核反應(yīng)堆安全分析復(fù)習(xí)提要

核反應(yīng)堆安全分析復(fù)習(xí)提要第1頁/共40頁1、核反應(yīng)堆安全性特征

（即安全考慮的出發(fā)點(diǎn)）強(qiáng)放射性衰變熱功率可能暴走放射性廢物的貯存與處置高溫高壓水第2頁/共40頁2、核安全總目標(biāo)、輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)核安全的總目標(biāo)：在核電廠里建立并維持一套有效的防護(hù)措施，以確保工作人員、公眾及環(huán)境免遭過量的放射性危害。輻射防護(hù)目標(biāo)：確保在正常運(yùn)行時(shí)核電廠釋放出的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規(guī)定的限值，還確保事故時(shí)引起的輻射照射程度得到緩解。技術(shù)安全目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對(duì)核電廠設(shè)計(jì)中考慮的所有事故，甚至對(duì)于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果是小的；確保那些會(huì)帶來嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低。第3頁/共40頁3、核反應(yīng)堆安全基本設(shè)計(jì)思想和主要設(shè)計(jì)原則基本設(shè)計(jì)思想：縱深設(shè)防，多層屏障縱深設(shè)防一般包括下列五個(gè)層次：高質(zhì)量的設(shè)計(jì)、施工和運(yùn)行采用工程實(shí)踐確認(rèn)的和保守的設(shè)計(jì)；選用實(shí)踐和試驗(yàn)驗(yàn)證過的材料和設(shè)備；在設(shè)計(jì)、選材、制造、運(yùn)輸、建設(shè)、安裝、調(diào)試、運(yùn)行和維修等各個(gè)環(huán)節(jié)，采取嚴(yán)格的質(zhì)量管理和監(jiān)督；加強(qiáng)運(yùn)行人員的安全素養(yǎng)和培訓(xùn)，保證核電廠具有極高的運(yùn)行穩(wěn)定性和可靠性，從而降低偏離正常運(yùn)行狀態(tài)的出現(xiàn)概率。停堆保護(hù)及余熱排出系統(tǒng)停堆保護(hù)及余熱排出系統(tǒng)能限制反應(yīng)堆的功率、溫度、壓力、水位和流量等參數(shù)的變化，使反應(yīng)堆運(yùn)行在安全限度所允許的范圍內(nèi)。一旦出現(xiàn)有損于反應(yīng)堆安全的異常工況，這些系統(tǒng)能完成停堆保護(hù)動(dòng)作，保證余熱導(dǎo)出，將反應(yīng)堆導(dǎo)至并保持在安全停堆狀態(tài)，從而防止運(yùn)行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故。專設(shè)安全設(shè)施壓水堆的專設(shè)安全設(shè)施包括：應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、應(yīng)急電源和消氫系統(tǒng)等。反應(yīng)堆一旦發(fā)生事故，這些系統(tǒng)能用來限制事故的后果，把事故后果降低到可以接受的水平。從而防止萬一出現(xiàn)的事故發(fā)展成為堆芯熔化的嚴(yán)重事故。第4頁/共40頁事故處置及特殊設(shè)施在事故的嚴(yán)重程度已超越設(shè)計(jì)技術(shù)規(guī)范的情況下，采用特定的運(yùn)行對(duì)策和特殊設(shè)施進(jìn)行事故處置。以常規(guī)或非常規(guī)的方式最佳利用各種設(shè)備來恢復(fù)對(duì)電廠的控制，保證堆芯的持續(xù)冷卻，包容放射性物質(zhì)，保護(hù)包容功能，防止放射性非控釋放到環(huán)境。廠外應(yīng)急計(jì)劃和措施在人們盡了最大努力提供的保護(hù)被突破后，可用廠外應(yīng)急對(duì)策作補(bǔ)救。