核电厂的严重事故课件

第五章核电厂的严重事故主讲：艾青核反应堆安全分析第五章核电厂的严重事故主讲：艾青核反应堆安全分析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）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(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。核电厂的严重事故核电厂严重事故：核电厂的严重事故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.典型严重事故分析核电厂的严重事故--内容要点4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5.1严重事故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：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压水堆堆芯熔化过程：高压熔堆、低压熔堆5.1严重事故过程和现象低压熔堆：以快速卸压的大、中破口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。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5.1严重事故过程和现象高压熔堆特点高压熔堆：堆芯冷却不足为先导条件5.1严重事故I．堆内事故过程始发事故严重事故进展II．堆外事故过程严重事故进展

⑨⑩⑪⑫⑬⑭⑮⑯堆外水蒸汽爆炸堆芯

混凝土相互作用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

①②③④⑤⑥⑦⑧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核电站严重事故事故系列及进展5.1严重事故过程和现象I．堆内事故过程始发事故严重事故进展II．堆外事故过程严重事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）气溶胶用严重事故时的主要现象安全壳反应堆压力容器安全壳直接加热堆芯熔融的进展裂变产物气溶胶的迁移氢气爆炸熔融物/堆坑水的相互作用水蒸气爆炸堆芯熔融物与混凝土相互作用下封头的熔穿5.1严重事故过程和现象严重事故时的主要现象安全壳反应堆压力容器安全壳直接加热堆芯熔严重事故的主要现象压力容器内的氢气产生(In-VesselHydrogenGeneration)堆芯熔融的进展(CoreMeltProgression)压力容器内的水蒸气爆炸(In-VesselSteamExplosion)压力容器的熔融贯通(ReactorVesselMelt-Through)安全壳直接加热(DCH:DirectContainmentHeating)安全壳内的水蒸气爆炸(Ex-VesselSteamExplosion)基础混凝土的热分解(BasementConcreteDisinteragtion)安全壳内的氢气产生(Ex-VesselHydrogenGeneration)氢气燃烧(

HydrogenBurning)可燃性气体的燃烧(CombustibleGasBurning)安全壳的加压(ContainmentPressurization)安全壳的破损(ContainmentFailure)压力容器内裂变产物放出(In-VesselFissionProductRelease)压力容器内冷却系统内的核裂变产物的沉积(In-VesselFissionProductionDeposition)安全壳内裂变产物放出(Ex-VesselFissionProductRelease)安全壳内裂变产物沉积(Ex-VesselFissionProductionDeposition)核裂变产物在环境中的放出严重事故的主要现象压力容器内的氢气产生(In-Vess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目前主要研究方向严重事故研究主要参与国或地区和机构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5.1严重事故过程和现象美国、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、欧共体等具有最大不确定性的问题目前主要研究方向严重事故研究主要参与国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5.2堆芯熔化过程堆芯加热5.2堆芯熔化过程锆水反应包壳氧化氧化侵蚀氧化壳支撑共晶反应表面干涸H2燃料元件元件/包壳在瞬态或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包壳肿胀5.2.1堆芯加热锆水反应氧化侵蚀表面干涸H2燃料元件元件/包壳在瞬态或LOC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内外应力驱动引起塑性变形内部裂变气体（燃料棒内气体压力上升导致包壳肿胀）高温包壳变形1220K燃料包壳变形包壳后果堆芯换热方式-辐射换热5.2.1堆芯加热包壳肿胀和破裂内外应力驱动引起塑性变形燃料包壳变形包壳后果氧化过程特点：放热反应产生氢气蒸汽减少支撑材料（如包壳）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Zr+H2O蒸气ZrO2+H2+

