1、第五章 核电厂的严重事故,主讲：艾青,核反应堆安全分析,核电站设计基准事故,核反应堆冷却水管道双端断裂大破口失水事故(LOCA) 单一故障原则,核电站严重事故,堆芯熔化大面积燃料包壳失效超设计基准事故多重失效 (人因、故障等）,核电厂的严重事故,核电厂严重事故： 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系列过程 核反应堆的严重事故可以分为两大类： 堆芯熔化事故（CMAs）：美国三哩岛事故 堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级。 堆芯解体事故（CDAs）：切尔诺贝利核电厂事故
2、堆芯解体事故是由于快速引入巨大的反应性，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。,核电厂的严重事故,定性分析压水堆的严重事故过程及现象，压水堆严重事故的操作管理。 1. 严重事故过程和现象 2. 堆芯熔化过程 3. 压力容器内的过程 4. 安全壳内过程 5. 严重事故管理 6. 核事故应急管理 7. 典型严重事故分析,核电厂的严重事故-内容要点,4,5.1 严重事故过程和现象,低压熔堆：以快速卸压的大、中破口失水事故为先导并发ECCS的注射功能或再循环功能失效 堆芯裸露和熔化，锆+水蒸汽氢气 堆芯水位下降到下栅格板以后，堆芯支撑结构失效，熔融堆芯跌入下腔室水中，蒸汽 压
3、力容器在低压下熔穿(p3.0MPa)，熔融堆芯落入堆坑，并与地基混凝土反应向安全壳释放H2,CO,CO2等不凝气体 安全壳可能破损： 不凝气体聚集持续晚期超压(3-5d)导致破裂或贯穿件失效 熔融堆芯烧穿地基,压水堆堆芯熔化过程：高压熔堆、低压熔堆,高压熔堆特点 高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因为有比较充裕的干预时间； 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；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，并有可能造成完全壳内大气的直接加热。因而，高压熔
4、堆过程具有更大的潜在威胁。,高压熔堆：堆芯冷却不足为先导条件 如失去二次侧热阱事件、小小破口失水事故,5.1 严重事故过程和现象,I堆内事故过程,始发事故,严重事故进展,II堆外事故过程,严重事故进展,堆外水蒸汽爆炸,堆芯 混凝土相互作用,安全壳传热,安全壳直接加热,氢气燃烧,裂变产物迁移,安全壳破损,裂变产物大气释放,核电站严重事故事故系列及进展,5.1 严重事故过程和现象,严重事故次序,热工水力过程用实线表示：裂变产物（FP）气溶胶用虚线表示,5.1 严重事故过程和现象,严重事故时的主要现象,安全壳,反应堆压力容器,安全壳直接加热,堆芯熔融的进展,裂变产物气溶胶的迁移,氢气爆炸,熔融物/堆
5、坑水的相互作用,水蒸气爆炸,堆芯,熔融物与混凝土相互作用,下封头的熔穿,5.1 严重事故过程和现象,严重事故的主要现象,压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation) 堆芯熔融的进展 (Core Melt Progression) 压力容器内的水蒸气爆炸 (In-Vessel Steam Explosion) 压力容器的熔融贯通 (Reactor Vessel Melt-Through) 安全壳直接加热 (DCH: Direct Containment Heating) 安全壳内的水蒸气爆炸 (Ex-Vessel Steam Explosion) 基础混凝
6、土的热分解 (Basement Concrete Disinteragtion) 安全壳内的氢气产生 (Ex-Vessel Hydrogen Generation) 氢气燃烧 ( Hydrogen Burning) 可燃性气体的燃烧 (Combustible Gas Burning) 安全壳的加压 (Containment Pressurization) 安全壳的破损 (Containment Failure) 压力容器内裂变产物放出 (In-Vessel Fission Product Release) 压力容器内冷却系统内的核裂变产物的沉积(In-Vessel Fission Produc
