melt-jet
– 膜态沸腾
vapor film 液柱破裂 jet breakup
• 堆芯碎片-压力容器下封头贯穿件的相互作用：
– 堆芯熔融物可能首先熔化贯穿管道与压力容器的焊接部位，而导致 压力容器失效
• 下腔室中堆芯床的冷却：
– 连续对压力容器的供水能力。 – 如果碎片床能被冷却，事故将会终止。 – 如果不能冷却燃料碎片，这些燃料碎片在下腔室再熔化，形成一个 熔融池。熔融池中流体的自然对流会使压力容器下封头局部熔化。
后果
发热反应使堆芯升温加速，堆芯熔化加速 ； 氢气可能在堆芯内燃烧， 压力容器破损后在安 全壳内燃烧； 氢气会降低安全壳喷淋对减压的效果。
研究
控制棒、燃料包壳、燃料的融化过程 共晶反应 氢气发生
5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程
melt-jet melt-droplet
water
Vapor Explosion
冷却剂管道断裂 •...
堆芯
ECCS堆芯应急
注水
(非断裂回路) 压力壳
压力壳
•全厂断电
•冷却剂管道破裂
堆芯熔化
核电站设计基准事故 (失水事故)
•ECCS堆芯应急 注水失效
核电站严重事故（堆芯熔化）
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 胁或者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。
–因不凝气体聚集持续晚期超压(3-5day)导致破裂或贯穿件失效； –熔融堆芯烧穿地基。
• 高压熔堆
–堆芯冷却不足为先导条件（如失去二次侧热阱事件）
高压熔堆特点
高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因为有比较充 裕的干预时间；
燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变产 物的释放而言，高压过程是“湿环境”，气溶胶离开压力容器前有 比较明显的水洗效果； 压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后堆芯熔融物的 分布范围比低压过程的更大，并有可能造成完全壳内大气的直接加 热。因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。
熔融物/堆坑水的相互作用
熔融物与混凝土相互作用
严重事故的主要现象
1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12. 13. 14.
15. 16. 17.
压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation) 堆芯熔融的进展 (Core Melt Progression) 压力容器内的水蒸气爆炸 (In-Vessel Steam Explosion) 压力容器的熔融贯通 (Reactor Vessel Melt-Through) 安全壳直接加热 (DCH: Direct Containment Heating) 安全壳内的水蒸气爆炸 (Ex-Vessel Steam Explosion) 基础混凝土的热分解 (Basement Concrete Disinteragtion) 安全壳内的氢气产生 (Ex-Vessel Hydrogen Generation) 氢气燃烧 ( Hydrogen Burning) 可燃性气体的燃烧 (Combustible Gas Burning) 安全壳的加压 (Containment Pressurization) 安全壳的破损 (Containment Failure) 压力容器内的核裂变产物的放出 (In-Vessel Fission Product Release) 压力容器内冷却系统内的核裂变产物的沉积 (In-Vessel Fission Production Deposition) 安全壳内的核裂变产物的放出 (Ex-Vessel Fission Product Release) 安全壳内的核裂变产物的沉积 (Ex-Vessel Fission Production Deposition) 核裂变产物在环境中的放出
•
•
•
熔坑上部的覆盖层可能由于热应力作 用而裂开，并且落入熔坑内。
在堆芯碎片重新定位中涉及的几种主要现象：
• 堆芯碎片-水的相互作用和主系统压力的增加：
– 可能发生的爆炸、熔融燃料和水在压力容器下腔室的相互作用将使 燃料分散成很小的颗粒，这些小颗粒在压力容器下腔室形成一个碎 片床，同时，由于大量的冷却剂蒸发，将导致主系统压力上升；
5.2堆芯熔化过程(Core
Melt Progression)
• 堆芯加热 •燃料包壳变形 •氧化过程 • 堆芯熔化 •堆芯熔化的三种定位机理 •多孔碎片床
5.2.1堆芯加热
燃料元件 H2 元件/包壳
表面干涸
包壳肿胀
锆水反应
包壳氧化 氧化侵蚀 氧化壳支撑 共晶反应
– 在瞬态或LOCA中导致冷却剂装量的损失，对芯裸露后，燃料中的衰变热 将引起燃料元件温度上升。 – 由于燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，此时燃料元件温度上升较快；
5.3压力容器内的现象
