第三章 核电事故原因分析
3.1核电厂严重事故
核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。一般来说核电厂严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事故。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温、直至堆芯熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级；三里岛事故属此类。堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级，切尔诺贝利事故属此类。
堆芯熔化可以分为高压熔堆和低压熔堆两大类。低压熔堆是指过程以快速卸压的大、中破口失水事故为先导，若应急堆芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳与水蒸汽反应产生大量氢气。高压熔堆是指堆芯冷却不足为先导事件，主要是丧失二次热阱事故、小破口事故。
与低压熔堆相比，高压熔堆过程具有以下特点：
1. 高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因而有比较充裕的干预时间；
2. 燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变产物的释放而言，高压过程是“湿环境”，气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果；（裂变产物不易释放）
3. 压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热。因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。
压水堆严重事故发生的过程可以用下图加以描述，图中描述的（事件）次序假设了安全系统的基本故障，它们应被称为作为极端上限情况而不是作为预计事故而加以识别。
图 严重事故次序（热工水利过程用实线表示，裂变产物气溶胶用虚线表示）
事故期间，如果冷却剂丧失并导致堆芯裸露，在堆芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。下图示出了大破口事故工况下燃料元件的温度随时间的变化。由于燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，此时燃料元件温度上升较快，如果主系统压力较低，这时由于燃料棒内气体的压力上升会导致包壳肿胀，包壳肿胀会导致燃料元件间冷却剂流道的阻塞，这将进一步恶化燃料元件的冷却。在这种情况下，堆芯和堆内构件之间的辐射换热成为冷却堆芯的主要传热机理。
图 PWR燃料的绝对加热
当燃料温度增到1400oC 时，堆芯开始熔化，熔化的过程非常复杂，且发生很快，当堆芯熔化过程发展到一定的程度，熔融的堆芯熔化物将落入压力容器的下腔室，也有可能发生堆芯倒塌现象，导致堆内固态的物质将直接落入下腔室。
若压力容器的下腔室有水，熔融物的下降有可能发生蒸汽爆炸。若熔融物下降中直接接触压力容器的内壁，将发生消融现象(ablation)，对压力容器的完整性构成威胁，从而对环境造成严重破坏。
3.2 压水堆全厂断电事故
我们知道，压水堆核电厂反应堆堆芯余热排出和安全壳热量排出所要求的许多安全系统的正常工作必须依靠交流电源，然而在全厂断电（S B O）事故中，厂外电源都不可用，机组转向带厂用电负荷运行失败，同时应急柴油发电机组也不可用，这势必造成堆芯由于得不到足够的冷却而发生熔化，甚至导致压力容器下封头失效造成安全壳超压失效的严重事故。
在国家核安全局发布的《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中明确提到，“应认真研究全厂断电的可能性和处理措施”。对S B O 问题关注的提升，主要是基于交流电源可靠性的经验的积累。我们知道，S B O事故发生的概率取决于外电网的可靠性和厂内应急电源的可靠性。对于建成的核电厂，影响外电网可靠性的因素大多已确定不易变化（如恶劣天气的影响），这时厂内应急柴油发电机组运行的可靠性就变得非常重要。据统计，从1993年1月至2005年8月期间，秦山核电厂应急柴油机共发生失败的启动1次，失败的带载运行3次，可靠性系数为0.95。可见，应急柴油机的状态并不是完全让人放心的。为了在S B O 情况下为主系统提供热阱，秦山核电厂专门设置了柴油机辅助给水泵，但在2008年，柴油机辅助给水泵也有多次因扇形拨块开关衔铁块静止位置不合适而导致的启动失败的记录。因此，全厂断电叠加辅助给水失效是有必要进行研究的可能导致堆芯损伤等严重事故的重要事件序列之一。
3.3. 模拟研究核电站全厂断电事故进程
利用MELCOR 程序，对全厂断电引发的严重事故进行模拟，以秦山I 期核电厂为例，MELCOR 程序对泰山I 期核电厂节点划分示于下图。该电厂热功率为1035MW ，反应堆有两个环路。整个反应堆系统划分为多个控制体，下图中的数字为各控制体编号。控制体之间以流道连接，通过流道模拟冷却剂在系统中的流动。
