反应堆原理：第十章 核安全与核事故2

《反应堆原理》

第十章核安全与核事故1目录2核反应堆安全的基本原则核反应堆的安全系统核电厂的严重事故1233三、核电厂的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完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。核电厂的严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故（CMAs）

如三里岛核事故，福岛核事故堆芯解体事故（CDAs）

如切尔诺贝利核事故4三、核电厂的严重事故严重事故过程和现象堆芯熔化过程压力容器内过程安全壳内过程严重事故管理核电厂核事故应急管理核事故的案例分析51.严重事故过程和现象严重事故次序实线：热工水力过程虚线：裂变产物气溶胶6

2.堆芯熔化过程当堆芯裸露时，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。PWR燃料（17×17）的绝热加热7当燃料温度持续上升并超过1300K，锆合金包壳开始与水或蒸汽相互作用：以上反应伴随能量释放：ΔH为1

kg的Zr发生氧化反应所释放的能量T为温度

2.堆芯熔化过程8当燃料温度继续增加到大约1400K，堆芯材料开始熔化。（a）（b）（c）（d）熔化的微滴和熔流开始下流在燃料棒较冷处形成局部堵塞，熔坑形成并增大形成一个小熔坑熔坑径向和轴向增大

2.堆芯熔化过程9总体上看，在堆芯损坏期间与燃料有关的主要过程包括3种不同的重新定位机理:

（1）熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化；（2）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；（3）在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落入堆坑。

2.堆芯熔化过程10

3.压力容器内过程3.1碎片的重新定位当堆芯熔化过程发展到一定程度，堆芯熔融物将落入压力容器的下腔室，碎片在下腔式中重新定位。碎片的重新定位11

3.压力容器内过程在堆芯碎片重新定位过程中所涉及的主要现象：（1）堆芯碎片-水的相互作用和主系统压力的增加；（2）堆芯碎片-压力容器下封头贯穿件的相互作用；（3）下腔室中碎片床的冷却。可能发生的爆炸、熔融燃料和水的相互作用将使燃料分散成很小的颗粒，并在压力容器的下腔室形成一个碎片床，同时，大量冷却剂的蒸发将导致主系统压力上升。堆芯熔融物可能首先熔化贯穿管道与压力容器的贯穿部位，而导致压力容器实效。碎片床的冷却特性取决于碎片床的结构及连续对压力容器的供水能力。12

3.压力容器内过程3.2熔融燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸在压水堆的严重事故过程中，有可能发生压力容器内和压力容器外两种典型的蒸汽爆炸。压力容器内的蒸汽爆炸：熔化的堆芯碎片滴落进压力容器下腔室剩余的饱和水中，可能引起压力容器内蒸汽爆炸。压力容器外的蒸汽爆炸：熔化的堆芯碎片滴落进安全壳堆坑的水中，可能引起压力容器外蒸汽爆炸。3.3下封头损坏模型各种损坏模型的基本特征：（1）喷射冲击（2）下封头贯穿件的堵塞和损坏（3）下封头贯穿件的喷出物高温喷射对钢结构在冲击停滞点上有快速的消融率。当堆芯熔融物温度足够高时，首先在下封头贯穿件的管道壁上可能发生熔化或蠕变断裂。碎片积累的持续加热可能引发管道贯穿件焊接处的破坏。系统压力可能超过管子和压力容器封头之间的约束应力。

3.压力容器内过程（4）球形蠕变断裂在压水堆中，堆芯碎片和压力容器壁之间的直接接触引发对下封头的快速加热。加热和由提升系统压力和/或碎片重量引起的应力可能导致球形蠕变断裂，并使下封头发生故障。3.4自然循环当燃料熔化并开始阻塞冷却剂流道后，由于反应堆堆芯中的径向功率梯度，将导致蒸汽如右图所示的自然循环。自然对流一方面使堆芯的温度分布趋于均匀，另一方面使蒸汽在堆内的分布更加均匀，导致更严重的包壳氧化。堆芯/堆坑回流模型的示意图

3.压力容器内过程15

4.安全壳内过程4.1安全壳早期失效安全壳的早期失效是指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。导致安全壳早期失效的主要原因有：

