第5章 核电厂的严重事故
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教学课件：第五章-核电厂的严重事故
严格遵守安全规定
核电厂工作人员必须严格 遵守安全规定，确保操作 过程的安全性。
提高员工安全意识
通过培训和教育，提高员 工的安全意识和应对突发 事件的能力。
应急预案
制定应急预案
针对可能发生的核电厂严 重事故，制定详细的应急 预案。
建立应急响应队伍
组建专业的应急响应队伍， 负责事故发生后的紧急处 理和救援工作。
严重事故的管理和应对措 施
为了应对核电厂严重事故，需 要采取一系列的管理和应对措 施。这些措施包括早期预警、 应急响应、疏散和救援等，旨 在减轻事故后果并保护公众和 环境安全。
展望
01
未来核安全改进的方向
随着核能技术的发展和核安全要求的提高，未来核安全改进的方向包括
提高反应堆设计的安全性、加强核设施的监管和监测、提高应急响应能
心理压力
事故产生的恐慌、焦虑和不确定性对受影响人群造成巨大的心理压力，可能导致 创伤后应激障碍等心理疾病。
对环境的影响
辐射污染
核事故释放的放射性物质可能污染水源、土壤、植被等环境 要素，影响生态平衡和生物多样性。
长期环境修复
需要长期的环境监测和清理工作，以降低核事故对环境的长 期影响。
对社会的影响
严重事故的起因和过程
核电厂严重事故通常由反应堆 冷却剂系统失效或失去外部电 源引发。这些事件可能导致反 应堆堆芯过热、熔化，进而引 发蒸汽爆炸和放射性物质释放 。
严重事故的后果和影响
核电厂严重事故可能导致放射 性物质释放到环境中，对人类 健康和环境造成严重影响。这 些影响包括急性辐射病、长期 健康影响以及生态系统的破坏 。
定期演练
对应急预案进行定期演练， 提高应急响应队伍的实战 能力和协调配合能力。
核反应堆安全分析考试重点
核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：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。
缓解因素：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）。
LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。
PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。
3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。
4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。
④对每个核电站制定应急计划。
（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。
（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。
《核电厂事故》PPT课件
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13
安全屏障与关键安全功能之间的关系
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系
3.关键安全功能状态树
关键安全功能状态树是用来引导操纵员对核电广安全功能状态进行系 统性诊断的系统。
（1 ）结构
①整个安全功能状态树由六个具有树结构的状态树串接组成，由CSF1 ～ CSF-6 。每个状态树对应一个关键安全功能，负责对该安全功能 的状态进行诊断。
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系
1. 最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 ➢关键安全功能状态树的诊断是与最佳恢复规程的执行相并行。
➢只有当应急母线上有电且安全功能状态树诊断出某个关键安全功能
遭到严重破坏时才中断最佳恢复导则的执行，转而执行相关的功能恢 复导则。
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3
5.1 概述
