毕业设计（论文）-核反应堆安全分析论文_冷却剂丧失事故.doc

摘 要 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。对于压水堆来说，便是失水事故，简称 LOCA（Loss of Coolant Accident） ，冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于 非常重要的地位。 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 后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。 根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口 LBLOCA、中 小破口 SBLOCA、汽腔小破口 VSB、蒸汽发生器传热管破裂 SGTR 等几类来分析。 本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小 破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了 PCTRAN 软件对核电厂热腿、冷腿 LOCA 事故进行了故障安全分析。 关键词关键词：压水堆； 大破口失水事故； 小破口失水事故； PCTRAN； 定性分析 ABSTRACT Loss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size. According to the differences of breach size and physics phenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on. The article analyses the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN. Keywords: Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis 核反应堆安全分析（论文） 绪论 目 录 1 绪论.1 1.1 本论文的背景和意义.1 1.2 冷却剂丧失事故概述.2 1.3 设计任务.2 1.4 方案选择.2 2 PCTRAN 工具介绍.3 2.1 PCTRAN 简介.3 2.2 PCTRAN 特点.3 3 方案及总体设计.5 3.1 冷却剂丧失事故的原因以及分类.5 3.2 失水事故的极限设计基准事故.5 3.3 临界流.5 3.4 大破口失水事故.8 3.4.1 大破口失水事故的过程.8 4.2.2 大破口失水事故所造成的严重后果总结.25 4.2.3 一回路大破口失水事故的保护.25 4.2.4 大破口失水事故的验收准则.26 3.5 小破口失水事故.26 3.5.1 小破口失水事故的过程.26 3.5.2 小破口失水事故的冷却机理-自然循环 .27 3.5.3 小破口失水事故中的热工水力特性.28 3.5.4 小破口失水事故中破口尺寸对小破口瞬态过程的影响.28 3.5.5 稳压器汽腔小破口失水事故.28 3.5.6 小破口失水事故的影响.29 3.6 小破口与大破口失水事故特征的比较.29 3.7 热腿 LOCA 故障安全分析.30 3.8 冷腿 LOCA 故障安全分析.32 总 结.34 致 谢.35 参考文献.36 反应堆安全分析（论文） 1 1 绪 论 1.1 本论文的背景和意义本论文的背景和意义 本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对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 软件对核电厂热腿、冷腿 LOCA 事故进行了 故障安全分析。