热量5.2.1堆芯加热氧化过程特点：放热反应产生氢气Zr+H5.2.2堆芯熔化概述14005.2.2堆芯熔化概述14005.2.2堆芯熔化概述燃料棒熔化的微滴和熔流初步形成，在熔化部位较低的区域固化，并引起流道的流通面积减少随着熔化进步发展，部分燃料棒间的流道被阻塞流道阻塞使燃料元件冷却更加不足，堆芯熔化区域不断扩大，局部熔透熔化燃料的上部倒塌，堆芯熔融区域不断扩大当燃料温度达到1400K时，堆芯材料开始熔化，熔化过程复杂5.2.2堆芯熔化概述燃料棒熔化的微滴和熔流初步形成，在熔化堆芯熔化期间与燃料有关过程包括三种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5.2.2堆芯熔化堆芯熔化期间与燃料有关过程包括三种重新定位机理熔化的材料沿棒当包壳的温度达1473-1673K时，控制棒（1073K）、可燃毒物(970-1020K)和结构材料会形成一种相对低温的液相，形成局部肿胀，导致堵塞流道面积，从而引发堆芯的加速升温。当温度在2030-2273k时，如果锆合金包壳没有被氧化，将在2030K时熔化，并沿燃料棒向下重新定位；若已有明显的氧化层，氧化层可保留固体状态直到堆芯达到更高的温度（2973K氧化层的熔点），或氧化层的机械破坏。当温度在2879-3123K之间时，低共熔混合物（UO2,ZrO2）开始熔化。当温度高于3000k，UO2,ZrO2熔化所形成的含有更高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其他与之接触的氧化物和金属。此时，堆芯内蒸汽的产生量对堆芯材料的氧化速度起决定性的作用。随着Zr的液化和重新定位，堆积的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床。UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先重新定位的碎片层，形成一种多孔碎片床。5.2.2堆芯熔化当包壳的温度达1473-1673K时，控制棒（1073K）、锆水反应包壳氧化堆芯材料表面熔化和烛熔现象凝结和堆积再定位氧化侵蚀氧化壳支撑共晶反应包壳失效下封头失效崩塌和碎片的形成堆芯加热、熔融进展相关现象总结表面干涸H2燃料元件堆芯的塌落熔融池的产生压力容器元件/包壳元件间的液滴聚合锆水反应堆芯材料表面熔化和烛熔现象凝结和堆积氧化侵蚀包壳失效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瞬间释放到包壳缝隙中气隙的释放气体H2，He，Kr，Xe，IUO2液化和粉碎时的FP释放堆芯加热、熔融进展相关现象总结Xe，Kr，Ce，IUO2液化和粉碎时的FP释放堆芯加热、控制棒、可燃毒物棒和结构材料会形成一种相对低温的液相，这些液化的材料可以重新定位并形成局部肿胀，导致堵塞流道面积，引发堆芯的加速升温。1400此时，堆芯内蒸汽产生量对堆芯材料的氧化速度起决定性的作用。随着Zr液化和重新定位，堆积的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床。UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先重新定位的碎片层，形成多孔碎片床堆芯加热、熔融进展相关现象总结控制棒、可燃毒物棒和结构材料会形成一种相对低温的液相，这些液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，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，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，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，堆芯熔融物可能以雨状下落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5.3压力容器内的现象—后果若压力容器的下腔室留存有一定的水，堆芯熔融物下降过程中可能发生蒸汽爆炸若堆芯熔融物下降过程中首先直接接触压力容器内壁，将发生消融现象，对压力容器完整性构成极大威胁一旦堆芯的熔融物大部分或全部落入堆芯，压力容器的下腔室中可能存在的水将很快被蒸干，堆芯熔融物与压力容器的相互作用是非常复杂的传质传热过程，是否能有效冷却下腔室中堆芯熔融物将直接影响到压力容器完整性5.3.1堆芯碎片在压力容器下腔室重新定位5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程5.3.3下封头损坏模型5.3.4自然循环5.3压力容器内的现象—后果若压力容器的下腔室留存有一定的5.3.1堆芯碎片的重新定位由于裂变产物衰变产生的功率和基体上由重新定位物氧化产生的化学能，堆芯碎片将会继续升温，直到结块的内部部分熔化形成一种熔化物坑：由固态低共熔颗粒层支撑，并由具有较高熔化温度物质组成的硬壳覆盖随着熔融物在下腔室中流动，熔坑可能增长，低共熔物逐渐被熔化，甚至由于坑的机械应力和热应力作用而断裂熔坑上部的覆盖层可能由于热应力作用而裂开，并且落入熔坑内5.3.1堆芯碎片的重新定位由于裂变产物衰变产生的功率和基体堆芯碎片重新定位中涉及的几种主要现象：堆芯碎片-水的相互作用和主系统压力的增加可能发生的爆炸、熔融燃料和水在压力容器下腔室的相互作用将使燃料分散成小颗粒，这些小颗粒在压力容器下腔室形成碎片床，同时，由于大量冷却剂蒸发，将导致主系统压力上升堆芯碎片-压力容器下封头贯穿件的相互作用堆芯熔融物可能首先熔化贯穿管道与压力容器的焊接部位，而导致压力容器失效下腔室中堆芯床的冷却冷却特性取决于碎片床的结构（几何形状、颗粒大小、孔隙率以及空间分布特性）以及连续对压力容器的供水能力。如果碎片床能被冷却，事故将会终止。如果不能冷却燃料碎片，燃料碎片在下腔室再熔化，形成熔融池。熔融池中流体自然对流会使压力容器下封头局部熔化5.3.1堆芯碎片的重新定位堆芯碎片重新定位中涉及的几种主要现象：堆芯碎片-水的相互作用燃料碎片池碎片池冷却水液滴包壳破损口淌出的熔融燃料、包壳混合物在燃料表面下淌粘结团燃料表面下淌的液滴的聚合在燃料下部支撑件处聚合成层燃料元件间液滴的聚合颗粒床、多孔碎片床熔融物在冷却过程中凝结、粉碎、解体以颗粒形式成堆存在，形成多孔碎片床碎片床的形式液滴凝结和堆积支撑板支撑物的崩塌燃料棒的解体元件间的液滴聚合5.3.1堆芯碎片的重新定位--碎片床的形式燃料碎片池碎片池冷却水液滴碎片床的形式液滴凝结和堆积支撑板支5.3.1堆芯碎片的重新定位--碎片床的形式5.3.1堆芯碎片的重新定位--碎片床的形式压力容器内的氢气产生(In-VesselHydrogenGeneration)锆+水蒸气氧化锆+氢气+热量起因：发热反应使堆芯升温加速，堆芯熔化加速；氢气可能在堆芯内燃烧，压力容器破损后在安全壳内燃烧；氢气会降低安全壳喷淋对减压的效果后果控制棒、燃料包壳、燃料的融化过程共晶反应氢气发生研究5.3.1堆芯碎片的重新定位压力容器内的氢气产生(In-VesselHydrogenVaporExplosionpressurewave粗混合coarsemixing粉碎和传播FragmentationandPropagationmelt-jet液柱破裂jetbreakup冲击波触发triggingwaterwaterunstablevaporfilmppppppwatervaporwatermelt-jetvaporfilm5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程fragmentsmelt-droplet高压蒸汽沿周向扩散，热能转化为机械能轻水反应堆可能发生压力容器内和压力容器外两种典型蒸汽爆炸膜态沸腾VaporExplosionpressurewave粗混In-VesselSteamExplosion急剧的蒸汽发生极端的情况下产生冲击力冲击力会造成堆内构造物损伤或压力容器顶盖冲飞（－mode失效）WASH-1400中被假设为早期安全壳失效的可能来源小质量飞射物的爆炸喷射-如控制棒驱动机构的爆炸喷射（压水堆装有屏蔽以阻滞这种飞射物，使之不能到达安全壳内壁-认为这种机理引起安全壳破损不太可能。）后果高温堆芯熔融物和冷却剂接触，冷却剂快速蒸发，引发爆炸起因－mode失效研究高压下的水蒸汽爆炸再临界水蒸汽爆炸对压力容器的加载

－mode失效是一种声波压力脉冲Sonicpressurepulse，由快速传热引起特点5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程In-VesselSteamExplosion急剧的蒸汽蒸汽爆炸-争论的话题实验研究表明：

从燃料中储存的能量转换成爆炸能的转换因子约为2%。如果一座压水堆中所有的燃料都参与这种假想的反应，那么所形成的爆炸等效于100kgTNT的威力蒸汽爆炸评定小组：

这种事件的概率极低，可以忽略不计。5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程蒸汽爆炸-争论的话题实验研究表明：5.3.2蒸汽爆炸的原理与5.3.3下封头损坏模型从堆芯熔落物至压力容器内壁的传热：固态碎片的瞬态导热碎片的熔化，液态熔融物的自然对流液态熔坑中不同物质的分层及其自然对流压力容器内壁局部熔化5.3.3下封头损坏模型从堆芯熔落物至压力容器内壁的传热：堆芯熔融物蒸汽向安全壳内放出后果压力容器的熔融贯通(ReactorVesselMelt-Through)大量的堆芯熔融物将底板一部分熔化；或堆芯贯穿件失效或因升温使钢板的强度降低，造成底板受压损坏起因研究熔融池特性熔融堆芯和下封头反应下封头的蠕动过程测量管道的健全性相关国际大型研究典型的分析程序法国IPSN正在开发的ICARE2程序日本JAERI正在开发的CAMP程序COUPLE程序5.3.3下封头损坏模型NRC研究工作：临界热流密度试验（PennState）\结束低压头破损试验（SNL）\结束容器内堆积物冷却性试验（FAI）\进行中OECD的RASPLAY计划（RRC－KI）\进行中德国的DEBRIS/PRV计划、韩国的SONATA计划堆芯熔融物向安全壳内放出后果压力容器的熔融贯通(React冷却水燃料碎片池固化前压力容器的熔融贯通相关现象碎片团的塌落支撑的崩塌压力容器失效燃料碎片池固化后冷却水5.3.3下封头损坏模型冷却水燃料碎片池固化前压力容器的熔融贯通相关现象碎片团的塌落损坏模型喷射冲击：喷射冲击引起的消融下封头贯穿件的堵塞和损坏堆芯碎片首先破坏下封头的贯穿件管道。如果温度足够高，那么管道壁可能发生熔化或蠕变变形（TMI-2的数据表明，管壁破损发生在仪表管道上，并且许多管子被碎片堵塞）下封头贯穿件的喷出物破坏贯穿件管子，碎片积累后的持续不断的加热可能使管道贯穿件焊接处损坏球形蠕变断裂熔融堆芯与压力容器壁之间直接接触引发对下封头的快速加热，可能导致球形蠕变断裂。5.3.3下封头损坏模型损坏模型喷射冲击：喷射冲击引起的消融5.3.3下封头损坏模5.3.4自然循环定义：密度梯度形成压力容器内的自然循环流动一方面使蒸汽在堆芯中的温度分布趋于均匀一方面使蒸汽在堆芯内更加均匀，从而增加金属与蒸汽的氧化反应速率，导致更严重的包壳氧化堆芯/堆坑回流模型严重事故期间，自然循环为压水堆（沸水堆）中重要现象5.3.4自然循环定义：密度梯度形成压力容器内的自然循环流压力容器内诸现象的研究课题1)

