从福岛核电事故看高温气冷堆的安全性

1、从福岛核电事故看高温气冷堆的安全性二0一一年三月十三日1 福岛核电简介 22 福岛核电事故综述 32.1 应急柴油发电机被海水埋住 42.2 核燃料棒破旧泄漏 42.3 核电站厂房发生爆炸 53 沸水堆运作原理 54 福岛核电的安全性 64.1 沸水型反应堆安全性较弱 64.2 福岛第一核电站 1 号堆已到寿期 64.3 坚持冷却水循环的重要性 75 高温堆与压水堆的安全性设计比较 76 高温气冷堆的固有安全性 106.1 具有防止放射性开释的多重屏障 106.2 具有非能动的余热排出系统 116.3 具有负反应性温度系数的补偿能力 117 高温气冷堆失去厂外电源的事故分析 128 结论 13

2、福岛核电简介 福岛核电站是世界最大的核电站，位于日本福岛工业区。由福岛第一 核电和第二核电组成，共 10台机组。福岛第一核电有 6 台机组，机组容量 分不为1号460MWe, 2号-5号784MWe, 6号IIOOMWe, 1号机组于196 7年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行；2号6号 机组分不于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、197 9年10月投入商业运行。日本福岛第二核电有 4台机组，机组容量为1号- 4号1100MWe, 1号机组于1975年11月开始施工，1981年7月并网，198 2年4月投入商业运行。第一核电与第二核电均

3、属于东京电力公司。福岛两座核电站的反应堆均为以一般水作为冷却剂和中子减速剂的沸 水反应堆。第一核电1号机组为BWR-3（ BWR为“沸水核反应堆”的简称） 型机组，2-5号为BWR-4型机组，6号机组为BWR-5型机组。第二核电1 号-4号机组均为BWR-5型机组。核电站曾经发生的事故：福岛第一核电站1978年曾经发生临界事故，然而事故一直被隐瞒至2007年才公诸于众。2005年8月里氏7.2级地震导致福岛县两座核电站中储备核废料的池 子中部分池水外溢。2008年6月福岛核电站核反应堆5加仑少量放射性冷 却水泄漏。2006年，福岛第一核电站6号机组曾发生放射性物质泄漏事故。福岛核电站各反应堆投

4、入运行时刻福岛第一核电站福岛第二核电站反应堆编号投入运行时刻反应堆编号投入运行时刻1号1971年3月26日1号1982年4月20日2号1974年7月18日2号1984年2月3日3号1976年3月27日3号1985年6月21日4号1978年10月12日4号1987年8月25日5号1978年4月18日6号1979年10月24日福岛核电事故综述应急柴油发电机被海水埋住3月 11日，日本东北部近海发生里氏 8.9级特大地震。地震发生后， 日本核电安全措施启动， 福岛第一核电站的 6 座核反应堆和第二核电站的 4 座核反应堆全部自动停止运转，应急柴油发电机启动。但不幸的是，柴油 发电机被其后海啸带来的洪

5、水埋住，停止运转。由于缺乏电力，反应堆机 组的主水泵无法工作，未能为反应堆提供冷却水循环。这一故障，使得多 个反应堆容器内的冷却水温、压力上升。到 11 日晚，福岛第一核电站的 1 号反应堆容器压力上升至设计值的 1.5 倍，2号反应堆容器内水位下降，显 现核泄漏危险。为此，日本首相菅直人公布“原子能紧急事态宣言” ，疏散福岛第一核 电站为中心半径 3 公里之内的居民，同时要求 3 公里至 10公里的居民不要 外出。显现微量核泄漏到 12 日凌晨，福岛第一核电站的 1 号反应堆容器内部辐射强度是正常 值的 1000 倍。日本原子能安全保安院宣布，经济产业相决定命令东京电力 公司在福岛第一核电站

6、开释反应堆容器的蒸气，幸免反应堆容器及冷却水 回路因蒸汽压力过大而爆炸损坏，阻碍以后的抢修工作。然而这一措施也 导致了微量核泄漏，上午 10 时测得的福岛第一核电站正门核辐射浓度是 7 时 40 分的 73 倍。日本首相菅直人下令， 12日凌晨 5时 44分起，建议居民疏散避难的范 畴从第一核电站半径 3 公里以内扩至 10 公里。福岛县政府 12日也要求以 第二核电站为中心半径 3 公里之内的居民疏散。核燃料棒破旧泄漏到 12 日上午 10 时，东京电力公司召开记者会宣布，福岛第一核电站 和第二核电站的 6 个反应堆的水温差不多超过了 120度，而且还在连续上 升中。东京电力公司承认，无法操