2. 三哩岛事故后应急运行规程的特点 三哩岛事故后的应急运行规程主要是面向征兆的规程，或叫征兆定向 （也叫状态导向）的规程，其主要特点为： (1 ）根据征兆边处置边诊断。 (2 ）判明事故原因后，进行对症处置。 (3 ）增加了关键安全功能定向的处置规程，在失去关键安全功能时， 首先要采取措施恢复关键安全功能。 (4 ）对多重故障有较好的处置效果。
➢当相应的安全功能有所恢复后，再退出功能恢复导则，继续执行原 来中断的最佳恢复导则。
➢功能恢复规程中处理安全功能严重破坏的规程的优先级要比大多数 最佳恢复导则的优先级高。
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 2. 关键安全功能（CSF） (1 ）次临界度 (2 ）堆芯冷却 (3 ）二回路热阱 (4 ）压力边界完整 (5 ）安全壳完整 (6 ）冷却剂装量
核安全综合知识第五六章核与辐射安全安全文化
47
第三节纵深防御
④纵深防御在运行中的实施方法 1．运行限值和条件 2．运行规程 3．堆芯管理和燃料装卸 4．人员资格和培训 5．维修、在役试验、捡查和监督 6．应急准备
48
第三节纵深防御
1．运行限值和条件 •运行限值和条件事先制定好 •须经核安全当局评价和批准 •对人员培训使之清楚限值和条件 •根据经验返馈对其定期审查和修改
核安全的基本技术原则 涉及到下述15个方面
56
第四节核安全的基本技术原则
①安全分级 ②设备鉴定 ③构筑物、系统和部件的可靠性设计 ④火灾和爆炸 ⑤其他内部灾害 ⑥外部事件 ⑦运行要求和限制 ⑧设计基准事故
57
第四节核安全的基本技术原则
⑨ 严重事故 ⑩ 采用经过验证的工程实践 ⑪ 应用经验返馈和安全研究成果 ⑫ 安全评价及独立验证 ⑬ 老化 ⑭ 优化运行人员操作的设计 ⑮ 辐射防护
60
第四节核安全的基本技术原则
3．构筑物、系统和部件的可靠性设计 -考虑发生共因故障的可能性 -考虑“故障安全设计原则”（自动进入安全
状态） -考虑“单一故障准则” -考虑“多重性原则” -考虑独立性 见244页
61
第四节核安全的基本技术原则
故障安全设计原则 “ 系统或部件发生故障时核设施能在无须 任何触发动作的条件下进入有利于安全的 状态的设计原则” （国防科技名词大典）
29
•设计基准事故 •严重事故 ·采用经验证的工程实践 •应用经验反馈和安全研究成果 ·安全评价及其独立验证 •老化 ·优化运行人员操作的设计 •辐射防护（详见第四节）
30
第二节核与辐射安全的基本原则
②辐射防护基本原则 •实践的正当性 •辐射防护最优化 •个人剂量限制
31
第二节核与辐射安全的基本原则
第三节纵深防御
④纵深防御在运行中的实施方法 1．运行限值和条件 2．运行规程 3．堆芯管理和燃料装卸 4．人员资格和培训 5．维修、在役试验、捡查和监督 6．应急准备
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第三节纵深防御
1．运行限值和条件 •运行限值和条件事先制定好 •须经核安全当局评价和批准 •对人员培训使之清楚限值和条件 •根据经验返馈对其定期审查和修改
核安全的基本技术原则 涉及到下述15个方面
56
第四节核安全的基本技术原则
①安全分级 ②设备鉴定 ③构筑物、系统和部件的可靠性设计 ④火灾和爆炸 ⑤其他内部灾害 ⑥外部事件 ⑦运行要求和限制 ⑧设计基准事故
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第四节核安全的基本技术原则
⑨ 严重事故 ⑩ 采用经过验证的工程实践 ⑪ 应用经验返馈和安全研究成果 ⑫ 安全评价及独立验证 ⑬ 老化 ⑭ 优化运行人员操作的设计 ⑮ 辐射防护
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第四节核安全的基本技术原则
3．构筑物、系统和部件的可靠性设计 -考虑发生共因故障的可能性 -考虑“故障安全设计原则”（自动进入安全
状态） -考虑“单一故障准则” -考虑“多重性原则” -考虑独立性 见244页
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第四节核安全的基本技术原则
故障安全设计原则 “ 系统或部件发生故障时核设施能在无须 任何触发动作的条件下进入有利于安全的 状态的设计原则” （国防科技名词大典）
