严重事故主要现象严重事故主要现象核电站设计基准事故设计基准事故核反应堆冷却水管道双端断裂大 破口失水事故(LOCA) 单一故障原则ECCS堆芯应急 注水 (非断裂回路)正常工况流动事故工况流动事故应急注水压力壳堆芯堆芯冷却剂管道断裂核电站设计基准事故 (失水事故)核电站严重事故严重事故 核反应堆堆芯熔化大面积燃料包壳失效 超设计基准事故 多重失效 (人因、故障等）ECCS堆芯应急 注水失效正常工况流动事故工况流动事故应急注水冷却剂管道破裂核电站严重事故（堆芯熔化） 压力壳全厂断电.堆芯堆芯熔化熔化美国三里岛核电站事故（1979） 苏联切尔诺贝里核电站事故（1986）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 核电厂的严重事故5.1严重事故过程和现象过程和现象 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。高压熔堆特点高压熔堆特点I堆内事故过过程始发发事故严严重事故进进展II堆外事故过过程严严重事故进进展堆外 水蒸 汽爆 炸堆芯 混凝 土相 互作 用安全 壳传 热安全 壳直 接加 热氢气 燃烧裂变 产物 迁移安全 壳破 损裂变 产物 大气 释放正常 热工 水力事故 堆芯 传热包壳 氧化 产生 氢气堆芯 熔化 进展裂变 产物 释放裂变 产物 传递 和沉 淀堆内 水蒸 汽爆 炸压力 容器 破损压 水 堆 核 电 站 严 重 事 故 事 故 系 列 及 进 展严重事故次序图5-1 严重事故次序：热工水力过程用实线 表示：裂变产物（FP）气溶胶用虚线表示 严重事故时的主要现象严重事故时的主要现象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故的主要现象严重事故的主要现象压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation) 堆芯熔融的进展 (Core Melt Progression) 压力容器内的水蒸气爆炸 (In-Vessel Steam Explosion) 压力容器的熔融贯通 (Reactor Vessel Melt-Through) 安全壳直接加热 (DCH: Direct Containment Heating) 安全壳内的水蒸气爆炸 (Ex-Vessel Steam Explosion) 基础混凝土的热分解 (Basement Concrete Disinteragtion) 安全壳内的氢气产生 (Ex-Vessel Hydrogen Generation) 氢气燃烧 ( Hydrogen Burning) 可燃性气体的燃烧 (Combustible Gas Burning) 安全壳的加压 (Containment Pressurization) 安全壳的破损 (Containment Failure) 压力容器内的核裂变产物的放出 (In-Vessel Fission Product Release) 压力容器内冷却系统内的核裂变产物的沉积(In-Vessel Fission Production Deposition) 安全壳内的核裂变产物的放出 (Ex-Vessel Fission Product Release) 安全壳内的核裂变产物的沉积 (Ex-Vessel Fission Production Deposition) 核裂变产物在环境中的放出具有最大不确定性的问题 评价程序用的论证工作 利用国际合作进一步确定严重事故的议题目前主要研究方向目前主要研究方向严重事故研究主要参与国或地区和机构严重事故研究主要参与国或地区和机构国外研究规模国外研究规模近十多年核电站安全研究领域 投资最大、研究力 量最集中、国际合作范围最广的研究学科美国、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5.25.2堆芯熔化过程堆芯熔化过程( (Core Melt Progression)Core Melt Progression) 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5.2.15.2.1堆芯加热堆芯加热表面干涸H2燃料元件元件/包壳 在瞬态或LOCA中导致冷却剂装量的损失，对芯裸露后，燃料中的衰变热 将引起燃料元件温度上升。 由于燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，此时燃料元件温度上升较快； 如果主系统压力较低，由于燃料棒内气体的压力上升会导致包壳肿胀。 