核电厂的严重事故

(Containment Pressurization)
12. 安全壳的破损
(Containment Failure)
13.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
(In-Vessel Fission Production Deposition)
核反应堆的严重事故可以分为两大类： —— 堆芯熔化事故（CMAs）：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 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（CDAs）：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 和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级。
不凝气体聚集持续晚期超压(3-5d)导致破裂或贯穿件失效 熔融堆芯烧穿地基
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5.1 严重事故过程和现象
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、小小破口失水事故
➢ 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。
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5Leabharlann Baidu2.1 堆芯加热
–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
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
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5.2 堆芯熔化过程
❖ 堆芯加热 •燃料包壳变形 •氧化过程
❖ 堆芯熔化 •堆芯熔化的三种定位机理 •多孔碎片床
堆外 水蒸 汽爆 炸
堆芯 混凝 土相 互作
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
展
用
严重事故进展
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5.1 严重事故过程和现象
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
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5.1 严重事故过程和现象
严重事故时的主要现象
(Basement Concrete Disinteragtion)
8. 安全壳内的氢气产生
(Ex-Vessel Hydrogen Generation)
9. 氢气燃烧
( Hydrogen Burning)
10. 可燃性气体的燃烧
(Combustible Gas Burning)
11. 安全壳的加压
核反应堆安全分析
第五章 核电厂的严重事故
主讲：艾青
核电厂的严重事故
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
• 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）
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核电厂的严重事故
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 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
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核电厂的严重事故--内容要点
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
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5.1 严重事故过程和现象
压水堆堆芯熔化过程：高压熔堆、低压熔堆
裂变产物气 溶胶的迁移
安全壳直接加热
安全壳 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
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严重事故的主要现象
1. 压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation)
2. 堆芯熔融的进展 3. 压力容器内的水蒸气爆炸 4. 压力容器的熔融贯通 5. 安全壳直接加热 6. 安全壳内的水蒸气爆炸
15.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 (Ex-Vessel Fission Production Deposition)
17. 核裂变产物在环境中的放出 10
5.1 严重事故过程和现象
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
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：
燃料元件
(Core Melt Progression) (In-Vessel Steam Explosion) (Reactor Vessel Melt-Through) (DCH: Direct Containment Heating) (Ex-Vessel Steam Explosion)
7. 基础混凝土的热分解
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5.1 严重事故过程和现象
核
I．堆内事故过程
电
①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
站 严 重 事
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
故
始发事故
严重事故进展
事
故
II．堆外事故过程
系
⑨
⑩
⑪
⑫
⑬
⑭
⑮
⑯
列 及 进