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•设计基准事故 •严重事故 ·采用经验证的工程实践 •应用经验反馈和安全研究成果 ·安全评价及其独立验证 •老化 ·优化运行人员操作的设计 •辐射防护（详见第四节）
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第二节核与辐射安全的基本原则
②辐射防护基本原则 •实践的正当性 •辐射防护最优化 •个人剂量限制
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第二节核与辐射安全的基本原则
第5章 核电厂事故
5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 （2）安全状态的诊断参数及其判据 ①次临界度：核功率、中间量程启动率、源量程启动率。 ②堆芯冷却：反应堆堆芯出口温度、反应堆冷却剂过冷度、反应堆冷却泵 运行状态、压力容器水位。 ③二回路热阱：蒸汽发生器水位、总给水流量、主蒸汽压力。 ④压力边界完整：反应堆冷却剂的冷却率、反应堆冷却剂冷段温度、反应 堆冷却剂系统压力。 ⑤安全壳：安全完压力、安全壳地坑水位、安全壳放射性水平。 ⑥冷却剂装量：稳压器水位、压力容器水位。
5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 （1 ）结构 ③每个状态树只有一个入口，但可有若干个出口，代表各种不同的安 全状态，去启动一个特定的功能恢复规程。但是在核电厂实际运行时 的确定时间内，每通过一次状态树，它只判断出一个确定的状态，也 就是说每个状态树只有一个确定的出口。
5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS)
5. 2. 1 概述 未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型 2. 由反应性骤增而引起的 （1）不可控的硼稀释 （2）次临界状态下的控制棒抽出 （3）功率运行状态下控制棒抽出 （4）落棒 （5）失效环路的启动
5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS)
5. 2. 1 概述 未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型 3. 丧失二次热阱而引起的 （1）丧失给水； （2）丧失负荷。 其中，丧失负荷是这类未紧急停堆的预期瞬变事件中最有特点的事 故，也是整个未紧急停堆的预期瞬变事件中最典型最有特点的事故。
功能恢复导则是指在应急运行状态中，执行以征兆为基础的与安全功 能相关的对策的导则。
当核电厂发生事故（含多重故障及单一故障）使核电厂的某些关键安 全功能受到威胁与破坏，此时可以根据征兆判断出正在受到威胁与破 坏的安全功能，然后遵照相应的功能恢复导则（或功能恢复规程FRP ） 去恢复这部分安全功能，使核电厂恢复到安全状态。
核电厂的严重事故
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(p<3.0MPa)，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：
15.安全壳内裂变产物放出 (Ex-Vessel Fission Product Release)
16.安全壳内裂变产物沉积 (Ex-Vessel Fission Production Deposition)
17. 核裂变产物在环境中的放出 10
5.1 严重事故过程和现象
严重事故研究主要参与国或地区和机构 美国、日本、英国、德国、加拿大、意大利、瑞士、 瑞典、韩国、台湾、芬兰、俄国、法国、欧共体等
3
核电厂的严重事故--内容要点
定性分析压水堆的严重事故过程及现象，压水堆 严重事故的操作管理。
1. 严重事故过程和现象 2. 堆芯熔化过程 3. 压力容器内的过程 4. 安全壳内过程 5. 严重事故管理 6. 核事故应急管理 7. 典型严重事故分析
44
5.1 严重事故过程和现象
压水堆堆芯熔化过程：高压熔堆、低压熔堆
