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韶裘
5 years ago
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1 从福岛核电站事故看我国核电站的安全性 1

2 福岛核电厂事故前后卫星照片 2

3 福岛核电厂系统示意图 3

4 福岛核电厂机构示意图 4

5 事故进程估计 (1) 当 9 级地震冲击核电站时, 所有控制棒插入到了堆芯, 链式核反应即刻中止, 反应堆就自动关闭与此同时, 冷却系统应该开始带走堆芯的余热 ( 裂变产物的衰变热 ) 这些余热相当于反应堆正常运转时产生的 3% 的热量但是地震摧毁了外部的电力供应这时为紧急情况而准备的多组柴油发电机中的一组启动了, 为冷却泵提供了所需的电力冷却系统可正常运行来带走堆芯的衰变热然而 1 小时后海啸来了 ( 它比核电站设计时所考虑的规模更巨大 ), 摧毁了所有的柴油发电机组当柴油发电机组不可用后, 操作员切换到使用紧急电池 ( 这些电池被设计为备用 ), 用于核电厂控制所需的电力, 并且也确实完成了任务 5

6 事故进程估计 (2) 而在这 8 个小时内, 需要为反应堆冷却找到另外一种供电措施当地的输电网络已经被地震摧毁柴油发电机组也不可用了 6 个多小时通过卡车运来了移动式柴油发电机但为时已晚, 整个事件从这一刻起开始变得糟糕运来的柴油发电机无法连接到电站 ( 因为接口不兼容 ) 所以当新的冷却系统没有建立前, 余热就无法再被带走, 反应堆开始升温升压为了给反应堆降温, 操作员开始通过时不时地旋松阀门来释放压力, 将蒸汽排入反应堆厂房, 成功进行反应堆压力容器泄压, 这就是关于辐射泄露的报道开始的时刻由于排放的蒸气中含有氢气, 氢气积聚在反应堆厂房顶部, 导致在 12 日反应堆厂房和安全壳间发生氢气爆炸 (15: 36), 反应堆厂房毁坏, 但安全壳保持完好政府扩大了一号核电站公众撤离区半径从 10Km 到 20Km 6

7 事故进程估计 (3) 由于冷却水流量不足, 大量的蒸气排放就导致堆芯水位持续下降, 最终不能覆盖燃料组件包裹燃料的锆合金包壳开始破损, 一些铯和碘同位素随着释放出来的蒸汽泄露到环境, 不过燃料棒中的核燃料此时依然是完好的由于海啸冲走或是损坏了所有可用于冷却系统的水源, 在消防系统的水源用完后, 不得不采用海水注入 ( 海水除了容易侵蚀设备, 导致设备失效外, 海水中大量的杂质容易使得它更加具有放射性, 给操作员处理事故增加更多困难现在看来,1 号堆基本稳定, 但不能确定是否建立了稳定的冷却系统 2 3 号堆还不稳定, 估计主回路有小的损伤 4 号堆原本处于停堆检修期, 燃料都在乏燃料池中, 但估计有处置失当处, 导致乏燃料池失去冷却, 乏燃料池中的水蒸发, 不能覆盖乏燃料组件燃料包壳与水蒸汽反应产生氢气, 导致燃烧, 潜在威胁更大 7

8 事故后续处理首先建立稳定的余热排除系统 ; 建立放射性隔离屏障, 尽量减少放射性释放 ; 最终用正常的冷却水取代海水反应堆堆芯进行拆除并运到处理厂, 就像通常的燃料更换一样整个核电站需要进行彻底安全检查和放射性清除, 以避免潜在的危险这通常需要 4 到 5 年福岛核电站将报废退役全日本的核电站的安全防护会进行升级, 以确保他们可以抵抗住九级地震及随之而来的海啸 8

9 日本共同社整理的截至 19 日 13 时福岛核电站各机组情况 : 1 号机组 11 日地震后冷却功能丧失, 反应堆压力容器内的蒸汽部分泄漏,12 日氢气爆炸使反应堆建筑受损, 屋顶毁坏 2 号机组冷却功能失灵, 燃料露出,14 日因受到 3 号机组爆炸影响, 反应堆建筑受损,15 日压力池附近发出爆炸音, 反应堆安全壳一部分受损 3 号机组 13 日失去冷却功能, 有堆芯熔毁可能 14 日氢气爆炸, 反应堆建筑受到较大损坏,16 日发现白雾, 推测为乏燃料池内的蒸汽,17 日直升机注水作业, 消防水车地上注水降温作业 4 号机组正在定期检查中, 没有燃料 14 日乏燃料池内水温上升至 84 度 15 日 16 日反应堆建筑发生火情, 有重返临界状态可能性屋顶被毁, 只留下钢筋结构 5 号 6 号机组正在定期检查 19 日 6 号反应堆紧急备用发电机修复,5 6 号反乏燃料池冷却功能重新启动 9

