反應堆冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路熱管段破口事故分析

1、對核電站安全進行研究,了解其薄弱環(huán)節(jié)，并采取有效措施保證核安全，這具有非常重 要的意義。而安全分析在核電站中更起著尤為重要的作用。對主回路冷卻劑系統(tǒng)熱管段大小破口失水事故現(xiàn)象的描述，研究了事故發(fā)生后對安全 功能的需求及其實現(xiàn)方式，采用小事件樹的方法進行事件序列的模型化。其次，采用故障 樹方法對安全功能的失效進行模型化，并在建樹的過程中對系統(tǒng)做了一些相關的假設。最 后，通過模型的定量化找出安全殼噴淋系統(tǒng)的功能失效是對堆芯損毀貢獻最大的事件，降 低此系統(tǒng)功能失效的發(fā)生概率是降低此初因事件導致堆芯損毀概率的有效方法和途徑。關鍵詞 概率論分析，確定論分析，冷卻劑系統(tǒng)熱管段，大小破口失水事故Abstra

2、ctAll experts of related fields conduct a study on the plants understand their weak links and take effective measures to ensure nuclear safety, which is important practical significance. Further, safety analysis is playing a more important role for nuclear power plants.Combination with the phenomeno

3、n description of accident of big and small LOCA on primary coolant piping , requirements on safety functions and their realization ways had been studied after the accident occurred , the event sequences were modeled by adopting small event tree method. Secondly, the failures of the security function

4、s were modeled by adopting the fault tree method, and some assumptions of the systems have been done in the process of the establishment of FTA. Finally, the functional failure of the containment spray system has been found that it Was the biggest contribution to the core damaged by identifying the

5、models and reducing the probability of failure of this system was the effeaive ways and means to minimize the probability of damage to the core of this initial event.Key Words probabilistie analysis, deterministic analysis, coolant system heat pipe, coolant pipeline big and small LOCA TOC o 1-5 h z

6、中文摘要IAbstract.II1引言1 HYPERLINK l bookmark1 o Current Document 1.1概述1 HYPERLINK l bookmark4 o Current Document 1.2核電廠安全分析法2 HYPERLINK l bookmark7 o Current Document 1.3小結32核反應堆冷卻系統(tǒng)描述4 HYPERLINK l bookmark10 o Current Document 2.1壓水堆冷卻劑系統(tǒng)的功能42.1.1主要功能42.1.2輔助功能4 HYPERLINK l bookmark13 o Current Docume

7、nt 2.2壓水堆冷卻劑系統(tǒng)的系統(tǒng)說明4 HYPERLINK l bookmark16 o Current Document 2.3壓水堆核電廠一回路主要輔助系統(tǒng)52.3.1化學和容積控制系統(tǒng)62.3.2余熱排出系統(tǒng)62.3.3安全注射系統(tǒng)72.3.4安全殼噴淋系統(tǒng)7 HYPERLINK l bookmark31 o Current Document 2.3.5管道與設備布置8 HYPERLINK l bookmark34 o Current Document 2.4小結93確定論分析冷卻系統(tǒng)環(huán)路熱管段破口事故10 HYPERLINK l bookmark37 o Current Docume

8、nt 3.1冷卻系統(tǒng)環(huán)路熱管段大破口失水事故過程分析103.1.1噴放階段103.1.2再灌水階段123.1.3再淹沒階段123.1.4長期冷卻階段13 HYPERLINK l bookmark40 o Current Document 3.2冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路熱管段小破口失水事故過程分析13 HYPERLINK l bookmark46 o Current Document 3.3小結144概率論分析冷卻系統(tǒng)環(huán)路熱管段破口事故16 HYPERLINK l bookmark49 o Current Document 4.1冷卻劑系統(tǒng)的運行16 HYPERLINK l bookmark52 o Cu

9、rrent Document 4.2冷卻劑系統(tǒng)失水事故的原因16 HYPERLINK l bookmark55 o Current Document 4.3事故分類164.3.1冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路熱管段大破口失水事故164.3.2冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路熱管段小破口失水事故19 HYPERLINK l bookmark103 o Current Document 4.4小結25結論27致謝28 HYPERLINK l bookmark106 o Current Document 參考文獻29附錄30A1.1安全殼噴淋系統(tǒng)圖30A1.2核電教學模擬機得出的冷卻劑小破口失水事故曲線圖131A1.3核電教學模擬機

10、得出的冷卻劑小破口失水事故曲線圖232A1.4核電教學模擬機得出的冷卻劑大破口失水事故曲線圖331.1概述根據(jù)核電廠的功率大小和設備制造廠的生產能力，壓水堆冷卻劑一般由一個反應堆 和二或四個并聯(lián)的閉合環(huán)路組成。這些閉合環(huán)路以反應堆壓力容器為中心，作輻射狀布 置，每個閉合環(huán)路都由一臺或兩臺冷卻劑泵，一臺蒸汽發(fā)生器和相應的管道及儀表組成。 另外，還有一個由帶有三個安全閥組的穩(wěn)壓器和卸壓箱組成的壓力調節(jié)回路，與一個冷 卻劑系統(tǒng)某個環(huán)路中的熱管段相連接，其主要功能:正常功率運行時，導出堆芯裂變熱， 并將導出的熱量傳給蒸汽發(fā)生器二次側的給水，使之變成飽和蒸汽，以驅動汽機發(fā)電機 組；在停堆階段，通過蒸汽發(fā)

11、生器排放蒸汽和向停堆冷卻系統(tǒng)傳熱，以帶走堆芯衰變熱 和主系統(tǒng)的蓄熱；主冷卻劑是含硼水。通過其硼濃度的改變可以補償堆芯反應性的變化; 主冷卻劑還同時兼作中子慢化劑和反射層；作為堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界，包容堆冷卻劑， 構成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。主系統(tǒng)可分為兩部分，即一次回路部分和卸壓蒸汽收集部分。一回路的主要部件包 括：反應堆壓力容器，蒸汽發(fā)生器的主冷卻劑側，主泵，穩(wěn)壓器。主渠道共分三個部分， 即壓力容器與蒸汽發(fā)生器之間的熱段、蒸汽發(fā)生器與主泵之間的過渡段和主泵與壓力容 器的冷段。在壓水反應堆中，采用除鹽除氧的含硼水作為冷卻劑，兼并慢化劑，高壓， 大流量的冷卻劑在堆芯吸收了核燃料裂變放

