第十章-核动力严重事故的处置与缓解(十五次课)

核安全基础核动力仿真研究中心核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology§10.1严重事故对策§10.2严重事故的处置与缓解§10.3严重事故的处置程序第十章核动力严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology严重事故定义：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。事故过程1、堆芯熔化解体2、压力容器失效3、安全壳失效核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology核电站设计基准事故•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•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）VS核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology严重事故1、堆芯熔化解体①1700K，控制棒首先失效，熔融不锈钢与控制棒格架下移；②2100K，锆与水、UO2化学反应，形成低熔点合金，同时释放出大量挥发性裂变产物及氢气，熔融物下移；③热量积累，堆芯及堆内固体材料继续熔化，熔融物下移；④温度足够高，堆芯将全部熔化。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology严重事故2、压力容器失效①堆芯底部裂变碎片因衰变热从中心开始熔化，直至堆芯底部支撑失效；②压力容器底部碎片得不到冷却，则会出现局部熔穿高压过程低压过程核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology严重事故高压过程堆芯熔化时压力容器内处于高压状态，压力容器底部熔穿前，底部焊缝因高温蠕变失效突然断裂。事故后果裂变碎片自压力容器喷出（高温熔喷），安全壳内快速积聚大量热量，温度和压力迅速提高，可能引发安全壳早期超压失效。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology严重事故低压过程堆芯熔化时压力容器内压力低，压力容器底部熔融物在重力作用下毁坏压力容器的贯穿件向安全壳扩散。事故后果①熔融物与水接触可能出现蒸汽爆炸；②熔融物或碎片落到混凝土上并与之产生化学反应，混凝土熔化分解，产生H2、CO、CO2；③安全壳被熔穿后，熔融物会继续穿透几米的地下土层，最后与环境达到热平衡。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology严重事故3.安全壳失效堆芯-混凝土反应产生的大量气体和热量将注入安全壳，升温升压，可能导致安全壳超压失效。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology严重事故时的主要现象总结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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology10.1严重事故的对策设计中仅仅以DBA为限是不充分的，不足以确保核安全，必须将严重事故对策作为核安全战略的一部分。纵深防御原则、多道屏障设置、质量保证、专设安全设施和选址要求。既要防止采用未经验证的技术、装备、材料，也要防止拒绝采用新技术的墨守陈规倾向。严重事故的发生与发展与人差错的关系极为密切。防止严重事故的最有效手段就是“安全工作，人人有责”。严重事故管理的总战略就是倡导安全文化，建立完善的管理制度，同时辅以必要的监督和量化考核手段。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology10.2.1严重事故处置的战略采用纵深防御的原则。严重事故处置战略（严重事故对策包括两方面内容）：第一防止堆芯熔化，事故预防（Prevention）；第二尽量减少放射性释放，事故缓解（Mitigation）事故处置基本任务顺序：①预防堆芯损坏②燃料滞留于压力边界③尽可能长时间地维持安全壳完整④尽量减少放射性向厂外的释放确保三个安全功能10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology事故预防事故管理中的首要任务——事故预防：采取各种手段防止堆芯熔化，防止伤害公众并限制或减轻核电厂的财产损失。尽力降低严重事故的发生概率：技术、组织。技术范畴：利用检查、维修和单个电厂安全性评价，保障和了解机组硬件设备的可利用性和可靠性，同时利用核安全研究技术预先寻找和评价各种预防对策措施；组织范畴：利用运行经验，抓好人因，利用制度，抓好管理。[e-mail]10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology严重事故处置的原则积极兼容，趋利避害，原则：第一、尽量利用一切可利用的资源第二、尽量降低高压熔堆过程的发生频度第三、不危及堆芯安全，尽量采用善后工作量较小的事故处置方案10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology10.2.2严重事故处置战略的具体对策（1）根据PSA研究结果，制定事故处置规程和导则（2）根据规程和导则培训人员（3）技术改进，以协助事故处置规程的实施（4）明确决策责任，改进人事关系10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology进入时机所有预防性事故干预手段均已失效；前两道放射性屏障已经丧失；最后一道屏障已经受到威胁；最恰当时机是堆芯开始失去原有几何形状的时刻，也就是堆芯开始熔化或损坏的时刻，在此之前应尽力采取预防性措施。