主要是堆芯压力容器在堆芯水位以下的灾难性破裂的简要分析，对 大、小破口事件的原因分析，以及及事故过程进行图文分析，大破口失水事故所造 成的严重后果总结，小破口与大破口失水事故特征的比较，破口位置不同引起的现 象也不同，本文也对此进行了简要分析，以及对三里岛事故的误判原因的简要分析。 1.2 冷却剂丧失事故概述冷却剂丧失事故概述 自美国三哩岛核电站发生堆芯熔化事故以来，严重事故的研究受到了广泛 重视， 相比之下，我国对严重事故的研究起步较晚，很多程序计算仅限于严重事故的早期 阶段 ,且计算结果不够完整 ,缺乏像氢气生成量、熔融池尺寸、熔融池坍塌时间和 质量、反应堆压力容器失效的位置和时间等重要参数的描述。 三里岛事故误判断原因为：小破口出现后，稳压器降压，稳压器内原来就处于 饱和态的水发生容积沸腾（闪蒸） ，体积膨胀，水位上升；随后由于不断喷放，稳压 器内的水减少，水位下降；当系统压力降低到压力容器上腔室内的水的饱和压力时， 上腔室的水开始（闪蒸） ，体积膨胀，多出来的体积被挤到稳压器中，使稳压器水位 上升，直到满水；这时只靠稳压器的水位是不能判断一回路系统冷却剂装量的多少 的。 冷却剂丧失事故的现象复杂，后果特别严重，因此在反应堆安全中处于非常重 要的地位。 事实上，经过计算和实验表明，压力容器发生泄漏（或破口）的概率比管道破 裂的概率小几个数量级。所以现在依然将双端剪切断裂作为极限设计基准事故。 堆芯压力容器在堆芯水位以下的灾难性破裂：堆芯附近不再有冷却水，所以无 法防止堆芯熔化。在安全分析中，设想最严重的情况是一根主管道发生脆性断裂， 管道在一瞬间内完全断开并错位。这时冷却剂从断开的两个端口、即相当于两倍主 管道截面积的开口同时喷出，这种断裂叫做“双端断裂” 。在焊口处（例如在主管道 与压力容器接管连接处）发生这种断裂的可能性最大。 压水堆最大可信事故是主管道“双端断裂”,尤其是靠近压力壳入 口管咀附近 的管段 (即冷端)发生这种事故为最严重。高温高压强放射性的冷却水从破 口双端 喷出,稀疏压力波给吊篮、上下栅格板及其它堆内构件的两侧形成很大的瞬时压差, 从而造成巨大的动态载荷；堆芯在十几秒钟内干涸,燃料元件内的剩余释热因无冷却 反应堆安全分析（论文） 2 水载走 ,最终有可能导致堆芯熔化。因此,人们对该事故高度重视,有关国家成立了 专门的管理部门；建立了许多研究机构和大型实验室 ,长期地进行这方面的理论研 究和实验,并提出了许多防范措施 。安全注射系统就是其中之一，它在事故后期的 确能起很大作用但在事故初期则无能为力。所以要寻找一个更好地方法来解决。 在反应堆冷却剂装载量减少一类事故，一般说来，大破口失水事故最为严重， 但由于小破口失水事故中一回路降压速率慢、事故分析中可能在高压阶段出现长时 间的堆芯裸露而引起燃料元件升温并损坏，因此，事故分析中要求对小破口失水事 故也要作出全面而深入的分析。 1.3 设计任务设计任务 本文的是综述型文章，主要是对冷却剂丧失事故中的双端剪切断裂的简要分析 以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了 PCTRAN 软 件对核电厂热腿、冷腿 LOCA 事故进行了故障安全分析。 1.4 方案选择方案选择 对大破口失水事故和小破口失水事故的原因、过程、后果进行定性分析和比较， 并且利用了 PCTRAN 软件对核电厂热腿、冷腿 LOCA 事故进行了故障安全分析。 反应堆安全分析（论文） 3 2 PCTRAN 工具介绍 2.1 PCTRAN 简介简介 自从三哩岛核泄漏事件之后 ,核电站的模拟仿真及严重事故分析 日趋受到重视。 迄今,国际上已形成一批较为成熟的核电站全范围高保真模拟仿真系统以及适用于各 种事故工分析研究的软件。