核電廠的嚴重事故課件

第五章核電廠的嚴重事故主講：艾青核反應堆安全分析第五章核電廠的嚴重事故主講：艾青核反應堆安全分析核電站設計基準事故核反應堆冷卻水管道雙端斷裂大破口失水事故(LOCA)單一故障原則核電站嚴重事故

堆芯熔化大面積燃料包殼失效超設計基準事故多重失效(人因、故障等）核電廠的嚴重事故核電站設計基準事故核反應堆冷卻水管道雙端斷裂大破口失水事故(核電廠嚴重事故：核反應堆堆芯大面積燃料包殼失效，威脅或破壞核電廠壓力容器或安全殼的完整性，并引發(fā)放射性物質泄漏的系列過程核反應堆的嚴重事故可以分為兩大類：——堆芯熔化事故（CMAs）：美國三哩島事故堆芯熔化事故是由于堆芯冷卻不充分，引起堆芯裸露、升溫和熔化的過程，其發(fā)展較為緩慢，時間尺度為小時量級?！研窘怏w事故（CDAs）：切爾諾貝利核電廠事故堆芯解體事故是由于快速引入巨大的反應性，引起功率陡增和燃料碎裂的過程，其發(fā)展非常迅速，時間尺度為秒量級。核電廠的嚴重事故核電廠嚴重事故：核電廠的嚴重事故定性分析壓水堆的嚴重事故過程及現(xiàn)象，壓水堆嚴重事故的操作管理。1.嚴重事故過程和現(xiàn)象2.堆芯熔化過程3.壓力容器內的過程4.安全殼內過程5.嚴重事故管理6.核事故應急管理7.典型嚴重事故分析核電廠的嚴重事故--內容要點4定性分析壓水堆的嚴重事故過程及現(xiàn)象，壓水堆嚴重事故的操作管理5.1嚴重事故過程和現(xiàn)象低壓熔堆：以快速卸壓的大、中破口失水事故為先導

并發(fā)ECCS的注射功能或再循環(huán)功能失效堆芯裸露和熔化，鋯+水蒸汽—〉氫氣堆芯水位下降到下柵格板以后，堆芯支撐結構失效，熔融堆芯跌入下腔室水中，—〉蒸汽壓力容器在低壓下熔穿(p<3.0MPa)，熔融堆芯落入堆坑，并與地基混凝土反應—〉向安全殼釋放H2,CO,CO2等不凝氣體安全殼可能破損：不凝氣體聚集持續(xù)晚期超壓(3-5d)導致破裂或貫穿件失效熔融堆芯燒穿地基壓水堆堆芯熔化過程：高壓熔堆、低壓熔堆5.1嚴重事故過程和現(xiàn)象低壓熔堆：以快速卸壓的大、中破口高壓熔堆特點高壓堆芯熔化過程進展相對較慢，約為小時量級，因為有比較充裕的干預時間；燃料損傷過程是隨堆芯水位緩慢下降而逐步發(fā)展的，對于裂變產物的釋放而言，高壓過程是“濕環(huán)境”，氣溶膠離開壓力容器前有比較明顯的水洗效果；壓力容器下封頭失效時刻的壓力差，使高壓過程后堆芯熔融物的分布范圍比低壓過程的更大，并有可能造成完全殼內大氣的直接加熱。因而，高壓熔堆過程具有更大的潛在威脅。高壓熔堆：堆芯冷卻不足為先導條件如失去二次側熱阱事件、小小破口失水事故5.1嚴重事故過程和現(xiàn)象高壓熔堆特點高壓熔堆：堆芯冷卻不足為先導條件5.1嚴重事故I．堆內事故過程始發(fā)事故嚴重事故進展II．堆外事故過程嚴重事故進展

⑨⑩??????堆外水蒸汽爆炸堆芯

混凝土相互作用安全殼傳熱安全殼直接加熱氫氣燃燒裂變產物遷移安全殼破損裂變產物大氣釋放

①②③④⑤⑥⑦⑧正常熱工水力事故堆芯傳熱包殼氧化產生氫氣堆芯熔化進展裂變產物釋放裂變產物傳遞和沉淀堆內水蒸汽爆炸壓力容器破損核電站嚴重事故事故系列及進展5.1嚴重事故過程和現(xiàn)象I．堆內事故過程始發(fā)事故嚴重事故進展II．堆外事故過程嚴重事嚴重事故次序熱工水力過程用實線表示：裂變產物（FP）氣溶膠用虛線表示5.1嚴重事故過程和現(xiàn)象嚴重事故次序熱工水力過程用實線表示：裂變產物（FP）氣溶膠用嚴重事故時的主要現(xiàn)象安全殼反應堆壓力容器安全殼直接加熱堆芯熔融的進展裂變產物氣溶膠的遷移氫氣爆炸熔融物/堆坑水的相互作用水蒸氣爆炸堆芯熔融物與混凝土相互作用下封頭的熔穿5.1嚴重事故過程和現(xiàn)象嚴重事故時的主要現(xiàn)象安全殼反應堆壓力容器安全殼直接加熱堆芯熔嚴重事故的主要現(xiàn)象壓力容器內的氫氣產生(In-VesselHydrogenGeneration)堆芯熔融的進展(CoreMeltProgression)壓力容器內的水蒸氣爆炸(In-VesselSteamExplosion)壓力容器的熔融貫通(ReactorVesselMelt-Through)安全殼直接加熱(DCH:DirectContainmentHeating)安全殼內的水蒸氣爆炸(Ex-VesselSteamExplosion)基礎混凝土的熱分解(BasementConcreteDisinteragtion)安全殼內的氫氣產生(Ex-VesselHydrogenGeneration)氫氣燃燒(

HydrogenBurning)可燃性氣體的燃燒(CombustibleGasBurning)安全殼的加壓(ContainmentPressurization)安全殼的破損(ContainmentFailure)壓力容器內裂變產物放出(In-VesselFissionProductRelease)壓力容器內冷卻系統(tǒng)內的核裂變產物的沉積(In-VesselFissionProductionDeposition)安全殼內裂變產物放出(Ex-VesselFissionProductRelease)安全殼內裂變產物沉積(Ex-VesselFissionProductionDeposition)核裂變產物在環(huán)境中的放出嚴重事故的主要現(xiàn)象壓力容器內的氫氣產生(In-Vess具有最大不確定性的問題評價程序用的論證工作利用國際合作進一步確定嚴重事故的議題目前主要研究方向嚴重事故研究主要參與國或地區(qū)和機構國外研究規(guī)模近十多年核電站安全研究領域投資最大、研究力量最集中、國際合作范圍最廣的研究學科5.1嚴重事故過程和現(xiàn)象美國、日本、英國、德國、加拿大、意大利、瑞士、瑞典、韓國、臺灣、芬蘭、俄國、法國、歐共體等具有最大不確定性的問題目前主要研究方向嚴重事故研究主要參與國堆芯加熱燃料包殼變形氧化過程堆芯熔化堆芯熔化的三種定位機理多孔碎片床5.2堆芯熔化過程堆芯加熱5.2堆芯熔化過程鋯水反應包殼氧化氧化侵蝕氧化殼支撐共晶反應表面干涸H2燃料元件元件/包殼在瞬態(tài)或LOCA中導致冷卻劑裝量的損失，對芯裸露后，燃料中的衰變熱將引起燃料元件溫度上升。由于燃料棒與蒸汽間傳熱性能較差，此時燃料元件溫升較快；若主系統(tǒng)壓力較低，燃料棒內氣體壓力上升會導致包殼腫脹燃料溫度繼續(xù)上升并超過1300k，則鋯合金包殼開始與水或水蒸氣氧化反應包殼腫脹5.2.1堆芯加熱鋯水反應氧化侵蝕表面干涸H2燃料元件元件/包殼在瞬態(tài)或LOC包殼腫脹和破裂包殼氧化和過熱氧化速度的增強（增強2.6倍）包殼直徑腫脹1.3倍破裂和內層面積的加入流道的變形對流動的影響冷卻劑流道阻塞惡化燃料元件的冷卻內外應力驅動引起塑性變形內部裂變氣體（燃料棒內氣體壓力上升導致包殼腫脹）高溫包殼變形1220K燃料包殼變形包殼后果堆芯換熱方式-輻射換熱5.2.1堆芯加熱包殼腫脹和破裂內外應力驅動引起塑性變形燃料包殼變形包殼后果氧化過程特點：放熱反應產生氫氣蒸汽減少支撐材料（如包殼）厚度、強度變化分析內容氧化物的質量變化率結構材料的氧化（包殼、定位格架、下部支撐件）再灌水會引起包殼粉碎氧化增強確定包殼失效的極限堆芯碎片氧化（碎片中含的Zr）氧化率正比于碎片的形狀液滴，氧化速度快水平層，面積大大減少，氧化速度慢Zr+H2O蒸氣ZrO2+H2+

