反应堆工程第十一讲课件

反应堆工程

第十一讲（2010—2011学年第一学期）

1三哩岛事故切尔诺贝利事故EPR在严重事故对策上所采取的措施AP1000在严重事故对策上所采取的措施21三哩岛事故三哩岛核电厂二号机组(TMI－2)是由巴布科克(Babcock)和威尔科克斯(Wilcox)设计、MetropolitanEdison公司运行的959MW电功率(880MW净电功率)压水反应堆。1978年3月28日达到临界，刚好在其后一年1979年3月28日发生了美国商用核电厂历史上最严重的事故。3561.1电厂概述反应堆基本参数由177盒燃料组件，每个燃料组件内有208根燃料元件，按15×15栅格排列。燃料为是富集度2.57％的二氧化铀，包壳为Zr4。3.27m直径3.65m高的反应堆堆芯4.35米直径12.4米高的碳钢压力壳内。791011反应堆继续在满功率下运行，一回路温度和压力上升，三秒钟后达到稳压器电动泄压阀整定值15.55MPa。8秒后，反应堆一回路压力达到紧急停堆整定值而自动紧急停堆。随着反应堆紧急停堆，反应堆冷却系统经历预期的冷却剂收缩、装水量损失，一回路系统压力下降。13大约在13秒钟时，压力达到稳压器泄压阀关闭整定值，它应该关闭但未能关闭。控制室内一个指示灯有所反映，但没有该阀状态的直接指示，操纵员误以为该阀门已被关闭。一回路冷却剂就以大约0.0126m3/s的初始速率向外漏水，蒸汽发生器水位在下降，相当小破口失水事故。14在二回路，虽有三台应急给水泵在运行，但在例行试验时，泵向蒸汽发生器供水管路上的两个隔离阀忘记打开了，没有水能达到蒸汽发生器。失去了二次侧热阱，反应堆一回路系统继续在加热，蒸汽发生器水位继续在下降，逐渐干涸。15操作人员担心水位达到稳压器完全充满水(实心稳压器)的状态。在正常情况下，实心的稳压器是无法完成系统压力的控制功能的。实际上，稳压器的高水位指示是假信号，电动泄压阀开启后，反应堆冷却剂系统中形成了分散的或分布的空泡，造成水急剧涌入稳压器。17操作人员不知道LOCA事故在继续。由于蒸汽含量的增加，反应堆主泵出现了剧烈震动。在事故大约73分钟时，操作人员关闭了B环两台主泵，以避免主泵和相关管路的严重损坏，特别是防止泵轴时损坏造成SealLoca。18在100分钟时关闭了A环路内的反应堆冷却剂主泵。至此，主系统的强迫循环全部中断。操作人员期望能够依靠自然循环来避免堆芯过热，但自然循环未能建立。堆内冷却剂已不足于完全复盖堆芯。衰变热继续蒸干冷却剂。大约在主泵停关后10分钟，反应堆冷却剂出口温度迅速上升，超过仪表量程范围。19直至事故后15小时50分钟。成功地实现了强迫循环。一回路系统压力稳定在6.9至7.6MPa。表明了事故序列的结束。21221.3三个时期堆芯裸露事故发生后约100分钟，堆芯至少有1.5米裸露大约1小时。这是堆芯受到主要损坏的时期，此时发生强烈的锆－汽反应，产生大量氢气，同时有大量气体裂变产物从燃料释放到反应堆冷却剂系统中。在事故发生后约7.5小时，堆芯大约有1.5米裸露了很短一段时间，与第一时期相比，燃料温度可能低得多。231.4释放量和释放途经估计事故中大约70％惰性气体(主要是Xe133)，30％的碘和50％的铯以及少量其它裂变产物释放进入了主冷却系统。部分放射性物质通过开启的泄压阀进入了安全壳底部的泄压箱。2515分钟后泄压箱满溢，爆破阀破裂，放射性水进入地坑，从而裂变气体进入安全壳。此后，开始时曾有一部分放射性水被泵唧送至辅助厂房内的排水箱，造成部分放射性外逸。26三哩岛事故中释放出的放射性物质如此之少，说明安全壳十分重要。虽然安全壳并不能绝对不泄漏，但基本上没有受到机械损伤。由于安全壳喷淋液中添加了NaOH，绝大多数碘和铯被捕集在安全壳内。从安全壳泄漏出的气体经过辅助厂房，因而大部分放射性物质被过滤器所捕集。