前者以美国的 GSE system,加拿大的 Mapps 和法国的 Corys TESS 等公司的产品为代表,后者包括美国 Sandia 国家实验室的 MELCOR ,美 国爱达荷国家工程与环境实验室的 SCDAP/RELAP。但是上述仿真系统结构复杂 ,操 作繁琐 ,价格在百万至千万元人民币之间,便携性差 。为此 ,美国公司开发了适用 于不同堆型核电站模拟仿真与严重事故分析的小型软件 PCTRAN 该软件的价格约 30 万元人民币。 2.2 PCTRAN 特点特点 操作界面直观简便 PCTRAN 提供主控制界面和辐射剂量检测模拟界面。可在主控制面板上对各类控 制设备进行直接操控 ,并可在辐射剂量检测模拟界面上看到厂区各区域的辐射剂量 瞬时值和累计值。 输人输出格式多样化 可采用 Access,Excel 和即时曲线图格式。 仿真速度超实时 正常工作步长为 0.5s ,但能以 2,4,8 和 16 倍的速度进行仿真运算。 初始条件故障模拟和回溯 PCTRAN 提供了 20 种自定义初始条件和 20 种核电站运行故障模拟 ,基本囊括了 核电站常见故障事故、设计基准事故和超设计基准事故。回溯功能可对事故瞬态过 程进行回放 ,对事故分析十分重要。的主要模块包括堆芯动力学模块、反应堆冷却 剂系统模块 、蒸汽发生器模块、核燃料和分级堆芯模块 、辐射剂量泄漏计算模块。 PCTRAN 可以模拟 20 种核电站运行故障。 见表 1。 反应堆安全分析（论文） 4 表 1 PCTRAN 模拟的 20 种核电站运行故障及事故 编号故障名备注 1 1 热腿 LOCA 故障安全分析 * 2 2 冷腿 LOCA 故障安全分析 * 3 3 安全壳内蒸汽管道破裂故障 * 4 4 安全壳外蒸汽管道破裂故障 * 5 5 丧失给水故障 * 6 6 主电源丧失故障 7 7 主泵失效（转子锁死）故障 * 8 8 主蒸汽隔离阀关闭故障 9 9 汽轮机脱扣故障 1010 蒸发器 A 管道破裂 * 1111 蒸发器 B 管道破裂 * 1212 弹棒事件 1313 落棒事件 1414 慢化剂稀释故障 1515 甩负荷故障 1616 安全壳泄漏故障 * 1717 燃料棒泄漏故障 1818 安全壳内燃料操作失误 * 1919 辅助厂房内燃料操作失误 * 2020 辅助厂房内下泄管道破裂 反应堆安全分析（论文） 5 3 方案及总体设计 3.1 冷却剂丧失事故的原因以及分类冷却剂丧失事故的原因以及分类 失水事故是由下列原因引起的：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(或不能关)；泵的轴封或阀杆泄漏；蒸汽发生器管子 的破裂。具体来说下列原因可能诱发失水事故：地震，回路上的机械压力或热应力， 制造上的缺陷，内部飞射物。 根据断裂特性，即破口位置和破口尺寸，LOCA 可分为：中小破口：此时，一回 路减压过程相对缓慢些。安全注入系统按设计流量向一回路注入的水量，一般能防 止堆芯裸露。大破口：引起一回路压力迅速下降直至等于安全壳内的压力，安全注 入箱和低压安全注入系统相继投入工作，向一回路注水，力图使堆芯淹没。汽腔小 破口 SGTR。管道破口的类型还可分为：裂缝、狭长的切口、管接口断裂、局部的剪 切断裂、完全的剪切断裂。 图 1 大、中、小破口的区分 3.2 失水事故的极限失水事故的极限设计基准事故设计基准事故 最严重的失水事故：堆芯压力容器在堆芯水位以下的灾难性破裂：堆芯附近不 再有冷却水，所以无法防止堆芯熔化和随后的大量放射性物质的释放。但事实上表 明，堆芯压力容器发生泄露（或破口）的概率比管道破裂的概率要小几个数量级。 3.3 临界流临界流 (1)基本概念 反应堆安全分析（论文） 6 设上游容器压力 p0 保持不变，流体温度与比容也都是定值 t0、0 。