核反应堆安全分析-5

➢ 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
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•恶化燃料元件的冷却
堆芯换热方式-辐射换热
氧化过程
Zr+ H2O 蒸气
ZrO2 + H2 + 热量
• 特点 ➢ 放热反应 ➢ 产生氢气 ➢ 蒸汽减少 ➢ 支撑材料（如包壳）的厚度、强度变化
10. 可燃性气体的燃烧
(Combustible Gas Burning)
11. 安全壳的加压
(Containment Pressurization)
12. 安全壳的破损
(Containment Failure)
13. 压力容器内的核裂变产物的放出 (In-Vessel Fission Product Release)
严重事故次序
图5-1 严重事故次序：热工水力过程用实线 表示：裂变产物（FP）气溶胶用虚线表示
严重事故时的主要现象
安全壳
裂变产物气 溶胶的迁移
安全壳直接加热
反应堆压力容器 堆芯
氢气爆炸 堆芯熔融的进展 水蒸气爆炸 下封头的熔穿
熔融物/堆坑水的相互作用
熔融物与混凝土相互作用
严重事故的主要现象
1. 压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation)
一般来说，核反应堆的严重事故可以分为两大类：
—— 堆芯熔化事故（CMAs）：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。美国三哩岛事故
—— 堆芯解体事故（CDAs）：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。苏联切尔诺贝利核电厂事故
– 由于燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，此时燃料元件温度上升较快；
– 如果主系统压力较低，由于燃料棒内气体的压力上升会导致包壳肿胀。
– 燃料温度继续上升并超过1300k，则锆合金包壳开始与水或水蒸气氧化反应
燃料包壳变形后果
• 包壳肿胀和破裂
包壳
➢ 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1.3倍
6. 安全壳内的水蒸气爆炸 (Ex-Vessel Steam Explosion)
7. 基础混凝土的热分解
(Basement Concrete Disinteragtion)
8. 安全壳内的氢气产生
(Ex-Vessel Hydrogen Generation)
9. 氢气燃烧
( Hydrogen Burning)
第五章严重事故主要现象
核电站设计基准事故
• 核反应堆冷却水管道双端断裂大 破口失水事故(LOCA) • 单一故障原则
核电站严重事故
• 核反应堆堆芯熔化大面积燃料包壳失效 • 超设计基准事故 • 多重失效 (人因、故障等）
正常工况流动 事故工况流动
事故应急注水
冷却剂管道断裂
堆芯
压力壳
ECCS堆芯应急
5.1严重事故过程和现象过程和现象
低压熔堆
以快速卸压的大、中破口失水事故为先导， 并发ECCS的注射功能或再循环功能失效，
堆芯裸露和熔化，锆+水蒸汽—〉氢气， 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，—〉蒸汽， 压力容器在低压下熔穿(p<3.0MPa)，熔融堆芯落入堆坑，并
14. 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. 安全壳内的核裂变产物的放出 (Ex-Vessel Fission Product Release)
16. 安全壳内的核裂变产物的沉积 (Ex-Vessel Fission Production
注水
(非断裂回路)
核电站设计基准事故 (失水事故)
正常工况流动 事故工况流动
事故应急注水
–美国三里岛核电站事故（1979） –苏联切尔诺贝里核电站事故（1986）
压力壳
•...
•全厂断电 •冷却剂管道破裂
堆芯熔化
• ECCS堆芯应急
注水失效
核电站严重事故（堆芯熔化）
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 者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 一系列过程。
5.2堆芯熔化过程(Core Melt Progression)
• 5.2.1堆芯加热 •燃料包壳变形 •氧化过程
• 5.2.2堆芯熔化 •堆芯熔化的三种定位机理 •多孔碎片床
5.2.1堆芯加热
燃料元件 H2
表面干涸
元件/包壳
锆水反应 包壳氧化
包壳肿胀
氧化侵蚀 氧化壳支撑 共晶反应
– 在瞬态或LOCA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。
2. 堆芯熔融的进展
(Core Melt Progression)
3. 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
(Reactor Vessel Melt-Through)
5. 安全壳直接加热
(DCH: Direct Containment Heating)
Deposition)
17. 核裂变产物在环境中的放出
严重事故研究主要参与国或地区和机构
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
国外研究规模
近十多年核电站安全研究领域 投资最大、研究力 量最集中、国际合作范围最广的研究学科
目前主要研究方向
• 具有最大不确定性的问题 • 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
与地基混凝土反应—〉向安全壳释放H2,CO,CO2等不凝气体。 安全壳可能破损：
因不凝气体聚集持续晚期超压(3-5day)导致破裂或贯穿件失效； 熔融堆芯烧穿地基。
高压熔堆
堆芯冷却不足为先导条件（如失去二次侧热阱事件）
高压熔堆特点
➢ 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； ➢ 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“湿环境”，气溶胶离开压力容器前有比较 明显的水洗效果； ➢ 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，并有可能造成完全壳内大气的直接加热。 因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。