2010年6月注冊(cè)核安全工程師考前培訓(xùn)講義實(shí)務(wù)和案例實(shí)務(wù)第一章1

1、核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 周志偉周志偉 注冊(cè)核安全工程師考試復(fù)習(xí)注冊(cè)核安全工程師考試復(fù)習(xí) 2010年年6月月 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 第一章 核反應(yīng)堆工程 考試要求 l了解了解核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆的主要類型及基本工作原理核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆的主要類型及基本工作原理 l熟悉熟悉我國核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆的主要系統(tǒng)及功能和其他反應(yīng)堆的主要系統(tǒng)及功能 l熟悉熟悉反應(yīng)堆對(duì)本體結(jié)構(gòu)和結(jié)構(gòu)材料的基本安全問題 l了解核燃料、燃料組件及其結(jié)構(gòu)材料 l 熟悉熟悉反應(yīng)性、反應(yīng)性控制及反應(yīng)堆的功率分布和影響反應(yīng)性的因素 l 熟悉熟悉反應(yīng)堆堆內(nèi)釋熱、堆內(nèi)傳熱和冷卻劑的沸騰 l 熟悉熟悉反應(yīng)堆及其動(dòng)力裝置功率控

2、制的基本概念 l了解反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的工作原理 l掌握掌握核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的基本安全要求核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的基本安全要求 l了解了解核動(dòng)力廠事故分析，嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解核動(dòng)力廠事故分析，嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 第一章 核反應(yīng)堆工程 考試要求 l 了解了解核動(dòng)力廠防火設(shè)計(jì)核動(dòng)力廠防火設(shè)計(jì) l 了解核動(dòng)力廠的概率安全分析及其在安全管理中的應(yīng)用核動(dòng)力廠的概率安全分析及其在安全管理中的應(yīng)用 l 熟悉熟悉核級(jí)機(jī)械設(shè)備與部件的核安全基本要求以及核級(jí)儀表、核級(jí)機(jī)械設(shè)備與部件的核安全基本要求以及核級(jí)儀表、 控制和電力系統(tǒng)部件的核安全基本要求控制和電力系統(tǒng)部件的核安全基

3、本要求 l 掌握掌握核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆運(yùn)行的基本安全要求核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆運(yùn)行的基本安全要求 l 掌握掌握核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆運(yùn)行的安全管理核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆運(yùn)行的安全管理 l 了解了解核動(dòng)力廠的在役檢查和定期試驗(yàn)核動(dòng)力廠的在役檢查和定期試驗(yàn) l 了解核材料管理 l 熟悉熟悉核核動(dòng)力廠運(yùn)營單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng)核核動(dòng)力廠運(yùn)營單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng) 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 第一章的復(fù)習(xí)內(nèi)容： 1.1 核反應(yīng)堆的基本工作原理 1.2 核反應(yīng)堆的主要類型 1.3 核反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)與核電廠系統(tǒng)及設(shè)備 1.4 反應(yīng)性與反應(yīng)性控制 1.5 堆內(nèi)的釋熱與傳熱 1.6 反應(yīng)堆及核動(dòng)力裝置的功率

4、控制 1.7 堆保護(hù)系統(tǒng)的工作原理 1.8 核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)的基本安全要求 1.9 核動(dòng)力廠事故分析與嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 第一章的復(fù)習(xí)內(nèi)容： 1.10 核動(dòng)力廠防火設(shè)計(jì) 1.11核動(dòng)力廠的概率安全分析及其在安全管理中的作用核動(dòng)力廠的概率安全分析及其在安全管理中的作用 1.12 核級(jí)機(jī)械部件、設(shè)備與常規(guī)機(jī)械產(chǎn)品在設(shè)計(jì)、制造活核級(jí)機(jī)械部件、設(shè)備與常規(guī)機(jī)械產(chǎn)品在設(shè)計(jì)、制造活 動(dòng)及其質(zhì)量控制與監(jiān)督管理方面的基本差異動(dòng)及其質(zhì)量控制與監(jiān)督管理方面的基本差異 1.13 核動(dòng)力廠運(yùn)行的基本安全要求 1.14 核動(dòng)力廠運(yùn)行的安全管理 1.15 核動(dòng)力廠的在役檢查和定期試驗(yàn) 1.16 核

5、材料管制 1.17 核動(dòng)力廠運(yùn)營單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng) 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 1.1 核反應(yīng)堆的基本工作原理 知識(shí)要點(diǎn)知識(shí)要點(diǎn)： 中子與原子核的相互作用 核反應(yīng)截面和核反應(yīng)率密度 中子的慢化 反應(yīng)堆臨界條件 核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖 堆內(nèi)中子注量率分布與展平 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 中子與原子核的相互作用 l散射反應(yīng) l俘獲反應(yīng) l裂變反應(yīng) 核反應(yīng)截面和核反應(yīng)率密度 l微觀截面 l宏觀截面 l中子注量率與核反應(yīng)率密度 l截面隨中子能量變化的規(guī)律 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 中子的慢化 l核燃料原子核裂變時(shí)放出的中子平均能量達(dá)到2MeV，最大 能量可達(dá)10MeV l反應(yīng)堆常用的

6、慢化劑：輕水、重水、石墨和鈹 l輕水慢化能力大，慢化比小，必須用濃縮鈾建反應(yīng)堆，堆 芯體積小 l重水、石墨慢化能力比輕水小，慢化比大，可用天然鈾建 臨界反應(yīng)堆，反應(yīng)堆體積比輕水堆大得多 l238U共振吸收中能中子，逃脫共振吸收幾率 l與慢化介質(zhì)原子核處于熱平衡狀態(tài)的中子為熱中子 l20 oC， v=2200m/s, E=0.0253eV l2MeV的裂變中子，慢化到1eV，平均與水碰撞18次 l慢化所需要的時(shí)間稱為慢化時(shí)間，對(duì)水6x10-6s l熱中子從產(chǎn)生到被吸收之前所經(jīng)歷的平均時(shí)間稱為擴(kuò)散時(shí) 間，在常見的慢化劑中， 10-4 10-2s 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 反應(yīng)堆臨界條件 l一個(gè)

