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堆芯损坏机理及AP1000应对的设计优势
The Damage Mechanism of the Reactor Core and the Design Advantages of AP1000to
Deal with Accidents
骆艺雄，孙明明
（中广核陆丰核电有限公司，广东汕尾516600）
LUO Yi-xiong,SUN Ming-ming
(CNG Lufeng Nuclear Power Co.Ltd.,Shanwei 516600,China)
【摘要】三哩岛核电厂堆芯熔化事故之后，国际上开始对堆芯损坏机理进行广泛深入研究。论文将介绍压水堆核电厂严重事故时历经的五个阶段，并以此为基础分析堆芯损坏的机理和现象，分析AP1000电厂应对堆芯熔化事故的设计优势。
【Abstract 】After the melt accident of reactor core in Three Mile Island Nuclear Generating Station,extensive and in-depth research on the damage mechanism of reactor core has been started in the world.The paper introduces five stages of serious accidents in PWR nuclear pow-er plants,analyzes the mechanism and phenomenon of reactor core damage based on this,and analyzes the design advantages of AP1000power plant to deal with reactor core melting accident.
【关键词】严重事故；堆芯损坏；机理
【Keywords 】serious accident ；reactor core damage;mechanism
【中图分类号】TM623【文献标志码】A 【文章编号】1673-1069（2018）11-0192-02
1引言三哩岛、切尔诺贝利事故之前，人们并没有意识到事故严重到能够导致堆芯熔化，设计电厂时根本没有假设导致堆芯熔化的事件序列，所以当事故来临时，因对堆芯损坏机理和现象不理解，导致人们
无法有效应对事故以至造成很大的损失。2严重事故五阶段及堆芯损坏机理研究严重事故时一般将其过程分为如下五个阶段：第一阶段：堆芯裸露和升温。事故时反应堆冷却剂注入系统故障是最有可能导致堆芯裸露的原因，堆芯裸露时可能未停堆，也可能在停堆后很快或者一段时间后发生堆芯裸露。对于慢的瞬态变化，堆芯顶部冷却剂蒸发先裸露，燃料棒裸露后传热效率急剧下降，衰变热的产生加热了包壳，此时包壳温度上升速率取决于衰变热产生速率，而衰变热产生速率则取决于堆芯历史功率水平及停堆后的时间长短。第二阶段：锆水反应产生氢气和化学热。若堆芯出口热电偶测得温度大于650℃，则部分燃料包壳的温度可能大于980℃，此时包壳中锆和水蒸汽会发生化学反应产生大量氢气和热量。Zr +2H 2O →2H 2↑+ZrO 2+热量锆水反应产生的热量可能会超过衰变热，热量产生速率正比于包壳的温度，此时会导致包壳和燃料芯块温度急剧上
升。当温度达到1430℃时，锆水反应可自保持，即化学反应产生的热量将会导致更多的锆与水反应，反应自我维持下去，类似于锆在水蒸气中“燃烧”起来。
第三阶段：堆芯熔化和移位。堆芯熔融物为堆芯材料的熔化物和固体的混合物，包括燃料、包壳、控制材料和结构材
料，由于重力原因熔融物向下移位。熔化的熔融物在向下移
位和冷却的过程中可能会再次固化，后续若水装量恢复，固化
的熔融物会堵塞冷却水流道。此时挥发性物质碘和铯将会增多，这也是福岛事故后首先释放出来的物质。当挥发性物质温度降低（如进入热管段）可能会重新固化和沉淀。控制棒吸收体在较低的温度即熔化，Zr 合金及ZrO 2依次在UO 2之前熔化，UO 2熔入液态的Zr 合金及ZrO 2中形成“低共熔混合物”（低共熔混合物：一种化学溶液或合金，相比其任何组成部分拥有更低的熔点），2760℃时UO 2开始熔化。各种堆芯材料共熔物
的形成及相互作用直接影响堆芯熔化和移位的进程。具体堆芯熔化和移位过程为：①金属包壳及低熔点材料熔化；②陶瓷燃料芯块熔化和坍塌；③低熔点的材料熔融物更早更快地移向压力容器底部区域，被存留的水冷却固化形成
外壳并包容熔融物，进而堵塞其他堆芯熔融物向下移动。除非堆芯冷却恢复，否则熔化的熔融物最终会下移聚集在压力
容器下封头底部，造成下封头熔穿的风险。事实证明，即使压
力容器开始恢复冷却水注入也不能立刻保证能停止堆芯材料向下移动，三哩岛核电厂堆芯熔融物向下移
位则发生在压力
【作者简介】骆艺雄（1970-），男，广东深圳人，工程师，从事核电运行管理研究。
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新技术应用与实践Application and Practice of New Technology
