核能開發(fā)及應用12 反應堆安全

核能開發(fā)及應用第五章：反應堆安全反應堆安全---反應性引入及反應性事故—反應性引入機理反應性是度量反應堆運行工況偏離臨界狀態(tài)的一個重要參量，同時它又是表征維內(nèi)整個物理狀態(tài)的一個綜合函數(shù)。它的大小，將決定反應堆功率變化的速率對于壓水堆引起反應性事故的反應性，引入方式如下：1．提棒事故：控制系統(tǒng)或控制棒驅(qū)動機構失效、人員誤操作連續(xù)提棒，反應性不受控引入。設計時規(guī)定：①控制棒中價值最大的安全棒必須在臨界前首先提出堆芯；②不能同時提升兩組控制棒；③引入反應性的速率不允許大于5×10-4s-1。

2．彈棒事故：壓水準在運行過程中，由于控制棒驅(qū)動線密封罩殼的破裂，作用在控制棒軸向的壓差將控制棒彈出堆芯引入正反應性；同時冷卻劑從破口流失，造成嚴重事故。

3．二回路蒸汽管破裂蒸汽管道破裂或者蒸汽發(fā)生器釋放閥、安全閥誤動作，使二次回路蒸汽過量流失，增加從一次回路系統(tǒng)導出的熱量、冷卻劑平均濕度下降，使堆芯持續(xù)地引入正反應性．堆功率自動上升。4．二回路給水溫度降低

由于給水控制系統(tǒng)誤動作或誤操作，使進入蒸汽發(fā)生器的給水溫度突然下降，如果此刻汽輪機負荷不變、給水欠熱度的增加意味著二回路從一回路帶走更多的熱量，使冷卻劑平均溫度降低，導致堆芯反應性上升。5．壓水堆正常運行時，如有一條冷卻劑環(huán)路故障，可將環(huán)路隔離，實行偏環(huán)路運行，到再次啟用這條較冷環(huán)路時，由于冷水的引入及流量的增加，使堆芯平均溫度降低．通過負溫度效應的作用，向堆芯引入正反應性。

6．冷卻劑密度變化

冷卻劑密度變化對反應性的影響有正有負，如果電源故障，堆芯流量急劇下降，或者—回路系統(tǒng)導熱故障，堆內(nèi)熱量帶不出，使冷卻劑溫度上升，密度下降，對于具有負溫度效應的反應堆會引起反應性的減小。另外，當堆內(nèi)入口溫度下降、冷卻劑流量突然增加、隔離環(huán)路啟用，一次同路系統(tǒng)壓力上升等原因，使空泡消失、冷卻劑密度增加、引起反應性增加。

把凡是由于反應性突然變化所造成的事故稱為反應性引入事故，對壓水堆來說彈棒事故為最嚴重，由于壓水堆具有負溫度效應和備有多重設置的停堆保護系統(tǒng)，可以預防嚴重的反應性事故的發(fā)生，或減緩事故的擴大。超緩發(fā)臨界瞬變超緩發(fā)臨界瞬變：指較快地引入反應性，以致反應性反饋效應和控制系統(tǒng)不能完全補償，使總的反應性大于零，但小于β的瞬變，即由于壓水堆堆芯時間常數(shù)較大(約4s)．水的熱容量較大，一回路管道較長，在研究反應維瞬態(tài)特性時，可以近似認為增加反應性后的很短時間內(nèi)，所增加的功率還未傳輸?shù)蕉芈?，可略去熱量損失。采用絕熱近似，選用單組點堆動態(tài)方程。由于反應堆處在緩發(fā)臨界狀態(tài)必須考慮緩發(fā)中子作用，并考慮負溫度效應。經(jīng)過一系列演算最終得經(jīng)過數(shù)學處理可求得峰值功率與相應反應性之間的關系也可用初始倒周期表示分析：結論：由于存在負溫度效應引入小階躍反應性時，反應堆功率不再隨時間單調(diào)上升，在中途會被壓低下來，從而形成“脈沖”式變化，出現(xiàn)峰值。小反應性擾動時反應堆響應的過渡過程：如果反應堆處在高功率穩(wěn)定運行，突然引入一正反應性擾動，堆功率會“脈沖”式變化，其峰值可能超過功率限值，會引起功率保護系統(tǒng)動作而停堆，如果正好發(fā)生在撤除保護系統(tǒng)狀態(tài)，就可能發(fā)生事故，運行人員應該避免這種事件的發(fā)生。反應性引入及反應性事故—超瞬發(fā)臨界瞬變n—關系峰值表達式反應性引入及反應性事故—反應堆

