从福岛核电事故看高温气冷堆的安全性要点.doc

从福岛核电事故看高温气冷堆的安全性 目 录 一、福岛核电站情况简介 - 1 - 二、沸水堆的工作原理 - 2 - 三、福岛第一核电站地震事故原因分析 - 4 - 四、高温堆与压水堆的安全性设计比较 - 5 - 五、高温气冷堆的固有安全性 - 1 - A、具有防止放射性释放的多重屏障 - 1 - B、具有非能动的余热排出系统 - 3 - C、具有负反应性温度系数的补偿能力 - 4 - 六、高温气冷堆失去厂外电源的事故分析 - 5 - 一、福岛核电站福岛核电站世界最大的核电站。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／为8814／9096。　　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。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入堆芯堆芯中裂变产生的热量堆芯中的汽水混合物向上流出堆芯压力容器上部空间的汽水分离器和于燥器这些流体中则重新参加循环。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福岛核电站福岛核电站应急用柴油发电机无法运转应急堆芯冷却系统启动，堆芯能够得到冷却。30度上升到100度，核电站无法控制反应堆的水温反应堆容器内的蒸汽堆芯冷却水位急剧下降，堆芯逐渐露出水面，热量积聚燃料包壳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1200度呆在家中，并紧闭门窗，停用排风扇，以免遭受核辐射 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非能动的排出系统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。