核反应堆工程.pptx
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1、浅谈日本福岛核电厂事故一、福岛核电厂事故最新报道二、沸水反应堆简介三、核反应堆不是原子弹四、深大微堆简介日本福岛核电站福岛福岛核电站(核电站(FukushiniaNuclearPowerPlant)位于北纬)位于北纬37度度25分分14秒,东经秒,东经141度度2分,地处日本福岛工业区。它是目前世分,地处日本福岛工业区。它是目前世界最大的界最大的核电站核电站,由福岛一站、福岛二站,由福岛一站、福岛二站组成,共组成,共10台台机组(一站机组(一站6台,二站台,二站4台)台)均为沸水堆均为沸水堆总装机容量:总装机容量:9000MW日本福岛基地有两个核电厂,共10台机组。第一核电厂有6台机组,均为沸
2、水堆(BWR)。地震前,1、2、3号机正常运行,4、5、6号机正在大修或停堆检修。机组堆型服役电功率核岛供应商1号机 BWR-3 1970 460 MW General Electric 2 号机BWR-41974 784 MW General Electric 3号机 BWR-4 1976 784 MW Toshiba 4号机 BWR-4 1978 784 MW Hitachi 5号机BWR-41978 784 MW Toshiba6 号机BWR-5 1979 1,100 MW General Electric第二核电厂有4台机组,均为沸水堆(BWR),地震前均正常运行。机组堆型服役电功率核
3、岛供应商1号机 BWR-5 1982 1,100 MW Toshiba 2 号机BWR-5 1984 1,100 MW Hitachi 3号机 BWR-5 1985 1,100 MW Toshiba 4号机 BWR-5 1987 1,100 MW Hitachi福岛第一核电厂卫星地图福岛第二核电厂卫星地图3月月14日福岛第一核电站日福岛第一核电站3号机组爆炸后景象。号机组爆炸后景象。事故:事故:由于地震的影响,福岛第一核电站由于地震的影响,福岛第一核电站1、2、3号反应堆号反应堆先后发生氢气爆炸。先后发生氢气爆炸。4号反应堆爆炸起火燃烧。号反应堆爆炸起火燃烧。后果:反应堆内部设备损毁,堆芯可能
4、熔化。后果:反应堆内部设备损毁,堆芯可能熔化。放射性物质外泄。放射性物质外泄。事故等级:日本暂定为四级,法国定为事故等级:日本暂定为四级,法国定为6级。级。20公里半径内,居民撤离公里半径内,居民撤离中新网中新网3月月15日电日电据日本共同社报道,日本政府宣布据日本共同社报道,日本政府宣布福岛第一核电站周围福岛第一核电站周围30公里范围内为禁飞区。公里范围内为禁飞区。福岛第一核电站四个机组日前分别发生氢气爆炸。福岛第一核电站四个机组日前分别发生氢气爆炸。日本首相菅直人日本首相菅直人15日上午发表告国民书,指出福岛日上午发表告国民书,指出福岛第一核电站的核泄漏问题趋向严重,要求在核电站第一核电站
5、的核泄漏问题趋向严重,要求在核电站20公里至公里至30公里范围内的居民也要做好防止核辐射公里范围内的居民也要做好防止核辐射的准备。的准备。福岛核电厂堆型-沸水堆沸水堆与压水堆同属轻水堆,与压水堆不同之处是沸水堆的堆芯内产生的蒸汽直接进入汽轮机做功。沸水堆是首先由美国的GE公司发展起来的,目前很多国家都有能力建造沸水堆,在当今的动力反应堆中,沸水堆大约占路23。沸水堆的研制起步较晚,但由于它具有系统压力低、循环回路简单等优点,因此受到一些用户的欢迎。与压水堆相比,沸水堆没有蒸汽发生器,采用蒸汽直接循环,因此它更接近常规的蒸汽动力装置。在沸水准中,燃料产生的热量大部分使水汽化,冷却剂一次流过堆芯吸