7、燃料核俘獲一個(gè)中子產(chǎn)生裂變后，平均可放出2.5個(gè)中 子，可能實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)自持 l核反應(yīng)堆內(nèi)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)自續(xù)進(jìn)行的條件可以方便地用有效增 殖系數(shù)K有效來表示， lK有效=(系統(tǒng)內(nèi)中子的產(chǎn)生率)/(系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率) l系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率=系統(tǒng)內(nèi)中子的吸收率+泄漏率 l鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)堆的臨界條件是K有效=1 l核反應(yīng)堆處于臨界狀態(tài)時(shí)堆芯部的大小稱為臨界尺寸或臨 界體積；所裝載的和燃料量叫做臨界質(zhì)量。 lK有效與堆芯材料、尺寸和形狀有關(guān) l中子循環(huán)：裂變中子經(jīng)過慢化成為熱中子、熱中子擊中核 燃料引發(fā)裂變又放出裂變中子這一不斷循環(huán)的過程，包括 快中子倍增過程、部分裂變中子由于能量高，可引起一些 U8裂變；

8、部分共振吸收，部分逃脫共振吸收被慢化成熱中 子，熱中子被各種堆芯材料吸收，被核燃料吸收的大部分 要引起裂變； 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖 l達(dá)到臨界的反應(yīng)堆可以實(shí)現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，不斷釋放出裂 變能。這一過程也是核燃料消耗的過程 l核反應(yīng)堆內(nèi)存在大量U8，通過U8對(duì)中子的俘獲，新燃料 Pu9原子核將被產(chǎn)生。如果反應(yīng)堆中新生產(chǎn)的燃料量超過了 它所消耗的核燃料，那么這種反應(yīng)堆就稱為增殖堆 l生產(chǎn)核能需要消耗核燃料，1U5裂變可釋放出200MeV的能 量，3.2x10-11 l1MW的功率3.12x1016個(gè)U5核裂變，1MWd的能量需要 1.05gU5核裂變，實(shí)際消耗約1

9、.23g l清華大學(xué)5MW低溫供熱堆，如果滿功率供熱1天，消耗U5 僅6g l電功率30萬千瓦的秦山核電廠，每天消耗的U5大約1.1kg。 考慮運(yùn)行中U8轉(zhuǎn)換部分Pu9，實(shí)際消化U5還要少一些 l目前的商用、軍用動(dòng)力堆都采用U5作核燃料，利用U8資源 很少 核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖 l反應(yīng)堆中核燃料燃燒的充分程度常采用燃耗深度這一物理量來 衡量。在動(dòng)力堆中，它被定義為堆芯中每噸鈾放出的能量，其 單位是 兆瓦日噸鈾。需注意的是,這里指的鈾包括鈾235和 鈾238，并非只是鈾235。 l目前的商用、軍用動(dòng)力堆都是采用鈾235作核燃料的。天然 鈾中大量存在的鈾238并不能作為

10、核燃料來使用，因?yàn)闊嶂?子不能使其裂變?？熘凶与m然能引起鈾238核裂變，但裂變 截面太小。幸好，鈾238俘獲中子后可以變成易裂變同位素 钚239。反應(yīng)堆內(nèi)的強(qiáng)中子場為鈾238轉(zhuǎn)換成核燃料提供了 良好條件。 l為了描述各類反應(yīng)堆在核燃料轉(zhuǎn)換方面的能力，引入一個(gè)稱為 轉(zhuǎn)化比的量CR=易裂變核的平均生成率/易裂變核的平均消耗率， CR1稱增殖堆，用BR表示，Pu9燃料的快堆燃料的快堆BR可達(dá)可達(dá)1.2 l大多數(shù)現(xiàn)代輕水堆的轉(zhuǎn)化比 0.6，高溫氣冷堆具有較高的轉(zhuǎn)化 比，其 0.8，因此有時(shí)被稱為先進(jìn)轉(zhuǎn)化堆。 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 堆內(nèi)中子注量率分布與展平 l裸堆的

11、中子注量率分布 無限平板、長方體、圓柱形、球形（表1-1） l大多數(shù)的商用核電廠反應(yīng)堆堆芯都近似布置大多數(shù)的商用核電廠反應(yīng)堆堆芯都近似布置 成圓柱形，根據(jù)反應(yīng)堆物理計(jì)算可以得到堆成圓柱形，根據(jù)反應(yīng)堆物理計(jì)算可以得到堆 芯中子通量分布芯中子通量分布： 由此，可以確定堆芯體積發(fā)熱率分布。其中，由此，可以確定堆芯體積發(fā)熱率分布。其中， J(2.405r/Re)是是的的徑向分布函數(shù)（零階貝徑向分布函數(shù)（零階貝 塞爾函數(shù)）；塞爾函數(shù)）；cos(z/Le)是是的軸的軸向分布函向分布函 數(shù)數(shù)；Re和和Le分別是堆芯外推半徑和外推高度。分別是堆芯外推半徑和外推高度。 l堆芯體積發(fā)熱率分布還可用來導(dǎo)出燃料元件堆

12、芯體積發(fā)熱率分布還可用來導(dǎo)出燃料元件 表面熱流密度的分布，以確定冷卻系統(tǒng)是否表面熱流密度的分布，以確定冷卻系統(tǒng)是否 能提供足夠的冷卻能力，保證反應(yīng)堆燃料元能提供足夠的冷卻能力，保證反應(yīng)堆燃料元 件在功率運(yùn)行范圍內(nèi)不出現(xiàn)傳熱危機(jī)或臨界件在功率運(yùn)行范圍內(nèi)不出現(xiàn)傳熱危機(jī)或臨界 熱流密度，并保證溫度不超過燃料原件材料熱流密度，并保證溫度不超過燃料原件材料 允許的最高溫度。允許的最高溫度。 Re R Z=0 Z=L/2 Z=Le /2 r = 0 ee LzRrzr/cos/405. 2J),( 0 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 堆內(nèi)中子注量率分布與展平 l帶反射層反應(yīng)堆的中子注量率分布 裸堆的泄漏是較

