核工程与核技术毕业论文

本 科 毕 业 设 计 设计题目： 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 系别名称： 能源与动力工程系 年级专业： 核工程与核技术 班 级： 核本 082 班 学生姓名： 指导教师： 鞠志萍 完成日期： 2012 年 5 月 4 日 密级：内部 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 The Accident of Break in Hot Leg of Reactor Coolant System 系别名称： 能源与动力工程系 专业班级： 核工程与核技术 学生姓名： 学 号： 指导教师： 鞠志萍反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - I - 摘 要 对核电站安全进行研究 ,了解其薄弱环节，并采取有效措施保证核安全，这具有非常重要的意义。而安全分析在核电站 中更起着尤为重要的作用。 对主回路冷却剂系统热管段大小破口失水事故现象的描述，研究了事故发生后对安全功能的需求及其实现方式，采用小事件树的方法进行事件序列的模型化。其次，采用故障树方法对安全功能的失效进行模型化，并在建树的过程中对系统做了一些相关的假设。最后，通过模型的定量化找出安全壳喷淋系统的功能失效是对堆芯损毁贡献最大的事件，降低此系统功能失效的发生概率是降低此初因事件导致堆芯损毁概率的有效方法和途径。 关键词 概率论分析，确定论分析，冷却剂系统热管段，大小破口失水事故 沈阳工程学院毕业设计（论文） - II - Abstract All 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 phenomenon 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 functions 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 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 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - III - 目 录 中文 摘要 . I Abstract . II 1 引言 . 1 1.1 概述 . 1 1.2 核电厂安全分析法 . 2 1.3 小结 . 3 2 核反应堆冷却系统描述 . 4 2.1 压水堆冷却剂系统的功能 . 4 2.1.1 主要功能 . 4 2.1.2 辅助功能 . 4 2.2 压水堆冷却剂系统的系统说明 . 4 2.3 压水堆核电厂一回路主要辅助系统 . 5 2.3.1 化学和容积控制系统 . 6 2.3.2 余热排出系统 . 6 2.3.3 安全注射系统 . 7 2.3.4 安全壳喷淋系统 . 7 2.3.5 管道与设备布置 . 8 2.4 小结 . 9 3 确定论分析冷却系统环路热管段破口事故 . 10 3.1 冷却系统环路热管段大破口失水事故过程分析 . 10 3.1.1 喷放阶 段 . 10 3.1.2 再灌水阶段 . 12 3.1.3 再淹没阶段 . 12 3.1.4 长期冷却阶段 . 13 3.2 冷却剂系统环路热管 段小破口失水事故过程分析 . 13 3.3 小结 . 14 4 概率论分析冷却系统环路热管段破口事故 . 16 4.1 冷却剂系统的运行 . 16 4.2 冷却剂系统失水事故的原因 . 16 4.3 事故分类 . 16 4.3.1 冷却剂系统环路热管段大破口失水事故 . 16 4.3.2 冷却剂系统环路热管段小破口失水事故 . 19 4.4 小结 . 25 结论 . 27 沈阳工程学院毕业设计（论文） - IV - 致谢 . 28 参考文献 . 29 附录 . 30 A1.1 安 全壳喷淋系统图 . 30 A1.2 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图 1 . 31 A1.3 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图 2 . 32 A1.4 核电教学模拟机得出的冷却剂大破口失水事故曲线图 . 33 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 1 - 1 引 言 1.1 概 述 根据核电厂的功率大小和设备制造厂的生产能力，压水堆冷却剂一般由一个反应堆和二或四个并联的闭合环路组成。这些闭合环路以反应堆压力容器为中心，作辐 射状布置，每个闭合环路都由一台或两台冷却剂泵，一台蒸汽发生器和相应的管道及仪表组成。另外，还有一个由带有三个安全阀组的稳压器和卸压箱组成的压力调节回路，与一个冷却剂系统某个环路中的热管段相连接，其主要功能 :正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出的热量传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之变成饱和蒸汽，以驱动汽机发电机组；在停堆阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和向停堆冷却系统传热，以带走堆芯衰变热和主系统的蓄热；主冷却剂是含硼水。通过其硼浓度的改变可以补偿堆芯反应性的变化；主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层；作为堆 冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂，构成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。 主系统可分为两部分，即一次回路部分和卸压蒸汽收集部分。一回路的主要部件包括：反应堆压力容器 , 蒸汽发生器的主冷却剂侧，主泵，稳压器。主渠道共分三个部分，即压力容器与蒸汽发生器之间的热段、蒸汽发生器与主泵之间的过渡段和主泵与压力容器的冷段。在压水反应堆中，采用除盐除氧的含硼水作为冷却剂，兼并慢化剂，高压，大流量的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热量，从反应堆压力容器的出口流出，经热管段进入蒸汽发生器传热管，将热量传给传热管外 二回路侧的给水，产生蒸汽，对蒸汽轮发电机组发电；冷却剂由蒸汽发生器传热管流出，从过渡段进入冷却剂主泵，经主泵升压后，又流入反应堆。带有放射性的冷却剂始终循环流动于闭合的一回路主系统各环路中，与二回路系统是完全隔离的，这就使核蒸汽供应系统产生的蒸汽是不带放射性的，方便了二回路系统设备的运行与维修，并且可以对压水反应堆采用调节冷却剂中含硼浓度的方法，配合控制棒组件来控制堆芯的反应性。 冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。压水堆一回路系统破裂引起的冷却 剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能的后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。最严重的失水事故应该是堆芯压力容器在堆芯水位以下的灾难性破裂，由于堆芯附近不可能再有冷却水，因此无法防止堆芯熔化和随后的大量放射性物质释放。 由于反应堆冷却剂系统长期工作在中子辐照脆化，腐蚀损伤，疲劳及磨损的条件下，所以失水事故发生的频率相对于其它事故来说更高，尤其是小破口失水事故。例如，美国的三里岛核电厂的 2 号机组发生了历史上最严重的事故。这次事故由给水丧失引起瞬变开始，经过一系列事件造成了堆芯部分融化，大量裂变 产物释放到安全壳。 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 2 - 1.2 核电厂安全分析法 事故分析是核电厂安全分析中的一个重要组成部分，他研究核电厂在故障工况下的行为，是核电厂设计过程和许可证申请程序中的重要步骤。正常运行的情况下，核电厂安全受到持续的监督和反复的分析，以维持或提高核电厂的安全水平。事故分析有两种方法：确定论分析方法和概率论分析方法。 确定论是根据纵深防御原则，除了反应堆设计得尽可能安全可靠外，还设置了多重的专设安全设施，以便在一旦发生最大假想事故情况下，依靠安全设施，能使事故后果减至最轻程度。例如一回路管段小破口 失水事故、核电厂运行中发生的瞬变等未惊醒深入研究，在核电厂运行管理和人员培训等方面也未予以应有的重视。美国三里岛核电厂事故的主要原因就是由于人们对过渡工况和小破口失水事故的现象缺乏充分了解，造成的。 概率论是应用概率风险理论对核电厂安全性进行评价，认为核电厂事故是个随机事件，引起核电厂事故的潜在因数很多，核电厂的安全性应由全部潜在事故的数学期望值表示。 PSA 分析包括三级。第一级分析集中于估算堆芯损坏概率；第二级分析综合了堆芯熔化物理过程的研究；第三级分析研究放射性物质在环境中的弥散以及他们影响生命、健康、环境和财产的后果。本文仅对第一级 PSA 的分析方法作简单介绍。这一级的分析常采用事件树的故障树技术。 事件树分析：限定一个始发事件，然后对各种可能的事件序列逐个考察。找出潜在的堆芯损坏序列，这就是事件树分析。树的主干代表始发事件，分析代表基本安全功能的成功或失败，分支的端点是该始发事件及后续事件组合的结果，分支的端点是该始发事件及后续事件组合的结果，代表电厂的一种状态。 对于一个始发事件，事件树和约化事件树给出了堆芯熔化的几个序列和每种可能性的发生概率。同时，事件树中有没有考虑安全系统的 部分可用，可用时限及操作员的干预。因此，这种分析可以用作设计对策的工具，但其结果并非安全分析的最终目标，而只能是作为对于某一始发事件下，核电厂运行行为的一个认识了解手段。 故障树分析：求解导致功能失效的各种可能原因的组合，就是故障树分析的目的，它构成了对事件树顶事件的支持逻辑。 确定论与概率论的比较：确定论是以设计基准事故为依据，将事故分为可信与不可信，概率论不存在可信与不可信，仅是事故发生概率大小有区别；确定论评价方法简单成熟快速，概率论是系统安全评定技术，比较复杂；确定论得出的结果过于保守，概率论的数值结果由局限性和不确定性。 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 3 - 1.3 小结 本章主要介绍了压水堆核电厂的一回路系统和简单的事故描述，以及所要研究的课题的背景及现实意义，并简单的介绍了美国三里岛事故，使人们意识到失水事故的严重性，并对它进行了广泛的研究，制定了相应的安全措施。但是由于事故不多而缺乏统计资料，罕见的尚未被发现的事故可能性被忽略。并简要的介绍了核电厂事故分析的方法：确定论和概率论。了解确定论事故分析过程中的 4 个基本要素和概率论的评价方法，以及确定论和概率论的区别比较。 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 4 - 2 核反应堆冷却系统描述 2.1 压水堆冷却剂系统的功能 2.1.1 主要功能 一回路主系统，又可称为压水堆冷却剂系统，其主要功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。 2.1.2 辅助功能 中子慢化剂：压水堆的冷却剂为轻水，它具有比较好的慢化能力，起到慢化剂的作用，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。 反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过 调整硼浓度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和燃耗。） 压力控制： RCP 系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。 放射性屏蔽： RCP 系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。 2.2 压水堆冷却剂系统的系统说明 一回路主系统的典型流程如图 2.1 所示，是一个带有三个环路的一回路主系统布置图。这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪 表组成。另外， 1 号环路热管道上连接有一个稳压器，用于 RCP 系统的压力调节和压力保护。每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。 在反应堆中采用除盐含硼水作为冷却剂，它使核燃料元件冷却并将燃料释放出的热能传导出去。为了使一回路水在任何部位、任何时候都处于液态，要保持其压力高于饱和压力。高压的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热能，从反应堆压力容器出口管流出，经主管道热管段进入蒸汽发生器的倒置的 U 形管，将 热量传给在 U 形管外流动的二回路系统的给水，使之变为蒸汽。冷却剂由蒸汽发生器出来经过渡管段进入主泵，经主泵升压后流经冷管段，又回到反应堆压力容器。这样，带放射性的反应堆冷却剂始终反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 5 - 循环流动于闭合的环路中，与二回路是完全分开的，使得蒸汽发生器产生的蒸汽不带放射性，以便于二回路设备的运行与维修。 反应堆额定热功率为 2895MW，考虑主泵的发热和系统的热损失之后， RCP 的热功率为 2905MW，额定流量为 3 23790m3/h,汽轮发电机组额定电功率为 983.8MW，因而总效率为 34%，主要受到二回路热循环效率 限制。 