核反應(yīng)堆安全分析論文 冷卻劑喪失事故

1、摘 要冷卻劑喪失事故是指反應(yīng)堆主回路壓力邊界產(chǎn)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(duì)于壓水堆來(lái)說(shuō)，便是失水事故，簡(jiǎn)稱LOCA（Loss of Coolant Accident） ，冷卻劑喪失事故在反應(yīng)堆安全分析中處于非常重要的地位。壓水堆一回路系統(tǒng)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(jù)破口大小及物理現(xiàn)象的不同，失水事故通?？煞譃榇笃瓶?LBLOCA、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(lái)分析。本文主要進(jìn)行的是對(duì)雙端剪切斷裂的簡(jiǎn)要分析以及對(duì)大破口失水事故和小破口失水事故的定

2、性分析和比較，并且利用了 PCTRAN 軟件對(duì)核電廠熱腿、冷腿LOCA 事故進(jìn)行了故障安全分析。關(guān)鍵詞關(guān)鍵詞：壓水堆； 大破口失水事故； 小破口失水事故； PCTRAN； 定性分析ABSTRACTLoss 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 los

3、s 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

4、 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 cr

5、ack、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 coo

6、lant accident; PCTRAN; the qualitative analysis核反應(yīng)堆安全分析（論文） 緒論目 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(shè)計(jì)任務(wù).21.4 方案選擇.22 PCTRAN 工具介紹.32.1 PCTRAN 簡(jiǎn)介.32.2 PCTRAN 特點(diǎn).33 方案及總體設(shè)計(jì).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(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故.53.3 臨界流.53.4 大破口失水事故.83.4.1 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(yán)重后果總結(jié).254.2.3 一回路大破口失水事故的保

7、護(hù).254.2.4 大破口失水事故的驗(yàn)收準(zhǔn)則.263.5 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(jī)理-自然循環(huán) .273.5.3 小破口失水事故中的熱工水力特性.283.5.4 小破口失水事故中破口尺寸對(duì)小破口瞬態(tài)過程的影響.283.5.5 穩(wěn)壓器汽腔小破口失水事故.283.5.6 小破口失水事故的影響.293.6 小破口與大破口失水事故特征的比較.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(jié).34致 謝.35參考文獻(xiàn).36反應(yīng)堆安全分析（論文）11 緒 論1.1 本論文的背景和意義本論文的背

8、景和意義本文主要進(jìn)行的是對(duì)雙端剪切斷裂的簡(jiǎn)要分析以及對(duì)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(duì)核電廠熱腿、冷腿 LOCA 事故進(jìn)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(zāi)難性破裂的簡(jiǎn)要分析，對(duì)大、小破口事件的原因分析，以及及事故過程進(jìn)行圖文分析，大破口失水事故所造成的嚴(yán)重后果總結(jié)，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(xiàn)象也不同，本文也對(duì)此進(jìn)行了簡(jiǎn)要分析，以及對(duì)三里島事故的誤判原因的簡(jiǎn)要分析。1.2 冷卻劑喪失事故概述冷卻劑喪失事故概述自美國(guó)三哩島核電站發(fā)生堆芯熔化事故以來(lái)，嚴(yán)重事故的研究受到了廣泛 重視，相比之下，我國(guó)對(duì)嚴(yán)重事故的研究

9、起步較晚，很多程序計(jì)算僅限于嚴(yán)重事故的早期階段 ,且計(jì)算結(jié)果不夠完整 ,缺乏像氫氣生成量、熔融池尺寸、熔融池坍塌時(shí)間和質(zhì)量、反應(yīng)堆壓力容器失效的位置和時(shí)間等重要參數(shù)的描述。三里島事故誤判斷原因?yàn)椋盒∑瓶诔霈F(xiàn)后，穩(wěn)壓器降壓，穩(wěn)壓器內(nèi)原來(lái)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(nèi)的水減少，水位下降；當(dāng)系統(tǒng)壓力降低到壓力容器上腔室內(nèi)的水的飽和壓力時(shí)，上腔室的水開始（閃蒸） ，體積膨脹，多出來(lái)的體積被擠到穩(wěn)壓器中，使穩(wěn)壓器水位上升，直到滿水；這時(shí)只靠穩(wěn)壓器的水位是不能判斷一回路系統(tǒng)冷卻劑裝量的多少的。冷卻劑喪失事故的現(xiàn)象復(fù)雜，后果特別嚴(yán)重，因此在反應(yīng)堆安全中

