第5章 核电厂的严重事故

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1、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。严重事故起因瞬变LOCAECCS系统不能丧失热阱冷却剂管道破断或部分不能动作二回路管

2、道破口堆芯水位降低严重意外硼稀释燃料棒露出水面事故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升温到2100K开始控制棒失效，熔融锆将与ZrO2/UO2反应形成低熔点合金此时产生大量蒸汽随着热量的积累释放出大量挥发锆继续被氧化固态材料再次熔化性裂变产物产生大量氢气不断下移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压力壳内压力是否高压8MPa是否裂变碎片自压力

3、壳喷出熔融物毁坏压力壳的贯穿件（高压熔喷）压力壳下方如果存在水蒸汽爆炸DCH氢气爆炸混凝土反应，放出氢气，混凝土会熔化和分解CO和CO2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安全壳内事件安全壳外事件事故引发者主系统给水丧失堆芯裸露并烧干发生FP气溶胶FP释放至环境堆芯熔化气溶胶排出安全壳旁通压力容器损坏安全壳热工水负荷安全壳损坏FP释放至环境堆芯熔融物与混FP气溶胶产生凝土相互作用并迁移严重事故序列和现象堆芯熔化可以分为高压熔堆和低压熔堆。低压熔堆过程以快速卸压的大、中破口失水事故为先导，若应急

4、堆芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳与水蒸汽反应产生大量氢气。与低压熔堆过程相比，高压熔堆过程有如下特点：-高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因而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，并有可能造成安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。严重事故物理过程由堆芯

5、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

6、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

7、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+2HO=ZrO+2H222温度,oC燃料熔点250038kW/m2000150028kW/m100050000500时间,s关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准•3120KUO熔化2.0•2960KZrO熔化2.0•2900KUO熔化2+x•2810K(U、Zr)O液态陶瓷相形成2•2720KUO、Zr和ZrO低共熔混合物熔点22•2695K(U,Zr)O/FeO陶瓷相估计熔点2342670Κα-Zr(O)/UO和U/UO偏晶体形成22•2625

8、KBC熔化4•2550-2770K轻水堆中UO元件中心线最大的运行温度22245Κα-Zr(O)熔化2170Κα-Zr(O)/UO低共熔物形成，UO和熔化的锆合金相互作22用开始•2030K锆-4熔化•1720K不锈钢熔化•1650K因科镍熔化关系到轻水反应堆安全的燃料和