核电厂的严重事故课件.ppt

第五章 核电厂的严重事故主讲：艾青核反应堆安全分析2核电站核电站设计基准事故设计基准事故核反应堆冷却水管道双端断裂核反应堆冷却水管道双端断裂大破口失水事故大破口失水事故(LOCA)单一故障原则单一故障原则核电站核电站严重事故严重事故 堆芯熔化大面积燃料包壳失效堆芯熔化大面积燃料包壳失效 超设计基准事故超设计基准事故 多重失效多重失效(人因、故障等人因、故障等）核电厂的严重事故核电厂的严重事故3核电厂严重事故：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：核反应堆的严重事故可以分为两大类：堆芯熔化事故（堆芯熔化事故（CMAs）：）：美国三哩岛事故美国三哩岛事故 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（堆芯解体事故（CDAs）：）：切尔诺贝利核电厂事故切尔诺贝利核电厂事故 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。

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核电厂的严重事故4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核电厂的严重事故-内容要点内容要点455.1 5.1 严重事故过程和现象严重事故过程和现象低压熔堆：低压熔堆：以快速卸压的大、中破口失水事故为先导以快速卸压的大、中破口失水事故为先导并发并发ECCS的注射功能或再循环功能失效的注射功能或再循环功能失效v堆芯裸露和熔化，锆堆芯裸露和熔化，锆+水蒸汽水蒸汽氢气氢气v堆芯水位下降到下栅格板以后，堆芯支撑结构失效，熔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，融堆芯跌入下腔室水中，蒸汽蒸汽v压力容器在低压下熔穿压力容器在低压下熔穿(p3.0MPa)(p3.0MPa)，熔融堆芯落入堆坑，熔融堆芯落入堆坑，并与地基混凝土反应并与地基混凝土反应向安全壳释放向安全壳释放H H2 2,CO,CO,CO,CO2 2等不凝等不凝气体气体v安全壳可能破损：安全壳可能破损：n不凝气体聚集持续晚期超压不凝气体聚集持续晚期超压(3-5d)(3-5d)导致破裂或贯穿件失效导致破裂或贯穿件失效n熔融堆芯烧穿地基熔融堆芯烧穿地基压水堆压水堆堆芯熔化过程：堆芯熔化过程：高压熔堆、低压熔堆高压熔堆、低压熔堆6高压熔堆特点高压熔堆特点v高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因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；为有比较充裕的干预时间；v燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，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，高压过程是对于裂变产物的释放而言，高压过程是“湿环境湿环境”，气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果；气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果；v 压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后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，并有可能堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成造成完全壳内大气的直接加热完全壳内大气的直接加热。