当外部压 力（背压）pb 下降到低于容器中流体压力时（曲线 1） ，流体便自通道内向外流出， 并在通道内自 p0 至通道出口压力 pex 之间建立一压力梯度，这时的 pex= pb。当 pb 进一步降低时，pex 随之下降，且其值等于变化后的 pb，出口流速随之相应增 大（曲线 2） 。 这个关系一直保持到某一个 pb 值，在该 pb 值下通道出口处流体的速度等于该 处温度和压力下的声速 a 时为止（曲线 3） 。 图 2 临界流 此后，pb 进一步降低，出口流速不会再加大，pex 也不会再降低（曲线 4 和 5） ， 这时的流动就叫做临界流。 任一流动系统放空速率取决于流体从出口（或破口）流出速率，即质量流量。 当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时，这种流动就称为临界流， 对于单相流也称声速流。 临界流时，出口（或破口）质量流量亦达最大值，该流量称为临界流量。 在大多数实际工况中，两相临界流动的临界流速比相应工况下任一相的单相临 界流速低得多。 反应堆安全分析（论文） 7 在现代核动力反应堆的安全分析研究中，常常要求分析处于高温高压下的液体 或者气液两相混合物向处于低压下的容器或环境排放时的暂态过程。这一排放量对 动力反应堆的卸压速率、安全传热、安全壳升压率以及反应堆容器、堆内构件和相 关管道的受力有重大影响。反应堆失水事故情况下，管道突然断裂，在破口处会迅 即形成一幅度很大的膨胀压力脉冲，并迅速向上游传播。 实验表明，在失水事故喷放阶段中，较长时间处于两相临界流动状态，其临界 流速主要受上游工况变化控制，因而需要计算反应堆冷却剂流失过程及系统响应。 (2)临界流对冷却剂丧失事故的影响 破口处的临界流量大小决定冷却剂丧失速率与系统卸压速率。而卸压速率是过 程的主宰量。 在冷却剂管道发生双端断裂时，两个破裂端口上游不同，一个是反应堆压力容 器下降段，一个是主泵与蒸汽发生器。由于临界流量是破口上游工况决定，故两个 破裂的端口临界流量不同。最终会影响回路中流动滞止点的位置，而滞止点位置强 烈影响堆芯的冷却剂流量，从而影响到堆芯的冷却，破裂环路与完整环路之间流动 特性与流量分配的不同使得堆芯流量的预测更加复杂化。 喷放时形成的压力波及破口处的喷射力对回路内部构件、冷却剂管道、安全壳 结构产生巨大的作用力，可能造成这些部件结构上的损坏。 (2)力学效应 当出现破口时，会形成一个降压波在一回路中传播，破口面积上的压力在每一 段中下降一定数量，这样形成的压力波传到整个系统。 在传播的过程中压力波逐渐衰减。但当破口出现在热端时，压降波则几乎没有 衰减就传到压力容器。 图 3 力学过程 反应堆安全分析（论文） 8 3.4大破口失水事故大破口失水事故 3.41 大破口失水事故的过程大破口失水事故的过程 作为设计基准事故的大破口失水事故是指：反应堆冷却剂系统冷管段或热管段 出现大孔直至双端剪切断裂同时失去厂外电源的事故。 事故序列：喷放、再灌水、再淹没、长期冷却。 表 2 事故序列包含的小序列 喷放 破口发生 低压停堆 启动信号 安注泵启动 安注箱注水 安全壳喷淋泵启动 注水旁路中止 再灌水 喷放中止 安注泵启动 注水淹没到堆芯下端头 再淹没 安全壳喷淋启动 安注箱排空 堆芯骤冷结束 长期冷却换料水箱低水位，向安全壳地坑取水 向长期冷却再循环切换 (1)喷放阶段 图 4 冷却剂丧失图示 反应堆安全分析（论文） 9 15.5 10.0 5.0 0.0 0 1 2 4 10 20 40 60 80 图 5 冷、热管喷放阶段系统压力图示 欠热泄压 在假想的大冷却剂管道切断之后，一回路马上从破口排入安全壳，由于欠热泄 压，系统压力在几十毫秒内降到流体局部饱和压力。这个猛烈的压力释放具有这样 的特点：泄压波穿过一次冷却系统和堆压力容器传播，使堆芯吊篮发生形变。 