严重事故

5.2.2堆芯熔化概述 5.2.2堆芯熔化概述
1400
熔化过程比较复杂
堆芯熔化过程中与燃料有关的过程包括三 种不同的重新定位机理
• 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 • 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 • 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， 融物落入堆芯下腔室 融物落入堆芯下腔室
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
5.2堆芯熔化过程 5.2堆芯熔化过程(Core
Melt Progression)
• 堆芯加热 •燃料包壳变形 燃料包壳变形 •氧化过程 氧化过程 • 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
–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； 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； 因不凝气体聚集持续晚期超压(3 导致破裂或贯穿件失效 –熔融堆芯烧穿地基。 熔融堆芯烧穿地基。 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） 堆芯冷却不足为先导条件（如失去二次侧热阱事件） 堆芯冷却不足为先导条件
燃料包壳变形 变形原理
•内外应力驱动引起塑性变形 内部裂变气体（燃料棒内气体的压力上升导致包壳肿胀） •高温包壳变形 1220K
包壳
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
氧化过程
Zr+ H2O 蒸气 ZrO2 + H2 + 热量
I．堆内事故过程
① 正常 热工 水力 ② 事故 堆芯 传热 ③ 包壳 氧化 产生 氢气 ④ 堆芯 熔化 进展 ⑤ 裂变 产物 释放 ⑥ 裂变 产物 传递 和沉 淀 ⑦ 堆内 水蒸 汽爆 炸 ⑧ 压力 容器 破损
始发事故
严重事故进展
II． II．堆外事故过程
⑨ 堆外 水蒸 汽爆 炸 ⑩ 堆芯 混凝 土相 互作 用 ⑪ 安全 壳传 热 ⑫ 安全 壳直 接加 热 ⑬ 氢气 燃烧 ⑭ 裂变 产物 迁移 ⑮ 安全 壳破 损 ⑯ 裂变 产物 大气 释放
5.3压力容器内的现象 5.3压力容器内的现象
• 当堆芯熔化发展到一定程度，堆芯熔融物将落入压力容器的下腔室， 当堆芯熔化发展到一定程度，堆芯熔融物将落入压力容器的下腔室， 此过程中也可能发生倒塌现象，固态的物质将直接落入下腔室。 此过程中也可能发生倒塌现象，固态的物质将直接落入下腔室。 • 堆芯熔融物在下落的过程中，若堆芯熔化速率较慢，首先形成碎片坑， 堆芯熔融物在下落的过程中，若堆芯熔化速率较慢，首先形成碎片坑， 然后以喷射状下落 喷射状下落——三哩岛事故； 三哩岛事故； 然后以喷射状下落 三哩岛事故 – 堆芯熔融物与下腔室中的水或压力容器内壁接触的部位较为单一， 堆芯熔融物与下腔室中的水或压力容器内壁接触的部位较为单一， 且热容量较大，事故发展的激烈程度和后果较大。 且热容量较大，事故发展的激烈程度和后果较大。 • 若堆芯熔化速率较快，堆芯熔融物将有可能以雨状下落。 若堆芯熔化速率较快，堆芯熔融物将有可能以雨状下落 雨状下落。
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， 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； 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， 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” 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； 比较明显的水洗效果； 压力容器下封头失效时刻的压力差， 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 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 因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。 热。因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。
• 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） 再灌水会引起包壳粉碎 氧化增强 确定包壳失效的极限 堆芯碎片氧化（碎片中含的Zr） 氧化率正比于碎片的形状 液滴，氧化速度快 水平层，面积大大减少，氧化速度慢
• 堆芯裸露和熔化，锆+水蒸汽 〉氢气， 堆芯裸露和熔化， 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 堆芯水位下降到下栅格板以后，堆芯支撑结构失效， 跌入下腔室水中， 〉蒸汽， 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 压力容器在低压下熔穿(p<3.0MPa) 熔融堆芯落入堆坑， (p<3.0MPa)， 地基混凝土反应—〉向安全壳释放H 等不凝气体。 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： 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 美国、日本、英国、德国、加拿大、意大利、 瑞典、韩国、台湾、芬兰、俄国、法国、 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 投资最大、 量最集中、 量最集中、国际合作范围最广的研究学科
堆芯加热、 堆芯加热、熔融进展相关现象总结
燃料元件 H 2
表面干涸
元件/包壳 元件 包壳
锆水反应 包壳氧化
氧化侵蚀 氧化壳支撑 共晶反应
包壳失效
堆芯材料表 面熔化和烛 熔现象 压力容器
元件间的 液滴聚合
凝结和堆积 再定位
崩塌和碎片的形成
堆芯的塌落 熔融池的产生
下封头失效
UO2液化和粉碎时的FP释放
严重事故进展
压 水 堆 核 电 站 严 重 事 故 事 故 系 列 及 进 展
严重事故次序
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） 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
压力壳
•全厂断电 全厂 •冷却剂管道破裂 冷却剂管道
堆芯熔化 堆芯熔化