7、tion Deposition) 安全壳内裂变产物放出 (Ex-Vessel Fission Product Release) 安全壳内裂变产物沉积 (Ex-Vessel Fission Production Deposition) 核裂变产物在环境中的放出,具有最大不确定性的问题 评价程序用的论证工作 利用国际合作进一步确定严重事故的议题,目前主要研究方向,严重事故研究主要参与国或地区和机构,国外研究规模,近十多年核电站安全研究领域 投资最大、研究力量最集中、国际合作范围最广的研究学科,5.1 严重事故过程和现象,美国、日本、英国、德国、加拿大、意大利、瑞士、瑞典、韩国、台湾、芬兰、俄国、法
8、国、欧共体等,堆芯加热 燃料包壳变形 氧化过程 堆芯熔化 堆芯熔化的三种定位机理 多孔碎片床,5.2 堆芯熔化过程,氧化侵蚀 氧化壳支撑 共晶反应,表面干涸,H2,燃料元件,元件/包壳,在瞬态或LOCA中导致冷却剂装量的损失，对芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。 由于燃料棒与蒸汽间传热性能较差，此时燃料元件温升较快； 若主系统压力较低，燃料棒内气体压力上升会导致包壳肿胀 燃料温度继续上升并超过1300k，则锆合金包壳开始与水或水蒸气氧化反应,5.2.1 堆芯加热,包壳肿胀和破裂包壳氧化和过热氧化速度的增强（增强2.6倍）包壳直径肿胀1.3倍破裂和内层面积的加入流道的变形对流动的影
9、响 冷却剂流道阻塞 恶化燃料元件的冷却,内外应力驱动引起塑性变形 内部裂变气体（燃料棒内气体压力上升导致包壳肿胀） 高温包壳变形 1220K,燃料包壳变形,后果,堆芯换热方式-辐射换热,5.2.1 堆芯加热,氧化过程,特点：放热反应 产生氢气蒸汽减少 支撑材料（如包壳）厚度、强度变化 分析内容 氧化物的质量变化率 结构材料的氧化（包壳、定位格架、下部支撑件） 再灌水会引起包壳粉碎氧化增强 确定包壳失效的极限 堆芯碎片氧化（碎片中含的Zr） 氧化率正比于碎片的形状 液滴，氧化速度快 水平层，面积大大减少，氧化速度慢,Zr+ H2O 蒸气 ZrO2 + H2 + 热量,5.2.1 堆芯加热,5.2
10、.2堆芯熔化概述,1400,5.2.2堆芯熔化概述,燃料棒熔化的微滴和熔流初步形成，在熔化部位较低的区域固化，并引起流道的流通面积减少 随着熔化进步发展，部分燃料棒间的流道被阻塞 流道阻塞使燃料元件冷却更加不足，堆芯熔化区域不断扩大，局部熔透 熔化燃料的上部倒塌，堆芯熔融区域不断扩大,当燃料温度达到1400K时，堆芯材料开始熔化，熔化过程复杂,堆芯熔化期间与燃料有关过程包括三种重新定位机理,熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化 在先固化的燃料芯基体硬壳上和破碎的堆芯材料上形成一个碎片床 在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落入堆芯下腔室,5.2.2堆芯熔化,当包壳的温度达
11、1473-1673K时，控制棒（1073K）、可燃毒物(970-1020K)和结构材料会形成一种相对低温的液相，形成局部肿胀，导致堵塞流道面积，从而引发堆芯的加速升温。 当温度在2030-2273k时，如果锆合金包壳没有被氧化，将在2030K时熔化，并沿燃料棒向下重新定位；若已有明显的氧化层，氧化层可保留固体状态直到堆芯达到更高的温度（2973K氧化层的熔点），或氧化层的机械破坏。 当温度在2879-3123K之间时，低共熔混合物（UO2,ZrO2）开始熔化。当温度高于3000k， UO2,ZrO2熔化所形成的含有更高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其他与之接触的氧化物和金属。 此时，堆芯内蒸汽的
12、产生量对堆芯材料的氧化速度起决定性的作用。 随着Zr的液化和重新定位，堆积的燃料芯块得不到支撑而可能塌落，并在堆芯较低的部位形成一个碎片床。 UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先重新定位的碎片层，形成一种多孔碎片床。,5.2.2堆芯熔化,包壳失效,下封头失效,堆芯加热、熔融进展相关现象总结,表面干涸,H2,燃料元件,堆芯的塌落 熔融池的产生,压力容器,元件/包壳,元件间的 液滴聚合,Xe，Kr，Ce，I燃料达到液态条件UO2发生粉碎时，裂变产物聚集到晶格边界瞬间释放到包壳缝隙中气隙的释放气体 H2，He，Kr，Xe，I,UO2液化和粉碎时的FP释放,堆芯加热、熔融进展相关现象总结,控制棒、可燃毒
