Transcript 用過燃料池喪失冷卻系統分析

用過燃料池分析燃料池喪失冷卻能力之熱水流分析
報告人：曾永信
行政院原子能委員會核能研究所
06/20
簡報大綱
一、緣由與目的
二、核一廠分析案例規劃與模式建立
三、結果與討論
四、結論與未來工作
行政院原子能委員會核能研究所
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一、緣由與目的
 每次大修期間，燃料池大約會退出1/4的燃耗燃料。由於剛退出
的燃料每束仍約有20000W左右的衰變熱，因此仍需利用水來進行
移熱，直至功率降低適合進行乾式貯存後，方能吊離燃料池進行
乾貯。
 為貯存長期運轉的大量燃料，故需要龐大的用過燃料池，目前核
一廠燃料池經格架改裝(Re-Racking)後約可存放3700根之用過核
子燃料；
 日本福島因地震引發喪失所有電源之事故，並導致用過燃料池冷
卻系統無法運作，進而發生燃料池發生事故。
 核一廠用過燃料池目前已接近滿載，因此發生類似事故時，可能
亦存在過用燃料過熱之疑慮。
 除燃料本身過熱外，亦需考慮燃料池格架週圍含硼鋁板過熱而熔
化之問題，因此進行熱流分析以確定這些元件之溫度反應。
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一、緣由與目的(續)
 現行燃料池之法規：
 正常狀況下，在單一冷卻系統運轉下，池水溫度不得超過60℃；
•核一廠目前有二套既有燃料池冷卻系統，移熱能力約為1MW；
•一套新增燃料池冷卻系統，冷卻能力約6.7MW；
 非正常狀況(含全爐退出期間)
•若餘熱移除系統與燃料池冷卻系統同時作用，則池水不得超過66℃；
•若僅有燃料池冷卻系統作用，則池水應低於飽和溫度(100℃)；
•水位需高於燃料頂端3公尺；
 異常狀況
•容許池水沸騰；
•需確保補水系統將水位維持在燃料頂端；
 上述係設計基準之考慮，並未涉及燃料池裸露後之熱傳機制與現象相關
議題；
 現行運轉規範尚未明確定義燃料裸露後之處置行動。
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池水乾化期間之熱傳機制
Q〞 Convection
 燃料在裸露前，所有的熱皆是透過冷卻水移除，最
終經由水的蒸發達到移熱的目的；
 當事故發生而導致無法補水，甚至燃料池發生洩露
，而導致燃料裸露時，其衰變熱需透過對流、傳導
與輻射方式移除；
 對流機制要來自於水中燃料蒸發所形成的水蒸汽；
 若假設燃料裸露比例為X，則
Q x  mC p T
 其中，m為蒸汽流量，此值與蒸發量有關：
m  Q (1  x) / hfg
Conduction
 兩式整理後可得：
T 
Q〞
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Evaporation
x h fg
(1  x) C p
 其它的熱傳機制則需由CFD來進行估算。
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二、核一廠分析案例規劃與模式建立(1)
 擬採用CFD (Computational Fluid Dynamics) 並結合整體
能量守恆計算來評估事故發生後之各階段時間點；
 局部沸騰
 池沸騰
 燃料裸露
 池水乾化
 金屬-水反應時間
 元件溫度反應
•燃料丸、護套、燃料匣、蒙皮、含硼鋁板、格架。
 確認上述各元件溫度的時間點將有助於後續相關事故處
理原則之訂定。
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二、核一廠分析案例規劃與模式建立(2)
 完整模擬格架之幾何形狀，以掌握池水乾化後的輻射熱傳；
 考慮燃料peaking factor
燃料束二維模型
燃料池三維模型
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燃料束三維模型
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二、核一廠分析案例規劃與模式建立(3)
 案例一
 1號機EOC25
 停機後3天
 全爐心退出後發生地震，造成強制冷卻喪失。
 運轉功率為104.66%OLTP
 案例二
 1號機EOC25退出之燃料保留102束於燃料池
 BOC26開始
 EOC25後90天發生地震，造成強制冷卻喪失。
 運轉功率為104.66%OLTP
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二、核一廠分析案例規劃與模式建立(4)
 利用已申照之CFD軟體-FLUENT進行分析；
 利用二維模型，進行燃料束等效性質計算；
 利用全池模型，進行燃料池乾化後之熱傳現象；
 利用單一格架模型計算最嚴重格架內之溫度狀況，並評估
所有元件之溫度；
 利用moving boundary 之方式來進行模擬；
 相關分析所需之分析方法沿用自：
 核一大修替代冷卻方案；
•燃料池整體模型
•燃料池衰變熱計算與配置；
 乾式貯存系統熱流分析技術
•燃料束軸、徑向熱傳特性估算；
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二、核一廠分析案例規劃與模式建立(5)
 依據 ASB 9-2
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Fission Product Decay
ANS STD
Total decay power
0.05
0.03
0.02
10-2
0.005
0.003
0.002
 潛熱：2.257E6 J/kg
 計算式：
Power 
10-1
Decay power, P/P0
 池水溫度於冷卻系統停用前為
60°C
 池水容積：
12.17m*7.87m*11.61*0.75m=
834m3
 密度：以60~100°C之平均密度計
，970.8kg/m3
 比熱：4180J/kg-K
 Decay heat：
VCp
time
10-3
(T )
0.0005
0.1
1
1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5
