1、Southwest University of Science and Technology本 科 毕 业 设 计 （ 论 文 ）压水堆核电站全厂断电事故模拟研究学 院 名 称 国 防 科 技 学 院专 业 名 称 核 工 程 与 核 技 术学 生 姓 名 学 号 指 导 教 师 西南科技大学本科生毕业论文二一三年五月西南科技大学本科生毕业论文压水堆核电站全厂断电事故模拟研究摘要：压水堆核电站全厂断电可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效。全厂断电事故中主泵轴封处可能会由于失去冷却而出现泄漏;如果此时一回路系统维持在安全阀设定压力的水平,可能会导致高压熔喷。本论文主要研究关于
2、如何推迟较压力壳下封头熔穿时间，避免高压熔喷,降低安全壳发生早期失效等问题，利用 MELCOR 程序分析研究严重核电厂全厂断电事故，研究表明全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环，堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露，逐渐融化，并最终导致安全壳发生超压失效。最后通过对全厂断电事故发生时一回路系统热工水力响应、堆芯部件行为、安全壳内的热工水力现象进行分析，提出对核电厂严重事故的缓解措施。关键词：全厂断电；严重事故；高压熔喷；热工水力响应；安全壳响应西南科技大学本科生毕业论文 IAnalysi
3、s of station blackout accident in Pressurized water reactors nuclear power plants Abstract:nuclear power plant outage may develop into a water pressure core melt accident serious heap,and lead to vessel overpressure failure.The main pump power accident may be due to the cooling and the leakage loss;
4、if a closed-loop system to maintain the safety valve set pressure,may lead to high pressure spray.This paper mainly studies how to turn ahead pressure vessel penetration time,avoid high pressure spray,reduce the control problem of early failure,using MELCOR program to a serious analysis of nuclear p
5、ower outage,studies show,blackout,auxiliary power machine power,power of the main pump has been idle in sharp decline,coolant flow,began to natural circulation,reactor core coolant supply due to lack of,the remaining coolant evaporation,the water level dropped rapidly,nucleate boiling and naked,melt
6、ing,and over pressure resulted from the failure of containment.When the accident occurred,the thermal-hydraulic response of a loop of the system,the core components of the behavior of power plant thermal hydraulic phenomena,containment,and analyzes the results,puts forward severe accident mitigation