此時(shí)，采取一些保護(hù)行動(dòng)來緩解周圍居民及環(huán)境的影響，這些保護(hù)行動(dòng)包括居民的掩蔽、撤離和治療、食品控制等，盡力限制放射性物質(zhì)對(duì)人體和環(huán)境的危害。多層屏障：為防止放射性物質(zhì)的釋放，壓水堆核電廠普遍采用了多層實(shí)體屏障。這些屏障主要包括燃料元件包殼、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界和安全殼。另外，燃料芯塊、反應(yīng)堆冷卻劑、安全殼內(nèi)空間及廠外防護(hù)距離也都可視為緩解放射性危害的屏障。第5頁/共40頁主要設(shè)計(jì)原則單一故障原則冗余度和多樣性原則獨(dú)立性原則故障安全原則固有安全原則第6頁/共40頁4、冗余度和多樣性設(shè)計(jì)原則及其出發(fā)點(diǎn)冗余度：采用多個(gè)類似的系統(tǒng)并聯(lián)起來，以使某個(gè)系統(tǒng)失效時(shí)不影響電廠的運(yùn)行。其出發(fā)點(diǎn)是：滿足高可靠性和單一故障準(zhǔn)則的要求。多樣性：采用多個(gè)獨(dú)立的和不同的方法實(shí)現(xiàn)同一目的。其出發(fā)點(diǎn)是：對(duì)付共模失效第7頁/共40頁5、核反應(yīng)堆基本安全功能和主要安全系統(tǒng)核反應(yīng)堆的基本安全功能：反應(yīng)性控制、堆芯冷卻、放射性包容。與安全有關(guān)的系統(tǒng)和設(shè)施主要包括：反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)和專設(shè)安全設(shè)施。壓水堆核電廠的主要專設(shè)安全設(shè)施有：1）應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)；2）安全殼；3）安全殼噴淋系統(tǒng)；4）輔助給水系統(tǒng)；5）安全殼消氫和凈化系統(tǒng)等。第8頁/共40頁6、核反應(yīng)堆瞬變分析理論基礎(chǔ)總體上點(diǎn)堆動(dòng)力學(xué)方程質(zhì)量、動(dòng)量和能量守恒方程具體事故反應(yīng)性事故瞬態(tài)特性失流事故流量衰減規(guī)律熱阱喪失事故升溫升壓規(guī)律破口類事故的系統(tǒng)降壓特性第9頁/共40頁7、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況分類的原則和具體分類分類的原則：發(fā)生頻率高的工況要求其后果輕微，而后果嚴(yán)重的工況要求其發(fā)生頻率極低。按照該原則，美國核學(xué)會(huì)把設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件范圍內(nèi)的核電廠運(yùn)行及事故工況分為四類，它們是：工況I：正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)，包括：（1）核電廠反應(yīng)堆的正常啟動(dòng)、停堆和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行。包括核電廠的正常啟動(dòng)、停堆、正常穩(wěn)態(tài)功率運(yùn)行、熱停堆、冷停堆、正常換料等工況。這些工況構(gòu)成了核電廠的運(yùn)行模式。（2）帶有允許偏差的運(yùn)行，如發(fā)生少量燃料元件包殼泄漏，一回路冷卻劑放射性水平略有偏高、蒸汽發(fā)生器傳熱管微小泄漏等，但未超過技術(shù)規(guī)格書所規(guī)定的最大允許值。（3）運(yùn)行瞬態(tài)，如核電廠的升溫升壓或冷卻卸壓，以及在允許范圍內(nèi)的負(fù)荷變化等。第10頁/共40頁工況II：中等頻率事故也稱預(yù)計(jì)運(yùn)行瞬態(tài)。指在核電廠運(yùn)行壽期內(nèi)預(yù)計(jì)會(huì)出現(xiàn)一次或數(shù)次偏離正常運(yùn)行的運(yùn)行過程，其發(fā)生頻率大于10-2/堆年。