图 一回路系统节点划分（斜线所标识的为主要热构件，用以模拟能量交换）
在通过MELCOR 程序对全厂断电事故模拟研究的进程中，有以下几个假设条件：
（1）所有电动的专设安全设施失效；
（2）柴油机辅助给水泵失效；
（3）主泵轴封处没有泄漏；
（4）事故进程中操纵员没有实施任何干预。
全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环。由于蒸汽发生器（S G）二次侧丧失给水而逐渐出现沸腾，当S G 二次侧压力达到大气释放阀和安全阀开启整定值时，大气释放阀和安全阀打开向外排汽。随着蒸汽发生器二次侧水位的降低甚至干涸，一回路逐渐丧失热阱，自然循环终止，引起主冷却剂升温升压。由于冷却剂的热膨胀效应，使得稳压器水位上升，一回路压力随着温度迅速上升，直至稳压器卸压阀开启。冷却剂通过卸压阀排至卸压箱，当卸压箱压力达到0.7 M P a 时，爆破膜爆破，大量冷却剂释放到安全壳中，大量的水和蒸汽在安全壳内迅速扩散导致安全壳内压力迅速上升。
堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露。堆芯裸露后传热进一步恶化，锆合金与饱和蒸汽发生剧烈反应，产生的大量氧化热进一步加剧了堆芯温度的上升，同时伴有大量氢气产生。于是控制棒、燃料包壳和支撑结构首先出现熔化，随后燃料开始熔化并且向下坍塌。该阶段可能会存在蒸汽发生器U 形管顶部热应力失效，使放射性物质直接通
过二回路释放到环境。堆熔混合物随着下支撑板的失效掉入下腔室。当大量的熔融堆芯塌陷到下腔室，其表面与下腔室的水发生淬火，快速的淬火速度甚至可能造成蒸汽爆炸。一旦下封头的堆芯碎渣不可冷却，下封头的结构就逐渐开始失效。如果失效时压力容器内压力足够低，熔融堆芯将在重力的作用下跌落到堆腔中，与堆腔底部的混凝土发生反应（M C C I ）。如果失效时压力较高（与安全壳内压力差大于2 M P a），熔融堆芯就在压力作用下喷射出来，即发生高压熔喷（H P M E ），喷射入堆腔的熔融物将发生弥散进入安全壳空间，发生安全壳直接加热（D
C H）现象，造成安全壳超压威胁其完整性。下封头失效后，压力容器及一回路内压力迅速下降到安注箱可以投入压力值。除与少量堆芯残余物作用外，大量安注水直接流入堆坑与堆熔物接触发生反应。上述过程将产生大量高温蒸汽和不可凝气体（氢气、一氧化碳、二氧化碳等），使得安全壳压力瞬间迅速上升。产生的氢气等可燃气体在安全壳内不断积聚，浓度不断上升，最终可能发生燃爆，使安全壳超压失效。安全壳失效后，放射性气体和气溶胶将释放到环境中。
第三章 核电事故原因分析
3.1核电厂严重事故
核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。一般来说核电厂严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事故。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温、直至堆芯熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级；三里岛事故属此类。堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级，切尔诺贝利事故属此类。
堆芯熔化可以分为高压熔堆和低压熔堆两大类。低压熔堆是指过程以快速卸压的大、中破口失水事故为先导，若应急堆芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳与水蒸汽反应产生大量氢气。高压熔堆是指堆芯冷却不足为先导事件，主要是丧失二次热阱事故、小破口事故。
与低压熔堆相比，高压熔堆过程具有以下特点：
1. 高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因而有比较充裕的干预时间；
2. 燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变产物的释放而言，高压过程是“湿环境”，气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果；（裂变产物不易释放）
3. 压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热。因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。
压水堆严重事故发生的过程可以用下图加以描述，图中描述的（事件）次序假设了安全系统的基本故障，它们应被称为作为极端上限情况而不是作为预计事故而加以识别。
图 严重事故次序（热工水利过程用实线表示，裂变产物气溶胶用虚线表示）
事故期间，如果冷却剂丧失并导致堆芯裸露，在堆芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。下图示出了大破口事故工况下燃料元件的温度随时间的变化。由于燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，此时燃料元件温度上升较快，如果主系统压力较低，这时由于燃料棒内气体的压力上升会导致包壳肿胀，包壳肿胀会导致燃料元件间冷却剂流道的阻塞，这将进一步恶化燃料元件的冷却。在这种情况下，堆芯和堆内构件之间的辐射换热成为冷却堆芯的主要传热机理。
