核反應堆安全分析論文 冷卻劑喪失事故詳解

1、摘要冷卻劑喪失事故是指反應堆主回路壓力邊界產生破口或發(fā)生破裂，一部分或大部分冷卻劑泄露的事故。對于壓水堆來說，便是失水事故，簡稱LOCA(LossofCoolantAccident),冷卻劑喪失事故在反應堆安全分析中處于非常重要的地位。壓水堆一回路系統破裂引起的冷卻劑喪失事故有很多種，它們的種類及其可能后果主要取決于斷裂特性，即破口位置和破口尺寸。根據破口大小及物理現象的不同，失水事故通?？煞譃榇笃瓶贚BLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂SGTR等幾類來分析。本文主要進行的是對雙端剪切斷裂的簡要分析以及對大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比較，并且利

2、用了PCTRAN軟件對核電廠熱腿、冷腿LOCA事故進行了故障安全分析。關鍵詞：壓水堆；大破口失水事故；小破口失水事故；PCTRAN；定性分析ABSTRACTLossofcoolantaccidentarisesasaresultofabreachorafractureoftheprimarycoolantcircuit,withsomeormostpartleakofthecoolant.AsforPressurizedwaterreactor,itiscalledwaterlossaccident,whoseabbreviationisLOCA(LossofcoolantAccident),

3、LossofcoolantaccidenthasanextremelyimportantstatusinthesafetyanalysisofReactor.TheleakoftheprimarycirculationsystemofPressurizedwaterreactorcancausemanykindsoflossofcoolantaccidents,thekindsandthepossibleconsequencesmainlydependonthecrackcharacteristics,thatisbreachpositionandsize.Accordingtothediff

4、erencesofbreachsizeandphysicsphenomenon,thelossofwateraccidentisusuallydividedintoLBLOCA,SBLOCA,VSB,SGTRandsoon.Thearticleanalysesthedoubleendsshearcrack、largebreaklossofcoolantaccident、thesmallbreaklossofwateraccident、thesameanddifferentpointsbetweenLBLOCAandSBLOCAqualitatively,aswellasthehotlegand

5、coldleganalysisbyPCTRAN.Keywords:Pressurizedwaterreactor;thelargelossofcoolantaccident;thesmalllossofcoolantaccident;PCTRAN;thequalitativeanalysis核反應堆安全分析（論緒論文）目錄1緒論11.1本論文的背景和意義11.2冷卻劑喪失事故概述21.3 設計任務21.4 方案選擇22PCTRAN工具介紹32.1PCTRAN簡介32.2PCTRAN特點33方案及總體設計53.1 冷卻劑喪失事故的原因以及分類53.2 失水事故的極限設計基準事故53.3臨界流53

6、.4大破口失水事故錯誤！未定義書簽。3.4.1大破口失水事故的過程84.2.2 大破口失水事故所造成的嚴重后果總結254.2.3 一回路大破口失水事故的保護錯誤！未定義書簽。4.2.4大破口失水事故的驗收準則錯誤！未定義書簽。3.5小破口失水事故263.5.1小破口失水事故的過程263.5.2小破口失水事故的冷卻機理-自然循環(huán)273.5.3 小破口失水事故中的熱工水力特性錯誤！未定義書簽。3.5.4 小破口失水事故中破口尺寸對小破口瞬態(tài)過程的影響.錯誤！未定義書簽。3.5.5穩(wěn)壓器汽腔小破口失水事故錯誤！未定義書簽。3.5.6小破口失水事故的影響錯誤！未定義書簽。3.6小破口與大破口失水事故特

7、征的比較293.7熱腿LOCA故障安全分析303.8冷腿LOCA故障安全分析32總結34致謝35參考文獻36反應堆安全分析（論文）1緒論1.1 本論文的背景和意義本文主要進行的是對雙端剪切斷裂的簡要分析以及對大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析。并且利用PCTRAN軟件對核電廠熱腿、冷腿LOCA事故進行了故障安全分析。主要是堆芯壓力容器在堆芯水位以下的災難性破裂的簡要分析，對大、小破口事件的原因分析，以及及事故過程進行圖文分析，大破口失水事故所造成的嚴重后果總結，小破口與大破口失水事故特征的比較，破口位置不同引起的現象也不同，本文也對此進行了簡要分析，以及對三里島事故的誤判原因的簡要分析。

