1、從福島核電事故看高溫氣冷堆的安全性目 錄 TOC o 1-5 h z 一、福島核電站情況簡介 -2 -二、沸水堆的工作原理 -2 -三、福島第一核電站地震事故原因分析 -4 -四、高溫堆與壓水堆的安全性設(shè)計比較 -5 -五、高溫氣冷堆的固有安全性 -1 -A、具有防止放射性釋放的多重屏障 -1 -B、具有非能動的余熱排出系統(tǒng) -3 -C、具有負反應(yīng)性溫度系數(shù)的補償能力 -4 -六、高溫氣冷堆失去廠外電源的事故分析 -5 -一、福島核電站情況簡介福島核電站是世界最大的核電站。位于日本福島工業(yè)區(qū)。由 福島一站、福島二站組成。共 10臺機組（一站6臺，二站4臺）， 均為沸水堆。輸出功率/額定功率為8

2、814/9096MW福島一站1號機組于1967年9月動工，1970年11月并網(wǎng)， 1971年3月投入商業(yè)運行。2號6號機組分別于1974年7月、 1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商 業(yè)運行。福島二站4臺機組的輸出電功率凈/毛值均為 1067/1100兆瓦。二站1號機組于1975年11月開始施工，1981 年7月并網(wǎng)，1982年4月投入商業(yè)運行。核電站曾經(jīng)發(fā)生的事故：2005年8月里氏7.2級地震導致福島縣兩座核電站中存儲核廢料的池子中部分池水外溢。2008年6月福島核電站核反應(yīng)堆 5加侖少量放射性冷卻水泄漏。二、沸水堆的工作原理沸水堆的主要特性：核燃料：低

3、濃縮鈾，2%富集度慢化劑：輕水冷卻劑：輕水回路：一個回路堆芯：直流蒸發(fā)器壓力：一i回路：5-7Mpa一回路冷卻水在堆芯內(nèi)發(fā)生沸騰，并將產(chǎn)生的蒸汽直接送給 汽輪發(fā)電OjKUyaMrt ：: I, g pwi 帕” Chamiw圖1帶有噴射泵及外部再循環(huán)回路的BWR統(tǒng)示意圖如圖1所示：沸水堆本體由反應(yīng)堆壓力容器、堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件、 汽水分離器、干燥器、控制棒組件及噴射泵組成。非常接近飽和溫度 的冷卻劑水進入堆芯，吸收堆芯中裂變產(chǎn)生的熱量，部分水變成蒸汽, 堆芯中的汽水混合物向上流出堆芯，進入壓力容器上部空間的汽水分 離器和于燥器。這些流體中，小部分為蒸汽，大部分的水則重新參加 循環(huán)。分離出來的飽和蒸

4、汽直接接到汽輪機，蒸汽通過汽輪機做功后 經(jīng)過冷凝器作為給水再返回到反應(yīng)堆中。三、福島第一核電站地震事故原因分析1、日本發(fā)生8.9級地震原因，福島電網(wǎng)癱瘓，核電站孤網(wǎng)運 行，廠用電源失去，應(yīng)急用柴油發(fā)電機無法運轉(zhuǎn)，核電站專設(shè)安全 裝置失去動力。措施：核電站運營方緊急調(diào)用應(yīng)急發(fā)電車進行援助，從美國緊 急調(diào)運冷卻劑。2、應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)無法啟動，堆芯噴淋裝置無法啟動，堆芯 不能夠得到冷卻。反應(yīng)堆的剩余反應(yīng)性產(chǎn)生的熱量無法從反應(yīng)堆帶 出，冷卻劑的溫度由30度上升到100度，核電站無法控制反應(yīng)堆的 水溫，反應(yīng)堆內(nèi)壓力最終達到運行壓力的 2倍，安全閥開啟，放射性 物質(zhì)輕微泄露。措施：核電站采取外部注入海水

5、的方式進行反應(yīng)堆壓力容器的 噴淋；開啟閥門進行反應(yīng)堆泄壓，放射性物質(zhì)隨反應(yīng)堆容器內(nèi)的蒸汽 排放泄露。3、冷卻劑沸騰，堆芯冷卻水位急劇下降，堆芯逐漸露出水面， 熱量不斷積聚，燃料包殼在1200度高溫熔解，導致燃料熔化。福島 第一核電站正門附近的輻射量升至正常值 8倍以上，1號反應(yīng)堆的中 央控制室輻射量是正常值的1000倍。燃料元件熔化，存在堆芯熔化和爆炸的風險，基本無法控制 周圍三公里居民疏散撤離。4、燃料元件的錯合金與高溫高壓水蒸氣（1200度）左右發(fā)生 反應(yīng)，產(chǎn)生氫氣，逐步從反應(yīng)堆內(nèi)逸出，積聚在反應(yīng)堆壓力容器和安 全殼之間，發(fā)生爆炸。安全殼垮塌，根據(jù)泄露出的放射性物質(zhì)檢測， 反應(yīng)堆壓力容器未