熱量5.2.1堆芯加熱氧化過程特點：放熱反應產生氫氣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，在熔化部位較低的區(qū)域固化，并引起流道的流通面積減少隨著熔化進步發(fā)展，部分燃料棒間的流道被阻塞流道阻塞使燃料元件冷卻更加不足，堆芯熔化區(qū)域不斷擴大，局部熔透熔化燃料的上部倒塌，堆芯熔融區(qū)域不斷擴大當燃料溫度達到1400K時，堆芯材料開始熔化，熔化過程復雜5.2.2堆芯熔化概述燃料棒熔化的微滴和熔流初步形成，在熔化堆芯熔化期間與燃料有關過程包括三種重新定位機理熔化的材料沿棒的外表面的蠟燭狀流動和再固化在先固化的燃料芯基體硬殼上和破碎的堆芯材料上形成一個碎片床在硬殼中的熔化材料形成熔坑，隨后硬殼破裂，堆芯熔融物落入堆芯下腔室5.2.2堆芯熔化堆芯熔化期間與燃料有關過程包括三種重新定位機理熔化的材料沿棒當包殼的溫度達1473-1673K時，控制棒（1073K）、可燃毒物(970-1020K)和結構材料會形成一種相對低溫的液相，形成局部腫脹，導致堵塞流道面積，從而引發(fā)堆芯的加速升溫。當溫度在2030-2273k時，如果鋯合金包殼沒有被氧化，將在2030K時熔化，并沿燃料棒向下重新定位；若已有明顯的氧化層，氧化層可保留固體狀態(tài)直到堆芯達到更高的溫度（2973K氧化層的熔點），或氧化層的機械破壞。當溫度在2879-3123K之間時，低共熔混合物（UO2,ZrO2）開始熔化。當溫度高于3000k，UO2,ZrO2熔化所形成的含有更高氧化濃度的低共熔混合物能溶解其他與之接觸的氧化物和金屬。此時，堆芯內蒸汽的產生量對堆芯材料的氧化速度起決定性的作用。隨著Zr的液化和重新定位，堆積的燃料芯塊得不到支撐而可能塌落，并在堆芯較低的部位形成一個碎片床。UO2芯塊可能破碎，并倒塌進入早先重新定位的碎片層，形成一種多孔碎片床。5.2.2堆芯熔化當包殼的溫度達1473-1673K時，控制棒（1073K）、鋯水反應包殼氧化堆芯材料表面熔化和燭熔現(xiàn)象凝結和堆積再定位氧化侵蝕氧化殼支撐共晶反應包殼失效下封頭失效崩塌和碎片的形成堆芯加熱、熔融進展相關現(xiàn)象總結表面干涸H2燃料元件堆芯的塌落熔融池的產生壓力容器元件/包殼元件間的液滴聚合鋯水反應堆芯材料表面熔化和燭熔現(xiàn)象凝結和堆積氧化侵蝕包殼失效Xe，Kr，Ce，I燃料達到液態(tài)條件UO2發(fā)生粉碎時，裂變產物聚集到晶格邊界瞬間釋放到包殼縫隙中氣隙的釋放氣體H2，He，Kr，Xe，IUO2液化和粉碎時的FP釋放堆芯加熱、熔融進展相關現(xiàn)象總結Xe，Kr，Ce，IUO2液化和粉碎時的FP釋放堆芯加熱、控制棒、可燃毒物棒和結構材料會形成一種相對低溫的液相，這些液化的材料可以重新定位并形成局部腫脹，導致堵塞流道面積，引發(fā)堆芯的加速升溫。1400此時，堆芯內蒸汽產生量對堆芯材料的氧化速度起決定性的作用。隨著Zr液化和重新定位，堆積的燃料芯塊得不到支撐而可能塌落，并在堆芯較低的部位形成一個碎片床。UO2芯塊可能破碎，并倒塌進入早先重新定位的碎片層，形成多孔碎片床堆芯加熱、熔融進展相關現(xiàn)象總結控制棒、可燃毒物棒和結構材料會形成一種相對低溫的液相，這些液5.3壓力容器內的現(xiàn)象當堆芯熔化發(fā)展到一定程度，堆芯熔融物將落入壓力容器的下腔室，此過程中也可能發(fā)生倒塌現(xiàn)象，固態(tài)的物質將直接落入下腔室堆芯熔融物在下落的過程中，若堆芯熔化速率較慢，首先形成碎片坑，然后以噴射狀下落（三哩島事故）堆芯熔融物與下腔室中的水或壓力容器內壁接觸的部位較為單一，且熱容量較大，事故發(fā)展的激烈程度和后果較大若堆芯熔化速率較快，堆芯熔融物可能以雨狀下落5.3壓力容器內的現(xiàn)象當堆芯熔化發(fā)展到一定程度，堆芯熔融物將5.3壓力容器內的現(xiàn)象—后果若壓力容器的下腔室留存有一定的水，堆芯熔融物下降過程中可能發(fā)生蒸汽爆炸若堆芯熔融物下降過程中首先直接接觸壓力容器內壁，將發(fā)生消融現(xiàn)象，對壓力容器完整性構成極大威脅一旦堆芯的熔融物大部分或全部落入堆芯，壓力容器的下腔室中可能存在的水將很快被蒸干，堆芯熔融物與壓力容器的相互作用是非常復雜的傳質傳熱過程，是否能有效冷卻下腔室中堆芯熔融物將直接影響到壓力容器完整性5.3.1堆芯碎片在壓力容器下腔室重新定位5.3.2蒸汽爆炸的原理與子過程5.3.3下封頭損壞模型5.3.4自然循環(huán)5.3壓力容器內的現(xiàn)象—后果若壓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變產物衰變產生的功率和基體上由重新定位物氧化產生的化學能，堆芯碎片將會繼續(xù)升溫，直到結塊的內部部分熔化形成一種熔化物坑：由固態(tài)低共熔顆粒層支撐，并由具有較高熔化溫度物質組成的硬殼覆蓋隨著熔融物在下腔室中流動，熔坑可能增長，低共熔物逐漸被熔化，甚至由于坑的機械應力和熱應力作用而斷裂熔坑上部的覆蓋層可能由于熱應力作用而裂開，并且落入熔坑內5.3.1堆芯碎片的重新定位由于裂變產物衰變產生的功率和基體堆芯碎片重新定位中涉及的幾種主要現(xiàn)象：堆芯碎片-水的相互作用和主系統(tǒng)壓力的增加可能發(fā)生的爆炸、熔融燃料和水在壓力容器下腔室的相互作用將使燃料分散成小顆粒，這些小顆粒在壓力容器下腔室形成碎片床，同時，由于大量冷卻劑蒸發(fā)，將導致主系統(tǒng)壓力上升堆芯碎片-壓力容器下封頭貫穿件的相互作用堆芯熔融物可能首先熔化貫穿管道與壓力容器的焊接部位，而導致壓力容器失效下腔室中堆芯床的冷卻冷卻特性取決于碎片床的結構（幾何形狀、顆粒大小、孔隙率以及空間分布特性）以及連續(xù)對壓力容器的供水能力。如果碎片床能被冷卻，事故將會終止。如果不能冷卻燃料碎片，燃料碎片在下腔室再熔化，形成熔融池。熔融池中流體自然對流會使壓力容器下封頭局部熔化5.3.1堆芯碎片的重新定位堆芯碎片重新定位中涉及的幾種主要現(xiàn)象：堆芯碎片-水的相互作用燃料碎片池碎片池冷卻水液滴包殼破損口淌出的熔融燃料、包殼混合物在燃料表面下淌粘結團燃料表面下淌的液滴的聚合在燃料下部支撐件處聚合成層燃料元件間液滴的聚合顆粒床、多孔碎片床熔融物在冷卻過程中凝結、粉碎、解體以顆粒形式成堆存在，形成多孔碎片床碎片床的形式液滴凝結和堆積支撐板支撐物的崩塌燃料棒的解體元件間的液滴聚合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卻水液滴碎片床的形式液滴凝結和堆積支撐板支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--碎片床的形式壓力容器內的氫氣產生(In-VesselHydrogenGeneration)鋯+水蒸氣氧化鋯+氫氣+熱量起因：發(fā)熱反應使堆芯升溫加速，堆芯熔化加速；氫氣可能在堆芯內燃燒，壓力容器破損后在安全殼內燃燒；氫氣會降低安全殼噴淋對減壓的效果后果控制棒、燃料包殼、燃料的融化過程共晶反應氫氣發(fā)生研究5.3.1堆芯碎片的重新定位壓力容器內的氫氣產生(In-VesselHydrogenVaporExplosionpressurewave粗混合coarsemixing粉碎和傳播FragmentationandPropagationmelt-jet液柱破裂jetbreakup沖擊波觸發(fā)triggingwaterwaterunstablevaporfilmppppppwatervaporwatermelt-jetvaporfilm5.3.2蒸汽爆炸的原理與子過程fragmentsmelt-droplet高壓蒸汽沿周向擴散，熱能轉化為機械能輕水反應堆可能發(fā)生壓力容器內和壓力容器外兩種典型蒸汽爆炸膜態(tài)沸騰VaporExplosionpressurewave粗混In-VesselSteamExplosion急劇的蒸汽發(fā)生極端的情況下產生沖擊力沖擊力會造成堆內構造物損傷或壓力容器頂蓋沖飛（－mode失效）WASH-1400中被假設為早期安全殼失效的可能來源小質量飛射物的爆炸噴射-如控制棒驅動機構的爆炸噴射（壓水堆裝有屏蔽以阻滯這種飛射物，使之不能到達安全殼內壁-認為這種機理引起安全殼破損不太可能。）后果高溫堆芯熔融物和冷卻劑接觸，冷卻劑快速蒸發(fā)，引發(fā)爆炸起因－mode失效研究高壓下的水蒸汽爆炸再臨界水蒸汽爆炸對壓力容器的加載