8、1.2 冷卻劑喪失事故概述自美國三哩島核電站發(fā)生堆芯熔化事故以來，嚴重事故的研究受到了廣泛重視，相比之下，我國對嚴重事故的研究起步較晚，很多程序計算僅限于嚴重事故的早期階段,且計算結果不夠完整,缺乏像氫氣生成量、熔融池尺寸、熔融池坍塌時間和質量、反應堆壓力容器失效的位置和時間等重要參數的描述。三里島事故誤判斷原因為：小破口出現后，穩(wěn)壓器降壓，穩(wěn)壓器內原來就處于飽和態(tài)的水發(fā)生容積沸騰（閃蒸），體積膨脹，水位上升；隨后由于不斷噴放，穩(wěn)壓器內的水減少，水位下降；當系統壓力降低到壓力容器上腔室內的水的飽和壓力時，上腔室的水開始（閃蒸），體積膨脹，多出來的體積被擠到穩(wěn)壓器中，使穩(wěn)壓器水位上升，直到滿水；

9、這時只靠穩(wěn)壓器的水位是不能判斷一回路系統冷卻劑裝量的多少的。冷卻劑喪失事故的現象復雜，后果特別嚴重，因此在反應堆安全中處于非常重要的地位。事實上，經過計算和實驗表明，壓力容器發(fā)生泄漏（或破口）的概率比管道破裂的概率小幾個數量級。所以現在依然將雙端剪切斷裂作為極限設計基準事故。堆芯壓力容器在堆芯水位以下的災難性破裂：堆芯附近不再有冷卻水，所以無法防止堆芯熔化。在安全分析中，設想最嚴重的情況是一根主管道發(fā)生脆性斷裂，管道在一瞬間內完全斷開并錯位。這時冷卻劑從斷開的兩個端口、即相當于兩倍主管道截面積的開口同時噴出，這種斷裂叫做“雙端斷裂”。在焊口處（例如在主管道與壓力容器接管連接處）發(fā)生這種斷裂的可

10、能性最大。壓水堆最大可信事故是主管道“雙端斷裂”,尤其是靠近壓力殼入口管咀附近的管段（即冷端）發(fā)生這種事故為最嚴重。高溫高壓強放射性的冷卻水從破口雙端噴出,稀疏壓力波給吊籃、上下柵格板及其它堆內構件的兩側形成很大的瞬時壓差,從而造成巨大的動態(tài)載荷；堆芯在十幾秒鐘內干涸,燃料元件內的剩余釋熱因無冷卻水載走,最終有可能導致堆芯熔化。因此,人們對該事故高度重視,有關國家成立了專門的管理部門；建立了許多研究機構和大型實驗室,長期地進行這方面的理論研究和實驗,并提出了許多防范措施。安全注射系統就是其中之一，它在事故后期的確能起很大作用但在事故初期則無能為力。所以要尋找一個更好地方法來解決。在反應堆冷卻劑

11、裝載量減少一類事故，一般說來，大破口失水事故最為嚴重，但由于小破口失水事故中一回路降壓速率慢、事故分析中可能在高壓階段出現長時間的堆芯裸露而引起燃料元件升溫并損壞，因此，事故分析中要求對小破口失水事故也要作出全面而深入的分析。1.3 設計任務本文的是綜述型文章，主要是對冷卻劑喪失事故中的雙端剪切斷裂的簡要分析以及對大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比較，并且利用了PCTRAN軟件對核電廠熱腿、冷腿LOCA事故進行了故障安全分析。1.4 方案選擇對大破口失水事故和小破口失水事故的原因、過程、后果進行定性分析和比較，并且利用了PCTRAN軟件對核電廠熱腿、冷腿LOCA事故進行了故障安全分析

12、。72PCTRAN工具介紹2.1 PCTRAN簡介自從三哩島核泄漏事件之后,核電站的模擬仿真及嚴重事故分析日趨受到重視。迄今,國際上已形成一批較為成熟的核電站全范圍高保真模擬仿真系統以及適用于各種事故工分析研究的軟件。前者以美國的GSEsystem,加拿大的Mapps和法國的CorysTESS等公司的產品為代表，后者包括美國Sandia國家實驗室的MELCOR,美國愛達荷國家工程與環(huán)境實驗室的SCDAP/RELAP。但是上述仿真系統結構復雜，操作繁瑣,價格在百萬至千萬元人民幣之間,便攜性差。為此,美國公司開發(fā)了適用于不同堆型核電站模擬仿真與嚴重事故分析的小型軟件PCTRAN該軟件的價格約30萬

