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o一年三月十三日123456781福岛核电简介 22福岛核电事故综述 442.1 应急柴油发电机被海水淹没 . 442.2 核燃料棒破损泄漏 . 552.3 核电站厂房发生爆炸 55沸水堆运作原理 66福岛核电的安全性 664.1 沸水型反应堆安全性较弱 664.2 福岛第一核电站 1 号堆已到寿期 774.3 维持冷却水循环的重要性 77高温堆与压水堆的安全性设计比较 88高温气冷堆的固有安全性 12126.1 具有防止放射性释放的多重屏障 . 12126.2 具有非能动的余热排出系统 14146.3 具有负反应性温度系数的补偿能力 . 1515高温气冷堆失去厂外电源的事故分析 1515结论 . 1717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，机组容量分别为 1 号 460MWe 2号-5 号 784MWe 6号 IIOOMWe 1 号机组于 1967年9月动工，1970年11 月并网， 1971 年 3月投入商业运行； 2号? 6号机组分别于 1974年7月

2、、1976年3月、1978年 10月、1978年4月、1979年1 0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IIOOMWe号机组于1975年11月开始施工，1981年7月并网，1982年 4 月投入商业运行。第一核电与第二核电均属于东京电力公司。福岛两座核电站的反应堆均为以普通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（ BWF为“沸水核反应堆”的简 称）型机 组，2-5号为BWR-理机组，6号机组为BWR-理机组。第二核 电1号-4号机组均为 BWR-翌 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，但是事故一直被隐瞒至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存储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入运行时间福岛第一核电站福岛第二核电站反应堆编号投入运行时间反应堆编号投入运行时间2号1974年7月18日2号1984年2月3

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2福岛核电事故综述2.1应急柴油发电机被海水淹没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水淹没，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，出现核泄漏危险。为此，日本首相菅直人发布“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。出现微量核泄漏到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释放反应堆容器的蒸气，避免反

4、应堆容器及冷却水回路因蒸汽压力过大 而爆炸损坏，影响以后的抢修工作。但是这一措 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 范围从 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。2.2 核燃料棒破损泄漏到 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 个反应堆的水温已经超过了 120 度，而且还在继续上升 中。东京电力公司 承认，无法控制这些核反应堆水温的上升。更为严重的 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，出现更严重核泄漏。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 站附近探 测到放射性铯元素， 确定已出现核燃料棒破损、 核燃料泄漏情况。2.3 核电站厂房发生爆炸12 日下午 16 时许，

5、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 堆安全壳没有受到损伤。并且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。3沸水堆运作原理沸水反应堆以轻水（普通水H20）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。在这里，来自汽轮机的给水进入压力容器后，在280C左右沸腾。汽水混合物经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接送到汽轮机离开汽轮机的 蒸汽经过 冷凝器凝 结为液态 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 直接通往汽轮机，故该系统被称为“直接循环系统”。由于此时堆芯的传热速度直接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 shroud ）外均装有喷射 泵（jet pump）,以加快循环速度。与压

6、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，因此显著提高了反应堆的安全性，降低了造价但由于沸水堆的循环系统直接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，给设计和维修带来麻烦。4福岛核电的安全性4.1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，直接 推动蒸汽涡轮发电机产生电能。这个回路里 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。蒸汽用来直沸水型反应堆与压水型反应堆相比，属于单循环反应堆，沸水产生的接推动汽轮，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，日本国内发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，使用这样 的结构是否合理。4.2 福岛第一核电站 1 号堆已到寿期

7、一般核电站堆芯设计都是 40 年，其实福岛核电站 1 号机组已经到了 寿命，但 是根据美国的经验，到了 40 年，还可以延寿 20 年，甚至寿命到 了 60 年还可以延 续。“效益非常好，扔了很可惜。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 份对于福 岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役 40 年，出 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 出现腐蚀，热交换区气体废弃物 处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保 守运行的方案。这一机组的计划延寿 20 年，正式退役需要到 2031 年。4.3 维持冷却水循环的重要性在这次地震发生后，日本福岛第一、第二核电站的反应堆都已自动停 止运行，为 什么还会出现如此严重的核泄漏？这是因为在核电术语里“停 堆”，只是通过计算机 控制向反应堆芯插入控制棒，停止链式反应，但是 核燃料棒里的反射性元素自衰变仍 然产生非常大的热量。这样就必须保持 冷却水循环，保证核燃料棒不会因为温度升高 而出现包裹金属熔解破损， 导致严重核泄漏。但是在这次事故中，

8、福岛第一、第二核电站有多个反应堆停堆后，因 为配套的柴 油发电机被海水淹没，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出 现破损、甚至反应堆容器会发生爆 炸。5 高温堆与压水堆的安全性设计比较 首先，在反应性的控制上，压水堆所需要的反应 性控制当量大，尽管 在压水堆中有大量的控制棒，但由于水堆的中子扩散长度较短， 每个控制 棒的当量是不大的，单靠控制棒控制反应性是不够的，控制棒只能够控制 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节冷却剂 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， 单根控制棒的反应 性控制当量是比较大的， 为了保证反应堆的运行， 单靠控制棒控制反应性是可以的， 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，控制棒放在反射 层，反应性控制当量也是比 较大的， 在反射层中安放 12 16 根控制棒， 就能够实 现反应堆的热停堆， 燃料燃耗所需要的反应性控制可以采用添加燃料球的方法加以实 现。在一回路压力调节和控制上，在压水堆中必须有专门的设备来控制

9、一 回路的压 力，防止一回路超压，以避免发生堆内沸腾。因此，在压水堆 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 冷却剂不会发生相变，不需要严格 的压力控制，压力调节不需要专用的设 备，只是通过压缩机对一回路内的氦气进行吞 吐， 即可调节一回路的压力 余热排出一直是影响核电站中安全运行的一个棘手的问 题，也是核电 站区别于常规电站的原因所在。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，一般 都设有 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， 当然也存在余热排除的问题，但由于石墨的热容量大， 可以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 阶段从反应堆带走余热。其应急给水系统必须作为专设安全实施来 进行设计，要求很高。而在高温气 冷堆中，由于采用包覆燃料颗粒，运行 温度与包覆燃料颗粒损坏的限制温度有很大裕 度，可以依靠非能动的余热 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 料水箱直接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

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