12、出的熱量，從反應堆壓力容器的出口流出， 經熱管段進入蒸汽發(fā)生器傳熱管，將熱量傳給傳熱管外二回路側的給水，產生蒸汽，對 蒸汽輪發(fā)電機組發(fā)電；冷卻劑由蒸汽發(fā)生器傳熱管流出，從過渡段進入冷卻劑主泵，經 主泵升壓后，又流入反應堆。帶有放射性的冷卻劑始終循環(huán)流動于閉合的一回路主系統(tǒng) 各環(huán)路中，與二回路系統(tǒng)是完全隔離的，這就使核蒸汽供應系統(tǒng)產生的蒸汽是不帶放射 性的，方便了二回路系統(tǒng)設備的運行與維修，并且可以對壓水反應堆采用調節(jié)冷卻劑中 含硼濃度的方法，配合控制棒組件來控制堆芯的反應性。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。壓水堆一回路系統(tǒng)破裂引起的冷

13、卻劑喪失事故有很多種，它們的種 類及其可能的后果主要取決于斷裂特性，即破口位置和破口尺寸。最嚴重的失水事故應 該是堆芯壓力容器在堆芯水位以下的災難性破裂，由于堆芯附近不可能再有冷卻水，因 此無法防止堆芯熔化和隨后的大量放射性物質釋放。由于反應堆冷卻劑系統(tǒng)長期工作在中子輻照脆化，腐蝕損傷，疲勞及磨損的條件下， 所以失水事故發(fā)生的頻率相對于其它事故來說更高，尤其是小破口失水事故。例如，美 國的三里島核電廠的2號機組發(fā)生了歷史上最嚴重的事故。這次事故由給水喪失引起瞬 變開始，經過一系列事件造成了堆芯部分融化，大量裂變產物釋放到安全殼。1.2核電廠安全分析法事故分析是核電廠安全分析中的一個重要組成部分

14、，他研究核電廠在故障工況下的行 為，是核電廠設計過程和許可證申請程序中的重要步驟。正常運行的情況下，核電廠安 全受到持續(xù)的監(jiān)督和反復的分析，以維持或提高核電廠的安全水平。事故分析有兩種方 法：確定論分析方法和概率論分析方法。確定論是根據(jù)縱深防御原則，除了反應堆設計得盡可能安全可靠外，還設置了多重 的專設安全設施，以便在一旦發(fā)生最大假想事故情況下，依靠安全設施，能使事故后果 減至最輕程度。例如一回路管段小破口失水事故、核電廠運行中發(fā)生的瞬變等未驚醒深 入研究，在核電廠運行管理和人員培訓等方面也未予以應有的重視。美國三里島核電廠 事故的主要原因就是由于人們對過渡工況和小破口失水事故的現(xiàn)象缺乏充分了

15、解，造成 的。概率論是應用概率風險理論對核電廠安全性進行評價，認為核電廠事故是個隨機事 件，引起核電廠事故的潛在因數(shù)很多，核電廠的安全性應由全部潛在事故的數(shù)學期望值 表示。PSA分析包括三級。第一級分析集中于估算堆芯損壞概率；第二級分析綜合了堆 芯熔化物理過程的研究;第三級分析研究放射性物質在環(huán)境中的彌散以及他們影響生命、 健康、環(huán)境和財產的后果。本文僅對第一級PSA的分析方法作簡單介紹。這一級的分析 常采用事件樹的故障樹技術。事件樹分析：限定一個始發(fā)事件，然后對各種可能的事件序列逐個考察。找出潛在 的堆芯損壞序列，這就是事件樹分析。樹的主十代表始發(fā)事件，分析代表基本安全功能 的成功或失敗，分

16、支的端點是該始發(fā)事件及后續(xù)事件組合的結果，分支的端點是該始發(fā) 事件及后續(xù)事件組合的結果，代表電廠的一種狀態(tài)。對于一個始發(fā)事件，事件樹和約化事件樹給出了堆芯熔化的幾個序列和每種可能性 的發(fā)生概率。同時，事件樹中有沒有考慮安全系統(tǒng)的部分可用，可用時限及操作員的十 預。因此，這種分析可以用作設計對策的工具，但其結果并非安全分析的最終目標，而 只能是作為對于某一始發(fā)事件下，核電廠運行行為的一個認識了解手段。故障樹分析：求解導致功能失效的各種可能原因的組合，就是故障樹分析的目的， 它構成了對事件樹頂事件的支持邏輯。確定論與概率論的比較：確定論是以設計基準事故為依據(jù)，將事故分為可信與不可 信，概率論不存在

17、可信與不可信，僅是事故發(fā)生概率大小有區(qū)別；確定論評價方法簡單 成熟快速，概率論是系統(tǒng)安全評定技術，比較復雜；確定論得出的結果過于保守，概率 論的數(shù)值結果由局限性和不確定性。1.3小結本章主要介紹了壓水堆核電廠的一回路系統(tǒng)和簡單的事故描述，以及所要研究的課 題的背景及現(xiàn)實意義，并簡單的介紹了美國三里島事故，使人們意識到失水事故的嚴重 性，并對它進行了廣泛的研究，制定了相應的安全措施。但是由于事故不多而缺乏統(tǒng)計 資料，罕見的尚未被發(fā)現(xiàn)的事故可能性被忽略。并簡要的介紹了核電廠事故分析的方法: 確定論和概率論。了解確定論事故分析過程中的4個基本要素和概率論的評價方法，以 及確定論和概率論的區(qū)別比較。2

18、核反應堆冷卻系統(tǒng)描述2.1壓水堆冷卻劑系統(tǒng)的功能2.1.1主要功能一回路主系統(tǒng)，又可稱為壓水堆冷卻劑系統(tǒng)，其主要功用是由冷卻劑將堆芯中因核 裂變產生的熱量傳輸給蒸汽動力裝置并冷卻堆芯，防止燃料元件燒毀。2.1.2輔助功能中子慢化劑：壓水堆的冷卻劑為輕水，它具有比較好的慢化能力，起到慢化劑的作用， 使裂變產生的快中子減速成為熱中子，以維持鏈式裂變反應。另外，它也起到反射層的 作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回來。反應性控制：反應堆冷卻劑中溶有的硼酸可吸收中子，因此通過調整硼濃度可控制反 應性（主要用于補償氙效應和燃耗。）壓力控制：RCP系統(tǒng)中的穩(wěn)壓器用于控制冷卻劑壓力，以防止堆芯中發(fā)生不利于燃

