1、反應堆冷卻劑系統回路熱管段破口事故分析作者姓名：廖科專業名稱：核工程與核技術指導教師：趙永生講師目錄摘要錯誤!未定義書簽。Abstract錯 誤!未定義書簽。 TOC o 1-5 h z HYPERLINK l bookmark4 o Current Document 目錄II前言1 HYPERLINK l bookmark8 o Current Document 1壓水堆反應堆基本原理 2 HYPERLINK l bookmark10 o Current Document 1.1壓水堆的簡介2 HYPERLINK l bookmark12 o Current Document 1.2壓水堆的

2、基本構成2 HYPERLINK l bookmark14 o Current Document 1.3壓水堆主冷卻劑系統3 HYPERLINK l bookmark16 o Current Document 1.4安全殼5 HYPERLINK l bookmark18 o Current Document 2冷卻劑回路系統熱管段破口概述 6 HYPERLINK l bookmark20 o Current Document 2.1破口大小尺寸界定 62.2 管道破口的類型6 HYPERLINK l bookmark22 o Current Document 2.3冷卻劑系統回路管道破口的原因

3、7 HYPERLINK l bookmark24 o Current Document 3破口事故后的物理過程8 HYPERLINK l bookmark26 o Current Document 3.1大破口失水事故 8 HYPERLINK l bookmark28 o Current Document 3.1.1噴放階段 9 HYPERLINK l bookmark30 o Current Document 3.1.2旁通階段 10 HYPERLINK l bookmark32 o Current Document 3.1.3再灌水階段 11 HYPERLINK l bookmark34

4、o Current Document 3.1.4再淹沒階段 11 HYPERLINK l bookmark36 o Current Document 3.1.5長期冷卻階段 12 HYPERLINK l bookmark38 o Current Document 3.2.6大破口事故嚴重情況的總結 12 HYPERLINK l bookmark40 o Current Document 3.2小破口失水事故12 HYPERLINK l bookmark42 o Current Document 3.2.1破口尺寸的影響 13 HYPERLINK l bookmark44 o Current D

5、ocument 3.2.2減緩小破口事故后果的措施 13 HYPERLINK l bookmark46 o Current Document 3.2.3破口事故過程的物理現象 14 HYPERLINK l bookmark48 o Current Document 3.2.4破口位置的影響 15 HYPERLINK l bookmark50 o Current Document 3.2.5主泵停止運行的影響 15 HYPERLINK l bookmark52 o Current Document 3.3大小破口事故特征的比較 154失水事故后果及安全對策17 HYPERLINK l bookm

6、ark56 o Current Document 4.1防止高壓熔堆 18 HYPERLINK l bookmark58 o Current Document 4.2安全殼熱量排出與減壓 18 HYPERLINK l bookmark60 o Current Document 4.3消氫措施1921 HYPERLINK l bookmark62 o Current Document 4.4安全殼功能的最終保障19總結參考文獻錯誤!未定義書簽致謝錯誤!未定義書簽、八 、刖言隨著我過核電事業的蓬勃發展，核能已經成為一種性價比非常高 的能源，核能源清潔、高效，能利用好核能是善用自然的力量。而大 部分

7、的核事故都是人為的操作失誤。歷史上日本福島核事故和切爾諾 貝這類嚴重的事故給核安全敲響了警鐘，以至于很多人“談核色變” 兩次事故的核污染影響十分深遠。因此核安全應該要得到人類足夠的 重視。核工業要求比常規工業更嚴密、更高級質量保證，建立并維持 一套有效地解決事故的措施。要保證核電廠的安全，維持堆芯的合適溫度首要解決的問題，它 關系到核島最基本的安全，而主冷卻劑是在高溫高壓下工作的，冷卻 劑系統從堆芯吸收了熱量后將熱量傳通過一回路邊的熱管段將熱量傳 給蒸汽發生器。蒸汽發生器再將熱量傳給二回路的工質，工資沸騰后 推動汽輪機做功。主冷卻劑系統的設備和管路構成了壓力邊界，它是 防止系統內放射性的外泄的