7、 measures.Keywords:station blackout; severe accident;high pressure spray；The thermal-hydraulic response；containment response西南科技大学本科生毕业论文 II目 录第一章 前言 1第二章 国内外对核电站研究现状 32.1. 核能相对于其他能源的优势 32.2. 当前国内外核电发展研究现状 42.2.1 国内外核电发展概况 42.2.2 美国核电发展现状 52.2.3 法国核电发展现状 62.2.4 日本核电发展现状 62.2.5 我国核电发展现状 72.2.6 我国核电发展
8、前景 82.2.7 当前世界核电发展发展趋势 92.3 毕业设计的意义和目的 .12第三章 MELCOR 程序 133.1 MELCOR 程序的模块化结构 .133.2 主要计算模型 14第四章 核电事故原因分析 174.1 核电厂严重事故 174.2 压水堆全厂断电事故 .194.3. 模拟研究核电站全厂断电事故进程 19第五章 分析核电站全厂断电事故 225.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析 225.2 全厂断电事故中出现主泵轴封泄漏同时实施减压措施 .245.3 应急措施及建议 .255.3.1 应急压空和 1E 级蓄电池有效工作时间论证 255.3.2 评估应付全厂断
9、电时限能力 265.3.3 增设可替代交流电源 265.3.4 安装非能动自催化氢气复合器 275.3.5 制定严重事故管理导则 28致谢 29参考文献 30西南科技大学本科生毕业论文0第一章 绪论1.1 引言 伴随着科技和经济的发展，人类对于生活质量的追求越来越高，在各个领域的发展都十分迅速，然而在我们人类不断进步的同时，我们对于能源的需求也在不断提高，直到 21 世纪的今天，能源危机已经遍及全球各个国家，以及燃烧煤、石油、天然气等到时的温室效应、臭氧层空洞等，是的我们唯一的赖以生存的家园变得岌岌可危，因此寻求新的清洁的能源成为整个人类缓解能源危机及环境问题的首要任务，而核能便成为各国的重点
10、关注对象。我国的可再生能源有着得天独厚的优势，是重要的战略替代能源，对增加能源供应，改善能源结构，保障能源安全，保护环境具有重要的作用。积极开发和利用核能、太阳能、风能、电能、生物质能、地热能以及海洋能等可再生能源，是实现我国经济社会可持续发展能源战略的必然选择。但我国同时也是一个能源生产大国和消费大国，拥有丰富的化石能源资源。2006 年，煤炭保有资源量为 10345 亿吨，探明剩余可采储量约占全世界的 13%，列世界第三位。但是中国的人均能源资源拥有量较低，煤炭和水力资源人均拥有量仅相当于世界平均水平的 50%，石油、天然气人均资源拥有量仅为世界平均水平的 1/15 左右。能源资源赋存不均
11、衡，开发难度较大，已探明石油、天然气等优质能源储量严重不足。再加上能源利用技术落后，利用低下，在经济高速增长的条件下，我国能源的消耗速度比其他国家更快，能源枯竭的威胁可能来得更早、更严重。因而，日益增长的对外能源需求造成的能源压力迫使我们不得不寻找解决能源危机的突围之路。迄今为止，世界能源需求的 85%来自燃烧煤、石油、天然气等化石燃料。大量燃烧化石燃料所产生的二氧化硫、二氧化碳、氮氧化物、一氧化碳和颗粒物等，是的地球环境再次遭到严重破坏，威胁到人类的健康。而且，煤、石油、天然气等化石燃料属于不可再生的资源，随着其消耗的迅速增长，使它们在地球上的储量面临枯竭的境地。为了缓解能源危机，我们便需要
12、寻找新的清洁的能源，在自然界中，除了化石燃料外，核能、水力、风力、太阳能、地热、潮汐能等也都是可资利用的能源。水力是无污染的能源，应充分开发使用，但水力资源终究有限，且受地理条件限制。水力发电随季节变化很大，所以光靠水力替代不了化石燃料，满足不了日益增长的能源需求；风力、太阳能、地热、潮汐能等，都因受多种条件的限制，只西南科技大学本科生毕业论文1能在一定条件下有限开发，很难大量使用；较乐观地估计，到 21 世纪，上述几种能源中每种在能源总耗量中的比例，都很难超过 1%。然而到目前为止，在技术上已较成熟，而且能大规模开发使用以提供稳定电力的惟有核能。因为核能有其无法取代的优点，主要表现于：（1）
13、核能是地球上储量最丰富的能源，又是高能量密集型的能源。（2）核电是清洁、低碳的能源，有利于保护环境。如果取代燃煤发电设备，1GW 核电设备运行 1 年能避免排放 560 万吨 CO2，能有效的遏制和缓解温室效应，保护环境。（3）核电的经济性优于火电。（4）核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座 1000 百万瓦的核能电厂一年只需 30 公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。（5）以核燃料代替煤、石油和天然气，有利于资源的合理利用。1.2. 当前国内外核电发展研究现状1.2.1 国内外核电发展概况美国于 1945 年 8 月在日本投下了
