嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象課件

嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象核電站設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故核反應(yīng)堆冷卻水管道雙端斷裂大破口失水事故(LOCA)單一故障原則ECCS堆芯應(yīng)急注水(非斷裂回路)正常工況流動(dòng)事故工況流動(dòng)事故應(yīng)急注水壓力殼堆芯冷卻劑管道斷裂核電站設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(失水事故)核電站嚴(yán)重事故

核反應(yīng)堆堆芯熔化大面積燃料包殼失效超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故多重失效(人因、故障等）ECCS堆芯應(yīng)急注水失效正常工況流動(dòng)事故工況流動(dòng)事故應(yīng)急注水冷卻劑管道破裂核電站嚴(yán)重事故（堆芯熔化）壓力殼全廠斷電...堆芯熔化美國(guó)三里島核電站事故（1979）蘇聯(lián)切爾諾貝里核電站事故（1986）嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象核電廠嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)堆堆芯大面積燃料包殼失效,威脅或者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(zhì)泄漏的一系列過(guò)程。

一般來(lái)說(shuō)，核反應(yīng)堆的嚴(yán)重事故可以分為兩大類：——堆芯熔化事故（CMAs）：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(guò)程，其發(fā)展較為緩慢，時(shí)間尺度為小時(shí)量級(jí)。美國(guó)三哩島事故——堆芯解體事故（CDAs）：堆芯解體事故是由于快速引入巨大的反應(yīng)性，引起功率陡增和燃料碎裂的過(guò)程，其發(fā)展非常迅速，時(shí)間尺度為秒量級(jí)。蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故

核電廠的嚴(yán)重事故嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象5.1嚴(yán)重事故過(guò)程和現(xiàn)象過(guò)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(dǎo)，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(jié)構(gòu)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(yīng)—〉向安全殼釋放H2,CO,CO2等不凝氣體。安全殼可能破損：因不凝氣體聚集持續(xù)晚期超壓(3-5day)導(dǎo)致破裂或貫穿件失效；熔融堆芯燒穿地基。高壓熔堆堆芯冷卻不足為先導(dǎo)條件（如失去二次側(cè)熱阱事件）嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象

高壓堆芯熔化過(guò)程進(jìn)展相對(duì)較慢，約為小時(shí)量級(jí)，因?yàn)橛斜容^充裕的干預(yù)時(shí)間；

燃料損傷過(guò)程是隨堆芯水位緩慢下降而逐步發(fā)展的，對(duì)于裂變產(chǎn)物的釋放而言，高壓過(guò)程是“濕環(huán)境”，氣溶膠離開(kāi)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(shí)刻的壓力差，使高壓過(guò)程后堆芯熔融物的分布范圍比低壓過(guò)程的更大，并有可能造成完全殼內(nèi)大氣的直接加熱。因而，高壓熔堆過(guò)程具有更大的潛在威脅。高壓熔堆特點(diǎn)嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象I．堆內(nèi)事故過(guò)程始發(fā)事故嚴(yán)重事故進(jìn)展II．堆外事故過(guò)程嚴(yán)重事故進(jìn)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(chǎn)物遷移安全殼破損裂變產(chǎn)物大氣釋放

①②③④⑤⑥⑦⑧正常熱工水力事故堆芯傳熱包殼氧化產(chǎn)生氫氣堆芯熔化進(jìn)展裂變產(chǎn)物釋放裂變產(chǎn)物傳遞和沉淀堆內(nèi)水蒸汽爆炸壓力容器破損壓水堆核電站嚴(yán)重事故事故系列及進(jìn)展嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象嚴(yán)重事故次序圖5-1嚴(yán)重事故次序：熱工水力過(guò)程用實(shí)線表示：裂變產(chǎn)物（FP）氣溶膠用虛線表示嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象嚴(yán)重事故時(shí)的主要現(xiàn)象

安全殼反應(yīng)堆壓力容器安全殼直接加熱堆芯熔融的進(jìn)展裂變產(chǎn)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嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象嚴(yán)重事故的主要現(xiàn)象壓力容器內(nèi)的氫氣產(chǎn)生