10、處于非常重要的地位。事實(shí)上，經(jīng)過計(jì)算和實(shí)驗(yàn)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(gè)數(shù)量級(jí)。所以現(xiàn)在依然將雙端剪切斷裂作為極限設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。堆芯壓力容器在堆芯水位以下的災(zāi)難性破裂：堆芯附近不再有冷卻水，所以無(wú)法防止堆芯熔化。在安全分析中，設(shè)想最嚴(yán)重的情況是一根主管道發(fā)生脆性斷裂，管道在一瞬間內(nèi)完全斷開并錯(cuò)位。這時(shí)冷卻劑從斷開的兩個(gè)端口、即相當(dāng)于兩倍主管道截面積的開口同時(shí)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(yán)

11、重。高溫高壓強(qiáng)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(nèi)構(gòu)件的兩側(cè)形成很大的瞬時(shí)壓差,從而造成巨大的動(dòng)態(tài)載荷；堆芯在十幾秒鐘內(nèi)干涸,燃料元件內(nèi)的剩余釋熱因無(wú)冷卻反應(yīng)堆安全分析（論文）2水載走 ,最終有可能導(dǎo)致堆芯熔化。因此,人們對(duì)該事故高度重視,有關(guān)國(guó)家成立了專門的管理部門；建立了許多研究機(jī)構(gòu)和大型實(shí)驗(yàn)室 ,長(zhǎng)期地進(jìn)行這方面的理論研究和實(shí)驗(yàn),并提出了許多防范措施 。安全注射系統(tǒng)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(wú)能為力。所以要尋找一個(gè)更好地方法來(lái)解決。在反應(yīng)堆冷卻劑裝載量減少一類事故，一般說(shuō)來(lái)，大破口失水事故最為嚴(yán)重，但由于小破口失水事故中一回

12、路降壓速率慢、事故分析中可能在高壓階段出現(xiàn)長(zhǎng)時(shí)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(duì)小破口失水事故也要作出全面而深入的分析。1.3 設(shè)計(jì)任務(wù)設(shè)計(jì)任務(wù)本文的是綜述型文章，主要是對(duì)冷卻劑喪失事故中的雙端剪切斷裂的簡(jiǎn)要分析以及對(duì)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(duì)核電廠熱腿、冷腿 LOCA 事故進(jìn)行了故障安全分析。1.4 方案選擇方案選擇對(duì)大破口失水事故和小破口失水事故的原因、過程、后果進(jìn)行定性分析和比較，并且利用了 PCTRAN 軟件對(duì)核電廠熱腿、冷腿 LOCA 事故進(jìn)行了故障安全分析。反應(yīng)堆安全分析（論文）32 PCTRAN 工具

13、介紹2.1 PCTRAN 簡(jiǎn)介簡(jiǎn)介自從三哩島核泄漏事件之后 ,核電站的模擬仿真及嚴(yán)重事故分析 日趨受到重視。迄今,國(guó)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(tǒng)以及適用于各種事故工分析研究的軟件。前者以美國(guó)的 GSE system,加拿大的 Mapps 和法國(guó)的 Corys TESS 等公司的產(chǎn)品為代表,后者包括美國(guó) Sandia 國(guó)家實(shí)驗(yàn)室的 MELCOR ,美國(guó)愛達(dá)荷國(guó)家工程與環(huán)境實(shí)驗(yàn)室的 SCDAP/RELAP。但是上述仿真系統(tǒng)結(jié)構(gòu)復(fù)雜 ,操作繁瑣 ,價(jià)格在百萬(wàn)至千萬(wàn)元人民幣之間,便攜性差 。為此 ,美國(guó)公司開發(fā)了適用于不同堆型核電站模擬仿真與嚴(yán)重事故分析的小型軟件 PCTRA