14、两颗原子弹，核能首先被用作大规模杀伤性武器。二战结束后，科学家们开始研究如何控制和利用原子核裂变产生的巨大能量为人类造福。核电站的开发与建设开始于 20 世纪 50 年代。1954 年苏联建成世界上第一座电功率 5000KWe 实验性核电厂,1957 年美国建成电功率 9 万 KWe 的希平港原型核电站以来，世界核电已取得了长足发展。据统计，2006 年全世界正在运行的核电机组有 441 个（其中轻水堆核电机组约占 80%，重水堆核电机组约占 8%，轻水堆核电机组中压水堆机组占了 76%，沸水堆机组约占 34） ，分布在 31 个国家或地区，年发电量占世界总发电量的 16%。目前，世界核电主要
15、分布在北美（美国、加拿大） 、欧洲（法国、英国、俄罗斯、德国）和东亚（日本、韩国） ，这 8 个国家的核电机组数量占全世界总和的 74%，其装机容量则占 79.5%。核电装机容量排名前三位的美国、法国和日本的核电机组之和占全世界的 49.4%，装机容量占 56.9%。西南科技大学本科生毕业论文21.2.2 美国核电发展现状美国第一座核电厂建成于 1975 年 12 月。近 50 年来美国总共建成商业核电机组132 台，除去已经关闭的 28 台目前仍在运行的有 103 台，居世界之最。它们分布在美国的 31 个州 2006 年美国核能发电量约为 7804 亿千瓦小时，占全国总发电量的19.3%。
16、图 2-1 美国核电机组分布美国核电发展的特点：开发阶段起步早，堆型多，建设阶段大起大落。由于美国资金雄厚，早期采用多种堆型进行试验，经大量试验后，较早地确定了轻水堆。1975 年美国核电发展达到顶峰，此前发展过猛，此后紧急刹车。美国现有的核电机组全是早期建成的。三十多年来，美国没有新建一台核电机组。三里岛事故是促使美国核电发展急刹车的主要原因。这次事故虽然没有造成环境污染，但给电力公司造成巨大经济损失。三里岛事故后，美国已经订货的核电机组停止制造，正在建造的下马，刚刚建成的机组不让运行。三里岛事故后，美国核安全标准变得过于苛刻，审批手续复杂，时间拖得很长，造成建设周期延长，成本增加得让电力公
17、司难以承受。另外，燃料和高放废物最终处置问题也是困扰美国核电发展的大难题。美国政府经过二十年的努力才落实最终处置场，定点在内华达州尤卡山。经过三十多年的停顿后，目前美国核能事业正在复苏。在核燃料循环方面，美国过去一直是采用开式循环，燃料暂存不经过处理直接送到最终处置库。为了减少环境污染，降低最终废物处置量，目前美国正在改变核燃料循环技术路线，积极开发先进的后处理技术。西南科技大学本科生毕业论文31.2.3 法国核电发展现状法国因为能源短缺，在世界第一次石油危机之后，决心发展核电，目前正在运行的核电机组有 59 个，核电总装机容量 6613 万千瓦，2006 年总核电量为 4309 亿千瓦小时，
18、占总电量的 78.5%，核电比例位居世界第一。法国核电发展的特点是：一直稳步发展，面对世界上出现的两次大的核事故，法国发展核电的决心、政策和计划从不动摇。技术路线方面，法国核电堆型统一、标准化、系统化、程度化，由此带来的好处是安全审批程序较简单，审批时间短，建造周期较短，核电成本较低。法国核电站在厂址选择和布局方面，除沿海布置外，内陆滨河厂址也较多。采用闭式燃料循环，后处理技术先进，并重视发展快中子增殖堆，力图充分利用核燃料。图 2-2 法国核电机组分布1.2.4 日本核电发展现状日本能源严重匮乏，一直坚持积极发展核电的政策。目前日本运行的核电机组有 55 台，2006 年核电总装机容量为 4
19、858 万千瓦，核能发电量为 2807 亿千瓦小时，占全国总发电量的 29.3%同法国一样，世界上两次大的核事故并未动摇日本发展核电的基本方针，日本核电一直稳步增长。在核电堆型选择方面，日本的压水堆和沸水堆核电机组并行发展，两者数量相近。日本是个多地震国家，核电厂址安全停堆地震（SSE 或 SL-2）的地震动水平峰值加速度都比较高，日本柏崎核电厂是目前世界上装机总容量最大的核电厂（总装西南科技大学本科生毕业论文4机容量 8841 兆瓦） ，其中的两台 ABWR 机组是目前世界上最先进上午轻水堆核电机组（见图） 。图 2-3 日本核电机组分布1.2.5 我国核电发展现状我国的核能事业开始于 19