13、物棒和结构材料会形成一种相对低温的液相，这些液化的材料可以重新定位并形成局部肿胀，导致堵塞流道面积，引发堆芯的加速升温。,1400,此时，堆芯内蒸汽产生量对堆芯材料的氧化速度起决定性的作用。 随着Zr液化和重新定位，堆积的燃料芯块得不到支撑而可能塌落，并在堆芯较低的部位形成一个碎片床。 UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先重新定位的碎片层，形成多孔碎片床,堆芯加热、熔融进展相关现象总结,5.3压力容器内的现象,当堆芯熔化发展到一定程度，堆芯熔融物将落入压力容器的下腔室，此过程中也可能发生倒塌现象，固态的物质将直接落入下腔室 堆芯熔融物在下落的过程中，若堆芯熔化速率较慢，首先形成碎片坑，然后以喷射
14、状下落（三哩岛事故） 堆芯熔融物与下腔室中的水或压力容器内壁接触的部位较为单一，且热容量较大，事故发展的激烈程度和后果较大 若堆芯熔化速率较快，堆芯熔融物可能以雨状下落,5.3压力容器内的现象后果,若压力容器的下腔室留存有一定的水，堆芯熔融物下降过程中可能发生蒸汽爆炸 若堆芯熔融物下降过程中首先直接接触压力容器内壁，将发生消融现象，对压力容器完整性构成极大威胁 一旦堆芯的熔融物大部分或全部落入堆芯，压力容器的下腔室中可能存在的水将很快被蒸干，堆芯熔融物与压力容器的相互作用是非常复杂的传质传热过程，是否能有效冷却下腔室中堆芯熔融物将直接影响到压力容器完整性,5.3.1 堆芯碎片在压力容器下腔室重
15、新定位 5.3.2 蒸汽爆炸的原理与子过程 5.3.3 下封头损坏模型 5.3.4 自然循环,5.3.1堆芯碎片的重新定位,由于裂变产物衰变产生的功率和基体上由重新定位物氧化产生的化学能，堆芯碎片将会继续升温，直到结块的内部部分熔化 形成一种熔化物坑：由固态低共熔颗粒层支撑，并由具有较高熔化温度物质组成的硬壳覆盖 随着熔融物在下腔室中流动，熔坑可能增长，低共熔物逐渐被熔化，甚至由于坑的机械应力和热应力作用而断裂,熔坑上部的覆盖层可能由于热应力作用而裂开，并且落入熔坑内,堆芯碎片重新定位中涉及的几种主要现象：,堆芯碎片-水的相互作用和主系统压力的增加 可能发生的爆炸、熔融燃料和水在压力容器下腔室
16、的相互作用将使燃料分散成小颗粒，这些小颗粒在压力容器下腔室形成碎片床，同时，由于大量冷却剂蒸发，将导致主系统压力上升 堆芯碎片-压力容器下封头贯穿件的相互作用 堆芯熔融物可能首先熔化贯穿管道与压力容器的焊接部位，而导致压力容器失效 下腔室中堆芯床的冷却 冷却特性取决于碎片床的结构（几何形状、颗粒大小、孔隙率以及空间分布特性）以及连续对压力容器的供水能力。 如果碎片床能被冷却，事故将会终止。 如果不能冷却燃料碎片，燃料碎片在下腔室再熔化，形成熔融池。熔融池中流体自然对流会使压力容器下封头局部熔化,5.3.1堆芯碎片的重新定位,液滴 包壳破损口淌出的熔融燃料、包壳混合物 在燃料表面下淌 粘结团 燃
17、料表面下淌的液滴的聚合 在燃料下部支撑件处聚合成层 燃料元件间液滴的聚合 颗粒床、多孔碎片床 熔融物在冷却过程中凝结、粉碎、解体 以颗粒形式成堆存在，形成多孔碎片床,碎片床的形式,元件间的液滴聚合,5.3.1堆芯碎片的重新定位-碎片床的形式,5.3.1堆芯碎片的重新定位-碎片床的形式,压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation),起因：,发热反应使堆芯升温加速，堆芯熔化加速 ； 氢气可能在堆芯内燃烧， 压力容器破损后在安全壳内燃烧； 氢气会降低安全壳喷淋对减压的效果,后果,控制棒、燃料包壳、燃料的融化过程 共晶反应 氢气发生,研究,5.3.1堆芯碎片的重
18、新定位,pressure wave,粗混合 coarse mixing,粉碎和传播 Fragmentation and Propagation,melt-jet,液柱破裂 jet breakup,冲击波触发 trigging,water,water,unstable vapor film,5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程,fragments,melt-droplet,高压蒸汽沿周向扩散，热能转化为机械能 轻水反应堆可能发生压力容器内和压力容器外两种典型蒸汽爆炸,膜态沸腾,In-Vessel Steam Explosion,急剧的蒸汽发生 极端的情况下产生冲击力 冲击力会造成堆内构造物损伤或压力