13、大的，在堆外加反射層，減少泄 漏，反應(yīng)堆堆芯的尺寸可以更小 實(shí)際上運(yùn)行的反應(yīng)堆都是有反射層的 加反射層可使中子注量率分布更為平坦 l中子注量率的局部效應(yīng) 燃料富集度分區(qū)布置 控制棒對(duì)中子注量率的擾動(dòng) 水腔對(duì)中子注量率的擾動(dòng) l中子注量率展平的重要性中子注量率展平的重要性 裂變反應(yīng)率的強(qiáng)弱決定于堆內(nèi)中子注量率的水平。 因此堆內(nèi)中子注量率的絕對(duì)值與相對(duì)分布將直接影 響反應(yīng)堆的功率水平與功率密度的分布，從而間接 地影響運(yùn)行安全等。 提高堆功率水平的有效措施應(yīng)是在保證最高熱負(fù)荷 不變的情況下，而提高整個(gè)堆的中子注量率水平。 要提高堆的平均中子注量率水平，就必須對(duì)反應(yīng)堆 的中子注量率分布加以改善使之更為

14、均勻平坦，即 中子注量率展平。 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) l中子注量率分布的展平方法中子注量率分布的展平方法 l 有若干種方法可以實(shí)現(xiàn)中子注量率展平： 堆芯徑向分區(qū)裝載 堆芯徑向分區(qū)裝載不同濃度的燃料來實(shí)現(xiàn)中子注量率展平。在 堆芯中心區(qū)域加入濃度較低的燃料或半徑較小的燃料棒，在堆 芯邊緣區(qū)域加入濃度較高的燃料或半徑較大的燃料棒，從而達(dá) 到中子注量率展平的目的。 合理布置控制棒 用控制棒展平中子注量率，更是一般在運(yùn)行中常用的方法?？?制棒柵如果布置得宜，可以在堆內(nèi)形成一個(gè)通量分布平坦區(qū)， 即在原來堆內(nèi)中子注量率比較高的區(qū)域布置控制棒多一些，通 量較低的區(qū)域布置控制棒少一些，這樣使得堆內(nèi)的中子

15、注量率 趨于均勻化。 引入合理分布的可燃毒物 如果在中子注量率較高的堆芯中央?yún)^(qū)域的燃料元件表面涂以相 應(yīng)濃度的可燃毒物，既可以達(dá)到中子注量率展平的目的，還可 以免除為控制棒下插展平徑向通量而造成軸向中子注量率不均 勻的缺點(diǎn)。 l 中子注量率展平的方法，就其實(shí)質(zhì)來說，不論是改變?nèi)剂习舾患?或半徑，增添控制棒或可燃毒物，都是改變中子產(chǎn)生率或吸收率， 而造成一個(gè)熱中于通量的平坦區(qū)。 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 1.2 核反應(yīng)堆的主要類型 目前世界上大小核反應(yīng)堆有上千座，根據(jù)燃料形式、燃料形式、 冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊設(shè)計(jì)需要等冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊設(shè)計(jì)需要等 因素，因素，

16、可分成各種不同的類型 不同角度對(duì)核反應(yīng)堆進(jìn)行分類：不同角度對(duì)核反應(yīng)堆進(jìn)行分類： (1) 按照功能分類按照功能分類 l研究堆，研究堆，用于研究中子特性 l生產(chǎn)堆，生產(chǎn)堆，主要是生產(chǎn)新的易裂變材料233U，239Pu和各種 不同用途的同位素 l動(dòng)力堆，動(dòng)力堆，包括軍用動(dòng)力堆和民用動(dòng)力堆兩方面 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 1.2 核反應(yīng)堆的主要類型 (2) 按照中子能譜分類按照中子能譜分類 l快中子堆，快中子堆，裂變是由平均能量約為0.25MeV的高能中子引 起的，堆內(nèi)不能存有中子慢化劑材料 l中能中子堆，中能中子堆，堆中存在一些慢化劑，裂變主要是由中能中 子引起的 l熱中子堆，熱中子堆，裂變是由

17、平均能量約為0.07eV的低能中子引 起的，堆內(nèi)必須有足夠的慢化劑 l快中子堆和中能中子堆必須使用加濃的核燃料；天然鈾、 稍加濃鈾燃料、 233U，239Pu都可用作熱中子堆的核燃料 l世界上已建成的堆絕大多數(shù)屬于熱中子堆 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 1.2 核反應(yīng)堆的主要類型 (3) 按照慢化劑分類按照慢化劑分類 l輕水堆，輕水堆，堆內(nèi)中子慢化劑材料為輕水，現(xiàn)在世界上大量建 造的動(dòng)力堆，PWR和BWR都是輕水堆 l重水堆，重水堆，堆內(nèi)中子慢化劑材料為重水，吸收中子最少，慢 化能力卻很好，可用天然鈾（例如：CANDU） l石墨慢化堆，石墨慢化堆，世界第一批反應(yīng)堆大都采用石墨作慢化劑。 高強(qiáng)度

18、、高密度、耐輻照、耐高溫的石墨直到今天，依然 在高溫氣冷堆中扮演不可替代的角色 l輕水做慢化劑也有局限 冷卻劑和慢化劑都是輕水，要提高熱效率，必須提高冷卻劑 溫度和壓力（存在沸騰傳熱臨界熱流密度問題） 輕水對(duì)中子有較強(qiáng)的吸收，導(dǎo)致輕水堆必須采用加濃鈾 輕水在中子照射下會(huì)產(chǎn)生放射性，增加堆屏蔽防護(hù)的要求 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 1.2 核反應(yīng)堆的主要類型 (4) 按照冷卻劑分類按照冷卻劑分類 l核反應(yīng)核反應(yīng)堆內(nèi)的冷卻劑是帶載堆內(nèi)產(chǎn)生的核裂變能到堆外熱 力系統(tǒng)的工作介質(zhì)。核反應(yīng)堆的熱工水力學(xué)性質(zhì)主要取決 于選用的冷卻劑，所以從研究反應(yīng)堆熱工水力學(xué)的角度常 常按照冷卻劑來劃分核反應(yīng)堆的類型 l

