日本美滨核电事故调研

《日本美滨核电事故调研》由会员分享，可在线阅读，更多相关《日本美滨核电事故调研（4页珍藏版）》请在装配图网上搜索。

1、精选优质文档-倾情为你奉上日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故调研1，事故背景2004年8月9日，下午15：22时，在3号涡轮机房中，电力公司负责定期检测服务的木内检测公司的工人们正在向2楼搬运检测装置，突然遭遇高达270的水蒸气，受到严重烫伤，并造成多人死亡。根据负责美滨核电站运营的关西电力公司发言人川端公人说，事故缘起于反应堆涡轮缺少冷却水。但NHK记者报道，调查人员在冷凝器配水管上发现一个漏洞，据说是泄露的直接原因。事后调查表明，该管道原始壁厚10mm，设计最大工作温度195，最大工作压力1.27MPa，按照此设计要求管壁最最低厚度应为4.7mm。破裂起始处管道壁厚已经减到1.4mm，因此

2、管道会突然破裂，从而温度为140，压力0.95MPa，流量约为1700m3/s的高温水倾斜到蒸汽厂房，在大气压下迅速气化的高温蒸汽最终造成4名工人死亡，7人被灼伤。与此同时蒸汽发生器触发汽水失配停堆信号，反应堆自动停堆，烟囱排放气体和现场放射性测量数据没有造成放射性向环境的释放。日本美滨核电厂3号机组是1976年12月投入商业运行的826MW的压水堆。由于疏忽，该机组运行27年来没有对该位置的壁厚进行检测，因此造成此次人员伤亡的严重事故。2，事故分析2.1，核电站事件基本分类压水堆是采用加压的轻水作为冷却剂和慢化剂，且水在反应堆中不沸腾的核反应堆，采用浓缩铀作为燃料，是目前世界上采用最普遍的一

3、种堆型。1970年美国国家标准协会（ANSI）根据反应堆事故出现预计概率和对广大居民带来的放射性后果，将核电厂运行工况分为四类：工况正常运行和运行瞬变。这类工况出现较频繁，所以要求整个过程中无需停堆，只要依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节到所要求的状态，重新稳定运行。工况中等频率事件（预期运行事件）。这是指在核电厂运行期间预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。由于设计时已经采取了适当的措施，它只会导致反应堆停闭，并不会造成燃料元件棒损坏或一回路二回路系统超压，只要保护系统正常动作，就不会导致事故工况。工况稀有事故。这是指在核电厂寿期内极少出现，一般发生概率在的

4、事故，一般需要专设安全设施投入工作。工况极限事故。这是指发生概率在的假想事故，但如果一旦发生就会释放出大量放射性物质。在此基础上，核电厂事件又可以分为7个等级，分别是0：安全上无重要意义；1：异常；2：事件；3：重大事件；4：主要在设施的事故；5：有厂区外危险的事故；6：严重事故；7：特大事故。2.2，蒸汽管道破裂事故分析根据事故背景的分析可以知道，日本美滨核电厂3号机组泄漏是发生在二回路的蒸汽管道破裂事故。蒸汽管道破裂事故除了指蒸汽回路的一根管道（包括主管道或管嘴）出现破裂所产生的事故以外，还包括蒸汽回路上的一个阀门（安全阀、排放阀或旁路阀）意外打开所导致的事故。根据破裂口的大小，蒸汽管道破

5、裂事故可以分为稀有事故（小破口）和极限事故（大破口），或者按照事件等级分为2类、3类、和4类事故。如果破口的尺寸小于二回路上的一个阀门打开所构成的破口，那么所有具有这类破口的蒸汽管道破裂事故就是2类事故；3类事故是破口尺寸大于二回路上一个阀门打开所形成的破口，而且不能自动将蒸汽管道隔离；比上面更严重的蒸汽管道破裂事故是第4类事故。蒸汽管道破裂时，由于一、二回路系统之间的耦合关系，对于具有负温度系数的压水堆来说，这是反应性引入事故的另一种原因。它可以从以下四方面影响核电厂的安全：（1）蒸汽管道破裂增加了蒸汽发生器从反应堆冷却剂系统中取走的热量，从而引起一回路冷却剂温度和压力下降。（2）紧急停堆后