10 沸水堆核电厂压水堆核电厂比较 10

11 压水堆核电厂系统示意图沸水堆核电厂压水堆核电厂比较 11

12 反应堆及回路 ( 密闭系统, 不同于 BWR) 由压水型反应堆蒸汽发生器和主泵及安全和辅助系统等组成密闭式的高压循环回路将反应堆堆芯内核裂变所释放的大量热能导出, 传给蒸汽发生器二次侧给水产生饱和蒸汽, 送入常规岛的汽轮机发电压水型反应堆是一个装有核燃料的高压容器, 称为压力容器压力容器内部, 安装由核燃料组件及控制棒组成的堆芯不同功率压水堆核电站, 反应堆回路由不同数目环路组成每个环路中各有一台蒸汽发生器和一台主冷却剂泵, 用不锈钢管组成封闭回路, 其中一个环路上, 还装有一台稳压器, 用以保持压力回路中的运行压力, 同时也保证回路超压时的安全 12

13 大亚湾核电站由三个压力环路并联组成 13

14 安全和辅助系统 14

15 安全和辅助系统按照功能大体上可以分为三类 : 牵涉到核安全的安全系统 : 安全注入系统安全壳喷淋系统辅助给水系统和安全壳隔离系统保证反应堆和压力回路启动运行和停堆的核辅助系统 : 化学和容积控制系统硼和水补给系统余热排出系统反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统设备冷却水系统核岛应急生水系统蒸汽发生器排污系统硼回收系统核取样系统核岛排气及疏水系统核岛冷却水系统 ; 回收和处理放射性废物以保护和监视环境的系统 : 废液处理系统废气处理系统和固体废物处理系统 15

16 汽轮机回路主要由汽轮发电机凝汽器凝结水泵低压加热器除氧器主给水泵和高压加热器等与核岛部分的蒸汽发生器组成封闭的汽水循环回路同火力发电厂使用过热蒸汽相比, 蒸汽发生器出口的蒸汽为饱和蒸汽, 焓值较低, 含有较多的雾状水分, 因此核电汽轮机的体积比火电汽轮机的体积大, 在本体疏水和蒸汽除湿等方面都要采取相应地必要措施, 以防止冲蚀为提高汽轮发电机组的综合热效率, 采用两台并列的容量各为 50% 的汽动给水泵为蒸汽发生器提供给水, 另有一台容量为 50% 的电动给水泵备用每台汽轮机组具有两台循环冷却水泵, 分别组成两条独立的循环冷却水回路每条循环冷却水回路提供 50% 的冷却水量供发电机组满载运行 16

17 反应堆 ( 压力容器 ) 又称压力壳, 是由两个组件即容器本体以及用双头螺栓联接的反应堆容器顶盖组成反应堆容器是由低合金碳钢部件组成由无纵焊缝的单个锻制部件, 用全焊透的环缝连成一体堆容器包容堆内构件堆芯以及作为冷却剂慢化剂和反射层的水控制棒燃料组件压力容器 17

18 燃料组件 18

5mm) ) 的正圆柱体为了减少芯块与包壳的相互作用下的膨胀和肿胀, 减少芯块与包壳的相互作用, 每个芯块的端面呈浅碟形

19 核燃料组件核燃料组件由燃料棒导向管定位格架和上下管座组成燃料棒燃料芯块由低加浓度二氧化铀粉末经冷压烧结成所要求密度, 经滚磨成一定尺寸 ( 直径 8.19mm, 高度 13.5mm) ) 的正圆柱体为了减少芯块与包壳的相互作用下的膨胀和肿胀, 减少芯块与包壳的相互作用, 每个芯块的端面呈浅碟形此外, 还在粉末压制的制块工艺中加入一些制孔剂, 便烧结后芯块内部存在一些细孔, 容纳绝大部分裂变气体二氧化铀燃料芯块叠置在锆 44 合金包壳中, 装上端塞, 把燃料封焊在里面, 构成燃料棒 19