(In-VesselHydrogenGeneration)堆芯熔融的進(jìn)展(CoreMeltProgression)壓力容器內(nèi)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(nèi)的水蒸氣爆炸(Ex-VesselSteamExplosion)基礎(chǔ)混凝土的熱分解(BasementConcreteDisinteragtion)安全殼內(nèi)的氫氣產(chǎn)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(nèi)的核裂變產(chǎn)物的放出(In-VesselFissionProductRelease)壓力容器內(nèi)冷卻系統(tǒng)內(nèi)的核裂變產(chǎn)物的沉積

(In-VesselFissionProductionDeposition)安全殼內(nèi)的核裂變產(chǎn)物的放出(Ex-VesselFissionProductRelease)安全殼內(nèi)的核裂變產(chǎn)物的沉積(Ex-VesselFissionProductionDeposition)核裂變產(chǎn)物在環(huán)境中的放出嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象具有最大不確定性的問(wèn)題評(píng)價(jià)程序用的論證工作利用國(guó)際合作進(jìn)一步確定嚴(yán)重事故的議題目前主要研究方向嚴(yán)重事故研究主要參與國(guó)或地區(qū)和機(jī)構(gòu)國(guó)外研究規(guī)模近十多年核電站安全研究領(lǐng)域投資最大、研究力量最集中、國(guó)際合作范圍最廣的研究學(xué)科美國(guó)、日本、英國(guó)、德國(guó)、加拿大、意大利、瑞士、瑞典、韓國(guó)、臺(tái)灣、芬蘭、俄國(guó)、法國(guó)、歐共體等嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象5.2堆芯熔化過(guò)程(CoreMeltProgression)堆芯加熱燃料包殼變形氧化過(guò)程堆芯熔化堆芯熔化的三種定位機(jī)理多孔碎片床嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象鋯水反應(yīng)包殼氧化氧化侵蝕氧化殼支撐共晶反應(yīng)5.2.1堆芯加熱表面干涸H2燃料元件元件/包殼在瞬態(tài)或LOCA中導(dǎo)致冷卻劑裝量的損失，對(duì)芯裸露后，燃料中的衰變熱將引起燃料元件溫度上升。由于燃料棒與蒸汽之間的傳熱性能較差，此時(shí)燃料元件溫度上升較快；如果主系統(tǒng)壓力較低，由于燃料棒內(nèi)氣體的壓力上升會(huì)導(dǎo)致包殼腫脹。燃料溫度繼續(xù)上升并超過(guò)1300k，則鋯合金包殼開(kāi)始與水或水蒸氣氧化反應(yīng)包殼腫脹嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象

包殼腫脹和破裂包殼氧化和過(guò)熱氧化速度的增強(qiáng)（增強(qiáng)2.6倍）包殼直徑腫脹1.3倍破裂和內(nèi)層面積的加入流道的變形對(duì)流動(dòng)的影響變形原理內(nèi)外應(yīng)力驅(qū)動(dòng)引起塑性變形內(nèi)部裂變氣體（燃料棒內(nèi)氣體的壓力上升導(dǎo)致包殼腫脹）高溫包殼變形1220K燃料包殼變形包殼后果嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象氧化過(guò)程特點(diǎn)放熱反應(yīng)產(chǎn)生氫氣蒸汽減少支撐材料（如包殼）的厚度、強(qiáng)度變化分析內(nèi)容