7、纵这些核反应堆水温的上升。更为严峻 的是，福岛第一核电站有反应堆容器内部水位比核燃料棒最高处低了 50 厘 米，这意味着核燃料棒有部分部位得不到冷却，外层包裹金属可能会被高 温烧蚀熔解，显现更严峻核泄漏。12日下午13时左右，日本原子能安全保安院宣布，在福岛第一核电站 邻近探测到放射性铯元素，确定已显现核燃料棒破旧、核燃料泄漏情形。核电站厂房发生爆炸12日下午16时许，福岛第一核电站1号反应堆机组厂房发生爆炸，厂 房的外墙和屋顶在爆炸中坍塌。爆炸发生后，在核电站周边检测到的辐射 剂量增加至每小时1.015毫希。日本官房长官在晚上20时许召开记者会称，此仅为厂房内氢气爆炸， 核反应堆安全壳没有受

8、到损害。同时核电站周边的辐射剂量在18时许已降低至每小时0.0705毫希。晚上10时许，日本方面决定向1号反应堆注入海水实施冷却，目前抢 修工作仍在进行中。沸水堆运作原理沸水反应堆以轻水（一般水 H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。反应堆 冷却系统内压强保持在70个大气压。在那个地点，来自汽轮机的给水进入 压力容器后，在280C左右沸腾。汽水混合物通过堆芯上方的汽水分离器和 蒸汽干燥器过滤掉液态水后直截了当送到汽轮机。离开汽轮机的蒸汽通过冷凝器凝聚为液态水（给水）后，回流至反应堆，完成一个循环因 沸水 堆中 一次 蒸汽 直截 了当 通往 汽轮 机，故该系统被称为“直截了当循环系统” 。由于现在堆芯

9、的传热速度直截了当 由系统中水的循环速度所决定，因此大型的沸水堆的堆芯围筒( core shrou d)外均装有喷射泵(jet pump),以加快循环速度。与压水反应堆相比，沸水反应堆的构造更为简单，且大大降低了反应 堆的工作压力和堆芯温度，因此明显提升了反应堆的安全性，降低了造价。 但由于沸水堆的循环系统直截了当连接了堆芯和汽轮机，因此可能造成汽 轮机受到放射性污染，给设计和修理带来苦恼。福岛核电的安全性沸水型反应堆安全性较弱日本福岛第一、第二核电站的所有 10 座核反应堆在 1971-1988年间建 成运行，均属沸水型反应堆。其工作原理是核燃料棒在反应堆堆芯发生可 控的链式反应，产生大量热

10、量；这些热量传递给反应堆容器内的水，这些 水被加热后产生蒸汽，直截了当推动蒸汽涡轮发电机产生电能。那个回路 里的水，在反应堆运转后是沸腾的，蒸汽通过涡轮发电机后需要进入一个 冷凝器，冷凝器引入海水进行冷却。沸水型反应堆与压水型反应堆相比，属于单循环反应堆，沸水产生的 蒸汽用来直截了当推动汽轮，不象压水堆那样有蒸汽发生器隔离。万一发 生故障，蒸汽里就带有放射性物质，设计上的安全性较弱。但沸水型反应堆的经济性较好，日本国内进展的均是沸水型反应堆。 长期以来，一直有核专家质疑，日本作为一个地震频繁的地区，使用如此 的结构是否合理。福岛第一核电站 1 号堆已到寿期一样核电站堆芯设计差不多上 40 年，

11、事实上福岛核电站 1 号机组差不 多到了寿命，然而按照美国的体会，到了 40 年，还能够延寿 20 年，甚至 寿命到了 60 年还能够连续。“效益专门好，扔了专门惋惜。延寿需要严格 审查，是不是满足现在的安全要求。 ”今年 2月 7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一 份关于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组差不多服役 40 年，显 现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室 显现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统显现腐蚀，并为其制定了长期保 守运行的方案。这一机组的打算延寿 20 年，正式退役需要到 2031 年。坚持冷却水循环的重要性 在这次地震发生