图 PWR燃料的绝对加热
当燃料温度增到1400oC 时，堆芯开始熔化，熔化的过程非常复杂，且发生很快，当堆芯熔化过程发展到一定的程度，熔融的堆芯熔化物将落入压力容器的下腔室，也有可能发生堆芯倒塌现象，导致堆内固态的物质将直接落入下腔室。
若压力容器的下腔室有水，熔融物的下降有可能发生蒸汽爆炸。若熔融物下降中直接接触压力容器的内壁，将发生消融现象(ablation)，对压力容器的完整性构成威胁，从而对环境造成严重破坏。
3.2 压水堆全厂断电事故
我们知道，压水堆核电厂反应堆堆芯余热排出和安全壳热量排出所要求的许多安全系统的正常工作必须依靠交流电源，然而在全厂断电（S B O）事故中，厂外电源都不可用，机组转向带厂用电负荷运行失败，同时应急柴油发电机组也不可用，这势必造成堆芯由于得不到足够的冷却而发生熔化，甚至导致压力容器下封头失效造成安全壳超压失效的严重事故。
在国家核安全局发布的《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中明确提到，“应认真研究全厂断电的可能性和处理措施”。对S B O 问题关注的提升，主要是基于交流电源可靠性的经验的积累。我们知道，S B O事故发生的概率取决于外电网的可靠性和厂内应急电源的可靠性。对于建成的核电厂，影响外电网可靠性的因素大多已确定不易变化（如恶劣天气的影响），这时厂内应急柴油发电机组运行的可靠性就变得非常重要。据统计，从1993年1月至2005年8月期间，秦山核电厂应急柴油机共发生失败的启动1次，失败的带载运行3次，可靠性系数为0.95。可见，应急柴油机的状态并不是完全让人放心的。为了在S B O 情况下为主系统提供热阱，秦山核电厂专门设置了柴油机辅助给水泵，但在2008年，柴油机辅助给水泵也有多次因扇形拨块开关衔铁块静止位置不合适而导致的启动失败的记录。因此，全厂断电叠加辅助给水失效是有必要进行研究的可能导致堆芯损伤等严重事故的重要事件序列之一。
3.3. 模拟研究核电站全厂断电事故进程
利用MELCOR 程序，对全厂断电引发的严重事故进行模拟，以秦山I 期核电厂为例，MELCOR 程序对泰山I 期核电厂节点划分示于下图。该电厂热功率为1035MW ，反应堆有两个环路。整个反应堆系统划分为多个控制体，下图中的数字为各控制体编号。控制体之间以流道连接，通过流道模拟冷却剂在系统中的流动。
图 一回路系统节点划分（斜线所标识的为主要热构件，用以模拟能量交换）
在通过MELCOR 程序对全厂断电事故模拟研究的进程中，有以下几个假设条件：
（1）所有电动的专设安全设施失效；
（2）柴油机辅助给水泵失效；
（3）主泵轴封处没有泄漏；
（4）事故进程中操纵员没有实施任何干预。
全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环。由于蒸汽发生器（S G）二次侧丧失给水而逐渐出现沸腾，当S G 二次侧压力达到大气释放阀和安全阀开启整定值时，大气释放阀和安全阀打开向外排汽。随着蒸汽发生器二次侧水位的降低甚至干涸，一回路逐渐丧失热阱，自然循环终止，引起主冷却剂升温升压。由于冷却剂的热膨胀效应，使得稳压器水位上升，一回路压力随着温度迅速上升，直至稳压器卸压阀开启。冷却剂通过卸压阀排至卸压箱，当卸压箱压力达到0.7 M P a 时，爆破膜爆破，大量冷却剂释放到安全壳中，大量的水和蒸汽在安全壳内迅速扩散导致安全壳内压力迅速上升。
堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露。堆芯裸露后传热进一步恶化，锆合金与饱和蒸汽发生剧烈反应，产生的大量氧化热进一步加剧了堆芯温度的上升，同时伴有大量氢气产生。于是控制棒、燃料包壳和支撑结构首先出现熔化，随后燃料开始熔化并且向下坍塌。该阶段可能会存在蒸汽发生器U 形管顶部热应力失效，使放射性物质直接通
过二回路释放到环境。堆熔混合物随着下支撑板的失效掉入下腔室。当大量的熔融堆芯塌陷到下腔室，其表面与下腔室的水发生淬火，快速的淬火速度甚至可能造成蒸汽爆炸。一旦下封头的堆芯碎渣不可冷却，下封头的结构就逐渐开始失效。如果失效时压力容器内压力足够低，熔融堆芯将在重力的作用下跌落到堆腔中，与堆腔底部的混凝土发生反应（M C C I ）。如果失效时压力较高（与安全壳内压力差大于2 M P a），熔融堆芯就在压力作用下喷射出来，即发生高压熔喷（H P M E ），喷射入堆腔的熔融物将发生弥散进入安全壳空间，发生安全壳直接加热（D
C H）现象，造成安全壳超压威胁其完整性。下封头失效后，压力容器及一回路内压力迅速下降到安注箱可以投入压力值。除与少量堆芯残余物作用外，大量安注水直接流入堆坑与堆熔物接触发生反应。上述过程将产生大量高温蒸汽和不可凝气体（氢气、一氧化碳、二氧化碳等），使得安全壳压力瞬间迅速上升。产生的氢气等可燃气体在安全壳内不断积聚，浓度不断上升，最终可能发生燃爆，使安全壳超压失效。安全壳失效后，放射性气体和气溶胶将释放到环境中。