－mode失效是一種聲波壓力脈沖Sonicpressurepulse，由快速傳熱引起特點5.3.2蒸汽爆炸的原理與子過程In-VesselSteamExplosion急劇的蒸汽蒸汽爆炸-爭論的話題實驗研究表明：

從燃料中儲存的能量轉換成爆炸能的轉換因子約為2%。如果一座壓水堆中所有的燃料都參與這種假想的反應，那么所形成的爆炸等效于100kgTNT的威力蒸汽爆炸評定小組：

這種事件的概率極低，可以忽略不計。5.3.2蒸汽爆炸的原理與子過程蒸汽爆炸-爭論的話題實驗研究表明：5.3.2蒸汽爆炸的原理與5.3.3下封頭損壞模型從堆芯熔落物至壓力容器內壁的傳熱：固態(tài)碎片的瞬態(tài)導熱碎片的熔化，液態(tài)熔融物的自然對流液態(tài)熔坑中不同物質的分層及其自然對流壓力容器內壁局部熔化5.3.3下封頭損壞模型從堆芯熔落物至壓力容器內壁的傳熱：堆芯熔融物蒸汽向安全殼內放出后果壓力容器的熔融貫通(ReactorVesselMelt-Through)大量的堆芯熔融物將底板一部分熔化；或堆芯貫穿件失效或因升溫使鋼板的強度降低，造成底板受壓損壞起因研究熔融池特性熔融堆芯和下封頭反應下封頭的蠕動過程測量管道的健全性相關國際大型研究典型的分析程序法國IPSN正在開發(fā)的ICARE2程序日本JAERI正在開發(fā)的CAMP程序COUPLE程序5.3.3下封頭損壞模型NRC研究工作：臨界熱流密度試驗（PennState）\結束低壓頭破損試驗（SNL）\結束容器內堆積物冷卻性試驗（FAI）\進行中OECD的RASPLAY計劃（RRC－KI）\進行中德國的DEBRIS/PRV計劃、韓國的SONATA計劃堆芯熔融物向安全殼內放出后果壓力容器的熔融貫通(React冷卻水燃料碎片池固化前壓力容器的熔融貫通相關現(xiàn)象碎片團的塌落支撐的崩塌壓力容器失效燃料碎片池固化后冷卻水5.3.3下封頭損壞模型冷卻水燃料碎片池固化前壓力容器的熔融貫通相關現(xiàn)象碎片團的塌落損壞模型噴射沖擊：噴射沖擊引起的消融下封頭貫穿件的堵塞和損壞堆芯碎片首先破壞下封頭的貫穿件管道。如果溫度足夠高，那么管道壁可能發(fā)生熔化或蠕變變形（TMI-2的數(shù)據(jù)表明，管壁破損發(fā)生在儀表管道上，并且許多管子被碎片堵塞）下封頭貫穿件的噴出物破壞貫穿件管子，碎片積累后的持續(xù)不斷的加熱可能使管道貫穿件焊接處損壞球形蠕變斷裂熔融堆芯與壓力容器壁之間直接接觸引發(fā)對下封頭的快速加熱，可能導致球形蠕變斷裂。5.3.3下封頭損壞模型損壞模型噴射沖擊：噴射沖擊引起的消融5.3.3下封頭損壞模5.3.4自然循環(huán)定義：密度梯度形成壓力容器內的自然循環(huán)流動一方面使蒸汽在堆芯中的溫度分布趨于均勻一方面使蒸汽在堆芯內更加均勻，從而增加金屬與蒸汽的氧化反應速率，導致更嚴重的包殼氧化堆芯/堆坑回流模型嚴重事故期間，自然循環(huán)為壓水堆（沸水堆）中重要現(xiàn)象5.3.4自然循環(huán)定義：密度梯度形成壓力容器內的自然循環(huán)流壓力容器內諸現(xiàn)象的研究課題1)

堆芯的損傷、熔化過程控制棒、燃料包殼、燃料的融化過程共晶反應氫氣發(fā)生再定位2)壓力容器內熔融堆芯的維持下落熔融燃料堆積物的粒子化份額熔融池自然對流硬殼生成及燃料堆積物的固化性狀熔融池分層化固化熔融物和下壓頭間的空隙的形成和水對空隙的侵入外部冷卻的有效性及沸騰特性除衰變熱用冷卻水的長期確保3)壓力容器的健全性熔融堆芯和下封頭的反應下封頭的蠕動過程測量管道的健全性壓力容器內諸現(xiàn)象的研究課題1)堆芯的損傷、熔化過程5.4安全殼內過程安全殼早期失效直接安全殼加熱（DCH）蒸汽爆炸氫氣產生、擴散并燃燒安全殼隔離失效安全殼晚期失效碎片床冷卻熔化堆芯物質與混凝土相互作用堆芯熔融物熔穿壓力容器之前或者之后很短時間內安全殼的失效。由于其啟動廠外應急程序的警報時間很短，而且安全殼內放射性物質的沉淀時間很短而導致更大的放射性物質的釋放。對嚴重事故分析來說，早期失效更加重要。如果安全殼不發(fā)生早期失效，在熔融堆芯熔穿壓力容器后，仍然存在長期危及安全殼完整性的因素——晚期失效的可能性。主要因素：晚期可燃氣體的燃燒，安全殼逐步超壓以及地基熔穿。5.4安全殼內過程安全殼早期失效堆芯熔融物熔穿壓力容器之前安全殼直接加熱(DCH:DirectContainmentHeating)高壓狀態(tài)下發(fā)生熔融貫通時，熔融物將以高壓向安全殼內噴放高溫熔融物在微?；?，浮游在安全殼環(huán)境中，導致熔融物的總表面積顯著增加起因后果安全殼內氣體溫度與壓力的急劇上升粒子中的鋯等金屬受到氣體中的氧氣、水蒸汽等的氧化作用，產生化學反應熱可能會引起壓力上升使安全殼破損在壓力容器熔融貫通前，降低一次側系統(tǒng)壓力安全措施研究壓力容器破損之前的系統(tǒng)壓力壓力容器損壞模型下腔室中熔融物的質量系統(tǒng)中熔融物和氣體的成分熔融物的溫度安全殼直接加熱(DCH:DirectContainme能量傳至安全殼空氣進入安全殼的流道散布的碎片5.4安全殼內過程--安全殼直接加熱DCHZion概率安全研究:指出核電廠直接安全殼加熱的潛在風險。塞瑞核電廠的嚴重事故事件的評價文獻中和USNRC的反應堆風險參考文獻NUREG-1150中突出出來。盡管概率低，但卻是對整個風險有最顯著貢獻的事件之一能量傳至安全殼空氣進入安全殼的流道散布的碎片5.4安全殼內安全殼內的氫氣產生(Ex-VesselHydrogenGeneration)起因熔融堆芯在分解地基混凝土時，堆芯與混凝土相互作用（MCCI）也會產生氫氣。熔融物中的鋯等金屬，引起金屬的化學反應，水蒸氣還原成氫氣水中溶入放射性物質，長時間的放射分解產生氫氣后果氫氣燃燒安全殼升溫升壓研究金屬—水反應水的放射性分解氫氣的分布5.4安全殼早期失效--蒸汽爆炸安全殼內的氫氣產生(Ex-VesselHydrogen安全殼內氫氣的分布在TMI-2事故中，安全殼中產生了大量的氫氣，并發(fā)生過自燃事件為了評估在氫氣、蒸汽和空氣混合物中發(fā)生自然式爆燃的壓力、溫度等條件，必須首先了解這些氣體在安全殼系統(tǒng)中的分布在有空氣和蒸汽存在的環(huán)境中，對不同燃燒方式的氫氣濃度的下限值（體積百分比）：向上擴展4.1%，橫向擴展：6.0%，向下擴展：9.0%EPRI的氫氣燃燒實驗表明：氫氣燃燒發(fā)展而成的壓力對氫氣濃度極其敏感5.4安全殼早期失效--氫氣產生、擴散并燃燒安全殼內氫氣的分布在TMI-2事故中，安全殼中產生了大量的氫氫氣燃燒（HydrogenBurning）方式擴散燃燒：一個連續(xù)的氫氣流作供給的穩(wěn)定燃燒特點：生成壓力峰值較小而可忽略，但燃燒時間較長，引起局部熱流密度較高，在有點火器的情況下發(fā)生擴散燃燒的可能性較大安裝點火器的目的：是降低氫氣的擴散范圍和降低氫氣的濃度而降低事故的風險?？焖贉p壓燃燒：燃燒以相當慢的速度從點火處向氫氣、蒸汽和空氣的混合氣體中蔓延特點：壓力的增加比較適度，高熱流密度持續(xù)的時間較短，氫氣燃燒的速率和總量決定了由此而產生的作用與安全殼的附加壓力和溫度爆燃：燃燒以超聲速在氫氣、蒸汽和空氣的混合氣體中擴散特點：在極短時間內形成較高峰值壓力兩種類型：爆燃的直接形成和快速降壓燃燒-爆燃的轉變5.4安全殼早期失效--氫氣產生、擴散并燃燒氫氣燃燒（HydrogenBurning）方式擴散燃燒：一5.4安全殼早期失效--安全殼隔離失效安全殼隔離失效是指：在發(fā)生事故時，安全殼事先存在破口或者安全殼隔離系統(tǒng)失效。安全殼貫穿件：設備出入門、人員出入氣鎖門、元件運輸管、管道、電纜貫穿件等。為了防止事故工況下放射性流體通過貫穿件漏出安全殼，所有流體管道在貫穿安全殼的區(qū)段均設有隔離閥，一般采用兩個串連的閥門以滿足單一故障準則。出現(xiàn)隔離失效并不意味著安全殼泄漏率一定超出法規(guī)允許值很多，但其潛在的環(huán)境后果將會比較嚴重。5.4安全殼早期失效--安全殼隔離失效安全殼隔離失效是指：在5.4安全殼內過程--安全殼晚期失效如果安全殼不發(fā)生早期失效，在熔融堆芯熔穿壓力容器后，仍然存在長期危及安全殼完整性的因素，這就是安全殼晚期失效主要因素：晚期可燃氣體的燃燒（H2和CO）安全殼逐步超壓地基熔穿1、碎片床冷卻2、熔化堆芯物質與混凝土相互作用歸結為如下問題：5.4安全殼內過程--安全殼晚期失效如果安全殼不發(fā)生早期失堆芯碎片從主系統(tǒng)排放到堆坑或低地基區(qū)域之后，由于存在水，碎片驟冷，驟冷產生蒸汽，從而將增加安全殼內的壓力碎片床的可冷卻性取決于：水的供給量及其方式;堆芯碎片的衰變功率;碎片床的結構特性。堆芯碎片物質的最終冷卻是終止嚴重事故的重要標準，碎片床的可冷卻特性是目前學術界研究的熱點。TMI-2事故中，在壓力容器的下封頭內約有20t堆芯碎片物質最終被冷卻，至今人們對這一現(xiàn)象原因還不清楚，主要是復雜的碎片床的三維結構、冷卻劑進入碎片床的途徑不明等。5.4安全殼晚期失效--碎片床及其冷卻堆芯碎片從主系統(tǒng)排放到堆坑或低地基區(qū)域之后，由于存在水，碎片碎片床的冷卻--碎片床可能是：液態(tài)、固態(tài)顆粒、分層結構