19、料元件傳熱的偏離泡核沸騰現(xiàn)象。放射性屏蔽：RCP系統(tǒng)壓力邊界作為裂變產物放射性的第二道屏障，在燃料元件包 殼破損泄漏時，可防止放射性物質外逸。2.2壓水堆冷卻劑系統(tǒng)的系統(tǒng)說明一回路主系統(tǒng)的典型流程如圖2.1所示，是一個帶有三個環(huán)路的一回路主系統(tǒng)布置 圖。這些環(huán)路以反應堆壓力容器為中心作輻射狀布置，每條環(huán)路都由一臺主冷卻劑泵、 一臺蒸汽發(fā)生器和相應的管道和儀表組成。另外，1號環(huán)路熱管道上連接有一個穩(wěn)壓器， 用于RCP系統(tǒng)的壓力調節(jié)和壓力保護。每個環(huán)路中，位于反應堆壓力容器出口和蒸汽發(fā) 生器入口之間的管道稱為熱段，主泵和壓力容器入口間的管道稱為冷段，蒸汽發(fā)生器與 主泵間的管道稱為過渡段。在反應堆中

20、采用除鹽含硼水作為冷卻劑，它使核燃料元件冷卻并將燃料釋放出的熱 能傳導出去。為了使一回路水在任何部位、任何時候都處于液態(tài)，要保持其壓力高于飽 和壓力。高壓的冷卻劑在堆芯吸收了核燃料裂變放出的熱能，從反應堆壓力容器出口管 流出，經主管道熱管段進入蒸汽發(fā)生器的倒置的U形管，將熱量傳給在U形管外流動的 二回路系統(tǒng)的給水，使之變?yōu)檎羝?。冷卻劑由蒸汽發(fā)生器出來經過渡管段進入主泵，經 主泵升壓后流經冷管段，又回到反應堆壓力容器。這樣，帶放射性的反應堆冷卻劑始終 循環(huán)流動于閉合的環(huán)路中，與二回路是完全分開的，使得蒸汽發(fā)生器產生的蒸汽不帶放 射性，以便于二回路設備的運行與維修。反應堆額定熱功率為2895MW，

21、考慮主泵的發(fā)熱和系統(tǒng)的熱損失之后，RCP的熱功 率為2905MW，額定流量為3X23790m3/h，汽輪發(fā)電機組額定電功率為983.8MW，因而 總效率為34%，主要受到二回路熱循環(huán)效率限制。RCP系統(tǒng)是防止裂變產物外泄的第二道屏障，其壓力邊界包括：反應堆容器和頂蓋、圖2.1 RCP系統(tǒng)的組成控制棒驅動機構的壓力外殼、主冷卻劑管道、蒸汽發(fā)生器的一回路側、主泵、穩(wěn)壓器及 其連接的管道，包括先導式安全閥的脈沖管道、與輔助系統(tǒng)相連的管道和閥門（除穩(wěn)壓 器脈沖管道外，凡內徑小于25mm的管道不屬于RCP系統(tǒng)壓力邊界的限制）。2.3壓水堆核電廠一回路主要輔助系統(tǒng)壓水堆核電廠一回路運行時，需要相應輔助系統(tǒng)

22、的配合，主要的輔助系統(tǒng)有：化學 和容積控制、余熱排出系統(tǒng)等，還配有專設安全設施：安全注射系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、 安全殼隔離系統(tǒng)等，它們具有能迅速為堆芯提供應急和持續(xù)冷卻，將安全殼與外界隔離、 提供輔助給水等功能，以保證在失水事故或蒸汽管道破裂事故出現(xiàn)時，迅速導出燃料余 熱、排除燃料熔化的各種危險、避免在各種情況下裂變產物的向外失控排放、減少設備 損失，并保護公眾與核電廠工作人員的安全。2.3.1化學和容積控制系統(tǒng)系統(tǒng)的作用啟動前向一回路系統(tǒng)充水，進行水壓試驗，運行中用于調節(jié)穩(wěn)壓器水位，以保持 一回路冷卻劑的水容積；調節(jié)冷卻劑中的硼濃度，控制反應堆反應性的變化； 凈化冷卻劑，減少反

23、應堆冷卻劑中裂變產物和腐蝕產物的含量；供給一回路冷卻劑泵軸封系統(tǒng)所需要的軸封用水；向反應堆冷卻劑加入適量的腐蝕抑制劑如氫、聯(lián)氨、氫氧化鋰等，以保持一回路 的水質；冷卻劑泵停運后提供穩(wěn)壓器的輔助噴淋系統(tǒng)。系統(tǒng)描述當核電廠在穩(wěn)態(tài)功率下運行時，一回路系統(tǒng)某個環(huán)路的冷卻劑泵的出口至反應堆入 口的冷管段連續(xù)不斷地有高溫高壓水流下泄至本系統(tǒng)，下泄流先進入再生熱交換器殼側 和三組下泄節(jié)流孔板中的一組降溫減壓后，離開安全殼，再通過下泄熱交換器管側冷卻 到樹脂允許的工作溫度，又經低壓下泄控制閥再減壓后，經過濾器除去顆粒狀雜質，進 入混合床離子交換器，除去以離子狀態(tài)存在于冷卻劑中的裂變產物和腐蝕產物

24、。由離子交換器出來的下泄流，經過過濾器后，噴淋到容器控制箱內，在噴淋中的氣 體裂變產物氪和氙，以降低冷卻劑的放射水平。容積控制箱底部與上充泵汲入口相接。 這樣，下泄流經過過濾、離子交換、噴淋除氣的冷卻劑，由上充泵加壓后，其大部分經 再生熱交換器加熱后回到了冷卻劑系統(tǒng)，少部分除氣的冷卻劑泵軸封系統(tǒng)，少部分送到 冷卻劑泵軸封水系統(tǒng)，用作軸封水。冷卻劑系統(tǒng)通過正常下泄干線排入化學和容積控制系統(tǒng)。正常下泄管線位于3號環(huán) 路冷管段（1號機組）或2號環(huán)路冷管段（2號機組）。另外還設置了過剩下泄管線，接 到2號環(huán)路位于蒸汽發(fā)生器出口和反應堆冷卻劑泵入口之間的管道處。2.3.2余熱排出系統(tǒng)系統(tǒng)功

25、能余熱排出系統(tǒng)也可稱作停堆冷卻劑系統(tǒng)，當二回路停用，由它保證下列情況下反應堆堆芯的冷卻。其功能如下：當反應堆進入冷停閉的第二階段，由余熱排出系統(tǒng)排出堆芯的剩余發(fā)熱，水和一 回路設備中的顯熱，以及運行的主泵給一回路水提供的熱量；在反應堆停堆及裝卸料或維修時，導出燃料發(fā)出的余熱，將一回路水保持在冷態(tài) 溫度；在堆芯換料后把反應堆水池水排送回換料水箱；當主泵停止時余熱排出系統(tǒng)可使 一回路硼濃度均勻化，另外，由于它與化學和容積系統(tǒng)相連，當一回路壓力過低，冷卻 劑難以通過高壓下泄孔板時，可排放和凈化一回路冷卻劑。系統(tǒng)描述余熱排出系統(tǒng)的構成，系統(tǒng)包括兩臺并聯(lián)的泵，兩臺并聯(lián)的熱交換器，一條旁路和