在破裂处，将达到一个临界流速，它决定了破口最大质量流量，后者主宰着冷 却剂丧失事故的随后过程。在喷放的最早阶段，即欠热泄压阶段，如果破裂发生在 在热管段，通过堆芯的冷却水流量将加速，如果破裂发生在破口在冷管段，减速很 快。 M/M0 0 1 2 4 10 20 40 60 80 S 破口在冷管段破口在冷管段 破口在破口在热热管段管段 图 6 冷、热管欠热泄压堆芯质量流量图示 反应堆安全分析（论文） 10 图 7 热管欠热喷放阶段流动图示 图 8 冷管欠热喷放阶段流动图示 饱和泄压 反应堆安全分析（论文） 11 在冷区剂压力降到低于局部饱和压力以后，冷却剂开始沸腾，这个过程在进入 瞬变后不到 100ms 发生，其结果是以一个慢的多的速率继续泄压过程，沸腾前沿从 上部堆芯和上腔室内最热位置开始，向整个一次冷却系统传播。 15.5 10.0 5.0 0.0 0 1 2 4 10 20 40 60 80 图 9 冷、热饱和泄压阶段系统压力图示 图 10 热管饱和喷放阶段系统压力图示 反应堆安全分析（论文） 12 图 11 冷管饱和喷放阶段系统压力图示 图 12 热管、冷管饱和喷放阶段堆芯水位图示 破口在冷管段时，堆芯进口很快卸压，冷却剂从下腔室大量反流到破口，使堆 芯的冷却剂由向上流动转变为向下流动 堆芯水位降低非常迅速，在安注投入以前堆芯已全部裸露 由于轻水堆都有负空泡反应性系数，随着堆芯区域中出现空泡，水慢化剂密度相应 反应堆安全分析（论文） 13 减小，就会使裂变过程终止，堆芯功率降至裂变产物的衰变功率水平，对于压水堆 大破口冷却剂丧失事故工况，原则上不需要紧急停堆。 沸腾工况转变-偏离泡核沸腾 当堆芯冷却剂开始汽化时，冷却剂的流动状态就从单相流变为两相流；由于冷 却剂沸腾堆芯内产生大量汽泡，反应堆会由于负的空泡反馈而自动停堆，使堆芯功 率下降到衰变热的水平。尽管如此，由于流动工况急剧恶化，仍然会出现沸腾临界 现象，瞬间包壳温度迅速上升。 在冷管段破口，由于冷却剂流量大大下降，甚至倒流，DNB 发生的很早（0.5- 0.8s） 在热管段破口，DNB 发生较晚，要在几秒之后。 1000 500 300 0.0 0 1 2 4 10 20 40 60 80 图 13 热管、冷管偏离泡核沸腾时包壳温度变化图示 第一包壳峰值温度 由于燃料棒排热突然恶化，燃料内的大量储热就要在分布，使其内部温度分布 拉平，这使得包壳温度开始突然上升。 破口在热管段，同破口在冷管段相比，堆芯到破口位置之间流动阻力要小，因 而流过堆芯的有效冷却剂的质量流量要大得多。 表现在包壳温度形状的差别：上升斜率和所达最高温度都不相同。 反应堆安全分析（论文） 14 1000 500 300 0.0 0 1 2 4 10 20 40 60 80 图 14 热管、冷管包壳温度变化图示 M/M 0 0 1 2 4 10 20 40 60 80 S 破口在冷管破口在冷管 段段 破口在破口在热热管段管段 图 15 热管、冷管堆芯质量流量变化图示 残留热源和冷却恶化 热源：储热、衰变热、锆水反应的释热 储热衰变热,在第 1 分钟内，衰变热与这段时间释放的储热在同一量级；当温 度在 11000C 左右时，1 分钟内锆水反应产生的热量可能与衰变热同一数量级；储热 再分配使温度拉平，随后包壳温度性状主要取决于产生的衰变热与传给冷却剂的热 量之间的不平衡，包壳温度不再上升（短暂过程）最终由于冷却条件的恶化，包壳 温度最终还是由于衰变热而上升。 反应堆安全分析（论文） 15 1000 500 300 0.0 0 1 2 4 10 20 40 60 80 图 15 热管、冷管包壳温度变化图示 图 17 传热恶化变化图示 应急堆芯冷却阶段（安注箱） 当一次系统压力降到低于应急堆芯冷却系统的安注箱内的氮气压力时，应急冷 却水从安注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。