對液態(tài)的碎片床來說，國外有關試驗研究結果表明：對碎片床采取頂端淹沒不能最終冷卻碎片床，原因是在碎片床的上表面形成了一硬殼，從而阻礙冷卻劑浸入碎片床的內部；從液態(tài)的碎片床的底部提供冷卻劑，會形成多孔的固態(tài)碎片床（60%），容易被冷卻（底部淹沒）液態(tài)由不同的多孔介質特性組成的分層結構這是一個非常復雜的傳質傳熱過程固態(tài)顆粒（多孔介質）但孔隙率很低對于分層的多孔碎片來說，若上層碎片具有較小的顆粒和較低的空隙率，采用頂端淹沒將難以冷卻，但若采用底部淹沒，其最終冷卻是可以達到的5.4安全殼晚期失效--碎片床及其冷卻碎片床的冷卻--碎片床可能是：液態(tài)、固態(tài)顆粒、分層結構

對液堆芯熔融物與混凝土的相互作用（MCCI）目的：為了評估安全殼的超壓，除氣溶膠，超壓由逐漸形成的氣體和產生的蒸汽造成，氣溶膠主要來自碎片中的裂變產物確定安全殼可能的結構損壞，損壞由熔化坑的增長和碎片對地基地貫穿造成5.4安全殼晚期失效--熔融物與混凝土作用堆芯熔融物與混凝土的相互作用（MCCI）目的：5.4安全殼幾個概念堆芯碎片：就是由燃料元件、控制棒和結構部件等組成的破碎的堆芯材料，失去了它們原有的幾何形狀。（熔融的、固態(tài)的或兩相混合的）氣溶膠：是一種變形的堆芯材料，它與堆芯碎片的主要區(qū)別在于粒徑的不同，表現(xiàn)出不同的氣動力學特性。氣溶膠在穿越氣體時受氣流速度的影響明顯，可以在氣流中長時間懸浮，而堆芯碎片的運動則幾乎不受氣流影響通常取當量直徑30um作為碎片和氣溶膠的分界5.4安全殼晚期失效--熔融物與混凝土作用幾個概念堆芯碎片：就是由燃料元件、控制棒和結構部件等組成的破由堆芯碎片造成的混凝土破壞取決于事故發(fā)展的序列、安全殼堆坑的幾何形狀以及水存在與否可能的現(xiàn)象有：1.熔融堆芯落入安全殼的底部之后，它將與任何存在的水相互作用2.如果水被蒸發(fā)，則堆芯熔落物將保持高溫，并開始侵蝕混凝土，產生氣體并排出。3.在堆坑中的水被蒸發(fā)之后，碎片床將重新加熱，并將產生較大的向上輻射熱流密度5.4安全殼晚期失效--熔融物與混凝土作用由堆芯碎片造成的混凝土破壞取決于事故發(fā)展的序列、安全殼堆坑的堆芯熔融物與水反應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不銹鋼組成堆芯熔落物(Fe:85%,Cr:10%,Ni:5%)，氫氣產量最大理論值為1392.2kg根據(jù)試驗的推論，堆芯熔落物氧化率的保守限值為33%，可得到約460kg氫氣產物，消耗水4300kg5.4安全殼晚期失效--熔融物與混凝土作用堆芯熔融物與水反應Fe+H2O—〉FeO+H2混凝土的消融反應水被蒸發(fā)后，堆芯熔落物將保持高溫，開始侵蝕混凝土，產生氣體并釋放熱量。消融速率取決于傳給混凝土的熱流密度和混凝土的類型消融過程中產生氣體，氣體的運動將促進堆芯熔融物與混凝土之間的對流傳熱，從而加速混凝土的消融速率?；炷恋南谶^程發(fā)生吸熱化學反應，其能量比熔融物的衰變熱要大；同時，混凝土的消融過程中產生蒸汽和二氧化碳，這些氣體又與堆芯熔融物中的金屬發(fā)生放熱反應，因此，在長時間的侵蝕期間，碎片基本上保持恒定溫度。5.4安全殼晚期失效--熔融物與混凝土作用混凝土的消融反應水被蒸發(fā)后，堆芯熔落物將保持高溫，開始侵蝕混混凝土消融的化學反應有CaCO3——〉CaO+CO2Ca(OH)2——〉CaO+H2O2H2+O2——〉2H2O當堆芯熔落物有16000C的溫度，且堆坑中不存在水，則將有8.4m3的混凝土（約20，270kg）被消融，同時產生1340kg的蒸汽和7135kg的二氧化碳，相當于地基熔穿0.2-0.5m.5.4安全殼晚期失效--熔融物與混凝土作用混凝土消融的化學反應有CaCO3——〉CaO+CO2當5.4安全殼內過程--安全殼旁路在某些事故工況下，安全殼可以被完全旁路如果發(fā)生事故后，一回路冷卻劑以及相伴的放射性裂變產物能夠不進入安全殼與空氣混合，而是直接放到外部環(huán)境中，這就是安全殼旁路事故例1：接口部失水事故，連接主系統(tǒng)與低壓系統(tǒng)之間的隔離截至閥失效，引起安全殼旁路，截至閥的失效造成低壓系統(tǒng)要承受主系統(tǒng)至少14MPa的壓力，很快會破裂；例2：SGTR5.4安全殼內過程--安全殼旁路在某些事故工況下，安全殼可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蝕氣體的發(fā)生(H2、CO、CO2等)裂變產物微粒的發(fā)生對安全殼的加載注水時的冷卻性能5.4安全殼內的諸現(xiàn)象研究課題2)對安全殼的直接加熱(DCH)微?；廴谖锏膰姵鰧Π踩珰さ募虞d防止壓力溫度急劇上升的安全殼內配置上的措施4)氫氣行為金屬—水反應水的放射性分解氫氣的分布、燃燒、從氫氣燃燒到爆炸的遷移防止氫氣爆炸的對策3)熔融物的擴大向臺座或反應堆地坑擴大安全殼直接接觸水存在的影響5)安全殼支路及冷卻劑管道的健全性二次側減壓引起的蒸汽發(fā)生器傳熱管破損隔離閥的信賴度和低壓側管道的耐壓性安全殼貫穿件(電線、管道、臺架等)的風險冷卻劑管道的蠕變斷裂1)熔融堆芯和混凝土的相互作用5.4安全殼內的諸現(xiàn)象研究思考題嚴重事故下典型的事故現(xiàn)象蒸汽爆炸原理DCH安全殼的失效模式安全殼旁路/安全殼隔離失效研究MCCI的目的思考題嚴重事故下典型的事故現(xiàn)象5.5嚴重事故管理-即嚴重事故的對策1)嚴重事故的預防采用一切可用的措施，防止堆芯熔化。2)嚴重事故的緩解若堆芯開始熔化，采用各種手段，盡量減少放射性向廠外的釋放。嚴重事故管理的內容事故管理的基本任務：1)預防堆芯損壞2)中止已經開始的堆芯損壞過程，將燃料滯留于主系統(tǒng)壓力邊界以內。3）在一回路壓力邊界完整性不能確保時，應盡量減少放射性向廠外的釋放。4）若安全殼完整性不能確保，應盡量減少放射性向廠外的釋放確保三大安全功能5.5嚴重事故管理-即嚴重事故的對策1)嚴重事故的預防嚴重反應堆停止機能反應堆冷卻機能放射性物質封閉機能安全機能的支持機能緊急停堆輔助給水泵的啟動,由蒸汽發(fā)生器對堆芯冷卻帶走衰變熱抑制壓力上升機能添加功能添加效果利用汽輪機旁路系統(tǒng)增加對一次側冷卻、減壓功能,進而啟動ECCS的低壓系統(tǒng)補給水系統(tǒng)的連續(xù)水注入，ECCS及其它泵向堆芯的硼水再循環(huán)等通過對一次側的持續(xù)減壓，注水和泄放等使對堆芯進行長期冷卻提高向堆芯的注水能力，去除堆芯余熱噴淋系統(tǒng)降溫降壓利用安全殼內的空調冷卻器進行自然對流冷卻，使內部水蒸氣凝結用水箱等的水向安全殼內注水一次側的強制減壓以防止DCH安全殼內設置氫氣點火器，氫氣復合裝置等用于法防止燃燒氫氣沙堆過濾器利用消火水冷卻ECCS泵連通相鄰電廠間的動力用交流電源提高安全殼除熱能力提高氫氣濃度的控制能力提供安全系統(tǒng)的冷卻水供給能力提高安全系統(tǒng)的供電能力5.5嚴重事故管理-即嚴重事故的對策反應堆停止機能反應堆冷卻機能放射性物質封閉機能安全機能的支持安全殼5.5嚴重事故管理-主要事故管理對策安全殼5.5嚴重事故管理-主要事故管理對策在嚴重事故操作管理的規(guī)程中，各種威脅安全殼完整性的因素和處置方式如下：后期超壓。