失水事故) 核电站设计基准事故 (失水事故 失水事故
•ECCS堆芯应急 ECCS堆芯应急 ECCS 注水失效
核电站严重事故（堆芯熔化） 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, 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 核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效 胁或者破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性, 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。 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： 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 堆芯熔化事故（ ）：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， 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。 间尺度为小时量级。美国三哩岛事故 堆芯解体事故（ ）：堆芯解体事故是由于快速引入巨 —— 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， 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。 时间尺度为秒量级。苏联切尔诺贝利核电厂事故
5.2.1堆芯加热 5.2.1堆芯加热
燃料元件 H 2
表面干涸
元件/包壳 元件 包壳
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
– 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 在瞬态或LOCA中导致冷却剂装量的损失，对芯裸露后， LOCA中导致冷却剂装量的损失 将引起燃料元件温度上升。 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； 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。 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 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 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 1300k 反应
安全壳直接加热
熔融物/ 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. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12. 13. 14. 15. 16. 17. (In-Vessel Hydrogen Generation) 压力容器内的氢气产生 (Core Melt Progression) 堆芯熔融的进展 压力容器内的水蒸气爆炸 (In-Vessel Steam Explosion) (Reactor Vessel Melt-Through) 压力容器的熔融贯通 (DCH: Direct Containment Heating) 安全壳直接加热 (Ex-Vessel Steam Explosion) 安全壳内的水蒸气爆炸 (Basement Concrete Disinteragtion) 基础混凝土的热分解 (Ex-Vessel Hydrogen Generation) 安全壳内的氢气产生 ( Hydrogen Burning) 氢气燃烧 (Combustible Gas Burning) 可燃性气体的燃烧 (Containment Pressurization) 安全壳的加压 (Containment Failure) 安全壳的破损 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 (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
• 此时，堆芯内蒸汽的产生量对堆芯 此时，堆芯内蒸汽的产生量对堆芯 蒸汽的产生量 材料的氧化速度起决定性的作用。 材料的氧化速度起决定性的作用。 • 随着 的液化和重新定位，堆积的 随着Zr的液化和重新定位 的液化和重新定位， 燃料芯块得不到支撑而可能塌落， 燃料芯块得不到支撑而可能塌落， 并在堆芯较低的部位形成一个碎片 并在堆芯较低的部位形成一个碎片 床。 • UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先 芯块可能破碎， 重新定位的碎片层，形成一种多孔 重新定位的碎片层，形成一种多孔 碎片床。 碎片床。
• Xe，Kr，Ce，I ， ， ， 燃料达到液态条件 UO2发生粉碎时，裂变产物聚集到晶格边界 发生粉碎时， 瞬间释放到包壳缝隙中 气隙的释放气体 H2，He，Kr，Xe，I ， ， ，
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• 控制棒、可燃毒物棒和结构 控制棒、 材料会形成一种相对低温的 材料会形成一种相对低温的 液相， 液相，这些液化的材料可以 重新定位并形成局部肿胀， 重新定位并形成局部肿胀， 导致堵塞流道面积，引发堆 导致堵塞流道面积，引发堆 堵塞流道面积 芯的加速升温。 芯的加速升温。
严重事故主要现象
核电站设计基准事故 核电站设计基准事故
•核反应堆冷却水管道双端断裂大 核反应堆冷却水管道双端断裂大 破口失水事故(LOCA) 破口失水事故 •单一故障原则 单一故障原则
核电站严重事故 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） 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） 美国三里岛核电站事故（ –苏联切尔诺贝里核电站事故（1986） 苏联切尔诺贝里核电站事故（
冷却剂管道断裂 •... ...
wenku.baidu.com堆芯
ECCS堆芯应急 堆芯应急
注水
(非断裂回路 非断裂回路) 非断裂回路 压力壳
5.1严重事故过程和现象过程和现象 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， 以快速卸压的大、中破口失水事故为先导， 以快速卸压的大 –并发ECCS的注射功能或再循环功能失效， 并发ECCS的注射功能或再循环功能失效， 并发ECCS的注射功能或再循环功能失效