从福岛核电事故看高温气冷堆的安全性.docx

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从福岛核电事故看高温气冷堆的安全性

从福岛核电事故看高温气冷堆的安全性

一、福岛核电站情况简介

福岛核电站是世界最大的核电站。

位于日本福岛工业区。

由福岛一站、福岛二站组成。

共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。

输出功率／额定功率为8814／9096MW。

　　福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行。

2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行。

福岛二站4台机组的输出电功率净／毛值均为1067/1100兆瓦。

二站1号机组于1975年11月开始施工，1981年7月并网，1982年4月投入商业运行。

核电站曾经发生的事故：

2005年8月里氏7.2级地震导致福岛县两座核电站中存储核废料的池子中部分池水外溢。

2008年6月福岛核电站核反应堆5加仑少量放射性冷却水泄漏。

二、沸水堆的工作原理

沸水堆的主要特性:

核燃料：

低浓缩铀，2％富集度

慢化剂：

轻水

冷却剂：

轻水

回路：

一个回路

堆芯：

直流蒸发器

压力：

一回路：

5-7Mpa

一回路冷却水在堆芯内发生沸腾，并将产生的蒸汽直接送给汽轮发电

图1带有喷射泵及外部再循环回路的BWR系统示意图

如图1所示：

沸水堆本体由反应堆压力容器、堆芯、堆内构件、汽水分离器、干燥器、控制棒组件及喷射泵组成。

非常接近饱和温度的冷却剂水进入堆芯，吸收堆芯中裂变产生的热量，部分水变成蒸汽，堆芯中的汽水混合物向上流出堆芯，进入压力容器上部空间的汽水分离器和于燥器。

这些流体中，小部分为蒸汽，大部分的水则重新参加循环。

分离出来的饱和蒸汽直接接到汽轮机，蒸汽通过汽轮机做功后经过冷凝器作为给水再返回到反应堆中。

三、福岛第一核电站地震事故原因分析

1、日本发生8.9级地震原因，福岛电网瘫痪，核电站孤网运行，厂用电源失去，应急用柴油发电机无法运转，核电站专设安全装置失去动力。

措施：

核电站运营方紧急调用应急发电车进行援助，从美国紧急调运冷却剂。

2、应急堆芯冷却系统无法启动，堆芯喷淋装置无法启动，堆芯不能够得到冷却。

反应堆的剩余反应性产生的热量无法从反应堆带出，冷却剂的温度由30度上升到100度，核电站无法控制反应堆的水温，反应堆内压力最终达到运行压力的2倍，安全阀开启，放射性物质轻微泄露。

措施：

核电站采取外部注入海水的方式进行反应堆压力容器的喷淋；开启阀门进行反应堆泄压，放射性物质随反应堆容器内的蒸汽排放泄露。

3、冷却剂沸腾，堆芯冷却水位急剧下降，堆芯逐渐露出水面，热量不断积聚，燃料包壳在1200度高温熔解，导致燃料熔化。

福岛第一核电站正门附近的辐射量升至正常值8倍以上，1号反应堆的中央控制室辐射量是正常值的1000倍。

燃料元件熔化，存在堆芯熔化和爆炸的风险，基本无法控制。

周围三公里居民疏散撤离。

4、燃料元件的锆合金与高温高压水蒸气（1200度）左右发生反应，产生氢气，逐步从反应堆内逸出，积聚在反应堆压力容器和安全壳之间，发生爆炸。

安全壳垮塌，根据泄露出的放射性物质检测，反应堆压力容器未爆炸。

外部电源恢复，但堆芯存在熔融的可能。

核电站3公里以内居民撤离，3-20公里人员呆在家中，并紧闭门窗，停用排风扇，以免遭受核辐射。

5、目前反应堆依然处于危险状态，预计会采用外部喷淋降温和启动安全专设系统（不知道该系统在高温和爆炸状态下系统是否安全）带出堆芯内的热量，确保反应堆处于次临界状态。

此外如果反应堆状况继续恶化，极端情况可能会采用切尔诺贝利核电站的办法，用石灰石、铅和混凝土造一座石棺。

（以上个人看法）

四、高温堆与压水堆的安全性设计比较

高温气冷堆与压水堆的比较

系统

高温气冷堆

压水堆

反应性控制

控制棒

吸收球

控制棒

硼浓度调节

可燃毒物

压力调节

氦气的吞吐

稳压器

余热排出

非能动

能动

应急给水系统

无

有

安全注入系统

无

有

应急柴油机

非安全级

安全级

安全壳

不承压，无气密性要求的包容性

气密性，双层壳，喷淋，

防氢爆

五、高温气冷堆的固有安全性

福岛核电站建于上世纪60年代，属于早期的核电站，设计理念和建造水平相对落后，尤其是在事故情况下，需要专设安全设施及时投入运行，但是能动的专设安全设施对电力的依赖性很强，一旦事故情况下应急电力无法供应就会导致较严重的后果。