這種威脅可以用過濾器通風裝置加以緩解。氫氣燃燒。已提出了幾種可能的解決方法并對這些方法進行評估，德國反應堆安全委員會建議安裝非能動催化復合器。直接安全殼加熱（DCH）。大多數(shù)國家認為一種合理的解決方法是在壓力容器損壞之前將主系統(tǒng)卸壓。安全殼的密封性（短期和長期）。應加強對安全殼密封性的探測和控制。安全殼中堆芯熔化碎片的可冷卻性。這個問題至今沒有得到徹底解決。蒸汽爆炸。不存在任何遏制壓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殼的負荷。5.5嚴重事故管理-嚴重事故的操作管理在嚴重事故操作管理的規(guī)程中，各種威脅安全殼完整性的因素和處置研究機構上海核工程研究設計院中國核動力研究院北京原子能研究院研究內容現(xiàn)象研究程序開發(fā)、評價程序應用大亞灣核電廠事故管理IEAE提供的程序包：SCDAP/RELAP5MELCORCONTAIN上海交通大學清華大學嚴重事故在我國的研究現(xiàn)狀研究機構上海核工程研究設計院中國核動力研究院北京原子能研究院案例分析1三哩島事故2切爾諾貝利事故3其它案例分析1三哩島事故案例分析--三哩島事故核電機組：BabcockWilcox(B&W)公司；兩環(huán)路4臺冷卻劑泵；961MWe97%功率運行；壓力152bar高壓安注系統(tǒng)：數(shù)臺安注泵；自動啟動壓力（冷卻劑系統(tǒng)壓力）110bar；關閉壓力197bar；安注箱（堆芯再淹沒系統(tǒng)）：

冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到41bar自動啟動；低壓安注系統(tǒng)：冷卻劑系統(tǒng)壓力下降28bar自動啟動；堆芯剩余釋熱：停堆時間MW(t)1分971小時361天131周5．11月2．1案例分析--三哩島事故核電機組：三哩島冷卻劑系統(tǒng)圖案例分析--三哩島事故三哩島冷卻劑系統(tǒng)圖案例分析--三哩島事故三哩島核電廠2#機組反應堆圖案例分析--三哩島事故三哩島核電廠2#機組反應堆圖案例分析--三哩島事故第1階段始發(fā)事件1979年3月28日04：00：37am二回路所有主給水泵停轉；主汽輪機停轉；3—6秒冷卻劑系統(tǒng)壓力155bar；冷卻劑系統(tǒng)泄壓閥開啟；8秒冷卻劑系統(tǒng)壓力162bar；引發(fā)反應堆緊急停堆；輔助給水泵啟動；但泵和蒸氣發(fā)生器間的閥門處在關閉狀態(tài)2分4秒反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到110bar；高壓安注系統(tǒng)啟動；穩(wěn)壓器水位上升案例分析--三哩島事故第2階段小破口失水13秒反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到152bar減壓閥自動關閉整定值；但是，泄壓閥沒有關閉；6分穩(wěn)壓器氣囊消失；反應堆冷卻劑泄壓箱壓力迅速上升；7分43秒污水泵啟動把反應堆污水坑水排到輔助廠房廢水箱8分蒸汽發(fā)生器干涸；操縱員發(fā)現(xiàn)輔助給水閥門關閉，開啟閥門18分通風系統(tǒng)測得氣體放射性急增；反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力僅83bar第1階段始發(fā)事件案例分析--三哩島事故第2階段小破口失水第3階段小破口失水，連續(xù)泄壓20分~1小時反應堆冷卻劑系統(tǒng)70bar，溫度290oC；燃料尚未大量破損1小時14分冷卻劑泵B震動，操縱員關閉冷卻劑泵B；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)；1小時40分冷卻劑泵A震動，操縱員關閉冷卻劑泵A；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)；冷卻劑高出堆芯頂部30厘米；堆芯升溫瞬變開始；案例分析--三哩島事故第4階段堆芯升溫瞬變1小時50分（110分）堆芯元件第一次裸露；2小時18分（138分）操縱員發(fā)現(xiàn)卸壓閥卡開，關閉卸壓閥的截止閥；但是沒有加大高壓安注，事故繼續(xù)；2小時55分（175分）宣布廠區(qū)應急；放射性監(jiān)測報警；堆芯部分燃料燒毀；3小時20分—7小時（200分-420分）；冷卻劑泵沒有運行；堆芯1．5米裸露1小時燃料大量燒毀；第3階段小破口失水，連續(xù)泄壓案例分析--三哩島事故第4階段第5階段持續(xù)泄壓7小時38分操縱員打開卸壓閥的截止閥，關小高壓安注；失去冷卻劑引起第二次堆芯裸露；8小時41分反應堆冷卻劑系統(tǒng)達到41bar；安注箱注水；但是很小，操縱員認為堆芯被注滿水；9小時50分氫爆脈沖；安全殼噴淋6分鐘；反應堆冷卻劑系統(tǒng)減壓至30bar；操縱員減壓投入低壓安注系統(tǒng)失敗（28bar）；11小時08分操縱員關閉卸壓閥；有2小時安注箱停止注水；高壓安注小流量；蒸汽發(fā)生器不能使冷卻劑形成自然循環(huán)；堆芯長時間失去任何冷卻手段；第三次堆芯裸露；案例分析--三哩島事故第6階段增壓和最終確立穩(wěn)態(tài)冷卻13小時51分操縱員從新關閉卸壓閥截止閥；加大高壓安注流量；結束堆芯第三次裸露；15小時51分成功啟動環(huán)路A的一臺冷卻劑泵；熱管溫度293oC冷管溫度205oC；流體經過蒸汽發(fā)生器；反應堆冷卻劑系統(tǒng)恢復移出衰變熱的能力。第5階段持續(xù)泄壓案例分析--三哩島事故第6階段增壓和最終案例分析--三哩島事故事故后的堆芯狀態(tài)：案例分析--三哩島事故事故后的堆芯狀態(tài)：案例分析--三哩島事故事故后的堆芯狀態(tài)：案例分析--三哩島事故事故后的堆芯狀態(tài)：堆芯3次裸露；鋯包殼總量的30%--40%被氧化；堆芯上部1/3嚴重損壞；放射性惰性氣體的30%--40%被釋放；10%--15%的碘、鍶、艷從燃料中釋放；但是被安全殼包容，少量釋放到環(huán)境；半徑80公里范圍200萬居民的集體劑量當量約20人．Sv；最大個人計量1mSv；名工作人員收照射分別38、34、31mSv；巨大經濟后果：經濟損失200億美元以上，美國核電工業(yè)推遲20年。案例分析--三哩島事故事故后果：堆芯3次裸露；鋯包殼總量的30%--40%被氧化；堆芯上部1物理背景：

