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1、从福岛核电事故看高温气冷堆的安全性二一一年三月十三日19目 录1福岛核电简介32福岛核电事故综述42.1应急柴油发电机被海水淹没42.2核燃料棒破损泄漏52.3核电站厂房发生爆炸63沸水堆运作原理64福岛核电的安全性74.1沸水型反应堆安全性较弱74.2福岛第一核电站1号堆已到寿期84.3维持冷却水循环的重要性85高温堆与压水堆的安全性设计比较96高温气冷堆的固有安全性136.1具有防止放射性释放的多重屏障136.2具有非能动的余热排出系统156.3具有负反应性温度系数的补偿能力167高温气冷堆失去厂外电源的事故分析178结论191 福岛核电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
2、。由福岛第一核电和第二核电组成，共10台机组。福岛第一核电有6台机组，机组容量分别为1号460MWe，2号-5号784MWe，6号1100MWe，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。日本福岛第二核电有4台机组，机组容量为1号-4号1100MWe，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。第一核电与第二核电均属于东京电力公司。福岛两座核电站的反应堆均为以普通水作为冷却剂和中子减速剂的沸水反应堆。第
3、一核电1号机组为BWR-3（BWR为“沸水核反应堆”的简称）型机组，2-5号为BWR-4型机组，6号机组为BWR-5型机组。第二核电1号-4号机组均为BWR-5型机组。核电站曾经发生的事故：福岛第一核电站1978年曾经发生临界事故，但是事故一直被隐瞒至2007年才公诸于众。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。2006年，福岛第一核电站6号机组曾发生放射性物质泄漏事故。福岛核电站各反应堆投入运行时间福岛第一核电站福岛第二核电站反应堆编号投入运行时间反应堆编号投入运行时间1号1971年3月
4、26日1号1982年4月20日2号1974年7月18日2号1984年2月3日3号1976年3月27日3号1985年6月21日4号1978年10月12日4号1987年8月25日5号1978年4月18日6号1979年10月24日2 福岛核电事故综述2.1 应急柴油发电机被海水淹没3月11日，日本东北部近海发生里氏8.9级特大地震。地震发生后，日本核电安全措施启动，福岛第一核电站的6座核反应堆和第二核电站的4座核反应堆全部自动停止运转，应急柴油发电机启动。但不幸的是，柴油发电机被其后海啸带来的洪水淹没，停止运转。由于缺乏电力，反应堆机组的主水泵无法工作，未能为反应堆提供冷却水循环。这一故障，使得多个
5、反应堆容器内的冷却水温、压力上升。到11日晚，福岛第一核电站的1号反应堆容器压力上升至设计值的1.5倍，2号反应堆容器内水位下降，出现核泄漏危险。为此，日本首相菅直人发布“原子能紧急事态宣言”，疏散福岛第一核电站为中心半径3公里之内的居民，同时要求3公里至10公里的居民不要外出。出现微量核泄漏到12日凌晨，福岛第一核电站的1号反应堆容器内部辐射强度是正常值的1000倍。日本原子能安全保安院宣布，经济产业相决定命令东京电力公司在福岛第一核电站释放反应堆容器的蒸气，避免反应堆容器及冷却水回路因蒸汽压力过大而爆炸损坏，影响以后的抢修工作。但是这一措施也导致了微量核泄漏，上午10时测得的福岛第一核电站
6、正门核辐射浓度是7时40分的73倍。日本首相菅直人下令，12日凌晨5时44分起，建议居民疏散避难的范围从第一核电站半径3公里以内扩至10公里。福岛县政府12日也要求以第二核电站为中心半径3公里之内的居民疏散。2.2 核燃料棒破损泄漏到12日上午10时，东京电力公司召开记者会宣布，福岛第一核电站和第二核电站的6个反应堆的水温已经超过了120度，而且还在继续上升中。东京电力公司承认，无法控制这些核反应堆水温的上升。更为严重的是，福岛第一核电站有反应堆容器内部水位比核燃料棒最高处低了50厘米，这意味着核燃料棒有部分部位得不到冷却，外层包裹金属可能会被高温烧蚀熔解，出现更严重核泄漏。12日下午13时左
7、右，日本原子能安全保安院宣布，在福岛第一核电站附近探测到放射性铯元素，确定已出现核燃料棒破损、核燃料泄漏情况。2.3 核电站厂房发生爆炸12日下午16时许，福岛第一核电站1号反应堆机组厂房发生爆炸，厂房的外墙和屋顶在爆炸中坍塌。爆炸发生后，在核电站周边检测到的辐射剂量增加至每小时1.015毫希。日本官房长官在晚上20时许召开记者会称，此仅为厂房内氢气爆炸，核反应堆安全壳没有受到损伤。并且核电站周边的辐射剂量在18时许已降低至每小时0.0705毫希。晚上10时许，日本方面决定向1号反应堆注入海水实施冷却，目前抢修工作仍在进行中。3 沸水堆运作原理沸水反应堆以轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢
8、化剂。反应堆冷却系统内压强保持在70个大气压。在这里，来自汽轮机的给水进入压力容器后，在280左右沸腾。汽水混合物经过堆芯上方的汽水分离器和蒸汽干燥器过滤掉液态水后直接送到汽轮机。离开汽轮机的蒸汽经过冷凝器凝结为液态水（给水）后，回流至反应堆，完成一个循环。因沸水堆中一次蒸汽直接通往汽轮机，故该系统被称为“直接循环系统”。由于此时堆芯的传热速度直接由系统中水的循环速度所决定，因此大型的沸水堆的堆芯围筒（core shroud）外均装有喷射泵（jet pump），以加快循环速度。与压水反应堆相比，沸水反应堆的构造更为简单，且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度，因此显著提高了反应堆的安全性，降低
9、了造价。但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和汽轮机，因此可能造成汽轮机受到放射性污染，给设计和维修带来麻烦。4 福岛核电的安全性4.1 沸水型反应堆安全性较弱日本福岛第一、第二核电站的所有10座核反应堆在1971-1988年间建成运行，均属沸水型反应堆。其工作原理是核燃料棒在反应堆堆芯发生可控的链式反应，产生大量热量；这些热量传递给反应堆容器内的水，这些水被加热后产生蒸汽，直接推动蒸汽涡轮发电机产生电能。这个回路里的水，在反应堆运转后是沸腾的，蒸汽通过涡轮发电机后需要进入一个冷凝器，冷凝器引入海水进行冷却。沸水型反应堆与压水型反应堆相比，属于单循环反应堆，沸水产生的蒸汽用来直接推动汽轮，不象
10、压水堆那样有蒸汽发生器隔离。万一发生故障，蒸汽里就带有放射性物质，设计上的安全性较弱。但沸水型反应堆的经济性较好，日本国内发展的均是沸水型反应堆。长期以来，一直有核专家质疑，日本作为一个地震频繁的地区，使用这样的结构是否合理。4.2 福岛第一核电站1号堆已到寿期一般核电站堆芯设计都是40年，其实福岛核电站1号机组已经到了寿命，但是根据美国的经验，到了40年，还可以延寿20年，甚至寿命到了60年还可以延续。“效益非常好，扔了很可惜。延寿需要严格审查，是不是满足现在的安全要求。”今年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年
11、，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。这一机组的计划延寿20年，正式退役需要到2031年。4.3 维持冷却水循环的重要性在这次地震发生后，日本福岛第一、第二核电站的反应堆都已自动停止运行，为什么还会出现如此严重的核泄漏？这是因为在核电术语里“停堆”，只是通过计算机控制向反应堆芯插入控制棒，停止链式反应，但是核燃料棒里的反射性元素自衰变仍然产生非常大的热量。这样就必须保持冷却水循环，保证核燃料棒不会因为温度升高而出现包裹金属熔解破损，导致严重核泄漏。但是在这次事故中，福岛第一、第二核电站有
12、多个反应堆停堆后，因为配套的柴油发电机被海水淹没，冷却水循环停止。核燃料自衰变产生的热量，将反应堆容器内的水加热至120度，极大的蒸汽压力会使一回路出现破损、甚至反应堆容器会发生爆炸。5 高温堆与压水堆的安全性设计比较首先，在反应性的控制上，压水堆所需要的反应性控制当量大，尽管在压水堆中有大量的控制棒，但由于水堆的中子扩散长度较短，每个控制棒的当量是不大的，单靠控制棒控制反应性是不够的，控制棒只能够控制快速变化的的反应性变化，缓慢变化的反应性变化还必须依靠调节冷却剂中的硼浓度和使用固体可燃毒物的手段。而在高温堆，由于中子扩散长度较长，单根控制棒的反应性控制当量是比较大的，为了保证反应堆的运行，
13、单靠控制棒控制反应性是可以的，不需要象压水堆那样，再采取其他的手段。即使在球床高温气冷堆，控制棒放在反射层，反应性控制当量也是比较大的，在反射层中安放1216根控制棒，就能够实现反应堆的热停堆，燃料燃耗所需要的反应性控制可以采用添加燃料球的方法加以实现。在一回路压力调节和控制上，在压水堆中必须有专门的设备来控制一回路的压力，防止一回路超压，以避免发生堆内沸腾。因此，在压水堆一回路中有稳压器，而在高温气冷堆中冷却剂是氦气，在运行条件下，氦气冷却剂不会发生相变，不需要严格的压力控制，压力调节不需要专用的设备，只是通过压缩机对一回路内的氦气进行吞吐，即可调节一回路的压力。余热排出一直是影响核电站中安
14、全运行的一个棘手的问题，也是核电站区别于常规电站的原因所在。所有的核电站都设有专门的余热排出系统。在压水堆中，除了在AP1000中设计了非能动的余热排出系统之外，一般都设有几列相互独立的能动的余热排出系统，包括余热泵和热交换器。而在高温气冷堆中，当然也存在余热排除的问题，但由于石墨的热容量大，可以依靠非能动的余热排除系统实现余热的排除。在压水堆，除了有主给水系统从蒸气发生器带出热量产生蒸气供给汽轮机发电以外，还有应急给水系统（也称为辅助给水系统），以保证停堆后第1阶段从反应堆带走余热。其应急给水系统必须作为专设安全实施来进行设计，要求很高。而在高温气冷堆中，由于采用包覆燃料颗粒，运行温度与包覆