14、N 該軟件的價(jià)格約 30萬(wàn)元人民幣。2.2 PCTRAN 特點(diǎn)特點(diǎn)操作界面直觀簡(jiǎn)便PCTRAN 提供主控制界面和輻射劑量檢測(cè)模擬界面?？稍谥骺刂泼姘迳蠈?duì)各類控制設(shè)備進(jìn)行直接操控 ,并可在輻射劑量檢測(cè)模擬界面上看到廠區(qū)各區(qū)域的輻射劑量瞬時(shí)值和累計(jì)值。輸人輸出格式多樣化 可采用 Access,Excel 和即時(shí)曲線圖格式。仿真速度超實(shí)時(shí) 正常工作步長(zhǎng)為 0.5s ,但能以 2,4,8 和 16 倍的速度進(jìn)行仿真運(yùn)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(yùn)行故障模擬 ,基本囊括了核電站常見故障事故、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故?；厮莨δ芸蓪?duì)事故瞬態(tài)過程

15、進(jìn)行回放 ,對(duì)事故分析十分重要。的主要模塊包括堆芯動(dòng)力學(xué)模塊、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)模塊 、蒸汽發(fā)生器模塊、核燃料和分級(jí)堆芯模塊 、輻射劑量泄漏計(jì)算模塊。PCTRAN 可以模擬 20 種核電站運(yùn)行故障。見表 1。反應(yīng)堆安全分析（論文）4表 1 PCTRAN 模擬的 20 種核電站運(yùn)行故障及事故編號(hào)故障名備注1 1熱腿 LOCA 故障安全分析*2 2冷腿 LOCA 故障安全分析*3 3安全殼內(nèi)蒸汽管道破裂故障*4 4安全殼外蒸汽管道破裂故障*5 5喪失給水故障*6 6主電源喪失故障7 7主泵失效（轉(zhuǎn)子鎖死）故障*8 8主蒸汽隔離閥關(guān)閉故障9 9汽輪機(jī)脫扣故障1010蒸發(fā)器 A 管道破裂*1111蒸發(fā)器

16、 B 管道破裂*1212彈棒事件1313落棒事件1414慢化劑稀釋故障1515甩負(fù)荷故障1616安全殼泄漏故障*1717燃料棒泄漏故障1818安全殼內(nèi)燃料操作失誤*1919輔助廠房?jī)?nèi)燃料操作失誤*2020輔助廠房?jī)?nèi)下泄管道破裂反應(yīng)堆安全分析（論文）53 方案及總體設(shè)計(jì)3.1 冷卻劑喪失事故的原因以及分類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(tǒng)的管道破裂；一回路系統(tǒng)上的一個(gè)閥門意外打開(或不能關(guān))；泵的軸封或閥桿泄漏；蒸汽發(fā)生器管子的破裂。具體來(lái)說(shuō)下列原因可能誘發(fā)失水事故：地震，回路上的機(jī)械壓力或熱應(yīng)力，制造上的缺陷，內(nèi)部飛射物。 根據(jù)斷裂特性，即破口位置

17、和破口尺寸，LOCA 可分為：中小破口：此時(shí)，一回路減壓過程相對(duì)緩慢些。安全注入系統(tǒng)按設(shè)計(jì)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(nèi)的壓力，安全注入箱和低壓安全注入系統(tǒng)相繼投入工作，向一回路注水，力圖使堆芯淹沒。汽腔小破口 SGTR。管道破口的類型還可分為：裂縫、狹長(zhǎng)的切口、管接口斷裂、局部的剪切斷裂、完全的剪切斷裂。圖 1 大、中、小破口的區(qū)分3.2 失水事故的極限失水事故的極限設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故最嚴(yán)重的失水事故：堆芯壓力容器在堆芯水位以下的災(zāi)難性破裂：堆芯附近不再有冷卻水，所以無(wú)法防止堆芯熔化和隨后的大量放射性物質(zhì)的釋放。但事實(shí)上表明，