安全壳大气直接加热；

蒸汽爆炸；

氢气燃烧；

安全壳隔离失效等。16

4.安全壳内过程1).安全壳大气直接加热（DCH）DCH过程的示意图DCH是安全壳压力上升的主要原因。17

4.安全壳内过程2).氢气的分布与燃烧氢气燃烧的几种不同燃烧方式：（1）扩散燃烧：（2）快速减压

燃烧：（3）爆炸：由一个连续供给氢气流作的稳定燃烧，其特点在于压力峰值较小从而可以忽略，但由于燃烧时间较长，引起的局部热流密度较高。燃烧以相当慢的速度从点火处在氢气、蒸汽和空气形成的混合气体中蔓延、其特点在于适度的压力增加和短时间的高热流密度。燃烧以超声波的速度在氢气、蒸汽和空气的混合气体中扩散，其特点在于短时间内形成高峰值压力。3).安全壳隔离失效安全壳隔离失效是指发生事故时，安全壳事先存在破口或者安全壳隔离系统失效。安全壳隔离失效对早期失效的贡献相对较大。当事故发生时，隔离阀必须关闭以使安全壳和环境隔离。如果安全壳中存在一个不能隔离的孔洞（如备用贯穿孔等）或者当隔离阀关闭失效时，安全壳的泄漏率会超出设计规定的泄漏率。

4.安全壳内过程19

4.安全壳内过程4.2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，也就是说安全壳存在晚期失效的可能。导致安全壳晚期失效的主要因素有：

晚期可燃气体的燃烧；

安全壳逐步超压；

地基熔穿。以上因素主要与碎片床的冷却以及熔融堆芯碎片与混凝土相互作用有关。1).碎片床及其冷却在堆芯碎片从主系统排放到堆坑或地基区域后，若这些区域存在水，碎片能在极短时间内骤冷。骤冷产生蒸汽，从而增加安全壳内的压力。碎片床的冷却强烈地受下列可变因素的影响：碎片床颗粒的尺寸冷却剂穿过碎片床的方法系统的压力碎片床的厚度

4.安全壳内过程2).堆芯熔融物与混凝土的相互作用由堆芯碎片造成混凝土的破坏，可能的现象依次有：（1）熔融堆芯落入安全壳底部后，将与任何存在的水

相互作用。如果碎片床具有可冷却性，并且可以

持续提供可冷却水，那么碎片床的冷却是可能的。（2）如果水被蒸发，则堆芯熔融物将保持高温，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后，碎片床将重新加热，并

将产生较大的向上辐射热流密度。在这种情况下，

混凝土将被加热、熔化、剥落、产生化学反应并

释放出气体和蒸汽。

4.安全壳内过程225.严重事故管理5.1基本概念严重事故管理包括两方面的内容：（1）采取一切可用的措施，防止堆芯熔化，这一部分称为事故预防；（2）若堆芯熔化开始，采用各种手段，尽量减少放射性向厂外的释放，这一部分称为事故的缓解。235.严重事故管理事故管理的基本任务依次是：（1）预防堆芯损坏；（3）在一回路压力边界完整性不能确保时，尽可能长时间地维持安全壳的完整性；（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；（4）万一安全壳的完整性也不能确保，应尽量减少放射性对厂外的释放。245.严重事故管理5.2事故预防一次侧应急堆芯冷却注射含硼水；高压安全注射加主系统上充下泄，主系统减压引入应急堆芯冷却系统注射；启动主泵避免压力热冲击；发生蒸汽发生器传热管破裂后切断或减少高压安全注射流量。二次侧小破口失水事故和瞬变下，推迟给水以节省水资源；丧失热阱情况，开启阀门快速减压，利用移动泵供水；丧失主给水源时利用除盐水；利用消防水。事故预防措施255.严重事故管理5.3事故缓解措施研究事故缓解措施：（1）防止高压熔堆从事故缓解的角度考虑，为了防止高压熔堆危及安全壳的早期完整性，应当及早将它转变为低压过程。（2）安全壳热量排出与减压安全壳内压与安全壳内聚集的热量有一定关系，安全壳的减压过程也就是热量排出过程。265.严重事故管理（3）消氢措施为了消除氢爆与氢燃的威胁，解除晚期投入喷淋的后顾之忧，应当考虑完善的消氢系统。（4）安全壳功能的最终保障在喷淋、风冷手段失效的情况下，安全壳功能的最终保障有两个可能的途径：过滤排气减压、安全壳及堆坑淹没。27