RCP 系统是防止裂变产物外泄的第二道 屏障，其压力边界包括：反应堆容器和顶盖、 图 2.1 RCP 系统的组成 控制棒驱动机构的压力外壳、主冷却剂管道、蒸汽发生器的一回路侧、主泵、稳压器及其连接的管道，包括先导式安全阀的脉冲管道、与辅助系统相连的管道和阀门（除稳压器脉冲管道外，凡内径小于 25mm 的管道不属于 RCP 系统压力边界的限制）。 2.3 压水堆核电厂一回路主要辅助系统 压水堆核电厂一回路运行时，需要相应辅助系统的配合，主要的辅助系统有：化学和容积控制、余热排出系统等，还配有 专设安全设施：安全注射系统、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统等，它们具有能迅速为堆芯提供应急和持续冷却，将安全壳与外界隔离、沈阳工程学院毕业设计（论文） - 6 - 提供辅助给水等功能，以保证在失水事故或蒸汽管道破裂事故出现时，迅速导出燃料余热、排除燃料熔化的各种危险、避免在各种情况下裂变产物的向外失控排放、减少设备损失，并保护公众与核电厂工作人员的安全。 2.3.1 化学和容积控制系统 2.3.1.1 系统的作用 启动前向一回路系统充水，进行水压试验，运行中用于调节稳压器 水位，以保持一回路冷却剂的水容积； 调节冷却剂中的硼浓度，控制反应堆反应性的变化； 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量； 供给一回路冷却剂泵轴封系统所需要的轴封用水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂如 氢、联氨、氢氧化锂等，以保持一回路的水质； 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋系统。 2.3.1.2 系统描述 当核电厂在稳态功率下运行时，一回路系统某个环路的冷却剂泵的出口至反应堆入口的冷管段连续不断地有高温高压水流下泄至本系统，下泄流先进入再生热交换器壳侧和三组下泄节流孔板中的一组降温减压后，离开安全壳，再通过下泄热交换器管侧冷却到树脂允许的工作温度，又经低压下泄控制阀再减压后，经过滤器除去颗粒状杂质，进入混合床离子交换 器，除去以离子状态存在于冷却剂中的裂变产物和腐蚀产物。 由离子交换器出来的下泄流，经过过滤器后，喷淋到容器控制箱内，在喷淋中的气体裂变产物氪和氙，以降低冷却剂的放射水平。容积控制箱底部与上充泵汲入口相接。这样，下泄流经过过滤、离子交换、喷淋除气的冷却剂，由上充泵加压后，其大部分经再生热交换器加热后回到了冷却剂系统，少部分除气的冷却剂泵轴封系统，少部分送到冷却剂泵轴封水系统，用作轴封水。 冷却剂系统通过正常下泄干线排入化学和容积控制系统。正常下泄管线位于 3 号环路冷管段（ 1 号机组）或 2 号环路冷管 段（ 2 号机组）。另外还设置了过剩下泄管线，接到 2 号环路位于蒸汽发生器出口和反应堆冷却剂泵入口之间的管道处。 2.3.2 余热排出系统 2.3.2.1 系统功能 余热排出系统也可称作停堆冷却剂系统，当二回路停用，由它保证下列情况下反应反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 7 - 堆堆芯的冷却。其功能如下： 当反应堆进入冷停闭的第二阶段，由余热排出系统排出堆芯的剩余发热，水和一回路设备中的显热，以及运行的主泵给一回路水提供的热量； 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度； 在堆芯换料后把反应堆水池水排送回换料水箱；当主泵停止时余热排出系统可使一回路硼浓度均匀化，另外，由于它与化学和容积系统相连，当一回路压力过低，冷却剂难以通过高压下泄孔板时，可排放和净化一回路冷却剂。 2.3.2.2 系统描述 余热排出系统的构成，系统包括两台并联的泵，两台并联的热交换器，一条旁路和一条再循环管道，停堆 冷却剂泵从 2 号环路的热管段抽水并经过热交换器后，注入 1 号和 3 号环路的冷管段，有两个安全阀可将水排放到稳压器的卸压箱，对系统进行超压保护；余热排出系统与化学和容积控制系统相连，并可以将水输送到换料水箱。 本系统及设备均处于低压下工作，也就是只有当一回路冷却剂压力、温度降到3.0MPa 及 180时，才能打开电动隔离阀。 2.3.3 安全注射系统 安全注射系统又可称作紧急堆芯冷却系统，它的主要用途是：当一回路主系统的管道或设备发生断裂而引起失水事故时，安全注射系统能为堆芯提供应急和持续的冷却，在事故发生的第一阶段，尽快将硼水直接注入堆芯，并在一定时间后过度到第二阶段，利用积聚在安全壳地坑里的水再循环，防止燃料元件包壳因堆芯失水而烧毁；当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄漏，以保持稳压器内的水位；发生蒸汽管道破裂事故时，安全注射系统能将含高浓度的硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应性，防止反应堆重返临界。 RIS 系统与 RCP 的连接通过下述 3 种途径：接到热管段和冷管段的高压安注（ HHSI）管线；接到冷管段和 2 号及 3 号环路热管段（ 1 号机组）或 1 号及 3 号环路热管段（ 2号 机组）的低压安注（ LHSI）管线；接到每条冷管段的安注箱注入管线。其中，高压安注和低压安注系统与 RCP 连接的那部分管道是共用的。 2.3.4 安全壳喷淋系统 安全壳喷淋系统的主要作用是当一回路发生破口，或蒸汽管道破裂事故情况下，使安全壳内温度和压力保持在可以承受的值，以确保最后一道屏障安全壳的完整性。此外，安全壳喷淋系统还能带走失水事故时散布在安全壳内的裂变产物，如放射性碘；和扑灭反应堆冷停闭时安全壳内发生的火灾。 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 8 - 安全壳喷淋系统所要排除的热量来自于：反应堆剩余功率；一回路内构件和流体的显 热；二回路所带的能量；锆 水反应的能量。 2.3.5 管道与设备布置 反应堆冷却剂主管道设计成能承受反应堆冷却剂系统在预期的运行工况范围内可能达到的温度和压力，全部采用奥氏体不锈钢材料制造，以满足腐蚀和工作环境条件的要求。每个环路的热管段、过渡段和冷管段尺寸见图 2.2，它们的最小壁厚分别为 67mm，71mm 和 64mm。 图 2.2 反应堆冷却剂的管道和尺寸 RCP 系统全部位于安全壳内，系统设备和管道的布置如图所示。在冷却剂主泵失去电源的事故情况下，要保证维持足够的冷却剂流量以排出反 应堆衰变余热。为此，蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器，这样就在热量通过蒸汽发生器排出时产生一个在反应堆停堆后的衰变余热，不能用于功率运行。 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 9 - 2.4 小结 本章对主冷却剂系统中的化学和容积控制系统，余热排出系统，安全注射系统和安全壳喷淋系统的功能和系统的描述做了简要的介绍，还阐述了系统的流程、连接的系统、管道的布置等。