不凝气体聚集持续晚期超压(3-5d)导致破裂或贯穿件失效 熔融堆芯烧穿地基
5
5.1 严重事故过程和现象
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、小小破口失水事故
➢ 高压熔堆特点 ❖ 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。
❖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(p<3.0MPa)，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：
15.安全壳内裂变产物放出 (Ex-Vessel Fission Product Release)
16.安全壳内裂变产物沉积 (Ex-Vessel Fission Production Deposition)
17. 核裂变产物在环境中的放出 10
5.1 严重事故过程和现象
严重事故研究主要参与国或地区和机构 美国、日本、英国、德国、加拿大、意大利、瑞士、 瑞典、韩国、台湾、芬兰、俄国、法国、欧共体等
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核电厂的严重事故--内容要点
定性分析压水堆的严重事故过程及现象，压水堆 严重事故的操作管理。
1. 严重事故过程和现象 2. 堆芯熔化过程 3. 压力容器内的过程 4. 安全壳内过程 5. 严重事故管理 6. 核事故应急管理 7. 典型严重事故分析
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5.1 严重事故过程和现象
压水堆堆芯熔化过程：高压熔堆、低压熔堆
不凝气体聚集持续晚期超压(3-5d)导致破裂或贯穿件失效 熔融堆芯烧穿地基
5
5.1 严重事故过程和现象
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、小小破口失水事故
➢ 高压熔堆特点 ❖ 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。
第5章 急性放射病
中重度骨髓型急性放射病
严重的感染
特点：早期：口腔G+球菌为主:牙龈炎,咽峡炎,扁桃体炎 晚期：G-杆菌为主:肺炎，尿路、肠道感染
乏炎细胞性的炎症反应，红肿不明显，
而出血坏死严重，渗出少。
感染是引起死亡的第一位原因，可加重出血
中重度骨髓型急性放射病
明显的出血
病理基础：PIT数量明显减少，功能下降； 凝血因子减少； 血管壁通透性、脆性增加 特 点：全身广泛性出血，一般内脏出血 早于体表出血。
ห้องสมุดไป่ตู้
主要损伤胃肠道 ，小肠黏膜上皮广 泛的变性、坏死， 黏膜大面积脱落。 临床表现是高烧、 呕吐、反复腹泻、 血水样便。
小脑颗粒细胞、脑干 部细胞大面积固缩坏死 、脑循环障碍，出现水 肿，主要表现为多发性 点状出血。临床表现为 共济失调、肌张力增加 和振颤、强直性或痉挛 抽搐、昏睡、眼震（ CNS五大症状）
事故经过
‡ 按预定计划于1986.4.26.停堆检修； ‡ 4.25.1:00整操作人员降低反应堆功率，14:00关闭了 堆芯紧急冷却系统；23:10又降功率，原定降到700-1000MW，误操作降到30MW以下； ‡ 规定不得少于15根的安全棒被抽得不到10根； ‡ 4.26.1:00，将反应堆功率稳定在200MW； ‡ 4.26.1:23.30’’，达到停堆水平，要求立即停堆却未停堆，
治
疗
（ 4）
早期使用抗放药，改善微循环的药 *改善微循环：低分子右旋糖苷、三磷酸腺苷、 COA、氢化可的松、6一氨基己 酸、对羧基苄胺 。
*抗放药：预防用药
机理：自由基竞争学说 混合二硫键学说 缺氧学说
治
疗
（ 5）
几个常用抗放药： 半胱氨酸（CSH）：SH－OH2-CHCOOH 特点：照前短时间给药有效 药效与纯度有关 静注优于皮下注射，口服无效
核电厂严重事故的物理过程是怎样的？第一期
作 者简 介 ：
Hale Waihona Puke 谢亮（ １ ９ ６ ９ 一 ） ， 男， 江 苏南 京 人 ， 工程师， 从 事 变 电设 备 检 修 管
理工作。