8、重要屏障，反應堆冷卻劑系統到蒸汽發生 器的那一段管道回路的管道破裂一般在核電壽命的期限內，不會發 生。但是一旦出現了這樣的過程帶來的危害是非常的嚴重，在反應堆 安全分析的步驟中，一直處于重要的地位。我國以壓水堆作為主要的 堆型本文就就以壓水堆作為分析。1壓水堆反應堆基本原理1.1壓水堆的簡介最早開發的動力堆堆型就是壓水堆，在世界已經建成的反應堆堆 型中占到60%以上，壓水堆主要用到的冷卻劑和慢化劑都是凈化后的 水，水的慢化效果好（水中含有氫原子核），在加上水的物理和化學 性能被人類熟練的掌控。不足的是水的吸收截面大，因此必須要用富 集度較高的鈾元素作為反應堆核燃料，水在常壓下的沸點較低，要使

9、水有更高的沸點就需要在高壓下進行。從而獲得更高的熱效率。1.2壓水堆的基本構成反應堆構成由壓力容器、堆芯，對內部的一些構件和控制棒等部 件組成IVWlfVH AM AMI*Ji*M圖1.1壓水堆堆芯的基本構成-2 -堆芯是由核燃料組件，控制棒的組件和可燃毒物的組件、中子源 組件，燃料組件是產生裂變熱的部件，一個燃料組件大約有200300根燃料組件，燃料元件是有富集度2%4%的鈾的氧化物二氧化鈾做成。 性狀一般為圓柱形，裝在鋯合金的包殼內，再將兩端密封做成細長的 燃料棒，燃料棒布置正方形或者三角形的柵格形式，中間用彈簧格架 將元件棒夾緊。堆內的鏈式反應的控制主要由控制棒來實現，通過改變控制棒在

10、堆芯插入的深度來使反應堆啟動、停堆或者改變功率。控制棒由強吸 收中子的物質組成。在緊急情況下能全部插入堆芯，保證反應堆的安 全，除此之外還可以通過改變硼酸濃度補償反應性變化，稱為化學補 償控制。堆內構件主要的作用是保證堆芯精確的定位、壓緊防止運行過程 發生偏移；同時也要分隔開流體，使冷卻劑按照固定的方向流動來帶 出熱量，對對內構件的要求是能再高溫高壓下抗腐蝕并且尺寸和性狀 都很穩定。壓力容器是反應堆是非常關鍵的設備，它是防止反射性物質外泄 的承壓設備；所以要求壓力容器在高硼酸水腐蝕和高能中子照射的條 件下能使用2030年，壓力容器的壽命決定核電廠的壽命。1.3壓水堆主冷卻劑系統壓水堆的冷卻劑系

11、統一般采用的是采用分散形式的布置，由24個相同的冷卻環路組成，單個環路上的有一臺蒸汽發生器，兩臺主冷卻 劑泵（備用一臺），在用管道連接成一個密閉的回路，這樣的系統就 叫做主冷卻劑系統。系統的壓力有一臺穩壓器來維持，同時還有一系 列的輔助系統。主冷卻劑系統置于鋼筋混凝土的安全殼內，安全殼來 保證容納可能泄露的蒸汽和裂變產物，下圖是壓水堆的主體結構圖。Mil圖1.2壓水堆主體結構冷卻劑在1516MPa的壓力下由堆芯的周圍環路向下流動，再流過 堆芯之后溫度上升的到320330C，然后熱量傳到二回路來產生蒸汽。 蒸汽推動汽輪機做功來發電，蒸汽會在冷卻劑泵的作用之后有回到反 應堆。冷卻劑系統的一系列的所

12、有的設備，以及閥門都安裝在安全殼內 部，冷卻劑當中存在裂變的產物和輔助的產物，對回路都會對管道和 設備構成一定的污染，為了防止管帶發生破裂之后流體的破裂對管道 造成損壞，在管道上都裝有限制器（在管道上設計中安裝了防震和防 止沖擊的裝置）對設備和管道進行隔離。VZES&圖1-3壓水堆核電廠原理圖1.4安全殼安全殼是防止反射性物質外泄的一道重要屏障。安全殼要承受反 應堆在發生失水事故一回路泄漏噴放時產生額高溫以及高壓，甚至也 要經的起地震、臺風甚至是導彈的轟炸。壓水堆的安全殼一般比較大，造價也很高，一個功率1000MW的壓水堆。安全殼的直徑大概是 40米，高度約60米，對安全殼的初始設 計壓力0.