工況III：稀有事故對(duì)單個(gè)核電廠來說，不大可能發(fā)生，但從整體核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)積累來說，則有可能出現(xiàn)的事故。這類事故的發(fā)生頻率約在10-4/堆年到10-2/堆年之間。工況IV：極限事故預(yù)計(jì)不會(huì)發(fā)生，因而也稱為假想事故。然而這類事故一旦發(fā)生，則可能釋放大量放射性物質(zhì)，后果非常嚴(yán)重，因而在核電廠設(shè)計(jì)中也必須加以考慮。這類事故的發(fā)生頻率小于10-4/堆年。第11頁/共40頁8、壓水堆核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的物理分類

從物理現(xiàn)象上來看，壓水堆核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故又可分為8組，具體是：（1）二回路系統(tǒng)排熱增加，包括：－給水系統(tǒng)故障導(dǎo)致給水溫度降低－給水系統(tǒng)故障導(dǎo)致給水流量增加－蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞導(dǎo)致蒸汽流量增加－誤打開蒸汽發(fā)生器泄壓閥或安全閥－安全殼內(nèi)、外各種蒸汽管道破裂（２）二回路系統(tǒng)排熱減少，包括：－蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞導(dǎo)致蒸汽流量減少－失去外部電負(fù)荷－汽輪機(jī)跳閘（截止關(guān)閉）－誤關(guān)主蒸汽管線隔離閥－冷凝器真空破壞－同時(shí)失去廠內(nèi)及廠外交流電源－失去正常給水流量－給水管破裂第12頁/共40頁（３）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少，包括：－一個(gè)或多個(gè)反應(yīng)堆主泵停止運(yùn)行－反應(yīng)堆主泵泵軸卡死－反應(yīng)堆主泵泵軸斷裂（４）反應(yīng)性和功率分布異常，包括；－次臨界或低功率啟動(dòng)時(shí)，控制棒組件失控抽出，包括換料時(shí)誤提出控制棒或暫時(shí)取出控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)－功率運(yùn)行時(shí)，控制棒組件失控抽出－由于系統(tǒng)故障或操縱員誤操作所致的控制棒誤操作，包括部分長度控制棒誤操作－啟動(dòng)一條未投入運(yùn)行的反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路或在不適當(dāng)?shù)臏囟认聠?dòng)一條再循環(huán)環(huán)路－化學(xué)與容積控制系統(tǒng)故障導(dǎo)致冷卻劑硼濃度降低－在不適當(dāng)?shù)奈恢谜`裝或操作一組燃料組件－各種控制棒彈出事故（５）反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加，包括：－功率運(yùn)行時(shí)誤操作應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)－化學(xué)容積控制系統(tǒng)故障（或運(yùn)行人員誤操作）導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加第13頁/共40頁（６）反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少，包括：－穩(wěn)壓器安全閥或釋放閥意外開啟－一回路壓力邊界安全殼儀表或其他系統(tǒng)管線破裂－蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂－反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)假想的各種管道破裂所導(dǎo)致的失水事故（７）系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放，包括：－放射性氣體廢物系統(tǒng)泄漏或破損