292切尔诺贝利事故1986年4月26日星期六的凌晨在切尔诺贝利4号机组发生了核电历史上最严重的核事故。该事故是在反应堆安全系统试验过程中发生功率瞬变引起瞬发临界而造成的严重事故。反应堆堆芯、反应堆厂房和汽轮机厂房被摧毁，大量放射性物质释放到大气。切尔诺贝利是一次反应性事故。30切尔诺贝利核电站位于乌克兰境内，离普里皮亚特(Pripyat)小镇3公里，离切尔诺贝利18公里，离乌克兰首府基辅市以北130公里。共有4台1000MW的RBMK(reactorbolshoymoshchnostykanalny-high-powerchannelreactor,Lightwatergraphitereactor

)型反应堆在运行，附近还有2座反应堆在建造。出事的4号机组于1983年12月投入运行。313233343536373839402.1电厂基本特性RBMK是一种石墨慢化、轻水冷却的压力管式反应堆。反应堆堆芯系由石墨块(7m×0.25m×0.25m)组成12米直径7米高的圆柱体。总共大约有1700根垂直管道装有反应堆燃料。41在反应堆运行时能够实现不停堆装卸料。反应堆燃料是用锆合金(Zr-2.5%Nb)管做包壳的二氧化铀，富集度为2.0%，每一组件内含有18根燃料棒。采用沸腾轻水作冷却剂，产生的蒸汽通过强迫循环直接供给汽轮机。42RBMK1000输出热功率为3200MW，主冷却剂系统有两个环路，每个环路上有四台主循环泵(三台运行，一台备用)和两个蒸汽汽鼓/分离器。冷却剂在压力管内被加热到沸腾，然后部分汽化，平均质量含气量14％汽水混合物在汽鼓内分离，然后送到两台500MW电功率的汽轮机。432.2事故的起因事故是在进行8号汽轮发电机组实验计划时触发的。实验的目的在于：探讨厂内外全部断电情况下汽轮发电机中断蒸汽供应时，利用转子惰走动能来满足该机组本身电力需要的可能性。442.3事故过程1986年4月25日1时，反应堆功率开始从满功率下降。13时5分时，热功率水平降至1600MW，按计划关闭了7号汽轮机。反应堆运转的四台主泵，两台给水泵和其它设备所需要的电源切换到8号发电机组母线上。45根据试验大纲，14点把反应堆应急堆芯冷却系统与强迫循环回路断开，以防止实验过程中应急堆芯冷却系统动作。4623时10分，继续降功率，按实验大纲，实验应在堆热功率700－1000MW下进行。但是，按低功率下运行规程解除局部自动调节系统时，操作人员未能及时消除因自动调节棒测量部件所引起的不平衡状态，结果使功率降到30MW以下。474月26日1时，操作人员将堆热功率稳定在200MW。由于功率骤减氙毒积累，200MW是能够得到的最大功率。操作人员将大部分控制棒提出，其控制棒数超出了运行规程的限制。中心区域内的堆芯中子通量分布已被氙严重毒化。48仍继续作试验。为保证试验后有足够的冷却，所有8台主循环水泵都投入了运行。为抑制沸腾的程度，堆芯流率很高，堆芯冷却剂入口温度接近饱和工况。蒸汽压力下降，蒸汽分离器内的水位也下降到紧急状态标志以下。49为避免停堆，操作人员切除了与这些参数有关的事故保护系统。1时23分04秒，为了试验关闭了汽轮机入口截止阀，随着汽轮机的隔离，4台循环水泵开始惰转。50试验开始后不久，反应堆功率开始急剧上升。冷却剂的大部分已经非常接近很容易闪蒸成蒸汽的饱和点。具有正空泡系数的RBMK反应堆对此类蒸汽形成的响应是，反应性与功率增长，温度与蒸汽产量进一步增大，从而产生一种失控的状态。511时23分40秒，操纵员按下紧急停堆按钮。几秒钟后，控制室感觉到若干次震动，操纵员看到控制棒已不能达到较低的位置。于是手动切除控制棒的电源，让其靠自重下降。在此期间，堆功率在4秒钟内大约增大到满功率的100倍。功率的暴涨，使燃料碎裂成热的颗粒，从而使冷却剂急剧地蒸发，引起蒸汽爆炸。52大约在凌晨1时24分，接连听到两次爆炸声，燃烧的石墨块和燃料向反应堆厂房的上空直喷，一部分落到汽轮机大厅的房顶上，并引发火灾。