AP1000严重事故现象处理

严重事故现象处理AP1000核电厂简介朱鑫官上海核工程研究设计院2008年3月秦山严重事故严重事故属于超设计基准事故的一部分。在严重事故中由于安全设施失效，事故严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化，可能导致大量放射性物质的释放。核电厂的安全风险不能排除人员受到有限照射，也不能排除放射性物质向环境的有限释放，但必须符合限值；在符合限值的条件下，还必须贯彻合理可行尽量低的原则。核动力厂的风险水平核动力厂不保证绝对的安全，而是控制风险：风险=事件发生的概率事件的后果美国核管会在安全目标的政策声明中提出:由于核电厂运行导致其周围居民立即死亡的风险不超过所有可能导致其死亡的社会风险的千分之一；由于核电厂运行导致其周围居民患癌症的风险不超过所有可能导致其患癌症的社会风险的千分之一。研究表明，核电厂的大规模放射性释放频率低于10-6/堆年即可满足这两个风险指标。AP1000概率风险水平功率水平分项贡献AP1000CDFLRF满功率内部事件（含内部水淹/火灾）2.97E-072.41E-08人因失误（HRA）7.74%/共因失效（CCF）57%/安全壳旁通的LRF/1.05E-08LPS内部事件（含内部水淹/火灾）2.11E-073.53E-08总计*内部事件（含内部水淹/火灾）5.08E-075.94E-08严重事故进程严重事故在堆内的物理过程的四个段：事故开始（堆芯失去冷却）到堆芯露裸前；燃料温度开始升高。堆芯开始露裸到堆芯出现熔化前；燃料温度继续上升，当包壳温度到达≈1000℃，发生锆水反应。包壳快速氧化到压力容器失效前；低熔点的控制棒材料（Ag-In-Cd合金），不锈钢等结构材料开始熔化。严重事故进程包壳快速氧化到压力容器失效前（续）；这些熔化的材料在堆芯迁移过程中引起流道堵塞以及包壳快速氧化进一步加速堆芯升温，未被氧化的锆包壳也开始熔化。接着二氧化锆和二氧化铀开始熔化。熔化后所形成的混合物能够熔解其它与之接触的氧化物和金属，然后向下坍塌。熔融的堆芯将在堆芯下部形成一个熔融池。压力容器失效后；堆芯熔融物在堆外迁移，与底板混凝土互相作用，由于可能的底板熔穿或安全壳超压导致安全壳失效。AP1000的主要严重事故现象堆芯熔融物堆内保持（IVR）燃料-冷却剂相互作用（堆内蒸汽爆炸）堆外燃料-冷却剂相互作用（堆外蒸汽爆炸）氢气的燃烧和爆炸堆芯熔融物在堆外的可冷却性安全壳升压直接旁通安全壳严重事故现象处理堆芯熔融物堆内保持（In-VesselRetentionofMoltenCoreDebris,简称IVR）通过压力容器外冷却使堆芯熔融物滞留在压力容器内。这是AP1000设计特有的严重事故缓解措施。由于堆芯熔融物滞留在压力容器内，避免了堆芯熔融物与安全壳底板混凝土相互作用以及堆外蒸汽爆炸等堆外的严重事故现象现象。严重事故现象处理燃料-冷却剂相互作用由于融化金属或堆芯熔融物与水混合并进行热量交换，可能产生蒸汽爆炸。当堆芯熔融物掉落到压力容器下封头，蒸汽爆炸可能在堆内发生。如果下封头失效，堆芯熔融物落入反应堆堆腔，蒸汽爆炸可能在堆外出现。严重事故现象处理堆内燃料-冷却剂相互作用（堆内蒸汽爆炸）对AP600下封头在蒸汽爆炸情况下的完整性分析结果的结论是，堆内蒸汽爆炸引起压力壳下封头失效概率非常小，而且离失效还有较大的裕量。对AP1000，从堆芯上部区域迁移到压力容器下封头的熔融物的质量流率、过热程度和组成，基本上与AP600的相同。下封头的几何也与AP600相同。因此根据AP1000堆芯熔融物在堆内的迁移情景，AP600堆内蒸汽爆炸的结论可以推广到AP1000。