氧化物的質(zhì)量變化率結(jié)構(gòu)材料的氧化（包殼、定位格架、下部支撐件）再灌水會(huì)引起包殼粉碎

氧化增強(qiáng)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+

熱量嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象5.2.2堆芯熔化概述1400熔化過(guò)程比較復(fù)雜嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象堆芯熔化過(guò)程中與燃料有關(guān)的過(guò)程包括三種不同的重新定位機(jī)理熔化的材料沿棒的外表面的蠟燭狀流動(dòng)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(gè)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嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象鋯水反應(yīng)包殼氧化堆芯材料表面熔化和燭熔現(xiàn)象凝結(jié)和堆積再定位氧化侵蝕氧化殼支撐共晶反應(yīng)包殼失效下封頭失效崩塌和碎片的形成堆芯加熱、熔融進(jìn)展相關(guān)現(xiàn)象總結(jié)表面干涸H2燃料元件堆芯的塌落熔融池的產(chǎn)生壓力容器元件/包殼元件間的液滴聚合嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象Xe，Kr，Ce，I燃料達(dá)到液態(tài)條件UO2發(fā)生粉碎時(shí)，裂變產(chǎn)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(shí)的FP釋放嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象控制棒、可燃毒物棒和結(jié)構(gòu)材料會(huì)形成一種相對(duì)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(dǎo)致堵塞流道面積，引發(fā)堆芯的加速升溫。1400此時(shí)，堆芯內(nèi)蒸汽的產(chǎn)生量對(duì)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(gè)碎片床。UO2芯塊可能破碎，并倒塌進(jìn)入早先重新定位的碎片層，形成一種多孔碎片床。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象5.3壓力容器內(nèi)的現(xiàn)象當(dāng)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(guò)程中也可能發(fā)生倒塌現(xiàn)象，固態(tài)的物質(zhì)將直接落入下腔室。堆芯熔融物在下落的過(guò)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(nèi)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，堆芯熔融物將有可能以雨?duì)钕侣洹：蠊喝魤毫θ萜鞯南虑皇伊舸嬗幸欢ǖ乃?，在堆芯熔融物的下降過(guò)程中可能發(fā)生蒸汽爆炸。若堆芯熔融物下降過(guò)程中首先直接接觸壓力容器的內(nèi)壁，將發(fā)生消融現(xiàn)象，對(duì)壓力容器的完整性構(gòu)成極大的威脅。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一個(gè)非常復(fù)雜的傳質(zhì)傳熱過(guò)程，是否能有效冷卻下腔室中的堆芯熔融物將直接影響到壓力容器的完整性。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象5.3.1堆芯碎片在壓力容器下腔室的重新定位由于裂變產(chǎn)物衰變產(chǎn)生的功率和基體上由重新定位物氧化產(chǎn)生的化學(xué)能，堆芯碎片將會(huì)繼續(xù)升溫，直到結(jié)塊的內(nèi)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(zhì)組成的硬殼覆蓋；隨著熔融物在下腔室中流動(dòng)，熔坑可能增長(zhǎng)，低共熔物逐漸被熔化，甚至由于坑的機(jī)械應(yīng)力和熱應(yīng)力的作用而斷裂。熔坑上部的覆蓋層可能由于熱應(yīng)力作用而裂開(kāi)，并且落入熔坑內(nèi)。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象在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很小的顆粒，這些小顆粒在壓力容器下腔室形成一個(gè)碎片床，同時(shí)，由于大量的冷卻劑蒸發(fā)，將導(dǎo)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(dǎo)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(jié)構(gòu)（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(duì)壓力容器的供水能力。如果碎片床能被冷卻，事故將會(huì)終止。如果不能冷卻燃料碎片，這些燃料碎片在下腔室再熔化，形成一個(gè)熔融池。熔融池中流體的自然對(duì)流會(huì)使壓力容器下封頭局部熔化。