因而，高压熔堆过程具因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁有更大的潜在威胁高压熔堆：高压熔堆：堆芯冷却不足为先导条件堆芯冷却不足为先导条件如失去二次侧热阱事件、小小破口失水事故如失去二次侧热阱事件、小小破口失水事故5.1 5.1 严重事故过程和现象严重事故过程和现象7I II I堆内事故堆内事故堆内事故堆内事故过过程程程程始始始始发发发发事故事故事故事故严严重事故重事故重事故重事故进进展展展展IIIIIIII堆外事故堆外事故堆外事故堆外事故过过程程程程严严重事故重事故重事故重事故进进展展展展 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正常热工水力事故堆芯传热包壳氧化产生氢气堆芯熔化进展裂变产物释放裂变产物传递和沉淀堆内水蒸汽爆炸压力容器破损核核电电站站严严重重事事故故事事故故系系列列及及进进展展5.1 5.1 严重事故过程和现象严重事故过程和现象8严重事故次序严重事故次序热工水力过程用实线表示：裂变产物（热工水力过程用实线表示：裂变产物（FPFP）气溶胶用虚线表示气溶胶用虚线表示 5.1 5.1 严重事故过程和现象严重事故过程和现象9严重事故时的主要现象严重事故时的主要现象安全壳安全壳反应堆压力容器反应堆压力容器安全壳直接加热安全壳直接加热堆芯熔融的进展堆芯熔融的进展裂变产物气裂变产物气溶胶的迁移溶胶的迁移氢气爆炸氢气爆炸熔融物熔融物/堆坑水的相互作用堆坑水的相互作用水蒸气爆炸水蒸气爆炸堆芯堆芯熔融物与混凝土相互作用熔融物与混凝土相互作用下封头的熔穿下封头的熔穿5.1 5.1 严重事故过程和现象严重事故过程和现象10严重事故的主要现象严重事故的主要现象1.压力容器内的氢气产生压力容器内的氢气产生(In-Vessel Hydrogen Generation)2.堆芯熔融的进展堆芯熔融的进展(Core Melt Progression)3.压力容器内的水蒸气爆炸压力容器内的水蒸气爆炸(In-Vessel Steam Explosion)4.压力容器的熔融贯通压力容器的熔融贯通(Reactor Vessel Melt-Through)5.安全壳直接加热安全壳直接加热(DCH:Direct Containment Heating)6.安全壳内的水蒸气爆炸安全壳内的水蒸气爆炸(Ex-Vessel Steam Explosion)7.基础混凝土的热分解基础混凝土的热分解(Basement Concrete Disinteragtion)8.安全壳内的氢气产生安全壳内的氢气产生(Ex-Vessel Hydrogen Generation)9.氢气燃烧氢气燃烧(Hydrogen Burning)10.可燃性气体的燃烧可燃性气体的燃烧(Combustible Gas Burning)11.安全壳的加压安全壳的加压(Containment Pressurization)12.安全壳的破损安全壳的破损(Containment Failure)13.压力容器内裂变产物放出压力容器内裂变产物放出(In-Vessel Fission Product Release)14.压力容器内冷却系统内的核裂变产物的沉积压力容器内冷却系统内的核裂变产物的沉积 (In-Vessel Fission Production Deposition)15.安全壳内裂变产物放出安全壳内裂变产物放出(Ex-Vessel Fission Product Release)16.安全壳内裂变产物沉积安全壳内裂变产物沉积(Ex-Vessel Fission Production Deposition)17.核裂变产物在环境中的放出核裂变产物在环境中的放出11 具有最大不确定性的问题具有最大不确定性的问题具有最大不确定性的问题具有最大不确定性的问题 评价程序用的论证工作评价程序用的论证工作评价程序用的论证工作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利用国际合作进一步确定严重事故的议题利用国际合作进一步确定严重事故的议题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近十多年核电站安全研究领域近十多年核电站安全研究领域近十多年核电站安全研究领域 投资最大、研究力量最集中、投资最大、研究力量最集中、投资最大、研究力量最集中、投资最大、研究力量最集中、国际合作范围最广的研究学科国际合作范围最广的研究学科国际合作范围最广的研究学科国际合作范围最广的研究学科5.1 5.1 严重事故过程和现象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、法国、欧共体等12v堆芯加热堆芯加热燃料包壳变形燃料包壳变形氧化过程氧化过程v堆芯熔化堆芯熔化堆芯熔化的三种定位机理堆芯熔化的三种定位机理多孔碎片床多孔碎片床5.2 5.2 堆芯熔化过程堆芯熔化过程13锆水反应锆水反应包壳氧化包壳氧化氧化侵蚀氧化侵蚀氧化壳支撑氧化壳支撑共晶反应共晶反应表面干涸H2燃料元件燃料元件元件元件/包壳包壳在瞬态或在瞬态或LOCALOCA中导致冷却剂装量的损失，对芯裸露后，燃料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。

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；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包壳肿胀燃料温度继续上升并超过燃料温度继续上升并超过1300k1300k，则锆合金包壳开始与水或水，则锆合金包壳开始与水或水蒸气蒸气氧化反应氧化反应包壳肿胀包壳肿胀5.2.1堆芯加热堆芯加热14 包壳肿胀和破裂 包壳氧化和过热包壳氧化和过热 氧化速度的增强（增强2.6倍）包壳直径肿胀包壳直径肿胀1.31.3倍倍 破裂和内层面积的加入破裂和内层面积的加入 流道的变形对流动的影响冷却剂流道阻塞冷却剂流道阻塞恶化燃料元件的冷却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）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12201220K K燃料包壳变形燃料包壳变形包壳后果后果堆芯换热方式-辐射换热5.2.1堆芯加热堆芯加热15氧化过程氧化过程特点：特点：放热反应放热反应产生氢气产生氢气蒸汽减少蒸汽减少支撑材料（如包壳）厚度、强度变化支撑材料（如包壳）厚度、强度变化分析内容分析内容 氧化物的质量变化率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）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再灌水会引起包壳粉碎氧化增强氧化增强确定包壳失效的极限确定包壳失效的极限堆芯碎片氧化（碎片中含的堆芯碎片氧化（碎片中含的Zr）氧化率正比于碎片的形状氧化率正比于碎片的形状v液滴，氧化速度快液滴，氧化速度快v水平层，面积大大减少，氧化速度慢水平层，面积大大减少，氧化速度慢Zr+H2O蒸气蒸气ZrO2+H2+热量热量5.2.1堆芯加热堆芯加热165.2.2堆芯熔化概述堆芯熔化概述1400175.2.2堆芯熔化概述堆芯熔化概述u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u随着熔化进步发展，部分燃料棒间的流道被阻塞u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u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当燃料温度达到1400K时，堆芯材料开始熔化，熔化过程复杂时，堆芯材料开始熔化，熔化过程复杂18堆芯熔化期间与燃料有关过程包括三种重新定位机理堆芯熔化期间与燃料有关过程包括三种重新定位机理n熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化n在先固化的燃料芯基体硬壳上和破碎的堆芯材料上形成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一个碎片床n在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔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融物落。