20、55 年，但核能发电起步较晚，上世纪七十年代开始设计工作，1985 年开始建设我国大陆第一座核电厂（即秦山核电厂）,1994 年投入运行。其后,除 1996 年开工建设的秦山 2 期核电厂是自主设计外;先后从法国引入大亚湾 2984MWe 和蛉澳一期轻水核电站,从加拿大引入秦山 3 期 2750MWe 重水核电站,从俄罗斯引进田湾 21060MWe 核电站.我国大陆已投入商业运行的 11 台核电机组，其总装机容量约为 900 万千瓦。2007 年核发电量近 600 亿千瓦小时，大约占全国总发电量的 1.8%。我国大陆现有三个核电基地，即浙江秦山核电基地， ，已建成 5 个核电机组，在建 4 个
21、机组；广东大亚湾核电基地，已建成 4 个核电机组，在建 2 台机组；江苏田湾核电基地，2 台核电机组已投入运行；在其它地区正在建设的核电厂有：辽宁红沿河 4 台机组；福建宁德 2 台机组，福清 2 台机组；西南科技大学本科生毕业论文5图 2-4 我国大陆部分核电厂分布图表 2-1 中国大陆已投入运行和在建的核电厂1.2.6 我国核电发展前景我国目前核电规模不大，核发电量占全国中发电量比例甚小，与世界核电平均水平相差甚远。其主要原因是过去我国核电在国家能源战略中的作用和地位无足轻重。为了满足我国电力增长需求，保障能源供应安全、调整能源结构、减少环境污染、保证社会和国民经济持续发展，我国近来调整可
22、核电政策，由过去的“适度发展核电”转变为“积极发展核电” 。2006 年 3 月国务院通过了我国中长期核电发展规划 （2005-2020 年） 。按此规划，到 2020 年，我国大陆核电运行机组总装机容西南科技大学本科生毕业论文6量将达到 4000 万千瓦并在建核电机组 1800 万千瓦。这相当于要求在今后 1415 年内，平均每年要建成两个百万千瓦级核电机组。目前应该说是中国核能发展的第三阶段，国家已将核电作为能源战略的重要组成部分。其方针是“积极推进核电建设” 。到 2020 年核电在国家电力的比例将为45 ，中国将建至少 30 座 100 万千瓦级的核电站。根据国家中长期能源发展形势和前
23、景分析，在2050 年我国的能源需求的研究报告中指出，核电占一次能源的比重应提高到 12.5%，总装机容量达到 240GW。核燃料循环各环节生产能力到2020 年也要在现有基础上提高 46 倍。1.2.7 当前世界核电发展发展趋势由于化石燃料的供应和价格经常受到国际政治外交和军事冲突的影响，温室气体排放造成的环境问题压力日益加剧，加上两次大事故后世界核电的运行业绩和技术进步，使得世界上许多国家又把发展清洁能源的注意力又重新转向核能。在经历了上世纪八、九十年代的低潮后，世界核电正在走向复苏，今后许多国家将大规模建造先进的核电机组，并继续开发先进核能系统。总的发展路线图是：现有核电机组延长使用寿命
24、新建第三代轻水堆机组开发第四代核能系统开发核能制氢按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为 3 代：1、20 世纪 50 年代末至 60 年代初世界上建造的第一批原型核电站，例如Shipping port（1957-1982） 、Dresden-1（1960-1978）和英国的 Calder Hall-1（1956-2003） 。其中，只有两座作为商业用途的第 1 代（Gen I）电站现在仍在运行：分别是 01dbury 核电站，以及位于威尔士的 Wylfa 核电站。2、20 世纪 60 年代至 70 年代世界上大批建造的单机容量在 6001400MW 标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的核
25、电站的主体。这些反应堆被称为轻水反应堆（LWR） ，使用的是传统的“能动式”安全措施，包括可按指令提供的电动或机械式操作。但一些当时设计的系统，仍然在被动模式下（例如使用压力释放阀）执行操作，而且在实施功能时没有操作者的控制，或要依赖辅助动力。目前我国正在商业运行的核电站都是采用的二代核电技术，在建的核电站大部分采用法国开发的二代压水堆，在引进吸收法国技术的同时也在不断的对其安全性进行改进以形成具有自主设计能力的二代改进堆型 CP1000，并将应用在福清 5、6 号机组中。西南科技大学本科生毕业论文73、20 世纪 80 年代开始发展、本世纪初开始投人市场的改进型轻水堆（ALWR）核电站。二、