13、元人民幣。2.2 PCTRAN特點 操作界面直觀簡便PCTRAN提供主控制界面和輻射劑量檢測模擬界面?？稍谥骺刂泼姘迳蠈Ω黝惪刂圃O備進行直接操控,并可在輻射劑量檢測模擬界面上看到廠區(qū)各區(qū)域的輻射劑量瞬時值和累計值。 輸人輸出格式多樣化可采用Access,Excel和即時曲線圖格式。 仿真速度超實時正常工作步長為0.5s,但能以2,4,8和16倍的速度進行仿真運算。 初始條件故障模擬和回溯PCTRAN提供了20種自定義初始條件和20種核電站運行故障模擬，基本囊括了核電站常見故障事故、設計基準事故和超設計基準事故?；厮莨δ芸蓪κ鹿仕矐B(tài)過程進行回放,對事故分析十分重要。的主要模塊包括堆芯動力學模塊、

14、反應堆冷卻劑系統模塊、蒸汽發(fā)生器模塊、核燃料和分級堆芯模塊、輻射劑量泄漏計算模塊。PCTRAN可以模擬20種核電站運行故障。見表1。表1PCTRAN模擬的20種核電站運行故障及事故編號故障名備注1熱腿LOCA故障安全分析*2冷腿LOCA故障安全分析*3安全殼內蒸汽管道破裂故障*4安全殼外蒸汽管道破裂故障*5喪失給水故障*6主電源喪失故障7主泵失效（轉子鎖死）故障*8主蒸汽隔離閥關閉故障9汽輪機脫扣故障10蒸發(fā)器A管道破裂*11蒸發(fā)器B管道破裂*12彈棒事件13落棒事件14慢化劑稀釋故障15甩負荷故障16安全殼泄漏故障*17燃料棒泄漏故障18安全殼內燃料操作失誤*19輔助廠房內燃料操作失誤*20

15、輔助廠房內下泄管道破裂3方案及總體設計3.1冷卻劑喪失事故的原因以及分類失水事故是由下列原因引起的：一回路一根管道或輔助系統的管道破裂；一回路系統上的一個閥門意外打開（或不能關）；泵的軸封或閥桿泄漏；蒸汽發(fā)生器管子的破裂。具體來說下列原因可能誘發(fā)失水事故：地震，回路上的機械壓力或熱應力，制造上的缺陷，內部飛射物。根據斷裂特性，即破口位置和破口尺寸，LOCA可分為：中小破口：此時，一回路減壓過程相對緩慢些。安全注入系統按設計流量向一回路注入的水量，一般能防止堆芯裸露。大破口：引起一回路壓力迅速下降直至等于安全殼內的壓力，安全注入箱和低壓安全注入系統相繼投入工作，向一回路注水，力圖使堆芯淹沒。汽腔

16、小破口SGTR。管道破口的類型還可分為：裂縫、狹長的切口、管接口斷裂、局部的剪切斷裂、完全的剪切斷裂。丸、中、小破口可以采用破口尺寸來區(qū)分，但并不是絕對的，一般加以失水事故譜來輔助判斷。小破口中破口亠大破口120250管道直蠱、mm100%9*典圖1大、中、小破口的區(qū)分3.2 失水事故的極限設計基準事故最嚴重的失水事故：堆芯壓力容器在堆芯水位以下的災難性破裂：堆芯附近不再有冷卻水，所以無法防止堆芯熔化和隨后的大量放射性物質的釋放。但事實上表明，堆芯壓力容器發(fā)生泄露（或破口）的概率比管道破裂的概率要小幾個數量級。3.3 臨界流（1）基本概念設上游容器壓力p0保持不變，流體溫度與比容也都是定值t0

17、、0。當外部壓力（背壓）pb下降到低于容器中流體壓力時（曲線1）,流體便自通道內向外流出，并在通道內自p0至通道出口壓力pex之間建立一壓力梯度，這時的pex=pb。當pb進一步降低時，pex隨之下降，且其值等于變化后的pb，出口流速隨之相應增大（曲線2）。這個關系一直保持到某一個pb值，在該pb值下通道出口處流體的速度等于該處溫度和壓力下的聲速a時為止（曲線3）。此后，pb進一步降低，出口流速不會再加大，pex也不會再降低（曲線4和5），這時的流動就叫做臨界流。任一流動系統放空速率取決于流體從出口（或破口）流出速率，即質量流量。當流體自系統中流出的速率不再受下游壓力下降的影響時，這種流動就稱

18、為臨界流，對于單相流也稱聲速流。臨界流時，出口（或破口）質量流量亦達最大值，該流量稱為臨界流量。在大多數實際工況中，兩相臨界流動的臨界流速比相應工況下任一相的單相臨界流速低得多。反應堆安全分析(論文)在現代核動力反應堆的安全分析研究中，常常要求分析處于高溫高壓下的液體或者氣液兩相混合物向處于低壓下的容器或環(huán)境排放時的暫態(tài)過程。這一排放量對動力反應堆的卸壓速率、安全傳熱、安全殼升壓率以及反應堆容器、堆內構件和相關管道的受力有重大影響。反應堆失水事故情況下，管道突然斷裂，在破口處會迅即形成一幅度很大的膨脹壓力脈沖，并迅速向上游傳播。實驗表明，在失水事故噴放階段中，較長時間處于兩相臨界流動狀態(tài)，其臨