从而为了补 充从破口丧失的冷却剂，就开始了应急堆芯冷却阶段。这在进入冷却剂丧失事故瞬 变后大约 1015s，视系统泄压速率和安注箱压力。 15.5 10.0 5.0 0.0 0 1 2 4 10 20 40 60 80 安注旁通安注旁通 再灌水再灌水 反应堆安全分析（论文） 16 图 18 小破口系统压力变化图示 图 19 小破口堆芯水位变化图示 安注旁通 图 20 小破口饱和喷放变化图示 反应堆安全分析（论文） 17 图 21 小破口旁通变化图示 图 22 小破口旁通变化图示 反应堆安全分析（论文） 18 在注入冷管段的应急冷却剂中，很大一部分被下降段环形通道上部周围的完好 环路冷管段出来的蒸汽流夹带到破口并不通过下降段，而直接被带到破口流出；逆 流汽水混合物的作用：在下降段环形通道中汽和水的逆向流动：在堆芯倒流期间， 从堆芯排出的蒸汽与下腔室内水继续蒸发产生的蒸汽一起，通过下降段向上流动， 阻碍从冷管段注入的应急冷却水穿过下降段；热壁效应使这个效应进一步加强。只 有等到汽水混合物流出的速度降低下来以后，应急冷却水才能注入到堆芯中去。基 于上述现象，在进行失水事故分析时，作为保守的估计，有时假设在整个喷放阶段 结束之前，应急冷却水达不到下腔室。 旁通阶段 因为在冷却剂丧失事故瞬变的这个时刻，系统的压力压力相对于安全壳来说还 是高的，所以破口质量流量还相当大。 在热管段破裂的情况下，由于通过堆芯向上的流动，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，最后使得水位上升，进入堆芯区， 随后使堆芯再淹没。 在冷管段的破口情况下，下腔室再灌水大大推迟，其主要原因有两个：一是在 下降段环形通道中汽和水的逆向流动；二是安注箱应急冷却剂的旁通。 安注旁通大大推迟了下腔室 15.5 10.0 5.0 0.0 0 1 2 4 10 20 40 60 80 安注旁通安注旁通 再灌水再灌水 图 23 小破口旁通阶段图示 的再灌水。 喷放结束（旁通结束） 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 段结束（3040 秒出现） 。 冷管段破裂情况下，这时，重力开始超过夹带力，应急水穿过下降段向压力容 器再灌水。 反应堆安全分析（论文） 19 15.5 10.0 5.0 0.00 1 2 4 10 20 40 60 80 安注旁通安注旁通 再灌水再灌水 图 24 小破口旁通阶段结束图示 图 25 小破口旁通阶段结束图示 低压安注系统启动 大约 30s 或系统压力降到 1MPa 后，低压安注系统投入运行。 取水途径： 1. 安注箱 2. 换料水箱 3. 安全壳地坑 反应堆安全分析（论文） 20 图 26 小破口低压安注系统启动图示 (2)再灌水阶段 应急冷却水注入压力容器之后，首先要把下腔室充满。待水位到达堆芯底部之 后才开始进入堆芯。 应急冷却水充满下腔室这段时间叫作再灌水阶段。 在这段时间内，燃料元件只靠残存在下腔室中的水产生的蒸汽对流和向周围进 行热辐射来散热，传热条件极差。在衰变热的作用下，其温度不断提高。 反应堆安全分析（论文） 21 图 27 小破口再灌水阶段图示 图 28 小破口再灌水-绝热上升图示 反应堆安全分析（论文） 22 图 29 小破口包壳温度变化图示 绝热上升，上升速率 8120C/s，有可能达到 1100oC，LOCA 事故过程中堆芯冷 却最差的阶段。 (3)再淹没阶段 第二峰值包壳温度 应急水进入堆芯的同时，被加热开始沸腾。 在堆芯底部以上 0.5m 的地方，由于包壳表面很热，沸腾过程十分剧烈，蒸汽快 速流过堆芯。 夹带相当数量的水滴，为堆芯提供初始的冷却。 随着水位上升，冷却效果越来越好，包壳温度上升速率逐渐减小，最后热点的 温度开始下降。 