26、第三代核电技术第三代核电技术，主要指符合美国“电站业主要求文件（URD） ”或“欧洲用户要求文件（EUR） ”的先进核电反应堆技术，采用或部分采用非能动的预防和缓解严重事故的措施，以美国的 AP1000 为例，它采用了以下几种措施：（1）设置熔融堆芯滞留设施(IVR） ；（2）在一回路设置非能动安全注射系统和多级的非能动自动泄压系统（ADS） ，当事故安全注射时即泄压，以防止高压熔堆；设置非能动的安全壳冷却系统（PCCS） ；设置非能动的堆芯余热排出系统（PDHRS） ；在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。目前广泛用于商业运行的第三代核电站，尚未形成气候。我国在建的三代核电站采用的
27、技术包括法国开发的 EPR 堆型和美国开发的 AP1000 堆型，其中 AP1000 堆型在世界上其他国家都没有建设运行的先例。2008 年 2 月 15 日，国务院第 209 次常务会议正式批准“大型先进压水堆重大专项总体实施方案” 。通过实施重大专项，在引进、消化和吸收世界最先进的第三代核电技术（AP1000）基础上再创新，设计并建成具有我国自主知识产权的大型先进压水堆核电站示范工程，并在此基础上加强基础研发，提升型号开发的综合实力，逐步走向世界核电前沿，这是我国核电可持续发展的需要，也是我国建设创新型国家的需要。我国第三代核电自主化依托项目的首座核电站浙江三门核电站一期工程核岛工程承包合
28、同 2009 年 2 月 28 日在北京钓鱼台签字。通过三门和海阳两个依托项目消化吸收的实施，要达到全面掌握以非能动技术为标志的第三代核电技术的目的，加快我国核电技术水平与安全要求的提升。目前，这两个依托项目进展顺利，后续自主化的 AP1000 项目已完成初步设计，并将逐步成为 CAP1000；同时，拥有自主知识产权的 CAP1400 的技术研发工作，也正在有条不紊地进行，并初步定于 2013 年在山东石岛湾开始示范工程的建设。在未来相当长一段时间内，AP1000、CAP1000、CAP1400 及其后续的 CAP1700 作为大型先进压水堆，将是我国的主要机型。4、第四代核电技术前三代核电技
29、术都脱胎于上世纪 40 年代末为海军开发的设计方案，自三哩岛事故之后，全球核电建设进人低潮，但发达国家一直没有放松先进核能系统的研发。20 世纪 90 年代以来，各国陆续提出了许多新的反应堆设计概念和燃料循环方案，西南科技大学本科生毕业论文8在改善经济性、安全性和可持续性的同时显著拓宽了核能的应用领域。为国际合作开发新一代核能系统，美国能源部倡议于 2000 年 1 月成立了第 4 代核能国际论坛（Generation IV International Forum -GIF） ，共同研究、开发和验证四代核能技术。目前共有 10 个国家包括美国、法国、日本、英国、加拿大、阿根廷、南非、巴西、韩国
30、、瑞士以及欧洲原子能共同体加入了该论坛。第 4 代核能系统，包括反应堆及其燃料循环应满足如下要求：（1）可持续性。能提供清洁、可持续的核能，能为世界长期使用和对核燃料实现有效利用；应能处理好核废物，并使核废物量最小化，特别是减少核废物长期管理的负担，从而改进对公众和环境的保护。（2）经济性。低成本、短周期建设，可在不同的电力市场竞争，投资风险应与其它能源项目类似；全寿期发电成本较其它能源具有优势，通过对电站和燃料循环的简化和创新设计达到成本目标；除发电外，还应能满足制氢等多种用途。（3）安全性和可靠性。 “第 4 代”应有更优良的安全性和可靠性，有非常低的堆芯损坏程度，应消除厂外应急的需要。防
31、止核扩散和增强实体保护。为防止核材料扩散提供更高的保障，通过内在的障碍和外部监督提供持续的防扩散措施；通过增强设计的坚固性防范恐怖主义袭击。5、第五代核电技术行波式核反应堆对反应堆的核燃料进行浓缩及定期打开反应堆补充核燃料，是核电站运行中最繁琐和昂贵的步骤。用过后的核燃料从反应堆中取出后，必须对之进行再处理以回收可用材料。而且核电站还存在核扩散和环境污染风险。为解决上述问题，美国华盛顿一家名叫“智力投资”的发明投资公司提出了一种经济可行的，只需少量浓缩核燃料即可运行的新型反应堆设计方案，他们称之为行波反应堆。行波堆不同于现有商业化的堆，通过对抑制堆芯燃料的分布和运行，核燃料可以从一端负级启动点
32、燃，裂变产生的多余种子将周围不能裂变的铀-238 转化成钚-239，当达到一定浓度之后，形成裂变反应，同时开始焚烧在原位生成的燃料，形成行波。常规反应堆也能生产钚-239，但是必须移去用乏后的核燃料，将之切断并用化学方法提取钚，这是一个肮脏、昂贵的过程，也是制造原子弹的一个主要步骤。行波反应堆生产出钚，并立即加以使用，从而消除了被专用于生产核武器的可能性。一个不到 1 米的活性区域沿着堆芯运动，就能给前方不断地提供新的钚核燃料。行波以增殖波先行焚烧波后续，一次性装量可以连续运行数十年甚至上百年。为维持运行，堆芯燃料部分西南科技大学本科生毕业论文9保持常规的大小质量，按正常方式通过核能，将热量带