高温气冷堆专设安全设施采用非能动系统，使反应堆具有固有安全性。

所谓非能动系统是指靠自然的因素，比如重力、自然循环、压缩空气系统等使系统自动投入，不需要泵、风机、柴油发电机和其它的能动机械，因此不需要安全相关的交流电源。

这种采用非能动安全系统的固有安全性理念在具有第四代反应堆安全特性的高温气冷堆中尤为明显。

反应堆作为一种大规模利用核能的重要方式，在给我们输出大量能源的同时，需要解决三个最重要的问题：

一是放射性包容；二是剩余发热的排出；三是反应性的控制。

作为具有第四代安全特征的高温气冷堆，针对上述三个问题采取如下的应对措施。

A、具有防止放射性释放的多重屏障

全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆层，是阻止放射性外泄的第一道屏障。

在事故最高温度1600℃，包覆颗粒燃料的破损率只有百万分之几，绝大部分裂变产物都被阻留在颗粒燃料的包覆层内。

图2高温气冷堆燃料原件

球形燃料元件外层的石墨包壳，是阻止放射性外泄的第二道屏障。

由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳和连接这两个压力壳的热气导管压力壳组成的一回路压力边界，是阻止放射性外泄的第三道屏障。

压力壳的设计、制造具有很高的可靠性，几乎可以排除发生贯穿性破裂事故的可能性，其完整性可以得到充分的保证。

通风型低耐压式安全壳是阻止放射性外泄的第四道屏障。

它不同于压水堆安全壳，没有像压水堆那么高的气密性和承压要求，但它可以与排风系统配合保持一回路舱室的负压，防止舱室内的放射性物质向反应堆建筑物内扩散。

当然，包覆颗粒燃料由于制造破损与辐照破损，会有极少部分放射性物质通过扩散进入到一回路氦气冷却剂中去。

随着放射性衰变、氦气净化系统的分离以及在蒸汽发生器、反射层石墨表面和石墨粉尘上的沉积，存留在一回路冷却剂中的放射性水平是很低的。

所以，即使发生一回路舱室内的压力超过大气压一定值，其内的气体不经过滤通过烟囱直接排入大气，其放射性水平也低于规定的限值。

B、具有非能动的余热排出系统

余热栽出一直是影响核电厂中安全运行的一个棘手问题，也是核电厂与常规电厂的区别之一。

水堆核电厂除了AP1000中设计了非能动的余热排出系统之外，一般都设有几列互为冗余独立的余热载出系统，不仅需要外力驱动，属于能动方式，而且设备繁多，运行复杂。

高温气冷堆根据“非能动安全性”原则进行热工设计，使得在事故停堆后，堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆压力壳，再经压力壳的热辐射传给反应堆外舱室混凝土墙表面的堆腔冷却器，堆腔冷却器是设置在一回路舱室混凝土墙上的冷却水管，管内的水经加热后完全依靠自然循环将热量载到上部的空气冷却器，最终将热量散到周围环境中去，如图3所示。

不仅如此，HTR-PM余热排出系统还采用3×50%冗余配置，只要保证其中2列系统正常工作，即可满足排出余热的要求。

图3高温气冷堆余热排出系统原理图

高温气冷堆堆芯直径较小，平均功率密度也较低，这种非能动余热排出系统的设计可以保证在极端的事故条件下，即在堆芯冷却剂完全流失、主传热系统的功能完全丧失的条件下，保证堆芯燃料元件的最高温度不超过1600℃的设计限值，远低于其包覆颗粒燃料的破损温度2200℃。

这种非能动的余热排出系统排除了高温气冷堆堆芯熔化事故的可能性。

C、具有负反应性温度系数的补偿能力

高温气冷堆具有负的燃料温度系数和慢化剂温度系数，并且燃料的正常工作最高温度和最高极限温度（1600℃）之间有数XX的裕度，即使发生一回路冷却剂丧失事故，随着燃料温度的升高引入负反应性，使反应堆自动停止。

此外，在水堆中，针对LOCA事故，为了保证堆芯不损坏，专门设计了复杂的安全注入系统，包括高压、蓄水箱（中压）和低压安注系统，设备庞大，运行复杂，并且安全和质保等级要求高，造价昂贵。

