反應(yīng)堆原理：第十章 核安全與核事故2

《反應(yīng)堆原理》

第十章核安全與核事故1目錄2核反應(yīng)堆安全的基本原則核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)核電廠的嚴重事故1233三、核電廠的嚴重事故核電廠嚴重事故是指核反應(yīng)堆堆芯大面積燃料包殼失效，威脅或破壞核電廠壓力容器或安全殼完整性，并引發(fā)放射性物質(zhì)泄漏的一系列過程。核電廠的嚴重事故可分為兩大類：堆芯熔化事故（CMAs）

如三里島核事故，福島核事故堆芯解體事故（CDAs）

如切爾諾貝利核事故4三、核電廠的嚴重事故嚴重事故過程和現(xiàn)象堆芯熔化過程壓力容器內(nèi)過程安全殼內(nèi)過程嚴重事故管理核電廠核事故應(yīng)急管理核事故的案例分析51.嚴重事故過程和現(xiàn)象嚴重事故次序?qū)嵕€：熱工水力過程虛線：裂變產(chǎn)物氣溶膠6

2.堆芯熔化過程當(dāng)堆芯裸露時，燃料中的衰變熱將引起燃料元件溫度上升。PWR燃料（17×17）的絕熱加熱7當(dāng)燃料溫度持續(xù)上升并超過1300K，鋯合金包殼開始與水或蒸汽相互作用：以上反應(yīng)伴隨能量釋放：ΔH為1

kg的Zr發(fā)生氧化反應(yīng)所釋放的能量T為溫度

2.堆芯熔化過程8當(dāng)燃料溫度繼續(xù)增加到大約1400K，堆芯材料開始熔化。（a）（b）（c）（d）熔化的微滴和熔流開始下流在燃料棒較冷處形成局部堵塞，熔坑形成并增大形成一個小熔坑熔坑徑向和軸向增大

2.堆芯熔化過程9總體上看，在堆芯損壞期間與燃料有關(guān)的主要過程包括3種不同的重新定位機理:

（1）熔化的材料沿棒的外表面的蠟燭狀流動和再固化；（2）在先固化的燃料芯基體硬殼上和破碎的堆芯材料上形成一個碎片床；（3）在硬殼中的熔化材料形成熔坑，隨后硬殼破裂，堆芯熔融物落入堆坑。

2.堆芯熔化過程10

3.壓力容器內(nèi)過程3.1碎片的重新定位當(dāng)堆芯熔化過程發(fā)展到一定程度，堆芯熔融物將落入壓力容器的下腔室，碎片在下腔式中重新定位。碎片的重新定位11

3.壓力容器內(nèi)過程在堆芯碎片重新定位過程中所涉及的主要現(xiàn)象：（1）堆芯碎片-水的相互作用和主系統(tǒng)壓力的增加；（2）堆芯碎片-壓力容器下封頭貫穿件的相互作用；（3）下腔室中碎片床的冷卻。可能發(fā)生的爆炸、熔融燃料和水的相互作用將使燃料分散成很小的顆粒，并在壓力容器的下腔室形成一個碎片床，同時，大量冷卻劑的蒸發(fā)將導(dǎo)致主系統(tǒng)壓力上升。堆芯熔融物可能首先熔化貫穿管道與壓力容器的貫穿部位，而導(dǎo)致壓力容器實效。碎片床的冷卻特性取決于碎片床的結(jié)構(gòu)及連續(xù)對壓力容器的供水能力。12

3.壓力容器內(nèi)過程3.2熔融燃料與冷卻劑的相互作用和蒸汽爆炸在壓水堆的嚴重事故過程中，有可能發(fā)生壓力容器內(nèi)和壓力容器外兩種典型的蒸汽爆炸。壓力容器內(nèi)的蒸汽爆炸：熔化的堆芯碎片滴落進壓力容器下腔室剩余的飽和水中，可能引起壓力容器內(nèi)蒸汽爆炸。壓力容器外的蒸汽爆炸：熔化的堆芯碎片滴落進安全殼堆坑的水中，可能引起壓力容器外蒸汽爆炸。3.3下封頭損壞模型各種損壞模型的基本特征：（1）噴射沖擊（2）下封頭貫穿件的堵塞和損壞（3）下封頭貫穿件的噴出物高溫噴射對鋼結(jié)構(gòu)在沖擊停滯點上有快速的消融率。當(dāng)堆芯熔融物溫度足夠高時，首先在下封頭貫穿件的管道壁上可能發(fā)生熔化或蠕變斷裂。碎片積累的持續(xù)加熱可能引發(fā)管道貫穿件焊接處的破壞。系統(tǒng)壓力可能超過管子和壓力容器封頭之間的約束應(yīng)力。