堆芯的损伤、熔化过程控制棒、燃料包壳、燃料的融化过程共晶反应氢气发生再定位2)压力容器内熔融堆芯的维持下落熔融燃料堆积物的粒子化份额熔融池自然对流硬壳生成及燃料堆积物的固化性状熔融池分层化固化熔融物和下压头间的空隙的形成和水对空隙的侵入外部冷却的有效性及沸腾特性除衰变热用冷却水的长期确保3)压力容器的健全性熔融堆芯和下封头的反应下封头的蠕动过程测量管道的健全性压力容器内诸现象的研究课题1)堆芯的损伤、熔化过程5.4安全壳内过程安全壳早期失效直接安全壳加热（DCH）蒸汽爆炸氢气产生、扩散并燃烧安全壳隔离失效安全壳晚期失效碎片床冷却熔化堆芯物质与混凝土相互作用堆芯熔融物熔穿压力容器之前或者之后很短时间内安全壳的失效。由于其启动厂外应急程序的警报时间很短，而且安全壳内放射性物质的沉淀时间很短而导致更大的放射性物质的释放。对严重事故分析来说，早期失效更加重要。如果安全壳不发生早期失效，在熔融堆芯熔穿压力容器后，仍然存在长期危及安全壳完整性的因素——晚期失效的可能性。主要因素：晚期可燃气体的燃烧，安全壳逐步超压以及地基熔穿。5.4安全壳内过程安全壳早期失效堆芯熔融物熔穿压力容器之前安全壳直接加热(DCH:DirectContainmentHeating)高压状态下发生熔融贯通时，熔融物将以高压向安全壳内喷放高温熔融物在微粒化后，浮游在安全壳环境中，导致熔融物的总表面积显著增加起因后果安全壳内气体温度与压力的急剧上升粒子中的锆等金属受到气体中的氧气、水蒸汽等的氧化作用，产生化学反应热可能会引起压力上升使安全壳破损在压力容器熔融贯通前，降低一次侧系统压力安全措施研究压力容器破损之前的系统压力压力容器损坏模型下腔室中熔融物的质量系统中熔融物和气体的成分熔融物的温度安全壳直接加热(DCH:DirectContainme能量传至安全壳空气进入安全壳的流道散布的碎片5.4安全壳内过程--安全壳直接加热DCHZion概率安全研究:指出核电厂直接安全壳加热的潜在风险。塞瑞核电厂的严重事故事件的评价文献中和USNRC的反应堆风险参考文献NUREG-1150中突出出来。尽管概率低，但却是对整个风险有最显著贡献的事件之一能量传至安全壳空气进入安全壳的流道散布的碎片5.4安全壳内安全壳内的氢气产生(Ex-VesselHydrogenGeneration)起因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。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后果氢气燃烧安全壳升温升压研究金属—水反应水的放射性分解氢气的分布5.4安全壳早期失效--蒸汽爆炸安全壳内的氢气产生(Ex-VesselHydrogen安全壳内氢气的分布在TMI-2事故中，安全壳中产生了大量的氢气，并发生过自燃事件为了评估在氢气、蒸汽和空气混合物中发生自然式爆燃的压力、温度等条件，必须首先了解这些气体在安全壳系统中的分布在有空气和蒸汽存在的环境中，对不同燃烧方式的氢气浓度的下限值（体积百分比）：向上扩展4.1%，横向扩展：6.0%，向下扩展：9.0%EPRI的氢气燃烧实验表明：氢气燃烧发展而成的压力对氢气浓度极其敏感5.4安全壳早期失效--氢气产生、扩散并燃烧安全壳内氢气的分布在TMI-2事故中，安全壳中产生了大量的氢氢气燃烧（HydrogenBurning）方式扩散燃烧：一个连续的氢气流作供给的稳定燃烧特点：生成压力峰值较小而可忽略，但燃烧时间较长，引起局部热流密度较高，在有点火器的情况下发生扩散燃烧的可能性较大安装点火器的目的：是降低氢气的扩散范围和降低氢气的浓度而降低事故的风险。快速减压燃烧：燃烧以相当慢的速度从点火处向氢气、蒸汽和空气的混合气体中蔓延特点：压力的增加比较适度，高热流密度持续的时间较短，氢气燃烧的速率和总量决定了由此而产生的作用与安全壳的附加压力和温度爆燃：燃烧以超声速在氢气、蒸汽和空气的混合气体中扩散特点：在极短时间内形成较高峰值压力两种类型：爆燃的直接形成和快速降压燃烧-爆燃的转变5.4安全壳早期失效--氢气产生、扩散并燃烧氢气燃烧（HydrogenBurning）方式扩散燃烧：一5.4安全壳早期失效--安全壳隔离失效安全壳隔离失效是指：在发生事故时，安全壳事先存在破口或者安全壳隔离系统失效。安全壳贯穿件：设备出入门、人员出入气锁门、元件运输管、管道、电缆贯穿件等。为了防止事故工况下放射性流体通过贯穿件漏出安全壳，所有流体管道在贯穿安全壳的区段均设有隔离阀，一般采用两个串连的阀门以满足单一故障准则。出现隔离失效并不意味着安全壳泄漏率一定超出法规允许值很多，但其潜在的环境后果将会比较严重。5.4安全壳早期失效--安全壳隔离失效安全壳隔离失效是指：在5.4安全壳内过程--安全壳晚期失效如果安全壳不发生早期失效，在熔融堆芯熔穿压力容器后，仍然存在长期危及安全壳完整性的因素，这就是安全壳晚期失效主要因素：晚期可燃气体的燃烧（H2和CO）安全壳逐步超压地基熔穿1、碎片床冷却2、熔化堆芯物质与混凝土相互作用归结为如下问题：5.4安全壳内过程--安全壳晚期失效如果安全壳不发生早期失堆芯碎片从主系统排放到堆坑或低地基区域之后，由于存在水，碎片骤冷，骤冷产生蒸汽，从而将增加安全壳内的压力碎片床的可冷却性取决于：水的供给量及其方式;堆芯碎片的衰变功率;碎片床的结构特性。堆芯碎片物质的最终冷却是终止严重事故的重要标准，碎片床的可冷却特性是目前学术界研究的热点。TMI-2事故中，在压力容器的下封头内约有20t堆芯碎片物质最终被冷却，至今人们对这一现象原因还不清楚，主要是复杂的碎片床的三维结构、冷却剂进入碎片床的途径不明等。5.4安全壳晚期失效--碎片床及其冷却堆芯碎片从主系统排放到堆坑或低地基区域之后，由于存在水，碎片碎片床的冷却--碎片床可能是：液态、固态颗粒、分层结构