啟動事故反應堆啟動物理啟動停堆后再啟動物理啟動：反應堆首次啟動停堆后再啟動：冷啟動：冷態(tài)次臨界狀態(tài)啟動（常溫）熱啟動：停堆后再啟動，堆芯溫度接近工作溫度反應性引入及反應性事故—其他反

應性事故經(jīng)過數(shù)學處理可求得峰值功率與相應反應性之間的關系也可用初始倒周期表示結論：由于存在負溫度效應引入小階躍反應性時，反應堆功率不再隨時間單調(diào)上升，在中途會被壓低下來，從而形成“脈沖”式變化，出現(xiàn)峰值。小反應性擾動時反應堆響應的過渡過程：如果反應堆處在高功率穩(wěn)定運行，突然引入一正反應性擾動，堆功率會“脈沖”式變化，其峰值可能超過功率限值，會引起功率保護系統(tǒng)動作而停堆，如果正好發(fā)生在撤除保護系統(tǒng)狀態(tài)，就可能發(fā)生事故，運行人員應該避免這種事件的發(fā)生。反應性引入及反應性事故—反應堆

啟動事故反應堆啟動物理啟動

停堆后再啟動物理啟動：反應堆首次啟動停堆后再啟動：冷啟動：冷態(tài)次臨界狀態(tài)啟動（常溫）熱啟動：停堆后再啟動，堆芯溫度接近工作溫度啟動事故分析啟動反應堆時，由于操作失誤或控制棒系統(tǒng)失靈而引起提棒過速或失控事故，稱為啟動事故。1、冷啟動反應堆冷態(tài)工況下，核測量系統(tǒng)靈敏度較低。如果提棒速度過快，當堆內(nèi)中子密度迅速增長時，又不能從核測量儀表上瞬時反映出來；當發(fā)現(xiàn)核測量儀表指示迅速上升時，可能出現(xiàn)短周期。若處理不及時，堆功率快速增長；在冷態(tài)下，由于加壓器尚未建立汽腔，沒有補償體積波動的能力；當一回路溫度迅速上升時，很容易造成一回路系統(tǒng)超壓。特別在冷態(tài)盲區(qū)冷啟動更容易發(fā)生啟動事故，所謂盲區(qū)是指核測量系統(tǒng)二次儀表觀察不出中子密度增長的區(qū)間。反應堆停閉三個月以上，堆內(nèi)中子源強衰減很弱，核測系統(tǒng)二次儀表已無指示，此時冷啟動反應堆，有一定的危險性。對于具有一定燃耗深度的反應堆，只要謹慎操作，仍然可以安全啟動起來。啟動前，要掌握停堆前的臨界棒柵位置，參照前次的臨界棒柵位置，并適當?shù)匦拚?。根?jù)調(diào)節(jié)棒的微分效率，估計控制棒提升速率與反應堆的周期關系，以免產(chǎn)生短周期事故。當接近反應堆臨界棒柵時，緩慢地或階躍地提升控制捧，每次提捧都要間隔一定時間，使堆內(nèi)中子有足夠的時間增殖，中子密度將隨著有效增殖因數(shù)增大而增長。越過盲區(qū)后，就可以按常規(guī)操作，使堆有100s以上周期，達到需求功率后使反應堆穩(wěn)定運行。熱啟功反應堆熱啟動與冷啟動明顯的差別是堆內(nèi)平均溫度不同，停堆深度較深。熱態(tài)啟動時，由于堆芯平均溫度較高，核測量系統(tǒng)的靈敏度高，加壓器已建立汽腔，具有補償體積變化的能力。這對安全啟動是有利的。熱啟動時，反應堆的溫度效應比較敏感。核動力堆具有較大的負溫度效應，在熱啟動中如果不慎，向蒸發(fā)器二次側突然充以冷水，或向堆內(nèi)注射大量冷水，或啟動停止回路的主泵，容易發(fā)生短周期事故。反應堆在功率區(qū)運行一段時間后停閉會形成“碘坑”，若在碘坑下啟堆，由于通量密度的增長，加速氙毒的消失，相當于給反應堆以一定速率的正反應性。如果快速啟動反應堆，當提棒以較大的速率引入正反應性的同時，由于氙毒的迅速減小而引入一額外變化的正反應性，容易發(fā)生短周期事故。熱啟動事故必須考慮溫度反饋效應的影響，因為隨著功率的增長，溫度效應(特別是燃料的多普勤效應)逐漸顯著，它能起著自動抑制功率增長的作用。當反應堆功率上升到某一水平時，使溫度反饋的負反應性，超過啟動事故引入的正反應性時，功率水平下降，溫度系數(shù)負值越大，達到功率峰值越低。反應堆安全---失流事故失流事故：主冷卻流量降低、堆芯流量變小。原因：供電系統(tǒng)故障主泵故障：軸斷裂、軸承潤滑消失等事故表現(xiàn)：冷卻劑流量急劇下降，冷卻劑溫度升高，壓力增高。后果：燃料元件傳熱惡化特點：過程短減緩措施：依靠冷卻劑的固有承受能力。泵的初始慣性越大，系統(tǒng)中流量的衰減越慢。