这样，对下面的事故分析有一个宏观的认识。除此之外，本章对主冷却剂系统相连接的系统进行了简要的描述。 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 10 - 3 确定论分析冷却 系统环路热管段破口事故 3.1 冷却系统环路热管段大破口失水事故过程分析 RCP 系统稳压运行下的特征状态如下：绝对压力维持在 15.5MPa；根据负荷的不同，平均温度在 291.4和 310之间；根据负荷的不同，稳压器水位在 20和 64相对水位之间。 事故发生前，电站处于满功率稳定工况运行。紧急停堆、剩余发热、堆内构件和压力壳中显热继续传给一回路系统。一回路系统和二回路之间热传递的方向，由两者之间的相对温度决定。破口发生在热管段，即在压力容器出口到蒸汽发生器进口之间的管道上。反应堆紧急停闭 的延迟时间，是稳压器压力降到低整定值的时间。初态：电功率：983.8MW；堆功率： 2890.1MW； RCP 压力： 15.4MPa； RCP 平均温度： 310.0；氙毒：99.2%；寿期： BOL；硼浓度： 834.5ppm；调节棒位： 191step；描述：满功率 Xe 平衡。 3.1.1 喷放阶段 欠热阶段：发生假设的冷却剂管道切断后，一回路水由于欠热卸压马上从破口排入安全壳，使系统压力在几十毫秒内降到流体的最高局部饱和压力，在破口处将达到一个临界流速，热管段破裂，通过堆芯冷却剂流量将加速。 饱和卸压：在冷却剂压力降到低于局部饱和压力以后，冷却剂开始沸腾，其发生在进入瞬变后不到 100ms 时，且以一个慢得多的速度继续卸压。沸腾前沿即闪蒸前沿从上部堆芯和上腔室内的最热位置开始，通过整个一次冷却剂系统传播。 沸腾工况转变：当堆芯里冷却剂开始汽化时冷却剂的流动状态就从单向流变为双相流，加上堆芯冷却剂压力和流量同时下降，就会出现偏离泡核沸腾。热管段破裂时，由于堆芯流量要延续一段时间，偏离泡核沸腾晚得多，要在几秒后。 第一包壳峰值温度：燃料棒排热突然恶化，燃料内的大量贮热就要再分布，其内部温 度分布拉平。这使得包壳温度开始突然上升。如果在喷放的这个初始阶段燃料棒完全没有排热，同时忽略燃料内部的衰变释热，那么包壳温度将上升到最高理论值，即燃料平均温度大致为 11001200。在进入冷却剂丧失事故瞬变的几秒内，流过堆芯的有效的冷却剂质量流量主要取决于破口的质量流量和回路部件的性状。热管段破裂时堆芯同破口之间的流动阻力小，流过堆芯的有效的冷却剂质量流量较大，温升效率较小。 残留热源与冷却恶化：在冷却剂丧失事故的初始瞬变期间，除储热外，还有两个来源的热量必须排走：一个是裂变产物的衰变热，另一个 是包壳温度达到或高于 980时，锆合金和蒸汽发生化学反应，生成氢和氧化锆时的热量。大破口冷却剂丧失事故的第1min 里，所产生的裂变产物衰变热和这段时间内释放的贮热大致是同一数量级。当温度反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 11 - 为 1100左右或更高时，在 1min 内金属 水反应所产生的热量，可能与衰变热也同一个数量级。由于贮热的再分布，使燃料温度拉平，随后的包壳温度性状就主要取决于产生的衰变热同传给冷却剂的热量之间的不平衡，这样一来，在热管段破裂的情况下，包壳温度不在上升，然而，由于冷却条件继续恶化，包壳温度最终还是因为裂变产物所加的热量而上升。冷 却剂不断通过破口从一次系统排入安全壳，使一次系统不断卸压，同时水装量不断减少；最后，堆压力容器里的水位将降到堆芯以下。 图 3.1 大破口失水事故序列图 应急堆芯冷却阶段：当一次系统压力低于应急堆芯冷却系统的安注箱内氧气压力时，应急冷却水从安全注射水箱通过自动打开的截止阀和相应的注射管路排入一次系统，从而就开始了应急堆芯冷却阶段。在进入冷却剂丧失事故瞬变后大约 1015s 时发生，其启沈阳工程学院毕业设计（论文） - 12 - 动时间视系统卸压速率和安全注射箱压力而定。 旁通阶段：因为 在冷却剂丧失事故瞬变的这个时刻，系统压力相对于安全壳压力来说还是高的，所以破口质量流量还是相当大。热管段破裂时，由于通过堆芯继续向上的流动；注入冷管段的辅助冷却剂不受障碍地穿过下降段，到达并且灌满下腔室，最后使水位上升，进入堆芯区，随后使堆芯再淹没。 喷放阶段：当一次系统与安全壳之间的压力达到平衡，破口质量流量变得很小时，喷放阶段就宣告结束。不管破口位置在哪，这个情况在冷却剂丧失事故瞬变后约 3040s时出现。 低压注射系统开动：当系统压力降到 1MPa 左右，低压注射系统就投入运行。在一段短时 间内，辅助冷却水有安全注射箱和低压注射系统同时提供，一直到安全注射箱排空。只要有要求，低压安注箱系统就继续注射水，水取自换料水箱，最后取自安全壳地坑。 3.1.2 再灌水阶段 再灌水阶段开始于应急冷却水首先到达压力容器下腔室使水位开始重新回升之时，结束于水位到达堆芯底端之时。 绝热堆芯升温：从安注箱开始注入到再灌水结束的整个阶段里，堆芯基本上是裸露的。在充满蒸汽的堆芯中，燃料棒除了靠热辐射源和不大的自然对流以外，没有别的冷却。由于衰变热的释放，在这个阶段堆芯温度绝热的上升其上升速率大约为 812 /s.如果它们从 800左右开始上升，那么在大约 3050s 后就将增到 1100以上，此时锆合金同蒸汽的反应将成为一个可观的附加能源。因此，再灌水阶段是整个冷却剂丧失事故过程中堆芯冷却最差的阶段。喷放结束时的下腔室和下腔室再灌水的终点是两个临界参量，决定了这个阶段内可能达到的最高燃料包壳温度。 3.1.3 再淹没阶段 再淹没阶段开始于堆压力容器里的水位到达堆芯底端并开始向堆芯上升的时刻。 第二峰值包壳温度：在应急冷却水进入堆芯的同时，它就被加热，开始沸腾。在堆芯底部以上大约 0.5m 的地方，由于包壳表面很热，该沸腾过程变得十分强烈，使蒸汽快速向上流过堆芯。这股气流夹带着相当数量的水滴，他们为堆芯的较热部分提供初始的冷却。随后水位上升，这个冷却效果愈来愈好，包壳温度上升速率逐渐减小，最后，在冷却剂丧失事故瞬变开始后大约 6080s，热点的温度开始下降。 骤冷：当包壳温度再次下降得足够多时，应急冷却水终于再湿润包壳表面，并且由于高得多的冷却速率，使温度急剧下降。这个骤冷前沿从顶端和底端两边传向堆芯。当整个堆芯被骤冷，且水位最终升到堆芯顶端时，认为再淹没阶段结束。它大约在冷却剂丧 失事故瞬变开始后的 12min 时出现。 蒸汽粘结：堆芯再淹没的过程如上所述。但是在某些情况下，它可能受到不利的影反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 13 - 响。在下腔室内和在堆芯内水位上升的速度取决于驱动力和流动阻力之间的平衡。流动阻力是指堆芯和破口位置之间蒸汽碰到的阻力。因为由下降段同堆芯之间的水位差引起的驱动是有限的，所以蒸汽流动阻力变得重要起来，从而产生了所谓“蒸汽粘结”问题。热管段破裂时，蒸汽流动阻力比较小，从而蒸汽可以容易地流出堆芯。 