19、氣冷堆，氣冷堆，CO2、He l輕水冷卻反應(yīng)堆，輕水冷卻反應(yīng)堆，PWR、BWR，(石墨水冷堆石墨水冷堆) l重水冷卻反應(yīng)堆，重水冷卻反應(yīng)堆，CANDU l液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆，鈉冷、鉍冷、鉛冷、鋰?yán)?、鉛鉍液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆，鈉冷、鉍冷、鉛冷、鋰?yán)?、鉛鉍 合金冷合金冷 （5）按照核燃料分類）按照核燃料分類 l按燃料加濃程度分為：天然鈾燃料堆、稍加濃鈾燃料堆、按燃料加濃程度分為：天然鈾燃料堆、稍加濃鈾燃料堆、 加濃鈾燃料堆（高濃鈾燃料堆，加濃鈾燃料堆（高濃鈾燃料堆，MOX燃料堆）燃料堆） 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 1.2 核反應(yīng)堆的主要類型 按運(yùn)行參數(shù)還可分為按運(yùn)行參數(shù)還可分為: l高壓堆、中壓

20、堆、低壓堆；高壓堆、中壓堆、低壓堆； l高溫堆、低溫堆高溫堆、低溫堆 按結(jié)構(gòu)可分為按結(jié)構(gòu)可分為: l壓力殼式、壓力管式、（池式）壓力殼式、壓力管式、（池式） l立式、臥式立式、臥式 目前，在以發(fā)電為目的的核能動(dòng)力領(lǐng)域，世界上應(yīng) 用比較普遍或具有良好發(fā)展前景的主要有： 壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆 （PHWR，CANDU）、高溫氣冷堆（HTGR）和快 中子堆(LMFBR，液態(tài)金屬冷卻快中子增殖堆) 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 核反應(yīng)堆基礎(chǔ)核反應(yīng)堆基礎(chǔ) 核反應(yīng)堆的主要類型核反應(yīng)堆的主要類型 l核反應(yīng)堆的主要類型核反應(yīng)堆的主要類型 l 在以發(fā)電為目的的核能動(dòng)力領(lǐng)域，世界上應(yīng)用比較普遍

21、或具有良好 發(fā)展前景的，主要有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆 （PHWR）、高溫氣冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）等五種 堆型。 l 反應(yīng)堆的基本特征，包括燃料形態(tài)、燃料富集度、中子能譜、慢化 劑、冷卻劑、燃料組件設(shè)計(jì)、堆芯設(shè)計(jì)、熱力循環(huán)回路、以及各種 堆型的主要特點(diǎn)等。 l 五種核反應(yīng)堆的基本特征 堆型 中子譜 慢化劑 冷卻劑 燃料形態(tài) 燃料富集度 壓水堆 熱中子 H2O H2O UO2 3%左右 沸水堆 熱中子 H2O H2O UO2 3%左右 重水堆 熱中子 D2O D2O UO2 天然鈾或稍加濃鈾 高溫氣冷堆 熱中子 石墨 氦氣 （Th,U）O2或UC 720%或9

22、0% 鈉冷快堆 快中子 無 液態(tài)鈉 （U,Pu）O2 1520% 典型壓水堆典型壓水堆 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 30 29 28 27 26 25 24 23 22 21 20 19 18 17 16 15 14 1吊裝耳環(huán) 2封頭 3上支撐板 4內(nèi)部支撐凸緣 5堆芯吊籃 6上支撐柱 7進(jìn)口接管 8堆芯上柵格板 9圍板 10進(jìn)出孔 11堆芯下柵格板 12徑向支撐件 13底部支撐板 14儀表管 15堆芯支撐柱 16流量混合板 17熱屏蔽 18燃料組件 19壓力容器 20圍板徑向支撐 21出口接管 22控制棒束 23控制棒驅(qū)動(dòng)桿 24控制棒導(dǎo)向管 25定位銷 2

23、6夾緊彈簧 27控制棒套管 28隔熱套筒 29儀表引線管 30控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu) 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 核安全綜合知識(shí)核安全綜合知識(shí) 核反應(yīng)堆的主要類型核反應(yīng)堆的主要類型 l壓水堆壓水堆 l 壓水堆核電站采用以稍加濃鈾作核燃料，燃料芯塊中鈾-235的富集度約3。 核燃料是高溫?zé)Y(jié)的圓柱形二氧化鈾陶瓷燃?jí)K。 l 柱狀燃料芯塊被封裝在細(xì)長的鋯合金包殼管中構(gòu)成燃料元件，這些燃料元件 以矩形點(diǎn)陣排列為燃料組件，組件橫斷面邊長約20cm，長約3m。幾百個(gè)組 件拼裝成壓水堆的堆芯。堆芯宏觀上為圓柱形。 l 壓水堆的冷卻劑是輕水。輕水不僅價(jià)格便宜，而且具有優(yōu)良的熱傳輸性能。 所以在壓水堆中，輕水不僅作為

24、中子的慢化劑，同時(shí)也用作冷卻劑。輕水有 一明顯的缺點(diǎn)，就是沸點(diǎn)低。 l 壓水堆是一種使冷卻劑處于高壓狀態(tài)的輕水堆。壓水堆冷卻劑入口水溫一般 在300左右，出口水溫330左右，堆內(nèi)壓力15.5 MPa。 l 冷卻劑從蒸汽發(fā)生器的管內(nèi)流過后，經(jīng)過冷卻劑回路循環(huán)泵又回到反應(yīng)堆堆 芯。包括壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器及有關(guān)閥門的整個(gè)系統(tǒng)，是 冷卻劑回路的壓力邊界。它們都被安置在安全殼內(nèi)，稱之為核島。 l 蒸汽發(fā)生器內(nèi)有很多傳熱管，傳熱管外為二回路的水，冷卻劑回路的水流過 蒸汽發(fā)生器傳熱管內(nèi)時(shí)，將攜帶的熱量傳輸給二回路內(nèi)流動(dòng)的水，從而使二 回路的水變成280左右的、67MPa的高溫蒸汽。 l 從蒸