18、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(gè)數(shù)量級(jí)。3.3 臨界流臨界流(1)基本概念反應(yīng)堆安全分析（論文）6設(shè)上游容器壓力 p0 保持不變，流體溫度與比容也都是定值 t0、0 。當(dāng)外部壓力（背壓）pb 下降到低于容器中流體壓力時(shí)（曲線 1） ，流體便自通道內(nèi)向外流出，并在通道內(nèi)自 p0 至通道出口壓力 pex 之間建立一壓力梯度，這時(shí)的 pex= pb。當(dāng)pb 進(jìn)一步降低時(shí)，pex 隨之下降，且其值等于變化后的 pb，出口流速隨之相應(yīng)增大（曲線 2） 。這個(gè)關(guān)系一直保持到某一個(gè) 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(shí)為止（曲線 3）

19、。圖 2 臨界流此后，pb 進(jìn)一步降低，出口流速不會(huì)再加大，pex 也不會(huì)再降低（曲線 4 和 5） ，這時(shí)的流動(dòng)就叫做臨界流。任一流動(dòng)系統(tǒng)放空速率取決于流體從出口（或破口）流出速率，即質(zhì)量流量。當(dāng)流體自系統(tǒng)中流出的速率不再受下游壓力下降的影響時(shí)，這種流動(dòng)就稱為臨界流，對(duì)于單相流也稱聲速流。 臨界流時(shí)，出口（或破口）質(zhì)量流量亦達(dá)最大值，該流量稱為臨界流量。在大多數(shù)實(shí)際工況中，兩相臨界流動(dòng)的臨界流速比相應(yīng)工況下任一相的單相臨界流速低得多。反應(yīng)堆安全分析（論文）7在現(xiàn)代核動(dòng)力反應(yīng)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(shí)的暫態(tài)過程。這一排放

20、量對(duì)動(dòng)力反應(yīng)堆的卸壓速率、安全傳熱、安全殼升壓率以及反應(yīng)堆容器、堆內(nèi)構(gòu)件和相關(guān)管道的受力有重大影響。反應(yīng)堆失水事故情況下，管道突然斷裂，在破口處會(huì)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(shí)驗(yàn)表明，在失水事故噴放階段中，較長(zhǎng)時(shí)間處于兩相臨界流動(dòng)狀態(tài)，其臨界流速主要受上游工況變化控制，因而需要計(jì)算反應(yīng)堆冷卻劑流失過程及系統(tǒng)響應(yīng)。(2)臨界流對(duì)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(tǒng)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(shí)，兩個(gè)破裂端口上游不同，一個(gè)是反應(yīng)堆壓力容器下降段，一個(gè)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(gè)破裂的端

21、口臨界流量不同。最終會(huì)影響回路中流動(dòng)滯止點(diǎn)的位置，而滯止點(diǎn)位置強(qiáng)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(dòng)特性與流量分配的不同使得堆芯流量的預(yù)測(cè)更加復(fù)雜化。噴放時(shí)形成的壓力波及破口處的噴射力對(duì)回路內(nèi)部構(gòu)件、冷卻劑管道、安全殼結(jié)構(gòu)產(chǎn)生巨大的作用力，可能造成這些部件結(jié)構(gòu)上的損壞。(2)力學(xué)效應(yīng)當(dāng)出現(xiàn)破口時(shí)，會(huì)形成一個(gè)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(shù)量，這樣形成的壓力波傳到整個(gè)系統(tǒng)。在傳播的過程中壓力波逐漸衰減。但當(dāng)破口出現(xiàn)在熱端時(shí)，壓降波則幾乎沒有衰減就傳到壓力容器。圖 3 力學(xué)過程反應(yīng)堆安全分析（論文）83.4大破口失水事故大破口失水事故3

22、.41 大破口失水事故的過程大破口失水事故的過程作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的大破口失水事故是指：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)冷管段或熱管段出現(xiàn)大孔直至雙端剪切斷裂同時(shí)失去廠外電源的事故。事故序列：噴放、再灌水、再淹沒、長(zhǎng)期冷卻。表 2 事故序列包含的小序列噴放破口發(fā)生低壓停堆啟動(dòng)信號(hào)安注泵啟動(dòng)安注箱注水安全殼噴淋泵啟動(dòng)注水旁路中止再灌水噴放中止安注泵啟動(dòng)注水淹沒到堆芯下端頭再淹沒安全殼噴淋啟動(dòng)安注箱排空堆芯驟冷結(jié)束長(zhǎng)期冷卻換料水箱低水位，向安全殼地坑取水向長(zhǎng)期冷卻再循環(huán)切換(1)噴放階段圖 4 冷卻劑喪失圖示反應(yīng)堆安全分析（論文）915.510.05.00.00 1 2 4 10 20 40 60 80圖 5 冷、

