第5章 核电厂的严重事故及应用

温度, oC
2500
38kW/m
2000 1500 1000 500
0 0
燃料熔点 28kW/m
500 时间, s
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
• 3120 K UO2.0熔化 • 2960 K ZrO2.0熔化 • 2900 K UO2+x熔化 • 2810 K (U、 Zr)O2液态陶瓷相形成 • 2720 K UO2、Zr和ZrO2低共熔混合物熔点 • 2695K (U, Zr)O2/Fe3O4陶瓷相估计熔点
蒸汽爆炸评价法
*现象模型和机械能的评价 *冲击波传播和相变化的模拟 *蒸汽爆炸各过程的模拟 *安全控制 *机械能的转换率的评价 *具有低的导温系数的高温金属块的触发现象的研究 *核电站严重事故中燃料冷却剂相互作用的评价方法的确定
3 下封头损坏模式
喷射冲击；喷射冲击引起消融(ablation)加速。 下封头贯穿件阻塞和损害； 下封头贯穿件喷出物； 球形蠕变 断裂;堆芯碎片和压力容器之间接触引发 对下封头的直接加热。
轻水反应堆风险评价中，蒸汽爆炸是一个争 论的课题。蒸汽爆炸评查小组（1985）得出的 结论是：概率极低，可以忽略。
在低压下的蒸汽爆炸:
(a)熔融的燃料初始是在冷却剂水池之上。
(b)落入水池，大的熔融燃料单元的分散，在 燃料和冷却剂之间产生粗粒的混合物，传热较 弱，在交界面膜状沸腾。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
液化材料重新定位引起局部肿胀，导致流 道堵塞，引发堆芯的加速加热。
物有可能落入下腔室，对压力容器的完整 性构成严重的威胁。
当温度大于3000K时，ZrO2和UO2层将熔化，所形成 含有高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其它与之接 触的氧化物和金属。
随着Zr的液化和重新定位，堆积的燃料芯块 得不到支撑而塌落，在堆芯低部形成碎片床。
实验研究表明，从燃料中储存的能量转换成爆炸能约为2 ％。如果一座压水堆中所有的燃料都参与这种假想的反应，那 么所形成的爆炸等效于100 kg TNT的威力。
熔化的燃料
水
燃料
水
水
细小混合物
水
局部压力
燃料 (c)
压力波 (d)
燃料
图5-5 蒸汽爆炸阶段 (a) 初始条件：熔融燃料与冷却剂分开； (b) 阶段 I： 粗粒的 混合物，慢的传热，无压力增加； (c)阶段II：触发过程，局部压力等来自冲撞或俘获； (d) 阶段III：增强，压力波非常迅速地碎裂燃料，
(c)冲击波触发（triggering）阶段，常发生在压力容器的内表 面。快速传热开始。随着更多的燃料破裂，强烈的传热过程迅 速升级。 (d)储存的能量迅速传递给冷却剂。这种能量释放增强了冲击 波，冲击波在爆炸的过程中通过混合物连续增强，然后高压蒸 汽沿周向扩散，并把热能转化成机械能。
熔融燃料储存的能量只要一释放进入冷却剂水池，就有一部 分转化成冲击波能，影响反应堆系统。
堆芯熔融物的下落及碎片床的形成将改变传
热与流动特性，并终止上腔室和堆芯上部区域之间 自然循环热传导。
在沿棒束的空隙中，由熔化物形成的一层硬
壳被由上部堆芯范围的倒塌所形成的陶瓷颗粒层覆 盖。之后，堆芯熔化.