3.1.4 长期冷却阶段 在再淹没阶段结束之后，低压安注系统继续运行。当再淹没储水箱排 空时，低压安全注射系统泵的进口转接到安全壳地坑；所有供给反应堆的应急冷却水，从一回路作为蒸汽露出来在安全壳里冷凝之后，大部分最终都汇集到地坑中。在这个阶段里，要保持冷却，保证衰变热的长期释出。 3.2 冷却剂系统环路热管段小破口失水事故过程分析 系统事件：在冷却剂丧失事故瞬变期间，根据一次系统的压力要求反应堆保护系统产生下列动作： 在一次侧：稳压器低压信号触发紧急停堆；根据系统压力“低”信号令主冷却剂循环泵事故保护停车；根据系统压力“低”信号启动高压安注泵；当系统压力降到 2.7MPa以下时 安全注射箱自动启动开始注水；在低于 1.0MPa 的系统压力下，低压注射泵开始供水； 在二次侧：根据稳压器低压信号使汽轮机事故保护停车；在接通应急电源情况下，汽轮机旁路仍然关闭，主蒸汽不能旁通到凝汽器中；二次侧必须以低于 100k/h 的速率慢慢降温，这种降温从稳压器信号和安全壳高压信号开始。 事件过程：在小破口事故中，由于冷却剂从破口流失，一次侧系统的压力下降，下降的速度主要取决于破口尺寸，如图 3.2。 在高压注射系统开始运行之后，冷含硼水从换料水 箱注入一次系统的热管段和冷管段。这不仅补偿了一次冷却剂的流失，而且还在通过破口和通过蒸汽发生器排走能量之外，又增添了带走一次系统能量（燃料贮能、裂变产物衰变热。系统内能）的一种方式。最后，含硼水注入增加了一次系统的卸压速率，以便使应急堆芯冷却剂系统的低压系统尽可能快地投入运行。 在小破口冷却剂丧失事故中，主冷却剂泵停车之后，余下的整个时期都是自然循环阶段，在此期间，冷却剂质量流量的驱动力是重力压头，它们取决于：由于汽和水之间的相分离形成的汽水混合物液位；剩下的冷却剂装量在一回路各个分区段的分布情况；这些区段的相对高度。在这些情况下，在，某些区段中甚至可能发生水 汽逆向流动。在热管段的管道内就是这种情况，因为一次蒸汽在蒸汽发生器 U型管的上升段里被冷凝，形成的饱和水可能从蒸汽发生器回热管段管道中（回流冷凝）。在一次系统压力降到1.0MPa 左右时，余热排出系统开始运行，把从一次系统排热的任务接过来，该热量最后沈阳工程学院毕业设计（论文） - 14 - 只剩下裂变产物衰变热。余热排出系统可按要求长期运行。 当系统压力与安全壳压力达到平衡时，或者如果反应堆内的水位在冷却剂丧失事故期间曾经降到堆芯顶部以下而现在又重新上升到堆芯顶部以上时，或者水位又 达到出口管高度时，就认为冷却剂丧失事故已结束。 图 3.2 压水堆小破口冷却剂丧失事故过程中一次压力随时间的变化 3.3 小结 事故开始，一次侧压力远高于安全壳压力，冷却剂欠热卸压迅速排向安全壳，巨大的压差引起卸压易造成堆芯吊篮的动态变形和其他构件的机械振动，在低压局部饱和压力后，冷却剂开始沸腾，结果从一个慢得多的速率继续卸压，直至与安全壳压力平衡且热管段破裂压力损失的慢。管道断裂的瞬间，断裂处突变升压，对一回路形成很大的冲击波，并在系统内传播，使结构遭到严重破坏，可能造成控制棒不能插入或使一部 分冷却剂通道发生阻塞。 由于冷却剂迅速流失，水位下降到堆芯以下，可能使堆芯烧断或熔毁，水被蒸干后，可把压力壳熔穿，产生冲击波将安全壳破坏。 对于一些小破口事故，高压安注不足以补偿冷却剂。一回路压力下降减缓，可在中压安注箱投入之前，将燃料烧毁。但是对于各种失水事故，安注系统均能满足堆芯冷却要求，将包壳温度限制在熔点温度以下，保证堆芯没有损坏。 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 15 - 表 3.1 冷却剂系统环路热管段大、小破口分析比较 大破口失水事故 小破口失水事故 选择的破口尺寸 23700cm 19cm 有效热源 蓄热和 衰变热 衰变热 有效热阱 破口流量和堆芯应急冷却 破口流量通过蒸汽发生器向二次侧 的传热，以及堆芯冷却水 在蒸发器中的传热 P 二次 P 一次 辅助给水作用不显著 P 二次 P 一次 辅助给水系统显著 一次侧压力 因失速而失速失压 因泄放缓慢而保持高压 一次测流动特性 泡状或滴状流 喷放时为均匀流 堆芯很快再淹没 稳压器影响很小 分层流动 在高处不凝结物分离 因急剧汽化和泄放可使堆芯裸露 稳压器影响显著 堆芯应急冷却系统 安全注水箱最有效 上充泵和高压安注 电厂恢复 安注水箱和再淹没 连续抵押安全注水 辅助 给水及蒸发器的自然循环 在蒸汽不能排放的情况下，手动操作所有泄压阀，以降低高压安全注水、安全注水箱、低压安全注水箱和停堆冷却系统压力 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 16 - 4 概率论分析冷却系统环路热管段破口事故 4.1 冷却剂系的运行 RCP 系统稳压运行下的特征状态如下：绝对压力维持在 15.5MPa；根据负荷的不同，平均温度在 291.4和 310之间；根据负荷的不同，稳压器水位在 20和 64相对水位之间。事故发生前，电站处于满功率稳定工况运行。紧急停堆、剩余发热、堆内构件和压力壳中显热继续传给一回路系统。一回路 系统和二回路之间热传递的方向，由两者之间的相对温度决定。破口发生在热管段，即在压力容器出口到蒸汽发生器进口之间的管道上。反应堆紧急停闭的延迟时间，是稳压器压力降到低整定值的时间。 4.2 冷却剂系统失水事故的原因 一回路一根管道或辅助系统的管道破裂； 一回路系统上的一个阀门意外打开； 泵的轴封或阀杆泄露； 蒸汽发生器管子的破裂。 4.3 事故分类 4.3.1 冷却剂系统环路热管段大破口失水事故 初态：电功率： 983.8MW；堆功率： 2890.1MW； RCP 压力： 15.4MPa； RCP 平均温度： 310.0；氙毒： 99.2%；寿期： BOL；硼浓度： 834.5ppm；调节棒位： 191step；描述：满功率 Xe 平衡。 故障设置：反应堆冷却系统 RCP；故障代号： rcp03a；故障类型：变量型；故障描述 :环路一热管段破口（ 0 1）；变量型：最终值 =0.8；延迟时间（小时：分：秒）： 00:00:00；渐变时间（小时：分：秒）： 00:00:10。 