• 当堆芯熔化发展到一定程度，堆芯熔融物将落入压力容器的下腔室， 此过程中也可能发生倒塌现象，固态的物质将直接落入下腔室。 • 堆芯熔融物在下落的过程中，若堆芯熔化速率较慢，首先形成碎片坑， 然后以喷射状下落——三哩岛事故； – 堆芯熔融物与下腔室中的水或压力容器内壁接触的部位较为单一， 且热容量较大，事故发展的激烈程度和后果较大。 • 若堆芯熔化速率较快，堆芯熔融物将有可能以雨状下落。
I．堆内事故过程
① 正常 热工 水力 ② 事故 堆芯 传热 ③ 包壳 氧化 产生 氢气 ④ 堆芯 熔化 进展 ⑤ 裂变 产物 释放 ⑥ 裂变 产物 传递 和沉 淀 ⑦ 堆内 水蒸 汽爆 炸 ⑧
压力 容器 破损
始发事故
严重事故进展
II．堆外事故过程
⑨ 堆外 水蒸 汽爆 炸 ⑩ 堆芯 混凝 土相 互作 用 ⑪ 安全 壳传 热 ⑫ 安全 壳直 接加 热 ⑬ 氢气 燃烧 ⑭ 裂变 产物 迁移 ⑮ 安全 壳破 损 ⑯ 裂变 产物 大气 释放
严重事故进展
压 水 堆 核 电 站 严 重 事 故 事 故 系 列 及 进 展
严重事故次序
图5-1 严重事故次序：热工水力过程用实线 表示：裂变产物（FP）气溶胶用虚线表示
严重事故时的主要现象
安全壳
反应堆压力容器 裂变产物气 溶胶的迁移 堆芯 氢气爆炸 堆芯熔融的进展 水蒸气爆炸 下封头的熔穿
安全壳直接加热
确定包壳失效的极限
堆芯碎片氧化（碎片中含的Zr） 氧化率正比于碎片的形状 液滴，氧化速度快
水平层，面积大大减少，氧化速度慢
5.2.2堆芯熔化概述
1400
熔化过程比较复杂
堆芯熔化过程中与燃料有关的过程包括三 种不同的重新定位机理
• 熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化 • 在先固化的燃料芯基体硬壳上和破碎的堆芯材料上形成 一个碎片床 • 在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔 融物落入堆芯下腔室
碎片床的形式
• 液滴 包壳破损口淌出的熔融燃料、包壳混合物 在燃料表面下淌 • 粘结团 冷却水 燃料表面下淌的液滴的聚合 在燃料下部支撑件处聚合成层 燃料元件间液滴的聚合 • 颗粒床、多孔碎片床 碎片池 熔融物在冷却过程中凝结、粉碎、解体 以颗粒形式成堆存在，形成多孔碎片床
燃料碎片池
支撑板
液滴
元件间的 液滴聚合
支撑物的崩塌 凝结和堆积 燃料棒的解体
下腔室燃料碎片冷却机理的假设
冷却水
燃料碎片池 冷却水 燃料碎片池 间隙
堆芯下腔室
裂缝
(a) 固化前
(b) 固化后
压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation)
起因
锆 + 水蒸气 氧化锆 + 氢气+热量
一般来说，核反应堆的严重事故可以分为两大类：
—— 堆芯熔化事故（CMAs）：堆芯熔化事故是由于堆芯冷却 不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时 间尺度为小时量级。美国三哩岛事故 —— 堆芯解体事故（CDAs）：堆芯解体事故是由于快速引入巨 大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速， 时间尺度为秒量级。苏联切尔诺贝利核电厂事故
严重事故研究主要参与国或地区和机构
美国、日本、英国、德国、加拿大、意大利、瑞 士、瑞典、韩国、台湾、芬兰、俄国、法国、欧 共体等
国外研究规模
近十多年核电站安全研究领域 投资最大、研究力 量最集中、国际合作范围最广的研究学科
目前主要研究方向
• 具有最大不确定性的问题 • 评价程序用的论证工作 • 利用国际合作进一步确定严重事故的议题
5.1严重事故过程和现象过程和现象
• 低压熔堆
–以快速卸压的大、中破口失水事故为先导， –并发ECCS的注射功能或再循环功能失效，
• 堆芯裸露和熔化，锆+水蒸汽—〉氢气， • 堆芯水位下降到下栅格板以后，堆芯支撑结构失效，熔融堆芯 跌入下腔室水中，—〉蒸汽， • 压力容器在低压下熔穿(p<3.0MPa)，熔融堆芯落入堆坑，并与 地基混凝土反应—〉向安全壳释放H2,CO,CO2等不凝气体。 • 安全壳可能破损：
UO2发生粉碎时，裂变产物聚集到晶格边界 瞬间释放到包壳缝隙中
气隙的释放气体
H2，He，Kr，Xe，I
1400
• 控制棒、可燃毒物棒和结构 材料会形成一种相对低温的 液相，这些液化的材料可以 重新定位并形成局部肿胀， 导致堵塞流道面积，引发堆 芯的加速升温。
• 此时，堆芯内蒸汽的产生量对堆芯 材料的氧化速度起决定性的作用。 • 随着Zr的液化和重新定位，堆积的 燃料芯块得不到支撑而可能塌落， 并在堆芯较低的部位形成一个碎片 床。 • UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先 重新定位的碎片层，形成一种多孔 碎片床。
后果： 若压力容器的下腔室留存有一定的水，在堆芯熔融物的下降过程中可 能发生蒸汽爆炸。 若堆芯熔融物下降过程中首先直接接触压力容器的内壁，将发生消融 现象，对压力容器的完整性构成极大的威胁。 一旦堆芯的熔融物大部分或全部落入堆芯，压力容器的下腔室中可能 存在的水将很快被蒸干，堆芯熔融物与压力容器的相互作用是一个非常 复杂的传质传热过程，是否能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。