19、容器顶盖冲飞 （mode失效）WASH-1400中被假设为早期安全壳失效的可能来源 小质量飞射物的爆炸喷射-如控制棒驱动机构的爆炸喷射（压水堆装有屏蔽以阻滞这种飞射物，使之不能到达安全壳内壁-认为这种机理引起安全壳破损不太可能。）,后果,高温堆芯熔融物和冷却剂接触，冷却剂快速蒸发，引发爆炸,起因,mode失效,研究,高压下的水蒸汽爆炸 再临界水蒸汽爆炸 对压力容器的加载 mode失效,是一种声波压力脉冲Sonic pressure pulse，由快速传热引起,特点,5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程,蒸汽爆炸-争论的话题,实验研究表明：从燃料中储存的能量转换成爆炸能的转换因子约为2%。如果一座压
20、水堆中所有的燃料都参与这种假想的反应，那么所形成的爆炸等效于100kgTNT的威力 蒸汽爆炸评定小组：这种事件的概率极低，可以忽略不计。,5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程,5.3.3 下封头损坏模型,从堆芯熔落物至压力容器内壁的传热： 固态碎片的瞬态导热 碎片的熔化，液态熔融物的自然对流 液态熔坑中不同物质的分层及其自然对流 压力容器内壁局部熔化,堆芯熔融物 蒸汽,向安全壳内放出,后果,压力容器的熔融贯通 (Reactor Vessel Melt-Through),大量的堆芯熔融物将底板一部分熔化； 或堆芯贯穿件失效 或因升温使钢板的强度降低，造成底板受压损坏,起因,研究,熔融池特性 熔融堆芯
21、和下封头反应 下封头的蠕动过程 测量管道的健全性,相关国际大型研究,典型的分析程序,法国IPSN正在开发的ICARE2程序 日本JAERI正在开发的CAMP程序 COUPLE程序,5.3.3 下封头损坏模型,NRC研究工作：临界热流密度试验（Penn State）结束 低压头破损试验（SNL）结束 容器内堆积物冷却性试验（FAI）进行中 OECD 的RASPLAY 计划（RRCKI）进行中 德国的DEBRIS/PRV计划、韩国的SONATA计划,压力容器的熔融贯通相关现象,5.3.3 下封头损坏模型,损坏模型,喷射冲击：喷射冲击引起的消融 下封头贯穿件的堵塞和损坏 堆芯碎片首先破坏下封头的贯穿
22、件管道。如果温度足够高，那么管道壁可能发生熔化或蠕变变形（TMI-2的数据表明，管壁破损发生在仪表管道上，并且许多管子被碎片堵塞） 下封头贯穿件的喷出物 破坏贯穿件管子，碎片积累后的持续不断的加热可能使管道贯穿件焊接处损坏 球形蠕变断裂 熔融堆芯与压力容器壁之间直接接触引发对下封头的快速加热，可能导致球形蠕变断裂。,5.3.3 下封头损坏模型,5.3.4 自然循环,定义：密度梯度形成压力容器内的自然循环流动 一方面使蒸汽在堆芯中的温度分布趋于均匀 一方面使蒸汽在堆芯内更加均匀，从而增加金属与蒸汽的氧化反应速率，导致更严重的包壳氧化,堆芯 /堆坑回流模型,严重事故期间，自然循环为压水堆（沸水堆）
23、中重要现象,压力容器内诸现象的研究课题,1) 堆芯的损伤、熔化过程 控制棒、燃料包壳、燃料的融化过程 共晶反应 氢气发生 再定位 2) 压力容器内熔融堆芯的维持 下落熔融燃料堆积物的粒子化份额 熔融池自然对流 硬壳生成及燃料堆积物的固化性状 熔融池分层化 固化熔融物和下压头间的空隙的形成和水对空隙的侵入 外部冷却的有效性及沸腾特性 除衰变热用冷却水的长期确保 3) 压力容器的健全性 熔融堆芯和下封头的反应 下封头的蠕动过程 测量管道的健全性,5.4 安全壳内过程,安全壳早期失效 直接安全壳加热（DCH） 蒸汽爆炸 氢气产生、扩散并燃烧 安全壳隔离失效 安全壳晚期失效 碎片床冷却 熔化堆芯物质与
24、混凝土相互作用,堆芯熔融物熔穿压力容器之前或者之后很短时间内安全壳的失效。 由于其启动厂外应急程序的警报时间很短，而且安全壳内放射性物质的沉淀时间很短而导致更大的放射性物质的释放。 对严重事故分析来说，早期失效更加重要。,如果安全壳不发生早期失效，在熔融堆芯熔穿压力容器后，仍然存在长期危及安全壳完整性的因素晚期失效的可能性。 主要因素：晚期可燃气体的燃烧，安全壳逐步超压以及地基熔穿。,安全壳直接加热 (DCH: Direct Containment Heating),5.4 安全壳内过程-安全壳直接加热 DCH,Zion概率安全研究:指出核电厂直接安全壳加热的潜在风险。 塞瑞核电厂的严重事故事