大约有25％的石墨块和燃料管道中的材料被抛出堆外，大约3－4％的燃料以碎片或以1μm至10μm直径的颗粒形式被抛出。53两次爆炸发生后，浓烟烈火直冲天空，高达1000多米。火花溅落在反应堆厂房、发电机厂房等建筑物屋顶，引起屋顶起火。同时由于油管损坏、电缆短路以及来自反应堆的强烈热辐射，引起反应堆厂房内、7号汽轮机房内及其临近区域多处起火，总共有30多处大火。541点30分，消防人员赶往事故现场，经过消防人员、现场值班运行和检修人员以及附近五号、六号机组施工人员共同努力，于5点左右，大火全部扑灭。552.4事故后果的处理首要任务是尽最大可能减少放射性物质扩散和对人的辐射影响。为防止溶化元件掉入下部水池，操作人员关闭了有关阀门，将抑压池水排空，消防人员控制火势防止蔓延至3号机组。56事故时虽停止了链式反应，但仍有大量余热释放，加之锆水反应热，石墨燃烧热，核能和化学能同时释放。为防止事故扩大，采取了堆底液氮或氮气强制冷却。57利用直升飞机投下砂子1000吨灭火，接着投下粘土、硼、白云石、石灰石和铅等五千余吨于堆上，形成防护层。先后出动两次约三百架次飞机。这对灭火、控制事故蔓延，减少放射性物质随烟火抬升扩散起着很好的作用。至4月30日得到了控制。58修筑带冷却装置混凝土壳，以最终掩埋反应堆。离堆165m处开挖隧洞，在堆下部构筑带有冷却系统的厚混凝土层，防止从地下泄漏。电站30Km内，居民全部被临时迁移到外地，事故后16小时开始撤离，动员了约一千七百辆机动车，于4小时内撤出了三万多人，先后共撤出十三万五千人。59清除厂内的放射性，在厂区筑上围堤，防止雨水冲刷造成放射性污染水系。为减少事故处理的辐射照射，采取分班轮流作业，进行时间控制，还使用机器人进行了大量工作。60电站附近30Km内，对所有建筑物、生活设施进行水洗。在土地上喷洒聚合物，用薄膜把落下灰吸附，然后将薄膜卷起运至指定地点埋入地下。使用飞机和专用车辆喷洒聚合物粘液，可带粘性塑料薄膜复盖大地，这是较有效的措施。61为防止厂区附近降雨将污染物转入水系，苏联成立了一个专门消除雨云的气象飞机队，向空中雨云投掷装有特殊物质的纸箱，驱散雨云。投掷“气象炸弹”后，完全排除了方圆30Km区域内降雨，避免基辅大河(第聂伯河)污染。电站周围食品和饮用品进行了控制与检查。62事故后，进行了一系列的测量、分析和评价。这包括：从86年4月26日起在事故机组上方不同部位收集气溶胶样品；核电厂厂区空气中γ的监测；沉降物样品的分析；各气象站对气象条件的系统监测。63在事故当天，爆炸能量和大火产生的气体和可挥发裂变产物的烟云有1000－2000米高，其释放量占总释放量的25％。4月27日烟云移到波兰东北部。在东欧上空升到9000米高。在事故后的2－6天烟云扩展到东欧，中欧和南欧，以及亚洲10000米高空。64事故中释放出的源项超过了100MC(3.7E18Bq)。其中惰性气体释放了100％，碘为40％，Cs为25％，Te（碲）大于10％。在3小时内从Pripyat普里皮亚特(Pripyat)镇和切尔诺贝利(Chernobyl)疏离了45000人。其中大部分受到了大于0.25Sv的辐照剂量，最严重者为0.4－0.5Sv。以后几天，外围30公里范围内又撤离了90000人。65核电厂周围30公里以外地区所受的影响主要是放射性沉降而产生的地面外照射和食入内照射。估计欧洲各国的积累总剂量为5.8×105man·Sv。原苏联国内所受的相应剂量为6.0×105man·Sv。66OECD核能机构评价了切尔诺贝利事故对欧洲其它国家的影响，指出个人剂量不大可能超过一年的自然本底照射剂量，由社会集体剂量推算出的潜在健康效应没有明显的变化，据估计，晚期癌症致死率只增加了0.03％。67在事故后最初几小时参加抢险工作的人员，电站和事故处理的部分人员受到了大剂量照射。