核反应堆安全分析

1、核反应堆安全分析*2安全概念安全概念事故分类事故分类部分事故分析部分事故分析*No.3安全概念安全概念*No.4事故分类事故分类*我国我国HAF102HAF102的核电厂事故分类的核电厂事故分类 （1）没有明确地考虑作为设计基准事故，）没有明确地考虑作为设计基准事故， 但可为设计基准事故所涵盖的但可为设计基准事故所涵盖的那些事故工况。那些事故工况。（2）没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。）没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。事故管理*几个概念几个概念*美国标准协会（美国标准协会（ANSIANSI）分类法（）分类法（19701970）*正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态*中等频率事件（预

2、期运行事件）中等频率事件（预期运行事件） 堆启动时，控制棒组件不可控地抽出；堆启动时，控制棒组件不可控地抽出； 满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出；满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出； 控制棒组件落棒；控制棒组件落棒； 硼失控稀释；硼失控稀释； 部分失去冷却剂流量；部分失去冷却剂流量； 失去正常给水；失去正常给水； 给水温度降低；给水温度降低； 负荷过分增加；负荷过分增加； 隔离环路再启动；隔离环路再启动； 甩负荷；甩负荷； 失去外电源；失去外电源； 一回路卸压；一回路卸压； 主蒸汽系统卸压；主蒸汽系统卸压； 满功率运行时，安注系统误动作，等。满功率运行时，安注系统误动作，等。 * *极限

3、事故极限事故*美国核管会（美国核管会（NRCNRC）分类法）分类法*l 给水系统故障使给水温度降低；给水系统故障使给水温度降低；l 给水系统故障使给水流量增加；给水系统故障使给水流量增加；l 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加；量增加；l 误打开蒸汽发生器卸放或安全阀；误打开蒸汽发生器卸放或安全阀；l 安全壳内、外蒸汽管道破损。安全壳内、外蒸汽管道破损。 给水温度低给水温度低 给水流量高给水流量高 蒸汽流量增加蒸汽流量增加MSFW二回路系统排热增加初因事件二回路系统排热增加初因事件*MSFW二回路系统排热减少初因事件二回路系统排热减少初因事件*反应堆冷却剂系

4、统流量减少处因事件反应堆冷却剂系统流量减少处因事件*反应性和功率分布异常初因事件反应性和功率分布异常初因事件*反应堆冷却剂装量增加初因事件反应堆冷却剂装量增加初因事件*反应堆冷却剂装量减少初因事件反应堆冷却剂装量减少初因事件*系统或设备的放射性释放初因事件系统或设备的放射性释放初因事件*未能紧急停堆的预计瞬变（未能紧急停堆的预计瞬变（ATWSATWS）初因事件）初因事件*弹棒事故弹棒事故控制棒驱动机构密封罩壳的破裂，使全部压差作用到控制棒驱动轴控制棒驱动机构密封罩壳的破裂，使全部压差作用到控制棒驱动轴上，从而引起控制棒迅速弹出堆芯的事故。上，从而引起控制棒迅速弹出堆芯的事故。由于快速引入反应性

5、，造成堆内由于快速引入反应性，造成堆内核功率激增核功率激增，使燃料元件发生很大，使燃料元件发生很大变化，形成堆芯很大的变化，形成堆芯很大的功率不均匀功率不均匀因子，因此会出现一个大的局部因子，因此会出现一个大的局部功率峰值。功率峰值。同时，造成叠加同时，造成叠加一个小破口失水事故一个小破口失水事故，从失水事故角度来看，后果，从失水事故角度来看，后果并不严重，主要是弹棒造成堆芯功率严重畸变。并不严重，主要是弹棒造成堆芯功率严重畸变。反应性引入反应性引入*弹棒事故特点弹棒事故特点* 弹棒事故描述弹棒事故描述*l热点处燃料芯块比焓不得超过热点处燃料芯块比焓不得超过942kJ/kg，对于辐照燃料，对于

