开题报告--绪论.doc

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1、1．1概述面对世界能源短缺和全球气候变暖，核能作为清洁能源，其优越性得到了充分的肯定，只要能确保其安全运行，核电站对环境的影响是极小的。但是核电历史上的两次严重事故，使人类认识到核能是把双刃剑，必须要考虑到其可能发生严重事故的潜在威胁，并需要全范围，多角度的评估堆芯熔化带来的后果，因此开展核电安全研究就变得尤为重要了。1970年，美国标准学会按反应堆事故出现的预计概率和对广大居民可能带来的放射性后果，把核电厂运行工况分为以下四类：正常运行和运行瞬变；中等频率事件；稀有事故；极限事故。传统的反应堆设计着重于应付设计基准事故，但是，三哩岛和切尔诺贝利的两次严重事

2、故证实了核电站的风险主要来自堆芯熔化事故。因此，IAEA各成员国先后发表了严重事故对策声明，要求业界开展严重事故研究，寻求严重事故对策，提高核电站抗严重事故的能力。严重事故管理的基本任务是确保下列安全目标：终止已开始的堆芯损坏；尽可能长时间维持安全壳能力；减小厂内和厂外的响应及其后果：将电厂返回可控的安全状态。严重事故属于超设计基准事故，当核电站发生设计基准事故时，如果专设安全设施发生多重故障或者操纵员判断处理不当，致使部分或全部丧失余热排出手段，就有可能演变成超设计基准的严重事故。一般来说，核反应堆的严重事故可以分为两大类：一类为堆芯熔化事故(CMAs)，

3、当堆芯丧失余热载出手段后，堆芯开始升温，随着温度的逐渐上升，包壳首先熔化，然后控制棒解体，进而燃料芯块熔化、下移，造成堆芯支撑结构失效和堆芯解体。堆芯熔化后的作用机理如下：(1)堆内构件影响流动和熔化喷射；(2)碎片残骸和水在下腔室相互作用，导致碎片分裂成更小的微粒；(3)新的碎片对下腔室已经形成的碎片床的直接碰撞；(4)碎片床，水和压力容器之间的热量和质量传递；(5)熔化的固体碎片继续形成熔融池外壳，阻止熔融池外壳稳定性；(6)水在固体微粒碎片中的蒸发以及化学反应；(7)下封头可能熔穿或失效。另一类为堆芯解体事故(CDAs)。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充

4、．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。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。压水堆的固有负反应性温度反馈特性和专设安全设施，堆芯解体事故发生在压水堆中的可能性极小，因此压水堆中主要针对堆芯熔化事故进行研究。在压水堆核电站中，虽然发生堆芯熔化事故的概率远远低于设计基准事故，但是严重事故的潜在风险及其发生后对公众安全和环境的威胁却相当大。因此，必须对严重事故进行深人、全面的研究，制定严重事故的管理规程嗍。1．2严重事故堆芯熔化行为的研究现状严重事故研究的重点是严

5、重事故的预防，其目标是：降低堆芯损坏概率、寻求阻滞严重事故进程的有效手段、提出降低放射性后果的方法。目前，国际上已经开展了一些模拟堆芯熔化的研究项目，例如法国核安全与辐射防护研究所(IPSN)及欧共体(EC)分别在1993年，1996年，1999年，2000年成功的进行了堆芯熔化实验模拟，实验主要研究低压熔堆；日本利用大型ALPHA装置研究假想堆芯熔化事故下安全壳的载荷及性能，评价可能的事故管理措施；EPRI主持的VEGA项目、WIND项目，NSRR项目，利用VEGAWIND装置研究各种堆芯熔化事故下燃料行为，及其与控制组件、结构材料的相互作用。1．2．1国

6、内的研究现状目前已开展的过程比较全的堆芯熔化实验有中国快堆的在瞬间流动封锁过程中的热工水力现象调查，实验的目的在于调查研究中国实验快堆安全特性下的堆芯解体事故，以检验实验快堆的安全性。由于受到实验设备和实验条件的制约，国内严重事故研究主要从事严重事故的仿真，通过给定能够触发严重事故的事故序列(例如LOCA事故，全厂断电事故等)，及相应的初始参数，建立仿真模型，通过灵活、友好的图形界面，为严重事故分析提供可视化分析工具。国内引进了用于分析堆芯熔化状态及损坏程度的机理性程序ICARE2，它能预测堆芯的热工水力行为、堆芯损坏过程以及化学反应等，同时，它还包括一些简

7、单的模型，分析堆芯熔渣床的行为。另外，还引进了堆芯熔化过程的整体分析程序包ESCARE，用于分析严重事故下堆芯行为、热工水力响应、堆坑中熔渣与混凝土间的相互作用矗盘守。一些相关的科研单位也逐步开展了相应的仿真研究工作，上海核工程研究设计院关于核电厂严重事故的研究始于20世纪80年代末，1995--2000年，与中国核动力研究设计院合作申请IAEA技术援助项目获得成功，建立了严重事故PSA分析软件系统。核电厂也开展了一些关于堆芯熔化的严重事故研究工作，例如用STCP进行大亚湾核电站的堆芯熔化事故的主导序列分析，用MELCOR程序进行秦山二期核电厂的主导事故序列

8、分析。1．2．2国外的研究现状随着严重事故研究的不断