三道屏蔽的完整性

核安全基礎大作業(yè)

三道屏蔽的完整性

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091511班保證反應堆三道屏障完整性的意義（1)保證核電站的安全。使核電站能夠正常穩(wěn)定的運行。（2）核電站在設計的時候就針對燃料放射性的特點，在放射性物質(zhì)(裂變產(chǎn)物)和環(huán)境之間設置了三道屏障，只要其中有一道屏障是完整的，就不會發(fā)生放射性物質(zhì)外泄的事故。

091511班三道屏蔽的主要構(gòu)成第一道屏障：燃料芯塊和包殼。第二道屏障：將反應堆冷卻劑全部包容在內(nèi)的一回路壓力邊界。第三道屏障：安全殼，即一回路廠房(反應堆廠房)。

091511班第一道屏障：燃料芯塊和包殼（3）針對以上三種可能導致燃料棒包殼破壞的事故，現(xiàn)階段對于這些事故的避免措施主要有以下方面：

1.燃料芯塊熔化

輻照過的二氧化鈾熔化溫度溫度為2700℃，考慮計算誤差，采用燃料芯塊的溫度極限值為2590℃。為了對于融化保持一定的裕度，采用的準則如下：芯塊芯部的溫度小于等于2260℃。

091511班第一道屏障：燃料芯塊和包殼

（1)功能

核裂變產(chǎn)生的放射性物質(zhì)98%以上滯留在二氧化鈾陶瓷芯塊中，不會釋放出來。燃料芯塊密封在鋯合金包殼內(nèi)，防止燃料裂變產(chǎn)物和放射性物質(zhì)進入一回路水中。（2）導致燃料棒包殼破壞有三種可能性：

燃料芯塊熔化；

沸騰危機；

燃料芯塊-包殼間的相互作用。

091511班第一道屏障：燃料芯塊和包殼2.沸騰危機

沸騰危機，包殼與冷卻劑間的熱交換就會急速下降，包殼的溫度就上升。這種溫度上升就可能導致包殼損壞，甚至溶化。為避免出現(xiàn)這種危機，人們要求保持比值：DNBR=臨界熱流密度/實際熱流密度即DNBR>1.3

091511班第一道屏障：燃料芯塊和包殼3.燃料芯塊-包殼間的相互作用

當功率變化時，燃料棒受到機械應力的作用，由于燃料包殼熱膨脹系數(shù)不同造成的。這就是芯塊與包殼的相互作用，極端情況下，這將導致包殼爆裂。在功率上升時，在同一點上同時出現(xiàn)一下三個條件時，包殼破裂的風險將達到不允許的程度：（1）局部然后超過8000MWd/Tu（2）最終的線功率超過：360W/cm持續(xù)時間大于15分鐘；

460W/cm持續(xù)時間大于15分鐘。（3）初始的和最終的線功率的偏差大于一個決定與下面兩個條件的限值局部燃耗和最終功率的保持時間。

091511班第二道屏障：一回路壓力邊界的完整性

由核燃料構(gòu)成的堆芯封閉在壁厚20厘米的鋼質(zhì)壓力器內(nèi)。壓力器和整個一回路都是耐高壓的，放射性物質(zhì)不會泄漏到反應堆廠房中。壓力容器通常由20厘米左右壁厚的不銹鋼做成，可以承受一百多個大氣壓的壓力，避免放射性物質(zhì)釋放出去。為確保第二道屏障的嚴密性和完整性，防止帶有放射性的冷卻劑漏出，除了設計時在結(jié)構(gòu)強度上留有足夠的裕量外，還必須對屏障材料的選擇、制造和運行給以極大注意。

091511班第二道屏障：一回路壓力邊界的完整性

反應堆壓力容器是反應堆裝置的主要設備之一，它起著極為重要的盛裝放射性活性區(qū)的作用，并使反應堆的冷卻劑保持在一個壓力密封的客體內(nèi)。

影響壓力容器完整性的因素(1)塑性(2)疲勞(3)脆性斷裂

091511班第二道屏障：一回路壓力邊界的完整性1.塑性反應堆結(jié)構(gòu)中所使用的材料，一般認為能確保足夠的塑性，在這種塑性材料商作用著載荷時的變形，這種塑性變形進一步發(fā)展，材料商就會出現(xiàn)縮頸、局部地方集積著材料損傷而形成了斷裂的塑性破壞區(qū)。2.疲勞

料受交變載荷作用時，會產(chǎn)生累積損傷，進而出現(xiàn)表面裂紋，這種裂紋長大、擴展，直到最后導致材料斷裂，這種破損叫做疲勞。在一些應力集中的部位上產(chǎn)生循環(huán)反復的屈服，這種使材料承受反復塑性應變的循環(huán)載荷類型，稱為“低循環(huán)疲勞”或“高應變疲勞”。交變次數(shù)超過次時發(fā)生斷裂的疲勞叫做“高應變疲勞”，而應變次數(shù)低于時發(fā)生斷裂的疲勞叫做低循環(huán)疲勞。