19、界流速主要受上游工況變化控制，因而需要計算反應堆冷卻劑流失過程及系統響應。(2)臨界流對冷卻劑喪失事故的影響破口處的臨界流量大小決定冷卻劑喪失速率與系統卸壓速率。而卸壓速率是過程的主宰量。在冷卻劑管道發(fā)生雙端斷裂時，兩個破裂端口上游不同，一個是反應堆壓力容器下降段，一個是主泵與蒸汽發(fā)生器。由于臨界流量是破口上游工況決定，故兩個破裂的端口臨界流量不同。最終會影響回路中流動滯止點的位置，而滯止點位置強烈影響堆芯的冷卻劑流量，從而影響到堆芯的冷卻，破裂環(huán)路與完整環(huán)路之間流動特性與流量分配的不同使得堆芯流量的預測更加復雜化。噴放時形成的壓力波及破口處的噴射力對回路內部構件、冷卻劑管道、安全殼結構產生巨

20、大的作用力，可能造成這些部件結構上的損壞。(2)力學效應當出現破口時，會形成一個降壓波在一回路中傳播，破口面積上的壓力在每一段中下降一定數量，這樣形成的壓力波傳到整個系統。在傳播的過程中壓力波逐漸衰減。但當破口出現在熱端時，壓降波則幾乎沒有衰減就傳到壓力容器。#反應堆安全分析(論文)3.4大破口失水事故3.41 大破口失水事故的過程作為設計基準事故的大破口失水事故是指：反應堆冷卻劑系統冷管段或熱管段出現大孔直至雙端剪切斷裂同時失去廠外電源的事故。事故序列：噴放、再灌水、再淹沒、長期冷卻。表2事故序列包含的小序列噴放破口發(fā)生低壓停堆ECC啟動信號安注泵啟動安注箱注水安全殼噴淋泵啟動注水旁路中止再

21、灌水噴放中止安注泵啟動注水淹沒到堆芯下端頭再淹沒安全殼噴淋啟動安注箱排空堆芯驟冷結束長期冷卻換料水箱低水位，向安全殼地坑取水向長期冷卻再循環(huán)切換(1)噴放階段控制棒主泵堆芯I反應堆一k應急堆芯骷磊冷卻系統給水噴淋水穩(wěn)壓器A加熱器r蒸建往渦輪機r*n發(fā)生器反應堆安全分析（論文）圖4冷卻劑喪失圖示噴啟再淋水I:海01241020406080圖5冷、熱管噴放階段系統壓力圖示欠熱泄壓在假想的大冷卻劑管道切斷之后，一回路馬上從破口排入安全殼，由于欠熱泄壓，系統壓力在幾十毫秒內降到流體局部飽和壓力。這個猛烈的壓力釋放具有這樣的特點：泄壓波穿過一次冷卻系統和堆壓力容器傳播，使堆芯吊籃發(fā)生形變。在破裂處，將達

22、到一個臨界流速，它決定了破口最大質量流量，后者主宰著冷卻劑喪失事故的隨后過程。在噴放的最早階段，即欠熱泄壓階段，如果破裂發(fā)生在在熱管段，通過堆芯的冷卻水流量將加速，如果破裂發(fā)生在破口在冷管段，減速很快。01241020406080S圖6冷、熱管欠熱泄壓堆芯質量流量圖示17欠熱噴放系統流動圖（熱段）穩(wěn)壓器安注箱主泵宅泵水位壓力容器堆芯安全殼圖7熱管欠熱噴放階段流動圖示主樂1樂力尊暮炭熱噴放嚴統諡每酋）去全売主注軻恭汽遂生墨穗甌雅廣rII圖8冷管欠熱噴放階段流動圖示飽和泄壓在冷區(qū)劑壓力降到低于局部飽和壓力以后，冷卻劑開始沸騰，這個過程在進入瞬變后不到100ms發(fā)生，其結果是以一個慢的多的速率繼續(xù)泄