13、40.5MPa,運行時要定期的進行的泄露實驗。安全殼的頂部有噴淋系統，當發生事故的時候噴淋系統會自動噴 淋水將蒸汽冷凝。噴淋水中加入氫氧化鈉出去氣體的裂變產物，減少 釋放碘的數量。安全殼內部必須有通風凈化系統，并且要保持內部的溫度恒定， 以滿足工作人員的工作條件。通風系統的還要有排除熱量，抑制壓力 上升和除去反射性氣體的功能。2冷卻劑回路系統熱管段破口概述在壓水堆中破口事故會帶來非常嚴重的后果，由于冷卻劑的泄露 會釋放大量的反射性物質。2.1破口大小尺寸界定破口事故按照尺寸的大小可以分為大破口事故和小破口事故，按 破口的位置又可以分為冷管段和熱管段的破口事故，大中小破口的分 界不是絕對的。冷管

14、段破裂帶來的危害比熱管段要大的多。在這里我 們分析是熱管段的破裂分析其物理過程及其后果，確保反應堆的安 全。下圖是破口大小尺寸的分類界限。L林口衣嗽口-1sei5圖2.1破口尺寸的分類界限2.3冷卻劑系統回路管道破口的原因冷卻劑系統的管道材料采用的是德國的奧氏體不銹鋼制造而成 的，斷裂的原因是主要是由于傳熱管機械的熱應力、一回路水腐蝕， 而地震、內部的飛射物和制造中本身的缺陷。這些都可能導致管道 破裂。這類事故發生的頻率是百萬萬分之一次/（堆年）。通過對破口 事故的過程分析，必須要最大化的減少此類事故的發生概率。下圖是 熱管和冷管破裂在反應堆對應的位置，上方對應的是冷管段的破口， 下方是熱管段

15、的破口。圖2.3冷管與熱管破裂的位置3破口事故后的物理過程在安全設計中，假想最嚴重的情況是主管道發生脆性斷裂，管道會 在極短的時間發生破裂后完全斷開并且錯位，這時冷卻劑從斷開的兩 個斷口噴出，這種破裂叫做雙端斷裂。此時的破口面積相當于兩倍主 管道的界面，主管道與壓力容器焊接的位置破口的可能性最大。3.1大破口失水事故所謂的大破口事一般是指回路的壓力邊界熱冷管段斷裂、剪斷。 從而會引起冷卻劑的泄露，如果此時在失去了廠外的電源，那么它將 是最嚴重的反應堆事故。按事故的發展過程一般可能會出現四主要的 個階段：噴放、在灌水、在淹沒和長期冷卻。下圖是幾個過程的步 驟。表3.1大破口事故發生的序列主要階段

16、每個階段步驟各個系統的動作噴放階段（1）噴放階段（2）飽和卸壓（3）沸騰工況 的轉變（4）第一包殼 溫度（5）殘留熱源 和冷卻惡 化（6）應急堆芯 冷卻段（7）旁通階段（8）低壓注射 系統的開 啟破口發生低壓停堆ECC啟動信號安注泵啟動安注箱注水安全殼噴淋泵啟動注水旁路終止再灌水階段1.噴放終止2安注泵啟動3.注水淹沒堆芯的下端投再淹沒階段第二峰值 包殼溫度驟冷蒸汽粘結安全噴淋啟動安注箱排空堆芯驟冷結束長期冷卻換料水箱低水位，向安全殼地坑取 水，向長期冷卻再循環切換3.1.1噴放階段欠熱卸壓。反應堆在正常運行的時候，冷卻劑溫度大約低于此時壓力下飽和 溫度40C,在發生冷卻劑管道破裂之后，一回路

17、水先從破口泄露到安 全殼，系統的壓力會在幾十毫秒內降到流體的最高局部飽和壓力，在 達到這個階段之前的這個過程叫做欠熱卸壓，在這個階段的初期，如 果破裂發生在熱段，即出口段。流過堆芯的水會加速。如果破口在進 口段，通過堆芯的水流量會減速，欠熱卸壓這個過程，壓力的猛烈釋（2）飽和卸壓。在冷卻劑降到低于局部飽和壓力以后，冷卻劑開始沸騰；這個過 程在進入瞬變后不到100毫秒時發生，由于此時堆芯內含有大量的氣 泡，其結果使卸壓過程變的緩慢的過程，此時可能同時出現沸騰和閃 蒸。其前沿從堆芯最熱的位置開始。堆芯內的大量氣泡使慢化劑的相應密度減小，在負空泡反應性系 數的作用下，會使裂變過程終止，此后的對戲碼功