26、 一條再循環(huán)管道，停堆冷卻劑泵從2號環(huán)路的熱管段抽水并經過熱交換器后，注入1號 和3號環(huán)路的冷管段，有兩個安全閥可將水排放到穩(wěn)壓器的卸壓箱，對系統(tǒng)進行超壓保 護；余熱排出系統(tǒng)與化學和容積控制系統(tǒng)相連，并可以將水輸送到換料水箱。本系統(tǒng)及設備均處于低壓下工作，也就是只有當一回路冷卻劑壓力、溫度降到 3.0MPa及180時，才能打開電動隔離閥。2.3.3安全注射系統(tǒng)安全注射系統(tǒng)又可稱作緊急堆芯冷卻系統(tǒng)，它的主要用途是：當一回路主系統(tǒng)的管 道或設備發(fā)生斷裂而引起失水事故時，安全注射系統(tǒng)能為堆芯提供應急和持續(xù)的冷卻， 在事故發(fā)生的第一階段，盡快將硼水直接注入堆芯，并在一定時間后過度到第二階段， 利用積聚

27、在安全殼地坑里的水再循環(huán)，防止燃料元件包殼因堆芯失水而燒毀；當化學和 容積控制系統(tǒng)失效時，補償一回路少量的泄漏，以保持穩(wěn)壓器內的水位；發(fā)生蒸汽管道 破裂事故時，安全注射系統(tǒng)能將含高濃度的硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化劑過度冷卻 所減少的負反應性，防止反應堆重返臨界。RIS系統(tǒng)與RCP的連接通過下述3種途徑:接到熱管段和冷管段的高壓安注（HHSI） 管線；接到冷管段和2號及3號環(huán)路熱管段（1號機組）或1號及3號環(huán)路熱管段（2 號機組）的低壓安注（LHSI）管線；接到每條冷管段的安注箱注入管線。其中，高壓安 注和低壓安注系統(tǒng)與RCP連接的那部分管道是共用的。2.3.4安全殼噴淋系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)的主

28、要作用是當一回路發(fā)生破口，或蒸汽管道破裂事故情況下，使 安全殼內溫度和壓力保持在可以承受的值，以確保最后一道屏障安全殼的完整性。此外， 安全殼噴淋系統(tǒng)還能帶走失水事故時散布在安全殼內的裂變產物，如放射性碘；和撲滅 反應堆冷停閉時安全殼內發(fā)生的火災。安全殼噴淋系統(tǒng)所要排除的熱量來自于：反應堆剩余功率；一回路內構件和流體的 顯熱；二回路所帶的能量；鋯一一水反應的能量。2.3.5管道與設備布置反應堆冷卻劑主管道設計成能承受反應堆冷卻劑系統(tǒng)在預期的運行工況范圍內可能 達到的溫度和壓力，全部采用奧氏體不銹鋼材料制造，以滿足腐蝕和工作環(huán)境條件的要 求。每個環(huán)路的熱管段、過渡段和冷管段尺寸見圖2.2，它們的

29、最小壁厚分別為67mm, 71mm 和 64mm。史4志RCP系統(tǒng)全部位于安全殼內，系統(tǒng)設備和管道的布置如圖所示。在冷卻劑主泵失去 電源的事故情況下，要保證維持足夠的冷卻劑流量以排出反應堆衰變余熱。為此，蒸汽 發(fā)生器的位置高于反應堆壓力容器，這樣就在熱量通過蒸汽發(fā)生器排出時產生一個在反 應堆停堆后的衰變余熱，不能用于功率運行。2.4小結本章對主冷卻劑系統(tǒng)中的化學和容積控制系統(tǒng)，余熱排出系統(tǒng)，安全注射系統(tǒng)和安 全殼噴淋系統(tǒng)的功能和系統(tǒng)的描述做了簡要的介紹，還闡述了系統(tǒng)的流程、連接的系統(tǒng)、 管道的布置等。這樣，對下面的事故分析有一個宏觀的認識。除此之外，本章對主冷卻 劑系統(tǒng)相連接的系統(tǒng)進行了簡要的

30、描述。3確定論分析冷卻系統(tǒng)環(huán)路熱管段破口事故3.1冷卻系統(tǒng)環(huán)路熱管段大破口失水事故過程分析RCP系統(tǒng)穩(wěn)壓運行下的特征狀態(tài)如下：絕對壓力維持在15.5MPa；根據(jù)負荷的不同， 平均溫度在291.4C和310C之間；根據(jù)負荷的不同，穩(wěn)壓器水位在20%和64%相對水 位之間。事故發(fā)生前，電站處于滿功率穩(wěn)定工況運行。緊急停堆、剩余發(fā)熱、堆內構件和壓 力殼中顯熱繼續(xù)傳給一回路系統(tǒng)。一回路系統(tǒng)和二回路之間熱傳遞的方向，由兩者之間 的相對溫度決定。破口發(fā)生在熱管段，即在壓力容器出口到蒸汽發(fā)生器進口之間的管道 上。反應堆緊急停閉的延遲時間，是穩(wěn)壓器壓力降到低整定值的時間。初態(tài)：電功率： 983.8MW；堆功率

31、：2890.1MW； RCP 壓力：15.4MPa； RCP 平均溫度：310.0C；氙毒： 99.2%；壽期：BOL;硼濃度：834.5ppm；調節(jié)棒位：191step；描述：滿功率Xe平衡。3.1.1噴放階段欠熱階段：發(fā)生假設的冷卻劑管道切斷后，一回路水由于欠熱卸壓馬上從破口排入 安全殼，使系統(tǒng)壓力在幾十毫秒內降到流體的最高局部飽和壓力，在破口處將達到一個 臨界流速，熱管段破裂，通過堆芯冷卻劑流量將加速。飽和卸壓：在冷卻劑壓力降到低于局部飽和壓力以后，冷卻劑開始沸騰，其發(fā)生在 進入瞬變后不到100ms時，且以一個慢得多的速度繼續(xù)卸壓。沸騰前沿即閃蒸前沿從上 部堆芯和上腔室內的最熱位置開始，