33、出堆芯，产生蒸汽，其余部分为烧尽或待增殖的燃料。除最初的启动源需要浓缩铀，其他所有燃烧都可以来自天然的材料或清水的发电，因此不需要分离浓缩。行波堆的技术可以概括为核燃料一次性增殖焚烧，是一个理想状态的先进的东西，是有可持续、防核扩散、安全性和高经济性，行波堆可将铀资源利用提高近百倍，废物量减少数十倍，把一个百年的资源提升为数千年的技术。这项技术仍有一些基本的设计问题需要加以解决，如反应堆如何在事故条件下运行的精确模型等。1.3 毕业设计的意义和目的在核电厂严重事故中,堆芯熔化后和冷却水相互作用,可能引发蒸汽爆炸现象,蒸汽爆炸过程伴随巨大的能量和压力波的产生,可能造成安全壳结构失效,导致放射性裂
34、变产物释放到环境中。而压水堆核电站全厂断电可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效的严重事故。因此,认真研究严重事故过程以及事故的放射性后果，并对其负面效应进行评价分析，对于预防严重事故发生、缓解严重事故后果和提高核电厂的安全性，从而达到保护和预防核电事故的目的是十分必要的。此外,由于目前国内尚缺乏熔融物热工水力相关程序的开发,因此对于熔融物热工水力数值模拟程序的开发也十分必要。本论文基于压水堆核电站全厂断电事故情况下，主要采用 MELCOR 程序建立一详细的严重核电厂全厂断电事故分析模型，分别计算发生全厂断电事故时各堆芯部件行为及其热工水力现象等，并对计算结果进行分析，以提出
35、对核电厂全厂断电严重事故的提前预防及事故发生后的缓解和保护措施。西南科技大学本科生毕业论文10第二章 MELCOR 程序 尽管核能是一种安全的能源,发生核事故的几率非常小,但美国三哩岛事故和前苏联的切尔诺贝利事故让我们认识到,目前核事故的隐患还不能完全消除。MELCOR是美国桑地亚国家实验室开发的一体化程序包，能够模拟严重事故进程中涉及的大部分重要物理现象和机理，并能计算放射性核素组在回路和安全壳内的迁移和向环境的释放。程序经过大量试验数据的验证和严重事故分析程序的相互验证，对严重事故进程的模拟具有较高的可信度，在世界上许多国家得到了广泛的应用。3.1 MELCOR 程序的模块化结构MELCO
36、R 程序是一个完全整体化的轻水堆严重事故分析程序，该程序在一个统一的框架中处理严重事故的各种物理过程,计算范围包括反应堆冷却系统和安全壳内的热工水力学响应,堆芯材料的加热、熔化、坍塌和重定位,错(包括不锈钢)水反应过程,堆芯熔渣从压力壳内向安全壳内的迁移过程,堆芯熔渣与混凝土的相互作用,氢气的产生!迁移和燃烧,裂变产物的迁移和释放,专设安全设施对热工水力和放射性核素行为的影响等。MELCOR 由程序模块组成,各模块计算事故进程中不同的物理现象，程序的模块化结构带来了很大的灵活性,用户使用时可以根据不同的计算要求启动所需要的模块而忽略不用的模块，MELCOR 程序模块有可燃气体燃烧(BUR);熔
37、渣与混凝土相互作用模块(CAV);控制函数模块(CF);控制体水力动力学模块(CVH);堆芯行为分析模块(COR);衰变热计算模块(DCH);外部数据文件(EDF);工程安全设施模块(ESF);熔渣在安全壳内的分布及与其他物质的相互作用(FDI);流道模块(FL);热构件模块(HS);材料性能模块(MP);非冷凝气体状态方程(NCG);放射性核素行为分析(RN);安全壳喷淋(SPR);表函数模块(TF);数据传递模块(TP)等。在计算的过程中,只有执行文件(EXEC),控制体水力动力学(CVH)和流道模块(FL)以及一些 MELCOR 软件的共用模块在任何计算中都是激活的,其余大多数的模块在默
38、认情况下都是非激活的,只有当使用者需要使用该模块并对该模块发出激活指令以后,该模块才能够开始进行使用。一个简单的热工水力问题可以由执行文件(EXEC),控制体水力动力学(CVH)和流道模块(FL)组成“根据西南科技大学本科生毕业论文11问题的复杂程度,逐渐添加相应的模块使得研究的内容更加接近实际情况“一般添加模块的顺序如图所示“该顺序不是一成不变的,要根据实际情况灵活的调整各个模块的顺序。图 3-1 添加模块的一般顺序图图 3-2 MELCOR 程序3.2 主要计算模型MELCOR 软件能够计算的事故进程特性包括:反应堆主冷却系统,反应堆堆腔,一回路边界、安全壳和包容体建筑的热工水力学响应;堆