堆芯衰變熱移出反應堆安全功能失效，引發(fā)反應堆嚴重事故直接原因：

穩(wěn)壓器卸壓閥故障；操縱員判斷、操作失誤根本原因：

反應堆設計；設備質量保證；人員培訓；人機接口（人因工程）；檢修規(guī)程；經驗反饋

1977年9月美國Ohio州OakHarbor市Davis-Besse核電廠發(fā)生類似瞬態(tài)事件，但是，事故21分鐘，操縱員正確判斷穩(wěn)壓器卸壓閥卡開，他們關閉了下游連接的截止閥從而結束事故。該核電機組也是由B&W公司設計的相同型號的核電機組改正措施：操縱員模擬機培訓；按照人因工程設計主控室；反應堆改進執(zhí)行三哩島行動計劃；建立全世界范圍運行經驗反饋體系。案例分析--三哩島事故事故分析：物理背景：案例分析--三哩島事故事故分析：修改美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.34(f)要求新建核電站必須對三里島事故以后，所總結的安全問題提出應對措施或處理意見，送交NRC審查。NRC制定導則《三里島行動計劃》NUREG-0660和NREG-0737附加要求：（1）一回路功能保護：輔助給水系統(tǒng)評價、自動動力排放閥隔離系統(tǒng)、自動減壓系統(tǒng)動作、氫控制系統(tǒng)評估等5項。（2）安全保護系統(tǒng)：模擬器能力、控制室設計、氫氣控制、閥門位置指示等28項（3）管理程序：工業(yè)經驗、質量保證大綱、安全殼設計、氫氣復合器、管理大綱等7項案例分析--三哩島事故三哩島事故經驗反饋：修改美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.34(f)要求新建核電站必三哩島事故問題：1是那項反應堆安全功能失效導致三哩島事故？2請描述導致三哩島事故的初始事件？3三哩島事故是INES分級那級核事故？4根據(jù)反應堆堆芯傳熱理論分析三哩島事故的成因？5三哩島事故中的設備和設計問題？6三哩島事故中的操縱員操作失誤？7三哩島事故中運行和操作規(guī)程問題？8三哩島事故中的業(yè)主管理問題？9三哩島事故給縱深防御準則帶來的新思考？10三哩島事故中那些反應堆安全功能發(fā)揮了作用？案例分析--三哩島事故三哩島事故問題：案例分析--三哩島事故三哩島事故問題和答案1.是那項反應堆安全功能失效導致三哩島事故？放射性物質得到足夠冷卻（堆芯衰變熱移出）功能失效，導致部分堆芯熔融的嚴重事故2.請描述導致三哩島事故的初始事件？始發(fā)事件：1979年3月28日04：00：37am二回路所有主給水泵停轉；主汽輪機停轉；3—6秒冷卻劑系統(tǒng)壓力155bar；冷卻劑系統(tǒng)泄壓閥開啟；8秒冷卻劑系統(tǒng)壓力162bar；引發(fā)反應堆緊急停堆；輔助給水泵啟動；但是，泵和蒸氣發(fā)生器之間的閥門處于關閉狀態(tài)；2分4秒反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到110bar；高壓安注系統(tǒng)啟動；穩(wěn)壓器水位上升。案例分析--三哩島事故三哩島事故問題和答案案例分析--三哩島事故三哩島事故問題和答案3.三哩島事故是INES分級那級核事故？

按照廠內影響準則的最高級，5級。4.根據(jù)反應堆堆芯傳熱理論分析三哩島事故的成因？傳熱能力形成三個條件：熱阱；傳熱方式（冷卻手段）；傳熱介質堆芯冷卻劑（水）裝量。5.三哩島事故中的設備和設計問題？卸壓閥門質量和設計；控制臺顯示：輔助給水閥門狀態(tài)指示信號，堆芯冷卻劑（水）裝量指示信號，卸壓閥門狀態(tài)。案例分析--三哩島事故三哩島事故問題和答案案例分析--三哩島事故三哩島事故問題和答案6.三哩島事故中的操縱員操作失誤？操縱員關閉冷卻劑泵B；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)；操縱員關閉冷卻劑泵A；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)（破壞傳熱方式）；1小時50分（110分）堆芯元件第一次裸露；2小時18分（138分）操縱員發(fā)現(xiàn)卸壓閥卡開，雖然關閉卸壓閥的截止閥；但是沒有加大高壓安注流量，事故繼續(xù)；操縱員打開卸壓閥的截止閥，關小高壓安注（減少堆芯水裝量）；失去冷卻劑引起第二次堆芯裸露；使反應堆冷卻劑系統(tǒng)繼續(xù)減壓；雖然反應堆冷卻劑系統(tǒng)達到41bar（加大冷卻劑系統(tǒng)蒸汽含量，環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)，破壞傳熱方式）；安注箱注水；但是很小，操縱員認為堆芯被注滿水；11小時08分有2小時安注箱停止注水；高壓安注小流量；蒸汽發(fā)生器不能使冷卻劑形成自然循環(huán)；堆芯長時間失去任何冷卻手段；第三次堆芯裸露案例分析--三哩島事故三哩島事故問題和答案案例分析--三哩島事故三哩島事故問題和答案7.三哩島事故中運行和操作規(guī)程問題？事故處理規(guī)程：因為震動關閉冷卻劑泵錯誤；規(guī)程應該首先保證安全功能實現(xiàn)（特別堆芯衰變熱移出：熱阱、傳熱方式、水裝量）；維修后檢查規(guī)程。8.三哩島事故中的業(yè)主管理問題？運行經驗反饋；操縱員培訓；錯誤事故規(guī)程制定；維修后檢查規(guī)程制定；設備質量保證。9.三哩島事故給縱深防御準則帶來的新思考？縱深防御準則正確性經受了實踐考驗，緩解事故、包容放射性；但是，操縱員錯誤能夠使縱深防御準則失效；核電工業(yè)提出“人因工程”；操縱員模擬機培訓。10.三哩島事故中那些反應堆安全功能發(fā)揮了作用？反應堆安全功能三項中兩項發(fā)揮了作用：反應性控制；放射性包容。

案例分析--三哩島事故三哩島事故問題和答案案例分析--三哩島事故TheChernobylUnit4afterthecatastrophy切爾諾貝利核電站（RBMK石墨水冷堆）位于烏克蘭首府基輔的北部接近白俄羅斯邊境的一塊平坦的沼澤地上。1986年4月26日，前蘇聯(lián)（現(xiàn)烏克蘭境內）的切爾諾貝利核電站4號機組發(fā)生爆炸，8噸多強輻射物質傾瀉而出，使5萬多平方公里的土地受到污染，320多萬人遭受核輻射的侵害。事故發(fā)生后，發(fā)生爆炸的4號機組被用鋼筋混凝土封起來，電站30公里以內的地區(qū)被定為“禁入?yún)^(qū)”案例分析--切爾諾貝利事故

TheChernobylUnit4aftertheRBMK類型1000MWe級大型石墨壓力管式沸水堆（類似于壓力管式壓水堆，蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器位于堆外）；反應堆固有設計缺欠：堆芯具有正汽泡反應性、控制棒擠水棒正反應性效應、無安全殼廠房屏蔽、無縱深防御準則；運行管理混亂：實驗規(guī)程不完整、運行指令、規(guī)程不規(guī)范實驗前反應堆狀態(tài)：4月26日1時，解除應急冷卻系統(tǒng)備用連鎖，反應堆200MWt運行；堆芯處于降功率過程“Xe中毒”狀態(tài);人為解除蒸汽發(fā)生器蒸汽壓力和水位低值事故保護信號；投入8臺水泵加大水流量運行，堆芯（汽泡正反應性效應若汽泡減少）負反應性效應，引發(fā)自動調節(jié)棒提出堆芯；人為提升手動棒（維持反應堆200MWt運行）；堆芯僅有6-8根控制棒（少于30根限值）案例分析--切爾諾貝利事故