32、通過整個一次冷卻劑系統(tǒng)傳播。沸騰工況轉變：當堆芯里冷卻劑開始汽化時冷卻劑的流動狀態(tài)就從單向流變?yōu)殡p相 流，加上堆芯冷卻劑壓力和流量同時下降，就會出現(xiàn)偏離泡核沸騰。熱管段破裂時，由 于堆芯流量要延續(xù)一段時間，偏離泡核沸騰晚得多，要在幾秒后。第一包殼峰值溫度：燃料棒排熱突然惡化，燃料內的大量貯熱就要再分布，其內部 溫度分布拉平。這使得包殼溫度開始突然上升。如果在噴放的這個初始階段燃料棒完全 沒有排熱，同時忽略燃料內部的衰變釋熱，那么包殼溫度將上升到最高理論值，即燃料 平均溫度大致為11001200C。在進入冷卻劑喪失事故瞬變的幾秒內，流過堆芯的有效 的冷卻劑質量流量主要取決于破口的質量流量和回路部

33、件的性狀。熱管段破裂時堆芯同 破口之間的流動阻力小，流過堆芯的有效的冷卻劑質量流量較大，溫升效率較小。殘留熱源與冷卻惡化：在冷卻劑喪失事故的初始瞬變期間，除儲熱外，還有兩個來 源的熱量必須排走：一個是裂變產物的衰變熱，另一個是包殼溫度達到或高于980C時， 鋯合金和蒸汽發(fā)生化學反應，生成氫和氧化鋯時的熱量。大破口冷卻劑喪失事故的第 1min里，所產生的裂變產物衰變熱和這段時間內釋放的貯熱大致是同一數(shù)量級。當溫度為1100C左右或更高時，在1min內金屬一水反應所產生的熱量，可能與衰變熱也同一 個數(shù)量級。由于貯熱的再分布，使燃料溫度拉平，隨后的包殼溫度性狀就主要取決于產 生的衰變熱同傳給冷卻劑的

34、熱量之間的不平衡，這樣一來，在熱管段破裂的情況下，包 殼溫度不在上升，然而，由于冷卻條件繼續(xù)惡化，包殼溫度最終還是因為裂變產物所加 的熱量而上升。冷卻劑不斷通過破口從一次系統(tǒng)排入安全殼，使一次系統(tǒng)不斷卸壓，同 時水裝量不斷減少；最后，堆壓力容器里的水位將降到堆芯以下。再淹沒L4度盆堆芯長期持卻一5.01000匕時間.尊噴放一次壓力P甌瑩堆芯二7再逐水I -血 t睜卻旁廢念堆芯冷部1 2 4 1020圖3.1大破口失水事故序包虎怛度:I10.0應急堆芯冷卻階段:當一次系統(tǒng)壓力低于應急堆芯冷卻系統(tǒng)的安注箱內氧氣壓力時， 應急冷卻水從安全注射水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(tǒng)，從

35、而就開始了應急堆芯冷卻階段。在進入冷卻劑喪失事故瞬變后大約1015s時發(fā)生，其啟 動時間視系統(tǒng)卸壓速率和安全注射箱壓力而定。旁通階段：因為在冷卻劑喪失事故瞬變的這個時刻，系統(tǒng)壓力相對于安全殼壓力來 說還是高的，所以破口質量流量還是相當大。熱管段破裂時，由于通過堆芯繼續(xù)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 水位上升，進入堆芯區(qū)，隨后使堆芯再淹沒。噴放階段：當一次系統(tǒng)與安全殼之間的壓力達到平衡，破口質量流量變得很小時， 噴放階段就宣告結束。不管破口位置在哪，這個情況在冷卻劑喪失事故瞬變后約3040s 時出現(xiàn)。低壓注射系統(tǒng)開動：當系統(tǒng)壓力降到1 MPa

36、左右，低壓注射系統(tǒng)就投入運行。在一 段短時間內，輔助冷卻水有安全注射箱和低壓注射系統(tǒng)同時提供，一直到安全注射箱排 空。只要有要求，低壓安注箱系統(tǒng)就繼續(xù)注射水，水取自換料水箱，最后取自安全殼地 坑。3.1.2再灌水階段再灌水階段開始于應急冷卻水首先到達壓力容器下腔室使水位開始重新回升之時， 結束于水位到達堆芯底端之時。絕熱堆芯升溫：從安注箱開始注入到再灌水結束的整個階段里，堆芯基本上是裸露 的。在充滿蒸汽的堆芯中，燃料棒除了靠熱輻射源和不大的自然對流以外，沒有別的冷 卻。由于衰變熱的釋放，在這個階段堆芯溫度絕熱的上升其上升速率大約為812C/s. 如果它們從800C左右開始上升，那么在大約305

37、0s后就將增到1100C以上，此時鋯合 金同蒸汽的反應將成為一個可觀的附加能源。因此，再灌水階段是整個冷卻劑喪失事故 過程中堆芯冷卻最差的階段。噴放結束時的下腔室和下腔室再灌水的終點是兩個臨界參 量，決定了這個階段內可能達到的最高燃料包殼溫度。3.1.3再淹沒階段再淹沒階段開始于堆壓力容器里的水位到達堆芯底端并開始向堆芯上升的時刻。第二峰值包殼溫度：在應急冷卻水進入堆芯的同時，它就被加熱，開始沸騰。在堆 芯底部以上大約0.5m的地方，由于包殼表面很熱，該沸騰過程變得十分強烈，使蒸汽 快速向上流過堆芯。這股氣流夾帶著相當數(shù)量的水滴，他們?yōu)槎研镜妮^熱部分提供初始 的冷卻。隨后水位上升，這個冷卻效果

38、愈來愈好，包殼溫度上升速率逐漸減小，最后， 在冷卻劑喪失事故瞬變開始后大約6080s，熱點的溫度開始下降。驟冷：當包殼溫度再次下降得足夠多時，應急冷卻水終于再濕潤包殼表面，并且由 于高得多的冷卻速率，使溫度急劇下降。這個驟冷前沿從頂端和底端兩邊傳向堆芯。當 整個堆芯被驟冷，且水位最終升到堆芯頂端時，認為再淹沒階段結束。它大約在冷卻劑 喪失事故瞬變開始后的12min時出現(xiàn)。蒸汽粘結：堆芯再淹沒的過程如上所述。但是在某些情況下，它可能受到不利的影 響。在下腔室內和在堆芯內水位上升的速度取決于驅動力和流動阻力之間的平衡。流動 阻力是指堆芯和破口位置之間蒸汽碰到的阻力。因為由下降段同堆芯之間的水位差引