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 17 - 表 4.1 核 电教学模拟机得出的冷却剂破口失水事故的事故序列 事件序列 事件触发时间 事件描述 1 00:00:02 稳压器压 力补偿值低 2 00:00:03 稳压器压力低 3 00:00:05 环路 DELTA-T 偏差高 4 00:00:05 稳压器水位低于设定值 5 00:00:08 P11 允许信号 6 00:00:08 环路平均温度偏差高 7 00:00:11 停堆 8 00:00:11 功率量程变化率高 9 00:00:11 操作带低位 10 00:00:11 汽机脱口 11 00:00:12 AVG MAX/TEM REF 温度差 12 00:00:12 R 棒 LO-LO-LO 行程限值 13 00:00:12 主给水隔离 14 00:00:12 安注启动 15 00:00:12 蒸汽管线流量高或压力低 16 00:00:13 上充管线温度低 17 00:00:13 蒸汽发生器水位异常 18 00:00:19 上充管线流量异常 19 00:00:20 稳压器水位低 2 报警 20 00:00:21 SG 给水流量异常 21 00:00:24 稳压器水位低 3 报警 22 00:00:25 下泄管线压力低 23 00:00:33 主泵轴封水流量低 24 00:00:34 ASG 泵启动 25 00:00:37 除氧器水位异常 26 00:00:51 上充管线压力低 27 00:01:15 安全壳压力高 28 00:01:42 RCP 温度低 29 00:07:26 主蒸汽隔离 30 00:07:27 VVP 主蒸汽隔离阀未全开 大破口失水事故 当量直径 345mm 直到最大的一回路管道的双端剪切断裂 PZR压力迅速下降直至等于安全壳内的压力，由于大量的质量和能量释放到安全壳内，安全壳内的压力和温度将升高， SG 的压力同时也将逐渐下降。当 PZR 压力为低和低 低时，沈阳工程学院毕业设计（论文） - 18 - 将分别自动启动紧急停堆和 安注。 一回路大破口失水事故的发展过程非常迅速，破口引起一回路迅速降压。首先因稳压器低压信号触发紧急停堆，而后因稳压器低 低压信号启动安全注射系统和安全壳第一阶段隔离。安全注射信号自动使安全注射系统投入直接注射阶段，当换料箱的水位达到低 低水位时，自动切换汲水口到地坑，进入再循环冷却阶段。随着大量的水和水蒸气从破口喷入安全壳内，导致安全壳压力升高。当安全壳内压力达到高 高压力整定值时，自动触发安全壳喷淋系统投入运行和安全壳第二阶段隔离。安全壳喷淋泵开始从换料水箱汲水，当水箱到达低 低水位时， 改汲地坑水进入再循环喷淋。 4.3.1.1 安全功能分析 为了建立大 LOCA 事件树，必须对一回路大剖口事故下需完成的功能及相应投入的安全系统作分析。 (1) 反应性控制，一般情况下，通过紧急停堆系统，即通过控制棒插入堆芯，使反应堆达到次临界，降低堆芯的释热功率。但对于大破口事故，由于堆芯的空泡率较高，由其带来的负反应性可以再短期内使反应堆进入次临界，同时经安全注水箱及安全注射泵将 2000ng/g 含硼水注入一回路，也可获得次临界，因此在大破口事故分析中，紧急停堆系统并非是必不可少的。 (2) 一回路冷却剂装置的维持和堆芯预热的导出。发生大破口事故后，一回路冷却剂大量从破口喷入安全壳，如果堆芯水量得不到及时补充，堆芯就会裸露，通过破口以蒸汽方式带出堆芯热量就难以维持，为完成此功能，需要安全注射箱排水和投入低压安注系统。直接注射阶段，低压安全注射泵从换料水箱汲水，当换料水箱达到低 低水位时，改为从地坑汲水，进入再循环冷却阶段。 (3) 安全壳内热量的排出。堆芯大量热量排入安全壳内，引起安全壳内压力，温度的升高，直接影响安全壳的完整性和壳内其他系统设备的正常运行。安全壳喷淋系统是排出安全壳内热量的唯一手段。在低压安全注射的直接注射阶段和再循环阶段，该系统的投入都是必须的。安全壳喷淋系统在安全壳内压力达到高 高压限制时，自动投入运行。 (4) 系统间的相互关系的分析。如果安全壳喷淋系统出现故障，则不考虑安全注射系统再循环运行。因为在安全壳喷淋系统故障下，地坑水得不到冷却，大约 5h 后温度即可上升到 130。如果低压安全注射在直接注射阶段失效，则认为再循环运行已不起作用，此时堆芯已熔化。 4.3.1.2 建立事件树 按小事件树 -大故障树的分析方法建立事件树，首先形成 以安全功能为题头的事件树，然后再扩展事件树，将前沿系统的状态作为题头形成最后的事件树。事件树题头的前后顺序对分析效率和简洁性非常重要。按照系统响应的时间顺序来排列，用向上的高反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 19 - 电平表示系统成功，用向下的低电平表示系统失效，如果遇到具有相关性的系统，用直线表示前面的系统失效则后边的系统不起作用。 (1) 安全注射箱注射。安全注射箱注射是为了防止堆芯裸露，当稳压器压力低于4.1MPa 时，自动触发该系统向一回路注入含硼水。在热管段破口下，成功准则为 3 个安全注射箱至少有 2 个能将水注入一回路。 (2) 安全壳喷淋。安全壳喷淋是安全壳内热量导出的唯一手段。在整个 24h 的事故分析中，都需要该系统正常投入运行。成功准则是 2 台安全壳喷淋泵至少 1 台能将水经1 台热交换器注射器到安全壳内。 (3) 低压安全注射直接注射。成功准则要求 2 台低压安全注射泵至少 1 台能正常运行。从换料水箱取水，经冷段注射管线注水， 3 根注射管至少 2 根有效。 (4) 低压再循环冷却注射。成功准则要求 2 台低压安全注射泵至少 1 台能正常运行。从地坑汲水，经冷段注射管线注水。 3 根注射管至少 2 根有效。 图 4.2 热段大 LOCA 下的事件树 4.3.2 小破口失水事故 压水堆小破口失水事故是指由于反应堆冷却剂系统管道或与之相同的部件出现的小破口，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。与大破口事故相比，小破口失水事故在物理上有如下特点：小破口失水事故只有喷放，再淹没和长期冷却 3 个阶段，没有再灌水阶段；小破口失水事故降压速度较慢，蒸汽发生器二次侧热阱在事故早期起着重要的排热作用，而大破口失水事故中蒸汽发生器二次侧几乎不起热阱作用；小破口失水事故降压过程 中有一个明显的压力略高于二次侧热阱压力的压力平台，而大破口失水事故没有。 初态：电功率： 983.8MW；堆功率： 2890.1MW；RCP 压力： 15.4MPa； RCP 平均温度： 310.0；氙毒： 99.2%；寿期： BOL；硼浓度： 834.5ppm；调节棒位： 191step；描述：满功率 Xe 平衡。 故障设置 1：反应堆冷却系统 RCP；故障代号： rcp03a；故障类型：变量型；故障沈阳工程学院毕业设计（论文） - 20 - 描述 :环路一热管段破口（ 0 1）；变量型：最终值 =0.01；延迟时间（小时：分：秒）：00:00:00；渐变时间（小时：分：秒）： 00:00:10。 表 4.2 核 电教学模拟机得出的冷却剂破口失水事故的事件序列 事件序列 事件触发时间 事件描述 1 00:00:19 稳压器压力补偿值 2 00:00:48 稳压器压力低 3 00:01:00 稳压器水位低于设定值 4 00:01:01 上充管线温度低 5 00:03:48 操作带高位 6 00:07:18 C11 闭锁提棒（ R 棒） 7 00:07:25 P11 允许信号 8 00:07:52 稳压器水位低 2 报警 9 00:08:25 AVG MAX/TEM REF 温度差 10 00:08:35 稳压器水位低 3 报警 11 00:09:36 停堆 12 00:09:36 功率量程变化率高 13 00:09:36 操作带低位 14 00:09:37 汽机脱扣 15 00:09:38 R 棒 LO-LO-LO 行程限值 16 00:09:38 环路 DELTA-T 偏差值 17 00:09:38 环路平均温度偏差高 18 00:09:38 蒸汽管线流量高或压力低 19 00:09:39 主蒸汽隔离 20 00:09:39 安注启动 21 00:09:39 蒸汽发生器水位异常 22 00:09:46 上充管线流量异常 23 00:09:50 SG 给水流量异常 24 00:09:54 主泵轴封水流量低 25 00:09:59 ASG 泵启动 26 00:10:04 RCP 温度低 27 00:10:09 除氧器水位异常 故障设置 2：反应堆冷却系统 RCP；故障代号： rcp03a；故障类型：变量型；故障描述：环路一热管段破口（ 0 1）；变量型：最终值 =0.01；延迟时间（小时：分：秒）：00:00:00；渐变时间（小时：分：秒）： 00:05:00。 