3.壓力容器內(nèi)過程（4）球形蠕變斷裂在壓水堆中，堆芯碎片和壓力容器壁之間的直接接觸引發(fā)對下封頭的快速加熱。加熱和由提升系統(tǒng)壓力和/或碎片重量引起的應(yīng)力可能導(dǎo)致球形蠕變斷裂，并使下封頭發(fā)生故障。3.4自然循環(huán)當(dāng)燃料熔化并開始阻塞冷卻劑流道后，由于反應(yīng)堆堆芯中的徑向功率梯度，將導(dǎo)致蒸汽如右圖所示的自然循環(huán)。自然對流一方面使堆芯的溫度分布趨于均勻，另一方面使蒸汽在堆內(nèi)的分布更加均勻，導(dǎo)致更嚴重的包殼氧化。堆芯/堆坑回流模型的示意圖

3.壓力容器內(nèi)過程15

4.安全殼內(nèi)過程4.1安全殼早期失效安全殼的早期失效是指堆芯熔融物熔穿壓力容器之前或者之后很短時間內(nèi)安全殼的失效。導(dǎo)致安全殼早期失效的主要原因有：

安全殼大氣直接加熱；

蒸汽爆炸；

氫氣燃燒；

安全殼隔離失效等。16

4.安全殼內(nèi)過程1).安全殼大氣直接加熱（DCH）DCH過程的示意圖DCH是安全殼壓力上升的主要原因。17

4.安全殼內(nèi)過程2).氫氣的分布與燃燒氫氣燃燒的幾種不同燃燒方式：（1）擴散燃燒：（2）快速減壓

燃燒：（3）爆炸：由一個連續(xù)供給氫氣流作的穩(wěn)定燃燒，其特點在于壓力峰值較小從而可以忽略，但由于燃燒時間較長，引起的局部熱流密度較高。燃燒以相當(dāng)慢的速度從點火處在氫氣、蒸汽和空氣形成的混合氣體中蔓延、其特點在于適度的壓力增加和短時間的高熱流密度。燃燒以超聲波的速度在氫氣、蒸汽和空氣的混合氣體中擴散，其特點在于短時間內(nèi)形成高峰值壓力。3).安全殼隔離失效安全殼隔離失效是指發(fā)生事故時，安全殼事先存在破口或者安全殼隔離系統(tǒng)失效。安全殼隔離失效對早期失效的貢獻相對較大。當(dāng)事故發(fā)生時，隔離閥必須關(guān)閉以使安全殼和環(huán)境隔離。如果安全殼中存在一個不能隔離的孔洞（如備用貫穿孔等）或者當(dāng)隔離閥關(guān)閉失效時，安全殼的泄漏率會超出設(shè)計規(guī)定的泄漏率。

4.安全殼內(nèi)過程19

4.安全殼內(nèi)過程4.2安全殼晚期失效如果安全殼不發(fā)生早期失效，在熔融堆芯熔穿壓力容器后，仍然存在長期危及安全殼完整性的因素，也就是說安全殼存在晚期失效的可能。導(dǎo)致安全殼晚期失效的主要因素有：

晚期可燃氣體的燃燒；

安全殼逐步超壓；

地基熔穿。以上因素主要與碎片床的冷卻以及熔融堆芯碎片與混凝土相互作用有關(guān)。1).碎片床及其冷卻在堆芯碎片從主系統(tǒng)排放到堆坑或地基區(qū)域后，若這些區(qū)域存在水，碎片能在極短時間內(nèi)驟冷。驟冷產(chǎn)生蒸汽，從而增加安全殼內(nèi)的壓力。碎片床的冷卻強烈地受下列可變因素的影響：碎片床顆粒的尺寸冷卻劑穿過碎片床的方法系統(tǒng)的壓力碎片床的厚度