6、收的热量多,因此,对于同样的热功率,通过沸水堆堆芯的冷却剂流量小于压水堆内冷却剂流量。沸水堆结构沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支撑结构、气水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。沸水堆循环中,把通过堆芯的1/3流量抽出压力容器,用两台外部循环泵将其加压后重新打入压力容器,驱动1824台喷射泵抽吸其余2/3的流量。两股水流合并通过扩散器增压而达到到所需的压头。堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成,同压水堆一样也采用23富集度235U的UO2作为核燃料,将UO2制成圆柱状芯块后装入锆合金包壳锆合金包壳内。控制棒:控制棒为十字形,它由几十根装有碳化硼粉末的不锈钢细管组成,安置在四个燃料组件盒中间间隙内。沸水堆的冷
7、却剂内一般不加硼,因此控制棒是停闭反应堆的主要手段。控制棒驱动机构通过液压系统传动,使控制棒从堆芯底部插入。因为堆芯下部蒸汽份额较小,功率密度较高,所以从堆芯底部插人控制棒可降低堆芯下部的反应性,有利于轴向功率的展平。控制棒的这种布置也有利于为压力容器上部留出充分的空间,作为安置气水分离器和蒸汽干燥器之用,反应堆停堆后控制棒不影响换料操作。控制棒驱动机构装在压力容器的底部,先进的沸水堆一般都采用电力和液压两种驱动方式,正常运行时使用电力驱动,使控制棒缓慢插入和抽出;当发生事故时采用液压驱动,可将所有控制棒同时快速插入堆芯。液压驱动是靠氮气加压水箱实现的,加压水箱中经常保持16MPa的压力,可以
8、确保在紧急停堆时将控制棒插入堆芯。由于反应堆产生的蒸汽直接送往汽轮机,因此反应堆内必须设置气水分离设备。气水分离器和蒸汽干燥器设置在堆芯上方,从堆芯流出的蒸汽和水的混合物先经过离心式气水分离器以除去大部分的水,从分离器出来的湿蒸汽再进入波纹板式蒸汽干燥器以提高蒸汽干度,然后通过管道直接进入汽轮机。设置在堆芯周围环形空间的喷射泵把来自气水分离器的水和从汽轮机冷凝后流回的给水送往堆芯去进行再循环。喷射泵由堆外两个循环回路的水流驱动。循环回路从环形空间的下部抽取一部分冷却剂,通过循环泵以高压进入喷射泵的喷嘴,利用喷嘴喷射原理,使喷射泵的喉部形成高速水流,高速水流造成了一个低压区,把附近未经过循环回路
9、的水吸人喷射泵,并强迫冷却剂水到达堆芯底部的水腔后再向上流经堆芯。沸水堆流程与特点沸水堆核电站工作流程是:冷却剂(水)从堆芯下部流进,在沿堆芯上升的过程中,从燃料棒那里得到了热量,使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器,将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。压力:7MPa沸水堆采用直接循环,所以系统比较简单,回路设备少,且设备所承受的压力较低,易于加工制造。“这是沸水堆的一个较大优点这是沸水堆的一个较大优点”?沸水堆的一个较大的缺点是从反应堆产生的蒸汽会把放射性物质直接带到汽轮机、冷凝器、给水泵等设备,污染的范围较大。沸水反应堆的安全壳它由干井(压力空间)和湿井(凝汽空间)
