核反应堆安全解读.ppt

* ? 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1482?C。??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(p3.0MPa)，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