―放射性液體廢物系統(tǒng)泄漏或破損－假想的液體貯箱破損而產(chǎn)生的放射性釋放－設(shè)計(jì)基準(zhǔn)燃料操作事故－廢燃料貯罐掉落事故（８）未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)，包括：－誤提出控制棒未能停堆－失去給水未能停堆－失去交流電源未能停堆－失去電負(fù)荷未能停堆－冷凝器真空破壞未能停堆－汽輪機(jī)跳閘未能停堆－主蒸汽管道隔離閥關(guān)閉未能停堆第14頁/共40頁9、單一故障準(zhǔn)則及其使用方法單一故障準(zhǔn)則：完成某一安全功能的系統(tǒng)或設(shè)備，若執(zhí)行其預(yù)定的安全功能，需要N個(gè)子系統(tǒng)或部件，設(shè)計(jì)時(shí)至少要設(shè)計(jì)N+1個(gè)子系統(tǒng)或部件，以允許系統(tǒng)或設(shè)備具有承受發(fā)生一個(gè)隨機(jī)故障而不喪失其安全功能的能力。第15頁/共40頁使用方法：1）單一事件引發(fā)的多重故障仍歸為單一故障；2）整個(gè)核電廠系統(tǒng)只考慮一個(gè)故障；3）整個(gè)事故期間只考慮一個(gè)故障，短期階段只考慮能動(dòng)故障，長期階段可考慮能動(dòng)故障，也可考慮非能動(dòng)故障；4）單一故障準(zhǔn)則是針對(duì)安全級(jí)設(shè)備而言的，對(duì)非安全級(jí)設(shè)備不考慮其緩解效果，只考慮其不利影響；5）只有在設(shè)備調(diào)用時(shí)才考慮失效問題；6）在技術(shù)規(guī)格書中明確的定期維護(hù)、檢修和實(shí)驗(yàn)的設(shè)備，不認(rèn)為其是不可用的；7）全部設(shè)備正常工作時(shí)造成最嚴(yán)重的后果，單一故障準(zhǔn)則可以考慮是無故障；8）必須把事故與故障區(qū)分開來，事故分析中只考慮初因事件加單一故障，而不考慮事故的迭加；9）失去廠外電和最大價(jià)值的一組控制棒卡在堆外是事故分析的附加條件，不能作為單一故障準(zhǔn)則考慮；10）某一故障的繼發(fā)故障仍作為單一故障；11）對(duì)不同的驗(yàn)收準(zhǔn)則要求，可以假設(shè)不同的單一故障；12）事故分析時(shí)必須要找出最保守的單一故障，即極限單一故障。第16頁/共40頁10、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的通類驗(yàn)收準(zhǔn)則工況I

定性：不應(yīng)觸發(fā)反應(yīng)堆保護(hù)停堆。定量：各種參數(shù)變化不超過停堆保護(hù)限值。工況II定性：保護(hù)系統(tǒng)能夠停堆；必要的校正動(dòng)作后可重新投入運(yùn)行；不引發(fā)更嚴(yán)重的工況；確保燃料包殼完整性；不超過一二回路壓力限值；放射性后果不超過正常限值。定量：燃料元件不燒毀，即MDNBR>限值；一回路壓力<110％設(shè)計(jì)壓力；放射性后果<10％10CFR100限值。第17頁/共40頁工況III定性：燃料元件受損不大于某一小份額；不影響堆芯幾何及可冷卻性；不引發(fā)更嚴(yán)重的工況；不進(jìn)一步損壞壓力邊界；不進(jìn)一步損壞安全殼屏障；不影響公眾使用廠外區(qū)域；放射性后果不超過劑量限制。定量：包殼峰值溫度<1204℃（持續(xù)高溫，堆芯裸露）、<1482℃（瞬時(shí)高溫，堆芯不裸露）；一回路壓力<120％設(shè)計(jì)壓力；放射性后果<25％10CFR100限值。工況IV定性：燃料元件受損不大于某一份額；不影響堆芯幾何及可冷卻性；不引發(fā)更嚴(yán)重的工況；不進(jìn)一步損壞壓力邊界；不導(dǎo)致緩解設(shè)施喪失功能；不進(jìn)一步損壞安全殼屏障；放射性后果不超過劑量限制。