18、能主要還是衰變功 率，所以大破口事故即使不停堆裂變功率也會減低或者停止。（3）沸騰工況轉變。當堆芯冷卻劑開始汽化后，燃料元件表面與冷卻劑傳熱發生惡 化，此時會發生沸騰工況的轉變（脫離泡核沸騰）冷管段一般0.50.8發生，熱管段破裂的要比冷管段滯后幾秒以后。（4）第一包殼峰值溫度。在出現脫離泡核沸騰后，冷卻劑與包殼之間傳熱惡化，包殼的溫 度會突然升高。此時溫度會出現第一包殼峰值的溫度，相對于冷管段 破裂熱管段破裂流過堆芯的冷卻劑流量較大，溫度峰值也出現的較 晚，溫度較低。（5）殘留熱源和冷卻惡化。在出現大破口事故之后，堆芯內部依然有熱量，一是由于裂變的 衰變熱，另外一個是鋯合金、水和水蒸氣生成氫

19、氧化鋯產生熱量（包 殼溫度達到980r時反應開始），冷卻劑不斷的通過破口從一次系統排 入安全殼，使一次系統不斷的卸壓，同時水裝量不斷的減少；最后， 堆壓力容器里的水位將降到堆芯下端以下。應急堆芯冷卻階段。當冷卻劑系統內的壓力降低到安注箱內部 氮氣的壓力時，安注箱的截止閥會自動打開，水由此注入至主冷卻劑 系統，這樣就有了應急冷卻階段，這個階段大約在破口事故發生后的 1015秒會出現。3.1.2旁通階段應急系統的安注箱和高壓安注系統在投入到工作后，主冷卻系統 的壓力仍然高于安全殼內的壓力，冷卻劑此時依然在大量外流。熱管破裂后，注入到冷管段的輔助冷卻劑通過下降段，堆內此時 的水位仍然在不斷的上升，進

20、入堆芯區域再淹沒了堆芯。一回路的系 統壓力和安全殼的壓力趨于平衡的時候（大約破口發生后的3040秒出現），噴放就此結束。此時破口的流量變的比較小，壓力繼續降低到 大約1MPa時，低壓注入系統開始投入工作。在大破口事故的情況下，系統的壓力會下降的比較快，起作用的 是安全注射箱和低壓安注系統，高壓安注系統起到的作用并不大。3.1.3再灌水階段這個階段開始于應急冷卻水首先達到壓力容器下腔室使水位開始 重新回升之時，結束于水位達到堆芯底部，這個過程一般出現在破口 后的3040秒的時間，在這個階段，堆芯裸露在蒸汽環境中，燃料棒產 生的衰變熱主要依靠輻射和自然對流換熱之外，沒有其它的冷卻方 式。這個時候由

21、于導熱不良，堆芯的溫度會絕熱上升，每秒上升的幅 度大約時812C,上升的時間大約是3050秒的時間。在溫度上升的過 程中，高合金與水蒸汽的反應形成很大的一個熱源，因此再灌水階段 對破口事故的影響非常大，這個階段的時間取決于噴放結束時下腔室 到水位至堆芯底部這段高度，它決定了燃料包殼溫度所能夠達到的最 高值。3.1.4再淹沒階段灌水階段結束后，反應堆容器內部的水位從最底端開始向堆芯上 升，最后水位逐漸淹沒堆芯，在一過程稱為再淹沒階段。這個時候堆 芯的燃料元件的溫度很高，此時水進入待堆芯的時候回立刻沸騰，沸 騰產生的蒸汽會快速的向上流動，由于蒸汽夾帶著較多數量的水滴， 這些水滴為堆芯長生了一定的冷