燃料温度继续上升并超过1300k，则锆合金包壳开始与水或水蒸气氧化反 应包壳肿胀 包壳肿胀和破裂 包壳氧化和过热 氧化速度的增强（增强2.6倍） 包壳直径肿胀1.3倍 破裂和内层面积的加入 流道的变形对流动的影响变形原理变形原理内外应力驱动引起塑性变形 内部裂变气体（燃料棒内气体的压力上升导致包壳肿胀） 高温包壳变形 1220K燃料包壳变形燃料包壳变形包壳后果后果氧化过程氧化过程 特点放热反应产生氢气蒸汽减少支撑材料（如包壳）的厚度、强度变化 分析内容 氧化物的质量变化率结构材料的氧化（包壳、定位格架、下部支撑件）再灌水会引起包壳粉碎氧化增强确定包壳失效的极限堆芯碎片氧化（碎片中含的Zr）氧化率正比于碎片的形状v 液滴，氧化速度快v 水平层，面积大大减少，氧化速度慢Zr+ H2O 蒸气 ZrO2 + H2 + 热量5.2.2堆芯熔化概述1400熔化过程比较复杂堆芯熔化过程中与燃料有关的过程包括三堆芯熔化过程中与燃料有关的过程包括三 种不同的重新定位机理种不同的重新定位机理 熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化 在先固化的燃料芯基体硬壳上和破碎的堆芯材料上形成 一个碎片床 在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔 融物落入堆芯下腔室锆水反应包壳氧化堆芯材料表 面熔化和烛 熔现象凝结和堆积再定位氧化侵蚀氧化壳支撑共晶反应包壳失效下封头失效崩塌和碎片的形成堆芯加热、熔融进展相关现象总结堆芯加热、熔融进展相关现象总结表面干涸H2燃料元件堆芯的塌落熔融池的产生压力容器元件/包壳元件间的 液滴聚合 Xe，Kr，Ce，I 燃料达到液态条件 UO2发生粉碎时，裂变产物聚集到晶格边界 瞬间释放到包壳缝隙中 气隙的释放气体 H2，He，Kr，Xe，IUOUO2 2液化和粉碎时的液化和粉碎时的FPFP释放释放控制棒、可燃毒物棒和结构 材料会形成一种相对低温的液相 ，这些液化的材料可以重新定位 并形成局部肿胀，导致堵塞流道 面积，引发堆芯的加速升温。1400此时，堆芯内蒸汽的产生量对堆芯材 料的氧化速度起决定性的作用。 随着Zr的液化和重新定位，堆积的 燃料芯块得不到支撑而可能塌落，并在 堆芯较低的部位形成一个碎片床。 UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先 重新定位的碎片层，形成一种多孔碎片 床。5.35.3压力容器内的现象压力容器内的现象当堆芯熔化发展到一定程度，堆芯熔融物将落入压力容器的下腔室， 此过程中也可能发生倒塌现象，固态的物质将直接落入下腔室。 堆芯熔融物在下落的过程中，若堆芯熔化速率较慢，首先形成碎片坑 ，然后以喷射状下落三哩岛事故； 堆芯熔融物与下腔室中的水或压力容器内壁接触的部位较为单一 ，且热容量较大，事故发展的激烈程度和后果较大。 若堆芯熔化速率较快，堆芯熔融物将有可能以雨状下落。后果： l若压力容器的下腔室留存有一定的水，在堆芯熔融物的下降过程中可能 发生蒸汽爆炸。 l若堆芯熔融物下降过程中首先直接接触压力容器的内壁，将发生消融现 象，对压力容器的完整性构成极大的威胁。 l一旦堆芯的熔融物大部分或全部落入堆芯，压力容器的下腔室中可能存 在的水将很快被蒸干，堆芯熔融物与压力容器的相互作用是一个非常复 杂的传质传热过程，是否能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。5.3.15.3.1堆芯碎片在压力容器下腔室的重新定位堆芯碎片在压力容器下腔室的重新定位由于裂变产物衰变产生的 功率和基体上由重新定位物氧 化产生的化学能，堆芯碎片将 会继续升温，直到结块的内部 部分熔化； 形成一种熔化物坑：由固 态低共熔颗粒层支撑，并由具 有较高熔化温度物质组成的硬 壳覆盖； 随着熔融物在下腔室中流 动，熔坑可能增长，低共熔物 逐渐被熔化，甚至由于坑的机 械应力和热应力的作用而断裂 。熔坑上部的覆盖层可能由于热应力作 用而裂开，并且落入熔坑内。在堆芯碎片重新定位中涉及的几种主要现象：堆芯碎片-水的相互作用和主系统压力的增加： 可能发生的爆炸、熔融燃料和水在压力容器下腔室的相互作用将使 燃料分散成很小的颗粒，这些小颗粒在压力容器下腔室形成一个碎 片床，同时，由于大量的冷却剂蒸发，将导致主系统压力上升； 堆芯碎片-压力容器下封头贯穿件的相互作用： 堆芯熔融物可能首先熔化贯穿管道与压力容器的焊接部位，而导致 压力容器失效 下腔室中堆芯床的冷却： 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 空间分布特性）以及连续对压力容器的供水能力。 如果碎片床能被冷却，事故将会终止。 如果不能冷却燃料碎片，这些燃料碎片在下腔室再熔化，形成一个 熔融池。熔融池中流体的自然对流会使压力容器下封头局部熔化。 液滴 包壳破损口淌出的熔融燃料、包壳混合物 在燃料表面下淌 粘结团 燃料表面下淌的液滴的聚合 在燃料下部支撑件处聚合成层 燃料元件间液滴的聚合 颗粒床、多孔碎片床 熔融物在冷却过程中凝结、粉碎、解体 以颗粒形式成堆存在，形成多孔碎片床碎片床的形式液滴燃料碎片池碎片池冷却水凝结和堆积支撑板元件间的 液滴聚合支撑物的崩塌燃料棒的解体下腔室燃料碎片冷却机理的假设冷却水冷却水燃料碎片池燃料碎片池堆芯下腔室(a) 固化前(b) 固化后间隙裂缝压力容器内的氢气产生压力容器内的氢气产生 ( (In-Vessel Hydrogen G