容器重新注水20min以后。正常堆芯结构（燃料棒直径及间距）设计成最接近临界状态的水铀比，任何明显的堆芯结构降级变化都将降低临界的可能性，所以若堆芯发生坍塌熔化，则临界基本不可能发生，压力容器以外堆芯碎片临界更不可能发生。极不可能发生的最坏情形是重新临界，当堆芯温度很高控制棒材料熔化移出堆芯，而燃料仍然保持完整，此时冷却剂全部蒸发完，若注入冷的、不含硼的水，堆芯将重返临界并产生核裂变热量。
第四阶段：压力容器失效。压力容器下封头与堆芯熔融物接触导致温度升高，可能使下封头蠕变破裂失效(金属在持续高温和高压下发生塑性变形失效）。当下封头熔穿，熔融物开始与安全壳地板混凝土或钢板相互作用，释放出CO2、CO、H2等不凝结气体造成安全壳超压失效，或者安全壳底板直接
被熔穿，熔融物直接污染地下水和土壤。
第五阶段：安全壳失效。安全壳有3种潜在的失效机理，即超压失效、超温失效和真空失效。
3AP1000电厂应对堆芯熔化的设计优势针对严重事故堆芯熔化，首先应淹没堆芯降温以终止锆水反应。若堆芯注入流量达到11.4m3/h，则可在45min内淹没并且淬火过热的堆芯（淬火：带走堆芯材料中贮存的和淬火过程中产生的总的热量）。实际上，若堆芯发生明显移位和坍塌压实，冷却水流道受阻，此时堆芯结构可能变得不可冷却，则不管注入水流量是多少，堆芯都无法被淹没淬火，但注入冷却水仍然会带出热量，所以一般来说，不管流量多大，都需要运行人员及时启动对反应堆冷却剂系统的注入。先进压水堆（AP1000）堆芯淹没注入手段有正常余热排除系统注入和化学和容积控制系统注入，同时还有非能动的IRWST（堆芯内置换料水箱）直接重力注入和地坑再循环重力注入，相比其他电厂设计有更多样的手段带走堆芯热量。
在AP1000堆芯严重损坏和堆芯碎片落入压力容器下腔室时，ADS（自动泄压系统）触发降压，能够减轻或消除蒸汽发生器和压力容器可能的脆性断裂，ADS将排出的流体喷入IR⁃WST以减少释放到安全壳大气中的裂变产物的数量。IRWST 附近形成的富氢混合物（氢汽混合物排至IRWST时蒸汽冷凝的结果）是对安全壳的一个特有挑战，但是可以通过将IRWST 管道通气孔布置在扩散火焰不会对钢制安全壳产生冲击的地方，从而使富氢混合物的影响最小化[1]。
氢气燃烧产生的热量会使安全壳超压，特别是氢气发生“爆燃”时会产生亚音速的冲击波，对安全壳的威胁更大，研究认为氢气燃烧会在堆芯损坏后的24小时内发生。AP1000设计上拥有一个非能动冷却的大容积钢制安全壳，大的容积/功率比可降低严重事故下安全壳内氢气爆燃可能性和不凝结气
体聚集超压的可能性。同时AP1000备有通风泄压管道，在最不可能发生的安全壳长时间超压事故的情况下控制安全壳的内部压力。研究表明，AP1000的安全壳可以承受100%包壳反应产生的氢气爆燃，但不能再额外承受堆芯-混凝土反应产生气体的燃烧。针对氢气带来的风险，AP1000设有两组非能动氢气复合器（PAR）和66个能动的氢气点火器。严重事故产生氢气后，PAR首先运行以降低氢气浓度，若氢气浓度继续上升，则可在氢气爆燃之前手动启动氢气点火器，提前燃烧氢气使氢气爆燃的可能性降到最低。在设计上，如果氢气点火器投运，就不会发生因氢气而导致的安全壳失效。调查研究目前现役核电厂，都只设有氢气复合器，严重事故堆芯熔化时可能无法有效地控制住高浓度的氢气，造成氢爆，如福岛核事故。
AP1000设有压力容器内熔融物滞留系统（IVR)，压力容器保温层及外壁之间的空隙形成四条蒸汽/水流道，使得蒸汽和水在此可以向上流动，这些流道最终垂直地进入压力容器管嘴廊道。流道入口为保温层最底部且有浮力控制的入口阀，严重事故时PXS的IRWST水箱储存的水进入下部堆腔，当堆腔充满水后入口阀自动打开。流道出口配有轻质有浮力的盖子，机组正常运行时关闭，以避免四条蒸汽/水流道内沉积灰尘和杂物碎片，当流道内水满或有蒸汽/水流过时盖子被冲开，如此形成水-蒸汽通路，以冷却压力容器外壁。IVR为AP1000核电厂采用的一项重要的应对严重事故策略，让水冷却压力容器外表面以阻止压力容器失效，从而实现：①避免堆芯熔融物向下熔穿压力容器进入安全壳内；②避免压力容器外部效应，如压力容器外燃料-冷却剂相互作用、堆芯-混凝土相互作用。欧洲压水堆核电厂也设有堆芯熔融物收集系统，原理不同但同样可冷却堆芯熔融物，以应对堆芯熔化的严重事故。
4结语
得益于自身可靠的非能动安全设计，AP1000堆芯损坏概率为5.09×10-7/（堆·年）。同时AP1000还有许多缓解严重事故reactor technology
堆芯熔化时的设计优势，如非能动堆芯注入系统、自动泄压系统、氢气点火器及堆芯熔融物滞留系统等，优化了AP1000核电厂严重事故的管理，有效阻止放射性物质的释放及其对公众和环境造成的危害，其大规模放射性释放概率降低为5.94×10-8/（堆·年），比当前在役压水堆低两个数量级（100倍）。这些设计优势值得许多现役压水堆核电厂借鉴引用，同时对于新电厂的设计具有一定的指导意义。
【参考文献】
【1】林诚格.非能动安全先进压水堆核电技术[M].北京：原子能出版社，2010．
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