Time After Shutdown, second
1E+6
1E+7
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三、結果與討論(1)
沸騰時間
 局部沸騰時間
池沸騰時間
案例一
Calculated by CFD
120
120
100
80
80
60
T(℃ )
Temp.(℃ )
100
40
60
40
20
20
0
0
0.5
1
1.5
2
2.5
3
0
72
Time After Full Core Discharge(hour)
73
74
75
76
77
Time after Shutdown (hour)
案例一
池水到達飽合溫度所需時間
(喪失強制冷卻後)
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4.3(hrs)
案例二
1.75(days)
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三、結果與討論(2)
水位變化
案例一
Power  time
H 
As fp ,surface    h fg
燃料裸露時間
(喪失強制冷卻後)
68(hrs)
16.3(days)
池水乾化時間(喪失
強制冷卻後)
98(hrs)
38(days)
案例二
10
122
172
Time after Shutdown (hours)
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222
燃料上方水位(m)
燃料上方水位(m)
案例一
10
8
6
4
2
0
-2 72
-4
-6
案例二
8
6
4
2
0
-2 90
-4
100
110
120
Time after Shutdown (days)
130
140
11
三、結果與討論(3)
燃料裸露後各元件溫度反應圖
1600
Stainless Steel Melt Point
1400
最高溫度(℃)
1200
Metal-Water Reaction
1000
800
Boral Melt Point
600
400
200
Fuel Pellet
cladding
canister
shell
boral
rack
0
0
30
60
90
120
150
燃料裸露高度(in)
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三、結果與討論(4)
燃料棒裸露後之溫度分佈
800
700
Temp.(K)
600
500
400
300
200
100
0
0
2
4
6
8
10
12
14
16
Distance (cm)
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三、結果與討論(5)
整體燃料池溫度分佈
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三、結果與討論(6)
Water-Metal Reaction對溫度的影響
1600
With W-M REACTION
1400
Temp. (℃ )
1200
1000
800
600
400
200
0
3
4
5
6
7
8
Time After Shutdown(days)
1200
1000
Temp ( ℃)
800
600
400
200
0
90
95
100
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105
110
Time (days)
115
120
125
 若假設護套氧化層初始厚度為
30μm。
 護套溫度達到反應溫度時，反應熱
約為8000W/BUNDEL，燃料之衰變熱
約18800W/BUNDEL；
 溫度愈高使反應速率愈快，因此發
生反應後溫度急劇上昇。
 有可能呈現燃料半裸露，但燃料護
套與rack已經熔融。
 案例二雖然因為衰變熱較低，但水
位過低使燃料半裸露時，亦會發生
鋯-水反應。
 發生大量燃料裸露後再補水可能發
生更嚴重事故。
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三、結果與討論(7)
與NRC類似事故之處理導則比較
 NRC針對此類事故之處理導則主要依循NEI (Nuclear Energy
Institute) 06-12 Rev. 2 中的B.5.b來處理，其主要建議強化
項目有：
 建立補水機制與必需之水源；相關補水流量約500gpm；
 建立燃料池噴灑系統，噴灑能力至少200gpm；
 事故發生時，若發生燃料池水位下降之問題，即開始補水；
 若持續補水仍無法維持水位，即採用噴灑系統進行冷卻，若無法
確認燃料池水位狀況，亦採用相同處理原則；
 若燃料採集中擺置，最晚需於燃料裸露後2小時內開始噴灑，若
採平均擺置，則需於5小時內噴灑。
 上述時間經本工作研究後推測，最初NEI應是以600℃為限，以能量
守恆為分析基礎進行評估後之結果。
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四、結論與未來工作
 依目前分析結果顯示，當燃料池發生喪失冷卻事故時，在燃料裸露前皆
不會發生嚴重後果；
 當燃料開始裸露時，元件溫度將會快速溫昇，並導致可能的元件熔融、
鋯-水反應等；
 上述分析結果與NRC所提供的B.5.b之建議處理導則相符，皆是以維持燃
料池水位或降低燃料組件溫度為首要目標，以防止燃料裸露後發生更為
嚴重的鋯-水反應；
 未來將持續進行：
 燃料池失水速率、噴灑能力之涵蓋性評估，以協助台電增進燃料池對此類
事故之因應能力；
 協助利用熱水流分析結果，建立事故中不同階段下之處理原則，以降低事
故之嚴重性；
 由於燃料在此事故下發生裸露後可能產生的氧化與反應機制至目前並未有
詳細之研究結果，故本研究亦將持續進行不同階段下之熱水流分析，以獲
得事故狀態下之燃料溫度以及蒸汽、氧氣分佈，將環境條件提供給燃材領
域進行護套之劣化機制評估。
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