对液态的碎片床来说，国外有关试验研究结果表明：对碎片床采取顶端淹没不能最终冷却碎片床，原因是在碎片床的上表面形成了一硬壳，从而阻碍冷却剂浸入碎片床的内部；从液态的碎片床的底部提供冷却剂，会形成多孔的固态碎片床（60%），容易被冷却（底部淹没）液态由不同的多孔介质特性组成的分层结构这是一个非常复杂的传质传热过程固态颗粒（多孔介质）但孔隙率很低对于分层的多孔碎片来说，若上层碎片具有较小的颗粒和较低的空隙率，采用顶端淹没将难以冷却，但若采用底部淹没，其最终冷却是可以达到的5.4安全壳晚期失效--碎片床及其冷却碎片床的冷却--碎片床可能是：液态、固态颗粒、分层结构

对液堆芯熔融物与混凝土的相互作用（MCCI）目的：为了评估安全壳的超压，除气溶胶，超压由逐渐形成的气体和产生的蒸汽造成，气溶胶主要来自碎片中的裂变产物确定安全壳可能的结构损坏，损坏由熔化坑的增长和碎片对地基地贯穿造成5.4安全壳晚期失效--熔融物与混凝土作用堆芯熔融物与混凝土的相互作用（MCCI）目的：5.4安全壳几个概念堆芯碎片：就是由燃料元件、控制棒和结构部件等组成的破碎的堆芯材料，失去了它们原有的几何形状。（熔融的、固态的或两相混合的）气溶胶：是一种变形的堆芯材料，它与堆芯碎片的主要区别在于粒径的不同，表现出不同的气动力学特性。气溶胶在穿越气体时受气流速度的影响明显，可以在气流中长时间悬浮，而堆芯碎片的运动则几乎不受气流影响通常取当量直径30um作为碎片和气溶胶的分界5.4安全壳晚期失效--熔融物与混凝土作用几个概念堆芯碎片：就是由燃料元件、控制棒和结构部件等组成的破由堆芯碎片造成的混凝土破坏取决于事故发展的序列、安全壳堆坑的几何形状以及水存在与否可能的现象有：1.熔融堆芯落入安全壳的底部之后，它将与任何存在的水相互作用2.如果水被蒸发，则堆芯熔落物将保持高温，并开始侵蚀混凝土，产生气体并排出。3.在堆坑中的水被蒸发之后，碎片床将重新加热，并将产生较大的向上辐射热流密度5.4安全壳晚期失效--熔融物与混凝土作用由堆芯碎片造成的混凝土破坏取决于事故发展的序列、安全壳堆坑的堆芯熔融物与水反应Fe+H2O—〉FeO+H2(Fe=1000kg,H2=36.1kg)3Fe+4H2O—〉Fe3O4+H2(Fe=1000kg,H2=47.7kg)2Cr+3H2O—〉Cr3O4+H2(Cr=1000kg,H2=57.7kg)Zr+2H2O—〉ZrO2+2H2(Zr=1000kg,H2=43.87kg)由90000kg燃料和22000kg不锈钢组成堆芯熔落物(Fe:85%,Cr:10%,Ni:5%)，氢气产量最大理论值为1392.2kg根据试验的推论，堆芯熔落物氧化率的保守限值为33%，可得到约460kg氢气产物，消耗水4300kg5.4安全壳晚期失效--熔融物与混凝土作用堆芯熔融物与水反应Fe+H2O—〉FeO+H2混凝土的消融反应水被蒸发后，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。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过程中产生气体，气体的运动将促进堆芯熔融物与混凝土之间的对流传热，从而加速混凝土的消融速率。混凝土的消融过程发生吸热化学反应，其能量比熔融物的衰变热要大；同时，混凝土的消融过程中产生蒸汽和二氧化碳，这些气体又与堆芯熔融物中的金属发生放热反应，因此，在长时间的侵蚀期间，碎片基本上保持恒定温度。5.4安全壳晚期失效--熔融物与混凝土作用混凝土的消融反应水被蒸发后，堆芯熔落物将保持高温，开始侵蚀混混凝土消融的化学反应有CaCO3——〉CaO+CO2Ca(OH)2——〉CaO+H2O2H2+O2——〉2H2O当堆芯熔落物有16000C的温度，且堆坑中不存在水，则将有8.4m3的混凝土（约20，270kg）被消融，同时产生1340kg的蒸汽和7135kg的二氧化碳，相当于地基熔穿0.2-0.5m.5.4安全壳晚期失效--熔融物与混凝土作用混凝土消融的化学反应有CaCO3——〉CaO+CO2当5.4安全壳内过程--安全壳旁路在某些事故工况下，安全壳可以被完全旁路如果发生事故后，一回路冷却剂以及相伴的放射性裂变产物能够不进入安全壳与空气混合，而是直接放到外部环境中，这就是安全壳旁路事故例1：接口部失水事故，连接主系统与低压系统之间的隔离截至阀失效，引起安全壳旁路，截至阀的失效造成低压系统要承受主系统至少14MPa的压力，很快会破裂；例2：SGTR5.4安全壳内过程--安全壳旁路在某些事故工况下，安全壳可1)熔融堆芯和混凝土的相互作用熔融堆芯和混凝土的相互作用混凝土的侵蚀气体的发生(H2、CO、CO2等)裂变产物微粒的发生对安全壳的加载注水时的冷却性能5.4安全壳内的诸现象研究课题2)对安全壳的直接加热(DCH)微粒化熔融物的喷出对安全壳的加载防止压力温度急剧上升的安全壳内配置上的措施4)氢气行为金属—水反应水的放射性分解氢气的分布、燃烧、从氢气燃烧到爆炸的迁移防止氢气爆炸的对策3)熔融物的扩大向台座或反应堆地坑扩大安全壳直接接触水存在的影响5)安全壳支路及冷却剂管道的健全性二次侧减压引起的蒸汽发生器传热管破损隔离阀的信赖度和低压侧管道的耐压性安全壳贯穿件(电线、管道、台架等)的风险冷却剂管道的蠕变断裂1)熔融堆芯和混凝土的相互作用5.4安全壳内的诸现象研究思考题严重事故下典型的事故现象蒸汽爆炸原理DCH安全壳的失效模式安全壳旁路/安全壳隔离失效研究MCCI的目的思考题严重事故下典型的事故现象5.5严重事故管理-即严重事故的对策1)严重事故的预防采用一切可用的措施，防止堆芯熔化。2)严重事故的缓解若堆芯开始熔化，采用各种手段，尽量减少放射性向厂外的释放。严重事故管理的内容事故管理的基本任务：1)预防堆芯损坏2)中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主系统压力边界以内。3）在一回路压力边界完整性不能确保时，应尽量减少放射性向厂外的释放。4）若安全壳完整性不能确保，应尽量减少放射性向厂外的释放确保三大安全功能5.5严重事故管理-即严重事故的对策1)严重事故的预防严重反应堆停止机能反应堆冷却机能放射性物质封闭机能安全机能的支持机能紧急停堆辅助给水泵的启动,由蒸汽发生器对堆芯冷却带走衰变热抑制压力上升机能添加功能添加效果利用汽轮机旁路系统增加对一次侧冷却、减压功能,进而启动ECCS的低压系统补给水系统的连续水注入，ECCS及其它泵向堆芯的硼水再循环等通过对一次侧的持续减压，注水和泄放等使对堆芯进行长期冷却提高向堆芯的注水能力，去除堆芯余热喷淋系统降温降压利用安全壳内的空调冷却器进行自然对流冷却，使内部水蒸气凝结用水箱等的水向安全壳内注水一次侧的强制减压以防止DCH安全壳内设置氢气点火器，氢气复合装置等用于法防止燃烧氢气沙堆过滤器利用消火水冷却ECCS泵连通相邻电厂间的动力用交流电源提高安全壳除热能力提高氢气浓度的控制能力提供安全系统的冷却水供给能力提高安全系统的供电能力5.5严重事故管理-即严重事故的对策反应堆停止机能反应堆冷却机能放射性物质封闭机能安全机能的支持安全壳5.5严重事故管理-主要事故管理对策安全壳5.5严重事故管理-主要事故管理对策在严重事故操作管理的规程中，各种威胁安全壳完整性的因素和处置方式如下：后期超压。这种威胁可以用过滤器通风装置加以缓解。氢气燃烧。已提出了几种可能的解决方法并对这些方法进行评估，德国反应堆安全委员会建议安装非能动催化复合器。直接安全壳加热（DCH）。大多数国家认为一种合理的解决方法是在压力容器损坏之前将主系统卸压。安全壳的密封性（短期和长期）。应加强对安全壳密封性的探测和控制。安全壳中堆芯熔化碎片的可冷却性。这个问题至今没有得到彻底解决。蒸汽爆炸。不存在任何遏制压力容器外蒸汽爆炸的方法，但能降低由于蒸汽爆炸而作用在安全壳的负荷。5.5严重事故管理-严重事故的操作管理在严重事故操作管理的规程中，各种威胁安全壳完整性的因素和处置研究机构上海核工程研究设计院中国核动力研究院北京原子能研究院研究内容现象研究程序开发、评价程序应用大亚湾核电厂事故管理IEAE提供的程序包：SCDAP/RELAP5MELCORCONTAIN上海交通大学清华大学严重事故在我国的研究现状研究机构上海核工程研究设计院中国核动力研究院北京原子能研究院案例分析1三哩岛事故2切尔诺贝利事故3其它案例分析1三哩岛事故案例分析--三哩岛事故核电机组：BabcockWilcox(B&W)公司；两环路4台冷却剂泵；961MWe97%功率运行；压力152bar高压安注系统：数台安注泵；自动启动压力（冷却剂系统压力）110bar；关闭压力197bar；安注箱（堆芯再淹没系统）：