23、壓過程，沸騰前沿從上部堆芯和上腔室內最熱位置開始，向整個一次冷卻系統傳播。圖10熱管飽和噴放階段系統壓力圖示間內維持一定圖11冷管飽和噴放階段系統壓力圖示圖12熱管、冷管飽和噴放階段堆芯水位圖示破口在冷管段時，堆芯進口很快卸壓，冷卻劑從下腔室大量反流到破口，使堆芯的冷卻劑由向上流動轉變?yōu)橄蛳铝鲃佣研舅唤档头浅Ｑ杆?，在安注投入以前堆芯已全部裸露由于輕水堆都有負空泡反應性系數，隨著堆芯區(qū)域中出現空泡，水慢化劑密度相應減小，就會使裂變過程終止，堆芯功率降至裂變產物的衰變功率水平，對于壓水堆大破口冷卻劑喪失事故工況，原則上不需要緊急停堆。沸騰工況轉變-偏離泡核沸騰當堆芯冷卻劑開始汽化時，冷卻劑的流動

24、狀態(tài)就從單相流變?yōu)閮上嗔?；由于冷卻劑沸騰堆芯內產生大量汽泡，反應堆會由于負的空泡反饋而自動停堆，使堆芯功率下降到衰變熱的水平。盡管如此，由于流動工況急劇惡化，仍然會出現沸騰臨界現象，瞬間包殼溫度迅速上升。在冷管段破口，由于冷卻劑流量大大下降，甚至倒流，DNB發(fā)生的很早（0.5-0.8S）在熱管段破口，DNB發(fā)生較晚，要在幾秒之后。哦放秤£此水-:；iA-I.1電義鍛展扎恨過裡406080圖13熱管、冷管偏離泡核沸騰時包殼溫度變化圖示第一包殼峰值溫度由于燃料棒排熱突然惡化，燃料內的大量儲熱就要在分布，使其內部溫度分布拉平，這使得包殼溫度開始突然上升。破口在熱管段，同破口在冷管段相比，堆

25、芯到破口位置之間流動阻力要小，因而流過堆芯的有效冷卻劑的質量流量要大得多。表現在包殼溫度形狀的差別：上升斜率和所達最高溫度都不相同。020I圖14熱管、冷管包殼溫度變化圖示鋰禿魁眾竝mi程破口在熱管段0M/M0!12丨40140|60I圖15熱管、冷管堆芯質量流量變化圖示殘留熱源和冷卻惡化熱源：儲熱、衰變熱、鋯水反應的釋熱儲熱衰變熱,在第1分鐘內，衰變熱與這段時間釋放的儲熱在同一量級；當溫度在11000C左右時，1分鐘內鋯水反應產生的熱量可能與衰變熱同一數量級；儲熱再分配使溫度拉平，隨后包殼溫度性狀主要取決于產生的衰變熱與傳給冷卻劑的熱量之間的不平衡，包殼溫度不再上升（短暫過程）最終由于冷卻條

26、件的惡化，包殼溫度最終還是由于衰變熱而上升。圖15熱管、冷管包殼溫度變化圖示圖17傳熱惡化變化圖示應急堆芯冷卻階段（安注箱）當一次系統壓力降到低于應急堆芯冷卻系統的安注箱內的氮氣壓力時，應急冷卻水從安注箱通過自動打開的截止閥和相應的注射管路排入一次系統。從而為了補充從破口喪失的冷卻劑，就開始了應急堆芯冷卻階段。這在進入冷卻劑喪失事故瞬變后大約1015s，視系統泄壓速率和安注箱壓力。J,1安注旁通再灌水01060140哦放系統圧Zi過和圖18小破口系統壓力變化圖示立變化圖示安注箱主泵主泵A小安全殼換斜水箱堆芯圖19小破口堆芯水理幷口更亦冬班沐暫田I爺職）圧力容器蒸汽發(fā)生器堆攻堆底安注旁通圖20小

27、破口飽和噴放變化圖示反應堆安全分析（論文）逆流汽水混合物的作用-/彳E下降段環(huán)形通道屮汽和水的逆向流動：/-.堆芯倒流期間，從堆芯排出的蒸汽打下腔室內水繼續(xù)蒸發(fā)產匕的蒸汽一起，通過下降段向上流動阻砰從冷管段注入的川急冷卻水穿過下降段;労通階段±尸堆.壓力容器熱壁屮貯熱的釋放，造成咸急冷卻水閃蒸，（史這個效咸進步抓強口熱璉廷遲ECCS.zi.A反應堆安全分析（論文）在注入冷管段的應急冷卻劑中，很大一部分被下降段環(huán)形通道上部周圍的完好環(huán)路冷管段出來的蒸汽流夾帶到破口并不通過下降段，而直接被帶到破口流出；逆流汽水混合物的作用：在下降段環(huán)形通道中汽和水的逆向流動：在堆芯倒流期間，從堆芯排出的