23、熱管噴放階段系統(tǒng)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(tǒng)壓力在幾十毫秒內(nèi)降到流體局部飽和壓力。這個(gè)猛烈的壓力釋放具有這樣的特點(diǎn)：泄壓波穿過一次冷卻系統(tǒng)和堆壓力容器傳播，使堆芯吊籃發(fā)生形變。在破裂處，將達(dá)到一個(gè)臨界流速，它決定了破口最大質(zhì)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。M/M00 1 2 4 10 20 40 60 80 S破口在冷管段破口在冷管段破口在熱管段破口在熱管段圖 6 冷、熱管欠熱泄壓堆芯質(zhì)量流量圖示

24、反應(yīng)堆安全分析（論文）10圖 7 熱管欠熱噴放階段流動(dòng)圖示圖 8 冷管欠熱噴放階段流動(dòng)圖示飽和泄壓反應(yīng)堆安全分析（論文）11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(gè)過程在進(jìn)入瞬變后不到 100ms 發(fā)生，其結(jié)果是以一個(gè)慢的多的速率繼續(xù)泄壓過程，沸騰前沿從上部堆芯和上腔室內(nèi)最熱位置開始，向整個(gè)一次冷卻系統(tǒng)傳播。15.510.05.00.00 1 2 4 10 20 40 60 80圖 9 冷、熱飽和泄壓階段系統(tǒng)壓力圖示圖 10 熱管飽和噴放階段系統(tǒng)壓力圖示反應(yīng)堆安全分析（論文）12圖 11 冷管飽和噴放階段系統(tǒng)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(shí)，

25、堆芯進(jìn)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(dòng)轉(zhuǎn)變?yōu)橄蛳铝鲃?dòng)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輕水堆都有負(fù)空泡反應(yīng)性系數(shù)，隨著堆芯區(qū)域中出現(xiàn)空泡，水慢化劑密度相應(yīng)反應(yīng)堆安全分析（論文）13減小，就會(huì)使裂變過程終止，堆芯功率降至裂變產(chǎn)物的衰變功率水平，對(duì)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(zhuǎn)變-偏離泡核沸騰當(dāng)堆芯冷卻劑開始汽化時(shí)，冷卻劑的流動(dòng)狀態(tài)就從單相流變?yōu)閮上嗔?；由于冷卻劑沸騰堆芯內(nèi)產(chǎn)生大量汽泡，反應(yīng)堆會(huì)由于負(fù)的空泡反饋而自動(dòng)停堆，使堆芯功率下降到衰變熱的水平。盡管如此，由于流動(dòng)工況急劇惡化，仍然會(huì)出現(xiàn)沸騰臨界現(xiàn)象，瞬

26、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。10005003000.00 1 2 4 10 20 40 60 80圖 13 熱管、冷管偏離泡核沸騰時(shí)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(nèi)的大量?jī)?chǔ)熱就要在分布，使其內(nèi)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，堆芯到破口位置之間流動(dòng)阻力要小，因而流過堆芯的有效冷卻劑的質(zhì)量流量要大得多。表現(xiàn)在包殼溫度形狀的差別：上升斜率和所達(dá)最高溫度都不相同。反應(yīng)堆安全分析（論文）1410005003