冷却剂系统压力下降到41bar自动启动；低压安注系统：冷却剂系统压力下降28bar自动启动；堆芯剩余释热：停堆时间MW(t)1分971小时361天131周5．11月2．1案例分析--三哩岛事故核电机组：三哩岛冷却剂系统图案例分析--三哩岛事故三哩岛冷却剂系统图案例分析--三哩岛事故三哩岛核电厂2#机组反应堆图案例分析--三哩岛事故三哩岛核电厂2#机组反应堆图案例分析--三哩岛事故第1阶段始发事件1979年3月28日04：00：37am二回路所有主给水泵停转；主汽轮机停转；3—6秒冷却剂系统压力155bar；冷却剂系统泄压阀开启；8秒冷却剂系统压力162bar；引发反应堆紧急停堆；辅助给水泵启动；但泵和蒸气发生器间的阀门处在关闭状态2分4秒反应堆冷却剂系统压力下降到110bar；高压安注系统启动；稳压器水位上升案例分析--三哩岛事故第2阶段小破口失水13秒反应堆冷却剂系统压力下降到152bar减压阀自动关闭整定值；但是，泄压阀没有关闭；6分稳压器气囊消失；反应堆冷却剂泄压箱压力迅速上升；7分43秒污水泵启动把反应堆污水坑水排到辅助厂房废水箱8分蒸汽发生器干涸；操纵员发现辅助给水阀门关闭，开启阀门18分通风系统测得气体放射性急增；反应堆冷却剂系统压力仅83bar第1阶段始发事件案例分析--三哩岛事故第2阶段小破口失水第3阶段小破口失水，连续泄压20分~1小时反应堆冷却剂系统70bar，温度290oC；燃料尚未大量破损1小时14分冷却剂泵B震动，操纵员关闭冷却剂泵B；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；1小时40分冷却剂泵A震动，操纵员关闭冷却剂泵A；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；冷却剂高出堆芯顶部30厘米；堆芯升温瞬变开始；案例分析--三哩岛事故第4阶段堆芯升温瞬变1小时50分（110分）堆芯元件第一次裸露；2小时18分（138分）操纵员发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截止阀；但是没有加大高压安注，事故继续；2小时55分（175分）宣布厂区应急；放射性监测报警；堆芯部分燃料烧毁；3小时20分—7小时（200分-420分）；冷却剂泵没有运行；堆芯1．5米裸露1小时燃料大量烧毁；第3阶段小破口失水，连续泄压案例分析--三哩岛事故第4阶段第5阶段持续泄压7小时38分操纵员打开卸压阀的截止阀，关小高压安注；失去冷却剂引起第二次堆芯裸露；8小时41分反应堆冷却剂系统达到41bar；安注箱注水；但是很小，操纵员认为堆芯被注满水；9小时50分氢爆脉冲；安全壳喷淋6分钟；反应堆冷却剂系统减压至30bar；操纵员减压投入低压安注系统失败（28bar）；11小时08分操纵员关闭卸压阀；有2小时安注箱停止注水；高压安注小流量；蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环；堆芯长时间失去任何冷却手段；第三次堆芯裸露；案例分析--三哩岛事故第6阶段增压和最终确立稳态冷却13小时51分操纵员从新关闭卸压阀截止阀；加大高压安注流量；结束堆芯第三次裸露；15小时51分成功启动环路A的一台冷却剂泵；热管温度293oC冷管温度205oC；流体经过蒸汽发生器；反应堆冷却剂系统恢复移出衰变热的能力。第5阶段持续泄压案例分析--三哩岛事故第6阶段增压和最终案例分析--三哩岛事故事故后的堆芯状态：案例分析--三哩岛事故事故后的堆芯状态：案例分析--三哩岛事故事故后的堆芯状态：案例分析--三哩岛事故事故后的堆芯状态：堆芯3次裸露；锆包壳总量的30%--40%被氧化；堆芯上部1/3严重损坏；放射性惰性气体的30%--40%被释放；10%--15%的碘、锶、艳从燃料中释放；但是被安全壳包容，少量释放到环境；半径80公里范围200万居民的集体剂量当量约20人．Sv；最大个人计量1mSv；名工作人员收照射分别38、34、31mSv；巨大经济后果：经济损失200亿美元以上，美国核电工业推迟20年。案例分析--三哩岛事故事故后果：堆芯3次裸露；锆包壳总量的30%--40%被氧化；堆芯上部1物理背景：