4.安全殼內(nèi)過程2).堆芯熔融物與混凝土的相互作用由堆芯碎片造成混凝土的破壞，可能的現(xiàn)象依次有：（1）熔融堆芯落入安全殼底部后，將與任何存在的水

相互作用。如果碎片床具有可冷卻性，并且可以

持續(xù)提供可冷卻水，那么碎片床的冷卻是可能的。（2）如果水被蒸發(fā)，則堆芯熔融物將保持高溫，并開

始侵蝕混凝土，產(chǎn)生氣體并排出。（3）在堆坑中的水被蒸發(fā)后，碎片床將重新加熱，并

將產(chǎn)生較大的向上輻射熱流密度。在這種情況下，

混凝土將被加熱、熔化、剝落、產(chǎn)生化學(xué)反應(yīng)并

釋放出氣體和蒸汽。

4.安全殼內(nèi)過程225.嚴重事故管理5.1基本概念嚴重事故管理包括兩方面的內(nèi)容：（1）采取一切可用的措施，防止堆芯熔化，這一部分稱為事故預(yù)防；（2）若堆芯熔化開始，采用各種手段，盡量減少放射性向廠外的釋放，這一部分稱為事故的緩解。235.嚴重事故管理事故管理的基本任務(wù)依次是：（1）預(yù)防堆芯損壞；（3）在一回路壓力邊界完整性不能確保時，盡可能長時間地維持安全殼的完整性；（2）中止已經(jīng)開始的堆芯損壞過程，將燃料滯留于主系統(tǒng)壓力邊界以內(nèi)；（4）萬一安全殼的完整性也不能確保，應(yīng)盡量減少放射性對廠外的釋放。245.嚴重事故管理5.2事故預(yù)防一次側(cè)應(yīng)急堆芯冷卻注射含硼水；高壓安全注射加主系統(tǒng)上充下泄，主系統(tǒng)減壓引入應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)注射；啟動主泵避免壓力熱沖擊；發(fā)生蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂后切斷或減少高壓安全注射流量。二次側(cè)小破口失水事故和瞬變下，推遲給水以節(jié)省水資源；喪失熱阱情況，開啟閥門快速減壓，利用移動泵供水；喪失主給水源時利用除鹽水；利用消防水。事故預(yù)防措施255.嚴重事故管理5.3事故緩解措施研究事故緩解措施：（1）防止高壓熔堆從事故緩解的角度考慮，為了防止高壓熔堆危及安全殼的早期完整性，應(yīng)當(dāng)及早將它轉(zhuǎn)變?yōu)榈蛪哼^程。（2）安全殼熱量排出與減壓安全殼內(nèi)壓與安全殼內(nèi)聚集的熱量有一定關(guān)系，安全殼的減壓過程也就是熱量排出過程。265.嚴重事故管理（3）消氫措施為了消除氫爆與氫燃的威脅，解除晚期投入噴淋的后顧之憂，應(yīng)當(dāng)考慮完善的消氫系統(tǒng)。（4）安全殼功能的最終保障在噴淋、風(fēng)冷手段失效的情況下，安全殼功能的最終保障有兩個可能的途徑：過濾排氣減壓、安全殼及堆坑淹沒。27

6.核電廠核事故應(yīng)急管理6.1核應(yīng)急及應(yīng)急管理工作方針核應(yīng)急狀態(tài)就是核緊急狀態(tài)，它是由于核設(shè)施發(fā)生事故或事件，使核設(shè)施內(nèi)、外的某些區(qū)域處于緊急狀態(tài)下。我國核事故應(yīng)急管理工作的方針是：常備不懈，積極兼容，統(tǒng)一指揮，大力協(xié)同，保護公眾，保護環(huán)境。28