6、辐照燃料必须低于必须低于837 kJ/kg。l系统峰值压力不超过设计压力的系统峰值压力不超过设计压力的110%。l热点的包壳温度低于未氧化包壳开始显著脆化的温度热点的包壳温度低于未氧化包壳开始显著脆化的温度1482 C。l进入进入DNB的燃料棒数不超过燃料棒总数的的燃料棒数不超过燃料棒总数的10%。弹棒事故设计的经验性原则弹棒事故设计的经验性原则*弹棒预防措施*硼失控稀释硼失控稀释*硼失控稀释特点硼失控稀释特点*硼失控稀释预防措施硼失控稀释预防措施*失流事故失流事故*失流事故起因失流事故起因*强迫流量部分丧失强迫流量部分丧失*强迫流量全部丧失强迫流量全部丧失*缓解失流事故的关键因素缓解失流事故

7、的关键因素* 核电厂严重事故是指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反应堆堆芯大面积燃料包壳失效, ,威威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（堆芯熔化事故（CMAsCMAs）：）：堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不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

8、级。美国三哩岛事故尺度为小时量级。美国三哩岛事故 堆芯解体事故（堆芯解体事故（CDAsCDAs）：）：堆芯解体事故是由于快速引入巨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。苏联切尔诺贝利核电厂事故时间尺度为秒量级。苏联切尔诺贝利核电厂事故 核电厂严重事故核电厂严重事故*严重事故过程和现象严重事故过程和现象 低压熔堆低压熔堆 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， 并发并发ECCSECCS的注射功能或再循环功能失效，的注射功能或再循环功能失

9、效， 堆芯裸露和熔化，锆堆芯裸露和熔化，锆+ +水蒸汽水蒸汽氢气，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，熔融堆芯跌入下腔室水中，跌入下腔室水中，蒸汽，蒸汽， 压力容器在低压下熔穿压力容器在低压下熔穿(p3.0MPa)(p3.0MPa)，熔融堆芯落入堆坑，并与，熔融堆芯落入堆坑，并与地基混凝土反应地基混凝土反应向安全壳释放向安全壳释放H H2 2,CO,CO,CO,CO2 2等不凝气体。等不凝气体。 安全壳可能破损：安全壳可能破损： 因不凝气体聚集持续晚期超压因不凝气体聚集持续晚期超压(3-5day)(3-5day)导致破裂或

10、贯穿件失效；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。 高压熔堆高压熔堆 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）*。高压熔堆特点高压熔堆特点*安全壳安全壳反应堆压力容器反应堆压力容器安全壳直接加热安全壳直接加热堆芯熔融的进展堆芯熔融的进展裂变产物气裂变产物气溶胶的迁移溶胶的迁移氢气爆炸氢气爆炸熔融物熔融物/ /堆坑水的相互作用堆坑水的相互作用水蒸气爆炸水蒸气爆炸堆芯堆芯熔融物与混凝土相互作用熔融物与混凝土相互作用下封头的熔穿下封头的熔穿严重事主要现象严重事主要现象*堆芯熔化过程堆芯熔化过程l堆芯加热堆芯加热 燃料包壳变形燃

11、料包壳变形 氧化过程氧化过程l堆芯熔化堆芯熔化 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*锆水反应锆水反应包壳氧化包壳氧化氧化侵蚀氧化侵蚀氧化壳支撑氧化壳支撑共晶反应共晶反应堆芯加热堆芯加热表面干涸H2燃料元件燃料元件元件元件/包壳包壳包壳肿胀包壳肿胀*燃料包壳变形后果燃料包壳变形后果包壳*氧化过程氧化过程l 特特v水平层，面积大大减少，氧化速度慢水平层，面积大大减少，氧化速度慢Zr+ HZr+ H2 2O O 蒸气蒸气 ZrOZrO2 2 + + H H2 2 + + 热量热量*堆芯熔化概述堆芯熔化概述l燃料棒熔化的微滴和熔流初步形成，在燃料棒熔化的微滴和熔流初步形

12、成，在熔化部位较低的区域固化，并引起流道熔化部位较低的区域固化，并引起流道的流通面积减少。的流通面积减少。l随着熔化的进一步发展，部分燃料棒之随着熔化的进一步发展，部分燃料棒之间的流道被阻塞。间的流道被阻塞。l流道阻塞使燃料元件冷却更加不足。流道阻塞使燃料元件冷却更加不足。l堆芯熔化区域不断扩大，局部熔透。堆芯熔化区域不断扩大，局部熔透。l熔化燃料的上部倒塌，堆芯熔融区域不熔化燃料的上部倒塌，堆芯熔融区域不断扩大断扩大当燃料温度达到当燃料温度达到1400K时，堆芯材料开始熔化。时，堆芯材料开始熔化。*堆芯熔化三种定位机理堆芯熔化三种定位机理l 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