定量：包殼峰值溫度<1204℃（持續(xù)高溫，堆芯裸露）、<1482℃（瞬時(shí)高溫，堆芯不裸露）；一回路壓力<120％設(shè)計(jì)壓力；放射性后果<100％10CFR100限值。第18頁/共40頁11、失控提棒事故的自動(dòng)保護(hù)設(shè)置，快速提棒和慢速提棒的主要差異反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的自動(dòng)保護(hù)設(shè)置源量程高核通量反應(yīng)堆停堆當(dāng)二個(gè)獨(dú)立的源量程通道中的任一個(gè)通道指示出其核通量水平超過預(yù)定的整定值時(shí)，觸發(fā)停堆信號(hào)。只有當(dāng)任一中間量程核通量通道指出其通量水平超過某一規(guī)定值時(shí)，才可以手動(dòng)閉鎖源量程高核通量停堆信號(hào)。當(dāng)二個(gè)中間量程通道指示的中子通量水平低于該規(guī)定值時(shí)，停堆功能自動(dòng)恢復(fù)。中間量程高核通量停堆當(dāng)二個(gè)獨(dú)立的中間量程通道指示出中子通量水平高于預(yù)定的整定值時(shí)，觸發(fā)停堆信號(hào)，當(dāng)四個(gè)功率量程的通道中有二個(gè)通道指示出中子通量水平在額定功率的10％以上時(shí)，中間量程高核通量停堆才可手動(dòng)閉鎖；而當(dāng)四個(gè)通道中的三個(gè)通道的中子通量水平的讀數(shù)在10％以下時(shí)，該停堆功能就自動(dòng)恢復(fù)。第19頁/共40頁功率量程高核通量停堆（低定值）當(dāng)四個(gè)功率量程通道中的任意二個(gè)通道指示出功率水平高于25％額定功率時(shí)，就發(fā)生停堆動(dòng)作。只有當(dāng)四個(gè)通道中任二個(gè)通道指示出功率水平在額定的功率水平的10％以上時(shí)，才可以手動(dòng)閉鎖；而當(dāng)四個(gè)通道中任意三個(gè)通道的功率水平在10％以下時(shí)，停堆功能就自動(dòng)恢復(fù)。功率量程高中子通量停堆（高定值）當(dāng)四個(gè)功率量程通道中的任意二個(gè)通道指示的功率水平在某一停堆定值以上時(shí)就發(fā)生停堆動(dòng)作，這一停堆功能不能閉鎖。高中子通量正變化速率停堆當(dāng)四個(gè)功率量程通道中任二個(gè)通道的中子通量的正變化速率超過某一停堆定值時(shí)就發(fā)生停堆動(dòng)作。該停堆功能不能閉鎖。超溫ΔT和超功率ΔT穩(wěn)壓器高壓、高水位第20頁/共40頁主要差異快速提棒：瞬態(tài)過程十分迅速，堆功率增長很快，堆冷卻劑平均溫度和壓力變化相對(duì)較小，通常觸發(fā)高功率保護(hù)停堆；慢速提棒：瞬態(tài)過程較為緩慢，堆功率增加相對(duì)緩慢，而冷卻劑平均溫度和壓力有較大變化，通常觸發(fā)超溫ΔT停堆。第21頁/共40頁12、彈棒事故的起因、過程特征及其危害性起因：控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)密封殼套發(fā)生破裂，巨大的壓差將控制棒彈出堆芯（<0.05秒）。特征：1）快速的階躍反應(yīng)性引入，堆功率急劇上升；2）形成堆芯功率分布不均勻，而且因子比較大，形成局部高功率；3）小破口事故，但從失水角度來看不嚴(yán)重，從反應(yīng)性的角度來看，有一定有利影響；4）總體上形成功率、溫度快速短暫的增長。危害：1）局部過熱可能造成芯塊熔化；2）過熱芯塊與冷卻劑直接接觸，熱能轉(zhuǎn)化為機(jī)械能形成沖擊波，損害堆芯結(jié)構(gòu)和可冷卻性；3）包殼過熱脆化而破裂；4）冷卻劑升溫升壓，進(jìn)一步損壞一回路完整性。第22頁/共40頁13、失流事故的過程特點(diǎn)及其對(duì)核電廠設(shè)計(jì)的要求過程特點(diǎn)：冷卻劑流量降低，堆芯傳熱能力下降，事故高潮期很短，過程很快。要求：1）功率水平和分布因子合理；2）停堆保護(hù)及時(shí)；3）控制棒下落速度要快；4）主泵飛輪轉(zhuǎn)動(dòng)慣量足夠；5）蒸汽發(fā)生器與堆芯高度差足夠。