25、件的评价文献中和USNRC的反应堆风险参考文献NUREG-1150中突出出来。 尽管概率低，但却是对整个风险有最显著贡献的事件之一,安全壳内的氢气产生 (Ex-Vessel Hydrogen Generation),5.4 安全壳早期失效-蒸汽爆炸,安全壳内氢气的分布,在TMI-2事故中，安全壳中产生了大量的氢气，并发生过自燃事件 为了评估在氢气、蒸汽和空气混合物中发生自然式爆燃的压力、温度等条件，必须首先了解这些气体在安全壳系统中的分布 在有空气和蒸汽存在的环境中，对不同燃烧方式的氢气浓度的下限值（体积百分比）：向上扩展4.1%，横向扩展：6.0%，向下扩展：9.0% EPRI的氢气燃烧实验
26、表明：氢气燃烧发展而成的压力对氢气浓度极其敏感,5.4安全壳早期失效-氢气产生、扩散并燃烧,氢气燃烧（Hydrogen Burning）方式,扩散燃烧：一个连续的氢气流作供给的稳定燃烧 特点：生成压力峰值较小而可忽略，但燃烧时间较长，引起局部热流密度较高，在有点火器的情况下发生扩散燃烧的可能性较大 安装点火器的目的：是降低氢气的扩散范围和降低氢气的浓度而降低事故的风险。 快速减压燃烧：燃烧以相当慢的速度从点火处向氢气、蒸汽和空气的混合气体中蔓延 特点：压力的增加比较适度，高热流密度持续的时间较短，氢气燃烧的速率和总量决定了由此而产生的作用与安全壳的附加压力和温度 爆燃：燃烧以超声速在氢气、蒸汽
27、和空气的混合气体中扩散 特点：在极短时间内形成较高峰值压力 两种类型：爆燃的直接形成和快速降压燃烧-爆燃的转变,5.4安全壳早期失效-氢气产生、扩散并燃烧,5.4安全壳早期失效-安全壳隔离失效,安全壳隔离失效是指：在发生事故时，安全壳事先存在破口或者安全壳隔离系统失效。 安全壳贯穿件： 设备出入门、人员出入气锁门、元件运输管、管道、电缆贯穿件等。 为了防止事故工况下放射性流体通过贯穿件漏出安全壳，所有流体管道在贯穿安全壳的区段均设有隔离阀，一般采用两个串连的阀门以满足单一故障准则。 出现隔离失效并不意味着安全壳泄漏率一定超出法规允许值很多，但其潜在的环境后果将会比较严重。,5.4 安全壳内过程
28、-安全壳晚期失效,如果安全壳不发生早期失效，在熔融堆芯熔穿压力容器后，仍然存在长期危及安全壳完整性的因素，这就是安全壳晚期失效 主要因素： 晚期可燃气体的燃烧（H2和CO） 安全壳逐步超压 地基熔穿,1、碎片床冷却 2、熔化堆芯物质与混凝土相互作用,归结为如下问题：,堆芯碎片从主系统排放到堆坑或低地基区域之后，由于存在水，碎片骤冷，骤冷产生蒸汽，从而将增加安全壳内的压力 碎片床的可冷却性取决于： 水的供给量及其方式; 堆芯碎片的衰变功率; 碎片床的结构特性。 堆芯碎片物质的最终冷却是终止严重事故的重要标准，碎片床的可冷却特性是目前学术界研究的热点。 TMI-2事故中，在压力容器的下封头内约有2
29、0t堆芯碎片物质最终被冷却，至今人们对这一现象原因还不清楚，主要是复杂的碎片床的三维结构、冷却剂进入碎片床的途径不明等。,5.4 安全壳晚期失效-碎片床及其冷却,碎片床的冷却-碎片床可能是：液态、固态颗粒、分层结构,对液态的碎片床来说，国外有关试验研究结果表明：对碎片床采取顶端淹没不能最终冷却碎片床，原因是在碎片床的上表面形成了一硬壳，从而阻碍冷却剂浸入碎片床的内部； 从液态的碎片床的底部提供冷却剂，会形成多孔的固态碎片床（60%），容易被冷却（底部淹没）,液态,由不同的多孔介质特性组成的分层结构,这是一个非常复杂的传质传热过程,固态颗粒（多孔介质）但孔隙率很低,对于分层的多孔碎片来说，若上层
30、碎片具有较小的颗粒和较低的空隙率，采用顶端淹没将难以冷却，但若采用底部淹没，其最终冷却是可以达到的,5.4 安全壳晚期失效-碎片床及其冷却,堆芯熔融物与混凝土的相互作用（MCCI）,目的： 为了评估安全壳的超压，除气溶胶，超压由逐渐形成的气体和产生的蒸汽造成，气溶胶主要来自碎片中的裂变产物 确定安全壳可能的结构损坏，损坏由熔化坑的增长和碎片对地基地贯穿造成,5.4 安全壳晚期失效- 熔融物与混凝土作用,几个概念,堆芯碎片：就是由燃料元件、控制棒和结构部件等组成的破碎的堆芯材料，失去了它们原有的几何形状。（熔融的、固态的或两相混合的） 气溶胶：是一种变形的堆芯材料，它与堆芯碎片的主要区别在于粒径
31、的不同，表现出不同的气动力学特性。 气溶胶在穿越气体时受气流速度的影响明显，可以在气流中长时间悬浮，而堆芯碎片的运动则几乎不受气流影响 通常取当量直径30um作为碎片和气溶胶的分界,5.4 安全壳晚期失效- 熔融物与混凝土作用,由堆芯碎片造成的混凝土破坏取决于事故发展的序列、安全壳堆坑的几何形状以及水存在与否 可能的现象有： 1. 熔融堆芯落入安全壳的底部之后，它将与任何存在的水相互作用 2. 如果水被蒸发，则堆芯熔落物将保持高温，并开始侵蚀混凝土，产生气体并排出。 3. 在堆坑中的水被蒸发之后，碎片床将重新加热，并将产生较大的向上辐射热流密度,5.4 安全壳晚期失效- 熔融物与混凝土作用,堆