反應堆安全---大破口失水事故大破口失水事故：主冷卻劑管路剪切斷裂，同時失去廠外電源。最嚴重的情況：冷卻泵至堆入口的接管完全斷裂，冷卻劑自由流出。事故發(fā)生后：產(chǎn)生壓力波（負壓），致堆內(nèi)結構、壓力容器等產(chǎn)生巨大的應力變化。1、噴發(fā)階段：壓力降低到飽和壓力——冷卻劑沸騰——大量氣泡——亞臨界——裂變終止熱源：衰變熱鋯水反應緊急安防設備投入使用（安全注射箱、低壓安注系統(tǒng)）。2、再灌水階段應急冷卻水灌入，約30~40秒堆芯裸露衰變熱——輻射、對流換熱——堆芯溫度上升——鋯水反應，形成又一大熱源。應急冷卻水灌入及時與否至關重要。3、再淹沒階段應急冷卻水淹沒堆芯——沸騰（元件溫度高）——蒸汽上流——堆芯溫度下降4、長期冷卻階段此時仍有衰變熱—低壓注射系統(tǒng)繼續(xù)運行—從地坑中吸水注入，循環(huán)使用。小破口事故未能緊急停堆的預計瞬變關鍵詞：溫度、壓力、反應性核反應堆嚴重事故嚴重事故：大面積燃料包殼失效，威脅、破壞壓力容器和安全殼的完整性，導致放射性物質(zhì)泄漏。原因：堆芯失去冷卻或冷卻不充分；堆芯反應性快速不可控升高。分類：堆芯熔化事故（小時量級）堆芯解體事故（秒量級）輕水堆：堆芯解體事故可能性極小輕水堆嚴重事故過程與現(xiàn)象燃料包殼分類：高壓熔堆和低壓熔堆失去冷卻，包殼過熱通量增加，釋熱增加，燃料膨脹和熔化低壓熔堆低壓熔堆過程以快速卸壓的大中破口失水事故為先導，如果在此過程中應急堆芯冷卻系統(tǒng)的注射功能或再循環(huán)功能失效，不久堆芯開始裸露和熔化，鋯合金包殼與水蒸氣反應產(chǎn)生大量氫氣。地芯水位下降到下柵格板以后，熔融的堆芯會加熱堆芯內(nèi)的金屬材料而使堆芯交撐結構失效，熔融的堆芯會跌入下腔室水中，產(chǎn)生大量蒸汽。之后壓力容器在低壓下熔穿，熔融堆芯會熔穿壓力容器落人堆坑，開始燒蝕地基混凝土。在這一過程中，向安全殼內(nèi)釋放出H2，CO2，CO等不凝氣體。此后安全完有兩種可能損壞的方式，即安全殼因不凝氣體聚集持續(xù)晚期超壓(事故后3~5天)導致安全殼破裂或貫穿件失效，或者熔融堆芯燒穿地基。高壓熔堆高壓熔堆過程往往以堆芯冷卻不足為先導事件、其中主要原因是失去蒸汽發(fā)生器熱阱的排熱。與低壓熔堆過程相比，高壓熔堆過程有如下特點：①高壓堆芯熔化過程進展相對較慢，因而有比較充足的干預時間；②燃料損壞過程是隨堆芯水位緩慢下降而逐步發(fā)展的．對于裂變產(chǎn)物的釋放而言，高壓過程是在“濕環(huán)境”下進行的③壓力容器下封頭失效時堆芯與安全殼之間的壓力差大，使高壓過程后堆芯熔融物的分布范圍比低壓過程的更大，并有可能造成安全殼內(nèi)大氣的直接加熱。因而，高壓熔堆過程具有更大的潛在威脅。輕水堆嚴重事故過程與現(xiàn)象——氫氣的燃燒在安全殼內(nèi)，如果集聚過多的氫氣，就會發(fā)生氫氣的燃燒和爆炸，因此，由金屬與水相互作用產(chǎn)生的氫氣，或者堆芯熔融物與混凝土相互作用產(chǎn)生的氫氣會威脅安全殼的完整性。氫氣在安全殼內(nèi)存在著不同的燃燒模型