20 包壳 : 1 保证了燃料棒的机械强度 ; 2 包容住核燃料及其裂变产物, 构成强放射性的裂变产物与外界环境之间的第一道屏障燃料棒内有足够的预留空间和间隙 : 1 容纳燃料释放出的裂变气体 ; 2 允许包壳及燃料的不同热膨胀和燃料肿胀, 使包壳和端塞焊缝都没有超应力的风险 ; 3 间隙内充填一定压力的氦气, 以改善间隙内热传导性能 20

21 21

22 棒束控制组件棒束控制组件包括一组 24 根吸收剂和用作吸收剂棒支承结构的星形架 ; 星形架与安置在反应堆容器封头上的控制棒驱动机构的传动轴相啮合每一棒束控制组件有其本身的驱动系统, 可单独动作或若干控制组件编组动作在紧急停堆时, 每一棒束控制组件靠重力快速插入堆芯, 以防止发生对电站有害的运行工况 22

23 23

24 堆内构件是指装在反应堆压力容器内除了燃料组件棒束控制组件可燃毒物组件中子源组件套管塞组件和堆内测量仪表外的其它构件, 主要有堆芯下部支撑结构堆芯上部支撑结构控制棒束导向管和压紧弹簧组成堆内构件的主要功能 (1) 为反应堆冷却剂提供流道 ; (2) 为压力容器提供屏蔽, 使其免受或少受堆芯中子辐射的影响 ; (3) 为燃料组件提供支撑和压紧 ; (4) 固定监督用的辐照样品 ; (5) 为棒束控制组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供机械导向 ; (6) 平衡机械载荷和水力载荷 ; (7) 确保堆容器顶盖内的冷却水循环, 以便顶盖保持一定的温度 24

25 多重屏障燃料芯块元件包壳一回路压力边界安全壳隔离区防止放射性物质外泄的四道屏障安全壳

26 核安全设计除了各国都有严格的核安全监管体系外, 核电站在设计中就考虑了各种事故防范措施, 如 : 反应堆的自然防护能力, 即当链式裂变反应加速时, 核燃料能自动并且瞬时地产生一种阻力 ( 负反应性 ), 来使裂变反应减速, 防止发生核功率激增还依据三大安全功能 ( 停堆余热带出包容放射性 ) 设置了专门对付各种事故的安全系统, 而且对这些安全系统提出了很高的要求反应堆的抵抗事故的能力可在线实验多重性多样性独立性失效安全

27 严重事故防范美国三里岛事故后, 尤其是前苏联切尔诺贝利事故后, 世界各国对核电厂严重事故进行了大量的研究, 依据各种研究成果, 各国核安全管理当局都发布了严重事故防范的要求我国核安全当局也于 2004 年正式发布了相关要求核电站抵抗严重事故的能力定期培训 PSA 分析实体改进新增措施制定预案

30 根据国家计划, 到 2020 年我国核电装机容量将要达到 4000 万千瓦, 同时在建 1800 万千瓦, 相当于再建成 30 多个百万级核电机组, 同时在建 10 多个机组这些机组将主要采用 AP1000 非能动核电厂技术

31 AP1000 非能动安全系统非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却包括两个过程 : 安全壳内的蒸汽由安全壳的内壁面冷却, 凝水流回安全壳底部, 实现反应堆的再循环冷却 ; 安全壳的外壁面由安全壳冷却水箱的分配装置在安全壳穹顶和圆柱筒体形成均匀水膜, 以及自然对流的空气冷却安全壳, 反应堆余热最终经安全壳屏蔽厂房的空气出口排入大气在事故后 72 小时内, 系统的运行不需要任何干预, 运行人员不必调节冷却水流量, 也不必补水

32 AP1000 的安全性能反应堆堆芯损坏频率显著降低 --- 保护业主投资

33 AP1000 的安全性能大量放射性释放频率显著降低 --- 保护公众环境

34 谢谢!

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PowerPoint Presentation 加快我国核电技术发展申森上海市核学会核能专业委员依托项目的历程 AP1000 非能动技术特点中国核电发展的将来核电的优越性核能是人类应用原子核科学的杰出成果氮氧化物 NOx 煤天然气石油核能二氧化碳 CO 2 核能是干净清洁的能源煤天然气石油核能二氧化硫 SO 2 煤天然气石油核能水力地热风能太阳能核能非污染能的结构不占用宝贵的耕地和不需大规模的移民核电事故风险和人为事故风险比较