28、蒸汽與下腔室內水繼續(xù)蒸發(fā)產生的蒸汽一起，通過下降段向上流動，阻礙從冷管段注入的應急冷卻水穿過下降段；熱壁效應使這個效應進一步加強。只有等到汽水混合物流出的速度降低下來以后，應急冷卻水才能注入到堆芯中去?；谏鲜霈F象，在進行失水事故分析時，作為保守的估計，有時假設在整個噴放階段結束之前，應急冷卻水達不到下腔室。旁通階段因為在冷卻劑喪失事故瞬變的這個時刻，系統的壓力壓力相對于安全殼來說還是高的，所以破口質量流量還相當大。在熱管段破裂的情況下，由于通過堆芯向上的流動，注入冷管段的輔助冷卻劑不受障礙地穿過下降段，到達并且灌滿下腔室，最后使得水位上升，進入堆芯區(qū)，隨后使堆芯再淹沒。在冷管段的破口情況下，

29、下腔室再灌水大大推遲，其主要原因有兩個：一是在下降段環(huán)形通道中汽和水的逆向流動；二是安注箱應急冷卻劑的旁通。圖23小破口旁通階段圖示的再灌水。噴放結束（旁通結束）當一次系統與安全殼之間的壓力達到平衡，破口質量流量變得很小時，噴放階段結束（3040秒出現）。冷管段破裂情況下，這時，重力開始超過夾帶力，應急水穿過下降段向壓力容器再灌水。19反應堆安全分析（論文）25取水途徑：1.安注箱2.換料水箱3.安全殼地坑口三軸低壓注緲圖26小破口低壓安注系統啟動圖示(2)再灌水階段應急冷卻水注入壓力容器之后，首先要把下腔室充滿。待水位到達堆芯底部之后才開始進入堆芯。應急冷卻水充滿下腔室這段時間叫作再灌水階段

30、。在這段時間內，燃料元件只靠殘存在下腔室中的水產生的蒸汽對流和向周圍進行熱輻射來散熱，傳熱條件極差。在衰變熱的作用下，其溫度不斷提高。圖27小破口再灌水階段圖示圖28小破口再灌水-絕熱上升圖示圖29小破口包殼溫度變化圖示絕熱上升，上升速率8120C/s，有可能達到1lOOoC,LOCA事故過程中堆芯冷卻最差的階段。(3)再淹沒階段第二峰值包殼溫度應急水進入堆芯的同時，被加熱開始沸騰。在堆芯底部以上0.5m的地方，由于包殼表面很熱，沸騰過程十分劇烈，蒸汽快速流過堆芯。夾帶相當數量的水滴，為堆芯提供初始的冷卻。隨著水位上升，冷卻效果越來越好，包殼溫度上升速率逐漸減小，最后熱點的溫度開始下降。r一、

31、穗壓器<蒸汽發(fā)生器JCJ蕙汽愛生器圖31小破口變化圖示驟冷進入堆芯的冷卻水潤濕燃料包殼壁面、達到冷卻的目的要經歷一個“驟冷”傳熱過程。包殼只有經過驟冷后，其表面才算是被淹沒。驟冷點（稱為驟冷前沿）前進的速度受包殼的軸向導熱特性和驟冷前沿附近的復雜傳熱過程所制約，所以冷卻水真正淹沒堆芯的速度并不等于它進入堆芯的速度，而是等于驟冷前沿推進的速度。彌散1qPoiL沸騰k03/壁溫J10t1圖32小破口驟冷圖示蒸汽粘結應急冷卻水注入堆芯的速度取決于注入壓頭和冷卻水從堆芯出口到破口的流動阻力。在冷段管道破裂的情況下，由于多余的水會繞過堆芯周圍的環(huán)形空間從破口溢出，所以蓄水的高度不會太大，注水壓頭不

32、會太高。冷卻水進入堆芯以后被蒸發(fā)，形成高速的汽流。這部分汽流在經過蒸汽發(fā)生器時被二次水加熱，流速進一步提高，最后經過主泵從破口流出。由于流程長、流速高，汽流在流出破口之前的這段管道阻力相當大。這個阻力在堆芯上腔室造成一個背壓。該背壓的存在會大大降低冷卻水進入堆芯的速度。ft-壓器/、圖33小破口蒸汽粘結圖示(4)長期冷卻在再淹沒階段結束之后，低壓安注系統繼續(xù)運行。當再淹沒儲水箱排空時，低壓安注系統泵的進口轉接到安全地坑；所有供給反應堆的應急冷卻水，從一回路作為蒸汽漏出來在安全殼里冷凝之后，大部分最終都匯集到地坑中，在這個階段里，要保持冷卻，保證衰變熱的長期排出。對于3800MW熱功率的壓水堆，