32、芯熔融物与水反应,Fe+H2O FeO+H2 (Fe=1000kg, H2=36.1kg) 3Fe+4H2OFe3O4+H2 (Fe=1000kg, H2=47.7kg) 2Cr+3H2O Cr3O4 +H2 (Cr=1000kg, H2=57.7kg) Zr+2H2O Zr O2+2 H2 (Zr=1000kg, H2=43.87kg),由90000kg燃料和22000kg不锈钢组成堆芯熔落物(Fe:85%,Cr:10%,Ni:5%)，氢气产量最大理论值为1392.2kg 根据试验的推论，堆芯熔落物氧化率的保守限值为33%，可得到约460kg氢气产物，消耗水4300kg,5.4 安全壳晚期失
33、效- 熔融物与混凝土作用,混凝土的消融反应,水被蒸发后，堆芯熔落物将保持高温，开始侵蚀混凝土，产生气体并释放热量。 消融速率取决于传给混凝土的热流密度和混凝土的类型 消融过程中产生气体，气体的运动将促进堆芯熔融物与混凝土之间的对流传热，从而加速混凝土的消融速率。 混凝土的消融过程发生吸热化学反应，其能量比熔融物的衰变热要大； 同时，混凝土的消融过程中产生蒸汽和二氧化碳，这些气体又与堆芯熔融物中的金属发生放热反应，因此，在长时间的侵蚀期间，碎片基本上保持恒定温度。,5.4 安全壳晚期失效- 熔融物与混凝土作用,混凝土消融的化学反应有,CaCO3 CaO+CO2 Ca(OH)2CaO+H2O 2H
34、2 +O2 2 H2O,当堆芯熔落物有16000C的温度，且堆坑中不存在水，则将有8.4m3的混凝土（约20，270kg）被消融，同时产生1340kg的蒸汽和7135kg的二氧化碳，相当于地基熔穿0.2-0.5m.,5.4 安全壳晚期失效- 熔融物与混凝土作用,5.4 安全壳内过程-安全壳旁路,在某些事故工况下，安全壳可以被完全旁路 如果发生事故后，一回路冷却剂以及相伴的放射性裂变产物能够不进入安全壳与空气混合，而是直接放到外部环境中，这就是安全壳旁路事故 例1：接口部失水事故，连接主系统与低压系统之间的隔离截至阀失效，引起安全壳旁路，截至阀的失效造成低压系统要承受主系统至少14MPa的压力，
35、很快会破裂； 例2：SGTR,1) 熔融堆芯和混凝土的相互作用 熔融堆芯和混凝土的相互作用 混凝土的侵蚀 气体的发生(H2、CO、CO2等) 裂变产物微粒的发生 对安全壳的加载 注水时的冷却性能,5.4 安全壳内的诸现象研究课题,2)对安全壳的直接加热(DCH) 微粒化熔融物的喷出 对安全壳的加载 防止压力温度急剧上升的安全壳内配置上的措施,4)氢气行为 金属水反应 水的放射性分解 氢气的分布、燃烧、从氢气燃烧到爆炸的迁移 防止氢气爆炸的对策,3)熔融物的扩大 向台座或反应堆地坑扩大 安全壳直接接触 水存在的影响,5)安全壳支路及冷却剂管道的健全性 二次侧减压引起的蒸汽发生器传热管破损 隔离阀
36、的信赖度和低压侧管道的耐压性 安全壳贯穿件(电线、管道、台架等)的风险 冷却剂管道的蠕变断裂,思考题,严重事故下典型的事故现象 蒸汽爆炸原理 DCH 安全壳的失效模式 安全壳旁路/安全壳隔离失效 研究MCCI的目的,5.5严重事故管理-即严重事故的对策,1) 严重事故的预防 采用一切可用的措施，防止堆芯熔化。 2) 严重事故的缓解 若堆芯开始熔化，采用各种手段，尽量减少放射性向厂外的释放。,严重事故管理的内容,事故管理的基本任务：,1) 预防堆芯损坏 2) 中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主系统压力边界以内。 3）在一回路压力边界完整性不能确保时，应尽量减少放射性向厂外的释放。 4）若
37、安全壳完整性不能确保，应尽量减少放射性向厂外的释放,反应堆停止机能,反应堆冷却机能,放射性物质封闭机能,安全机能的支持机能,紧急停堆 辅助给水泵的启动, 由蒸汽发生器对堆芯冷却带走衰变热,抑制压力上升,机能,添加功能,添加效果,利用汽轮机旁路系统增加对一次侧冷却、减压功能, 进而启动ECCS的低压系统 补给水系统的连续水注入，ECCS及其它泵向堆芯的硼水再循环等 通过对一次侧的持续减压，注水和泄放等使对堆芯进行长期冷却,提高向堆芯的注水能力，去除堆芯余热,喷淋系统降温降压 利用安全壳内的空调冷却器进行自然对流冷却，使内部水蒸气凝结 用水箱等的水向安全壳内注水 一次侧的强制减压以防止DCH 安全