091511班第二道屏障：一回路壓力邊界的完整性3.脆性斷裂

脆性斷裂是金屬破壞的一種類型。它通常是在很低的名義應力范圍下，從一個原先已經(jīng)存在的裂縫開始，無征兆地發(fā)生裂縫的快速傳播而導致破壞，也就是說，脆性斷裂可以從一些初始的缺陷處起始，也可以因疲勞或腐蝕而成長起來的一些裂縫處開始。裂縫缺陷的穩(wěn)定性取決于大裂縫所需總能量和裂縫擴大時所吸收能量之間的平衡。裂縫擴展的機制是當裂縫傳播時它附近彈性應變能的釋放，在裂縫的尖端存在應力集中，將導致一塑性應變?nèi)ィ缌芽p擴展。能量被裂縫尖端的塑性功和裂縫自由介面的形成所吸收，假如彈性應變能釋放率大于裂縫尖端塑性功率功變化率，裂縫不穩(wěn)定，并將快速擴展。

091511班第二道屏障：一回路壓力邊界的完整性

091511班

損傷類型

原因

對策u形彎段應力腐蝕破裂彎曲半徑小的u形管在制造過程中產(chǎn)生的殘余應力和運行時內(nèi)壓疊加．發(fā)生一回路側(cè)應力腐蝕破裂直管狀態(tài)時進行特殊熱處理．即TT處理彎曲半徑小的u形管在彎曲后進行消除應力熱處理防振桿部位摩損減薄防振桿和傳熱管間隙較大，不能充分防振，因蒸汽和水的雙相流動使侍熱管發(fā)生振動，和防振稈接觸而磨損加工時嚴格控制尺寸防振桿改用SUS405鋼每層防振桿數(shù)由2根增加到3根管子支撐板部位傳熱管減薄二回路系統(tǒng)給水處理所使用的磷酸鈉在管子支承板部位局部濃縮發(fā)生二回路側(cè)的腐蝕減薄支承板改用SUS405鋼二回路系統(tǒng)路水采用全揮發(fā)處理管子支承板孔改成多葉花瓣形拉制孔管子支撐板部位和管板部位晶間侵蝕蒸汽發(fā)生器內(nèi)殘留的數(shù)量Na以NaoH形式留于管子支撐板、管板上．與局部濃縮區(qū)的氧化性氣相互作用．從二回路側(cè)發(fā)生晶間侵蝕加裝流量分配板取消水流阻擋版加強水質(zhì)管理、定期檢查時二回路側(cè)熱水清洗、注入硼酸等蒸汽發(fā)生器傳熱管損傷原因和對策第三道屏障：安全殼的完整性

安全殼是核電廠在事故條件下,為阻止裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放而設置的多重屏障中的最后一道屏障。事故條件下維持安全殼的完整性直接關系到裂變產(chǎn)物對核電廠外部人居環(huán)境所造成的影響,因而是非常重要的。當前在役核電廠對于安全殼的完整性考慮主要是針對設計基準事故條件下的相關分析,所考慮的內(nèi)容與分析方法都是按已有的法規(guī)要求進行的。隨著人們對相關事故現(xiàn)象、進程與機理等認識的不斷深入,一些超設計基準事故和嚴重事故對安全殼完整性構(gòu)成的威脅也需要進行細致的考慮與分析。這在新型壓水堆核電廠的設計中成為了一項必要的內(nèi)容。

091511班

第三道屏障：安全殼的完整性保護措施Ⅰ：近期安全殼的內(nèi)壓不超過5barsⅡ：遠期限制安全殼的熱應力Ⅲ：事故熱負載及時導出（貯能、核瞬變能、衰變能、化學能、與廠址有關的能量）Ⅳ：安全殼能抵御假想的設計基準事故Ⅴ：事故工況下的泄漏率低于0.1%

091511班第三道屏障：安全殼的完整性

嚴重事故條件下AP1000的安全殼完整性分析

AP1000核電廠的嚴重事故進程可以分為反應堆壓力容器內(nèi)部與外部兩個階段。壓力容器內(nèi)部階段主要由于余熱排出不足而引起的堆芯熔化,進而可能導致壓力容器的熔穿;壓力容器外部階段包括堆芯熔融物從反應堆壓力容器向安全殼蔓延,包括所導致的堆芯熔融物與混凝土反應（Core-ConcreteInteraction,CCI)、燃料與冷卻劑作用（Fuel-CoolantInteration,FCI)、高壓熔堆噴射（High-PressureCoreMeltEjection,HPME)所導致的安全殼直接受熱（DirectionContainmentHeating,DCH)等。這里比較關心的幾種嚴重事故條件下安全殼緩解措施及其完