文档介绍：学科发展前沿讲座报告
核电站安全壳的安全可靠性分析
【摘要】:核电厂安全壳对于保证核电站的安全性和可靠性有十分重要的作用,是保证核电厂安全的最后一道防御。本文在总结相关研究的基础上,对核电厂安全壳可能出现的氢爆、主蒸汽管道破裂等危机状况学科发展前沿讲座报告
核电站安全壳的安全可靠性分析
【摘要】:核电厂安全壳对于保证核电站的安全性和可靠性有十分重要的作用,是保证核电厂安全的最后一道防御。本文在总结相关研究的基础上,对核电厂安全壳可能出现的氢爆、主蒸汽管道破裂等危机状况进行了分析总结。
【关键词】:核电站安全壳安全可靠性
引言
核电厂的安全性和可靠性十分重要,安全壳及其支持系统是反应堆和环境之间的实体屏障,它在事故情况下起着阻止或缓解放射性物质向环境释放的作用。具体的作用有三个:
、在发生失水事故或地震时,承受事故产生的内压力,防止堆厂房内放射性物质外逸,以免污染环境。设计准则通常按历史最大地震和失水事故考虑;
、保护重要设备,防止受到外部事件(如飞机坠毁)的破坏;
、它是放射性物质和外界之间的第三道也是最后一道屏障。因此,在任何情况下都要保证安全壳的完整性,对它特别仔细地设计、建造和监督。
在安全壳中,主要有可能出现的安全事故分为氢气爆炸、安全壳超压失效、安全壳直接加热失效、地震冲击、外来冲击等,而引起这些危机的事故主要有主蒸汽管道破裂(SGTR)、全厂断电事故(SBO)、未能预期瞬变
(ATWS)、一回路小破口(SBLOCA)等,在严重事故期间,安全壳会受到各种热负荷和机械应力的冲击,安全壳的响应会因为事故的不同而有所区别。因此,需针对专门的事故序列分析安全壳的行为以及评估安全壳的状态,从而为严重事故管理导则的制定奠定基础。
严重事故下安全壳内氢气浓度变化及可能影响
在轻水堆核电厂严重事故进程中,锆合金包壳与水或水蒸汽产生大量的氢气,并通过反应堆冷却剂系统(RCS)压力边界或压力容器破口释放到安全壳中[1,2]。如果压力容器下封头被熔穿,堆芯熔融物又会与安全壳堆腔内水或混凝土接触反应,释放出大量氢气和少量其他易燃易爆气体[3]。释放的氢气在安全壳内扩散流动,与水蒸气、空气混合,形成可燃混合气体。当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时
[4],则可能发生燃烧,甚至爆炸。这将会引起安全壳超压和温度升高,从而对安全壳的完整性构成威胁,放射性裂变产物因此可能释放到环境中,造成严重后果。
在《秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析》[5]一文中作者使用模块化严重事故计算工具(MAAP4程序)对不同严重事故条件下的安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。根据其假设并在计算之后有以下结论:
氢气产生速率、产生质量以及在安全壳内的浓度分布依赖于严重事故序列。LB-LOCA能够导致氢气快速释放,安全壳隔间氢气浓度也较高,但压力容器内氢气产量较少();相对于LB-LOCA而言,SB-LOCA和SBO事故序列下的氢气产生速率较低,但压力容器内堆芯熔化过程较长,氢气产量更多()。
(2)在相当于100%锆-水反应的时
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刻(折算成695kg氢气产生),LB-LOCA事故导致的安全壳空间平均氢气浓度接近1