25、汽發(fā)生器產(chǎn)生的高溫蒸汽，流過汽輪機(jī)，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)組發(fā)電。余下的大 部分不能利用的能量交給冷凝器，通過三回路排放到最終熱阱江、河、 湖、?；虼髿狻?l 壓水堆核電站的特點(diǎn)：結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯的功率密度大；基建費(fèi)用低、建設(shè)周 期短。 l 壓水堆核電站的主要缺點(diǎn)：必須采用高壓容器；必須采用有一定富集度的核 燃料 lBWR 蒸汽 給水 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 核安全綜合知識(shí)核安全綜合知識(shí) 核反應(yīng)堆的主要類型核反應(yīng)堆的主要類型 l沸水堆沸水堆 l 沸水堆與壓水堆同屬于輕水堆家族，都使用輕水作慢化劑和冷卻劑，低富集 度鈾作燃料，燃料形態(tài)均為二氧化鈾陶瓷芯塊，外包鋯合金包殼。 l 堆芯內(nèi)共有約800個(gè)燃料組

26、件，每個(gè)組件為88正方排列、其中含有62根燃 料元件和2根空的中央捧（水捧）。沸水堆燃料棒束外有組件盒以隔離流道， 每一個(gè)燃料組件裝在一個(gè)元件盒內(nèi)。具有十字形橫斷面的控制捧安排在每一 組四個(gè)組件盒的中間。 l 冷卻劑自下而上流經(jīng)堆芯后大約有14（重量）被變成蒸汽。為了得到干燥 的蒸汽，堆芯上方設(shè)置了汽水分離器和干燥器。由于堆芯上方被它們占 據(jù)，沸水堆的控制棒只好從堆芯下方插入。 l 沸水堆的冷卻劑循環(huán)流程特點(diǎn)是堆芯內(nèi)具有一個(gè)冷卻劑再循環(huán)系統(tǒng)。流經(jīng)堆 芯的水僅有部分變成水蒸汽，其余的水必須再循環(huán)。 l 因?yàn)榉兴雅c壓水堆一樣，采用相同的燃料、慢化劑和冷卻劑等，注定了沸 水堆也有熱效率低、轉(zhuǎn)化比低

27、等缺點(diǎn)。但與壓水堆核電站相比，沸水堆核電 站還有以下幾個(gè)不同的特點(diǎn)： （1）直接循環(huán) （2）工作壓力可以降低 ， 7MPa （3）堆芯出現(xiàn)空泡 l 與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站的主要缺點(diǎn)是： （1）輻射防護(hù)和廢物處理較復(fù)雜 （2）功率密度比壓水堆小 重水堆（重水堆（CANDUCANDU核電廠）核電廠） QH QC W 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 核安全綜合知識(shí)核安全綜合知識(shí) 核反應(yīng)堆的主要類型核反應(yīng)堆的主要類型 l重水堆重水堆 l 重水堆是指用重水(D2O)作慢化劑的反應(yīng)堆。 l 按結(jié)構(gòu)分，重水堆可以分為壓力管式和壓力殼式。采用壓力管式時(shí)，冷卻劑 可以與慢化劑相同也可不同。壓力管式重水堆

28、又分為立式和臥式兩種。壓力 殼式重水堆只有立式，冷卻劑與慢化劑相同，與壓水堆或沸水堆類似。 l 重水堆燃料元件的芯塊也是燒結(jié)的二氧化鈾的短圓柱形陶瓷塊，這種芯塊也 是放在密封的外徑約為十幾毫米、長約500毫米的鋯合金包殼管內(nèi)，構(gòu)成棒狀 元件。由19到43根數(shù)目不等的燃料元件棒組成長約500毫米、外徑為100毫米 左右的燃料棒束組件。 l 反應(yīng)堆的堆芯是由幾百根裝有燃料棒束組件的壓力管排列而成。重水堆壓力 管水平放置，管內(nèi)有12束燃料組件，構(gòu)成水平方向尺度達(dá)6米的活性區(qū)。作 為冷卻劑的重水在壓力管內(nèi)流動(dòng)以冷卻燃料元件。 l 壓力管是承受高壓重水沖刷的重要部件，是重水堆設(shè)計(jì)制造的關(guān)鍵設(shè)備。作 為慢

29、化劑的重水裝在龐大的反應(yīng)堆容器（稱為排管容器）內(nèi)。保持慢化劑處 于要求的低溫低壓狀態(tài)。同心的壓力管和排管貫穿于充滿重水慢化劑的反應(yīng) 堆排管容器中，排管容器則不承受多大的壓力?？傞L可達(dá)8、9米的排管兩端 有法蘭固定，與排管容器的殼體聯(lián)成一體。 l 這種壓力管臥式重水堆可以在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，由裝卸料機(jī)連接壓力管的兩端 密封接頭進(jìn)行不停堆換料。每次換料時(shí)，將8束新組件從壓力管的端推進(jìn)去， 同時(shí)從同一壓力管的另一端將輻照過的燃料組件推出。 l 重水堆核電站與輕水堆核電站相比較，有以下幾點(diǎn)主要差別，這些差別是由 重水的核特性及重水堆的特殊結(jié)構(gòu)所決定的：（1） 中子經(jīng)濟(jì)性好 （可用天 然鈾、節(jié)約天然鈾）,