39、起 的驅動是有限的，所以蒸汽流動阻力變得重要起來，從而產生了所謂“蒸汽粘結”問題。 熱管段破裂時，蒸汽流動阻力比較小，從而蒸汽可以容易地流出堆芯。3.1.4長期冷卻階段在再淹沒階段結束之后，低壓安注系統(tǒng)繼續(xù)運行。當再淹沒儲水箱排空時，低壓安 全注射系統(tǒng)泵的進口轉接到安全殼地坑；所有供給反應堆的應急冷卻水，從一回路作為 蒸汽露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，保證衰變熱的長期釋出。3.2冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路熱管段小破口失水事故過程分析系統(tǒng)事件：在冷卻劑喪失事故瞬變期間，根據(jù)一次系統(tǒng)的壓力要求反應堆保護系統(tǒng) 產生下列動作：在一次側：穩(wěn)壓器低壓信號觸發(fā)緊急停堆；

40、根據(jù)系統(tǒng)壓力“低”信號令主冷卻劑循 環(huán)泵事故保護停車；根據(jù)系統(tǒng)壓力“低”信號啟動高壓安注泵；當系統(tǒng)壓力降到2.7MPa 以下時安全注射箱自動啟動開始注水；在低于1.0MPa的系統(tǒng)壓力下，低壓注射泵開始 供水；在二次側：根據(jù)穩(wěn)壓器低壓信號使汽輪機事故保護停車；在接通應急電源情況下， 汽輪機旁路仍然關閉，主蒸汽不能旁通到凝汽器中；二次側必須以低于100k/h的速率慢 慢降溫，這種降溫從穩(wěn)壓器信號和安全殼高壓信號開始。事件過程：在小破口事故中，由于冷卻劑從破口流失，一次側系統(tǒng)的壓力下降，下 降的速度主要取決于破口尺寸，如圖3.2。在高壓注射系統(tǒng)開始運行之后，冷含硼水從換料水箱注入一次系統(tǒng)的熱管段和冷

41、管 段。這不僅補償了一次冷卻劑的流失，而且還在通過破口和通過蒸汽發(fā)生器排走能量之 外，又增添了帶走一次系統(tǒng)能量（燃料貯能、裂變產物衰變熱。系統(tǒng)內能）的一種方式。 最后，含硼水注入增加了一次系統(tǒng)的卸壓速率，以便使應急堆芯冷卻劑系統(tǒng)的低壓系統(tǒng) 盡可能快地投入運行。在小破口冷卻劑喪失事故中，主冷卻劑泵停車之后，余下的整個時期都是自然循環(huán) 階段，在此期間，冷卻劑質量流量的驅動力是重力壓頭，它們取決于：由于汽和水之間 的相分離形成的汽水混合物液位；剩下的冷卻劑裝量在一回路各個分區(qū)段的分布情況； 這些區(qū)段的相對高度。在這些情況下，在，某些區(qū)段中甚至可能發(fā)生水一汽逆向流動。 在熱管段的管道內就是這種情況，因

42、為一次蒸汽在蒸汽發(fā)生器U型管的上升段里被冷凝， 形成的飽和水可能從蒸汽發(fā)生器回熱管段管道中（回流冷凝）。在一次系統(tǒng)壓力降到 1.0MPa左右時，余熱排出系統(tǒng)開始運行，把從一次系統(tǒng)排熱的任務接過來，該熱量最后只剩下裂變產物衰變熱。余熱排出系統(tǒng)可按要求長期運行。當系統(tǒng)壓力與安全殼壓力達到平衡時，或者如果反應堆內的水位在冷卻劑喪失事故 期間曾經降到堆芯頂部以下而現(xiàn)在又重新上升到堆芯頂部以上時，或者水位又達到出口 管高度時，就認為冷卻劑喪失事故已結束。I圖12.0時成53.2壓水堆小破口冷卻劑喪失事故過程中一次壓力隨時間的變化3.3小結事故開始，一次側壓力遠高于安全殼壓力，冷卻劑欠熱卸壓迅速排向安全殼

43、，巨大 的壓差引起卸壓易造成堆芯吊籃的動態(tài)變形和其他構件的機械振動，在低壓局部飽和壓 力后，冷卻劑開始沸騰，結果從一個慢得多的速率繼續(xù)卸壓，直至與安全殼壓力平衡且 熱管段破裂壓力損失的慢。管道斷裂的瞬間，斷裂處突變升壓，對一回路形成很大的沖 擊波，并在系統(tǒng)內傳播，使結構遭到嚴重破壞，可能造成控制棒不能插入或使一部分冷 卻劑通道發(fā)生阻塞。由于冷卻劑迅速流失，水位下降到堆芯以下，可能使堆芯燒斷或熔毀，水被蒸十后， 可把壓力殼熔穿，產生沖擊波將安全殼破壞。對于一些小破口事故，高壓安注不足以補償冷卻劑。一回路壓力下降減緩，可在中 壓安注箱投入之前，將燃料燒毀。但是對于各種失水事故，安注系統(tǒng)均能滿足堆芯

44、冷卻 要求，將包殼溫度限制在熔點溫度以下，保證堆芯沒有損壞。表3.1冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路熱管段大、小破口分析比較大破口失水事故小破口失水事故選擇的破口尺寸2x3700cm19cm有效熱源畜熱和衰變熱衰變熱有效熱阱破口流量和堆芯應急冷卻破口流量通過蒸汽發(fā)生器向二次側 的傳熱，以及堆芯冷卻水在蒸發(fā)器中的傳熱P二次3P 一次輔助給水作用不顯著P二次WP 一次輔助給水系統(tǒng)顯著一次側壓力因失速而失速失壓因泄放緩慢而保持高壓一次測流動特性泡狀或滴狀流 噴放時為均勻流 堆芯很快再淹沒 穩(wěn)壓器影響很小分層流動在高處不凝結物分離因急劇汽化和泄放可使堆芯裸露穩(wěn)壓器影響顯著堆芯應急冷卻系統(tǒng)安全注水箱最有效上充泵和高壓安注

45、電廠恢復安注水箱和再淹沒連續(xù)抵押安全注水輔助給水及蒸發(fā)器的自然循環(huán) 在蒸汽不能排放的情況下，手動操作 所有泄壓閥，以降低高壓安全注水、 安全注水箱、低壓安全注水箱和停堆 冷卻系統(tǒng)壓力4概率論分析冷卻系統(tǒng)環(huán)路熱管段破口事故4.1冷卻劑系的運行RCP系統(tǒng)穩(wěn)壓運行下的特征狀態(tài)如下：絕對壓力維持在15.5MPa；根據(jù)負荷的不同， 平均溫度在291.4C和310C之間；根據(jù)負荷的不同，穩(wěn)壓器水位在20%和64%相對水 位之間。事故發(fā)生前，電站處于滿功率穩(wěn)定工況運行。緊急停堆、剩余發(fā)熱、堆內構件 和壓力殼中顯熱繼續(xù)傳給一回路系統(tǒng)。一回路系統(tǒng)和二回路之間熱傳遞的方向，由兩者 之間的相對溫度決定。破口發(fā)生在熱

