三道屏蔽的完整性

2012.10.11,核科学和技术学院,核安全基础大作业三道屏蔽的完整性,组长：组员：,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,保证反应堆三道屏障完整性的意义,（1)保证核电站的安全。使核电站能够正常稳定的运行。（2）核电站在设计的时候就针对燃料放射性的特点，在放射性物质(裂变产物)和环境之间设置了三道屏障，只要其中有一道屏障是完整的，就不会发生放射性物质外泄的事故。,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,三道屏蔽的主要构成,第一道屏障：燃料芯块和包壳。第二道屏障：将反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力边界。第三道屏障：安全壳，即一回路厂房(反应堆厂房)。,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第一道屏障：燃料芯块和包壳,（3）针对以上三种可能导致燃料棒包壳破坏的事故，现阶段对于这些事故的避免措施主要有以下方面：1.燃料芯块熔化辐照过的二氧化铀熔化温度温度为2700，考虑计算误差，采用燃料芯块的温度极限值为2590。为了对于融化保持一定的裕度，采用的准则如下：芯块芯部的温度小于等于2260。,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第一道屏障：燃料芯块和包壳,（1)功能核裂变产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中，不会释放出来。燃料芯块密封在锆合金包壳内，防止燃料裂变产物和放射性物质进入一回路水中。（2）导致燃料棒包壳破坏有三种可能性：燃料芯块熔化；沸腾危机；燃料芯块-包壳间的相互作用。,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第一道屏障：燃料芯块和包壳,2.沸腾危机沸腾危机，包壳与冷却剂间的热交换就会急速下降，包壳的温度就上升。这种温度上升就可能导致包壳损坏，甚至溶化。为避免出现这种危机，人们要求保持比值：DNBR=临界热流密度/实际热流密度即DNBR1.3,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第一道屏障：燃料芯块和包壳,3.燃料芯块-包壳间的相互作用当功率变化时，燃料棒受到机械应力的作用，由于燃料包壳热膨胀系数不同造成的。这就是芯块与包壳的相互作用，极端情况下，这将导致包壳爆裂。在功率上升时，在同一点上同时出现一下三个条件时，包壳破裂的风险将达到不允许的程度：（1）局部然后超过8000MWd/Tu（2）最终的线功率超过：360W/cm持续时间大于15分钟；460W/cm持续时间大于15分钟。（3）初始的和最终的线功率的偏差大于一个决定与下面两个条件的限值局部燃耗和最终功率的保持时间。,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第二道屏障：一回路压力边界的完整性,由核燃料构成的堆芯封闭在壁厚20厘米的钢质压力器内。压力器和整个一回路都是耐高压的，放射性物质不会泄漏到反应堆厂房中。压力容器通常由20厘米左右壁厚的不锈钢做成，可以承受一百多个大气压的压力，避免放射性物质释放出去。为确保第二道屏障的严密性和完整性，防止带有放射性的冷却剂漏出，除了设计时在结构强度上留有足够的裕量外，还必须对屏障材料的选择、制造和运行给以极大注意。,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第二道屏障：一回路压力边界的完整性,反应堆压力容器是反应堆装置的主要设备之一，它起着极为重要的盛装放射性活性区的作用，并使反应堆的冷却剂保持在一个压力密封的客体内。影响压力容器完整性的因素(1)塑性(2)疲劳(3)脆性断裂,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第二道屏障：一回路压力边界的完整性,1.塑性反应堆结构中所使用的材料，一般认为能确保足够的塑性，在这种塑性材料商作用着载荷时的变形，这种塑性变形进一步发展，材料商就会出现缩颈、局部地方集积着材料损伤而形成了断裂的塑性破坏区。2.疲劳料受交变载荷作用时，会产生累积损伤，进而出现表面裂纹，这种裂纹长大、扩展，直到最后导致材料断裂，这种破损叫做疲劳。在一些应力集中的部位上产生循环反复的屈服，这种使材料承受反复塑性应变的循环载荷类型，称为“低循环疲劳”或“高应变疲劳”。交变次数超过次时发生断裂的疲劳叫做“高应变疲劳”，而应变次数低于时发生断裂的疲劳叫做低循环疲劳。,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第二道屏障：一回路压力边界的完整性,3.脆性断裂脆性断裂是金属破坏的一种类型。它通常是在很低的名义应力范围下，从一个原先已经存在的裂缝开始，无征兆地发生裂缝的快速传播而导致破坏，也就是说，脆性断裂可以从一些初始的缺陷处起始，也可以因疲劳或腐蚀而成长起来的一些裂缝处开始。裂缝缺陷的稳定性取决于大裂缝所需总能量和裂缝扩大时所吸收能量之间的平衡。裂缝扩展的机制是当裂缝传播时它附近弹性应变能的释放，在裂缝的尖端存在应力集中，将导致一塑性应变去，如裂缝扩展。能量被裂缝尖端的塑性功和裂缝自由介面的形成所吸收，假如弹性应变能释放率大于裂缝尖端塑性功率功变化率，裂缝不稳定，并将快速扩展。,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第二道屏障：一回路压力边界的完整性,091511班,蒸汽发生器传热管损伤原因和对策,2012.10.11,核科学和技术学院,第三道屏障：安全壳的完整性,安全壳是核电厂在事故条件下,为阻止裂变产物向环境释放而设置的多重屏障中的最后一道屏障。事故条件下维持安全壳的完整性直接关系到裂变产物对核电厂外部人居环境所造成的影响,因而是非常重要的。当前在役核电厂对于安全壳的完整性考虑主要是针对设计基准事故条件下的相关分析,所考虑的内容与分析方法都是按已有的法规要求进行的。随着人们对相关事故现象、进程与机理等认识的不断深入,一些超设计基准事故和严重事故对安全壳完整性构成的威胁也需要进行细致的考虑与分析。这在新型压水堆核电厂的设计中成为了一项必要的内容。,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第三道屏障：安全壳的完整性,保护措施：近期安全壳的内压不超过5bars：远期限制安全壳的热应力：事故热负载及时导出（贮能、核瞬变能、衰变能、化学能、与厂址有关的能量）：安全壳能抵御假想的设计基准事故：事故工况下的泄漏率低于0.1%,091511班,2012.10.11,核科学和技术学院,第三道屏障：安全壳的完整性,严重事故条件下AP1000的安全壳完整性分析AP1000核电厂的严重事故进程可以分为反应堆压力容器内部与外部两个阶段。压力容器内部阶段主要由于余热排出不足而引起的堆芯熔化,进而可能导致压力容器的熔穿;压力容器外部阶段包括堆芯熔融物从反应堆压力容器向安全壳蔓延,包括所导致的堆芯熔融物与混凝土反应（Core-ConcreteInteraction,CCI)、燃料与冷却剂作用（Fuel-CoolantInteration,FCI)、高压熔堆喷射（High-PressureCoreMeltEjection,HPME)所导致的安全壳直接受热（DirectionContainmentHeating,DCH)等。这里比较关心的几种严重事故条件下安全壳缓解措施及其完整性分析的内容主要是:氢气燃烧、高压熔堆、压力容器外燃料与包壳作用