22、卻。水位在堆芯繼續上升，冷卻效果 越來越好，包殼溫度上升速率也減小，在破口事故后的6080秒，熱點的溫度開始下降。在包殼溫度下降到 350550C的時候，應急冷卻水再 淹沒包殼的表面，這個時候冷卻的速率進一步提高，包殼的溫度明顯 的降低。這個過程我們一般叫做堆芯驟冷階段。再淹沒階段過程水位上升的速度與流體的驅動力和阻力有關。3.1.5長期冷卻階段衰變熱的釋放過程需要的時間比較長。再淹沒階段過程完畢后， 燃料由于衰變會繼續產熱，因此低壓注射系統繼續運行。換料水箱的 水用完之后，低壓注射泵會從地坑里吸水，地坑里的是冷卻劑系統泄 露的水和安全殼蒸汽冷凝的水。這一部分可以循環使用。326大破口事故嚴重

23、情況的總結F面是大破口事故發生后，按時間順序發展3.2表3.21冷卻劑斷口處突然失壓，產生沖擊波，導致控制棒無法插 入，使冷卻劑發生堵塞。2冷卻劑迅速流失，可能使堆芯燒毀或者熔化，熔融的燃料與 水發生反應，進行劇烈的化學反應可能融穿安全殼。3高溫高壓的冷卻劑噴射到安全殼也好造成安全殼的破壞4作為燃料包殼的鋯元素在高溫時會與水發生反應3.2小破口失水事故一般把在一回路系統壓力邊界面積小于等于470平方厘米的破口稱之為小破口，范圍一般包括壓力邊界上面的管道、釋放閥、安全閥 和排污的滾到以及各種儀器的連接管道。冷卻劑系統管道上的所有支 管上的邊界破口都屬于小破口的事故范圍。小破口的的特點是涉及的范圍

24、比較廣，由此它發生的可能性就比 較高，但是事故的過程比較緩慢，操作人員能夠通過各種儀表來預測 事故的發展，在主控制室進行糾正。小破口事故的后果包括：破口事故后的壓力降低、堆芯的冷卻能 力削弱，冷卻劑的泄露而造成反射性超出正常范圍的。321破口尺寸的影響小破口事故一般被分成三大類：破口的尺寸足以使冷卻劑系統壓力降低至安注水箱的觸發值；破口較小，只能使反應堆冷卻劑壓力下降到安注水箱觸發值以 上的一個半穩定值；破口更小，高壓安全注射泵的注射，使反應堆冷卻劑系統重新 被加壓。表3.4破口尺寸對小破口瞬態的影響小破口類型較大中等較小破口面積(平 方厘米)90450209020一回路壓力的變化降低較快降低

25、緩慢降低之后回 升堆芯裸露時間短時間長無自然循環中途中斷中途中斷單相，不中 斷安注箱動作。淹沒堆-H-心不動作不動作主泵停泵影響影響小可減少冷卻劑損失可減少冷卻劑損失高壓安注作用小大大蒸汽發生器作 用小很大有輔助給水泵大有輔助給水泵3.2.2減緩小破口事故后果的措施要減緩小破口事故的措施主要是利用應急冷卻劑系統、高壓安全 注射系統、安全注射系統和低壓安注系統。高壓安全系統組成有離心泵、相關管道和閥門。閥門主要是控制 水的注入選項（注入冷管段或者是直接注入反應堆的環形空間）。安全注射水箱最先沖水并且用氮氣加壓，大部分的壓水堆當中， 安注水箱可以向反應堆冷卻劑系統當中所有的冷管注水。有一部分壓 水

26、堆中。安注水箱可以直接向環形的反應堆空間注水。水箱安放在安 全殼的最高處。反應堆冷卻劑系統壓力下降到0.7MPa之后，安全注射系統此時提供長期的堆芯的冷卻。低壓注射泵大容量、低壓頭的離心泵。通常 有兩臺。高低壓安全注射泵從換料水箱抽水，當用完水箱當中的水 時，會自動的從安全殼的地坑中抽水。323破口事故過程的物理現象小破口所產生的物理現象都與系統的壓力降低有關，而兩相流動 又導致了系統的壓力降低。瞬態轉變過程與反應堆釋熱、冷卻劑回路 的布置，蒸汽發生器的位置都有關系。在破口的初期。主泵在運行或者緩慢的停車。主泵的慣性決定了 流體在主冷卻劑系統中流體的流動。當主泵停止運行時，反應堆冷卻 劑中質量