1．擴散燃燒它是由一個連續(xù)的氫氣流供給的穩(wěn)定燃燒，其特點在于生成的壓力峰值較小而可忽略。但因為燃燒時間較長．所以引起的局部熱流密度較高。在有點火器的情況下發(fā)生這種擴散燃燒的可能性較大。安裝這種點火器的目的是降低氫氣的擴散范圍和降低氫氣的濃度，從而降低事故的風險。堵不如疏2．減壓燃燒它的燃燒以相當慢的速度，從點火處向氫氣、蒸汽和空氣的混合氣體中蔓延。其特點在于壓力的增大較適度和高熱流密度持續(xù)的時間較短。氫氣燃燒的速率和總量決定了由此而產(chǎn)生的對安全殼的附加壓力和溫度的影響。3．爆燃爆燃是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，其特點是在極短時間內(nèi)形成較高峰值壓力。爆燃形成的方式可分成二種類型：第一類是爆燃的直接形成；第二類是快速降壓燃燒至爆燃的轉(zhuǎn)變．這種轉(zhuǎn)變中燃燒蔓延速度從次聲波至聲波逐步上升。在安全殼中釋放的氫氣，有可能由于初始釋放的動量強制循環(huán)系統(tǒng)、安全殼噴淋和自然循環(huán)等原因被輸送出安全殼?？扇細怏w的分布將受幾種過程的影響，這些過程可能單獨或者聯(lián)合作用使氫氣與蒸汽和空氣混合。這些過程有：①擴散；②由溫度升高引起的自然對流；③由風扇和噴淋形成的強制對流。事故情況下放射性物質(zhì)的釋放與防護釋放機理當反應堆經(jīng)歷不同嚴重程度的事故時，堆芯燃料可能會發(fā)生包殼破損、燃料熔化，與混凝土或金屬發(fā)生作用及蒸汽爆炸等不同的情況。相應地裂變產(chǎn)物對應著四種不同的釋放機理：氣隙釋放、熔化釋放、汽化釋放和蒸汽爆炸釋放。

1．氣隙釋放在反應堆正常運行條件下，部分裂變產(chǎn)物以氣體或蒸汽的形式由芯塊進到芯塊與包殼之間的氣隙內(nèi)。氣隙內(nèi)各種裂變產(chǎn)物的積存份額取決于各核素在二氧化鈾芯塊內(nèi)的擴散系數(shù)及該核素的半衰期。在反應堆正常運行時只有極少量包殼破損。但在失水事故時，元件溫度很快升高，在幾秒種到幾分鐘的短時期內(nèi)，包殼即可能破損。在包殼內(nèi)外壓差及外表面蒸汽流的作用下，氣隙中積存的部分裂變產(chǎn)物被瞬時釋出，出現(xiàn)噴放性的氣隙釋放。由于惰性氣體不與其他元素發(fā)生化學作用，氣隙中Xe、Kr在氣隙釋放中全部經(jīng)破口進入主回路。在包殼破損的溫度下，鹵素I、Br是揮發(fā)性的氣體，Cs、Rb也是部分揮發(fā)性的，但因這些元素可能與其他裂變產(chǎn)物或包殼發(fā)生化學反應因而妨礙它們移至破口處。2．熔化釋放在氣隙釋放后不久燃料即開始熔化。這時芯塊中的裂變產(chǎn)物將進一步釋出，這一過程一直延續(xù)到燃料完全熔化，即熔化釋放。在熔化釋放中，惰性氣體中很快放出，高揮發(fā)性的鹵素和堿土金屬也大部分釋出。雖然Te和Sb揮發(fā)性也很強，但在水堆中它們與結包殼會發(fā)生化學反應，致使其釋放份額大大下降。3．汽化釋放當熔融的堆芯熔穿壓力容器和安全殼底部與混凝土接觸時，會與混凝土發(fā)生劇烈反應使泥凝土分解、汽化產(chǎn)生蒸汽和Co2。這些產(chǎn)物與熔融的堆芯相混，在熔融體內(nèi)形成鼓泡、對流。這一過程促進了裂變產(chǎn)物通向熔融金屬的自由表面，并生成大量含有裂變產(chǎn)物的氣溶膠。在這種條件下產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物的釋放稱之為汽化釋放。