30、（2） 可以不停堆更換核燃料, （3） 重水堆的功率密 度低，（4）重水費(fèi)用占基建投資比重大 。 典型高溫堆典型高溫堆 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 核安全綜合知識(shí)核安全綜合知識(shí) 核反應(yīng)堆的主要類型核反應(yīng)堆的主要類型 l 高溫氣冷堆高溫氣冷堆 l 除了用水冷卻外，還有用氣體作為冷卻劑的氣冷堆。氣體的主要優(yōu)點(diǎn)是不會(huì) 發(fā)生相變。但是氣體的密度低，導(dǎo)熱能力差，循環(huán)時(shí)消耗的功率大。為了提 高氣體的密度及導(dǎo)熱能力，也需要加壓。 l 氣冷堆在它的發(fā)展中，經(jīng)歷了三個(gè)階段，形成了三代氣冷堆: 天然鈾石墨氣冷 堆、改進(jìn)型氣冷堆 、高溫氣冷堆。 l 高溫氣冷堆是一種用高富集度鈾的包敷顆粒作核燃料、石墨作中子慢化劑

31、、 高溫氦氣作為冷卻劑的先進(jìn)熱中子轉(zhuǎn)化堆。 l 高溫氣冷堆的冷卻劑是氦氣。球形元件重疊時(shí)，彼此間有空隙可供高溫氦氣 流過。在氦循環(huán)風(fēng)機(jī)的驅(qū)動(dòng)下，氦氣不斷通過堆芯將裂變熱帶出，進(jìn)行閉式 循環(huán)。氦氣的壓力一般為4MPa。 l 反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，新的燃料球由反應(yīng)堆的頂部加料機(jī)構(gòu)加入，燒過的燃料球依 靠它的自重從反應(yīng)堆漏斗式底部卸出，經(jīng)過燃耗分析器檢定，將未燒透的燃 料球送回堆芯繼續(xù)使用，這樣可以做到連續(xù)不停堆裝卸料。 l 目前的高溫氣冷堆分為三種： (1) 用蒸汽進(jìn)行間接循環(huán)的高溫氣冷堆, （2） 直接循環(huán)的高溫氣冷堆 ,這種堆的氦氣出口溫度達(dá)850， （3）特高溫氣冷 堆 ,這種堆的氦氣出口溫度達(dá)95

32、0以上 。 l 高溫氣冷堆由于采用包敷顆粒核燃料，取消了燃料元件的金屬包殼，又用傳 熱性能較好、化學(xué)性能穩(wěn)定、中子吸收截面小的氦氣作冷卻劑，因此它具有 下列與眾不同的特點(diǎn)； （1）核電站選址靈活且熱效率高 ，（2）高轉(zhuǎn)化比 ， （3）安全性高 ，（4）對(duì)環(huán)境污染小 ，（5）有綜合利用的廣闊前景 ，（6） 可實(shí)現(xiàn)不停堆換料 。 l 雖然高溫氣冷堆有以上這些突出的優(yōu)點(diǎn)，但是由于技術(shù)上還沒有達(dá)到成熟的 階段，仍有很多技術(shù)問題影響著它的迅速發(fā)展。這些問題歸納為： (1) 燃料 元件復(fù)雜的制備工藝, (2）高溫高壓氦氣回路設(shè)備的工藝技術(shù)問題 , （3）燃 料后處理及再加工問題。 l氣冷快堆鈉冷快堆 核反

33、應(yīng)與核能的釋放 核安全綜合知識(shí)核安全綜合知識(shí) 核反應(yīng)堆的主要類型核反應(yīng)堆的主要類型 l 快中子堆快中子堆 l 快中子反應(yīng)堆，簡稱快堆，是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能量為 0.1Mev以上的快中子引起的反應(yīng)堆。 l 快中子堆一般采用氧化鈾和氧化钚混合燃料（或采用碳化鈾-碳化钚混合物）， 將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6毫米的 不銹鋼包殼內(nèi)，構(gòu)成燃料元件細(xì)棒。燃料組件是由多達(dá)幾十到幾百根燃料元 件細(xì)棒組合排列成六角形的燃料盒。 l 快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分。 燃料區(qū)由幾百個(gè)六角形燃料組件盒組成。每個(gè)燃料盒的中部是混合物核燃料

34、 芯塊制成的燃料棒，兩端是由非裂變物質(zhì)天然（或貧化）二氧化鈾束棒組成 的增殖再生區(qū)。核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。 l 反應(yīng)堆的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)由插入核燃料區(qū)的控制棒進(jìn)行控制。由于堆內(nèi)要求的中子 能量較高，所以快堆中無需特別添加慢化中子的材料，即快堆中無慢化劑。 l目前快堆中的冷卻劑主要有兩種：液態(tài)金屬鈉或氦氣。根據(jù)冷卻劑的種類，可將快堆分 為鈉冷快堆和氣冷快堆。目前前者僅處于探索階段。鈉冷快堆有回路式和池式兩種類型。 l 快中子核電站的主要特點(diǎn)歸納如下： （1）可充分利用核燃料 ， （2） 可實(shí)現(xiàn)核燃料的增殖 （3） 低壓堆芯下的高熱效率 l快堆對(duì)即將到來的核能大發(fā)展是最為重要的堆

35、型。 1.3 核反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)與核電廠系統(tǒng)設(shè)備 Core 250 Assemblie s Pellet Diameter: 8mm Length: 10mm Fuel Rod Includes about 350 pell ets Fuel Assembly 270 Fuel Rods l核燃料組件與核反應(yīng)堆 的本體結(jié)構(gòu) l壓水堆燃料元件和組件 核安全綜合知識(shí)核安全綜合知識(shí) l 壓水堆核電站主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是堆芯、 蒸汽發(fā)生器（簡稱蒸發(fā)器）、穩(wěn)壓器和主泵。在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本 體、一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔

36、助 系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組及二回路等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。 l 密封的燃料元件包殼構(gòu)成了包容放射性物質(zhì)的第一道安全屏障。這些燃料元件用定 位格架定位，組成所謂的燃料組件。一般是將燃料元件排列成1717的組件，其 正方形橫截面邊長約20厘米。加上端部構(gòu)件，整個(gè)燃料組件長約4米。 l 將一百多個(gè)燃料組件（總共包括四萬多根三米多長、比鉛筆略粗的燃料元件）組裝 在一起，構(gòu)成所謂的壓水堆堆芯。燃料組件組裝成的堆芯放在一個(gè)很大的壓力容器 內(nèi)。壓水堆中最關(guān)鍵的設(shè)備之一是壓力容器，它是不可更換的。一座90或130萬千 瓦的壓水堆，壓力容器直徑分別為3.99米和4.39米，壁厚0.2米和0.22米