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象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(jié)團(tuán)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(guò)程中凝結(jié)、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燃料碎片池碎片池冷卻水凝結(jié)和堆積支撐板元件間的液滴聚合支撐物的崩塌燃料棒的解體嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象下腔室燃料碎片冷卻機(jī)理的假設(shè)冷卻水冷卻水燃料碎片池燃料碎片池堆芯下腔室(a)固化前(b)固化后間隙裂縫嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象壓力容器內(nèi)的氫氣產(chǎn)生(In-VesselHydrogenGeneration)鋯+水蒸氣氧化鋯+氫氣+熱量起因發(fā)熱反應(yīng)使堆芯升溫加速，堆芯熔化加速；氫氣可能在堆芯內(nèi)燃燒，壓力容器破損后在安全殼內(nèi)燃燒；氫氣會(huì)降低安全殼噴淋對(duì)減壓的效果。后果控制棒、燃料包殼、燃料的融化過(guò)程共晶反應(yīng)氫氣發(fā)生研究嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象VaporExplosionpressurewave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(guò)程fragmentsmelt-droplet高壓蒸汽沿周向擴(kuò)散，熱能轉(zhuǎn)化為機(jī)械能輕水反應(yīng)堆可能發(fā)生壓力容器內(nèi)和壓力容器外兩種典型的蒸汽爆炸。膜態(tài)沸騰嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象In-VesselSteamExplosion急劇的蒸汽發(fā)生極端的情況下產(chǎn)生沖擊力沖擊力可能會(huì)造成堆內(nèi)構(gòu)造物損傷或壓力容器頂蓋沖飛（－mode失效）WASH-1400中被假設(shè)為早期安全殼失效的一種可能來(lái)源。小質(zhì)量飛射物的爆炸噴射-如控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)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(dá)安全殼內(nèi)壁-認(rèn)為這種機(jī)理引起的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)，可能引發(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(duì)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(diǎn)嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象蒸汽爆炸-爭(zhēng)論的話題實(shí)驗(yàn)研究表明：從燃料中儲(chǔ)存的能量轉(zhuǎn)換成爆炸能的轉(zhuǎn)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(yīng)，那么所形成的爆炸等效于100kgTNT的威力。這種事件的概率極低，可以忽略不計(jì)。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象5.3.3下封頭損壞模型從堆芯熔落物至壓力容器內(nèi)壁的傳熱：固態(tài)碎片的瞬態(tài)導(dǎo)熱；碎片的熔化，液態(tài)熔融物的自然對(duì)流；液態(tài)熔坑中不同物質(zhì)的分層及其自然對(duì)流壓力容器內(nèi)壁局部熔化嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象堆芯熔融物蒸汽向安全殼內(nèi)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(qiáng)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的反應(yīng)下封頭的蠕動(dòng)過(guò)程測(cè)量管道的健全性NRC研究工作：臨界熱流密度試驗(yàn)（PennState），結(jié)束。低壓頭破損試驗(yàn)（SNL），結(jié)束。容器內(nèi)堆積物冷卻性試驗(yàn)（FAI），進(jìn)行中OECD的RASPLAY計(jì)劃（RRC－KI），進(jìn)行中德國(guó)的DEBRIS/PRV計(jì)劃韓國(guó)的SONATA計(jì)劃法國(guó)IPSN正在開(kāi)發(fā)的ICARE2程序日本JAERI正在開(kāi)發(fā)的CAMP程序COUPLE程序國(guó)際大型相關(guān)研究計(jì)劃典型的分析程序嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象冷卻水燃料碎片池固化前壓力容器的熔融貫通相關(guān)現(xiàn)象碎片團(tuán)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嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象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，那么該管道壁可能發(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(duì)下封頭的快速加熱，可能導(dǎo)致球形蠕變斷裂。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象5.3.4自然循環(huán)嚴(yán)重事故期間，自然循環(huán)被視為壓水堆（沸水堆）中的一個(gè)重要現(xiàn)象,密度梯度形成壓力容器內(nèi)的自然循環(huán)流動(dòng),一方面使蒸汽在堆芯中的溫度分布趨于均勻，另一方面使蒸汽在堆芯內(nèi)更加均勻，從而可能增加金屬與蒸汽的氧化反應(yīng)速率，導(dǎo)致更嚴(yán)重的包殼氧化。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象壓力容器內(nèi)諸現(xiàn)象的研究課題1)