12、后，日本福岛第一、第二核电站的反应堆都已自动停 止运行，什么缘故还会显现如此严峻的核泄漏？这是因为在核电术语里 “停 堆”，只是通过运算机操纵向反应堆芯插入操纵棒，停止链式反应，然而核 燃料棒里的反射性元素自衰变仍旧产生专门大的热量。如此就必须保持冷 却水循环，保证核燃料棒可不能因为温度升高而显现包裹金属熔解破旧， 导致严峻核泄漏。然而在这次事故中，福岛第一、第二核电站有多个反应堆停堆后，因 为配套的柴油发电机被海水埋住，冷却水循环停止。核燃料自衰变产生的 热量，将反应堆容器内的水加热至 120 度，极大的蒸汽压力会使一回路显 现破旧、甚至反应堆容器会发生爆炸。高温堆与压水堆的安全性设计比较

13、第一，在反应性的操纵上，压水堆所需要的反应性操纵当量大，尽管 在压水堆中有大量的操纵棒，但由于水堆的中子扩散长度较短，每个操纵 棒的当量是不大的，单靠操纵棒操纵反应性是不够的，操纵棒只能够操纵 快速变化的的反应性变化，缓慢变化的反应性变化还必须依靠调剂冷却剂 中的硼浓度和使用固体可燃毒物的手段。而在高温堆，由于中子扩散长度 较长，单根操纵棒的反应性操纵当量是比较大的，为了保证反应堆的运行， 单靠操纵棒操纵反应性是能够的，不需要象压水堆那样，再采取其他的手 段。即使在球床高温气冷堆，操纵棒放在反射层，反应性操纵当量也是比 较大的，在反射层中安放 1216 根操纵棒，就能够实现反应堆的热停堆， 燃

14、料燃耗所需要的反应性操纵能够采纳添加燃料球的方法加以实现。在一回路压力调剂和操纵上，在压水堆中必须有专门的设备来操纵一 回路的压力，防止一回路超压，以幸免发生堆内沸腾。因此，在压水堆一 回路中有稳压器，而在高温气冷堆中冷却剂是氦气，在运行条件下，氦气 冷却剂可不能发生相变，不需要严格的压力操纵，压力调剂不需要专用的 设备，只是通过压缩机对一回路内的氦气进行吞吐，即可调剂一回路的压 力。余热排出一直是阻碍核电站中安全运行的一个棘手的咨询题，也是核 电站区不于常规电站的缘故所在。所有的核电站都设有专门的余热排出系 统。在压水堆中， 除了在 AP1000 中设计了非能动的余热排出系统之外， 一 样都

15、设有几列相互独立的能动的余热排出系统，包括余热泵和热交换器。 而在高温气冷堆中，因此也存在余热排除的咨询题，但由于石墨的热容量 大，能够依靠非能动的余热排除系统实现余热的排除。在压水堆，除了有主给水系统从蒸气发生器带出热量产生蒸气供给汽 轮机发电以外，还有应急给水系统（也称为辅助给水系统） ，以保证停堆后 第 1 时期从反应堆带走余热。其应急给水系统必须作为专设安全实施来进 行设计，要求专门高。而在高温气冷堆中，由于采纳包覆燃料颗粒，运行 温度与包覆燃料颗粒损坏的限制温度有专门大裕度，能够依靠非能动的余 热排除系统实现余热的排除，不需要设置应急给水系统。在压水堆中，针对冷却剂丧失事故，专门设计

16、了复杂的安全注入系统， 包括高压安注、蓄水葙系统（中压安注系统）和低压安注系统，除了一大 批设备外，还需要一个提供容量在 2000m3左右的水源（换料水箱），而且 要考虑两种运行方式（从换料水箱直截了当取水的注入方式和从地坑取水 的再循环方式）。鉴于安全上的重要性，这些系统必须按专设安全实施的高 标准进行设计。而在高温气冷堆中，不存在那个咨询题，不需要设置此类 系统。从反应堆纵深防备原则考虑，作为压水堆核电站的一道屏障，设计了 安全壳，即反应堆厂房。它将反应堆、冷却剂系统的要紧设备（包括一些 辅助设备）和主管道包容在内。当事故（如失水事故、地震）发生时，它 能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏

17、到环境中去，是确保核电厂周围 居民安全的最后一道防线。鉴于压水堆的情形，对安全壳的设计专门高， 要考虑下列各种咨询题：冷却剂丧失事故下冷却剂进入安全壳引起的压力 和温度上升，锆水反应产生氢气的燃爆，堆芯熔化后产生的熔融物，底板 是否熔穿。因此，在设计上压水堆的安全壳能够抗0.55-0.65MPa压力和150C的温度，有严格密封性要求，在失水事故后 24小时内安全壳总的泄漏 率小于0.3%。为了保证安全壳的完整性，设计了复杂的喷淋系统。而且， 目前压水堆的安全壳的进展都采纳双层安全壳，在EPR先进压水堆中还设计了堆芯熔融物的捕集器。而在高温气冷堆中，鉴于良好的安全特性，不需要压水堆那样的安全 壳

18、系统，而是设置了一种通风型低耐压式安全壳，能够称为包容体，它执 行与安全壳相同的功能，它限制放射性物质向周围环境的开释，提供屏蔽， 爱护厂区工作人员免受过量辐照，爱护反应堆不受外部事件损害。然而， 高温气冷堆的包容体不承担高压，无喷淋冷却、无可燃气体操纵的系统。 包容体的设计承压只为0.03MPa,承诺排风管道及排风竖井有一定的阻力。在应急柴油机的设计上，在通用压水堆中，应急柴油机是安全级的， 要求高。而在高温气冷堆中，同样由于高温气冷堆良好的安全特性，不需 要安全级的应急柴油机，不需要应急柴油机的快速启动，高温气冷堆有应 急柴油机，但它是非安全级，不承担在事故情形下为堆芯冷却提供动力的 功能

19、。高温堆与压水堆的安全性设计比较系统高温气冷堆压水堆反应性操纵操纵棒 吸取球操纵棒 硼浓度调剂 可燃毒物压力调剂氦气的吞吐稳压器余热排出非能动能动应急给水系 统无有安全注入系 统无有应急柴油机非安全级安全级安全壳不承压，无气密性要求的包 容性气密性，双层壳， 喷淋，防氢爆高温气冷堆的固有安全性福岛核电站建于上世纪60年代，属于早期的核电站，设计理念和建筑水平相对落后，专门是在事故情形下，需要专设安全设施及时投入运行， 然而能动的专设安全设施对电力的依靠性专门强，一旦事故情形下应急电 力无法供应就会导致较严峻的后果。高温气冷堆专设安全设施采纳非能动系统，使反应堆具有固有安全性。 所谓非能动系统是

20、指靠自然的因素，例如重力、自然循环、压缩空气系统 等使系统自动投入，不需要泵、风机、柴油发电机和其它的能动机械，因 此不需要安全有关的交流电源。这种采纳非能动安全系统的固有安全性理 念在具四代反应堆安全特性的高温气冷堆中尤为明显。规模利用核能的重要方式，在给我们输出大量能源5mm无燃料区的咨询题：一是放射性包容；二是剩余发热反的同时， 的排出； 对上述三个咨询题采取如下的燃料球具有防止放射性开释的多全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅.的第一道屏障。在事故最高温度1600 C，包覆颗粒燃料的破旧 分之几，绝大部分裂变产物都被阻留在颗粒燃料粒勺包覆层内。0削口UO2核芯勺操纵。作为具有第四代安全

21、特点的高温气冷堆，针SiC层内致密PyC层是阻止放射性外泄百万口图2高温气冷堆燃料原件球形燃料元件外层的石墨包壳，是阻止放射性外泄的第二道屏障。由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳和连接这两个压力壳的热气导管 压力壳组成的一回路压力边界，是阻止放射性外泄的第三道屏障。压力壳 的设计、制造具有专门高的可靠性，几乎能够排除发生贯穿性破裂事故的 可能性，其完整性能够得到充分的保证。通风型低耐压式安全壳是阻止放射性外泄的第四道屏障。它不同于压 水堆安全壳，没有像压水堆那么高的气密性和承压要求，但它能够与排风 系统配合保持一回路舱室的负压，防止舱室内的放射性物质向反应堆建筑 物内扩散。因此，包覆颗粒燃料由于