38、壳内设置氢气点火器，氢气复合装置等用于法防止燃烧氢气 沙堆过滤器,利用消火水冷却ECCS泵 连通相邻电厂间的动力用交流电源,提高安全壳除热能力 提高氢气浓度的控制能力,提供安全系统的冷却水供给能力 提高安全系统的供电能力,5.5严重事故管理-即严重事故的对策,安全壳,5.5严重事故管理-主要事故管理对策,在严重事故操作管理的规程中，各种威胁安全壳完整性的因素和处置方式如下： 后期超压。这种威胁可以用过滤器通风装置加以缓解。 氢气燃烧。已提出了几种可能的解决方法并对这些方法进行评估，德国反应堆安全委员会建议安装非能动催化复合器。 直接安全壳加热（DCH）。大多数国家认为一种合理的解决方法是在压力
39、容器损坏之前将主系统卸压。 安全壳的密封性（短期和长期）。应加强对安全壳密封性的探测和控制。 安全壳中堆芯熔化碎片的可冷却性。这个问题至今没有得到彻底解决。 蒸汽爆炸。不存在任何遏制压力容器外蒸汽爆炸的方法，但能降低由于蒸汽爆炸而作用在安全壳的负荷。,5.5严重事故管理-严重事故的操作管理,研究机构,上海核工程研究设计院,中国核动力研究院,北京原子能研究院,研究内容,现象研究,程序开发、评价,程序应用,大亚湾核电厂,事故管理,IEAE 提供的程序包： SCDAP/RELAP5 MELCOR CONTAIN,上海交通大学,清华大学,严重事故在我国的研究现状,案例分析,1 三哩岛事故 2 切尔诺贝
40、利事故 3 其它,案例分析-三哩岛事故,核电机组： Babcock Wilcox (B&W)公司；两环路4台冷却剂泵；961MWe97%功率运行；压力152bar 高压安注系统： 数台安注泵；自动启动压力（冷却剂系统压力）110bar；关闭压力197bar； 安注箱（堆芯再淹没系统）：冷却剂系统压力下降到41bar自动启动； 低压安注系统：冷却剂系统压力下降28bar自动启动； 堆芯剩余释热：停堆时间 MW(t)1 分 971 小时 361 天 131 周 511 月 21,三哩岛冷却剂系统图,案例分析-三哩岛事故,三哩岛核电厂2#机组反应堆图,案例分析-三哩岛事故,第1阶段 始发事件 197
41、9年3月28日 04：00：37 am 二回路所有主给水泵停转；主汽轮机停转； 36秒 冷却剂系统压力155bar；冷却剂系统泄压阀开启； 8秒 冷却剂系统压力162bar；引发反应堆紧急停堆； 辅助给水泵启动；但泵和蒸气发生器间的阀门处在关闭状态 2分4秒 反应堆冷却剂系统压力下降到110bar；高压安注系统启动；稳压器水位上升,案例分析-三哩岛事故,第2阶段 小破口失水 13秒 反应堆冷却剂系统压力下降到152bar减压阀自动关闭整定值；但是，泄压阀没有关闭； 6分 稳压器气囊消失；反应堆冷却剂泄压箱压力迅速上升； 7分43秒 污水泵启动把反应堆污水坑水排到辅助厂房废水箱 8分 蒸汽发生器
42、干涸；操纵员发现辅助给水阀门关闭，开启阀门 18分 通风系统测得气体放射性急增；反应堆冷却剂系统压力仅83bar,第3阶段 小破口失水，连续泄压 20分1小时 反应堆冷却剂系统70bar，温度290oC；燃料尚未大量破损 1小时14分 冷却剂泵B震动，操纵员关闭冷却剂泵B；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环； 1小时40分 冷却剂泵A震动，操纵员关闭冷却剂泵A；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环； 冷却剂高出堆芯顶部30厘米；堆芯升温瞬变开始；,案例分析-三哩岛事故,第4阶段 堆芯升温瞬变 1小时50分（110分）堆芯元件第一次裸露； 2小时18分（138分）操纵员发现卸压阀卡开，
43、关闭卸压阀的截止阀；但是没有加大高压安注，事故继续； 2小时55分（175分） 宣布厂区应急；放射性监测报警；堆芯部分燃料烧毁； 3小时20分7小时（200分-420分）；冷却剂泵没有运行；堆芯15米裸露1小时燃料大量烧毁；,第5阶段 持续泄压 7小时38分 操纵员打开卸压阀的截止阀，关小高压安注；失去冷却剂引起第二次堆芯裸露； 8小时41分 反应堆冷却剂系统达到41bar；安注箱注水；但是很小，操纵员认为堆芯被注满水； 9小时50分 氢爆脉冲；安全壳喷淋6分钟；反应堆冷却剂系统减压至30bar；操纵员减压投入低压安注系统失败（ 28bar）； 11小时08分 操纵员关闭卸压阀；有2小时安注箱