堆芯的損傷、熔化過(guò)程控制棒、燃料包殼、燃料的融化過(guò)程共晶反應(yīng)氫氣發(fā)生再定位

2)

壓力容器內(nèi)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的自然對(duì)流硬殼的生成及燃料堆積物的固化性狀熔融池的分層化固化熔融物和下壓頭間的空隙的形成和水對(duì)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(zhǎng)期確保

3)

壓力容器的健全性熔融堆芯和下封頭的反應(yīng)下封頭的蠕動(dòng)過(guò)程測(cè)量管道的健全性嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象5.4安全殼內(nèi)過(guò)程安全殼早期失效直接安全殼加熱（DCH）蒸汽爆炸氫氣產(chǎn)生、擴(kuò)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(zhì)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(shí)間內(nèi)安全殼的失效。由于其啟動(dòng)廠外應(yīng)急程序的警報(bào)時(shí)間很短，而且安全殼內(nèi)放射性物質(zhì)的沉淀時(shí)間很短而導(dǎo)致更大的放射性物質(zhì)的釋放。對(duì)嚴(yán)重事故分析來(lái)說(shuō)，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(zhǎng)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?xì)怏w的燃燒，安全殼逐步超壓以及地基熔穿。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象安全殼直接加熱(DCH:DirectContainmentHeating)高壓的狀態(tài)下發(fā)生熔融貫通時(shí)，熔融物將以高壓向安全殼內(nèi)噴放高溫熔融物在微?；?，浮游在安全殼環(huán)境中，導(dǎo)致熔融物的總表面積顯著增加起因后果安全殼內(nèi)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(chǎn)生化學(xué)反應(yīng)熱可能會(huì)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(cè)系統(tǒng)的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(zhì)量系統(tǒng)中熔融物和氣體的成分熔融物的溫度嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象DCH在Zion概率安全研究中，首先指出核電廠直接安全殼加熱的潛在風(fēng)險(xiǎn)。塞瑞核電廠的嚴(yán)重事故事件的評(píng)價(jià)文獻(xiàn)中和USNRC的反應(yīng)堆風(fēng)險(xiǎn)參考文獻(xiàn)NUREG-1150中突出出來(lái)。盡管概率低，但卻是對(duì)整個(gè)風(fēng)險(xiǎn)有最顯著貢獻(xiàn)的事件之一。能量傳至安全殼空氣進(jìn)入安全殼的流道散布的碎片嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象安全殼內(nèi)的氫氣產(chǎn)生(Ex-VesselHydrogenGeneration)起因熔融堆芯在分解地基混凝土?xí)r，堆芯與混凝土相互作用（MCCI）

也會(huì)產(chǎn)生氫氣。熔融物中的鋯等金屬，引起金屬的化學(xué)反應(yīng)，水蒸氣還原成氫氣水中溶入放射性物質(zhì)，長(zhǎng)時(shí)間的放射分解產(chǎn)生氫氣后果氫氣燃燒安全殼升溫升壓研究金屬—水反應(yīng)水的放射性分解氫氣的分布嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象安全殼內(nèi)氫氣的分布在TMI-2事故中，安全殼中產(chǎn)生了大量的氫氣，并發(fā)生過(guò)自燃事件。為了評(píng)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(duì)不同燃燒方式的氫氣濃度的下限值（體積百分比）：向上擴(kuò)展4.1%，橫向擴(kuò)展：6.0%，向下擴(kuò)展：9.0%。