37、。重330噸 和418噸，高13米以上。 l 控制棒束由上部插入堆芯，在壓力容器頂部有控制棒束的驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)。 l 作為慢化劑和冷卻劑的核純輕水，由壓力容器側(cè)面進(jìn)來后，經(jīng)過吊籃和壓力容器之 間的環(huán)形下降段，再從底部下腔室進(jìn)入堆芯。冷卻水通過堆芯后，溫度升高，密度 降低，再從堆芯上部流經(jīng)上腔室流出壓力容器。壓水堆冷卻劑入口水溫一般在300 左右，出口水溫330左右，堆內(nèi)壓力15.5 MPa。一座100萬千瓦電功率的壓水堆， 堆芯冷卻劑流量約6萬噸/小時(shí)。 l 包括壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器及相關(guān)管路的整個(gè)冷卻劑系統(tǒng)，有 其特定的壓力邊界，稱為一回路壓力邊界。該壓力邊界構(gòu)成了包容放射性物質(zhì)

38、的第 二道安全屏障。 l 一回路系統(tǒng)和設(shè)備都被安置在安全殼內(nèi)（包容放射性物質(zhì)的第三道安全屏障），稱 之為核島。 l壓水堆壓力容器 內(nèi)結(jié)構(gòu)示意 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 30 29 28 27 26 25 24 23 22 21 20 19 18 17 16 15 14 1吊裝耳環(huán) 2封頭 3上支撐板 4內(nèi)部支撐凸緣 5堆芯吊籃 6上支撐柱 7進(jìn)口接管 8堆芯上柵格板 9圍板 10進(jìn)出孔 11堆芯下柵格板 12徑向支撐件 13底部支撐板 14儀表管 15堆芯支撐柱 16流量混合板 17熱屏蔽 18燃料組件 19壓力容器 20圍板徑向支撐 21出口接管 22控制棒

39、束 23控制棒驅(qū)動(dòng)桿 24控制棒導(dǎo)向管 25定位銷 26夾緊彈簧 27控制棒套管 28隔熱套筒 29儀表引線管 30控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu) 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) l一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備 Core 250 Asse mblies l二回路系統(tǒng)及設(shè)備 l飽和蒸汽氣冷及組 l主發(fā)電機(jī)組 l回路輔助系統(tǒng)及功能 在核反應(yīng)堆內(nèi)進(jìn)行可控鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)過程中，核能轉(zhuǎn)化為熱在核反應(yīng)堆內(nèi)進(jìn)行可控鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)過程中，核能轉(zhuǎn)化為熱 能。除核電廠主要的輸熱系統(tǒng)外，還有許多輔助系統(tǒng)，大致能。除核電廠主要的輸熱系統(tǒng)外，還有許多輔助系統(tǒng)，大致 分為以下幾類：分為以下幾類： l保證反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行的系統(tǒng)；化學(xué)和容積控制系

40、統(tǒng)、保證反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行的系統(tǒng)；化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、 主循環(huán)泵軸密封系統(tǒng)主循環(huán)泵軸密封系統(tǒng) l為核電廠一回路系統(tǒng)在運(yùn)行和停堆時(shí)提供必要冷卻的系統(tǒng)有：為核電廠一回路系統(tǒng)在運(yùn)行和停堆時(shí)提供必要冷卻的系統(tǒng)有： 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng) l在發(fā)生重大失水事故時(shí)保證核電廠反應(yīng)堆和主廠房安全的系統(tǒng)在發(fā)生重大失水事故時(shí)保證核電廠反應(yīng)堆和主廠房安全的系統(tǒng) 有：安全注射系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)有：安全注射系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng) l控制和處理放射性物質(zhì)，減少對(duì)自然環(huán)境放射性排放的系統(tǒng)有：控制和處理放射性物質(zhì)，減少對(duì)自然環(huán)境放射性排放的系統(tǒng)有： 疏排水系統(tǒng)、放射性廢液處理系統(tǒng)、廢氣

41、凈化處理系統(tǒng)、硼回疏排水系統(tǒng)、放射性廢液處理系統(tǒng)、廢氣凈化處理系統(tǒng)、硼回 收系統(tǒng)、取樣分析系統(tǒng)收系統(tǒng)、取樣分析系統(tǒng) l一回路其他輔助系統(tǒng)：補(bǔ)給水系統(tǒng)、乏燃料冷卻及凈化去污清一回路其他輔助系統(tǒng)：補(bǔ)給水系統(tǒng)、乏燃料冷卻及凈化去污清 洗系統(tǒng)洗系統(tǒng) l二回路輔助系統(tǒng)：主蒸汽排放系統(tǒng)、蒸汽再熱及抽汽系統(tǒng)，凝二回路輔助系統(tǒng)：主蒸汽排放系統(tǒng)、蒸汽再熱及抽汽系統(tǒng)，凝 結(jié)水給水系統(tǒng)、事故給水系統(tǒng)、蒸發(fā)器排污系統(tǒng)、潤滑油系統(tǒng)結(jié)水給水系統(tǒng)、事故給水系統(tǒng)、蒸發(fā)器排污系統(tǒng)、潤滑油系統(tǒng) 及循環(huán)冷卻水系統(tǒng)及循環(huán)冷卻水系統(tǒng) 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 1.4 反應(yīng)性與反應(yīng)性的控制 反應(yīng)性概念反應(yīng)性概念 lK過剩=Keff