27、傳遞由自然循環所決定。對于很小的破口面積，單相自然循環是自主泵停止后冷卻劑系統 水循環的主要機制，在此種情況下，堆芯不會完全變空，此時的系統 存在冷熱兩種流體，熱流體存在于堆芯的上升段，熱管段和蒸汽發生 器的進口腔室和上行管段。而冷流體主要存在蒸汽發生器的下降管 段、主泵進口段、主泵、冷管段和反應堆容器的環形的下降空間。冷 熱流體使堆內產生了自然循環，原因是冷熱流體的密度差。單相自然循環流動的建立與反應堆系統各部件的相對高度有關， U型管蒸汽發生器管束兩端的流體因為密度差的緣故提供了一部分的 驅動壓力。決定使用直流式蒸汽發生器的壓水堆的自然循環的主要尺 寸是堆芯的加熱中心與蒸汽發生器管束的冷卻

28、劑中間的有效高度差。在小破口事故的情況下，高壓安全注射流量不能補償破口的流量 損失，結果造成瞬態將最終單相自然循環到堆芯沸騰，蒸汽發生器傳 熱管出現冷凝回流。冷卻劑系統的壓力降低，回路中的流體接近飽和 溫度，出現閃蒸。這種閃蒸發生的順序是：壓力容器的上封頭和穩壓 器、熱管段、堆芯頂部。324破口位置的影響小破口的位置會影響到最終系統的水量和由堆芯冷卻系統注入并 達到壓力容器的水量。冷管段由于位置比較低，相比于系統高處的破 口，冷管段的破口會引起更多的冷卻劑喪失。蒸汽發生器的管束破裂也非常重要，這里破裂的話，一回路的反 射性物質可直接通過二次側的蒸汽進入環境中。325主泵停止運行的影響一旦主泵停

29、止運行，冷卻劑系統的流速迅速降低。兩相分離的作 用變的更加重要。重力與慣性力相比較小的時候。兩種流體的相對速 度偏小。流體的速度降低，重力變得相對來說重要，此時氣體和液體 的速度不再相同，速度不同又引起反應堆冷卻劑系統的蒸汽分布變得 很不均勻，并且含汽量較高的時候，主泵運行變的困難。泵的振動也 可能導致泵關閉。此時不一定會達到包殼的峰值溫度，因為包殼的峰值溫度決定不 僅在于裸露的時間，也和裸露的高度有關。主泵停止運行之后，這個 時候在堆芯的水位依靠的是堆芯下降段的環狀空間的水位來維持的。 當主泵因為瞬態變化失效或者停止，在堆芯的中的氣液混合物的水位 就會下降，但是在熱管段的破口發生后，只要堆芯

30、的氣液混合物液面 咼于熱管的底部，那么破口將一直被覆蓋。3.3大小破口事故特征的比較通過對大小破口事故的分析，可以作出一定的分析比較。表3.3大小破口的特征比較小破口失水事故大破口失水事故選擇破口的尺寸19平方厘米2 X 3700平方厘米有效熱源衰變熱:畜熱和衰變熱:有效熱阱破口流量通過蒸汽發 生器向二次側傳熱， 以及堆芯應急冷卻水破口流量和堆芯冷卻 水一次側壓力因泄露緩慢而保持高因噴放快速而失壓壓一次側流動特性分層流動在咼處不凝結分離因急劇汽化泄放可 能使堆芯裸露穩壓器影響顯者泡狀或滴狀流噴放時為均勻流堆芯很快排空和再 淹沒穩壓器影響很小堆芯應急冷卻系統上充泵和高壓安注在冷段破口的事故 中，

31、堆芯可能會部 分裸露安注水箱最有效在冷段破裂事故中 可能會有蒸汽阻流 和堆芯急冷卻水旁 流電廠恢復輔助水與蒸汽發生 器的自然循環蒸汽不能排放的情 況下，手動操作所 有的卸壓閥來降低 安全注水箱、和停 堆冷卻系統的壓力安注水箱和再淹沒連續低壓安全注水4失水事故后果及安全對策反應堆出現破口事故的時候，第一時間應該通過安注箱和安全注 入系統向堆芯的內部注水來保證堆芯冷卻。堆芯的冷卻方法多種多樣 安注箱、高壓安注系統、低壓安注系統、非動能堆芯冷卻系統。但是 也不能達到絕對的保險，出現事故之后會有冷卻不及時、燃料溫度太 高或者堆芯裸露的事故發生。甚至會出現堆芯的包殼失效，破壞核反 應堆壓力容器或者安全殼