EPRI的氫氣燃燒實(shí)驗(yàn)表明：氫氣燃燒發(fā)展而成的壓力對(duì)氫氣濃度極其敏感嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象氫氣燃燒（HydrogenBurning）方式擴(kuò)散燃燒：一個(gè)連續(xù)的氫氣流作供給的穩(wěn)定燃燒，特點(diǎn)：生成的壓力峰值較小而可忽略，但燃燒時(shí)間較長(zhǎng)，引起的局部熱流密度較高在有點(diǎn)火器的情況下發(fā)生擴(kuò)散燃燒的可能性較大安裝點(diǎn)火器的目的：是降低氫氣的擴(kuò)散范圍和降低氫氣的濃度而降低事故的風(fēng)險(xiǎn)?？焖贉p壓燃燒：燃燒以相當(dāng)慢的速度從點(diǎn)火處向氫氣、蒸汽和空氣的混合氣體中蔓延特點(diǎn)：壓力的增加比較適度，高熱流密度持續(xù)的時(shí)間較短氫氣燃燒的速率和總量決定了由此而產(chǎn)生的作用與安全殼的附加壓力和溫度爆燃：燃燒以超聲波的速度在氫氣、蒸汽和空氣的混合氣體中擴(kuò)散特點(diǎn)：在極短時(shí)間內(nèi)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(zhuǎn)變嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象安全殼隔離失效安全殼隔離失效是指：在發(fā)生事故時(shí)，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(shè)備出入門、人員出入氣鎖門、元件運(yùn)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(guò)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(shè)有隔離閥，一般采用兩個(gè)串連的閥門以滿足單一故障準(zhǔn)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(huì)比較嚴(yán)重。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象二、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(zhǎng)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?xì)怏w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(zhì)與混凝土相互作用歸結(jié)為如下問(wèn)題：嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象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，碎片驟冷，驟冷產(chǎn)生蒸汽，從而將增加安全殼內(nèi)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(jié)構(gòu)特性。堆芯碎片物質(zhì)的最終冷卻是終止嚴(yán)重事故的重要標(biāo)準(zhǔn)，碎片床的可冷卻特性是目前學(xué)術(shù)界研究的熱點(diǎn)。TMI-2事故中，在壓力容器的下封頭內(nèi)約有20t堆芯碎片物質(zhì)最終被冷卻，至今人們對(duì)這一現(xiàn)象原因還不清楚，主要是復(fù)雜的碎片床的三維結(jié)構(gòu)、冷卻劑進(jìn)入碎片床的途徑不明等。碎片床可能是液態(tài)、固態(tài)顆粒（多孔介質(zhì)）但孔隙率很低、也可能由不同的多孔介質(zhì)特性組成的分層結(jié)構(gòu)對(duì)液態(tài)的碎片床來(lái)說(shuō)，國(guó)外有關(guān)試驗(yàn)研究結(jié)果表明，對(duì)碎片床采取頂端淹沒(méi)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(nèi)部；從液態(tài)的碎片床的底部提供冷卻劑，會(huì)形成多孔的固態(tài)碎片床，容易被冷卻（底部淹沒(méi)）。這是一個(gè)非常復(fù)雜的傳質(zhì)傳熱過(guò)程。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象基礎(chǔ)混凝土的熱分解(BasementConcreteDisintegration)