44、停止注水；高压安注小流量；蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环；堆芯长时间失去任何冷却手段；第三次堆芯裸露；,案例分析-三哩岛事故,第6阶段 增压和最终确立稳态冷却 13小时51分操纵员从新关闭卸压阀截止阀；加大高压安注流量；结束堆芯第三次裸露； 15小时51分 成功启动环路 A的一台冷却剂泵；热管温度293oC冷管温度 205oC；流体经过蒸汽发生器；反应堆冷却剂系统恢复移出衰变热的能力。,案例分析-三哩岛事故,事故后的堆芯状态：,案例分析-三哩岛事故,事故后的堆芯状态：,堆芯3次裸露；锆包壳总量的30%-40%被氧化；堆芯上部1/3严重损坏； 放射性惰性气体的30%-40%被释放；10%-1
45、5%的碘、锶、艳从燃料中释放；但是被安全壳包容，少量释放到环境； 半径80公里范围200万居民的集体剂量当量约 20人Sv；最大个人计量1mSv；名工作人员收照射分别38、34、31mSv； 巨大经济后果：经济损失200亿美元以上，美国核电工业推迟20年。,案例分析-三哩岛事故,事故后果：,物理背景：堆芯衰变热移出反应堆安全功能失效，引发反应堆严重事故 直接原因：稳压器卸压阀故障；操纵员判断、操作失误 根本原因：反应堆设计；设备质量保证；人员培训；人机接口（人因工程）；检修规程；经验反馈1977年9月美国Ohio州 Oak Harbor市 Davis-Besse 核电厂发生类似瞬态事件，但是，
46、事故21分钟，操纵员正确判断稳压器卸压阀卡开，他们关闭了下游连接的截止阀 从而结束事故。该核电机组也是由B&W公司设计的相同型号的核电机组 改正措施：操纵员模拟机培训；按照人因工程设计主控室；反应堆改进执行三哩岛行动计划；建立全世界范围运行经验反馈体系。,案例分析-三哩岛事故,事故分析：,修改美国联邦法规10CFR50.34(f) 要求新建核电站必须对三里岛事故以后，所总结的安全问题提出应对措施或处理意见，送交 NRC审查。 NRC制定导则三里岛行动计划NUREG-0660和NREG-0737附加要求： （1）一回路功能保护：辅助给水系统评价、自动动力排放阀隔离系统、自动减压系统动作、氢控制系
47、统评估等5项。 （2）安全保护系统 ：模拟器能力 、控制室设计 、 氢气控制 、阀门位置指示 等28项 （3）管理程序：工业经验 、质量保证大纲 、安全壳设计 、氢气复合器 、管理大纲 等7项,案例分析-三哩岛事故,三哩岛事故经验反馈：,三哩岛事故问题： 1 是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故？ 2 请描述导致三哩岛事故的初始事件？ 3 三哩岛事故是INES分级那级核事故？ 4 根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因？ 5 三哩岛事故中的设备和设计问题？ 6 三哩岛事故中的操纵员操作失误？ 7 三哩岛事故中运行和操作规程问题？ 8 三哩岛事故中的业主管理问题？ 9三哩岛事故给纵深防御准
48、则带来的新思考？ 10三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用？,案例分析-三哩岛事故,三哩岛事故问题和答案 1. 是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故？放射性物质得到足够冷却 （堆芯衰变热移出）功能失效，导致部分堆芯熔融的严重事故 2. 请描述导致三哩岛事故的初始事件？始发事件：1979年3月28日 04：00：37 am二回路所有主给水泵停转；主汽轮机停转；36秒 冷却剂系统压力155bar；冷却剂系统泄压阀开启；8秒 冷却剂系统压力162bar；引发反应堆紧急停堆；辅助给水泵启动；但是，泵和蒸气发生器之间的阀门处于关闭状态；2分4秒 反应堆冷却剂系统压力下降到110bar；高压安注系统启动；稳压器水位上升。,案例分析-三哩岛事故,三哩岛事故问题和答案 3. 三哩岛事故是INES分级那级核事故？按照厂内影响准则的最高级，5级。 4. 根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因？传热能力形成三个条件：热阱；传热方式（冷却手段）；传热介质堆芯冷却剂（水）装量。 5. 三哩岛事故中的设备和设计问题？卸压阀门质量和设计；控制台显示：辅助给水阀门状态指示信号，堆芯冷却剂（水）装量指示信号，卸压阀门状态。,