10、两部分组成。干井内包括反应堆压力容器、控制棒驱动机构、外部循环泵和连接管路与阀门等。湿井内除了下部的消压水池外全是空的。在消压水池水面以下,于井和湿井之间用大口径接管连通,当发生破口事故时,由于干井内的压力升高而形成与湿井的压差,使空气和蒸汽的混合物经通道涌入消压水池,使蒸汽完全冷凝成水。消压水池也是应急堆芯冷却系统的一个水源和冷凝器失效时的后备热阱。在安全壳的外面是反应堆厂房,它是防止放射性外漏的另一道屏障。同压水准一样,沸水堆为破口等事故设置有应急堆芯冷却系统、自动卸压系统和低压堆芯喷淋系统。这些辅助系统和应急控制站、新燃料储存间、乏燃料他冷却净化系统、加硼与氢气复合系统、通风系统、装卸料
11、等重要设施,均布置在一次安全壳与反应堆厂房之间的环廊区域内。安全壳采用承压钢结构或预应力混凝土结构,反应堆厂房则一般采用钢筋混凝土结构。事故关键词之反应堆余热反应堆余热(1)停堆后某些裂变产物还继续发射缓发中子,引起部分铀核剩余裂变(Pn)。(2)停堆后裂变产物继续发射的射线和缓发射线,所放出的衰变能转化为热能(Pd)。(3)停堆后238U俘获中子后生成的产物239U和239Np,在停堆后它们的放射性衰变对发热也有贡献(Pc)。因为235U热裂变所生成的缓发中子先驱核,其半衰期最长的大约在1分钟左右,所以Pn随时间衰减很快,只在停维后的较短时间内起作用,在停堆1分钟以后就可忽略不计。在天然铀或
12、低浓缩铀作燃料的反应堆中,对中子俘获产物的衰变能贡献最大的是238U,239U和239Np其半衰期较长,分别为23.5min和2.35d,因此Pc起作用的时间较长,要在停堆5天后才可忽略。裂变产物的衰变热功率Pd,不仅持续时间长(通常在停堆1月后还起作用),而且比Pc大得多(通常要大一个量级),所以Pd在剩余功率中起着主要作用。事故关键词之氢气爆炸在失水事故工况下,当燃料棒包壳温度超过一定高温时,包壳中的锆金属首先与冷却剂发生放热反应而产生大量的氢气,锆水反应方程式为金属铝一水反应方程式每千克铝腐蚀的产氢量为1.2444m3 氢气。冷却剂中溶解氢的析出 事故关键词之堆芯温度、堆芯熔化 核反应堆
13、严重事故是指堆芯大面积燃料包壳失效,威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性,引发放射性物质泄漏的事故。反应堆严重事故的原因:一个是堆芯失去冷却或冷却不充分;另一个是堆芯的反应性快速不可控升高。核反应堆的严重事故可以分为两大类:一类为堆芯熔化事故,另一类为堆芯解体事故。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分,而引起堆芯的裸露、升温和熔化,其过程发展较为缓慢,时间尺度为小时量级,美国三哩岛事故就是堆芯熔化事故的实例。福岛核电站福岛核电站事故也应属此例。事故也应属此例。堆芯解体事故是由于快速引入巨大的反应性,引起功率陡增和燃料碎裂的过程,其发展速度非常快,时间尺度为秒量级,切尔诺贝利核电站事故是到目前
14、为止仅有的堆芯解体事故的实例。由于轻水反应堆固有的反应性负温度反馈特性和专设安全设施,因此发生堆芯解体事故的可能性极小。事故过程和现象堆芯熔化首先从燃料包壳开始,燃料包壳会受到两个方面的威胁:一方面是失去冷却,使燃料包壳过热。另一方面是堆芯中子通量大幅度增加,导致燃料释热增加,从而导致燃料膨胀和熔化。从轻水反应堆的堆芯熔化过程来看,它大体上可以分为高压熔堆和低压熔堆两大类。低压熔堆过程以快速卸压的大中破口失水事故为先导,如果在此过程中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,锆合金包壳与水蒸气反应产生大量氢气。堆芯水位下降到下栅格板以后,熔融的堆芯会加热堆芯内的金属材