10.2.3严重事故缓解的基本目标堆芯几何形状恶化的判据（1）堆芯出口热电偶温度（1100℃）（2）主系统热端温度（大于相应压力下饱和温度）：30℃过热度。10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology基本目标尽可能维持已高度损毁的堆芯冷却，实现可控最终稳定状态；尽可能长时间维持安全壳的完整性，为厂外应急计划的实施赢得时间；尽量减少向厂外的放射性释放，避免环境污染。10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology保护三道屏障的完整；减少放射性泄漏；安全壳排热；防止底板熔穿；防止事态恶化。10.2.4严重事故缓解的方法10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology(1)高压熔堆的概念：瞬时形成小颗粒，均布，锆水快速反应(2)高压熔堆危险安全壳大气直接加热DCH(3)高压熔堆的预防适时地开启稳压器安全阀卸压，尽早将其转变为低压过程。1.防止高压熔堆10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（1）喷淋及喷淋再循环安全壳内水蒸汽冷凝放射性碘和气溶胶消洗缺点：对设备的腐蚀、善后工作复杂;晚期喷淋可能引发氢爆(?)（2）安全壳风冷系统能排除停堆后部分衰变余热，缓解其他系统的压力。2.安全壳热量排除与减压10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（1）目的：消除氢爆威胁，解除晚期投入喷淋的后顾之忧。（2）措施：装备安全级的消氢系统：将安全壳大气抽出一部分，通过加热到800℃左右金属触媒网，促使氢与氧化合而消氢。缺点：氢气局部浓积问题难以解决3.消氢措施10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（1）过滤排气减压过滤器：吸附、凝结裂变产物气溶胶高点通风（2）安全壳及堆坑淹没推迟安全壳超压4.安全壳功能的最终保障10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（1）极限操作规程——U规程系列目标：通过限制放射性释放，使厂外源项降低到与应急计划相匹的程度。（2）U规程组成：U1-U5共五个规程（3）U2和U5直接与严重事故处置有关U2规程：监察和修复第三道屏障密封性U5规程：启用砂堆过滤器排气卸压5.法国U2-U5规程10.2严重事故的处置与缓解核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology10.3.1人机关系①解除自动保护系统的优先级，闭锁某些保护信号，停堆信号与安注信号决不可解除②列出并保障事故处理所需的仪表显示，保证有足够的仪表，且仪表有足够的显示。10.3严重事故的处置程序核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology10.3.2决策责任的划分与转移①正常运行及执行应急运行规程期间，核电厂将安全责任和决策授权与当班值长。②事故处置工况：技术支持中心（应急小组）技术支持中心根据执行功能划分为决策、参谋和执行三个层次并明确各自职责。在堆芯可能熔化时，核电厂厂长；在安全壳受到威胁情况下，国家一级核事故应急最高决策机构——政府部门的代表组成的小组。10.3严重事故的处置程序核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology10.3.3人员培训①严重事故物理现象的一般知识②应急运行规程与事故处置规程或导则技术背景③应急运行规程与事故处置规程或导则的操作技能（包括模拟机实习）④堆芯状况评价技术⑤安全文化教育10.3严重事故的处置程序核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology作为操纵员应牢记：一定要严格执行预先制定的规程，特别是应急运行规程；在任何紧急情况下都要保证控制棒插入堆芯，一次侧注水一定要用含硼水；除非有破损蒸汽发生器要求隔离，在热管段丧失欠热度的情况下，应当保证最大辅助给水流量；紧急时关闭安全壳除辅助给水和应急堆芯冷却系统以外的所有贯穿件。10.3严重事故的处置程序核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnologyReactoraccidents-Chernobyl1986TheChernobylUnit4aftertheCatastrophe切尔诺贝利核电站（RBMK石墨水冷堆）位于乌克兰首府基辅的北部接近白俄罗斯边境的一块平坦的沼泽地上。1986年4月26日，前苏联（现乌克兰境内）的切尔诺贝利核电站4号机组发生爆炸，8吨多强辐射物质倾泻而出，使5万多平方公里的土地受到污染，320多万人遭受核辐射的侵害。事故发生后，发生爆炸的4号机组被用钢筋混凝土封起来，电站30公里以内的地区被定为“禁入区”。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology“石棺”用钢筋混凝土封起来的曾经发生核泄露的切尔诺贝利核电站4号机组现在将爆炸的核反应堆包裹起来的“石棺”是灾难发生时紧急“建”成的，当时直升机向发烟燃烧的核反应堆撒了大量沙子和水泥，为的是掩盖闷燃的反应堆。另外，庞大的起重机在遥控之下，在上边又放上了重达数百吨的钢板，这样，切尔诺贝利核电站第四号反应堆几乎变成了一座钢筋混凝土小山。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology切尔诺贝利核电站