堆芯衰变热移出反应堆安全功能失效，引发反应堆严重事故直接原因：

稳压器卸压阀故障；操纵员判断、操作失误根本原因：

反应堆设计；设备质量保证；人员培训；人机接口（人因工程）；检修规程；经验反馈

1977年9月美国Ohio州OakHarbor市Davis-Besse核电厂发生类似瞬态事件，但是，事故21分钟，操纵员正确判断稳压器卸压阀卡开，他们关闭了下游连接的截止阀从而结束事故。该核电机组也是由B&W公司设计的相同型号的核电机组改正措施：操纵员模拟机培训；按照人因工程设计主控室；反应堆改进执行三哩岛行动计划；建立全世界范围运行经验反馈体系。案例分析--三哩岛事故事故分析：物理背景：案例分析--三哩岛事故事故分析：修改美国联邦法规10CFR50.34(f)要求新建核电站必须对三里岛事故以后，所总结的安全问题提出应对措施或处理意见，送交NRC审查。NRC制定导则《三里岛行动计划》NUREG-0660和NREG-0737附加要求：（1）一回路功能保护：辅助给水系统评价、自动动力排放阀隔离系统、自动减压系统动作、氢控制系统评估等5项。（2）安全保护系统：模拟器能力、控制室设计、氢气控制、阀门位置指示等28项（3）管理程序：工业经验、质量保证大纲、安全壳设计、氢气复合器、管理大纲等7项案例分析--三哩岛事故三哩岛事故经验反馈：修改美国联邦法规10CFR50.34(f)要求新建核电站必三哩岛事故问题：1是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故？2请描述导致三哩岛事故的初始事件？3三哩岛事故是INES分级那级核事故？4根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因？5三哩岛事故中的设备和设计问题？6三哩岛事故中的操纵员操作失误？7三哩岛事故中运行和操作规程问题？8三哩岛事故中的业主管理问题？9三哩岛事故给纵深防御准则带来的新思考？10三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用？案例分析--三哩岛事故三哩岛事故问题：案例分析--三哩岛事故三哩岛事故问题和答案1.是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故？放射性物质得到足够冷却（堆芯衰变热移出）功能失效，导致部分堆芯熔融的严重事故2.请描述导致三哩岛事故的初始事件？始发事件：1979年3月28日04：00：37am二回路所有主给水泵停转；主汽轮机停转；3—6秒冷却剂系统压力155bar；冷却剂系统泄压阀开启；8秒冷却剂系统压力162bar；引发反应堆紧急停堆；辅助给水泵启动；但是，泵和蒸气发生器之间的阀门处于关闭状态；2分4秒反应堆冷却剂系统压力下降到110bar；高压安注系统启动；稳压器水位上升。案例分析--三哩岛事故三哩岛事故问题和答案案例分析--三哩岛事故三哩岛事故问题和答案3.三哩岛事故是INES分级那级核事故？

按照厂内影响准则的最高级，5级。4.根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因？传热能力形成三个条件：热阱；传热方式（冷却手段）；传热介质堆芯冷却剂（水）装量。5.三哩岛事故中的设备和设计问题？卸压阀门质量和设计；控制台显示：辅助给水阀门状态指示信号，堆芯冷却剂（水）装量指示信号，卸压阀门状态。案例分析--三哩岛事故三哩岛事故问题和答案案例分析--三哩岛事故三哩岛事故问题和答案6.三哩岛事故中的操纵员操作失误？操纵员关闭冷却剂泵B；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；操纵员关闭冷却剂泵A；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环（破坏传热方式）；1小时50分（110分）堆芯元件第一次裸露；2小时18分（138分）操纵员发现卸压阀卡开，虽然关闭卸压阀的截止阀；但是没有加大高压安注流量，事故继续；操纵员打开卸压阀的截止阀，关小高压安注（减少堆芯水装量）；失去冷却剂引起第二次堆芯裸露；使反应堆冷却剂系统继续减压；虽然反应堆冷却剂系统达到41bar（加大冷却剂系统蒸汽含量，环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环，破坏传热方式）；安注箱注水；但是很小，操纵员认为堆芯被注满水；11小时08分有2小时安注箱停止注水；高压安注小流量；蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环；堆芯长时间失去任何冷却手段；第三次堆芯裸露案例分析--三哩岛事故三哩岛事故问题和答案案例分析--三哩岛事故三哩岛事故问题和答案7.三哩岛事故中运行和操作规程问题？事故处理规程：因为震动关闭冷却剂泵错误；规程应该首先保证安全功能实现（特别堆芯衰变热移出：热阱、传热方式、水装量）；维修后检查规程。8.三哩岛事故中的业主管理问题？运行经验反馈；操纵员培训；错误事故规程制定；维修后检查规程制定；设备质量保证。9.三哩岛事故给纵深防御准则带来的新思考？纵深防御准则正确性经受了实践考验，缓解事故、包容放射性；但是，操纵员错误能够使纵深防御准则失效；核电工业提出“人因工程”；操纵员模拟机培训。10.三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用？反应堆安全功能三项中两项发挥了作用：反应性控制；放射性包容。

案例分析--三哩岛事故三哩岛事故问题和答案案例分析--三哩岛事故TheChernobylUnit4afterthecatastrophy切尔诺贝利核电站（RBMK石墨水冷堆）位于乌克兰首府基辅的北部接近白俄罗斯边境的一块平坦的沼泽地上。1986年4月26日，前苏联（现乌克兰境内）的切尔诺贝利核电站4号机组发生爆炸，8吨多强辐射物质倾泻而出，使5万多平方公里的土地受到污染，320多万人遭受核辐射的侵害。事故发生后，发生爆炸的4号机组被用钢筋混凝土封起来，电站30公里以内的地区被定为“禁入区”案例分析--切尔诺贝利事故

TheChernobylUnit4aftertheRBMK类型1000MWe级大型石墨压力管式沸水堆（类似于压力管式压水堆，蒸汽发生器和稳压器位于堆外）；反应堆固有设计缺欠：堆芯具有正汽泡反应性、控制棒挤水棒正反应性效应、无安全壳厂房屏蔽、无纵深防御准则；运行管理混乱：实验规程不完整、运行指令、规程不规范实验前反应堆状态：4月26日1时，解除应急冷却系统备用连锁，反应堆200MWt运行；堆芯处于降功率过程“Xe中毒”状态;人为解除蒸汽发生器蒸汽压力和水位低值事故保护信号；投入8台水泵加大水流量运行，堆芯（汽泡正反应性效应若汽泡减少）负反应性效应，引发自动调节棒提出堆芯；人为提升手动棒（维持反应堆200MWt运行）；堆芯仅有6-8根控制棒（少于30根限值）案例分析--切尔诺贝利事故

事故背景：RBMK类型1000MWe级大型石墨压力管式沸水堆（类似于压切尔诺贝利核电厂流程图案例分析--切尔诺贝利事故

切尔诺贝利核电厂流程图案例分析--切尔诺贝利事故

堆型主要优点：RBMK类型核电站的低功率密度提供了承受较大的全厂断电能力，可以在一个小时内堆芯不会损伤；机组可以在运行时换料，提高了可利用率水平；石墨慢化剂设计允许使用轻水做慢化剂反应堆不适用的燃料。堆型主要弱点：RBMK类型设计与大世界多数核电站的最主要差别是RBMK类型设计没有钢或重混凝土安全壳结构作为事故期间防止大量放射性释放的最后屏障

1979年三里岛2#机组事故表明美国为代表的西方反应堆安全壳有效性，尽管堆芯燃料一定程度熔融，事实上全部放射性被保存在安全壳内Chernobyl事故，RBMK机组发生事故的系统不能承受事故冲击力。虽然估计爆炸释放的能量高于大多数安全壳设计所能承受的，但是安全壳结构可以防止放射性物质在Chernobyl释放；事故缓解系统有限和无效；案例分析--切尔诺贝利事故