39、芯的过热;裂变产物的释放和传输;氢气产生,转移和燃烧;熔融物喷出现象;堆芯一混凝土反应;热结构响应以及专设安全系统对热工水力特性和放射性核素行为的影响“同时 MELCOR 软件还使用灵敏度系数来进行灵敏性和不确定性分析“所以,要根据这些事故进程特性建立与之相对应的各种模型。MELCOR 将所模拟的系统分为多个控制体,控制体之间以流道连接，控制体的几西南科技大学本科生毕业论文12何形状由容积标高表来定义，每一个控制体可以分为水池和气空间两部分。水池可以是单相或两相的液体;气空间内可以包括水蒸汽或非冷凝气体,以及悬浮的液滴控制体中初始的热工水力状态由用户定义“随后的计算过程中,若选用平衡热工动力学
40、模型,水池和气空间的质量和能量交换由水池和气空间具有等温这一假设隐含地确定:若选用非平衡热工动力学模型,水池和气空间之间的质量和能量交换由控制体中物质的具体热工水力学状态确定，热工水力计算中将非冷凝气体作为理想气体进行处理。计算中主要的热工水力方程是质量守恒方程、能量守恒方程和动量守恒方程“同时,程序中含有两相(液相和气相)互相作用的模型,例如两相流动时的动量交换、气泡上升模型、气体和水池之间的质量和能量交换等“程序中也包含临界流模型,用于对破口处的流动以及具有稳压作用的阀门处的流动进行模拟，控制体内不同部件间以及控制体间的能量交换以热构件进行模拟，一个电厂需要考虑的热构件很多,例如压力壳内部
41、构件和压力壳壁、安全壳内的结构件和安全壳壁!蒸汽发生器的传热管管壁!各个管道的管壁等“必要时用户还可以定义与空间和时间相关的热构件内热源“计算时按需要在热构件内确定多个温度节点,两个温度节点之间的部分为一个单元,每个单元中可以包含一种材料,各种材料的热物性由其他模块提供“通过温度节点和热单元对热构件的温度分布!传热等进行计算，若热构件边界面有控制体,则需定义一个临界水池份额,用于热构件!水池和气空间之间的传热计算，热构件水池份额是指热构件边界浸在边界控制体的水池中的面积份额，需要分别定义水池和气空间临界值，实际水池份额大于等于水池份额临界值时,计算到水池的传热;实际水池份额小于等于气空间临界值
42、时,计算到气空间的传热和该表面的传质。热构件内部的热传导采用一维热传导模型进行模拟，热构件外表面传热则以对流和热辐射进行模拟。程序用一组使用范围较大的关系式来计算到水池或气空间的自然对流或强迫对流传热，如果热构件表面的温度高于边界控制体的饱和温度,那么就要用泡核沸腾!临界热流密度、膜态沸腾系式来计算水池的沸腾传热“膜态沸腾和过度沸腾阶段,要考虑从一个热构件表面到边界控制体水池的辐射传热“热构件表面与气空间之间的辐射传热也需考虑“当前有两种辐射传热模型可供选用,即等效带模型和气体灰体模型，热构件之间的辐射传热则被忽略.传热构件表面与边界控制体之间的质量传递是用计算质量流密度的关系式或表达式来处理
43、的,模型包括纯蒸汽环境下的冷凝!在有非冷凝气体存在下的冷凝和蒸发、以及任意环境下的闪蒸“另外,传质也由于热构件表面能流密度变化西南科技大学本科生毕业论文13而影响热构件内的温度分布,因为传质伴随能流密度,这一点在热传导计算中作为边界条件加以考虑，热构件在严重事故进程模拟中十分重要,因为一方面热构件会对热工水力状态有一定影响,另一方面会对放射性裂变产物的迁移过程产生巨大影响“热构件表面是裂变产物沉积或重力沉降的场所,并且热构件本身的热工状态会影响沉积和沉降过程“沉积在热构件表面的裂变产物,也会由于本身带有衰变热而影响热构件的热工状态，为完成上述计算,用户需指定热构件的如下性质:热构件的几何形状、
44、高度、方位、表面面积和组成的材料等;热构件的两个边界的初始条件;热构件的内部热源,等等，此外还需指定热构件的边界情况,例如与热构件相邻的控制体,热构件边界热传输种类,热构件周围是水池或气空间或两者都有。图 3-3 MELCOR 程序计算堆芯行为结构MELCOR 程序在核电厂严重事故安全分析、严重事故缓解措施的研究及严重事故管理规程制定上应用广泛。因此，深入研究模型开发思路、方程的求解进程和敏感性参数 的引用匹配，深刻理解与严重事故进程有关的物理模型，有助于对程序的准确理解以及应用，为程序的使用者也提供了详细的说明知道，同时对严重事故程序的自主研发的研究具有一定的意义。西南科技大学本科生毕业论文