15、燃料颗粒损坏的限制温度有很大裕度，可以依靠非能动的余热排除系统实现余热的排除，不需要设置应急给水系统。在压水堆中，针对冷却剂丧失事故，专门设计了复杂的安全注入系统，包括高压安注、蓄水葙系统（中压安注系统）和低压安注系统，除了一大批设备外，还需要一个提供容量在2000m3左右的水源（换料水箱），而且要考虑两种运行方式（从换料水箱直接取水的注入方式和从地坑取水的再循环方式）。鉴于安全上的重要性，这些系统必须按专设安全实施的高标准进行设计。而在高温气冷堆中，不存在这个问题，不需要设置此类系统。从反应堆纵深防御原则考虑，作为压水堆核电站的一道屏障，设计了安全壳，即反应堆厂房。它将反应堆、冷却剂系统的主
16、要设备（包括一些辅助设备）和主管道包容在内。当事故（如失水事故、地震）发生时，它能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去，是确保核电厂周围居民安全的最后一道防线。鉴于压水堆的情况，对安全壳的设计很高，要考虑下列各种问题：冷却剂丧失事故下冷却剂进入安全壳引起的压力和温度上升，锆水反应产生氢气的燃爆，堆芯熔化后产生的熔融物，底板是否熔穿。所以，在设计上压水堆的安全壳能够抗0.55-0.65MPa压力和150的温度，有严格密封性要求，在失水事故后24小时内安全壳总的泄漏率小于0.3%。为了保证安全壳的完整性，设计了复杂的喷淋系统。而且，目前压水堆的安全壳的发展都采用双层安全壳，在EPR先进压水
17、堆中还设计了堆芯熔融物的捕集器。而在高温气冷堆中，鉴于良好的安全特性，不需要压水堆那样的安全壳系统，而是设置了一种通风型低耐压式安全壳，可以称为包容体，它执行与安全壳相同的功能，它限制放射性物质向周围环境的释放，提供屏蔽，保护厂区工作人员免受过量辐照，保护反应堆不受外部事件损害。但是，高温气冷堆的包容体不承受高压，无喷淋冷却、无可燃气体控制的系统。包容体的设计承压只为0.03MPa，允许排风管道及排风竖井有一定的阻力。在应急柴油机的设计上，在通用压水堆中，应急柴油机是安全级的，要求高。而在高温气冷堆中，同样由于高温气冷堆良好的安全特性，不需要安全级的应急柴油机，不需要应急柴油机的快速启动，高温
18、气冷堆有应急柴油机，但它是非安全级，不承担在事故情况下为堆芯冷却提供动力的功能。高温堆与压水堆的安全性设计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6 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
19、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。6.1 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
20、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。燃料球半球包覆燃料颗粒 UO2核芯 直径 60mm0,92mm0,5mm5mm无燃料区燃料区外致密PyC层SiC层内致密PyC层疏松PyC层图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
21、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。6.2 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
22、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
23、热排出系统还采用350%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。6.3 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）之间有数百度的裕度，即使发生
24、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
25、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。7 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
26、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
27、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
28、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。8 结论目前在世界上的每座核电站原则上都存在一些弱点，所以都需要一套有效的安全系统，以避免发生反应堆失控事件。除AP1000外，在反应堆停止之后，必须保证循环冷却水的正常流动，以带走余热，而循环水泵需要电才能工作。作为利用球型燃料的高温气冷堆，它的燃料是极细微的铀颗粒，这些颗粒嵌入在由石墨和碳化压制的球体中，包覆燃料颗粒由四层陶瓷材料组成，即疏松热解炭层、内致密热解炭层、热解SiC层和外致密热解炭层；这个球壳只会在极高温度下才会熔化，而即使失去冷却堆芯也绝对达不到该温度，何况高温气冷堆还具有非能动的仅依靠自然循环将堆芯的剩余发热排出的余热排出系统。因此保证了高温气冷堆不会发生堆芯熔化事件和放射性物质的泄漏，高温气冷堆具有良好的固有安全性。