4．蒸汽爆炸釋放當熔融的堆芯與壓力容器中殘存的水發(fā)生作用時會產(chǎn)生蒸汽爆炸。UO2燃料在爆炸中將分散成為很細小的顆粒，并被氧化生成U3O8。這一放熱反應將使UO2中的裂變產(chǎn)物進一步揮發(fā)而釋放。反應堆安全---失流事故失流事故：主冷卻流量降低、堆芯流量變小。原因：供電系統(tǒng)故障主泵故障：軸斷裂、軸承潤滑消失等事故表現(xiàn)：冷卻劑流量急劇下降，冷卻劑溫度升高，壓力增高。后果：燃料元件傳熱惡化特點：過程短減緩措施：依靠冷卻劑的固有承受能力。泵的初始慣性越大，系統(tǒng)中流量的衰減越慢。

反應堆安全---大破口失水事故大破口失水事故：主冷卻劑管路剪切斷裂，同時失去廠外電源。最嚴重的情況：冷卻泵至堆入口的接管完全斷裂，冷卻劑自由流出。事故發(fā)生后：產(chǎn)生壓力波（負壓），致堆內(nèi)結構、壓力容器等產(chǎn)生巨大的應力變化。1、噴發(fā)階段：壓力降低到飽和壓力——冷卻劑沸騰——大量氣泡——亞臨界——裂變終止熱源：衰變熱鋯水反應緊急安防設備投入使用（安全注射箱、低壓安注系統(tǒng)）。2、再灌水階段應急冷卻水灌入，約30~40秒堆芯裸露衰變熱——輻射、對流換熱——堆芯溫度上升——鋯水反應，形成又一大熱源。應急冷卻水灌入及時與否至關重要。3、再淹沒階段應急冷卻水淹沒堆芯——沸騰（元件溫度高）——蒸汽上流——堆芯溫度下降4、長期冷卻階段此時仍有衰變熱—低壓注射系統(tǒng)繼續(xù)運行—從地坑中吸水注入，循環(huán)使用。小破口事故未能緊急停堆的預計瞬變關鍵詞：溫度、壓力、反應性核反應堆嚴重事故嚴重事故：大面積燃料包殼失效，威脅、破壞壓力容器和安全殼的完整性，導致放射性物質(zhì)泄漏。原因：堆芯失去冷卻或冷卻不充分；

堆芯反應性快速不可控升高。分類：堆芯熔化事故（小時量級）

堆芯解體事故（秒量級）輕水堆：堆芯解體事故可能性極小輕水堆嚴重事故過程與現(xiàn)象燃料包殼分類：高壓熔堆和低壓熔堆失去冷卻，包殼過熱通量增加，釋熱增加，燃料膨脹和熔化低壓熔堆低壓熔堆過程以快速卸壓的大中破口失水事故為先導，如果在此過程中應急堆芯冷卻系統(tǒng)的注射功能或再循環(huán)功能失效，不久堆芯開始裸露和熔化，鋯合金包殼與水蒸氣反應產(chǎn)生大量氫氣。地芯水位下降到下柵格板以后，熔融的堆芯會加熱堆芯內(nèi)的金屬材料而使堆芯交撐結構失效，熔融的堆芯會跌入下腔室水中，產(chǎn)生大量蒸汽。之后壓力容器在低壓下熔穿，熔融堆芯會熔穿壓力容器落人堆坑，開始燒蝕地基混凝土。在這一過程中，向安全殼內(nèi)釋放出H2，CO2，CO等不凝氣體。此后安全完有兩種可能損壞的方式，即安全殼因不凝氣體聚集持續(xù)晚期超壓(事故后3~5天)導致安全殼破裂或貫穿件失效，或者熔融堆芯燒穿地基。高壓熔堆高壓熔堆過程往往以堆芯冷卻不足為先導事件、其中主要原因是失去蒸汽發(fā)生器熱阱的排熱。與低壓熔堆過程相比，高壓熔堆過程有如下特點：①高壓堆芯熔化過程進展相對較慢，因而有比較充足的干預時間；②燃料損壞過程是隨堆芯水位緩慢下降而逐步發(fā)展的．對于裂變產(chǎn)物的釋放而言，高壓過程是在“濕環(huán)境”下進行的③壓力容器下封頭失效時堆芯與安全殼之間的壓力差大，使高壓過程后堆芯熔融物的分布范圍比低壓過程的更大，并有可能造成安全殼內(nèi)大氣的直接加熱。因而，高壓熔堆過程具有更大的潛在威脅。輕水堆嚴重事故過程與現(xiàn)象——氫氣的燃燒在安全殼內(nèi)，如果集聚過多的氫氣，就會發(fā)生氫氣的燃燒和爆炸，因此，由金屬與水相互作用產(chǎn)生的氫氣，或者堆芯熔融物與混凝土相互作用產(chǎn)生的氫氣會威脅安全殼的完整性。氫氣在安全殼內(nèi)存在著不同的燃燒模型