第23頁/共40頁14、汽輪機(jī)跳閘事故的起因及其包絡(luò)性起因：1）發(fā)電機(jī)停機(jī)（甩負(fù)荷）；2）真空冷凝器失效；3）喪失潤滑油；4）汽輪機(jī)推力軸承故障；5）汽輪機(jī)超速；6）誤操作。包絡(luò)性：汽輪機(jī)跳閘事故的分析結(jié)果可以包絡(luò)：蒸汽流量減小、外負(fù)荷喪失、主蒸汽隔離閥關(guān)閉和冷凝器真空喪失四種事故的結(jié)果。第24頁/共40頁15、主蒸汽管道破裂事故的物理過程，有、無濃硼注入的主要差異物理過程：主蒸汽管道破裂后，大量蒸汽從破口噴出，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)降壓，一回路到二回路傳熱增加，冷卻劑溫度下降，負(fù)反應(yīng)性反饋導(dǎo)致堆芯引入正反應(yīng)性。若反應(yīng)堆處于停堆工況下，堆芯停堆裕度降低，甚至可能重返臨界；若反應(yīng)堆處于功率運(yùn)行狀態(tài)，堆功率增加，進(jìn)而導(dǎo)致功率保護(hù)停堆，停堆后的過程與初始處于停堆工況過程相似。有無濃硼注入的主要差異：有濃硼注入時(shí)，濃硼的注入主宰反應(yīng)性的變化，堆功率在達(dá)到峰值后下降，反應(yīng)堆趨于熱態(tài)零功率工況；無濃硼注入時(shí)，慢化劑降溫引起的反應(yīng)性變化主要靠燃料多普勒反應(yīng)性來補(bǔ)償，反應(yīng)性在峰值后趨于零，堆功率趨于一個(gè)穩(wěn)定值。反應(yīng)堆趨于某一穩(wěn)定功率狀態(tài)。第25頁/共40頁16、大破口失水事故分析的主要假設(shè)及ECCS驗(yàn)收準(zhǔn)則主要假設(shè)

1）102％額定功率；2）最大功率不均勻因子；3）軸向功率取壽期中最危險(xiǎn)的截?cái)嘤嘞曳植迹?）燃耗選取以使得燃料元件氣隙最大，儲(chǔ)熱最大；5）由溫度及空泡負(fù)反應(yīng)性停堆；6）衰變熱選取；7）鋯水反應(yīng)取BAKER-JUST關(guān)系式；8）金屬構(gòu)建儲(chǔ)熱；9）破口臨界噴放取Moody噴放關(guān)系式，噴放系數(shù)0.6～1.0；10）ECCS流量在噴放階段全部流失，注入破損環(huán)路的ECC水全部流失；11）CHF后果采用膜態(tài)沸騰公式；12）極限的單一故障；13）安全殼壓力偏低選??；14）再淹沒階段主泵卡軸；15）上封頭溫度保守假設(shè)；16）燃料腫脹引起的流量阻塞效應(yīng)。第26頁/共40頁ECCS驗(yàn)收準(zhǔn)則燃料元件包殼峰值溫度不超過1204℃；包殼與水蒸汽作用所氧化的最大包殼壁厚不超過原壁厚的17％；與水或水蒸汽發(fā)生反應(yīng)的燃料元件包殼重量不超過堆內(nèi)包殼材料總重量的1％；堆芯幾何形狀的變化應(yīng)限制在堆可冷卻的限度之內(nèi)；能實(shí)施長期堆芯冷卻，以去除衰變熱。第27頁/共40頁17、大破口失水事故的物理過程及其主要參數(shù)變化規(guī)律物理過程1）噴放階段：破口出現(xiàn)后，冷卻劑從破口噴出，首先是很短暫的欠熱臨界噴放，然后很快進(jìn)入飽和臨界噴放，冷卻劑壓力快速下降；堆芯流量在早期會(huì)出現(xiàn)短暫的流動(dòng)逆轉(zhuǎn)過程，出現(xiàn)流動(dòng)滯止現(xiàn)象，導(dǎo)致包殼出現(xiàn)第一個(gè)溫升峰；ECCS水旁路堆芯，直接從破口損失，堆芯傳熱條件惡化；噴放后期包殼溫度開始快速上升；冷卻劑幾乎喪失完后，噴放結(jié)束。2）再充水階段：在噴放結(jié)束后，ECCS水逐漸進(jìn)入壓力殼的下腔室，壓力殼水位開始回升；但堆芯處于裸露狀態(tài)，燃料包殼溫度快速上升（幾乎是絕熱升溫），并可能有少量的鋯水反應(yīng)；當(dāng)壓力殼水位到達(dá)堆芯底部后，再充水階段結(jié)束。3）再淹沒階段：ECCS冷卻劑開始與熾熱的燃料包殼接觸，開始對(duì)底部包殼起冷卻作用，但很快被汽化，包殼溫度上升速度逐漸變慢，堆芯水位上升緩慢，鋯水反應(yīng)逐漸顯著；隨著水位的上升，再淹沒前沿的傳熱工況有一個(gè)轉(zhuǎn)變過程（蒸汽冷卻→膜態(tài)傳熱→泡核沸騰→單相液冷卻）；包殼溫度開始轉(zhuǎn)為下降，堆芯逐漸淹沒，淹沒后的包殼溫度快速下降；當(dāng)堆芯被完全淹沒后，再淹沒階段結(jié)束。