6.核電廠核事故應(yīng)急管理6.2應(yīng)急狀態(tài)的分級和特征應(yīng)急等級核電廠堆芯狀態(tài)輻射情況應(yīng)急待命堆芯燃料沒有損壞放射性物質(zhì)的釋放不超過技術(shù)說明書中的規(guī)定（或每年的限值）廠房應(yīng)急核電廠的安全水平出現(xiàn)實際的（或潛在的）明顯下降放射性物質(zhì)的釋放造成的場址邊界外的劑量僅僅是干預(yù)水平很小的一部分場區(qū)應(yīng)急保護公眾的核電廠設(shè)施的功能明顯失效放射性物質(zhì)的釋放造成的場址邊界外的劑量不超過干預(yù)水平場外應(yīng)急堆芯已經(jīng)發(fā)生或即將發(fā)生損壞場外劑量實際或可能超過干預(yù)水平核電廠不同應(yīng)急狀態(tài)等級的描述29

6.核電廠核事故應(yīng)急管理6.3國際核能事件分級30

6.核電廠核事故應(yīng)急管理31

6.核電廠核事故應(yīng)急管理327.核事故的案例分析核電廠的嚴重事故可分為兩大類：堆芯熔化事故（CMAs）

如三里島核事故，福島核事故堆芯解體事故（CDAs）

如切爾諾貝利核事故三里島福島切爾諾貝利337.核事故的案例分析—三里島核事故三里島核泄漏是1979年3月28日發(fā)生在美國賓夕法尼亞州薩斯奎哈河三里島核電站的一次嚴重放射性物質(zhì)泄漏事故三里島核電站二號機組是電功率959MW的壓水反應(yīng)堆，1978年3月28日達到臨界三里島核電站347.核事故的案例分析—三里島核事故水泵閥門信號燈故障和操作人員的多次誤操作反應(yīng)堆堆芯兩次露出水面燃料元件破壞，大約三分之二的堆芯熔化357.核事故的案例分析—三里島核事故B2入口B出口先熔材料上柵板損壞A入口空洞上部碎片床下腔室熔渣先熔材料硬殼TMI-2事故后堆芯構(gòu)造圖367.核事故的案例分析—三里島核事故裂變產(chǎn)物釋放份額37人員受輻射情況事故中運行人員接受了略高的輻射，但總劑量十分有限。對主冷卻劑取樣的人員受到30~40mSv輻照，無人員受傷和死亡。對于廠外80km半徑的200萬人群，平均個體劑量為0.015mSv。最大可能的廠外劑量為0.83mSv。7.核事故的案例分析—三里島核事故387.核事故的案例分析—三里島核事故美國近20年來首座新建核電站開始運營

2016年10月19日，向美國西南部田納西州供電的“田納西渓谷開發(fā)公司”發(fā)布消息稱，輸出115萬千瓦的核電站2號機開始營業(yè)運行。據(jù)悉，這是近20年以來，美國首次運行的新核電站。目前，美國正在啟用的核電站有100座。397.核事故的案例分析—切爾諾貝利核事故切爾諾貝利核電站由6臺1000MW的RBMK型機組組成RBMK-1000核電機組采用的是大型石墨沸水反應(yīng)堆優(yōu)點：1.沒有笨重的壓力容器；2.沒有復(fù)雜、昂貴的

蒸汽發(fā)生器；3.可以實現(xiàn)在線的裝卸料，具有良好的中子平衡；4號堆瞬發(fā)超臨界功率激增堆芯熔化蒸汽爆炸石墨燃燒407.核事故的案例分析—切爾諾貝利核事故該反應(yīng)堆的工作特點：低功率時，堆芯氣泡份額小，慢化劑密度大，堆芯處于過慢化，空泡系數(shù)為正高功率時，堆芯氣泡份額大，慢化劑密度小，堆芯處于欠欠慢化，空泡系數(shù)為負運行規(guī)程中不允許堆在低于700兆瓦熱功率下運行417.核事故的案例分析—切爾諾貝利核事故事故對環(huán)境及人員的影響事故中釋放出的源項超過了100MCi(3.7x1018Bq)。其中惰性氣體釋放了100%，I為40%，Cs為25%，Te大于10%。事故發(fā)生后3h內(nèi)從普里皮亞特鎮(zhèn)和切爾諾貝利撤離45000人，其中大部分受到大于0.25Sv的輻照劑量，最嚴重者為0.4~0.5Sv。以后幾天，外圍30km區(qū)域內(nèi)又撤離了90000人。事故共造成31人死亡。427.核事故的案例分析—切爾諾貝利核事故437.核事故的案例分析—福島核事故福島基地有2個核電站，共10臺機組，均為沸水堆。