Ｒｅ ｓ ｅ ａ ｒ ｃ ｈ ｏ ｎ Ｉ ｎｔ ｅ ｌ ｌ ｉ ｇ ｅ ｎ ｔ Ｈｅ ａ ｔ ｅ ｒ ｆ ｏｒ Ｓ ｕｂｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｏｕｔ ｄｏ ｏ ｒ Ｔｅ ｒ ｍｉ ｎａ ｌ Ｂｏ ｘ
严重事 故： 严重性超过事故工况的核电厂状态 ， 包 括 造成 堆 芯严 重 损坏 的状 态 。
核 电厂 事 件 分 级 ： 以统 一 的 用 语 向 公 众 快 速 报 道 核设 施 事件 严 重 性 的一 种 手 段 。 如发 生 事 故 ． 为 使 核 电 厂 恢 复 到 受 控 安 全 状态 并 减轻 事 故 后 果 而采 取 的一 系列 阶段 性 行 为 ， 事故处理顺序如下 ： （ １ ） 事 故 序 列 在 发 展 中但 尚未 超 出核 电 厂 设 计 基 准 的 阶 段 ； （ ２ ） 发 生 严 重事 故 ， 但 堆 芯 尚 未损 坏 的 阶段 ； （ ３ ） 堆 芯损 坏 后 阶段 。
［ ２ ３陈 树 勇 ， 宋 书芳 ， 李兰欣 ， 等． 智 能 电网技 术 综 述 ［ Ｊ ］ ． 电 网技
局
Ｉ Ｌ 噬
术． ２ ０ ０ ９． ３ ３ （ ８ ） ： 卜８ ．
现 场应用 表 明 ， 使用 智 能加 热器 的变 电站 ， 减少 了户外 巡视 、 人 工 开启 或关 闭加热 器 的操作 ， 从 根本 上 克服 了 因加 热器 异常 损坏 造成 的凝 露现 象 。特别 是无 人值 守变 电站 应用 智能 加热 器后 ．在 中心 站就
开 始裸 露 ， 随 后 开 始 熔 化 。此 后 过 程 有 两 种 可 能 ， 一种可能是 ， 与低 压熔 化 过程 相 似 ； 另一 种 可能 是 ， 压力容器下封头熔穿后 ， Ｆ ｈ 于 反 应 堆 冷却 剂 系 统 存 在 高 压 发 生 熔 融 物 质 喷 射 弥散 ， 熔 融 的 小 颗 粒 与 空 气 中 的 氧气 发 生 放 热 化 学 反 应 ， 加 强 了传 热 ， 造成“ 直 接 安 全
Hale Waihona Puke 谢亮（ １ ９ ６ ９ 一 ） ， 男， 江 苏南 京 人 ， 工程师， 从 事 变 电设 备 检 修 管
理工作。
Ｒｅ ｓ ｅ ａ ｒ ｃ ｈ ｏ ｎ Ｉ ｎｔ ｅ ｌ ｌ ｉ ｇ ｅ ｎ ｔ Ｈｅ ａ ｔ ｅ ｒ ｆ ｏｒ Ｓ ｕｂｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｏｕｔ ｄｏ ｏ ｒ Ｔｅ ｒ ｍｉ ｎａ ｌ Ｂｏ ｘ
严重事 故： 严重性超过事故工况的核电厂状态 ， 包 括 造成 堆 芯严 重 损坏 的状 态 。
核 电厂 事 件 分 级 ： 以统 一 的 用 语 向 公 众 快 速 报 道 核设 施 事件 严 重 性 的一 种 手 段 。 如发 生 事 故 ． 为 使 核 电 厂 恢 复 到 受 控 安 全 状态 并 减轻 事 故 后 果 而采 取 的一 系列 阶段 性 行 为 ， 事故处理顺序如下 ： （ １ ） 事 故 序 列 在 发 展 中但 尚未 超 出核 电 厂 设 计 基 准 的 阶 段 ； （ ２ ） 发 生 严 重事 故 ， 但 堆 芯 尚 未损 坏 的 阶段 ； （ ３ ） 堆 芯损 坏 后 阶段 。
［ ２ ３陈 树 勇 ， 宋 书芳 ， 李兰欣 ， 等． 智 能 电网技 术 综 述 ［ Ｊ ］ ． 电 网技
局
Ｉ Ｌ 噬
术． ２ ０ ０ ９． ３ ３ （ ８ ） ： 卜８ ．
现 场应用 表 明 ， 使用 智 能加 热器 的变 电站 ， 减少 了户外 巡视 、 人 工 开启 或关 闭加热 器 的操作 ， 从 根本 上 克服 了 因加 热器 异常 损坏 造成 的凝 露现 象 。特别 是无 人值 守变 电站 应用 智能 加热 器后 ．在 中心 站就
开 始裸 露 ， 随 后 开 始 熔 化 。此 后 过 程 有 两 种 可 能 ， 一种可能是 ， 与低 压熔 化 过程 相 似 ； 另一 种 可能 是 ， 压力容器下封头熔穿后 ， Ｆ ｈ 于 反 应 堆 冷却 剂 系 统 存 在 高 压 发 生 熔 融 物 质 喷 射 弥散 ， 熔 融 的 小 颗 粒 与 空 气 中 的 氧气 发 生 放 热 化 学 反 应 ， 加 强 了传 热 ， 造成“ 直 接 安 全
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1.碎片的重新定位