22、制造破旧与辐照破旧，会有极少部分放射性物质通过扩散进入到一回路氦气冷却剂中去。随着放射性衰变、氦 气净化系统的分离以及在蒸汽发生器、反射层石墨表面和石墨粉尘上的沉 积，存留在一回路冷却剂中的放射性水平是专门低的。因此，即使发生一 回路舱室内的压力超过大气压一定值，其内的气体不通过滤通过烟囱直截 了当排入大气，其放射性水平也低于规定的限值。具有非能动的余热排出系统余热栽出一直是阻碍核电厂中安全运行的一个棘手咨询题，也是核电 厂与常规电厂的区不之一。水堆核电厂除了 AP1000中设计了非能动的余热排出系统之外，一样都设有几列互为冗余独立的余热载出系统，不仅需要 外力驱动，属于能动方式，而且设备繁多

23、，运行复杂。高温气冷堆按照“非能动安全性”原则进行热工设计，使得在事故停堆后，堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠 热传导、热辐射等非能 的热辐射传给反应堆外舱室混凝土载到上部的如此循环将热 所示。不 证其中动的自然传热机制传到反应堆压力壳，再经压力壳 舱吗的冷却水管，管内的水经加热后完全依靠自然 冷却器，H咅”1冲：划1凝土墙表面的堆腔冷却器，堆腔冷却器是设最终将热量散到周围环境中去，如图3 余热排出系统还采纳3X 50%冗余配置，只要保 即可满足排出余热的要求。图3高温气冷堆余热排出系统原理图高温气冷堆堆芯直径较小，平均功率密度也较低，这种非能动余热排 出系统的设计能

24、够保证在极端的事故条件下，即在堆芯冷却剂完全流失、 主传热系统的功能完全丧失的条件下，保证堆芯燃料元件的最高温度不超 过1600C的设计限值，远低于其包覆颗粒燃料的破旧温度 2200C。这种非 能动的余热排出系统排除了高温气冷堆堆芯熔化事故的可能性。具有负反应性温度系数的补偿能力高温气冷堆具有负的燃料温度系数和慢化剂温度系数，同时燃料的正 常工作最高温度和最高极限温度（1600C）之间有数百度的裕度，即使发 生一回路冷却剂丧失事故，随着燃料温度的升高引入负反应性，使反应堆 自动停止。此外，在水堆中，针对 LOCA 事故，为了保证堆芯不损坏，专门设计 了复杂的安全注入系统，包括高压、蓄水箱（中压

25、）和低压安注系统，设 备庞大，运行复杂，同时安全和质保等级要求高，造价昂贵。高温气冷堆也有 LOCA 事故，为此设置了一回路隔离系统，然而它的 目的不是保证堆芯的冷却，而是减少冷却剂氦气向环境的开释，也全然不 存在堆芯损坏的可能。水堆设置有应急给水系统（辅助给水系统） ，以保证停堆后第一时期从 反应堆带走余热。此系统属于专设安全设施，要求专门高。在一样的压水 堆中，应急柴油机是安全级的，要求高。高温气冷堆由于采纳包覆燃料颗粒，运行温度与包覆燃料颗粒的限制 温度有专门大裕度，能够依靠非能动的余热排出系统实现余热的载出，无 需应急给水系统。高温气冷堆由于其良好的安全特性，不需要安全级的应 急柴油机

26、。高温气冷堆失去厂外电源的事故分析福岛核电站在此次大地震发生后，核电站正常供电系统和备用电源全 部无法工作，向反应堆输送冷却液的系统随之停运，堆芯剩余发热无法排 出导致一回路压力、温度升高，以致堆芯熔化和放射性泄露。而具有固有 安全性的高温气冷堆能够完全应对失去厂外电源的事故，分析如下：高温气冷堆失去厂外电源将造成一回路主氦风机和二回路给水泵的停 运，引起冷却剂流量的丧失和二回路系统排热的减少。反应堆发热在堆芯 和一回路内积存引起一回路系统的升温升压和燃料元件的温度升高，导致 堆功率自动下降。反应堆失去厂外电源，操纵棒驱动系统同时失去电源， 操纵棒籍助于重力自动落棒，反应堆将紧急停堆。当一、二回路质量流量 比超过爱护整定值时，反应堆也将紧急停堆。事故发生后的第一时期中，由于丧失厂外电源主氦风机停转，一回路 冷却剂流量下降，依靠负的反应性温度系数，使得反应堆功率从初始的 26 2.5MW （105%额定功率）逐步下降，燃料的最高温度也从事故开始时的 9 21 C随之降低。由