46、管段，即在壓力容器出口到蒸汽發(fā)生器進口之間的 管道上。反應堆緊急停閉的延遲時間，是穩(wěn)壓器壓力降到低整定值的時間。4.2冷卻劑系統(tǒng)失水事故的原因一回路一根管道或輔助系統(tǒng)的管道破裂；一回路系統(tǒng)上的一個閥門意外打開；泵的軸封或閥桿泄露；蒸汽發(fā)生器管子的破裂。4.3事故分類4.3.1冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路熱管段大破口失水事故初態(tài)：電功率：983.8MW；堆功率：2890.1MW； RCP壓力：15.4MPa； RCP平均 溫度：310.0C；氙毒：99.2% ；壽期：BOL；硼濃度：834.5ppm；調節(jié)棒位：191step； 描述：滿功率Xe平衡。故障設置：反應堆冷卻系統(tǒng)RCP；故障代號：rcp03a；故障

47、類型：變量型；故障描 述:環(huán)路一熱管段破口（01）；變量型：最終值=0.8；延遲時間（小時：分：秒）：00:00:00； 漸變時間（小時：分：秒）：00:00:10。表4.1核電教學模擬機得出的冷卻劑破口失水事故的事故序列事件序列事件觸發(fā)時間事件描述100:00:02穩(wěn)壓器壓力補償值低200:00:03穩(wěn)壓器壓力低300:00:05環(huán)路DELTA-T偏差高400:00:05穩(wěn)壓器水位彳氐于設定值500:00:08P11允許信號600:00:08環(huán)路平均溫度偏差高700:00:11停堆800:00:11功率量程變化率高900:00:11操作帶低位1000:00:11汽機脫口1100:00:12A

48、VG MAX/TEM REF 溫度差1200:00:12R棒LO-LO-LO行程限值1300:00:12主給水隔離1400:00:12安注啟動1500:00:12蒸汽管線流量高或壓力低1600:00:13上充管線溫度低1700:00:13蒸汽發(fā)生器水位異常1800:00:19上充管線流量異常1900:00:20穩(wěn)壓器水位低2報警2000:00:21SG給水流量異常2100:00:24穩(wěn)壓器水位低3報警2200:00:25下泄管線壓力低2300:00:33主泵軸封水流量低2400:00:34ASG泵啟動2500:00:37除氧器水位異常2600:00:51上充管線壓力低2700:01:15安全殼

49、壓力高2800:01:42RCP溫度低2900:07:26主蒸汽隔離3000:07:27VVP主蒸汽隔離閥未全開大破口失水事故一一當量直徑345mm直到最大的一回路管道的雙端剪切斷裂PZR 壓力迅速下降直至等于安全殼內的壓力，由于大量的質量和能量釋放到安全殼內，安全 殼內的壓力和溫度將升高，SG的壓力同時也將逐漸下降。當PZR壓力為低和低一低時， 將分別自動啟動緊急停堆和安注。一回路大破口失水事故的發(fā)展過程非常迅速，破口引起一回路迅速降壓。首先因穩(wěn) 壓器低壓信號觸發(fā)緊急停堆，而后因穩(wěn)壓器低低壓信號啟動安全注射系統(tǒng)和安全殼 第一階段隔離。安全注射信號自動使安全注射系統(tǒng)投入直接注射階段，當換料箱的

50、水位 達到低低水位時，自動切換汲水口到地坑，進入再循環(huán)冷卻階段。隨著大量的水和 水蒸氣從破口噴入安全殼內，導致安全殼壓力升高。當安全殼內壓力達到高高壓力 整定值時，自動觸發(fā)安全殼噴淋系統(tǒng)投入運行和安全殼第二階段隔離。安全殼噴淋泵開 始從換料水箱汲水，當水箱到達低低水位時，改汲地坑水進入再循環(huán)噴淋。安全功能分析為了建立大LOCA事件樹，必須對一回路大剖口事故下需完成的功能及相應投入的 安全系統(tǒng)作分析。反應性控制，一般情況下，通過緊急停堆系統(tǒng)，即通過控制棒插入堆芯，使反 應堆達到次臨界，降低堆芯的釋熱功率。但對于大破口事故，由于堆芯的空泡率較高， 由其帶來的負反應性可以再短期內使反應

51、堆進入次臨界，同時經安全注水箱及安全注射 泵將2000ng/g含硼水注入一回路，也可獲得次臨界，因此在大破口事故分析中，緊急停 堆系統(tǒng)并非是必不可少的。一回路冷卻劑裝置的維持和堆芯預熱的導出。發(fā)生大破口事故后，一回路冷卻 劑大量從破口噴入安全殼，如果堆芯水量得不到及時補充，堆芯就會裸露，通過破口以 蒸汽方式帶出堆芯熱量就難以維持，為完成此功能，需要安全注射箱排水和投入低壓安 注系統(tǒng)。直接注射階段，低壓安全注射泵從換料水箱汲水，當換料水箱達到低低水 位時，改為從地坑汲水，進入再循環(huán)冷卻階段。安全殼內熱量的排出。堆芯大量熱量排入安全殼內，引起安全殼內壓力，溫度 的升高，直接影響安全殼的完整性和殼內

52、其他系統(tǒng)設備的正常運行。安全殼噴淋系統(tǒng)是 排出安全殼內熱量的唯一手段。在低壓安全注射的直接注射階段和再循環(huán)階段，該系統(tǒng) 的投入都是必須的。安全殼噴淋系統(tǒng)在安全殼內壓力達到高一一高壓限制時，自動投入 運行。系統(tǒng)間的相互關系的分析。如果安全殼噴淋系統(tǒng)出現(xiàn)故障，則不考慮安全注射 系統(tǒng)再循環(huán)運行。因為在安全殼噴淋系統(tǒng)故障下，地坑水得不到冷卻，大約5h后溫度即 可上升到130C。如果低壓安全注射在直接注射階段失效，則認為再循環(huán)運行已不起作 用，此時堆芯已熔化。建立事件樹按小事件樹-大故障樹的分析方法建立事件樹，首先形成以安全功能為題頭的事件 樹，然后再擴展事件樹，將前沿系統(tǒng)的狀態(tài)作為題頭形