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 21 - 表 4.3 核 电教学模拟机得出的冷却剂破口失水事故的事件序列 事件序列 事件触发时间 事件描述 1 00:01:39 稳压器压力补偿值 2 00:02:50 上充管线温度低 3 00:02:58 稳压器水位低于设定值 4 00:03:54 稳压器压力低 5 00:07:23 操作带高位 6 00:10:36 稳压器水位低 2 报警 7 00:10:50 C11闭锁提棒（ R棒） 8 00:10:50 P11 允许信号 9 00:11:21 稳压器水位低 3 报警 10 00:11:34 AVG MAX/TEM REF 温度差 11 00:14:48 停堆 12 00:14:48 功率量程变化率高 13 00:14:48 操作带低位 14 00:14:49 R 棒 LO-LO-LO 行程限值 15 00:14:49 汽机脱扣 16 00:14:50 环路 DELTA-T 偏差值 17 00:14:50 环路平均温度偏差高 18 00:14:50 蒸汽管线流量高或压力低 19 00:14:51 主蒸汽隔离 20 00:14:51 安注启动 21 00:14:51 蒸汽发生 器水位异常 22 00:14:58 上充管线流量异常 23 00:15:01 SG 给水流量异常 24 00:15:07 主泵轴封水流量低 25 00:15:11 ASG 泵启动 26 00:15:14 RCP 温度低 27 00:15:21 除氧器水位异常 28 00:15:59 上充管线压力低 29 00:21:26 稳压器水位高于设定值 30 00:22:17 安全壳压力高 小破口失水事故，堆芯不会裸露，单靠上充不能补偿喷出的冷却剂。 PZR 的压力和水位都会下降，直到反应堆自动紧急 停堆和安注投入，进入事故工况。破口喷出的冷却剂可由安注补偿。堆芯的剩余衰变热主要由 SG 导出，极力防止安全壳喷淋的启动。使用正常的冷却和降压方法可以使反应堆转到冷停堆。 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 22 - 小破口事故发生后，由于冷却剂欠热喷放应急冷却剂系统压力迅速下降，稳压器压力于 60s 降至低压停堆设定值， 9min36s 后延迟后反应堆停堆，主泵 9min38s 后开始停转，主给水隔离阀在 9min39s 关闭，蒸汽轮机截止阀在 9min 关闭。“ s”信号于 6.5s 时产生，引起堆芯补水箱排水管上触发阀门打开，堆芯水位上升通过直接注入低温含硼水，同时余 热排出系统启动，热管的一部分高温水进入换热器进行换热冷却，然后流向蒸发器出口腔室，堆芯补水箱和余热排出系统向压力容器注入低温水可降低冷却剂温度，降温降压。冷却剂压力降至 4.93MPa，安注系统启动，通过直接注入管线向下降管段注入低温含硼水，实现快速降温降压。 13min 时，堆芯补水箱内水位降低至 63.5 ,20s 后第一级自动降低系统上触发阀打开，一回路直接向安全壳内置换料水箱排泄，在 29min 和37min 在第二级和第三级自动降低系统相继启动；在 40min 时，堆芯补水箱内水位降低至 20，第四级自动降低系统启动 ， 46min 左右，冷却剂压力降到此安全壳内环境高8.96MPa，安全壳内置换料水箱，通过直接注入管线向压力容器直接注入，反应堆进入长期冷却阶段。 反应性与功率：假设小破口事故发生前，反应堆处于额定功率运行，第 10s 事故发生。流过堆芯的冷却剂流量增加，温度下降，从而使燃料温度下降。由于多普勒效应和冷却剂的负温度效应，引入了一定数量的正反应性，反应堆功率缓慢上升。 9min35s 时，触发低水池水位停堆信号；经 1.2s 信号延迟，控制棒开始下降；经过 1.07s 下降达到次临界，并且具有相当的停堆深度。此时反应堆 功率迅速下降到衰变功率水平。 系统冷却剂流量：在事故过程中，随着破口的发生以及停主泵、打开辅助泵，打开自然循环阀、打开虹吸阀切断主回路事故等一系列保护动作，系统冷却剂流量变化更加复杂，堆芯冷却剂。 通过故障 1 与故障 2 的对比知道，当破口位置、破口大小的等其他条件不变的情况下，只是改变破口的渐变时间，对冷却剂的流量、压力和辅助给水系统等设备的投入时间基本上没有变化。 4.3.2.1 安全功能分析 为了建立小破口事件树，必须对一回路小破口失水事故下，需要完成的功能及相应投入的安全和系统 做一分析。 (1) 反应性控制。一般情况下，通过控制保护系统投入实现反应堆紧急停堆，及通过控制棒插入堆芯，使反应堆达到次临界，降低堆芯释热功率，对小破口事故，高压安注系统和安注水箱向一回路注射含硼水也能使反应堆处于次临界状态。 (2) 一回路冷却剂装置的维持和堆芯余热的导出。发生小破口事故后，一回路冷却剂泄入安全壳，如果堆芯水量得不到及时补充，堆芯就会裸露，热量通过自然循环和蒸发器将热量带出，为完成此功能，需要投入高压安注系统。 (3) 安全壳内热量的带出。堆芯的热量排入安全壳内，引 起安全壳内压力升高，直接影响安全壳的完整性和壳内其他系统设备的正常运行。安全壳喷淋系统是排除安全壳内热量的唯一手段。在高压安注系统直接注射阶段和再循环阶段，该系统的投入都是必反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 23 - 须的。安全壳喷淋系统在安全壳内压力达到高 高限值时，两列自动投入运行。 (4) 系统间相互关系分析。如果安全壳喷淋系统故障下，地坑水得不到冷却。如果高压安注在直接注射阶段失败，则认为再循环运行已不起作用，此时，堆芯已熔化。 4.3.2.2 建立事件树 主冷却剂管道小破口失水事故发生时，共有 9 个安全功能参与缓解此初因 事件。根据各缓解功能及操纵员的响应，建立冷却剂管道小破口失水事故的事件树。在分析中采用的是小事件树分析方法，题头事件包括控制保护系统投入运行实现反应堆紧急停堆、安全壳喷淋系统投入运行降低安全壳内温度和压力、高压安注系统投入运行维持一回路冷却剂水装量、二回路正常热导出系统投入运行导出堆芯热量、二回路应急热导出系统投入运行导出堆芯热量、主回路卸压系统投入运行实现主回路充一排运行、中压安注系统投入运行维持一回路冷却剂水装量和低压安注系统投入运行维持一回路冷却剂水装量。