6、，由于一回路冷却剂温度迅速降低，减少了添加到对内的负反应性裕度。（3）如果管道破口侧在安全壳内，大量蒸汽的排放会使安全壳升温降压。（4）如果在事故前蒸汽发生器传热管有破损，一回路水向二回路泄漏，裂变产物有可能释放到堆外环境中。蒸汽管道破裂事故发生后，事故过程如下：第一阶段即蒸汽管道刚破裂或者释放阀、安全阀误动作之初，二回路蒸汽从破口大量流失，蒸汽流量突然增加，二回路系统导出的热量超过反应堆的发热量，一、二回路之间功率失配，使蒸汽发生器出口（即堆芯入口）冷却剂温度下降，通过物理上的反馈效应，反应堆功率自动上升，以维持一、二回路系统之间的热量平衡。同时由于一回路冷却剂平均温度降低，稳压器内压力和水

7、位相应下降，当系统参数达到保护整定值时，保护系统立即动作，实现反应堆超功率紧急停堆或稳压器低压停堆，汽轮发电机组也将紧急停机。第二阶段即停堆、停机之后，在蒸汽管道隔离之前，蒸汽继续从破口流失，蒸汽管道出现低压，一回路冷却剂平均温度不断下降。由于压水堆具有负温度效应，冷却剂温度下降意味着对内正反应性的持续引入，停堆深度逐渐减小，甚至会重返临界，出现严重的通量突变。所以还要采取1：安全注射系统紧急向堆芯注入高浓硼酸溶液；2：迅速关闭蒸汽管道隔离阀；3：蒸汽发生器二次侧停止供应给水；4：如果破口在安全壳内，还要根据信号启动安全注射系统和喷淋系统。2.3，美滨核电厂蒸汽管道破裂事故原因分析上面已经说明

8、，日本美滨核电厂3号机组泄露是蒸汽管道破裂事故。根据调查，破口在从最后一台低压加热器至除氧器的管段（图1）。管壁厚度实测表明，管道上端破口起始处壁厚仅1.41.5mm，破口扩展处壁厚2.02.35mm，破口扩展终点处壁厚3.4mm。由此可知这段管段壁厚已经明显小于设计工况要求的管道最低壁厚4.7mm，因此造成突然爆破致使人员伤亡的惨烈事故。但为什么管段壁厚会小于工况要求？由事故背景可知，该管道原来厚度为10mm，满足设计要求，经过27年的使用，期间并未进行任何检测，导致流动冲蚀导致厚度减少而造成此次事故。其实这类事件以前就有，比如1985年3月9日Trojan核电厂加热器排水泵直径356mm的

9、出口管破裂，壁厚从9.5mm减到2.5mm；1985年3月16日Haddam核电厂1B给水加热器正常水位控制阀后的管道破裂；1986你那12月9日满功率运行的Surry核电厂与主给水泵的610mm集管T型相接的457mm入口水管弯头突然破裂。这些事件引起美国核管会和核工业界的重视，并成立专门小组进行调查。检查结果表明这些管道破裂事故是由于腐蚀引起的碳钢管道局部位置壁厚严重减薄而造成的。后来许多国家对此进行了研究，称此为流动加速腐蚀（Flow Accelerated Corrosion，简称FAC）。FCA的实质是给水汽化使水中的溶解铁残留在蒸汽发生器内和蒸汽的凝结再次产生铁离子浓度为0的凝结水

10、，使二回路碳钢管道不断受到腐蚀，腐蚀产物随着运行介质不断流动并不断进行迁移的过程。这种腐蚀在紊流区腐蚀速率较大，而在层流区较小，甚至在某些紊流局部碳钢管道壁厚减薄速率可达1.52.3mm每年。在腐蚀机理研究清楚后，问题迎刃而解，具体措施是：采用含Cr较高的低合金钢代替采用原来的SA106B碳钢管；在疏水管，弯头，T型连接处，大小头和阀门后的紊流区管段直接使用不锈钢。对于已投入运行的核电厂进行严格的检测等。3，事故启示尽管日本美滨核电厂所属的关西电力公司的内部政策规定应对有关区域的剩余寿命加以控制，即通过对其进行系统检查，在厚度减少到4.7mm前将其更换。关西电力公司的部分核电厂已经更换为不锈钢，但美滨核电厂3号机组该区域的检查却被忽略。应当说这个问题在技术上已近完全解决，为什么在21世纪还会发生？这只能在管理上找原因，在运行管理体制、公司的安全和质量意识、电站的技术支持体系以及电站对承包商的监督等方面可能存在漏洞，从而造成这种后果。参考文献:1，日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故的启示，唐炯然；2，核反应堆安全分析，朱继洲等。专心-专注-专业