核反应堆安全分析

核反应堆安全分析*2安全概念事故分类部分事故分析*No.3安全概念人类从事创造物质财富的工业活动或谋求各种利益与方便的同时，不可避免的会受到来自各种风险的威胁。核电厂的风险主要来自于事故工况不可控的放射性核素的释放。核电厂的三个安全目标总目标：在核电厂建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员，社会及环境免遭放射性危害。辐射防护目标：确保正常运行的核电厂释放的放射性物质辐照保持合理水平，且事故引起的辐照照射程度得到缓减。核技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生。*No.4事故分类我国HAF102的核电厂事故分类1970年美国标准协会（ANSI）分类

1975年美国核管会（NRC）

《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容》（第二次修订版）规定需分析的47种典型始发事件*我国HAF102的核电厂事故分类正常运行预计运行事件设计基准事故(DBA)严重事故(SA)在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。

核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。（1）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。事故管理*几个概念运行：为实现核动力厂建厂目的而进行的全部活动，包括维修、换料、在役检查及其它有关活动。运行状态：正常运行或预计运行事件两类状态的统称。事故工况：比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。事故管理：在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动：防止事件升级为严重事故(预防)；减轻严重事故的后果（缓解）；实现长期稳定的安全状态。*美国标准协会（ANSI）分类法（1970）I.

正常运行和运行瞬变II.

中等频率事件（预计运行事件）III.

稀有事故IV.

极限事故（假想事故/设计基准事故）

出现较频繁；

不会触发保护系统的整定值；依靠控制系统调节，无需停堆可回到稳定状态。在整个运行寿期内，一般极少发生，发生概率10-4310-2/堆年；

需投入专设安全设施；运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程，发生概率10-2/堆年；触发保护系统整定值，迫使停堆，不会造成燃料损坏或一、二回路超压，可重新投运；只要保护系统正常运行，不会导致事故工况。发生概率10-6~10-4/堆年，即不可能发生；会释放出大量放射性物质；设计中必须加以考虑；专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整性。*正常运行和运行瞬态正常启动、停堆和稳态运行正常启动、功率运行；热备用；热停堆；冷停堆；换料停堆。带有偏差的极限运行燃料元件包壳泄漏；一回路冷却剂放射性水平升高；蒸汽发生器传热管有泄漏，等。但未超过规定的最大允许值。

运行瞬变核电厂升温升压、冷却卸压；允许范围内的负荷变化。*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；满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出；

控制棒组件落棒；

硼失控稀释；部分失去冷却剂流量；失去正常给水；给水温度降低；负荷过分增加；隔离环路再启动；甩负荷；失去外电源；一回路卸压；主蒸汽系统卸压；满功率运行时，安注系统误动作，等。

*稀有事故

一回路系统管道小破裂（SBLOCA）；二回路系统蒸汽管道小破裂；燃料组件误装载；满功率运行时抽出一组控制棒组件；全厂断电SBO(反应堆失去全部强迫流量)；放射性废气、废液的事故释放；蒸汽发生器单根传热管断裂事故。

*极限事故一回路系统主管道大破裂（LBLOCA）；二回路系统蒸汽管道大破裂；

蒸汽发生器多根传热管断裂；一台冷却剂泵转子卡死；燃料操作事故；

弹棒事故。*美国核管会（NRC）分类法二回路系统排热增加；二回路系统排热减少；反应堆冷却剂系统流量减少；反应性和功率分布异常；反应堆冷却剂装量增加；反应堆冷却剂装量减少；系统或设备的放射性释放；未能紧急停堆的预计瞬变（ATWS）。设计基准事故*

给水系统故障使给水温度降低；给水系统故障使给水流量增加；蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加；误打开蒸汽发生器卸放或安全阀；