6.核电厂核事故应急管理6.1核应急及应急管理工作方针核应急状态就是核紧急状态，它是由于核设施发生事故或事件，使核设施内、外的某些区域处于紧急状态下。我国核事故应急管理工作的方针是：常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境。28

6.核电厂核事故应急管理6.2应急状态的分级和特征应急等级核电厂堆芯状态辐射情况应急待命堆芯燃料没有损坏放射性物质的释放不超过技术说明书中的规定（或每年的限值）厂房应急核电厂的安全水平出现实际的（或潜在的）明显下降放射性物质的释放造成的场址边界外的剂量仅仅是干预水平很小的一部分场区应急保护公众的核电厂设施的功能明显失效放射性物质的释放造成的场址边界外的剂量不超过干预水平场外应急堆芯已经发生或即将发生损坏场外剂量实际或可能超过干预水平核电厂不同应急状态等级的描述29

6.核电厂核事故应急管理6.3国际核能事件分级30

6.核电厂核事故应急管理31

6.核电厂核事故应急管理327.核事故的案例分析核电厂的严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故（CMAs）

如三里岛核事故，福岛核事故堆芯解体事故（CDAs）

如切尔诺贝利核事故三里岛福岛切尔诺贝利337.核事故的案例分析—三里岛核事故三里岛核泄漏是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三里岛核电站的一次严重放射性物质泄漏事故三里岛核电站二号机组是电功率959MW的压水反应堆，1978年3月28日达到临界三里岛核电站347.核事故的案例分析—三里岛核事故水泵阀门信号灯故障和操作人员的多次误操作反应堆堆芯两次露出水面燃料元件破坏，大约三分之二的堆芯熔化357.核事故的案例分析—三里岛核事故B2入口B出口先熔材料上栅板损坏A入口空洞上部碎片床下腔室熔渣先熔材料硬壳TMI-2事故后堆芯构造图367.核事故的案例分析—三里岛核事故裂变产物释放份额37人员受辐射情况事故中运行人员接受了略高的辐射，但总剂量十分有限。对主冷却剂取样的人员受到30~40mSv辐照，无人员受伤和死亡。对于厂外80km半径的200万人群，平均个体剂量为0.015mSv。最大可能的厂外剂量为0.83mSv。7.核事故的案例分析—三里岛核事故387.核事故的案例分析—三里岛核事故美国近20年来首座新建核电站开始运营

2016年10月19日，向美国西南部田纳西州供电的“田纳西渓谷开发公司”发布消息称，输出115万千瓦的核电站2号机开始营业运行。据悉，这是近20年以来，美国首次运行的新核电站。目前，美国正在启用的核电站有100座。397.核事故的案例分析—切尔诺贝利核事故切尔诺贝利核电站由6台1000MW的RBMK型机组组成RBMK-1000核电机组采用的是大型石墨沸水反应堆优点：1.没有笨重的压力容器；2.没有复杂、昂贵的

蒸汽发生器；3.可以实现在线的装卸料，具有良好的中子平衡；4号堆瞬发超临界功率激增堆芯熔化蒸汽爆炸石墨燃烧407.核事故的案例分析—切尔诺贝利核事故该反应堆的工作特点：低功率时，堆芯气泡份额小，慢化剂密度大，堆芯处于过慢化，空泡系数为正高功率时，堆芯气泡份额大，慢化剂密度小，堆芯处于欠欠慢化，空泡系数为负运行规程中不允许堆在低于700兆瓦热功率下运行417.核事故的案例分析—切尔诺贝利核事故事故对环境及人员的影响事故中释放出的源项超过了100MCi(3.7x1018Bq)。其中惰性气体释放了100%，I为40%，Cs为25%，Te大于10%。事故发生后3h内从普里皮亚特镇和切尔诺贝利撤离45000人，其中大部分受到大于0.25Sv的辐照剂量，最严重者为0.4~0.5Sv。以后几天，外围30km区域内又撤离了90000人。事故共造成31人死亡。427.核事故的案例分析—切尔诺贝利核事故437.核事故的案例分析—福岛核事故福岛基地有2个核电站，共10台机组，均为沸水堆。