对于主冷却剂管道小破口失水事故事件树，它最终应 有 29 个分支，得到 29 个事故序列。以下对事件树中的各个序列进行描述： 事故序列 1：反应堆紧急停堆 (功能 A13)成功、安全壳喷淋 (功能 S)成功、高压安注 (功能 F)成功、通过二回路正常热导出 (功能 H)成功，即汽机旁排阀开启，辅助给水到蒸汽发生器，反应堆达到热停堆。 事故序列 2：如果二回路正常热导出功能 H 失效，通过二回路应急热导出功能 P2可将反应堆在 24 小时内达到冷停堆。 事故序列 3：如果二回路的正常和应急热导出功能 H、 P2 失效，操纵员可以开启稳压器的两个安全阀 (功能 L)，使反应堆主回 路有可能进行“充排运行”，最终使反应堆停堆冷却。 事故序列 4：如果二回路的正常和应急热导出功能 H， P2 失效，主回路卸压功能 L也失效；将导致高压下的堆芯损坏。 事故序列 5：如果高压安注功能 F 失效，但是二回路应急热导出 (功能 P4)成功，并可使反应堆的压力降低到安注箱的投入压力，那么如果中压安注 (功能 QM)和低压安注(功能 G)成功，对反应堆进行应急冷却；反应堆可实现冷停堆。 事故序列 6：在高压安注功能 F 失效，二回路应急热导出 P4 成功，中压安注 QM 成功投入的情况下，如果低压安注 G 失效，将 导致反应堆堆芯损坏。 事故序列 7：在高压安注功能 F 失效，二回路应急热导出 P4 成功，并可使反应堆的压力降低到安注箱的投入压力的情况下，如果中压安注功能 QM 失效，在低压安注投入以前，堆芯在相对高的压力下损坏。即使二回路可以保证能快速冷却一回路，也避免不了堆芯裸露与损害，甚至在全干后才能降至低压安注功能 G 启动的压力。 事故序列 8：在高压安注功能 F 失效，二回路应急热导出 P4 失效的情况下，由于主回路的压力不能降低至安注箱和低压安注启动压力，所以将导致堆芯损坏。另外，在上述过程中，虽然可以开启稳压器 安全阀实现主回路卸压功能 L，但是当压力降至中压和低压功能投入时，堆芯已经裸露、 高压损坏。 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 24 - 事故序列 9：如果安全壳喷淋功能 S 失效，会导致安全壳地坑水温度上升，高压和低压安注泵相关失效，将导致堆芯损坏。所以在发生主冷却剂管道小破口失水事故时，只要安全壳喷淋功能 S 失效就直接造成堆芯损坏，而且这一频率还很高。 图 4.5 热段小 LOCA 下的事件树 堆芯损坏的数学模型：设主冷却剂管道小破口失水事故发生的概率为 P0，控制保护系统投入运行实现反应紧急停堆的失效概率为 P1，安全壳喷淋系统降低安 全壳内温度和压力失效的概率为 P2，高压安注系统维持一回路冷却剂水装量失效的概率为 P3，二回路正常热导出系统导出堆芯热量失效的概率为 P4，应急热导出系统导出堆芯热量 (P2)失效的概率为 P5，应急热导出系统导出堆芯热量 (P4)失效的概率为 P6，主回路卸压系统实现主回路充一排运行失效的概率为 P7，中压安注系统维持一回路冷却剂水装量失效的概率为 P8，低压安注系统维持一回路冷却剂水装量失效的概率为 P9，则导致堆芯损毁的事故序列发生概率为： (CDl)=P0(1 P1)(1 P2)(1 P3)P4P 7 (CD2)=P0(1 P1)(1 P2)P3(1 P6)(1 P8)P9 (CD3)=P0(1 P1)(1 P2)P3(1 P6)P8 式 (4.1) (CD4)=P0(1 P1)(1 P2)P3P 6 (CD5)=P0(1 P1)P2 主冷却剂管道小破口失水事故导致堆芯损毁的概率为： （ CD） =51i （ CDi） 式 (4.2) 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析 - 25 - 4.3.2.3 建立故障树 安全壳喷淋系统触发活动 在发生失水事故下，当安全壳内出现压力过高信号的最初阶段，安全壳喷淋系统的喷淋隔离阀自动打开，喷淋泵自动启动，把换料水箱中的含硼水喷入安全壳内，使蒸汽凝结，降温降压，稍后阶段，当安全 系统地坑水位到达一定位置时，在换料水箱低 低水位信号的作用下，切换为从地坑取水，作再循环喷淋。 顶事件选取及成功准则 在发生一回路泄漏事故时，安全壳喷淋系统主要执行的功能是降低安全壳内温度和压力，同时冷却地坑来水。所以将“安全壳喷淋系统降低安全壳内温度和压力功能失效”作为分析的顶事件。在安全壳喷淋系统正常运行时，安全壳喷淋系统的加药系统是否启动、是否向硼水中添加化学溶液消除碘的同位素对所选取功能的实现没有影响，在故障树功能分析时可以不予考虑。 故障树建立的相关假设 一般认为管道都是无源部件，但安全壳喷淋系统和安注系统抽水管线，认为是有源部件；部件损坏作为未探明事件，按基本事件处理，不去深入考察它的设计或质量问题；只考虑阀门成功或失效状态，而不考虑阀门半开状态。或略管道直径小于主管 1/3 的支管；分析对象以外的系统或部件的故障，应该由相应系统故障树分析来完成；未收到安注信号属于待发展事件作为底事件处理不作展开；在考虑管路失效时，只考虑阀门及泵的故障不考虑热交换器问题。 4.4 小结 本章对主冷却剂管道大小破口失水事故的定义和 事故发展做了简要的介绍，还阐述了事故后参与缓解此初因事件的各安全功能的功能要求、成功准则、触发方式和支持系统等。除此之外，本章对事件树中的各个序列进行了简要的描述。通过对主冷却剂管道小破口失水事故的概率安全分析，可以得到以下几点结论：事故序列 9 是整个堆芯熔化的主要问题，是主冷却剂管道小破口失水事故的支配性事故序列。这是由于安全壳喷淋功能失效，会导致安全壳地坑水温度上升，高压和低压安注泵相关失效，最终导致堆芯损坏，所以提高安全壳喷淋系统设备的可靠性，增大安全壳喷淋系统的可用性是减小堆芯损毁发生概率的有效途径。 从事件树分析中可以看出，高压安注功能的失效是对堆芯最终状态影响较大的一类事件。高压安注成功，为反应堆提供足够的水装量来淹没堆芯，这时只要导出堆芯余热就可以使反应堆处于安全状态：如果高压安注失效，那就必须要保证二回路应急热导出(P4)、中压安注和低压安注三个功能同时成功，才可以使堆芯处于安全状态，否则堆芯就会损毁。 由此可以看出，提高高压安注系统的可用性也是减小堆芯损毁概率的有效途沈阳工程学院毕业设计（论文） - 26 - 径。 对确定论分析方法和概率论分析方法做出如下的比较：确定论法是根据以往经验和社会可接受的程度，人为的将事故分 为可信和不可信两类。 PSA 法认为事故并不存在“可信”与“不可信”的截然界限，仅仅是事故发生后的概率有大小之别。一座核电厂可能有成千上万事故，事故所造成的社会危害应用所有潜在事故后果的数学期望值表示。 确定论的评价标准是核电厂发生最大可能事故时，生活在核电厂禁区周围的居民全身甲状腺所能接受的辐射剂量不应超过允许值。概率风险评价法则引入风险的概念。风险事故发生的概率与事故后果幅值的乘积。 在确定论法中，人们利用机理性程序研究核电厂，在故障工况下的物理过程，做这种事故分