安全壳内、外蒸汽管道破损。给水温度低给水流量高蒸汽流量增加MSFW二回路系统排热增加初因事件*

蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少；失去外部电负荷；

汽轮机跳闸(截止阀关闭)；凝汽器真空破坏；同时失去厂内外交流电源（全厂断电SBO）；

失去正常给水流量；

给水管道破裂。MSFW

给水流量降低

蒸汽流量减少二回路系统排热减少初因事件*

一个或多个反应堆主泵停止运动；

反应堆主泵轴卡死；

反应堆主泵轴断裂。

冷却剂流量降低反应堆冷却剂系统流量减少处因事件*

在次临界或低功率时，非可控地抽出控制棒组件；

在特定功率水平下非可控地抽出控制棒组件；

控制棒误操作；

启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下启动一条再循环环路；

化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低；

在不适当的位置误装或操作一组燃料组件；

各种控制棒弹出事故；

各种落棒事故。反应性增加、降低反应性和功率分布异常初因事件*意外注入功率运行时误操作应急堆芯冷却系统；化容系统故障（或误操作）使反应堆冷却剂装量增加。反应堆冷却剂装量增加初因事件*

误打开稳压器安全阀；

贯穿安全壳一回路压力边界仪表或其它线路系统的破裂；

蒸汽发生器传热管破裂；

反应堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失水事故。

破口

阀门打开反应堆冷却剂装量减少初因事件*

放射性气体废物系统泄漏或破损；

放射性液体废物系统泄漏或破损；

假想的液体储箱破损而产生的放射性释放；

设计基准燃料操作事故；

乏燃料运输容器掉落事故。系统或设备的放射性释放初因事件*

误提出控制棒ATWS

失去主给水ATWS

失去电负荷ATWS

失去交流电源ATWS

凝汽器真空破坏ATWS

汽轮机跳闸ATWS

主蒸汽管道隔离阀关闭ATWS未能紧急停堆的预计瞬变（ATWS）初因事件*弹棒事故定义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。后果由于快速引入反应性，造成堆内核功率激增，使燃料元件发生很大变化，形成堆芯很大的功率不均匀因子，因此会出现一个大的局部功率峰值。同时，造成叠加一个小破口失水事故，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。分析对象反应性引入*

这种事故是反应堆失去冷却剂，又同时向堆芯阶跃引入反应性的两个效应的综合。阶跃引入反应性的大小是弹出棒原先在堆内的那一部分的价值；从破口流失的冷却剂流量相当于一次回路管道的小破口；在安全分析中，要求考虑不同运行状态，即不同功率水平下，以及不同控制棒组合情况下的瞬态过程；该事故的极限工况是具有最大反应性价值的控制棒从插入极限处弹出；通常事故发展非常迅速，低功率下尤其严重。弹棒事故特点*

开始的短时间内，功率激增产生的大部分能量储存在UO2芯块内部，然后逐渐释放到系统其它部分；燃料中积聚很大的能量，将使最热的芯块熔化，释放出的气体在燃料棒内部形成高压，使燃料棒瞬时破裂。热量可迅速地从散落到冷却剂中的二氧化铀碎粒传输到冷却剂中；部分冷却剂中过量的能量积聚和热能转变为机械能形成的很强的冲击波，可能损坏堆芯和一回路系统，破坏堆芯的可冷却性；热量传递到元件包壳，可造成部分包壳发生DNB，可能使包壳达到脆化温度影响其完整性；

热量传递到冷却剂，可使冷却剂系统温度和压力上升，形成一回路压力高峰，对压力边界造成冲击。弹棒事故描述*热点处燃料芯块比焓不得超过942kJ/kg，对于辐照燃料必须低于837kJ/kg。系统峰值压力不超过设计压力的110%。热点的包壳温度低于未氧化包壳开始显著脆化的温度1482C。进入DNB的燃料棒数不超过燃料棒总数的10%。