1．擴散燃燒它是由一個連續(xù)的氫氣流供給的穩(wěn)定燃燒，其特點在于生成的壓力峰值較小而可忽略。但因為燃燒時間較長．所以引起的局部熱流密度較高。在有點火器的情況下發(fā)生這種擴散燃燒的可能性較大。安裝這種點火器的目的是降低氫氣的擴散范圍和降低氫氣的濃度，從而降低事故的風險。堵不如疏

2．減壓燃燒它的燃燒以相當慢的速度，從點火處向氫氣、蒸汽和空氣的混合氣體中蔓延。其特點在于壓力的增大較適度和高熱流密度持續(xù)的時間較短。氫氣燃燒的速率和總量決定了由此而產(chǎn)生的對安全殼的附加壓力和溫度的影響。3．爆燃爆燃是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，其特點是在極短時間內(nèi)形成較高峰值壓力。爆燃形成的方式可分成二種類型：第一類是爆燃的直接形成；第二類是快速降壓燃燒至爆燃的轉(zhuǎn)變．這種轉(zhuǎn)變中燃燒蔓延速度從次聲波至聲波逐步上升。在安全殼中釋放的氫氣，有可能由于初始釋放的動量強制循環(huán)系統(tǒng)、安全殼噴淋和自然循環(huán)等原因被輸送出安全殼?？扇細怏w的分布將受幾種過程的影響，這些過程可能單獨或者聯(lián)合作用使氫氣與蒸汽和空氣混合。這些過程有：①擴散；②由溫度升高引起的自然對流；③由風扇和噴淋形成的強制對流。事故情況下放射性物質(zhì)的釋放與防護釋放機理當反應堆經(jīng)歷不同嚴重程度的事故時，堆芯燃料可能會發(fā)生包殼破損、燃料熔化，與混凝土或金屬發(fā)生作用及蒸汽爆炸等不同的情況。相應地裂變產(chǎn)物對應著四種不同的釋放機理：氣隙釋放、熔化釋放、汽化釋放和蒸汽爆炸釋放。1．氣隙釋放在反應堆正常運行條件下，部分裂變產(chǎn)物以氣體或蒸汽的形式由芯塊進到芯塊與包殼之間的氣隙內(nèi)。氣隙內(nèi)各種裂變產(chǎn)物的積存份額取決于各核素在二氧化鈾芯塊內(nèi)的擴散系數(shù)及該核素的半衰期。在反應堆正常運行時只有極少量包殼破損。但在失水事故時，元件溫度很快升高，在幾秒種到幾分鐘的短時期內(nèi)，包殼即可能破損。在包殼內(nèi)外壓差及外表面蒸汽流的作用下，氣隙中積存的部分裂變產(chǎn)物被瞬時釋出，出現(xiàn)噴放性的氣隙釋放。由于惰性氣體不與其他元素發(fā)生化學作用，氣隙中Xe、Kr在氣隙釋放中全部經(jīng)破口進入主回路。在包殼破損的溫度下，鹵素I、Br是揮發(fā)性的氣體，Cs、Rb也是部分揮發(fā)性的，但因這些元素可能與其他裂變產(chǎn)物或包殼發(fā)生化學反應因而妨礙它們移至破口處。2．熔化釋放在氣隙釋放后不久燃料即開始熔化。這時芯塊中的裂變產(chǎn)物將進一步釋出，這一過程一直延續(xù)到燃料完全熔化，即熔化釋放。在熔化釋放中，惰性氣體中很快放出，高揮發(fā)性的鹵素和堿土金屬也大部分釋出。雖然Te和Sb揮發(fā)性也很強，但在水堆中它們與結包殼會發(fā)生化學反應，致使其釋放份額大大下降。3．汽化釋放當熔融的堆芯熔穿壓力容器和安全殼底部與混凝土接觸時，會與混凝土發(fā)生劇烈反應使泥凝土分解、汽化產(chǎn)生蒸汽和Co2。這些產(chǎn)物與熔融的堆芯相混，在熔融體內(nèi)形成鼓泡、對流。這一過程促進了裂變產(chǎn)物通向熔融金屬的自由表面，并生成大量含有裂變產(chǎn)物的氣溶膠。在這種條件下產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物的釋放稱之為汽化釋放。