同时在参加扑灭火灾时被烧伤。总计大约有500人住进了医院。切尔诺贝利事故共造成了31人死亡。682.5事故原因与经验教训切尔诺贝利事故是由过剩反应性引入而造成的严重事故。管理混乱和严重违章是这次严重事故发生的主要原因。操作人员的违章事例1）运行反应性裕度降低到容许限值以下，造成应急保护系统不起作用；692）功率水平低于试验计划中规定的水平，使反应堆难以控制；3）所有循环泵投入运转，有些泵流量超过了规定值，造成冷却剂温度接近饱和值；4）闭锁了来自两台汽轮发电机的停堆信号，失去了自动停堆的可能性；705）闭锁了汽水分离器的水位和蒸汽压力事故停堆信号，失去了与热工参数有关的保护系统；6）切除了应急堆芯冷却系统，失去了减轻事故后果的能力。71反应堆在设计上存在严重缺陷，固有安全性差反应堆具有正的空泡反应性系数。在平衡燃耗和额定功率下空泡反应性系数是正值，为2.0×10E-6/每1％蒸汽容积；慢化剂(石墨)的温度反应性系数也是正值，为6×10E-5/℃。虽然在正常工作点上，综合的功率反应性系数是负值，为－5×10E-7/MW，但是，在堆功率低于20％额定功率时，这个综合效应却是正的。在20％额定功率以下运行时，堆易出现不稳定性。72没有安全壳，是该事故造成对环境严重影响的一个原因。当放射性物质大量泄漏时，没有任何防护设施能阻止它进入大气。反应堆主厂房不密封、不能承压，起不到安全壳的作用，其安全措施较压水堆为差。733EPR在严重事故对策上

所采取的措施降低堆芯熔化概率改进工艺和系统设计，减少可能引发事故工况的瞬态和事件发生的频率；采用简化的、冗余的安全系统结构，重要的安全系统及其支持系统（安全注入、应急给水系统、设备冷却水系统、应急电源）都采用四列(N+3)配置。74在考虑内部事件的情况下，总的堆芯熔化概率为5×10-7/堆年，伴有早期放射性释放的堆芯熔化假想事故的概率小于3×10-8/堆年。防止高压熔堆，宽限期（graceperiod）大于1小时，卸压能力能够确保压力壳失效时反应堆冷却剂系统的压力低于20巴；75实际上排除“压力壳内蒸汽爆炸造成安全壳早期失效”，通过设计措施排除了压力壳外的蒸汽爆炸；防止氢气燃爆，被动式复合器，安全壳承压能力为6.5巴；采用专门的扩展区域实现堆芯熔融物的长期冷却（堆芯捕集器）。763.1EPR堆芯捕集器77反应堆地坑底部和四周壁，以及堆芯捕集器表面有一层很厚的牺牲性混凝土。设计了“可熔塞体”，在堆芯熔融物热效应下，自动熔化，实现熔融物向扩展区的转运。堆芯捕集器扩展区面积是170m2。78通过重力非能动或由安全壳排热系统的泵将换料水箱的水送入通道。通过上部水的蒸发和下部带大量散热片金属结构的冷却，实现熔融物的冷却。实验证明，能够排出大约200吨熔融物（约35MW）所带的热量。冷却产生的蒸汽进入安全壳，通过安全壳载热系统实现冷凝。794AP1000在严重事故对策上

所采取的措施尽量采取非能动系统。采取的非能动系统有：非能动堆芯冷却系统（PXS），非能动余热排出系统，非能动的安全壳冷却系统（PCS），主控制室应急可居留系统（VES），安全壳隔离系统。80AP1000专设安全设施特点81现有核电厂与AP1000的安全专设设施824.1非能动专设安全设施的基本设施非能动余热排出余热载出热交换器(PRHRHX)与RCS相连接，通过自然循环载出余热。非能动安全注入通过下列设备靠堆芯补水箱(CMT)由氮气加压(700psig)的安注箱83安全壳内换料水箱IRWST，在重力驱动下的补水设置在稳压器顶部和热管道部位的自动降压阀门。非能动安全壳冷却依靠钢安全壳容器外表面水的蒸发和空气的自然循环。844.2AP1000非能动堆芯冷却系统（PXS）PXS的功能是在反应堆冷却剂系统（RCS）发生泄漏或破口事故下保护核电厂。安全功能：应急堆芯余热排出：在正常载热路径丧失时(SG不可用时)提供堆芯