6、爆炸。外部電源恢復，但堆芯存在熔融的可能。核電站3公里以內(nèi)居民撤離，3-20公里人員呆在家中，并緊閉門窗，停用排風扇，以免 遭受核輻射。5、目前反應(yīng)堆依然處于危險狀態(tài)，預計會采用外部噴淋降溫和 啟動安全專設(shè)系統(tǒng)（不知道該系統(tǒng)在高溫和爆炸狀態(tài)下系統(tǒng)是否安 全）帶出堆芯內(nèi)的熱量，確保反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)。此外如果反應(yīng)堆狀況繼續(xù)惡化，極端情況可能會采用切爾諾貝 利核電站的辦法，用石灰石、鉛和混凝土造一座石棺。（以上個人看法）四、高溫堆與壓水堆的安全性設(shè)計比較高溫氣冷堆與壓水堆的比較系統(tǒng)高溫氣冷堆壓水堆反應(yīng)性控制控制棒 吸收球控制棒 硼濃度調(diào)節(jié) 可燃毒物壓力調(diào)節(jié)氮氣的吞吐穩(wěn)壓器余熱排出非能動能動應(yīng)急給

7、水系統(tǒng)無有安全注入系統(tǒng)無有應(yīng)急柴油機非安全級安全級安全殼不承壓，無氣密性要求的包容性氣密性，雙層殼，噴淋， 防氫爆福島核電站反應(yīng)堆球床式高溫氣冷堆反應(yīng)堆正常停堆極 限 工 況HTR-PM采用陶瓷型包覆燃料顆粒，最iWj可以承受2100的身溫， 在1600可以保證燃料顆粒的完整性而壓水堆冷卻劑J溫度在350以上就會引起錯水反應(yīng)，導致燃料 破損而壓水堆可供利用的 溫度余量很小，一回 路溫度升高將導致一 回路冷卻劑汽化高溫堆正常運行時有 約600的溫度余量, 由此引入的負反應(yīng)性 足夠使反應(yīng)堆處于安全狀態(tài)五、高溫氣冷堆的固有安全性福島核電站建于上世紀60年代，屬于早期的核電站，設(shè)計理念 和建造水平相對

8、落后，尤其是在事故情況下，需要專設(shè)安全設(shè)施及時 投入運行，但是能動的專設(shè)安全設(shè)施對電力的依賴性很強 ，一旦事故 情況下應(yīng)急電力無法供應(yīng)就會導致較嚴重的后果。高溫氣冷堆專設(shè)安全設(shè)施采用非能動系統(tǒng)，使反應(yīng)堆具有固有安 全性。所謂非能動系統(tǒng)是指靠自然的因素，比如重力、自然循環(huán)、壓 縮空氣系統(tǒng)等使系統(tǒng)自動投入，不需要泵、風機、柴油發(fā)電機和其它 的能動機械，因此不需要安全相關(guān)的交流電源。這種采用非能動安全 系統(tǒng)的固有安全性理念在具有第四代反應(yīng)堆安全特性的高溫氣冷堆 中尤為明顯。反應(yīng)堆作為一種大規(guī)模利用核能的重要方式，在給我們輸出大量 能源的同時，需要解決三個最重要的問題：一是放射性包容；二是剩 余發(fā)熱的

9、排出；三是反應(yīng)性的控制。作為具有第四代安全特征的高溫 氣冷堆，針對上述三個問題采取如下的應(yīng)對措施。A、具有防止放射性釋放的多重屏障全陶瓷的包覆顆粒燃料的熱解碳和碳化硅包覆層，是阻止放射性外泄的第一道屏障。在事故最高溫度1600 C,包覆顆粒燃料的破損 率只有百萬分之幾，絕大部分裂變產(chǎn)物都被阻留在顆粒燃料的包覆層 內(nèi)。包覆燃料顆粒0,5mmUO2核芯圖2高溫氣冷堆燃料原件球形燃料元件外層的石墨包殼，是阻止放射性外泄的第二道屏 障。由反應(yīng)堆壓力殼、蒸汽發(fā)生器壓力殼和連接這兩個壓力殼的熱氣 導管壓力殼組成的一回路壓力邊界，是阻止放射性外泄的第三道屏 障。壓力殼的設(shè)計、制造具有很高的可靠性，幾乎可以排