压力容器内的过程
当堆芯熔化过程发展到一定的程度，熔融 的堆芯熔化物将落入压力容器的下腔室，也有 可能发生堆芯倒塌现象，导致堆内固态的物质 将直接落入下腔室。
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+2H2O=ZrO2+2H2
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。
熔化材料最终达到底部堆芯支撑板，然后开始熔 化堆芯支撑板构件。
尽管压力容器上部存在高温，压力容器下部仍可能 有一定水位的水。
2 堆芯熔化
从总体上看，与燃料有关的主要过程包括 三种不同的重新定位机理： (1) 熔化的材料沿燃料棒外表面的腊烛状流动 和再固化； (2) 形成碎片床； (3) 形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落 入下腔室。
4 自然循环
在严重事故期间，自然循环已被视为压水堆 中的一个重要现象，尤其是当主泵维持着高压 时更是如此。
由于径向功率梯度，堆芯中央的过热蒸汽比 堆芯外围的过热蒸汽要热得多和轻得多。密度 梯度形成压力容器内蒸汽的自然循环流动。
自然对流堆芯中的温度分布趋于均匀，使蒸 汽在堆芯内分布更为均匀，从而可能增加金属 与蒸汽的氧化反应速率，导致更严重的包壳氧 化。
安全壳内过程
在严重事故期间可能导致作用于安全壳的负荷超 过设计基准负荷的另一些过程和物理现象有： • 蒸汽爆炸； • 氢气产生、扩散并燃烧； • 高压熔化喷射和直接安全壳加热（DCH=direct
从细小碎片传热非常迅速。
水蒸汽爆炸研究课题
水蒸汽爆炸研究课题
蒸汽爆炸的发生环境 蒸汽爆炸的各子过程
*蒸汽爆炸和压力波的相互作用及急速传热过程的解明 *蒸汽爆炸的子过程中液体金属块的分裂与飞散的数值解析 *水中下落的高温金属块的特性研究
*压力波下的蒸汽膜界面的热传递和界面特性 *超高速加热下的传热现象 *超高密度能量下的界面现象的模拟 超高速非平衡热流体科学 *高过热液-液系统的稳定性和急速缓解过程 *冲击波的液液-气液界面的流体力学作用 *固液系统和液液系统内的蒸汽膜崩坏机理 *使用实时测量进行冲击反应合成的机理 *热非平衡场中蒸汽的超高速相变化现象的分子论的研究
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。
严重事故物理过程
开始
堆芯熔化、压力壳失效、安全壳失效
堆芯升温到1700K 控制棒失效，熔融
升温到2100K 锆将与ZrO2/UO2反应 形成低熔点合金
此时产生大量蒸汽 锆继续被氧化 产生大量氢气
随着热量的积累 固态材料再次熔化
不断下移
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
释放出大量挥发 性裂变产物 熔融物下移
2670Κ α-Zr(O)/UO2和U/UO2偏晶体形成 • 2625K B4C熔化 • 2550-2770K 轻水堆中UO2元件中心线最大的运行温度
2245Κ α-Zr(O)熔化
2170Κ α-Zr(O)/UO2低共熔物形成，UO2和熔化的锆合金相互作 用开始
• 2030K 锆-4熔化
• 1720K 不锈钢熔化
若压力容器的下腔室有水，熔融物的下降 有可能发生蒸汽爆炸。
若熔融物下降中直接接触压力容器的内 壁，将发生消融现象(ablation)，对压力容器的 完整性构成威胁。
能否有效冷却下腔室中的堆芯熔融物将直 接影响到压力容器的完整性。
1.碎片的重新定位
在堆芯碎片进入压力容器下腔室的重新定 位过程中，堆芯材料有可能与下腔室中剩余水 相互作用产生大量的附加热、蒸汽以及随后的 氢气。
如果不能冷却燃料碎片会 使压力容器下封头局部熔化。下封头损坏后，熔 融的燃料进入堆坑。堆坑中有水，熔融物与水相 互作用可能引发压力容器外蒸汽爆炸。这蒸汽爆 炸可以严重损坏安全壳厂房。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
在反应堆严重事故环境中，当熔化的堆芯物 质与水接触时，可能发生快速传热，引发蒸汽 爆炸。有可能发生压力容器内和压力容器外两 种典型的蒸汽爆炸。
严重事故物理过程
由堆芯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。
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
是否
压力壳内压力 是否高压 8MPa
裂变碎片自压力壳喷出 （高压熔喷）
熔融物毁坏压力壳的贯穿件
压力壳下方 如果存在水
DCH
氢气爆炸
安全壳超压失效
混凝土反应，放出氢气 ，混凝土会熔化和分解
CO和CO2
蒸汽爆炸
如工程措施的干预或通风
5.1 严重事故过程和现象
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。在长时间的侵蚀期间，碎片基 本上可以保持在恒定温度下。
几种主要现象有：
（1）可能发生的蒸汽爆炸，燃料分散成很小的 颗粒，在压力容器下腔室形成碎片床。大量冷 却剂的蒸发使主系统压力上升。
（2）堆芯熔融物可能熔化大量贯穿管道与压力 容器的焊接部位，压力容器密封失效。
1.碎片的重新定位
（3）下腔室中碎片床的冷却特性取决于碎片床 的结构（几何形状、颗粒大小、孔隙率以及它们 的空间分布特性）及连续对压力容器的供水能 力。在冷却过程中将有放射性物质进入安全壳。