反 应 堆 工程(第十一讲).ppt

反 应 堆 工程第十一讲 （2010—2011学年第一学期） 主讲：杨 波 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 1 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、Metropolitan Edison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。 这次事故由给水丧失引起瞬变开始，经过一系列事件造成了堆芯部分融化，大量裂变产物释放到安全壳。 尽管对环境的放射性释放以及对运行人员和公众造成的辐射后果是很微小的，但该事故对世界核工业的发展造成了深远的影响。 1.1 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。 两个环路，每个环路上有两个主循环泵和一台直流式蒸汽汽发生器。一次冷却剂运行压力为14.8MPa，出口温度为319.4℃。 反应堆压力由一个稳压器维持。稳压器通过一个电动泄压阀(PORV)与反应堆冷却剂排放箱相连。 专设安全设施包括反应堆控制棒，高压注入应急堆芯冷却系统(ECCS)，含硼水箱和安全壳ECCS再循环水坑等。 1.2 事故过程 1979年3月28日早晨4点反应堆运行在97％额定功率下。运行工作人员正在维修净化给水的离子交换系统。事故是由凝结水流量丧失触发给水总量的丧失而开始的。 凌晨4时零分37秒主汽轮机跳闸。所有应急给水泵全部按设计要求启动，但实际上流量因隔离阀关闭而受阻。 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。 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。 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。 当进入事故大约2分钟时，高压注入系统(HPI)自动触发从换料水箱抽含硼水送入堆芯，但是只运行了2分钟左右，操作人员就关闭了一台HPI泵。造成注入的水流量率小于通过电动泄压阀所损失的冷却剂损失速率。操作人员这样操作是因为他们看到稳压器中出现了高水位指示，误认为一回路水量太多。 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。 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Seal Loca。 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。 在事故后大约2.5小时，反应堆堆芯相当大部分已裸露，并经受了持续的高温。这种工况导致了燃料损坏，堆芯裂变产物大量释放以及氢气的生成，堆芯已严重损坏。 3月28日16时30分，公司管理部门指示电厂工作人员提高反应堆冷却剂系统的压力，以消除空泡。 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。 1.3 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。 大约是在事故发生后11小时，此时堆芯水位降