27、000.00 1 2 4 10 20 40 60 80圖 14 熱管、冷管包殼溫度變化圖示M/M00 1 2 4 10 20 40 60 80 S破口在冷管破口在冷管段段破口在熱管段破口在熱管段圖 15 熱管、冷管堆芯質(zhì)量流量變化圖示殘留熱源和冷卻惡化熱源：儲(chǔ)熱、衰變熱、鋯水反應(yīng)的釋熱儲(chǔ)熱衰變熱,在第 1 分鐘內(nèi)，衰變熱與這段時(shí)間釋放的儲(chǔ)熱在同一量級(jí)；當(dāng)溫度在 11000C 左右時(shí)，1 分鐘內(nèi)鋯水反應(yīng)產(chǎn)生的熱量可能與衰變熱同一數(shù)量級(jí)；儲(chǔ)熱再分配使溫度拉平，隨后包殼溫度性狀主要取決于產(chǎn)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）最終由于冷卻條件的惡化，包殼溫度最終還是由

28、于衰變熱而上升。反應(yīng)堆安全分析（論文）1510005003000.00 1 2 4 10 20 40 60 80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(yīng)急堆芯冷卻階段（安注箱）當(dāng)一次系統(tǒng)壓力降到低于應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的安注箱內(nèi)的氮?dú)鈮毫r(shí)，應(yīng)急冷卻水從安注箱通過自動(dòng)打開的截止閥和相應(yīng)的注射管路排入一次系統(tǒng)。從而為了補(bǔ)充從破口喪失的冷卻劑，就開始了應(yīng)急堆芯冷卻階段。這在進(jìn)入冷卻劑喪失事故瞬變后大約 1015s，視系統(tǒng)泄壓速率和安注箱壓力。反應(yīng)堆安全分析（論文）1615.510.05.00.0 0 1 2 4 10 20 40 60 80安注旁通安注旁通再灌水再灌水圖 18

29、 小破口系統(tǒng)壓力變化圖示圖 19 小破口堆芯水位變化圖示安注旁通反應(yīng)堆安全分析（論文）17圖 20 小破口飽和噴放變化圖示圖 21 小破口旁通變化圖示反應(yīng)堆安全分析（論文）18圖 22 小破口旁通變化圖示在注入冷管段的應(yīng)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(lái)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(dòng)：在堆芯倒流期間，從堆芯排出的蒸汽與下腔室內(nèi)水繼續(xù)蒸發(fā)產(chǎn)生的蒸汽一起，通過下降段向上流動(dòng)，阻礙從冷管段注入的應(yīng)急冷卻水穿過下降段；熱壁效應(yīng)使這個(gè)效應(yīng)進(jìn)一步加強(qiáng)。只有等到汽水混合物流出的速度降低下來(lái)以后，

30、應(yīng)急冷卻水才能注入到堆芯中去?；谏鲜霈F(xiàn)象，在進(jìn)行失水事故分析時(shí)，作為保守的估計(jì)，有時(shí)假設(shè)在整個(gè)噴放階段結(jié)束之前，應(yīng)急冷卻水達(dá)不到下腔室。旁通階段因?yàn)樵诶鋮s劑喪失事故瞬變的這個(gè)時(shí)刻，系統(tǒng)的壓力壓力相對(duì)于安全殼來(lái)說(shuō)還是高的，所以破口質(zhì)量流量還相當(dāng)大。在熱管段破裂的情況下，由于通過堆芯向上的流動(dòng)，注入冷管段的輔助冷卻劑不受障礙地穿過下降段，到達(dá)并且灌滿下腔室，最后使得水位上升，進(jìn)入堆芯區(qū)，隨后使堆芯再淹沒。在冷管段的破口情況下，下腔室再灌水大大推遲，其主要原因有兩個(gè)：一是在下降段環(huán)形通道中汽和水的逆向流動(dòng)；二是安注箱應(yīng)急冷卻劑的旁通。安注旁通大大推遲了下腔室反應(yīng)堆安全分析（論文）1915.510.

