乏燃料水池是乏燃料的一个临时储存场所,乏燃料从堆芯卸除,直到最终储存或再处理以前,通常将其放入乏燃料水池中。一旦乏燃料水池发生热阱失效或者冷却剂失流,就会导致丧失冷却事故,其将会使乏燃料水池中的冷却剂升温沸腾直到蒸干,并最终造成燃料组件裸露,致使核燃料温度升高。一旦核燃料温度超过阈值(约1100K),其在水蒸气或空气环境下就会发生锆氧反应并释放出大量氧化热,如果没有有效缓解措施,将最终导致乏燃料损毁,致使放射性裂变产物迁移。本文使用MELCOR1.8.6版本来模拟一座典型的沸水堆乏燃料水池。此乏燃料水池共有4408个燃料组件,其总的衰变功率为2.85MW,其中11.4%的功率由156组最新周期的乏燃料组件产生。本文根据乏燃料水池的核燃料组件功率分布以及结构对其进行节点划分,并将所研究的一座典型沸水堆乏燃料水池模拟成堆芯,以总共45个水力部件控制体、53个流道以及32个热构件对所研究乏燃料水池进行建模。在所建立的乏燃料水池MELCOR1.86模式的基础之上,本文针对所模拟乏燃料水池进行稳态与瞬态分析。稳态分析结果表明,乏燃料水池稳态运行之时,其上层水温稳定在50摄氏度左右,同时,不同径向圆环所含格架单元格之内的冷却水质量流量也不相同,其质量流量与该格架单元格之内所含核燃料组件功率成正比。在模拟乏燃料水池丧失冷却事故时假设没有恢复供水系统。分析结果表明,初始水位大约为燃料格架顶部以上7.5米,水位从初始水位下降到乏燃料格架顶部以下大约需要246.4个小时(10.3天),乏燃料温度上升到氧化反应阈值温度(1100K)约为308.9个小时(12.9天),包壳峰值温度达到最大值2200K时间为315.2个小时(13.1天)。计算表明,氧化反应总的氢气产量可以达到4707kg。同时,本文模拟了乏燃料水池喷淋模式。虽然MELCOR1.86之中的喷淋子程序包并不适用于乏燃料水池的建模,但本文在使用该子程序包之后,发现其仍能得到较理想结果,这主要是由于喷淋水滴与热构件之间不存在传热行为,但其可以冷却水蒸气,从而间接冷却热构件,而且其还可以对乏燃料水池起到再淹没作用,同样可以使乏燃料水池之中的构件降温。