4）長期冷卻階段：ECCS水冷卻堆芯后，從破口流入安全殼地坑，通過安注再循環(huán)模式實(shí)現(xiàn)長期冷卻。第28頁/共40頁主要參數(shù)變化規(guī)律1）堆功率：由于大破口失水事故系統(tǒng)降壓極快，0.1秒內(nèi)，可降到冷卻劑的飽和壓力，從而生成大量蒸汽，堆內(nèi)空泡效應(yīng)引入的負(fù)反應(yīng)性使反應(yīng)堆自行停閉；停堆后剩余中子功率迅速減小，此后主要釋放衰變熱。2）RCS壓力變化：在最初極短的一段時(shí)間內(nèi)為欠熱噴放，壓力迅速下降，進(jìn)入飽和噴放后，壓力下降略有減緩；在再充水，再淹沒階段，注入的低溫安注水使堆芯蒸汽凝結(jié)，此后雖水位在上升，但系統(tǒng)壓力仍然緩慢下降。3）熱點(diǎn)包殼溫度：在噴放階段，由于流動(dòng)逆轉(zhuǎn)形成一個(gè)包殼升溫峰；在再充水階段，堆芯內(nèi)既無液體冷卻劑，又無顯著蒸汽流動(dòng)，元件處于裸露狀態(tài)，包殼幾乎處于絕熱升溫狀態(tài)，包殼溫度上升很快，是包殼的主要升溫階段；進(jìn)入再淹沒階段后，隨著蒸汽產(chǎn)生量的增加，包殼升溫越來越緩慢，繼而開始轉(zhuǎn)為下降；當(dāng)熱點(diǎn)被淹沒后，熱點(diǎn)包殼溫度快速下降；堆芯淹沒后，包殼溫度逐漸下降。4）堆芯水位：噴放階段，堆芯水位迅速下降。安注箱水及低壓安注泵注水流入下腔室后，壓力容器水位開始逐漸上升；在水位上升至堆芯底部之后，開始再淹沒階段，由于部分水量因冷卻堆芯而汽化，因此再淹沒階段堆芯水位上升緩慢。堆芯淹沒后，水位逐漸提高。第29頁/共40頁18、破口位置對(duì)大破口失水事故物理過程和后果的影響通常冷管段破口會(huì)造成更高的包殼峰值溫度，比熱段破口危險(xiǎn)，因?yàn)椋?）破口流量與原堆芯流量方向相反，引起噴放早期冷卻惡化；2）上腔室壓力高，使堆芯水位降低；3）破口流出的是低焓冷卻劑，流量大而帶出的熱量少；4）ECC水流失比例高。而對(duì)安全殼超壓來說，熱段破口可能更危險(xiǎn)。第30頁/共40頁19、小破口失水事故的物理過程及其主要參數(shù)變化規(guī)律物理過程1）環(huán)路流量維持階段：破口冷卻劑喪失，壓力殼水位下降，一回路系統(tǒng)降壓，堆芯熱量通過環(huán)路循環(huán)從蒸汽發(fā)生器熱阱排出；ECCS注水流量較小。2）環(huán)路流量中止階段（環(huán)路水封存在階段）：當(dāng)壓力殼水位低于主管道所在平面后，環(huán)路流量中止；堆芯開始產(chǎn)生大量蒸汽，并在上腔室積累；上腔室壓力相對(duì)偏高，迫使堆芯水位不斷降低，導(dǎo)致堆芯裸露升溫；堆芯熱量主要靠回流冷凝方式從蒸汽發(fā)生器二次熱阱帶出；安注流量很難進(jìn)入堆芯，大部分從破口流失；當(dāng)蒸汽積累導(dǎo)致上封頭壓力足以克服殘留在U形管彎曲段中的水封壓頭時(shí)，環(huán)路水封清除。3）環(huán)路水封清除階段：環(huán)路水封清除后，壓力再平衡使得下行段中的冷卻水流回堆芯，堆芯被快速淹沒，系統(tǒng)壓力快速下降。4）長期冷卻階段：ECC水冷卻堆芯后，從破口流入安全殼地坑，通過安注再循環(huán)模式實(shí)現(xiàn)長期冷卻。第31頁/共40頁主要參數(shù)變化規(guī)律1）堆功率：事故開始，破口冷卻劑喪失使得RCS快速降壓，引起慢化劑密度下降，導(dǎo)致堆功率單調(diào)下降；當(dāng)穩(wěn)壓器壓力降到低壓停堆整定值時(shí)，反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)開始緊急停堆；隨著控制棒的插入，堆功率劇減，快速降到衰變熱水平。2）系統(tǒng)壓力：事故開始，RCS因破口冷卻劑過冷臨界噴放而快速降壓。