31、05.00.00 1 2 4 10 20 40 60 80安注旁通安注旁通再灌水再灌水圖 23 小破口旁通階段圖示的再灌水。噴放結(jié)束（旁通結(jié)束）當(dāng)一次系統(tǒng)與安全殼之間的壓力達(dá)到平衡，破口質(zhì)量流量變得很小時(shí)，噴放階段結(jié)束（3040 秒出現(xiàn)） 。冷管段破裂情況下，這時(shí)，重力開始超過夾帶力，應(yīng)急水穿過下降段向壓力容器再灌水。15.510.05.00.00 1 2 4 10 20 40 60 80安注旁通安注旁通再灌水再灌水圖 24 小破口旁通階段結(jié)束圖示反應(yīng)堆安全分析（論文）20圖 25 小破口旁通階段結(jié)束圖示低壓安注系統(tǒng)啟動(dòng)大約 30s 或系統(tǒng)壓力降到 1MPa 后，低壓安注系統(tǒng)投入運(yùn)行。取水途徑

32、：1. 安注箱2. 換料水箱3. 安全殼地坑圖 26 小破口低壓安注系統(tǒng)啟動(dòng)圖示(2)再灌水階段反應(yīng)堆安全分析（論文）21應(yīng)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(dá)堆芯底部之后才開始進(jìn)入堆芯。應(yīng)急冷卻水充滿下腔室這段時(shí)間叫作再灌水階段。在這段時(shí)間內(nèi)，燃料元件只靠殘存在下腔室中的水產(chǎn)生的蒸汽對(duì)流和向周圍進(jìn)行熱輻射來(lái)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-絕熱上升圖示反應(yīng)堆安全分析（論文）22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(dá)到 1100oC，LOCA 事故過程中堆芯冷卻最

33、差的階段。(3)再淹沒階段第二峰值包殼溫度應(yīng)急水進(jìn)入堆芯的同時(shí)，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(dāng)數(shù)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(lái)越好，包殼溫度上升速率逐漸減小，最后熱點(diǎn)的溫度開始下降。圖 30 小破口包殼溫度變化圖示反應(yīng)堆安全分析（論文）23圖 31 小破口變化圖示驟冷進(jìn)入堆芯的冷卻水潤(rùn)濕燃料包殼壁面、達(dá)到冷卻的目的要經(jīng)歷一個(gè)“驟冷”傳熱過程。包殼只有經(jīng)過驟冷后，其表面才算是被淹沒。驟冷點(diǎn)（稱為驟冷前沿）前進(jìn)的速度受包殼的軸向?qū)崽匦院腕E冷前沿附近的復(fù)雜傳熱過程所制約，所以冷卻水真正淹沒

34、堆芯的速度并不等于它進(jìn)入堆芯的速度，而是等于驟冷前沿推進(jìn)的速度。圖 32 小破口驟冷圖示蒸汽粘結(jié)反應(yīng)堆安全分析（論文）24應(yīng)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(dòng)阻力。在冷段管道破裂的情況下，由于多余的水會(huì)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(huì)太大，注水壓頭不會(huì)太高。冷卻水進(jìn)入堆芯以后被蒸發(fā)，形成高速的汽流。這部分汽流在經(jīng)過蒸汽發(fā)生器時(shí)被二次水加熱，流速進(jìn)一步提高，最后經(jīng)過主泵從破口流出。由于流程長(zhǎng)、流速高，汽流在流出破口之前的這段管道阻力相當(dāng)大。這個(gè)阻力在堆芯上腔室造成一個(gè)背壓。該背壓的存在會(huì)大大降低冷卻水進(jìn)入堆芯的速度。 圖 33 小破口蒸汽粘結(jié)圖

35、示(4)長(zhǎng)期冷卻在再淹沒階段結(jié)束之后，低壓安注系統(tǒng)繼續(xù)運(yùn)行。當(dāng)再淹沒儲(chǔ)水箱排空時(shí)，低壓安注系統(tǒng)泵的進(jìn)口轉(zhuǎn)接到安全地坑；所有供給反應(yīng)堆的應(yīng)急冷卻水，從一回路作為蒸汽漏出來(lái)在安全殼里冷凝之后，大部分最終都匯集到地坑中，在這個(gè)階段里，要保持冷卻，保證衰變熱的長(zhǎng)期排出。對(duì)于 3800MW 熱功率的壓水堆，這個(gè)衰變熱在停堆 30 天以后還有 5MW 左右。反應(yīng)堆安全分析（論文）25圖 34 小破口長(zhǎng)期冷卻圖示3.42 大破口失水事故所造成的嚴(yán)重后果總結(jié)大破口失水事故所造成的嚴(yán)重后果總結(jié)(1)在管道斷開的一瞬間，冷卻劑在斷口處突然失壓，會(huì)在一回路系統(tǒng)內(nèi)形成一個(gè)很強(qiáng)的沖擊波。這種沖擊波在系統(tǒng)內(nèi)傳播，可能會(huì)使