（3）下腔室中碎片床的冷却特性取决于碎片床
的结构（几何形状、颗粒大小、孔隙率以及它们 的空间分布特性）及连续对压力容器的供水能 力。在冷却过程中将有放射性物质进入安全壳。 如果不能冷却燃料碎片，那燃料碎片将在下 腔室中再熔化，形成熔融池。流体的自然对流会 使压力容器下封头局部熔化。下封头损坏后，熔 融的燃料进入堆坑。堆坑中有水，熔融物与水相 互作用可能引发压力容器外蒸汽爆炸。这蒸汽爆 炸可以严重损坏安全壳厂房。
核电厂的严重事故
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。 严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事 故。 堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、 升温、直至堆芯熔化的过程。其发展较为缓慢，时间尺度 为小时量级；三哩岛事故属此类。 堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，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。切尔诺贝利事故属此类。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
在反应堆严重事故环境中，当熔化的堆芯物 质与水接触时，可能发生快速传热，引发蒸汽 爆炸。有可能发生压力容器内和压力容器外两 种典型的蒸汽爆炸。 轻水反应堆风险评价中，蒸汽爆炸是一个争 论的课题。蒸汽爆炸评查小组（1985）得出的 结论是：概率极低，可以忽略。 在低压下的蒸汽爆炸: (a)熔融的燃料初始是在冷却剂水池之上。 (b)落入水池，大的熔融燃料单元的分散，在 燃料和冷却剂之间产生粗粒的混合物，传热较 弱，在交界面膜状沸腾。
DCH
氢气爆炸
安全壳超压失效
如工程措施的干预或通风
5.1 严重事故过程和现象
主事件系统
事故引发者 主系统给水丧失 堆芯裸露并烧干 堆芯熔化 压力容器损坏 发生FP气溶胶 气溶胶排出 安全壳热工水负荷 堆芯熔融物与混 凝土相互作用 安全壳损坏 FP气溶胶产生 并迁移 FP释放至环境 安全壳旁通 FP释放至环境
温度, oC 燃料熔点
2500 2000 1500 1000 500 0 0 500
38kW/m
28kW/m
时间, s
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
• • • • • • • • 3120 K UO2.0熔化 2960 K ZrO2.0熔化 2900 K UO2+x熔化 2810 K (U、 Zr)O2液态陶瓷相形成 2720 K UO2、Zr和ZrO2低共熔混合物熔点 2695K (U, Zr)O2/Fe3O4陶瓷相估计熔点 2670Κ α-Zr(O)/UO2和U/UO2偏晶体形成 2625K B4C熔化 2550-2770K 轻水堆中UO2元件中心线最大的运行温度 2245Κ α-Zr(O)熔化 2170Κ α-Zr(O)/UO2低共熔物形成，UO2和熔化的锆合金相互作 用开始 2030K 锆-4熔化 1720K 不锈钢熔化 1650K 因科镍熔化
严重事故起因
LOCA
冷却剂管道破断 堆芯水位降低 燃料棒露出水面 ECCS系统不能 或部分不能动作
瞬变
丧失热阱 二回路管道破口
严重 事故
意外硼稀释 丧失直流电源
使堆芯温度上升
堆芯熔化，
一回路压力边界破坏 安全壳破坏
严重事故物理过程
堆芯熔化、压力壳失效、安全壳失效 堆芯升温到1700K 控制棒失效，熔融 升温到2100K 锆将与ZrO2/UO2反应 形成低熔点合金
当温度大于3000K时，ZrO2和UO2层将熔化，所形成 含有高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其它与之接 触的氧化物和金属。 随着Zr的液化和重新定位，堆积的燃料芯块 得不到支撑而塌落，在堆芯低部形成碎片床。 堆芯熔融物的下落及碎片床的形成将改变传 热与流动特性，并终止上腔室和堆芯上部区域之间 自然循环热传导。 在沿棒束的空隙中，由熔化物形成的一层硬 壳被由上部堆芯范围的倒塌所形成的陶瓷颗粒层覆 盖。之后，堆芯熔化.