33、這個衰變熱在停堆30天以后還有5MW左右。反應堆安全分析(論文)圖34小破口長期冷卻圖示3.42 大破口失水事故所造成的嚴重后果總結(1) 在管道斷開的一瞬間，冷卻劑在斷口處突然失壓，會在一回路系統內形成一個很強的沖擊波。這種沖擊波在系統內傳播，可能會使堆芯結構遭到嚴重破壞，其后果可能是控制棒插不進去，或使一部分冷卻劑通道發(fā)生堵塞。(2) 由于冷卻劑迅速流失，冷卻劑液面可能降到堆芯頂面以下，這樣一來就使堆芯傳熱工況嚴重惡化，從而有可能使堆芯燒毀或熔化。如果堆芯大量燃料元件發(fā)生了熔化，熔融燃料同殘存在壓力容器內的水相接觸，進行劇烈的放熱化學反應。在水被蒸干以后，熔融燃料就可能會把壓力殼熔穿。熔融

34、燃料進入安全殼后同水接觸，會產生沖擊波，它有可能把安全殼破壞。(3) 高溫高壓的冷卻劑大量噴放到安全殼，有可能造成安全殼的破壞。(4) 作為燃料元件包殼的鋯在高溫時會與水蒸汽發(fā)生劇烈的化學反應。3.43 一回路大破口失水事故的保護(1) 穩(wěn)壓器低壓力引起反應堆緊急停堆；(2) 穩(wěn)壓器低低壓力或安全殼高壓力引起安注啟動，并引起安全殼第一階段隔離；(3) 安全殼壓力繼續(xù)升高，引起主蒸汽管道隔離；(4) 安全殼壓力繼續(xù)升高，引起安全殼噴淋，安全殼第二階段隔離。3.44 大破口失水事故的驗收準則(1) 最大包殼氧化：包殼總氧化率不超過總厚度的17。(2) 峰值包殼溫度：為了防止包殼脆化，峰值包殼溫度不

35、能超過限值(1204°C)。(3) 最大產氫量：如果除了腔室周圍襯里以外，所有包圍燃料的包殼中的金屬都與水或汽發(fā)生化學反應，由此得到一個假想的產氫量。算出的包殼與水或汽發(fā)生化學反應后的產氫量不能超過該假想產氫量的1%倍。(4) 堆芯幾何構形：堆芯幾何構形變化仍能保持其可冷卻性。(5) 長期冷卻：安全注射系統開始成功運行后，堆芯溫度保持在可接受的低值下，并將長壽命放射性物質留在堆芯內所需期間都能排出衰變熱。3.5小破口失水事故3.51 小破口失水事故的過程壓水堆核電廠小破口失水事故(SBL0CA)是指由于反應堆冷卻劑系統管道或與之相通的部件出現小破裂/破口，所造成的冷卻劑喪失速率超過冷

36、卻劑補給系統正常補水能力的冷卻劑喪失事故。以冷段破口，等效直徑為80mm的小破口失水事故為例，典型的SBLOCA事故進程可以分為4個階段。(1) 第一階段是環(huán)路自然循環(huán)維持階段在此階段，由于環(huán)路存在自然循環(huán)，堆芯釋能及時經蒸發(fā)器排出，一回路降壓較快，蒸汽發(fā)生器在此階段起著重要的熱阱作用。該階段的壓力容器水位下降主要由于破口冷卻劑欠熱排放所致。(2) 第二階段是環(huán)路水封存在階段在此階段，由于環(huán)路自然循環(huán)終止及環(huán)路水封的出現，蒸汽發(fā)生器排熱受阻，堆芯衰變熱主要靠蒸汽發(fā)生器傳熱管的蒸汽回流冷凝及堆內冷卻劑從破口排放而帶出。由于這兩種方式的排熱率較低，不足以及時除去堆芯衰變熱，因而堆芯冷卻劑大量蒸發(fā)，

37、蒸汽在上腔室的積聚迫使壓力容器水位快速降低，進而引起堆芯裸露及燃料包殼升溫，該階段是事故的主要階段，一回路處于準穩(wěn)壓狀態(tài)(即處于壓力平臺)，堆芯出現裸露，燃料包殼急劇升溫，在該階段中，蒸汽發(fā)生器二次側熱阱仍然起著重要的作用，蒸汽發(fā)生器的回流冷凝在較大的程度上減輕了事故的后果。(3) 第三階段是環(huán)路水封清除階段在此階段，由于環(huán)路水封清除，積聚在上腔室的蒸汽可經環(huán)路破口噴出，上腔室的壓力降低，壓力平衡迫使下降階段中的冷卻劑及高壓安注水涌入堆芯，堆芯水位得到恢復，燃料包殼得到冷卻，該階段堆芯衰變熱能主要靠堆芯冷卻劑蒸發(fā)并從破口的排放而帶出，由于蒸汽排熱率高，堆芯衰變熱能及時從破口排出，一回路壓力恢復