42、1，稱為過剩增殖系數(shù),； lKeff =1，臨界； Keff 1，超臨界； Keff 10-2/堆年 l工況III稀有事故，發(fā)生頻率10-4/堆年- 10-2/堆年 l工況IV極限事故，發(fā)生頻率10-6/堆年- 10-4/堆年 l按核事件影響核安全和輻射安全的嚴(yán)重程度分類，分7級(jí)： 1級(jí)異常 2級(jí)事件 3級(jí)嚴(yán)重事件 4級(jí)主要在核設(shè)施內(nèi)的事故 5級(jí)具有廠外風(fēng)險(xiǎn)的事故 6級(jí)嚴(yán)重事故 7級(jí)極嚴(yán)重事故 1-3級(jí)稱事件，4-7級(jí)稱事故，IAEA/OECD的INES 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 1.9 核動(dòng)力廠事故分析與嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解 驗(yàn)收準(zhǔn)則 l對(duì)于工況II事件 燃料元件不燒毀 一回路壓力小于11

43、0% 放射性后果按正常排放 l對(duì)工況IIIIV 燃料元件保持可冷卻，PCT1204 oC 一回路壓力小于120% 放射性后果，。 事故分析的基本假設(shè) l初始條件及各項(xiàng)參數(shù) l4項(xiàng)基本假設(shè) 假設(shè)失去廠外電源 最大價(jià)值組棒卡在全抽出棒位 僅考慮安全級(jí)設(shè)備的緩解事故的作用 需假設(shè)極限的單一故障 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 核動(dòng)力廠事故分析與嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故 l典型設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故 l l l l l l l 1.9 核動(dòng)力廠事故分析與嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解 嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解 l概述 l嚴(yán)重事故初因事件 l嚴(yán)重事故的物理過程 l針對(duì)嚴(yán)重事故必須考慮的事項(xiàng)（6條事項(xiàng)） l對(duì)工況IIIIV

44、lPWR核電廠需要考慮典型的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施14條 改進(jìn)系統(tǒng)和設(shè)備的運(yùn)行可靠性，降低始發(fā)事件發(fā)生頻率 自動(dòng)控制功能的合理設(shè)計(jì)，改善瞬態(tài)特性，減少安全系統(tǒng)動(dòng)作和 人員的干預(yù) 通過多重性和多樣性的系統(tǒng)設(shè)備，提高安全系統(tǒng)的可靠性 全場斷電的處理 。 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) l嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解 概述概述 l嚴(yán)重事故即堆芯嚴(yán)重?fù)p壞事故，并有可能破壞安全殼的完整性，從而 造成環(huán)境放射性污染及人身傷亡，產(chǎn)生十分巨大的損失。 l現(xiàn)有核電廠基于縱深防御思想，設(shè)置了多道屏障及專設(shè)安全設(shè)施，采 取了嚴(yán)格質(zhì)量管理和操縱員選拔培訓(xùn)制度，同時(shí)，核電廠選址也有嚴(yán) 格要求，因而核電廠抵御外

45、來災(zāi)害和內(nèi)部事變的能力很強(qiáng)。只有在連 續(xù)發(fā)生多重故障，包括操縱員失誤，使核電廠長期失去熱阱，才會(huì)導(dǎo) 致嚴(yán)重事故。對(duì)比于以考慮單一故障為特征的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，嚴(yán)重事 故又稱為超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。（先進(jìn)反應(yīng)堆用戶要求文件規(guī)定的重要內(nèi) 容） l嚴(yán)重事故的發(fā)生頻率雖然低，但并不是不可能發(fā)生的。 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 嚴(yán)重事故的初因事件嚴(yán)重事故的初因事件 l研究分析發(fā)現(xiàn)，導(dǎo)致堆芯嚴(yán)重?fù)p壞的主要初因事件與核電廠的設(shè)計(jì)特 征有十分密切的關(guān)系。但歸納起來，共同的主要初因事件主要初因事件大致是： 失水事故后失去應(yīng)急堆芯冷卻； 失水事故后失去再循環(huán)； 全廠斷電后未能及時(shí)恢復(fù)供電； 一回路系統(tǒng)與其他系統(tǒng)結(jié)合部的失

46、水事故； 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂后減壓失??； 失去公用水或失去設(shè)備冷卻水。 l初因事件中如考慮外部事件，還應(yīng)加上地震和火災(zāi)。初因事件分析表 明，可能導(dǎo)致堆芯嚴(yán)重?fù)p壞的主要初因事件并不很多，因此，便于進(jìn) 一步考慮設(shè)計(jì)改進(jìn)或事故預(yù)防。 核安全專業(yè)實(shí)務(wù)核安全專業(yè)實(shí)務(wù) 嚴(yán)重事故的物理過程嚴(yán)重事故的物理過程 l堆芯熔化導(dǎo)致大量放射性釋放的過程可以分為兩個(gè)不同的類型，即高壓熔化 過程和低壓熔化過程。低壓過程以主系統(tǒng)冷卻劑喪失為特征低壓過程以主系統(tǒng)冷卻劑喪失為特征，若應(yīng)急堆芯冷 卻系統(tǒng)失效，由于冷卻劑不斷喪失，造成元件裸露升溫，鋯包殼與水蒸汽發(fā) 生化學(xué)反應(yīng)放出熱量與氫氣堆芯水量進(jìn)一步減少后，堆芯開始自上而下地熔 化，直至將壓力容器下封頭熔穿，熔融物隨后與安全殼底板混凝土相互作用， 釋出 CO2、CO、H2 等不凝氣體，從而造成安全殼晚期超壓失效或底板熔穿。 高壓過程一般以失去二次側(cè)熱阱為先導(dǎo)事件。高壓過程一般以失去二次側(cè)熱阱為先導(dǎo)事件。主系統(tǒng)在失去熱阱后升溫升壓， 直至到達(dá)穩(wěn)壓器釋放閥開啟定值后，閥自動(dòng)開啟排汽。如二次側(cè)不能恢復(fù)熱 阱，一次側(cè)又失去強(qiáng)迫注水能力，則釋放閥會(huì)持續(xù)啟閉循環(huán)，使主冷卻劑不 斷喪失，堆芯在較高壓力下開始裸露，隨后開始熔化。