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
当燃料温度增到1400oC时，堆芯开始熔化。 熔化的过程非常复杂，且发生很快，熔化的次序如图 (a) 当燃料棒熔化的微滴和熔流形成时，将在熔化部 位以下的范围内固化，引起流通面积减少。 (b)部分燃料棒之间的流道将会被阻塞。 (c)在堆芯有可能出现局部熔透的现象。 (d) 熔化的燃料元件的上部倒塌，堆芯的熔化区域不 断扩大。 熔化材料最终达到底部堆芯支撑板，然后开始熔 化堆芯支撑板构件。 尽管压力容器上部存在高温，压力容器下部仍可能 有一定水位的水。
2 堆芯熔化
从总体上看，与燃料有关的主要过程包括 三种不同的重新定位机理： (1) 熔化的材料沿燃料棒外表面的腊烛状流动 和再固化； (2) 形成碎片床； (3) 形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落 入下腔室。 液化材料重新定位引起局部肿胀，导致流 道堵塞，引发堆芯的加速加热。 物有可能落入下腔室，对压力容器的完整 性构成严重的威胁。
水蒸汽爆炸研究课题
蒸汽爆炸的发生环境 蒸汽爆炸的各子过程 *蒸汽爆炸和压力波的相互作用及急速传热过程的解明 *蒸汽爆炸的子过程中液体金属块的分裂与飞散的数值解析 *水中下落的高温金属块的特性研究 *压力波下的蒸汽膜界面的热传递和界面特性 *超高速加热下的传热现象 *超高密度能量下的界面现象的模拟 超高速非平衡热流体科学 *高过热液-液系统的稳定性和急速缓解过程 *冲击波的液液-气液界面的流体力学作用 *固液系统和液液系统内的蒸汽膜崩坏机理 *使用实时测量进行冲击反应合成的机理 *热非平衡场中蒸汽的超高速相变化现象的分子论的研究 *现象模型和机械能的评价 *冲击波传播和相变化的模拟 *蒸汽爆炸各过程的模拟 *安全控制 *机械能的转换率的评价 *具有低的导温系数的高温金属块的触发现象的研究 *核电站严重事故中燃料冷却剂相互作用的评价方法的确定
熔化的燃料
水
燃料
水
水
细小混合物
水
局部压力
(c)
燃料
压力波
燃料 (d)
图5-5 蒸汽爆炸阶段 (a) 初始条件：熔融燃料与冷却剂分开； (b) 阶段 I： 粗粒的 混合物，慢的传热，无压力增加； (c)阶段II：触发过程，局部压力等来自冲撞或俘获； (d) 阶段III：增强，压力波非常迅速地碎裂燃料， 从细小碎片传热非常迅速。
严重事故物理过程
由堆芯碎片造成的混凝士破坏取决于事故序列、堆坑的几何形状以及水 的存在与否。 可能的现象有： （1）熔融堆芯落入安全壳的底部后，将与水相互作用。 （2）如果水被蒸发，则堆芯熔融物将保持高温，并开始侵蚀混凝土，产生 气体并排出。 （3）混凝土被加热、熔化、剥落、产生化学反应并释放出气体和蒸汽。 混凝土的消融速率取决于传给混凝土的热流密度和混凝土的类型，而 且有很明显的非均匀特性。 在混凝土的消融过程中发生吸热化学反应，其所需的能量比熔融物的 衰变热要大。在混凝土的消融过程中产生蒸汽和氧化碳，这些气体可与 堆芯熔融物中的金属发生放热化学反应。在长时间的侵蚀期间，碎片基 本上可以保持在恒定温度下。
堆芯熔化过程
1.堆芯加热