38、。由于冷卻劑蒸發(fā)及破口排放仍然存在，冷卻劑裝量沒有明顯回升，堆芯再次裸露的可能性仍然存在。27反應堆安全分析（論文）（4）第四階段是長期堆芯冷卻階段在此階段，由于高壓安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷卻劑裝載量明顯回升，堆芯水位也整體回升。安注箱排空后，低壓安注系統將投入注水并切換成再循環(huán)工況，實現長期堆芯冷卻。4-18小破口失水事故典型過程16.0012.008.004.00O.OW|一0,00130,OG260.00390.00r/s停堆??；一自然清弄第止心一環(huán)路水封清除h安注箱注入堆芯頂部52000650.00780.0010.007.505,002.500,00-70000-650

39、.00-600.00no1-500.00圖4.1S小菠口失水事故典型過程圖36小破口失水事故典型過程3.52 小破口失水事故的冷卻機理-自然循環(huán)表3小破口失水事故的冷卻機理-自然循環(huán)穩(wěn)壓器控制壓力主系統水量下降，噴放流在安全殼內閃蒸，冷管段仍然是單向液體流（除汽腔小破口）壓力容器控制壓力依靠自然循環(huán)破口流大于安注流，穩(wěn)壓器排空，壓力容器上腔室部分閃蒸,壓力容器內水位下降到熱管段上沿，蒸汽在SG內冷凝自然循環(huán)向堆芯沸騰過渡破口流依然大于安注流，主系統溫度趨向于二次側溫度，因傳熱能力小于衰變熱功率，主系統壓力維持穩(wěn)定，SGU型管內氣泡增加，自然循環(huán)中止。堆芯沸騰排出衰變熱堆芯沸騰，回流冷凝，管段液

40、位下降到環(huán)路水封段，SG功能喪失，熱量主要靠破口載出從堆芯沸騰向自然循環(huán)過渡堆芯產生的蒸汽到達破口處而大量排出，水封清除，注水流率增加，堆芯被淹沒，主系統重新充滿水3.53 小破口失水事故中的熱工水力特性降低系統壓力的重要性和降壓的手段對稍大的破口,僅僅依靠高壓安注不足以彌補冷卻劑的流失,在這種情況下,利用各種手段降低一回路的壓力是非常重要的。實驗表明，在一回路系統中冷卻劑儲量的減少趨勢最終會停止下來。停止的原因可能是:隨著系統的減壓，高壓安全注射流量最終超過了破口處冷卻劑流失量;系統的壓力降到了安全注水箱或低壓安注的定值壓力，大量的水注入到回路中去。3.54 小破口失水事故中破口尺寸對小破口

41、瞬態(tài)過程的影響表4小破口失水事故中破口尺寸對小破口瞬態(tài)過程的影響小破口類型較大中等較小破口面積cm290-45020-90<20一回路壓力變化降低較快，直到安注箱動作降低緩慢降低之后回升堆芯裸露時間短時間長無自然循環(huán)中途中斷中途中斷單相、不中斷安注箱動作，淹沒堆芯不動作不動作主泵停泵影響影響小可減少冷卻劑損失可減少冷卻劑損失高壓安注作用小大大蒸汽發(fā)生器作用小很大（有輔助給水泵）大（有輔助給水泵）3.45 穩(wěn)壓器汽腔小破口失水事故在這種破口事故的噴放過程中，穩(wěn)壓器波動管內的汽水阻流現象對事故的特征起重要作用。堆芯產生的蒸汽在流過波動管時，會妨礙水從穩(wěn)壓器返回管道，結果穩(wěn)壓器會結出虛假水位，此時穩(wěn)壓器內的液位已不再能反映回路中冷卻劑儲量的多少。如果操縱員僅僅根據控制室中的穩(wěn)壓器液位指示來判斷回路中冷卻劑的儲量時，會造成誤判和誤操作。在這種事故中，由于穩(wěn)壓器內積存了一部分水，堆芯會過早裸露出來。29反應堆安全分析（論文）汽腔小破口失水事故的真正危險在于操縱員的診斷與操作錯誤，可能導致失去ECCS。三里島事故后加強了有關培訓，并增加了堆芯水位測量系統。3.46 小破口失水事故的影響(1) 一回路失去冷卻劑，可能使堆芯裸露、燃料損壞；若壓力下降不足以使低壓、中壓安注啟動，可能在高壓階段造成嚴重的燃料損壞：(2) 若冷卻劑泄露進入安全殼，