图 30 小破口包壳温度变化图示 反应堆安全分析（论文） 23 图 31 小破口变化图示 骤冷 进入堆芯的冷却水润湿燃料包壳壁面、达到冷却的目的要经历一个“骤冷”传 热过程。包壳只有经过骤冷后，其表面才算是被淹没。 骤冷点（称为骤冷前沿）前进的速度受包壳的轴向导热特性和骤冷前沿附近的 复杂传热过程所制约，所以冷却水真正淹没堆芯的速度并不等于它进入堆芯的速度， 而是等于骤冷前沿推进的速度。 图 32 小破口骤冷图示 蒸汽粘结 反应堆安全分析（论文） 24 应急冷却水注入堆芯的速度取决于注入压头和冷却水从堆芯出口到破口的流动 阻力。 在冷段管道破裂的情况下，由于多余的水会绕过堆芯周围的环形空间从破口溢 出，所以蓄水的高度不会太大，注水压头不会太高。冷却水进入堆芯以后被蒸发， 形成高速的汽流。这部分汽流在经过蒸汽发生器时被二次水加热，流速进一步提高， 最后经过主泵从破口流出。 由于流程长、流速高，汽流在流出破口之前的这段管道阻力相当大。这个阻力 在堆芯上腔室造成一个背压。该背压的存在会大大降低冷却水进入堆芯的速度。 图 33 小破口蒸汽粘结图示 (4)长期冷却 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 压安注系统泵的进口转接到安全地坑；所有供给反应堆的应急冷却水，从一回路作 为蒸汽漏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，保证衰变热的长期排出。对于 3800MW 热功率的压水堆，这个衰变热在 停堆 30 天以后还有 5MW 左右。 反应堆安全分析（论文） 25 图 34 小破口长期冷却图示 3.42 大破口失水事故所造成的严重后果总结大破口失水事故所造成的严重后果总结 (1)在管道断开的一瞬间，冷却剂在断口处突然失压，会在一回路系统内形成一个很 强的冲击波。这种冲击波在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到严重破坏，其后果 可能是控制棒插不进去，或使一部分冷却剂通道发生堵塞。 (2)由于冷却剂迅速流失，冷却剂液面可能降到堆芯顶面以下，这样一来就使堆芯传 热工况严重恶化，从而有可能使堆芯烧毁或熔化。如果堆芯大量燃料元件发生了熔 化，熔融燃料同残存在压力容器内的水相接触，进行剧烈的放热化学反应。在水被 蒸干以后，熔融燃料就可能会把压力壳熔穿。熔融燃料进入安全壳后同水接触，会 产生冲击波，它有可能把安全壳破坏。 (3)高温高压的冷却剂大量喷放到安全壳，有可能造成安全壳的破坏。 (4)作为燃料元件包壳的锆在高温时会与水蒸汽发生剧烈的化学反应。 3.43 一回路大破口失水事故的保护一回路大破口失水事故的保护 (1)稳压器低压力引起反应堆紧急停堆； (2)稳压器低低压力或安全壳高压力引起安注启动，并引起安全壳第一阶段隔离； (3)安全壳压力继续升高，引起主蒸汽管道隔离； (4)安全壳压力继续升高，引起安全壳喷淋，安全壳第二阶段隔离。 反应堆安全分析（论文） 26 3.44 大破口失水事故的验收准则大破口失水事故的验收准则 (1)最大包壳氧化：包壳总氧化率不超过总厚度的 17。 (2)峰值包壳温度：为了防止包壳脆化，峰值包壳温度不能超过限值(1204)。 (3)最大产氢量：如果除了腔室周围衬里以外，所有包围燃料的包壳中的金属都与水 或汽发生化学反应，由此得到一个假想的产氢量。算出的包壳与水或汽发生化学反 应后的产氢量不能超过该假想产氢量的 1%倍。 (4)堆芯几何构形：堆芯几何构形变化仍能保持其可冷却性。 (5)长期冷却：安全注射系统开始成功运行后，堆芯温度保持在可接受的低值下，并 将长寿命放射性物质留在堆芯内所需期间都能排出衰变热。 