當(dāng)降至上腔室及熱段冷卻劑飽和壓力時(shí)，因上腔室及熱段冷卻劑閃蒸，RCS出現(xiàn)短暫的再升壓階段；此后由于堆功率下降，RCS降壓恢復(fù)；停堆后功率劇減，上腔室及熱段冷卻劑溫度也隨之減??；由于環(huán)路自然循環(huán)停止，主泵入口前的U形段出現(xiàn)水封，水封的出現(xiàn)使得破口排熱受阻，RCS降壓變緩。3）壓力容器（堆芯）水位：一開始，由于位置較高的穩(wěn)壓器尚未排空，壓力容器水位維持不變；當(dāng)壓力降到上腔室冷卻劑溫度所對(duì)應(yīng)的飽和壓力，引起上腔室冷卻劑閃蒸后，壓力容器水位開始下降；當(dāng)穩(wěn)壓器排空后，壓力容器水位開始快速下降；當(dāng)壓力平衡使堆下行段內(nèi)的冷卻劑及ECC水流入堆芯后，堆芯水位開始快速回升，重新淹沒堆芯；到安注箱注入后，堆內(nèi)水位開始整體回升。4）包殼溫度：事故開始，由于事先停泵及芯塊儲(chǔ)存熱釋放，包殼出現(xiàn)短期升溫。接著由于堆功率下降，包殼溫度開始下降；堆芯裸露后，包殼開始升溫，直到環(huán)路部分水封臨時(shí)消除，使得部分液相冷卻劑涌入堆芯，燃料包殼溫度大幅下降；環(huán)路水封消除后，隨著堆芯迅速淹沒，包殼升溫結(jié)束。第32頁/共40頁20、如何區(qū)分蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故和小破口失水事故蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂是失水事故的一種特殊情況，從一回路裝量減少的立場來看，其嚴(yán)重性可以用小破口事故來包絡(luò)。與小破口失水事故相比，蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂有如下幾個(gè)特征現(xiàn)象：（1）事故前后安全殼儀表指示沒有變化；（2）破損蒸汽發(fā)生器水位，給水流量異常；（3）冷凝器排氣和蒸汽發(fā)生器排污取樣系統(tǒng)輻射水平異常。此外：（1）小破口失水事故僅失去一回路壓力邊界的完整性和安全殼的完整性，放射性物質(zhì)旁通安全殼而直接釋放到環(huán)境；（2）小破口失水事故在30min內(nèi)不要求操縱員干預(yù)，而SGTR事故則要求操縱員必須盡快干預(yù)。第33頁/共40頁21、操縱員不干預(yù)時(shí)蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故的趨向工況及其危害性，操縱員干預(yù)時(shí)的主要干預(yù)內(nèi)容及其出發(fā)點(diǎn)趨向工況：一回路冷卻劑進(jìn)入破損蒸汽發(fā)生器的流量=破損蒸汽發(fā)生器向環(huán)境的釋放流量=安注系統(tǒng)的注入流量危害性：1）放射性直接排放到環(huán)境；2）蒸汽發(fā)生器滿溢可能導(dǎo)致安全閥卡開或二回路完整性喪失，進(jìn)而導(dǎo)致放射性釋放大大增加；3）RWST水量耗盡后可能導(dǎo)致嚴(yán)重事故。干預(yù)內(nèi)容及出發(fā)點(diǎn)：1）鑒別事故及破損蒸汽發(fā)生器，以利后續(xù)操作；2）隔離破損蒸汽發(fā)生器，減少放射性釋放；3）實(shí)施RCS冷卻，使其溫度低于破損蒸汽發(fā)生器壓力對(duì)應(yīng)的飽和溫度約25℃，為降壓作準(zhǔn)備；4）實(shí)施一回路降壓，以中止破口流量；5）停堆安注，最終終止破口流量；6）后期冷卻，將反應(yīng)堆導(dǎo)向安全停堆工況。第34頁/共40頁22、給水喪失ATWS的物理過程（1）給水喪失階段：給水喪失，二回路傳熱能力降低；二回路系統(tǒng)升溫升壓，SG水位下降；一回路系統(tǒng)升溫升壓，水位上升；堆功率因負(fù)反應(yīng)性反饋稍微降低。（2）停堆失效階段：汽輪機(jī)停車，SG釋放閥/安全閥開啟；穩(wěn)壓器釋放閥；AFW投入但不足以排熱，SG水位仍然降低；RCS出現(xiàn)較嚴(yán)重的升溫升壓；堆功率進(jìn)一步降低。（3）SG蒸干階段（高潮階段）：SG水位很低，熱阱幾乎喪失；RCS急劇升溫升壓，安全閥開啟，穩(wěn)壓器可能滿水；堆功率