不取DNBR准则，而是经过对燃料元件和包壳的仔细研究，设计中提出更为具体的验收准则（严于评审准则）。弹棒事故设计的经验性原则*核设计

利用硼浓度跟踪燃耗，减少停在堆内的控制棒数；负荷跟踪运行时只允许部分控制棒部分地插入堆芯，到达插棒限值附近时保护系统将警报；

控制棒位和控制棒反应性价值需仔细计算，选择的是能限制弹棒事故后果的方案。

机械设计

保证密封罩壳的设计及加工的可靠，棒束控制组件驱动机构的外壳破损使它得以从堆芯快速弹出是不可能的（耐压壳体为安全一级部件）

280bar的水压试验；再次试验（228bar下做的总体水压试验）；驱动机构的应力水平不受功率运行下预期系统瞬变的影响（位于反应堆本体上方）。弹棒预防措施*

起因操纵员差错；反应堆硼和水补给系统或化容控制系统中有一个部件故障；二回路水通过蒸汽发生器破裂管子的泄漏（硼和水补给系统/化容控制系统被隔离的情况下)；设备冷却水系统的水通过余热排出系统热交换器破裂管子的泄漏（硼和水补给系统/化容控制系统被隔离的情况下)。硼失控稀释*

硼浓度较低的水注入反应堆冷却剂系统可能引起堆芯反应性增加；硼失控稀释可能潜在的导致意外临界（停堆时）或DNB（功率运行时）。硼失控稀释特点*

机组正常时，硼和水补给系统处于自动补给模式，能确保预定浓度的硼酸溶液供给反应堆冷却剂系统。容积控制箱低水位信号触发补给系统投入运行。容积控制箱高水位信号使补给系统停止运行。管理规程电站运行期间稀释系统中那些用不着的阀门均处于关闭和锁定状态自动保护特性在SG检查期间和换料期间，“停堆时高中子通量”信号会向操纵员发出稀释报警。这些报警在安全壳内和控制室内都会给出。硼失控稀释预防措施*

定义

反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故（LOFA）。分析的中心问题

反应堆功率下降是否足够快，使事故瞬变期间流量和功率的失配不致引起冷却剂温度过高。

发生部位主泵

后果冷却剂流量下降，使其温度和系统压力（脉冲）上升，包壳温度也上升，可能发生DNB，导致燃料元件破损。失流事故*反应堆冷却剂强迫流量部分丧失；反应堆冷却剂强迫流量全部丧失；反应堆冷却剂泵轴卡住（卡转子）；

反应堆冷却剂泵轴断裂。失流事故起因*强迫流量部分丧失起因

主泵机械故障；

主泵电气故障；

主泵母线供给一台或二台泵的电源故障。事故描述

如果事故发生时反应堆正在功率运行，则其即时影响是冷却剂温度迅速升高；如果反应堆没有紧急停堆，则温度升高可能导致DNB，随之燃料损伤。*强迫流量全部丧失

起因所有反应堆冷却剂泵的电源同时丧失。

事故描述

如果事故发生时反应堆正在功率运行，则其即时影响是冷却剂温度迅速升高。如果反应堆没有紧急停堆，则温度升高可能导致DNB，随之燃料损伤。*反应堆冷却剂泵轴卡住（卡轴事故）依靠流体惯性和自然循环流量来导出堆芯热量。反应堆冷却剂泵轴断裂（断轴事故）

主泵轴断裂除了失去强迫循环流量外，还有可能引入反向流量（更危险）*缓解失流事故的关键因素

主泵惰转特性（增大主泵惰转流量，仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）；

自然循环。失流事故的演变时间很短，一般只有几秒到十几秒，操纵员根本无法干预，设计必须赋予机组承受失流事故的能力。

验收准则：主要是限定包壳最高温度不超过锆合金脆化温度1482C。类似于弹棒事故*核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效,威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。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。美国三哩岛事故

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，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*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：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；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）*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。高压熔堆特点*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严重事主要现象*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*锆水反应包壳氧化氧化侵蚀氧化壳支撑共晶反应堆芯加热表面干涸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。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*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燃料包壳变形后果包壳*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）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Zr+H2O蒸气ZrO2+H2+

热量*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。随着熔化的进一步发展，部分燃料棒之间的流道被阻塞。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。*堆芯熔化三种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*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。*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*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，可以在气流中悬浮相当长的时间，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。*安全壳内的氢气产生起因熔融堆芯在分解地基混凝土时，堆芯与混凝土相互