堆型主要优点：案例分析--切尔诺贝利事故

反应堆控制系统潜在很多失调，潜在着导致顺利恢复的困难当冷却水丧失，反应堆产生快速核链式反应和功率增加该特性被称为“正空泡系数”，前苏联工程师应该用快速落控制棒和其他方式的设计缓解这种瞬发效应。所有RBMK反应堆作的修改是适当维持正空泡效应足够低，以便防止像切尔诺贝利Chernobyl事故那样核功率突增。美国类型轻水反应堆设计成，具有相反的特性“负空泡系数”所以当反应堆失水时，核链式反应自动停止；防火系统不适当在石墨砌体中有限的蒸汽反应遏制能力电气和安全系统的实体分离和余度杂乱的管道布置案例分析--切尔诺贝利事故

事故背景：反应堆控制系统潜在很多失调，潜在着导致顺利恢复的困难案例分析1时23分04秒核电机组8号汽轮机紧急截止阀关闭停止向汽轮机供汽，反应堆应该自动停堆；但操纵员解除了停机-停堆连锁保护信号维持反应堆200MWt运行）；关闭4台水泵（因为不需要向汽轮机供汽）堆内蒸汽量增加，汽泡正反应性引发自动棒下插1时23分31秒反应性继续增加（自动棒不能补偿汽泡正反应性）；功率急剧上升；1时23分40秒值班长下令紧急停堆；堆芯具有正气泡反应性和控制棒挤水棒正反应性效应相加；导致反应堆功率剧增；40秒上升100倍；1时24分发生两次爆炸；引发反应堆厂房、汽轮机厂房大火；油管损坏、电缆短路、放射性辐照造成附近区域30余处火灾；26日5时扑灭火灾11月使用混凝土封闭4号机组；继续清除放射性污染；案例分析--切尔诺贝利事故

事故过程：核电机组实验（发电机惰转特性）1时23分04秒核电机组8号汽轮机紧急截止阀关闭停止向汽轮严重人员伤亡：爆炸死亡2人；237人受到临床效应超剂量照射，其中134人辐射病死亡；东欧广大地区环境和居民受到放射性污染：1986-1987年20万人受到100mSv以上平均剂量照射；从事故后从禁区周围（30公里半径）撤离万余名居民，其中5%受到大于100mSv以上平均照射剂量；北半球各国不同程度受到事故影响：最大的平均个人计量约为0．8mSv至1．2mSv；巨大经济和社会后果：经济损失约200亿美元以上，引发世界性反核浪潮，为核电工业发展构成巨大冲击，留下难以消除的阴影。案例分析--切尔诺贝利事故

事故后果：严重人员伤亡：爆炸死亡2人；237人受到临床效应超剂量照射，切尔诺贝利核电站事故的直接原因：操作人员严重违反操作规程，切断了反应堆保护系统反应堆长期强行在低功率下运行，处于不稳定状态；功率失控几秒钟内上升了几百倍；燃料包壳因过热而爆裂；导致蒸汽爆炸和压力管全部断裂；结果引起锆水反应和石墨燃烧。案例分析--切尔诺贝利事故

切尔诺贝利核电站事故的直接原因：操作人员严重违反操作规程，切物理背景：堆芯瞬发临界，使反应堆安全功能迅速全部失效，引发灾难性严重事故；直接原因：设计缺欠；人员违规操作；根本原因：管理部门和业主不具备健全的核安全文化改正措施：取消或改进该种类型反应堆；国际核工业协助核电站管理部门和业主健全核安全文化。案例分析--切尔诺贝利事故

事故起因：物理背景：堆芯瞬发临界，使反应堆安全功能迅速全部失效，引发灾切尔诺贝利核电站的关闭苏联解体后，乌克兰决定继续维持切尔诺贝利的运转。西方国家、特别是西欧国家认为，切尔诺贝利核电站除本身可能存有技术缺陷外，“石棺”内部的不稳定性和不确定性也给整个电站造成了严重的隐患，所以强烈要求乌克兰政府彻底关闭电站西方国家一直要求关闭切切尔诺贝利核电站，但由于乌克兰电源缺乏，该核电站的四个反应堆之一仍然在被用来发电。根据乌克兰和西方七国1995年签定的一份谅解备忘录，乌克兰承诺关闭切尔诺贝利核电站，作为交换条件，西方将提供资金援助乌克兰修建K2/R4两个新的核反应堆。英国出资4900万英镑，美国承諾向烏克蘭提供7800萬美元的援助。2000.12.14日，切尔诺贝利核电站正式全部关闭（nomoney）西方国家已经承诺，将在2015年前援助乌克兰7亿多美元，在出事故的第四号反应堆周围建起一个新的“石棺”，以防止核辐射外泄。这一工程非常紧急，而且危险性也很大。案例分析--切尔诺贝利事故

切尔诺贝利核电站的关闭苏联解体后，乌克兰决定继续维持切尔诺贝“石棺”钢筋混凝土封起来的切尔诺贝利核电站4号机组

图为用钢筋混凝土封起来的曾经发生核泄露的切尔诺贝利核电站4号机组现在将爆炸的核反应堆包裹起来的“石棺”是灾难发生时紧急“建”成的，当时直升机向发烟燃烧的核反应堆撒了大量沙子和水泥，为的是掩盖闷燃的反应堆。另外，庞大的起重机在遥控之下，在上边又放上了重达数百吨的钢板，这样，切尔诺贝利核电站第四号反应堆几乎变成了一座钢筋混凝土小山案例分析--切尔诺贝利事故

“石棺”钢筋混凝土封起来的切尔诺贝利核电站4号机组

图为用钢2001.４，联合国发表了一份对切尔诺贝利核灾难后果重新评估报告，指出最快要到２０１６年才能知道核灾难受害者的确切人数。这次事故对切尔诺贝利核电站附近居民的灾难性影响是久远的。乌克兰全国２６个州有１２个州５万KM2土地受到辐射污染，全国有３２０万人口直接遭受事故危害，包括１００万儿童。这些人中近１７万在事故后１０年内死亡，７万多人残疾2001年５月份，联合国原子辐射影响科学委员会在维也纳举行的第４９次会议上，却对切尔诺贝利核电站事故后果作出了截然相反的结论。本次会议专门讨论了切尔诺贝利核电站１９８６年发生核泄漏事故１４年来的辐射后果。关于长期辐射影响，该委员会的结论是：除儿童甲状腺癌的发生率有１０万分之几的增加外，至今未发现其他可归因于这次事故的癌症发生率和死亡率的增加。由于儿童甲状腺癌治愈率高，１４年来仅有３名患者死亡。会议还通过了该委员会主席致联合国秘书长安南和世界卫生组织总干事的信，信中指出，最近一段时间，一些新闻媒体在报道中不切实际地渲染切尔诺贝利核电站事故的后果，把该事故造成的死亡人数夸大至数千甚至数万人。

案例分析--切尔诺贝利事故后果报道

2001.４，联合国发表了一份对切尔诺贝利核灾难后果重新评估切尔诺贝利的管理：人员健康是关键在石棺里工作，要求必须严格遵守安全操作程序。图中工人正在进行打磨作业。使用个人防护衣和防护面罩是确保石棺内安全作业的主要条件之一。案例分析--切尔诺贝利事故