4．蒸汽爆炸釋放當熔融的堆芯與壓力容器中殘存的水發(fā)生作用時會產(chǎn)生蒸汽爆炸。UO2燃料在爆炸中將分散成為很細小的顆粒，并被氧化生成U3O8。這一放熱反應將使UO2中的裂變產(chǎn)物進一步揮發(fā)而釋放。輻射防護基本知識核輻射通過物質(zhì)時的作用與效應快速運動的帶電粒子通過物質(zhì)時，遇到物質(zhì)原子和原子核，會同它們發(fā)生碰撞，進行能量的傳遞和交換。其中一種主要的作用過程是同電子的非彈性碰撞，使物質(zhì)的原子發(fā)生電離或激發(fā)，形成了正離子和負電子或激發(fā)態(tài)原子，這一過程稱作電離碰撞。帶有電荷的核輻射離子能夠直接使原子電離或激發(fā)．稱作直接致電離粒子；而中性的核輻射粒子，由于沒有電荷不能直接使介質(zhì)原子發(fā)生電離作用，但可以通過與物質(zhì)作用產(chǎn)生的次級帶電粒子使介質(zhì)原子發(fā)生電離或激發(fā)，這樣一些中性粒子則稱作間接致電離粒子，例如，中子和射線等。能夠直接或間接使介質(zhì)原子電離或激發(fā)的核輻射稱作電離輻射。射線、射線、射線、x射線、中子n、質(zhì)子p、裂變碎片等都是電離輻射。。電離輻射對人體的作用一定量的電離輻射照射會引起人體組織器官的損傷，使生物發(fā)生結構的改變和功能的破壞，表現(xiàn)出各種類型的生物效應。從人體吸收核輻射能量開始到各種生物效應顯現(xiàn)，以及生物體病變直至死亡，其間經(jīng)過一系列的物理的、化學的和生物學的變化。電離輻射對生物大分子的電離作用是產(chǎn)生輻射生物效應的基礎。電離輻射對人體細胞的作用1．直接作用電離輻射直接同生物大分子，例如DNA等發(fā)生電離作用，使這些大分子發(fā)生電離和激發(fā)，導致分子結構改變和生物活性的喪失；而電離和激發(fā)的分子是不穩(wěn)定的，為了形成穩(wěn)定的分子，分子中的電子結構在分子內(nèi)或通過與其他分子相互作用而重新排列。在這一過程中可能使分子發(fā)生分解，改變結構以導致生物功能的喪失。2、間接作用人體的細胞中含有大量的水分子(大約70％)，所以，在大多數(shù)情況下，電離輻射同人體中的水分子發(fā)生作用，使水分子發(fā)生電離或激發(fā)，然后經(jīng)過一定的化學反應，形成各種產(chǎn)物。直接作用和間接作用的結果都會使組成細胞的分子結構和功能發(fā)生變化，而導致由它們構成的細胞發(fā)生死亡或喪失了正常的活性，發(fā)生了突變。電離輻射損傷細胞有兩種情況：殺死、誘變電離輻射對人體損傷的晚期效應由長時間小劑量(累計達到幾百至幾千毫希沃特)的照射引起，如癌癥、白血病、再生障礙性貧血等。電離輻射對人體損傷的早期效應由短時間內(nèi)受到大劑量(超過l000msv)照射引起，如急性放射病、皮膚急性放射損傷等。輻射防護的幾個物理量輻射防護最基本的概念是照射量(exposure)X、吸收劑量(absorbeddose)D和劑量當量(doseequivalent)H。照射量是按照X射線和射線在空氣中產(chǎn)生電離的數(shù)量而對X射線和射線定義的量，它僅適用于空氣。其廣義定義為由電離輻射在單位質(zhì)量的空氣中所產(chǎn)生的同種電荷的總和。過去習慣用的照射量的單位為“倫琴”(R)。倫琴定義為1靜電單位能量／立方厘米空氣。吸收劑量是單位質(zhì)量的物體受到輻射照射吸收的能量。吸收劑量的單位是“戈瑞”(Gy)，1戈瑞為每公斤物質(zhì)吸收1焦耳的能量，即1Gy＝1J/kg。不同類型的輻射引起物體的損傷不同。為了考慮不同類型的輻射引起的不同生物效應，引入了劑量當量的概念。劑量當量H定義為吸收劑量D與品質(zhì)因數(shù)(qualltyfactor)Q的乘積：H＝QD。品質(zhì)因數(shù)又叫品質(zhì)因子或Q因子，它是考慮不向種類的射線的輻射生物效應而引入的修正系數(shù)。對于粒子、X射線和射線，Q＝1，對于質(zhì)子和快中子，Q＝10，對于粒子和裂變產(chǎn)物，Q＝20。在國際單位制(SI)中，當吸收劑量的單位為戈瑞(Gy)時，劑量當量的單位是“希沃特”(Sv).劑量當量過去習慣用的單位為“雷姆”(rem)，二者的關系為1sv＝100rem。劑量當量有時又簡稱劑量或叫有效劑量，是反映輻射作用的最常用的概念。輻射無處不在輻射源劑量mSv/年天然本底每年輻射劑量2.3每天抽20支煙0.5—1一次X光檢查0.1夜光表0.02每天看1小時電視，1年所受劑量0.01乘飛機旅行2000公里0.01空氣、食物、水中的輻射0.25一座百萬KW級核電站0.048輻射危害輻射引起電離和電子激發(fā)而破壞各種分子，從而破壞人體的細胞而造成傷害。使人體組織細胞的功能、代謝活動、和分裂繁殖能力受損。一定劑量下，引起細胞死亡，DNA分子變化或染色體畸變，引起細胞變異。短時間內(nèi)大劑量照射（1000mSv）可引起急性放射病、皮膚急放射性損傷等小劑量長時間照射（幾百至幾千mSv）可引起癌癥、白血病、白內(nèi)障等。