32、的完整性，甚至引發發射性的物質泄漏。堆 芯的熔化事故是由于堆芯冷卻不充分，堆芯裸露而發生堆芯熔化的現 象，時間是量級是小時，另外的一種是堆芯解體事故，如切爾諾貝利 事故，堆芯解體是由于巨大反應性造成功率陡升和燃料破裂的事故。 時間的量級是秒。要降低事故的發生概率事故的預防是關系。一般從技術和組織兩 個范疇來考慮，技術范疇是指利用好對核電廠的硬件的檢查、維修和 安全性評估。保證其利用性和可靠性。而組織范疇則是利用好運行的 經驗，抓好人因，利用制度、注重管理。用工作方式和各個階段的可 用技術列表，如下表。表4.1事故預防措施一次側1 應急堆芯冷卻注射含硼水咼壓安全注射加主系統上充下泄，主系統減壓引

33、入 應急堆芯冷卻系統注射，包括啟用安全注射箱上充下泄利用可能替代水源和替代泵實現應急注入啟用主泵避免壓力熱沖擊發生SGTR后切斷或減少高壓安全注射流量二次側1小破口失水事故和瞬變下推遲給水以節約水資源2喪失熱阱情況下，開啟閥門快速減壓；利用移動泵供 水3.喪失主給水源時利用除鹽水4利用消防水當出現事故時，也有一定的事故緩解措施：提示操縱員在堆芯熔 化的狀態下采用應急操作行動。進入到事故的緩解時期是所有的干預 手短已經失效。只剩下三道屏障的最后一道屏障一一安全殼。此時應 該盡可能的長時間維持安全殼的完整性，以爭取更多的時間在執行廠 外的應急計劃，并且要盡量的降低反射性的物質向土壤和水源的泄 露。

34、4.1防止高壓熔堆為了防止高壓熔堆的危險和維持安全殼的完整性，應該及早的轉 變為低壓的過程。通過操縱員的操作，在恰當的時候開啟穩壓器安全 閥卸壓或者通過自然冷卻來實現。安全閥開啟后主系統將迅速的轉為 低壓，上封頭的主系統壓力將小于 1.2MPa。單純的卸壓就算沒有注水 補充的情況下，也會有效的延緩堆芯的熔化，壓力下降到5MPa以下還可引入非能動安全注射箱注水，有效地利用這些水來載出熱量。一回路降壓的時候也需要注意的是穩壓器打開的時機。太早的話 會引起一回路的冷卻劑流失的過多，使堆芯過熱明顯。4.2安全殼熱量排出與減壓安全殼內聚集的熱量與壓力有著明顯的關系，要減壓也就要將熱 量排出。排熱降壓的重

35、要手段是噴淋，噴淋的作用體現在兩個方面：（1）使安全殼內水蒸氣凝結以維持較低的壓力，（2）通過噴淋以及一些添 加劑消除反射性的碘和氣溶膠，小流量噴淋間歇式的運行方式效果是 最好的。只要不超過安全殼的壓力設定值前提下好可以節省換料水箱 的水資源、延長噴淋的時間，推遲安全殼超壓的時間。但是只是簡單的噴淋注射措施效果是不夠的，噴淋并沒有從安全 殼內排出熱量，它只是吸收了一部反堆芯的熱量，緩解堆芯快速的過 熱。要使熱量進一步的排出還需要依靠安全注射和在循環噴淋，此時 地坑里面積聚的溫度較高主冷卻劑和噴淋液被排出，熱量通過交換器 傳給設備冷卻水，排到環境中。最后被冷卻的主冷卻劑重新注入主系 統或者噴淋到安全殼。所以對于安全殼排熱來說，安全注射和噴淋再循環是非常重要的 冷卻方式。但是啟用也有一定的副作用。噴淋液含有堿性物，會腐蝕 設備，善后的工作較為復雜。而且如果噴淋投入較晚，包殼大部分已 經氧化。其他的金屬與熱水反應緩慢的產生氫氣，噴淋使水蒸氣快速 凝結可能導致安全殼內氫氣大幅度的增加，若進入到燃爆區，是非常 的危險，所以噴淋