10、除發(fā)生貫穿 性破裂事故的可能性，具完整性可以得到充分的保證。通風型低耐壓式安全殼是阻止放射性外泄的第四道屏障 。它不同 于壓水堆安全殼，沒有像壓水堆那么高的氣密性和承壓要求， 但它可 以與排風系統(tǒng)配合保持一回路艙室的負壓， 防止艙室內(nèi)的放射性物質(zhì) 向反應(yīng)堆建筑物內(nèi)擴散。當然，包覆顆粒燃料由于制造破損與輻照破 損，會有極少部分放射性物質(zhì)通過擴散進入到一回路氨氣冷卻劑中 去。隨著放射性衰變、氨氣凈化系統(tǒng)的分離以及在蒸汽發(fā)生器、反射 層石墨表面和石墨粉塵上的沉積，存留在一回路冷卻劑中的放射性水平是很低的。所以，即使發(fā)生一回路艙室內(nèi)的壓力超過大氣壓一定值, 其內(nèi)的氣體不經(jīng)過濾通過煙囪直接排入大氣， 其

11、放射性水平也低于規(guī) 定的限值。B、具有非能動的余熱排出系統(tǒng)余熱栽出一直是影響核電廠中安全運行的一個棘手問題，也是核電廠與常規(guī)電廠的區(qū)別之一。水堆核電廠除了 AP1000中設(shè)計了非能 動的余熱排出系統(tǒng)之外，一般都設(shè)有幾列互為冗余獨立的余熱載出系 統(tǒng)，不僅需要外力驅(qū)動，屬于能動方式，而且設(shè)備繁多，運行復雜。高溫氣冷堆根據(jù)“非能動安全性”原則進行熱工設(shè)計，使得在事 故停堆后，堆芯的冷卻不需要專設(shè)余熱排出系統(tǒng)， 燃料元件的剩余發(fā) 熱可依靠熱傳導、熱輻射等非能動的自然傳熱機制傳到反應(yīng)堆壓力 殼，再經(jīng)壓力殼的熱輻射傳給反應(yīng)堆外艙室混凝土墻表面的堆腔冷卻 器，堆腔冷卻器是設(shè)置在一回路艙室混凝土墻上的冷卻水管

12、，管內(nèi)的水經(jīng)加熱后完全依靠自然循環(huán)將熱量載到上部的空氣冷卻器，最終將熱量散到周圍環(huán)境中去，如圖 3所示。不僅如此，HTR-PM余熱排出 系統(tǒng)還采用3X 50%：余配置，只要保證其中 2列系統(tǒng)正常工作，即 可滿足排出余熱的要求。圖3高溫氣冷堆余熱排出系統(tǒng)原理圖高溫氣冷堆堆芯直徑較小，平均功率密度也較低，這種非能動余 熱排出系統(tǒng)的設(shè)計可以保證在極端的事故條件下，即在堆芯冷卻劑完全流失、主傳熱系統(tǒng)的功能完全喪失的條件下，保證堆芯燃料元件的 最高溫度不超過1600c的設(shè)計限值，遠低于其包覆顆粒燃料的破損 溫度2200 Co這種非能動的余熱排出系統(tǒng)排除了高溫氣冷堆堆芯熔 化事故的可能性。C、具有負反應(yīng)性

13、溫度系數(shù)的補償能力高溫氣冷堆具有負的燃料溫度系數(shù)和慢化劑溫度系數(shù)， 并且燃料 的正常工作最高溫度和最高極限溫度（1600C）之間有數(shù)百度的裕度， 即使發(fā)生一回路冷卻劑喪失事故，隨著燃料溫度的升高引入負反應(yīng) 性，使反應(yīng)堆自動停止。止匕外，在水堆中，針對LOC即故，為了保證堆芯不損壞，專門 設(shè)計了復雜的安全注入系統(tǒng)，包括高壓、蓄水箱（中壓）和低壓安注 系統(tǒng)，設(shè)備龐大，運行復雜，并且安全和質(zhì)保等級要求高，造價昂貴。高溫氣冷堆也有LOC釁故，為此設(shè)置了一回路隔離系統(tǒng)，但是 它的目的不是保證堆芯的冷卻，而是減少冷卻劑氨氣向環(huán)境的釋放, 也根本不存在堆芯損壞的可能。水堆設(shè)置有應(yīng)急給水系統(tǒng)（輔助給水系統(tǒng)），