13、料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化l 在先固化的燃料芯基体硬壳上和破碎的堆芯材料上形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成一个碎片床l 在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落入堆芯下腔室熔融物落入堆芯下腔室*锆水反应锆水反应包壳氧化包壳氧化堆芯材料表堆芯材料表面熔化和烛面熔化和烛熔现象熔现象凝结和堆积凝结和堆积再定位再定位氧化侵蚀氧化侵蚀氧化壳支撑氧化壳支撑共晶反应共晶反应包壳失效包壳失效下封头失效下封头失效崩塌和碎片的形成崩塌和碎片的形成堆芯加热、熔融进展相关现象总结堆芯加热、熔融进展相关现象总结表面干涸H2

14、燃料元件燃料元件堆芯的塌落堆芯的塌落熔融池的产生熔融池的产生压力容器压力容器元件元件/包壳包壳元件间的元件间的液滴聚合液滴聚合*几个概念几个概念*安全壳内的氢气产生安全壳内的氢气产生 熔融堆芯在分解地基混凝土时，堆芯与混凝土相互作用（熔融堆芯在分解地基混凝土时，堆芯与混凝土相互作用（MCCI）也会产生氢气。也会产生氢气。 熔融物中的锆等金属，引起金属的化学反应，水蒸气还原成氢气熔融物中的锆等金属，引起金属的化学反应，水蒸气还原成氢气 水中溶入放射性物质，长时间的放射分解产生氢气水中溶入放射性物质，长时间的放射分解产生氢气 氢气燃烧氢气燃烧 安全壳升温升压安全壳升温升压 金属金属水反应水反应 水

15、的放射性分解水的放射性分解 氢气的分布氢气的分布*堆芯熔融物与水反应堆芯熔融物与水反应l Fe+H2OFeO+H2(Fe=1000kg, H2=36.1kg)l 3Fe+4H2OFe3O4+H2(Fe=1000kg, H2=47.7kg)l 2Cr+3H2O Cr3O4 +H2(Cr=1000kg, H2=57.7kg)l Zr+2H2O Zr O2+2 H2(Zr=1000kg, H2=43.87kg)对于由对于由90000kg90000kg燃料和燃料和22000kg22000kg不锈钢组成的堆芯熔落物不锈钢组成的堆芯熔落物( (Fe:85%,Cr:10%,Ni:5%)Fe:85%,Cr:1

16、0%,Ni:5%)，氢气产量的最大理论值为氢气产量的最大理论值为1392.2kg1392.2kg。根据试。根据试验的推论，验的推论，堆芯熔落物氧化率的保守限值为堆芯熔落物氧化率的保守限值为33%33%，可得到约，可得到约460kg460kg氢气产氢气产物，消耗水物，消耗水4300kg4300kg。*混凝土的消融反应混凝土的消融反应l 水被蒸发后，堆芯熔落物将保持高温，开始侵蚀混凝土，产水被蒸发后，堆芯熔落物将保持高温，开始侵蚀混凝土，产生气体并释放热量。生气体并释放热量。l 消融速率取决于传给混凝土的热流密度和混凝土的类型消融速率取决于传给混凝土的热流密度和混凝土的类型l 消融过程中产生气体，

17、消融过程中产生气体，气体的运动气体的运动将促进堆芯熔融物与混凝将促进堆芯熔融物与混凝土之间的对流传热，从而土之间的对流传热，从而加速加速混凝土的消融速率。混凝土的消融速率。l 混凝土的消融过程发生混凝土的消融过程发生吸热吸热化学反应，其能量比熔融物的衰化学反应，其能量比熔融物的衰变热要大；变热要大；l 同时，混凝土的消融过程中产生蒸汽和二氧化碳，这些同时，混凝土的消融过程中产生蒸汽和二氧化碳，这些气体气体又与堆芯熔融物中的金属发生放热又与堆芯熔融物中的金属发生放热反应，因此，在长时间的反应，因此，在长时间的侵蚀期间，碎片基本上保持恒定温度。侵蚀期间，碎片基本上保持恒定温度。*混凝土消融的化学反应有混凝土消融的化学反应有l CaCOCaCO3 3