53、成最后的事件樹。事件樹題頭的 前后順序對分析效率和簡潔性非常重要。按照系統(tǒng)響應的時間順序來排列，用向上的高 電平表示系統(tǒng)成功，用向下的低電平表示系統(tǒng)失效，如果遇到具有相關性的系統(tǒng)，用直 線表示前面的系統(tǒng)失效則后邊的系統(tǒng)不起作用。安全注射箱注射。安全注射箱注射是為了防止堆芯裸露，當穩(wěn)壓器壓力低于 4.1MPa時，自動觸發(fā)該系統(tǒng)向一回路注入含硼水。在熱管段破口下，成功準則為3個安 全注射箱至少有2個能將水注入一回路。安全殼噴淋。安全殼噴淋是安全殼內熱量導出的唯一手段。在整個24h的事故 分析中，都需要該系統(tǒng)正常投入運行。成功準則是2臺安全殼噴淋泵至少1臺能將水經 1臺熱交換器注射器到安全殼內。低壓

54、安全注射直接注射。成功準則要求2臺低壓安全注射泵至少1臺能正常運 行。從換料水箱取水，經冷段注射管線注水，3根注射管至少2根有效。低壓再循環(huán)冷卻注射。成功準則要求2臺低壓安全注射泵至少1臺能正常運行。 從地坑汲水，經冷段注射管線注水。3根注射管至少2根有效。熱段大破口工況A213安注箱注入1/2安全殼噴溫低壓富接注 Aolh低壓循環(huán).冷段注入 l-24h序列 號序列后果堆始頻率(U堆年)LB-HL-ACFOOLEASLP002LT1.4F1.Q3E-08L3F7.49E-091.2 1F4.86E 081.1 iF6.68E-11圖4.2熱段大LOCA下的事件樹4.3.2點小破口失水煤故氓:F

55、-曜芯熠化壓水堆小破口失水事故是指由于反應堆冷卻劑系統(tǒng)管道或與之相同的部件出現(xiàn)的小 破口，所造成的冷卻劑喪失速率超過冷卻劑補給系統(tǒng)正常補水能力的冷卻劑喪失事故。 與大破口事故相比，小破口失水事故在物理上有如下特點：小破口失水事故只有噴放， 再淹沒和長期冷卻3個階段，沒有再灌水階段；小破口失水事故降壓速度較慢，蒸汽發(fā) 生器二次側熱阱在事故早期起著重要的排熱作用，而大破口失水事故中蒸汽發(fā)生器二次 側幾乎不起熱阱作用；小破口失水事故降壓過程中有一個明顯的壓力略高于二次側熱阱 壓力的壓力平臺，而大破口失水事故沒有。初態(tài)：電功率：983.8MW；堆功率：2890.1MW;RCP壓力：15.4MPa； R

56、CP平均溫 度：310.0C；氙毒：99.2% ；壽期：BOL；硼濃度：834.5ppm；調節(jié)棒位：191step；描 述：滿功率Xe平衡。故障設置1：反應堆冷卻系統(tǒng)RCP；故障代號：rcp03a；故障類型：變量型；故障描述:環(huán)路一熱管段破口（01）；變量型：最終值=0.01 ；延遲時間（小時：分：秒）: 00:00:00；漸變時間（小時：分：秒）：00:00:10。表4.2核電教學模擬機得出的冷卻劑破口失水事故的事件序列事件序列事件觸發(fā)時間事件描述100:00:19穩(wěn)壓器壓力補償值200:00:48穩(wěn)壓器壓力低300:01:00穩(wěn)壓器水位彳氐于設定值400:01:01上充管線溫度低500:0

57、3:48操作帶高位600:07:18C11閉鎖提棒（R棒）700:07:25P11允許信號800:07:52穩(wěn)壓器水位低2報警900:08:25AVG MAX/TEM REF 溫度差1000:08:35穩(wěn)壓器水位低3報警1100:09:36停堆1200:09:36功率量程變化率高1300:09:36操作帶低位1400:09:37汽機脫扣1500:09:38R棒LO-LO-LO行程限值1600:09:38環(huán)路DELTA-T偏差值1700:09:38環(huán)路平均溫度偏差高1800:09:38蒸汽管線流量高或壓力低1900:09:39主蒸汽隔離2000:09:39安注啟動2100:09:39蒸汽發(fā)生器水

58、位異常2200:09:46上充管線流量異常2300:09:50SG給水流量異常2400:09:54主泵軸封水流量低2500:09:59ASG泵啟動2600:10:04RCP溫度低2700:10:09除氧器水位異常故障設置2：反應堆冷卻系統(tǒng)RCP；故障代號：rcp03a；故障類型：變量型；故障 描述：環(huán)路一熱管段破口（01）；變量型：最終值=0.01；延遲時間（小時：分：秒）： 00:00:00；漸變時間（小時：分：秒）：00:05:00。表4.3核電教學模擬機得出的冷卻劑破口失水事故的事件序列事件序列事件觸發(fā)時間事件描述100:01:39穩(wěn)壓器壓力補償值200:02:50上充管線溫度低300:

59、02:58穩(wěn)壓器水位彳氐于設定值400:03:54穩(wěn)壓器壓力低500:07:23操作帶高位600:10:36穩(wěn)壓器水位低2報警700:10:50C11閉鎖提棒（R棒）800:10:50P11允許信號900:11:21穩(wěn)壓器水位低3報警1000:11:34AVG MAX/TEM REF 溫度差1100:14:48停堆1200:14:48功率量程變化率高1300:14:48操作帶低位1400:14:49R棒LO-LO-LO行程限值1500:14:49汽機脫扣1600:14:50環(huán)路DELTA-T偏差值1700:14:50環(huán)路平均溫度偏差高1800:14:50蒸汽管線流量高或壓力低1900:14:5

60、1主蒸汽隔離2000:14:51安注啟動2100:14:51蒸汽發(fā)生器水位異常2200:14:58上充管線流量異常2300:15:01SG給水流量異常2400:15:07主泵軸封水流量低2500:15:11ASG泵啟動2600:15:14RCP溫度低2700:15:21除氧器水位異常2800:15:59上充管線壓力低2900:21:26穩(wěn)壓器水位高于設定值3000:22:17安全殼壓力高小破口失水事故，堆芯不會裸露，單靠上充不能補償噴出的冷卻劑。PZR的壓力和 水位都會下降，直到反應堆自動緊急停堆和安注投入，進入事故工況。破口噴出的冷卻 劑可由安注補償。堆芯的剩余衰變熱主要由SG導出，極力防止