3.5 小破口失水事故小破口失水事故 3.51 小破口失水事故的过程小破口失水事故的过程 压水堆核电厂小破口失水事故(SBLOCA)是指由于反应堆冷却剂系统管道或与之 相通的部件出现小破裂/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。 以冷段破口，等效直径为 80mm 的小破口失水事故为例，典型的 SBLOCA 事故进 程可以分为 4 个阶段。 (1)第一阶段是环路自然循环维持阶段 在此阶段，由于环路存在自然循环，堆芯释能及时经蒸发器排出，一回路降压 较快，蒸汽发生器在此阶段起着重要的热阱作用。该阶段的压力容器水位下降主要 由于破口冷却剂欠热排放所致。 (2)第二阶段是环路水封存在阶段 在此阶段，由于环路自然循环终止及环路水封的出现，蒸汽发生器排热受阻， 堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内冷却剂从破口排放而带 出。由于这两种方式的排热率较低，不足以及时除去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂 大量蒸发，蒸汽在上腔室的积聚迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及 燃料包壳升温，该阶段是事故的主要阶段，一回路处于准稳压状态（即处于压力平 台） ，堆芯出现裸露，燃料包壳急剧升温，在该阶段中，蒸汽发生器二次侧热阱仍然 起着重要的作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故的后果。 (3)第三阶段是环路水封清除阶段 在此阶段，由于环路水封清除，积聚在上腔室的蒸汽可经环路破口喷出，上腔 室的压力降低，压力平衡迫使下降阶段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯，堆芯水 位得到恢复，燃料包壳得到冷却，该阶段堆芯衰变热能主要靠堆芯冷却剂蒸发并从 破口的排放而带出，由于蒸汽排热率高，堆芯衰变热能及时从破口排出，一回路压 力恢复。由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在，冷却剂装量没有明显回升，堆芯再 次裸露的可能性仍然存在。 反应堆安全分析（论文） 27 (4)第四阶段是长期堆芯冷却阶段 在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂装载量明 显回升，堆芯水位也整体回升。安注箱排空后，低压安注系统将投入注水并切换成 再循环工况，实现长期堆芯冷却。 图 36 小破口失水事故典型过程 3.52 小破口失水事故的冷却机理小破口失水事故的冷却机理-自然循环自然循环 表 3 小破口失水事故的冷却机理-自然循环 稳压器控制压力主系统水量下降，喷放流在安全壳内闪蒸，冷管段仍然是单 向液体流（除汽腔小破口） 压力容器控制压力依靠自然循环破口流大于安注流，稳压器排空，压力容器上腔室部分闪蒸， 压力容器内水位下降到热管段上沿，蒸汽在 SG 内冷凝 自然循环向堆芯沸腾过渡破口流依然大于安注流，主系统温度趋向于二次侧温度，因 传热能力小于衰变热功率，主系统压力维持稳定，SG U 型 管内气泡增加，自然循环中止。 堆芯沸腾排出衰变热堆芯沸腾，回流冷凝，管段液位下降到环路水封段，SG 功 能丧失，热量主要靠破口载出 从堆芯沸腾向自然循环过渡堆芯产生的蒸汽到达破口处而大量排出，水封清除，注水流 率增加，堆芯被淹没，主系统重新充满水 反应堆安全分析（论文） 28 3.53 小破口失水事故中的热工水力特性小破口失水事故中的热工水力特性 降低系统压力的重要性和降压的手段 对稍大的破口,仅仅依靠高压安注不足以弥补冷却剂的流失,在这种情况下,利用 各种手段降低一回路的压力是非常重要的。