對(duì)于由90000kg燃料和22000kg不銹鋼組成的堆芯熔落物，氫氣產(chǎn)量的最大理論值為1392.2kg。根據(jù)試驗(yàn)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(chǎn)物，消耗水4300kg。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象混凝土消融的化學(xué)反應(yīng)嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象安全殼內(nèi)的諸現(xiàn)象研究課題（一）

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(氫氣、一氧化炭、二氧化碳等)裂變產(chǎn)物微粒的發(fā)生對(duì)安全殼的加載注水時(shí)的冷卻性能2)對(duì)安全殼的直接加熱(DCH)微?；廴谖锏膰姵鰧?duì)安全殼的加載防止壓力溫度急劇上升的安全殼內(nèi)配置上的措施3)氫氣行為金屬—水反應(yīng)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(duì)策嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象安全殼內(nèi)的諸現(xiàn)象研究課題（二）

4)熔融物的擴(kuò)大向臺(tái)座或反應(yīng)堆地坑的擴(kuò)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(cè)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(cè)管道的耐壓性安全殼貫穿件(電線、管道、臺(tái)架等)的風(fēng)險(xiǎn)冷卻劑管道的蠕變斷裂嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象嚴(yán)重事故管理-即嚴(yán)重事故的對(duì)策1)嚴(yán)重事故的預(yù)防采用一切可用的措施，防止堆芯熔化。2)嚴(yán)重事故的緩解若堆芯開(kāi)始熔化，采用各種手段，盡量減少放射性向廠外的釋放。嚴(yán)重事故管理的內(nèi)容事故管理的基本任務(wù)：1)預(yù)防堆芯損壞2)中止已經(jīng)開(kāi)始的堆芯損壞過(guò)程，將燃料滯留于主系統(tǒng)壓力邊界以內(nèi)。3）在一回路壓力邊界完整性不能確保時(shí)，應(yīng)盡量減少放射性向廠外的釋放。4）萬(wàn)一安全殼完整性也不能確保，應(yīng)盡量減少放射性向廠外的釋放。確保三大安全功能嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象事故管理的方向及對(duì)策反應(yīng)堆停止機(jī)能反應(yīng)堆冷卻機(jī)能放射性物質(zhì)封閉機(jī)能安全機(jī)能的支持機(jī)能緊急停堆輔助給水泵的啟動(dòng),由蒸汽發(fā)生器對(duì)堆芯冷卻帶走衰變熱抑制壓力上升機(jī)能添加功能添加效果利用汽輪機(jī)旁路系統(tǒng)增加對(duì)一次側(cè)冷卻、減壓功能,進(jìn)而啟動(dòng)ECCS的低壓系統(tǒng)補(bǔ)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(guò)對(duì)一次側(cè)的持續(xù)減壓，注水和泄放等使對(duì)堆芯進(jìn)行長(zhǎng)期冷卻提高向堆芯的注水能力，使堆芯崩潰熱除去功能向上噴淋系統(tǒng)降溫降壓利用安全殼內(nèi)的空調(diào)冷卻器進(jìn)行自然對(duì)流冷卻，使內(nèi)部水蒸氣凝結(jié)用水箱等的水向安全殼內(nèi)注水一次側(cè)的強(qiáng)制減壓以防止DCH安全殼內(nèi)設(shè)置氫氣點(diǎn)火器，氫氣復(fù)合裝置等用于法防止燃燒氫氣沙堆過(guò)濾器利用消火水冷卻ECCS泵連通相鄰電廠間的動(dòng)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)的供電能力嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象主要事故管理對(duì)策混凝土反應(yīng)堆壓力容器蒸汽發(fā)生器MSRVPORV一次側(cè)FP堆芯二回路系統(tǒng)注水和泄放一回路系統(tǒng)強(qiáng)制減壓冰凝汽器型安全殼內(nèi)的氫氣點(diǎn)火裝置空調(diào)冷卻器硼酸注入系統(tǒng)利用安全殼內(nèi)空調(diào)冷卻器的自然對(duì)流冷卻氫氣點(diǎn)火器應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)汽輪機(jī)旁通系統(tǒng)、及其它水源的使用給水泵手動(dòng)啟動(dòng)安全殼嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象嚴(yán)重事故的操作管理在嚴(yán)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(guò)濾器通風(fēng)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(duì)這些方法進(jìn)行評(píng)估，德國(guó)反應(yīng)堆安全委員會(huì)建議安裝非能動(dòng)催化復(fù)合器。直接安全殼加熱（DCH）。大多數(shù)國(guó)家認(rèn)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(zhǎng)期）。應(yīng)加強(qiáng)對(duì)安全殼密封性的探測(cè)和控制。安全殼中堆芯熔化碎片的可冷卻性。這個(gè)問(wèn)題至今沒(méi)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(fù)荷。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象研究機(jī)構(gòu)上海核工程研究設(shè)計(jì)院中國(guó)核動(dòng)力研究院北京原子能研究院研究?jī)?nèi)容現(xiàn)象研究程序開(kāi)發(fā)、評(píng)價(jià)程序應(yīng)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(xué)清華大學(xué)嚴(yán)重事故在我國(guó)的研究現(xiàn)狀嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象Reactoraccidents-Chernobyl1986TheChernobylUnit4afterthecatastrophy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(nèi)）的切爾諾貝利核電站4號(hào)機(jī)組發(fā)生爆炸，8噸多強(qiáng)輻射物質(zhì)傾瀉而出，使5萬(wàn)多平方公里的土地受到污染，320多萬(wàn)人遭受核輻射的侵害。事故發(fā)生后，發(fā)生爆炸的4號(hào)機(jī)組被用鋼筋混凝土封起來(lái)，電站30公里以內(nèi)的地區(qū)被定為“禁入?yún)^(qū)”。嚴(yán)重事故主要現(xiàn)象“石棺”

鋼筋混凝土封起來(lái)的切爾諾貝利核電站4號(hào)機(jī)組

圖為用鋼筋混凝土封起來(lái)的曾經(jīng)發(fā)生核泄露的切爾諾貝利核電站4號(hào)機(jī)組現(xiàn)在將爆炸的核反應(yīng)堆包裹起來(lái)的“石棺”是