高温气冷堆也有LOCA事故，为此设置了一回路隔离系统，但是它的目的不是保证堆芯的冷却，而是减少冷却剂氦气向环境的释放，也根本不存在堆芯损坏的可能。

水堆设置有应急给水系统（辅助给水系统），以保证停堆后第一阶段从反应堆带走余热。

此系统属于专设安全设施，要求很高。

在一般的压水堆中，应急柴油机是安全级的，要求高。

高温气冷堆由于采用包覆燃料颗粒，运行温度与包覆燃料颗粒的限制温度有很大裕度，可以依靠非能动的余热排出系统实现余热的载出，无需应急给水系统。

高温气冷堆由于其良好的安全特性，不需要安全级的应急柴油机。

六、高温气冷堆失去厂外电源的事故分析

福岛核电站在本次大地震发生后，核电站正常供电系统和备用电源全部无法工作，向反应堆输送冷却液的系统随之停运，堆芯剩余发热无法排出导致一回路压力、温度升高，以致堆芯熔化和放射性泄露。

而具有固有安全性的高温气冷堆可以完全应对失去厂外电源的事故，分析如下：

高温气冷堆失去厂外电源将造成一回路主氦风机和二回路给水泵的停运，引起冷却剂流量的丧失和二回路系统排热的减少。

反应堆发热在堆芯和一回路内积累引起一回路系统的升温升压和燃料元件的温度升高，导致堆功率自动下降。

反应堆失去厂外电源，控制棒驱动系统同时失去电源，控制棒籍助于重力自动落棒，反应堆将紧急停堆。

当一、二回路质量流量比超过保护整定值时，反应堆也将紧急停堆。

事故发生后的第一阶段中，由于丧失厂外电源主氦风机停转，一回路冷却剂流量下降，依靠负的反应性温度系数，使得反应堆功率从初始的262.5MW（105%额定功率）逐渐下降，燃料的最高温度也从事故开始时的921℃随之降低。

由于及时地实施反应堆安全保护措施，有效地制止了事故的快速发展，一回路最高压力为7.20MPa，远低于安全阀开启压力，保持了一回路系统压力边界的完整性。

在反应堆停堆后，由于堆芯余热作用，事故进入到堆内继续缓慢升温升压的第二阶段发展过程。

反应堆停堆后，堆芯仍有较高水平的剩余发热，系统压力继续升高。

风机挡板关闭情况下，系统压力在2h内升高到7.24MPa。

此后随着余热水平降低，系统压力上升速度逐渐减慢。

事故发生后60h，系统压力未到第一安全阀的开启压力，顶反射层最高温度和压力容器最高温度均低于设计运行的温度限值。

从分析结果可以看出，丧失厂外电源事故中，燃料元件最高温度离允许限值还有很大裕度，压力上升在后期也非常缓慢。

在50h至60h时，压力上升速率只有0.0015MPa/h。

另外如果厂外电源恢复，重新启动主换热系统，可以迅速降低系统压力；或者重新启动氦净化系统，其0.35MPa/h的调节能力也完全可以抑制系统压力的上涨。

因此，该始发事件不会造成不可控制的后果，反应堆能维持在安全状态。

福岛核电站由于冷却剂失去导致堆芯损坏（控制棒已经插入），而高温气冷堆HTR-10针对丧失冷却剂叠加控制棒不能下落的最严重事故于2003年10月13日做过实际验证。

自查内容及改进措施：

1．施工图纸现场使用，施工人员必须按照有效的图纸施工，图纸为最新版次，

每一操作步骤都要在质量跟踪文件上形成有效的记录。

源头控制，现场使用的加工图，由技术人员下发班组前，必须进行编审批，未经编审批的进行作废标记。

2．技术准备充分，技术交底应全面覆盖班组全体人员，包括相关管理人员和质检人员。

技术交底内容包括作业程序和作业方法、施工工艺、操作要点、风险点、质量措施及安全措施等。

针对复杂、工艺繁锁，采用新技术、新工艺、新材料及新设备的作业，也要进行交底，重点说明。

3．严禁弄虚作假，隐瞒虚报，重视质量记录的重要性。

坚持做到两个“全覆盖”，两个“零容忍”，各级管理者要以身作则，带头讲核安全文化，并将核安全文化的内涵融于一言一行之中，在组织内形成良好的核安全文化氛围，正确认识处理质量、进度、成本之间的关系。

没有质量记录等于没有质量保证，日常工作中，保持良好的沟通习惯，如实汇报工作结果，做到“四个凡事”。