事故背景：RBMK類型1000MWe級大型石墨壓力管式沸水堆（類似于壓切爾諾貝利核電廠流程圖案例分析--切爾諾貝利事故

切爾諾貝利核電廠流程圖案例分析--切爾諾貝利事故

堆型主要優(yōu)點：RBMK類型核電站的低功率密度提供了承受較大的全廠斷電能力，可以在一個小時內堆芯不會損傷；機組可以在運行時換料，提高了可利用率水平；石墨慢化劑設計允許使用輕水做慢化劑反應堆不適用的燃料。堆型主要弱點：RBMK類型設計與大世界多數(shù)核電站的最主要差別是RBMK類型設計沒有鋼或重混凝土安全殼結構作為事故期間防止大量放射性釋放的最后屏障

1979年三里島2#機組事故表明美國為代表的西方反應堆安全殼有效性，盡管堆芯燃料一定程度熔融，事實上全部放射性被保存在安全殼內Chernobyl事故，RBMK機組發(fā)生事故的系統(tǒng)不能承受事故沖擊力。雖然估計爆炸釋放的能量高于大多數(shù)安全殼設計所能承受的，但是安全殼結構可以防止放射性物質在Chernobyl釋放；事故緩解系統(tǒng)有限和無效；案例分析--切爾諾貝利事故

堆型主要優(yōu)點：案例分析--切爾諾貝利事故

反應堆控制系統(tǒng)潛在很多失調，潛在著導致順利恢復的困難當冷卻水喪失，反應堆產生快速核鏈式反應和功率增加該特性被稱為“正空泡系數(shù)”，前蘇聯(lián)工程師應該用快速落控制棒和其他方式的設計緩解這種瞬發(fā)效應。所有RBMK反應堆作的修改是適當維持正空泡效應足夠低，以便防止像切爾諾貝利Chernobyl事故那樣核功率突增。美國類型輕水反應堆設計成，具有相反的特性“負空泡系數(shù)”所以當反應堆失水時，核鏈式反應自動停止；防火系統(tǒng)不適當在石墨砌體中有限的蒸汽反應遏制能力電氣和安全系統(tǒng)的實體分離和余度雜亂的管道布置案例分析--切爾諾貝利事故

事故背景：反應堆控制系統(tǒng)潛在很多失調，潛在著導致順利恢復的困難案例分析1時23分04秒核電機組8號汽輪機緊急截止閥關閉停止向汽輪機供汽，反應堆應該自動停堆；但操縱員解除了停機-停堆連鎖保護信號維持反應堆200MWt運行）；關閉4臺水泵（因為不需要向汽輪機供汽）堆內蒸汽量增加，汽泡正反應性引發(fā)自動棒下插1時23分31秒反應性繼續(xù)增加（自動棒不能補償汽泡正反應性）；功率急劇上升；1時23分40秒值班長下令緊急停堆；堆芯具有正氣泡反應性和控制棒擠水棒正反應性效應相加；導致反應堆功率劇增；40秒上升100倍；1時24分發(fā)生兩次爆炸；引發(fā)反應堆廠房、汽輪機廠房大火；油管損壞、電纜短路、放射性輻照造成附近區(qū)域30余處火災；26日5時撲滅火災11月使用混凝土封閉4號機組；繼續(xù)清除放射性污染；案例分析--切爾諾貝利事故

事故過程：核電機組實驗（發(fā)電機惰轉特性）1時23分04秒核電機組8號汽輪機緊急截止閥關閉停止向汽輪嚴重人員傷亡：爆炸死亡2人；237人受到臨床效應超劑量照射，其中134人輻射病死亡；東歐廣大地區(qū)環(huán)境和居民受到放射性污染：1986-1987年20萬人受到100mSv以上平均劑量照射；從事故后從禁區(qū)周圍（30公里半徑）撤離萬余名居民，其中5%受到大于100mSv以上平均照射劑量；北半球各國不同程度受到事故影響：最大的平均個人計量約為0．8mSv至1．2mSv；巨大經濟和社會后果：經濟損失約200億美元以上，引發(fā)世界性反核浪潮，為核電工業(yè)發(fā)展構成巨大沖擊，留下難以消除的陰影。案例分析--切爾諾貝利事故

事故后果：嚴重人員傷亡：爆炸死亡2人；237人受到臨床效應超劑量照射，切爾諾貝利核電站事故的直接原因：操作人員嚴重違反操作規(guī)程，切斷了反應堆保護系統(tǒng)反應堆長期強行在低功率下運行，處于不穩(wěn)定狀態(tài)；功率失控幾秒鐘內上升了幾百倍；燃料包殼因過熱而爆裂；導致蒸汽爆炸和壓力管全部斷裂；結果引起鋯水反應和石墨燃燒。案例分析--切爾諾貝利事故

切爾諾貝利核電站事故的直接原因：操作人員嚴重違反操作規(guī)程，切物理背景：堆芯瞬發(fā)臨界，使反應堆安全功能迅速全部失效，引發(fā)災難性嚴重事故；直接原因：設計缺欠；人員違規(guī)操作；根本原因：管理部門和業(yè)主不具備健全的核安全文化改正措施：取消或改進該種類型反應堆；國際核工業(yè)協(xié)助核電站管理部門和業(yè)主健全核安全文化。案例分析--切爾諾貝利事故

事故起因：物理背景：堆芯瞬發(fā)臨界，使反應堆安全功能迅速全部失效，引發(fā)災切爾諾貝利核電站的關閉蘇聯(lián)解體后，烏克蘭決定繼續(xù)維持切爾諾貝利的運轉。西方國家、特別是西歐國家認為，切爾諾貝利核電站除本身可能存有技術缺陷外，“石棺”內部的不穩(wěn)定性和不確定性也給整個電站造成了嚴重的隱患，所以強烈要求烏克蘭政府徹底關閉電站西方國家一直要求關閉切切爾諾貝利核電站，但由于烏克蘭電源缺乏，該核電站的四個反應堆之一仍然在被用來發(fā)電。根據(jù)烏克蘭和西方七國1995年簽定的一份諒解備忘錄，烏克蘭承諾關閉切爾諾貝利核電站，作為交換條件，西方將提供資金援助烏克蘭修建K2/R4兩個新的核反應堆。英國出資4900萬英鎊，美國承諾向烏克蘭提供7800萬美元的援助。2000.12.14日，切爾諾貝利核電站正式全部關閉（nomoney）西方國家已經承諾，將在2015年前援助烏克蘭7億多美元，在出事故的第四號反應堆周圍建起一個新的“石棺”，以防止核輻射外泄。這一工程非常緊急，而且危險性也很大。案例分析--切爾諾貝利事故

切爾諾貝利核電站的關閉蘇聯(lián)解體后，烏克蘭決定繼續(xù)維持切爾諾貝“石棺”鋼筋混凝土封起來的切爾諾貝利核電站4號機組

圖為用鋼筋混凝土封起來的曾經發(fā)生核泄露的切爾諾貝利核電站4號機組現(xiàn)在將爆炸的核反應堆包裹起來的“石棺”是災難發(fā)生時緊急“建”成的，當時直升機向發(fā)煙燃燒的核反應堆撒了大量沙子和水泥，為的是掩蓋悶燃的反應堆。另外，龐大的起重機在遙控之下，在上邊又放上了重達數(shù)百噸的鋼板，這樣，切爾諾貝利核電站第四號反應堆幾乎變成了一座鋼筋混凝土小山案例分析--切爾諾貝利事故

“石棺”鋼筋混凝土封起來的切爾諾貝利核電站4號機組

圖為用鋼2001.４，聯(lián)合國發(fā)表了一份對切爾諾貝利核災難后果重新評估報告，指出最快要到２０１６年才能知道核災難受害者的確切人數(shù)。這次事故對切爾諾貝利核電站附近居民的災難性影響是久遠的。烏克蘭全國２６個州有１２個州５萬KM2土地受到輻射污染，全國有３２０萬人口直接遭受事故危害，包括１００萬兒童。這些人中近１７萬在事故后１０年內死亡，７萬多人殘疾2001年５月份，聯(lián)合國原子輻射影響科學委員會在維也納舉行的第４９次會議上，卻對切爾諾貝利核電站事故后果作出了截然相反的結論。本次會議專門討論了切爾諾貝利核電站１９８６年發(fā)生核泄漏事故１４年來的輻射后果。關于長期輻射影響，該委員會的結論是：除兒童甲狀腺癌的發(fā)生率有１０萬分之幾的增加外，至今未發(fā)現(xiàn)其他可歸因于這次事故的癌癥發(fā)生率和死亡率的增加。由于兒童甲狀腺癌治愈率高，１４年來僅有３名患者死亡。會議還通過了該委員會主席致聯(lián)合國秘書長安南和世界衛(wèi)生組織總干事的信，信中指出，最近一段時間，一些新聞媒體在報道中不切實際地渲染切爾諾貝利核電站事故的后果，把該事故造成的死亡人數(shù)夸大至數(shù)千甚至數(shù)萬人。