严重事故现象处理堆外燃料-冷却剂相互作用（堆外蒸汽爆炸）AP1000防止堆外蒸汽爆炸的首要措施，是使堆芯熔融物堆内滞留。如果堆芯熔融物不能从堆内迁移到安全壳，就不存在堆外蒸汽爆炸的条件。在安全壳事件树分析中假设，如果反应堆堆腔不能被淹没，假设压力容器失效，安全壳发生早期失效。严重事故现象处理氢气的燃烧和爆炸在严重事故过程中，一个重要的需要关心的问题是氢气的问题。在堆芯熔化过程中，堆芯高温材料，如锆、铬和铁和水或蒸汽发生反应产生氢气：Zr+2H2O→ZrO+2H22Cr+3H2O→Cr2O3+3H2Fe+H2O→FeO+H2严重事故现象处理氢气的燃烧和爆炸10CFR§50.34(f)(2)(IX):(A)氢气控制系统及相关系统，应使等价于100%的燃料包壳的锆-水反应产生的氢气在安全壳内均匀分布的浓度不超过10%，或者事故后的大气不支持燃烧。(B)在局部区域不能积聚高的氢气浓度，以使它的燃烧或爆炸可能导致失去安全壳的完整性，或者损毁必要的缓解设施。严重事故现象处理氢气的燃烧和爆炸氢气产生和在安全壳内的分布的计算分析扩散火焰燃烧和爆燃-爆炸的转变（DeflagrationtoDetonationTransition，或称DDT）氢气混合点火器如果点火器是运行的，那么仅需考虑氢气从RCS释放过程中的扩散火焰引起的对安全壳完整性威胁。防止扩散火焰燃烧对安全壳损害严重事故现象处理堆芯熔融物高压喷射（HPME）AP1000设计包括了防止堆芯发生高压熔堆的措施。非能动余热排出系统(PRHR)ADS系统避免堆芯发生高压熔化的条件。严重事故现象处理堆芯熔融物在堆外的可冷却性对不能防止反应堆压力容器失效的事故序列，堆芯熔融物将被排放到反应堆堆腔。最可能发生的反应堆压力容器失效模式，是低压喷射（LPME）。堆芯熔融物与堆腔底板相互作用的确定论分析表明，在事故发生后24小时内不会出现底板熔穿。严重事故现象处理安全壳升压绝热等容完全燃烧(Adiabatic,IsochoricCompleteCombustion,或称AICC)非能动安全壳冷却系统（PCS）冷却安全壳。安全壳顶部喷淋水的蒸发冷却安全壳与屏蔽厂房间的环腔的自然循环空气冷却正常余热排出系统排出安全壳的热量，进行降压如果上述措施失效，预计出现安全壳失效时间在事故发生后超过24小时。对这种情况，有充分的时间使操纵员根据严重事故管理导则（SAMG），对安全壳进行受控排放。严重事故现象处理RCSDVIIRCORCCVSCONTDVIRCSCONTAINMENTIRCORCRNSPUMPRNSHXCCWCVSFCFCIRWSTIRWSTRECIRCFOFCRNSPUMPRNSHXFCFOCCWFOFOPITLOADINGCASKPOOLFUELSPENTPOOLFUELSPENTLCLC严重事故现象处理直接旁通安全壳AP1000的安全壳贯穿件减少∼50%安全壳隔离阀故障关闭事故引发的安全壳旁通序列的概率很低严重事故现象处理项目措施简述防止高压熔堆4级自动降压系统（ADS）在严重事故下，提供快速卸压，防止高压熔堆*氢浓度的控制安全壳内布置了2个非能动复合器，用于设计基准事故的氢浓度控制。64个点火器，用于严重事故下的氢浓度的控制，防止氢爆炸。防止混凝土底板熔穿严重事故后，依靠重力将换料水箱的水淹没压力容器至主管段管嘴，冷却堆内熔融物，将熔融物保持在堆内（IVR），防止混凝土底板熔穿和容器外蒸汽爆炸。防止安全壳超压非能动安全壳冷却系统，把安全壳热量排至大气，防止安全壳超压。防止直接旁通安全壳有如下措施防止或减少直接旁通安全壳的事故：·减少安全壳贯穿件（-50%）；·打开的安全壳隔离阀设计成故障关闭；堆芯熔化时，快速卸压防止SG传热管失效；安全壳隔离阀系统改进等；