放射防護三原則

放射防護三原則是指：輻射實踐的正當化，放射防護的最優(yōu)化，個人劑量限值。這三項基本原則構成了一套放射防護體系。一、實踐的正當化為防止不必要的照射，在引入任何伴有輻射照射的實踐之前，都必須權衡利弊，只有當帶來的利益大于所付出的代價（包括對健康損害的代價）時才能認為是正當?shù)?，那么該實踐為正當化實踐。若引進的某種實踐不能帶來超過代價的凈利益，則不應采取此種實踐。二、放射防護的最優(yōu)化

放射防護的最優(yōu)化原則就是在考慮到經(jīng)濟和社會因素之后，使任何輻射照射應保持在可以合理做到的最低水平。但并不是說劑量越低越好，而是在考慮到社會和經(jīng)濟因素的條件下使照射低到合理地可以做到的程度。

三、個人劑量限值

對個人受到的輻射照射劑量利用個人劑量限值加以限制。

三原則之間的關系:正當化和最優(yōu)化原則主要與輻射源有關，它們涉及的是對某項輻射源的引用和防護是否適宜。而個人劑量限值涉及的是職業(yè)性人員個人和公眾個人，所以個人劑量限值與人有關。正當化是最優(yōu)化過程的前提，個人劑量限值是最優(yōu)化的約束條件。所以，放射防護三項基本原則是相互關聯(lián)的。個人劑量限值是不允許接受劑量范圍的下限，不能直接作為放射防護設計和工作安排的依據(jù)，只能依據(jù)放射防護的最優(yōu)化原則。把個人劑量限值作為放射防護設計和工作安排的出發(fā)點，并在實踐中執(zhí)行盡可能向限值接近的做法，以及把個人劑量限值作為評價放射防護設施的主要標準的做法，都是對放射防護三原則的誤解。評價放射防護設施的標準應該是是否做到了最優(yōu)化，而不是是否超過了個人劑量限值。當然，個人劑量限值是不允許超過的。輻射劑量限值1．豁免的劑量判斷當某實踐或源在一年內(nèi)對任何公眾成員預計造成的有效劑量小于10SV或距源表面0.1m處有效劑量小1Svh－1和發(fā)射能量小于5keV的輻射源，則該實踐或?qū)嵺`中的輻射源可免檢管理。

2．職業(yè)照射個人劑量限值必須對任何工作人員的職業(yè)照射加以控制，使其職業(yè)照射的個人劑量限值連續(xù)5年內(nèi)年平均有效劑量應低于20msv，并且任何單一年份內(nèi)不超過50msv；一年中晶體所受的當量劑量應小于1