15、料而使堆芯支撑结构失效,熔融的堆芯会跌入下腔室水中,产生大量蒸汽。之后压力容器在低压下熔穿,熔融堆芯会熔穿压力容器落入堆坑,开始烧蚀地基混凝土。在这一过程中,向安全壳内释放出H2,Co2,Co等不凝气体。在堆芯裸露后,燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。由于燃料元件与蒸汽之间的传热性能较差,造成燃料元件的温度和元件内气体压力上升较快。当燃料温度大于1000K时,会发生包壳肿胀,这时铁合金氧化产生氢的过程也明显增强。高温下,铝合金氧化反应产生的热量会大于衰变热。包壳肿胀对反应堆熔堆事故进程有明显的影响。当元件周向应变达到35时,相邻的元件就开始接触,因此会影响燃料周围流体的流动和传热。包壳肿胀
16、会导致燃料元件之间冷却剂流道的阻塞,这将进一步恶化燃料元件的冷却,从而导致推芯烧毁。如果燃料温度持续上升井超过I 300K,则锆合金包壳开始与水或水蒸气相互作用产生H2。当燃料温度升高到大约1673K时,堆芯材料开始熔化。当燃料元件熔化的微滴和熔流初步形成时,它们将在熔化部位以下的范围内固化,并引起流道的流通面积减小。随着熔化过程的进一步发展,部分燃料棒之间的流道将会被阻塞。流道的阻塞加剧了燃料元件冷却不足,同时由于燃料本身仍然产生衰变热,堆芯有可能出现局部熔透的现象。之后,熔化的燃料元件的上部分将会坍塌,堆芯的熔化区域将会不断扩大。熔化材料最终将达到底部堆芯支撑板,然后开始熔化堆芯支撑板构件
17、。当堆芯的温度达(14731673)K时,控制棒、可燃毒物材料可能形成一种相对低温的液相。这些液化的材料在重新定位过程中引起局部肿胀,导致流道载面的堵塞,从而引发堆芯的快速加热。如果锆合金包壳没有被氧化,那么在温度约2030 K时它将熔化并沿燃料棒向下重新定位;如果在包壳外表面已形成一明显的氧化层,那么任何熔化的结合金的重新定位将可能被防止,这是因为氧化层可保留固体状态直到温度上升到其熔点温度2973K,或直到氧化层被熔化的锆合金溶解为止。在温度处于(28793123)K之间,U02,Zr02和(U,Zr)O2固态混合物将开始熔化。当温度大于3000K时,U02,Zr02层将熔化所形成的含有高
18、氧化浓度的低共熔混合物能溶解其他与之接触的氧化物和金属。在此情况下,堆芯内蒸汽的产生且对堆芯材料的氧化速度起决定性的作用。随着Zr的液化和重新定位,堆积的燃料芯块将会因得不到支撑而有可能塌落并在堆芯较低的部位形成一个碎片床。在这种情况下,U02,Zr02可能破碎,并倒塌进入早先重新定位的碎片层,形成一种多孔碎片床。堆芯熔融物的下落及碎片床的形成将进一步改变先前重新定位后的堆芯材料的传热与流动特性,并将终止上腔室和损坏的堆芯上部区域之间的自然循环热传导。从这种状态开始,在沿棒束的空隙中,由熔化物形成的一层硬壳被一种陶瓷粒层覆盖,这层陶瓷粒由上部堆芯范围的坍塌所形成。之后,堆芯熔化物有可能落入下腔
19、室从而对压力容器的完整性构成严重的威胁。事故关键词之放射性剂量辐射对人体会产生有害影响,这是由于辐射引起电离和电子激发而破坏各种分子,从而破坏人体的细胞而造成伤害,这就是辐射的生物效应。辐射会使人体组织细胞的功能、代谢活动和分裂繁殖能力受损。当辐射达到一定剂量时,会引起细胞死亡,或者细胞内DNA分子变化或染色体畸变,从而引起细胞变异。大量细胞死亡产生辐射的早期效应,细胞基因变异是辐射晚期效应的基本原因。早期效应由短时间内受到大剂量(超过l 000msv)照射引起,如急性放射病、皮肤急性放射损伤等。晚期效应由长时间小剂量(累计达到几百至几千毫希沃特)的照射引起,如癌症、白血病、再生障碍性贫血等辐