在轻水堆的 LOCA事故期间，如果冷却剂丧失并导致堆芯裸 露，燃料元件由于冷却不足而过热并发生熔化。 对大破口来说，喷放非常迅速，只要 1 分多钟，堆芯就将裸 露。 对于小破口来说，喷放是很慢的，并且喷放将伴随有水的蒸 干。 在瞬态过程中，蒸干和通过泄压阀的蒸汽释放将导致冷却剂 装量的损失。 在堆芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。 燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，燃料元件温度上升较快，如 果主系统压力较低，这时由于燃料棒内气体的压力上升会导致包 壳肿胀。导致流道的阻塞，恶化燃料元件的冷却。 燃料温度上升1300K，则锆水相互作用，引发一种放热氧化 反应： Zr+2H2O=ZrO2+2H2
开始
此时产生大量蒸汽 锆继续被氧化 产生大量氢气
随着热量的积累 固态材料再次熔化 不断下移
释放出大量挥发 性裂变产物 熔融物下移
若温度足够锆燃料将全部 熔化，熔融物进入压力壳 底部水坑
严重事故物理过程
压力壳底部的熔融碎片如果不能被 冷却会出现局部熔穿
是 裂变碎片自压力壳喷出 （高压熔喷） 否 压力壳内压力 是否高压 8MPa 熔融物毁坏压力壳的贯穿件 压力壳下方 如果存在水 混凝土反应，放出氢气 ，混凝土会熔化和分解 CO和CO2 蒸汽爆炸
压力容器内的过程
当堆芯熔化过程发展到一定的程度，熔融 的堆芯熔化物将落入压力容器的下腔室，也有 可能发生堆芯倒塌现象，导致堆内固态的物质 将直接落入下腔室。 若压力容器的下腔室有水，熔融物的下降 有可能发生蒸汽爆炸。 若熔融物下降中直接接触压力容器的内 壁，将发生消融现象(ablation)，对压力容器的 完整性构成威胁。 能否有效冷却下腔室中的堆芯熔融物将直 接影响到压力容器的完整性。
水蒸汽爆炸研究课题
蒸汽爆炸评价法
3 下封头损坏模式
喷射冲击；喷射冲击引起消融(ablation)加速。 下封头贯穿件阻塞和损害； 下封头贯穿件喷出物； 球形蠕变 断裂;堆芯碎片和压力容器之间接触引发 对下封头的直接加热。
4
自然循环
在严重事故期间，自然循环已被视为压水堆 中的一个重要现象，尤其是当主泵维持着高压 时更是如此。 由于径向功率梯度，堆芯中央的过热蒸汽比 堆芯外围的过热蒸汽要热得多和轻得多。密度 梯度形成压力容器内蒸汽的自然循环流动。 自然对流堆芯中的温度分布趋于均匀，使蒸 汽在堆芯内分布更为均匀，从而可能增加金属 与蒸汽的氧化反应速率，导致更严重的包壳氧 化。 Nhomakorabea• • •
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
• • • • • • • • • • • • 1573K Fe-Zr低共熔物形成 1523 K Zr-H2O反应发热率接近于衰变发热率 1500 K 因科镍/锆合金液化 1477 K UN-NRC ECCS可接受标准，为防止极度脆化的温度限 值 1425 K B4C-Fe低共熔点 1400K UO2-锆合金相互作用导致液体的形成 1273-1373K Zr-H2O反应明显 1223K 燃料包壳开始穿孔 1073Κ 银-铟-镉熔化 1020-1070K 包壳开始肿胀，控制棒内侧合金的起始熔点 970-1020K 硼硅酸盐玻璃（可燃毒物）开始软化 920K 冷加工的锆合金瞬间退火 568-623K 包壳的正常运行温度