14、以保證停堆后第一 階段從反應(yīng)堆帶走余熱。此系統(tǒng)屬于專設(shè)安全設(shè)施，要求很高。在一 般的壓水堆中，應(yīng)急柴油機是安全級的，要求高。高溫氣冷堆由于采用包覆燃料顆粒，運行溫度與包覆燃料顆粒的 限制溫度有很大裕度，可以依靠非能動的余熱排出系統(tǒng)實現(xiàn)余熱的載 出，無需應(yīng)急給水系統(tǒng)。高溫氣冷堆由于其良好的安全特性，不需要 安全級的應(yīng)急柴油機。六、高溫氣冷堆失去廠外電源的事故分析福島核電站在本次大地震發(fā)生后，核電站正常供電系統(tǒng)和備用電 源全部無法工作，向反應(yīng)堆輸送冷卻液的系統(tǒng)隨之停運， 堆芯剩余發(fā) 熱無法排出導致一回路壓力、溫度升高，以致堆芯熔化和放射性泄露。 而具有固有安全性的高溫氣冷堆可以完全應(yīng)對失去廠外電源

15、的事故， 分析如下：高溫氣冷堆失去廠外電源將造成一回路主氨風機和二回路給水泵的停運，引起冷卻劑流量的喪失和二回路系統(tǒng)排熱的減少。 反應(yīng)堆 發(fā)熱在堆芯和一回路內(nèi)積累引起一回路系統(tǒng)的升溫升壓和燃料元件 的溫度升高，導致堆功率自動下降。反應(yīng)堆失去廠外電源，控制棒驅(qū) 動系統(tǒng)同時失去電源，控制棒籍助于重力自動落棒，反應(yīng)堆將緊急停 堆。當一、二回路質(zhì)量流量比超過保護整定值時，反應(yīng)堆也將緊急停 堆。事故發(fā)生后的第一階段中，由于喪失廠外電源主氨風機停轉(zhuǎn), 回路冷卻劑流量下降，依靠負的反應(yīng)性溫度系數(shù)，使得反應(yīng)堆功率從 初始的262.5MW（105%定功率）逐漸下降，燃料的最高溫度也從事 故開始時的921c隨之降

16、低。由于及時地實施反應(yīng)堆安全保護措施， 有效地制止了事故的快速發(fā)展，一回路最高壓力為 7.20MPa遠低于 安全閥開啟壓力，保持了一回路系統(tǒng)壓力邊界的完整性。在反應(yīng)堆停 堆后，由于堆芯余熱作用，事故進入到堆內(nèi)繼續(xù)緩慢升溫升壓的第二 階段發(fā)展過程。反應(yīng)堆停堆后，堆芯仍有較高水平的剩余發(fā)熱，系統(tǒng)壓力繼續(xù)升 高。風機擋板關(guān)閉情況下，系統(tǒng)壓力在 2h內(nèi)升高到7.24MPa此后 隨著余熱水平降低，系統(tǒng)壓力上升速度逐漸減慢。事故發(fā)生后60h,系統(tǒng)壓力未到第一安全閥的開啟壓力，頂反射層最高溫度和壓力容器 最高溫度均低于設(shè)計運行的溫度限值。從分析結(jié)果可以看出，喪失廠外電源事故中，燃料元件最高溫度離允許限值還有

17、很大裕度，壓力上升在后期也非常緩慢。在50h至60h時，壓力上升速率只有0.0015MPa/h。另外如果廠外電源恢復，重新啟動主換熱系統(tǒng)，可以 迅速降低系統(tǒng)壓力；或者重新啟動氫凈化系統(tǒng)，具0.35MPa/h的調(diào)節(jié) 能力也完全可以抑制系統(tǒng)壓力的上漲。因此，該始發(fā)事件不會造成不可控制的后果，反應(yīng)堆能維持在安全狀態(tài)。福島核電站由于冷卻劑失去導致堆芯損壞（控制棒已經(jīng)插入），而高溫氣冷堆HTR-10針對喪失冷卻劑疊加控制棒不能下落的最嚴重 事故于2003年10月13日做過實際驗證。 自查內(nèi)容及改進措施：.施工圖紙現(xiàn)場使用，施工人員必須按照有效的圖紙施工，圖 紙為最新版次，每一操作步驟都要在質(zhì)量跟蹤文件上形成有效的記錄。源頭控 制，現(xiàn)場使用的加工圖，由技術(shù)人員下發(fā)班組前，必須進行編審批， 未經(jīng)編審批的進行作廢標記。.技術(shù)準備充分，技術(shù)交底應(yīng)全面覆蓋班組全體人員，包括相 關(guān)管理