切尔诺贝利的管理：人员健康是关键在石棺里工作，要求必须严格1切尔诺贝利事故物理背景是什么？2切尔诺贝利核电厂运行，用反应堆理论说明为什么堆芯水量增加、汽泡减少控制棒会自动提升？3切尔诺贝利事故是INES分级那级核事故？4切尔诺贝利核电厂是那种类型反应堆/使用的慢化剂、冷却剂？5切尔诺贝利事故中的设备和设计问题？6切尔诺贝利事故中的操纵员操作失误？7切尔诺贝利事故中运行和操作规程问题？8切尔诺贝利事故中的业主管理问题？9切尔诺贝利事故带给世界核工业带来的新思考？10防止切尔诺贝利事故再发生应该采取的措施？案例分析--切尔诺贝利事故问题

1切尔诺贝利事故物理背景是什么？案例分析--切尔诺贝利事故其他案例分析1某核电厂反应堆压力容器接管与安全端焊缝质量事件（重大不符合项）处理的经验教训事件的简要描述接管安全端焊缝缺陷超标及返修

（2000年3月至2001年12月）

接管安全端焊缝机械性能问题

（2002年1月至2003年6月）

接管安全端焊缝补充检验

（2003年7月至2003年10月）

接管安全端焊缝再次补充检验及返修（2003年11月至2004年2月）

94其他案例分析1某核电厂反应堆压力容器接管与安全端焊缝质量事件95其他案例分析195其他案例分析1编号为TX21拉伸试样断口上的

“平滑区”，尺寸为2.6×1.3mm

编号为TX21拉伸试样匹配

断口上的“平滑区”

编号为TX21拉伸试样断口上的

“平滑区”，在高倍下观察具有“凝固自由面”特征

编号为TX21拉伸试样断口上的，

正常区域在高倍下观察具有典型的“韧窝”特征

96其他案例分析1编号为TX21拉伸试样断口上的编号为TX21拉伸试样匹配某核电厂反应堆压力容器

B8接管安全端焊缝缺陷示意图（红色表示监督组抽验结果）PT检验中在原预堆边焊缝部位的焊接缺陷显示

97其他案例分析1某核电厂反应堆压力容器PT检验中在原预堆边焊缝部位的97其他事实（现象）1：制造厂对于从国外采购焊接材料的质量保证严重失控。焊材第一次原地验收不合格，第二次原地验收未派专业技术人员参与，也未进行性能见证。在此情况下，焊材入厂后的工艺试验阶段反映出焊材性能很差，只有当采用“强制水冷”和高纯氩的特殊条件下焊材性能才勉强合格。在这一质量问题的重要征兆明显出现的情况下，为何不与焊材制造商交涉，反而决定使用？特别当接管安全端焊缝在制造厂发现质量问题而返工时，仍然使用这一焊材！98其他案例分析1事实（现象）1：制造厂对于从国外采购焊接材料的质量保证严重失事实（现象）2：

制造厂质量管理严重混乱，质量保证体系失效

压力容器接管与安全端焊缝的制造过程中，违反质保要求，质检程序不合理，最终检验发现6个焊缝中5个焊缝均存在严重的超标缺陷。在原因分析过程中制造厂又发生“焊缝错挖”的严重质量事故，且隐瞒事实真相，有关人员丧失了最起码的安全文化，把“焊缝错挖”归结为焊工的个人行为。大量的事实表明制造厂质量管理严重混乱，质量保证体系失效。为此，国家核安全局给予了制造厂停工整顿的行政处罚。随后的事态发展表明∶存在的问题并未得到彻底纠正，最终酿成反应堆压力容器接管与安全端焊缝的重大质量事故。由此，带来了重大经济损失和严重的后果。根据核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定HAF601》第五章第二十二条的有关规定，国家核安全局于2003年12月30日给予了XX锅炉厂有限公司吊销《核承压设备制造资格许可证》的行政处罚。99其他案例分析2事实（现象）2：99其他案例分析2事实（现象）3：检验失控

异材镍基焊缝的超声波检验是一项带有较高技术难度的项目。在制造阶段采用的的灵敏度对比试块无堆焊层与实际工件不一致，在此不利条件下，检验单位未按照程序要求对检验系统的灵敏度进行严格的标定，也未采取恰当的声能补偿；对其检验结果，在依据不足的条件下判定检验出的信号显示全部为“可接受的体积型显示”；事隔近一年，在相同的检验人员、同样的设备仪器和灵敏度对比试块，严格按照程序要求操作的条件下进行重复检验时，在同一焊缝上发现了相当数量“不可接受的超标缺陷”。事实说明“认真”与“不认真”结果完全不一样！而“认真”恰恰是检验单位必须具备的基本素质之一。100其他案例分析3事实（现象）3：检验失控100其他案例分析3事实（现象）4：

当焊缝存在超标缺陷时认为设计院提出的技术要求不合理，甚至认为都是设计院惹的“祸”！似乎若不采用超声波探伤（UT）发现超标缺陷，而仅采用射线探伤（RT）也就“没有”问题了！

实践恰恰表明：某些规范制定的并非完善，反应堆压力容器接管与安全端焊缝（特别是选用Inconel-690镍基合金材料时）在制造阶段的无损检验采用超声波探伤（UT）是完全必要的，也是可行的。

101其他案例分析4事实（现象）4：101其他案例分析4事实（现象）5：制造厂和核电厂营运单位对该问题的技术把握和处理的决策上存在失误主要表现在：

1)对焊材性能不良，工艺裕度不足的问题处理失误；

2)异材焊缝采用Inconel-690镍基合金焊接的工艺难度较大，对所采用焊接工艺的成熟性判断失误，未能及时发现焊缝中存在较多的“点状”未熔合类型的焊接缺陷；

3)对于接管与安全端焊缝制造阶段水压试验前后两次无损检验（UT、RT）的结果所反映出的明显疑点，未能引起注意；即：UT检验报告判定的最大长度达55mm的30余个“体积”型缺陷显示在相应的RT检验结果中无一反映。这明显不合逻辑，意味着UT检验对缺陷显示性质的判断可能有误，如果是非体积型的面状缺陷，就意味着产品不合格。对如此重要的质量问题“征兆”，既未能引起注意，也未能做出准确判断。对此，检验单位负有不可推卸的直接责任。但是，作为承担最后一道技术把关责任的技术决策者，又再次未能清醒地把握住，致使该重大质量问题“漏”到了核电厂。

4)该重大不符合项尚未关闭的情况下，相关的技术决策者对接管与安全端焊缝的质量做出了完全错误的判断，作出了2号反应堆压力容器通过验收，产品出厂，运往核电厂现场进行安装的错误决策。102其他案例分析5事实（现象）5：制造厂和核电厂营运单位对该问题的技术把握和处事实（现象）6：国家核安全局监督工作不到位，有待改进

如果国家核安全局对核承压设备的过程能够深入到核安全一级设备的关键工序和重要检验项目，也许压力容器接管安全端焊缝除机械性能问题以外的超标缺陷问题能在设备出厂前，早一些发现，早一些处理损失也就会小一些。事实（现象）7：核工业无损检验的资格认证和监督管理存在缺陷，急侍完善

除了原己采用的对相应无