45、14第四章 核电事故原因分析4.1 核电厂严重事故核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。一般来说核电厂严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事故。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温、直至堆芯熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级；三里岛事故属此类。堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级，切尔诺贝利事故属此类。堆芯熔化可以分为高压熔堆和低压熔堆两大类。低压熔堆是指过程以快速卸压的大、中破口失水事故为先导，若应急堆
46、芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳与水蒸汽反应产生大量氢气。高压熔堆是指堆芯冷却不足为先导事件，主要是丧失二次热阱事故、小破口事故。与低压熔堆相比，高压熔堆过程具有以下特点：1.高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因而有比较充裕的干预时间；2.燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变产物的释放而言，高压过程是“湿环境” ，气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果；（裂变产物不易释放） 3.压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热。因而，高压熔堆过程具有更大的潜
47、在威胁。压水堆严重事故发生的过程可以用下图加以描述，图中描述的（事件）次序假设了安全系统的基本故障，它们应被称为作为极端上限情况而不是作为预计事故而加以识别。西南科技大学本科生毕业论文15图 4-1 严重事故次序（热工水利过程用实线表示，裂变产物气溶胶用虚线表示）事故期间，如果冷却剂丧失并导致堆芯裸露，在堆芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。下图示出了大破口事故工况下燃料元件的温度随时间的变化。由于燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，此时燃料元件温度上升较快，如果主系统压力较低，这时由于燃料棒内气体的压力上升会导致包壳肿胀，包壳肿胀会导致燃料元件间冷却剂流道的阻塞，这将进一步恶化燃料元
48、件的冷却。在这种情况下，堆芯和堆内构件之间的辐射换热成为冷却堆芯的主要传热机理。主系统事件 安全壳内事件安全壳外事件事故引发者FP 释放至环境安全壳旁通气溶胶排除堆芯熔化发生 FP 气溶胶堆芯裸露并烧干一回路冷却剂丧失压力容器损坏堆芯熔融物与混凝土相互作用FP 气溶胶产生并迁移FP 释放至环境安全壳损坏安全壳热工水负荷西南科技大学本科生毕业论文16图 4-2 PWR 燃料的绝对加热当燃料温度增到 1400oC 时，堆芯开始熔化，熔化的过程非常复杂，且发生很快，当堆芯熔化过程发展到一定的程度，熔融的堆芯熔化物将落入压力容器的下腔室，也有可能发生堆芯倒塌现象，导致堆内固态的物质将直接落入下腔室。若
49、压力容器的下腔室有水，熔融物的下降有可能发生蒸汽爆炸。若熔融物下降中直接接触压力容器的内壁，将发生消融现象(ablation)，对压力容器的完整性构成威胁，从而对环境造成严重破坏。4.2 压水堆全厂断电事故我们知道，压水堆核电厂反应堆堆芯余热排出和安全壳热量排出所要求的许多安全系统的正常工作必须依靠交流电源，然而在全厂断电（S B O）事故中，厂外电源都不可用，机组转向带厂用电负荷运行失败，同时应急柴油发电机组也不可用，这势必造成堆芯由于得不到足够的冷却而发生熔化，甚至导致压力容器下封头失效造成安全壳超压失效的严重事故。在国家核安全局发布的新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策中明确提到， “应认真研究全厂断电的可能性和处理措施” 。对 S B O 问题关注的提升，主要是基于交流电源可靠性的经验的积累。我们知道，S B O 事故发生的概率取决于外电网的可靠性和厂内应急电源的可靠性。对于建成的核电厂，影响外电网可靠性的因素大多已确定不易变化（如恶劣天气的影响） ，这时厂内应急柴油发电机组运行的可靠性就变得非常重要。据统计，从 1993 年 1 月至 2005 年 8 月期间，秦山核电厂应急柴油机共发生失败的启动 1 次，失败的带载运行 3 次，可靠性系数为0.95。可见，应急柴油机的状态并不是完全让人放心的。为了在 S B O