20、射无处不在辐射无处不在辐射源辐射源剂量剂量mSv/年年天然本底每年辐射剂量天然本底每年辐射剂量2.3每天抽每天抽20支烟支烟0.51一次一次X光检查光检查0.1夜光表夜光表0.02每天看每天看1小时电视,小时电视,1年所受剂量年所受剂量 0.01乘飞机旅行乘飞机旅行2000公里公里0.01空气、食物、水中的辐射空气、食物、水中的辐射0.25一座百万一座百万KW级核电站级核电站0.048 放射防护三原则放射防护三原则 放射防护三原则是指:辐射实践的正当化,放射防护的最优化,放射防护三原则是指:辐射实践的正当化,放射防护的最优化,个人剂量限值。这三项基本原则构成了一套放射防护体系。个人剂量限值。这
21、三项基本原则构成了一套放射防护体系。一、实践的正当化一、实践的正当化为防止不必要的照射,在引入任何伴有辐射照射的实践之前,都为防止不必要的照射,在引入任何伴有辐射照射的实践之前,都必须权衡利弊,只有当带来的利益大于所付出的代价(包括对健必须权衡利弊,只有当带来的利益大于所付出的代价(包括对健康损害的代价)时才能认为是正当的,那么该实践为正当化实践。康损害的代价)时才能认为是正当的,那么该实践为正当化实践。若引进的某种实践不能带来超过代价的净利益,则不应采取此种若引进的某种实践不能带来超过代价的净利益,则不应采取此种实践。实践。二、放射防护的最优化二、放射防护的最优化放射防护的最优化原则就是在考
22、虑到经济和社会因素之后,使任放射防护的最优化原则就是在考虑到经济和社会因素之后,使任何辐射照射应保持在可以合理做到的最低水平。但并不是说剂量何辐射照射应保持在可以合理做到的最低水平。但并不是说剂量越低越好,而是在考虑到社会和经济因素的条件下使照射低到合越低越好,而是在考虑到社会和经济因素的条件下使照射低到合理地可以做到的程度。理地可以做到的程度。三、个人剂量限值三、个人剂量限值对个人受到的辐射照射剂量利用个人剂量限值加以限制。对个人受到的辐射照射剂量利用个人剂量限值加以限制。三原则之间的关系三原则之间的关系:正当化和最优化原则主要与辐射源有关,它们涉及的是正当化和最优化原则主要与辐射源有关,它
23、们涉及的是对某项辐射源的引用和防护是否适宜。而个人剂量限值对某项辐射源的引用和防护是否适宜。而个人剂量限值涉及的是职业性人员个人和公众个人,所以个人剂量限涉及的是职业性人员个人和公众个人,所以个人剂量限值与人有关。正当化是最优化过程的前提,个人剂量限值与人有关。正当化是最优化过程的前提,个人剂量限值是最优化的约束条件。所以,放射防护三项基本原则值是最优化的约束条件。所以,放射防护三项基本原则是相互关联的。是相互关联的。个人剂量限值是不允许接受剂量范围的下限,不能直接个人剂量限值是不允许接受剂量范围的下限,不能直接作为放射防护设计和工作安排的依据,只能依据放射防作为放射防护设计和工作安排的依据,
24、只能依据放射防护的最优化原则。把个人剂量限值作为放射防护设计和护的最优化原则。把个人剂量限值作为放射防护设计和工作安排的出发点,并在实践中执行尽可能向限值接近工作安排的出发点,并在实践中执行尽可能向限值接近的做法,以及把个人剂量限值作为评价放射防护设施的的做法,以及把个人剂量限值作为评价放射防护设施的主要标准的做法,都是对放射防护三原则的误解。评价主要标准的做法,都是对放射防护三原则的误解。评价放射防护设施的标准应该是是否做到了最优化,而不是放射防护设施的标准应该是是否做到了最优化,而不是是否超过了个人剂量限值。当然,个人剂量限值是不允是否超过了个人剂量限值。当然,个人剂量限值是不允许超过的。
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