案例分析--切爾諾貝利事故后果報道

2001.４，聯(lián)合國發(fā)表了一份對切爾諾貝利核災難后果重新評估切爾諾貝利的管理：人員健康是關鍵在石棺里工作，要求必須嚴格遵守安全操作程序。圖中工人正在進行打磨作業(yè)。使用個人防護衣和防護面罩是確保石棺內安全作業(yè)的主要條件之一。案例分析--切爾諾貝利事故

切爾諾貝利的管理：人員健康是關鍵在石棺里工作，要求必須嚴格1切爾諾貝利事故物理背景是什么？2切爾諾貝利核電廠運行，用反應堆理論說明為什么堆芯水量增加、汽泡減少控制棒會自動提升？3切爾諾貝利事故是INES分級那級核事故？4切爾諾貝利核電廠是那種類型反應堆/使用的慢化劑、冷卻劑？5切爾諾貝利事故中的設備和設計問題？6切爾諾貝利事故中的操縱員操作失誤？7切爾諾貝利事故中運行和操作規(guī)程問題？8切爾諾貝利事故中的業(yè)主管理問題？9切爾諾貝利事故帶給世界核工業(yè)帶來的新思考？10防止切爾諾貝利事故再發(fā)生應該采取的措施？案例分析--切爾諾貝利事故問題

1切爾諾貝利事故物理背景是什么？案例分析--切爾諾貝利事故其他案例分析1某核電廠反應堆壓力容器接管與安全端焊縫質量事件（重大不符合項）處理的經驗教訓事件的簡要描述接管安全端焊縫缺陷超標及返修

（2000年3月至2001年12月）

接管安全端焊縫機械性能問題

（2002年1月至2003年6月）

接管安全端焊縫補充檢驗

（2003年7月至2003年10月）

接管安全端焊縫再次補充檢驗及返修（2003年11月至2004年2月）

94其他案例分析1某核電廠反應堆壓力容器接管與安全端焊縫質量事件95其他案例分析195其他案例分析1編號為TX21拉伸試樣斷口上的

“平滑區(qū)”，尺寸為2.6×1.3mm

編號為TX21拉伸試樣匹配

斷口上的“平滑區(qū)”

編號為TX21拉伸試樣斷口上的

“平滑區(qū)”，在高倍下觀察具有“凝固自由面”特征

編號為TX21拉伸試樣斷口上的，

正常區(qū)域在高倍下觀察具有典型的“韌窩”特征

96其他案例分析1編號為TX21拉伸試樣斷口上的編號為TX21拉伸試樣匹配某核電廠反應堆壓力容器

B8接管安全端焊縫缺陷示意圖（紅色表示監(jiān)督組抽驗結果）PT檢驗中在原預堆邊焊縫部位的焊接缺陷顯示

97其他案例分析1某核電廠反應堆壓力容器PT檢驗中在原預堆邊焊縫部位的97其他事實（現(xiàn)象）1：制造廠對于從國外采購焊接材料的質量保證嚴重失控。焊材第一次原地驗收不合格，第二次原地驗收未派專業(yè)技術人員參與，也未進行性能見證。在此情況下，焊材入廠后的工藝試驗階段反映出焊材性能很差，只有當采用“強制水冷”和高純氬的特殊條件下焊材性能才勉強合格。在這一質量問題的重要征兆明顯出現(xiàn)的情況下，為何不與焊材制造商交涉，反而決定使用？特別當接管安全端焊縫在制造廠發(fā)現(xiàn)質量問題而返工時，仍然使用這一焊材！98其他案例分析1事實（現(xiàn)象）1：制造廠對于從國外采購焊接材料的質量保證嚴重失事實（現(xiàn)象）2：

制造廠質量管理嚴重混亂，質量保證體系失效

壓力容器接管與安全端焊縫的制造過程中，違反質保要求，質檢程序不合理，最終檢驗發(fā)現(xiàn)6個焊縫中5個焊縫均存在嚴重的超標缺陷。在原因分析過程中制造廠又發(fā)生“焊縫錯挖”的嚴重質量事故，且隱瞞事實真相，有關人員喪失了最起碼的安全文化，把“焊縫錯挖”歸結為焊工的個人行為。大量的事實表明制造廠質量管理嚴重混亂，質量保證體系失效。為此，國家核安全局給予了制造廠停工整頓的行政處罰。隨后的事態(tài)發(fā)展表明∶存在的問題并未得到徹底糾正，最終釀成反應堆壓力容器接管與安全端焊縫的重大質量事故。由此，帶來了重大經濟損失和嚴重的后果。根據(jù)核安全法規(guī)《民用核承壓設備安全監(jiān)督管理規(guī)定HAF601》第五章第二十二條的有關規(guī)定，國家核安全局于2003年12月30日給予了XX鍋爐廠有限公司吊銷《核承壓設備制造資格許可證》的行政處罰。99其他案例分析2事實（現(xiàn)象）2：99其他案例分析2事實（現(xiàn)象）3：檢驗失控

異材鎳基焊縫的超聲波檢驗是一項帶有較高技術難度的項目。在制造階段采用的的靈敏度對比試塊無堆焊層與實際工件不一致，在此不利條件下，檢驗單位未按照程序要求對檢驗系統(tǒng)的靈敏度進行嚴格的標定，也未采取恰當?shù)穆暷苎a償；對其檢驗結果，在依據(jù)不足的條件下判定檢驗出的信號顯示全部為“可接受的體積型顯示”；事隔近一年，在相同的檢驗人員、同樣的設備儀器和靈敏度對比試塊，嚴格按照程序要求操作的條件下進行重復檢驗時，在同一焊縫上發(fā)現(xiàn)了相當數(shù)量“不可接受的超標缺陷”。事實說明“認真”與“不認真”結果完全不一樣！而“認真”恰恰是檢驗單位必須具備的基本素質之一。100其他案例分析3事實（現(xiàn)象）3：檢驗失控100其他案例分析3事實（現(xiàn)象）4：

當焊縫存在超標缺陷時認為設計院提出的技術要求不合理，甚至認為都是設計院惹的“禍”！似乎若不采用超聲波探傷（UT）發(fā)現(xiàn)超標缺陷，而僅采用射線探傷（RT）也就“沒有”問題了！

實踐恰恰表明：某些規(guī)范制定的并非完善，反應堆壓力容器接管與安全端焊縫（特別是選用Inconel-690鎳基合金材料時）在制造階段的無損檢驗采用超聲波探傷（UT）是完全必要的，也是可行的。

101其他案例分析4事實（現(xiàn)象）4：101其他案例分析4事實（現(xiàn)象）5：制造廠和核電廠營運單位對該問題的技術把握和處理的決策上存在失誤主要表現(xiàn)在：

1)對焊材性能不良，工藝裕度不足的問題處理失誤；

2)異材焊縫采用Inconel-690鎳基合金焊接的工藝難度較大，對所采用焊接工藝的成熟性判斷失誤，未能及時發(fā)現(xiàn)焊縫中存在較多的“點狀”未熔合類型的焊接缺陷；

3)對于接管與安全端焊縫制造階段水壓試驗前后兩次無損檢驗（UT、RT）的結果所反映出的明顯疑點，未能引起注意；即：UT檢驗報告判定的最大長度達55mm的30余個“體積”型缺陷顯示在相應的RT檢驗結果中無一反映。這明顯不合邏輯，意味著UT檢驗對缺陷顯示性質的判斷可能有誤，如果是非體積型的面狀缺陷，就意味著產品不合格。對如此重要的質量問題“征兆”，既未能引起注意，也未能做出準確判斷。對此，檢驗單位負有不可推卸的直接責任。但是，作為承擔最后一道技術把關責任的技術決策者，又再次未能清醒地把握住，致使該重大質量問題“漏”到了核電廠。

4)該重大不符合項尚未關閉的情況下，相關的技術決策者對接管與安全端焊縫的質量做出了完全錯誤的判斷，作出了2號反應堆壓力容器通過驗收，產品出廠，運往核電廠現(xiàn)場進行安裝的錯誤決策。102其他案例分析5事實（現(xiàn)象）5：制造廠和核電廠營運單位對該問題的技術把握和處事實（現(xiàn)象）6：國家核安全局監(jiān)督工作不到位，有待改進

如果國家核安全局對核承壓設備的過程能夠深入到核安全一級設備的關鍵工序和重要檢驗項目，也許壓力容器接管安全端焊縫除機械性能問題以外的超標缺陷問題能在設備出廠前，早一些發(fā)現(xiàn)，早一些處理損失也就會小一些。事實（現(xiàn)象）7：核工業(yè)無損檢驗的資格認證和監(jiān)督管理存在缺陷，急侍完善

除了原己采用的對相應無