36、堆芯結(jié)構(gòu)遭到嚴(yán)重破壞，其后果可能是控制棒插不進(jìn)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(lái)就使堆芯傳熱工況嚴(yán)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(nèi)的水相接觸，進(jìn)行劇烈的放熱化學(xué)反應(yīng)。在水被蒸干以后，熔融燃料就可能會(huì)把壓力殼熔穿。熔融燃料進(jìn)入安全殼后同水接觸，會(huì)產(chǎn)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(shí)會(huì)與水蒸汽發(fā)生劇烈的化學(xué)反應(yīng)。3.43 一回路大破口失水事故的保護(hù)一回路大破口失水事故的保護(hù)(

37、1)穩(wěn)壓器低壓力引起反應(yīng)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(dòng)，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。反應(yīng)堆安全分析（論文）263.44 大破口失水事故的驗(yàn)收準(zhǔn)則大破口失水事故的驗(yàn)收準(zhǔn)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，峰值包殼溫度不能超過限值(1204)。(3)最大產(chǎn)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(xué)反應(yīng)，由此得到一個(gè)假想的產(chǎn)氫量。算出的包殼與水或汽發(fā)生化學(xué)反應(yīng)后的產(chǎn)氫量不能超過

38、該假想產(chǎn)氫量的 1%倍。(4)堆芯幾何構(gòu)形：堆芯幾何構(gòu)形變化仍能保持其可冷卻性。(5)長(zhǎng)期冷卻：安全注射系統(tǒng)開始成功運(yùn)行后，堆芯溫度保持在可接受的低值下，并將長(zhǎng)壽命放射性物質(zhì)留在堆芯內(nèi)所需期間都能排出衰變熱。3.5 小破口失水事故小破口失水事故3.51 小破口失水事故的過程小破口失水事故的過程壓水堆核電廠小破口失水事故(SBLOCA)是指由于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道或與之相通的部件出現(xiàn)小破裂/破口，所造成的冷卻劑喪失速率超過冷卻劑補(bǔ)給系統(tǒng)正常補(bǔ)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(jìn)程可以分為 4 個(gè)階段。(1)第一階段是環(huán)路自然

39、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(shí)經(jīng)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(xiàn)，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(nèi)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(shí)除去堆芯衰變熱，因而堆芯冷卻劑大量蒸發(fā)，蒸汽在上腔室的積聚迫使壓力容器水位快速降低，進(jìn)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(zhǔn)穩(wěn)壓狀態(tài)（即處于壓力平臺(tái)） ，堆芯出現(xiàn)裸露，燃料包殼急

40、劇升溫，在該階段中，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)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(jīng)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(fù)，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(shí)從破口排出，一回路壓力恢復(fù)。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。反應(yīng)堆安全分析（論文）27(4)第四階段是長(zhǎng)期堆芯冷卻階段在此階段，由于高壓

41、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(tǒng)將投入注水并切換成再循環(huán)工況，實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)期堆芯冷卻。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(jī)理小破口失水事故的冷卻機(jī)理-自然循環(huán)自然循環(huán)表 3 小破口失水事故的冷卻機(jī)理-自然循環(huán)穩(wěn)壓器控制壓力主系統(tǒng)水量下降，噴放流在安全殼內(nèi)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(nèi)水位下降到熱管段上沿，蒸汽在 SG 內(nèi)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(tǒng)溫度趨向于二次側(cè)溫度，因傳熱能力小于衰變熱功率，主系統(tǒng)壓力維持穩(wěn)定，SG U 型管內(nèi)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(chǎn)生的蒸汽到達(dá)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(tǒng)重新充滿水反應(yīng)堆安全分析（論文）283.53 小破口失水事故中的熱工水力特性小破口失水事故中的熱工水力特性降低系統(tǒng)壓力的重要性和降壓的手段對(duì)稍大的破口,僅僅依靠高壓安注不足以彌補(bǔ)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