核反应堆安全分析-5

冷却剂管道断裂 •...
堆芯
ECCS堆芯应急
注水
(非断裂回路) 压力壳
压力壳
•全厂断电
•冷却剂管道破裂
堆芯熔化
核电站设计基准事故 (失水事故)
• 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。 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
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压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation) 堆芯熔融的进展 (Core Melt Progression) 压力容器内的水蒸气爆炸 (In-Vessel Steam Explosion) 压力容器的熔融贯通 (Reactor Vessel Melt-Through) 安全壳直接加热 (DCH: Direct Containment Heating) 安全壳内的水蒸气爆炸 (Ex-Vessel Steam Explosion) 基础混凝土的热分解 (Basement Concrete Disinteragtion) 安全壳内的氢气产生 (Ex-Vessel Hydrogen Generation) 氢气燃烧 ( Hydrogen Burning) 可燃性气体的燃烧 (Combustible Gas Burning) 安全壳的加压 (Containment Pressurization) 安全壳的破损 (Containment Failure) 压力容器内的核裂变产物的放出 (In-Vessel Fission Product Release) 压力容器内冷却系统内的核裂变产物的沉积
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
反应堆压力容器 裂变产物气 溶胶的迁移 堆芯 氢气爆炸 堆芯熔融的进展 水蒸气爆炸 下封头的熔穿
安全壳直接加热
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
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
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）
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 元件/包壳
表面干涸
包壳肿胀
锆水反应
包壳氧化 氧化侵蚀 氧化壳支撑 共晶反应
Baidu Nhomakorabea
– 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。 – 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 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 •恶化燃料元件的冷却
堆芯换热方式-辐射换热
包壳
氧化过程
Zr+ H2O 蒸气
• 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 • 分析内容 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）
(In-Vessel Fission Production Deposition) 安全壳内的核裂变产物的放出 (Ex-Vessel Fission Product Release) 安全壳内的核裂变产物的沉积 (Ex-Vessel Fission Production Deposition)
核裂变产物在环境中的放出

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。
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：
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