201120401129廖科反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)回路熱管段破口事故分析

1、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)回路熱管段破口事故分析作者姓名：廖科專業(yè)名稱：核工程與核技術(shù)指導(dǎo)教師：趙永生講師目錄摘要錯(cuò)誤!未定義書簽。Abstract錯(cuò) 誤!未定義書簽。 TOC o 1-5 h z HYPERLINK l bookmark4 o Current Document 目錄II前言1 HYPERLINK l bookmark8 o Current Document 1壓水堆反應(yīng)堆基本原理 2 HYPERLINK l bookmark10 o Current Document 1.1壓水堆的簡介2 HYPERLINK l bookmark12 o Current Document 1.2壓水堆的

2、基本構(gòu)成2 HYPERLINK l bookmark14 o Current Document 1.3壓水堆主冷卻劑系統(tǒng)3 HYPERLINK l bookmark16 o Current Document 1.4安全殼5 HYPERLINK l bookmark18 o Current Document 2冷卻劑回路系統(tǒng)熱管段破口概述 6 HYPERLINK l bookmark20 o Current Document 2.1破口大小尺寸界定 62.2 管道破口的類型6 HYPERLINK l bookmark22 o Current Document 2.3冷卻劑系統(tǒng)回路管道破口的原因

3、7 HYPERLINK l bookmark24 o Current Document 3破口事故后的物理過程8 HYPERLINK l bookmark26 o Current Document 3.1大破口失水事故 8 HYPERLINK l bookmark28 o Current Document 3.1.1噴放階段 9 HYPERLINK l bookmark30 o Current Document 3.1.2旁通階段 10 HYPERLINK l bookmark32 o Current Document 3.1.3再灌水階段 11 HYPERLINK l bookmark34

4、o Current Document 3.1.4再淹沒階段 11 HYPERLINK l bookmark36 o Current Document 3.1.5長期冷卻階段 12 HYPERLINK l bookmark38 o Current Document 3.2.6大破口事故嚴(yán)重情況的總結(jié) 12 HYPERLINK l bookmark40 o Current Document 3.2小破口失水事故12 HYPERLINK l bookmark42 o Current Document 3.2.1破口尺寸的影響 13 HYPERLINK l bookmark44 o Current D

5、ocument 3.2.2減緩小破口事故后果的措施 13 HYPERLINK l bookmark46 o Current Document 3.2.3破口事故過程的物理現(xiàn)象 14 HYPERLINK l bookmark48 o Current Document 3.2.4破口位置的影響 15 HYPERLINK l bookmark50 o Current Document 3.2.5主泵停止運(yùn)行的影響 15 HYPERLINK l bookmark52 o Current Document 3.3大小破口事故特征的比較 154失水事故后果及安全對策17 HYPERLINK l bookm

6、ark56 o Current Document 4.1防止高壓熔堆 18 HYPERLINK l bookmark58 o Current Document 4.2安全殼熱量排出與減壓 18 HYPERLINK l bookmark60 o Current Document 4.3消氫措施1921 HYPERLINK l bookmark62 o Current Document 4.4安全殼功能的最終保障19總結(jié)參考文獻(xiàn)錯(cuò)誤!未定義書簽致謝錯(cuò)誤!未定義書簽、八 、刖言隨著我過核電事業(yè)的蓬勃發(fā)展，核能已經(jīng)成為一種性價(jià)比非常高 的能源，核能源清潔、高效，能利用好核能是善用自然的力量。而大 部分

7、的核事故都是人為的操作失誤。歷史上日本福島核事故和切爾諾 貝這類嚴(yán)重的事故給核安全敲響了警鐘，以至于很多人“談核色變” 兩次事故的核污染影響十分深遠(yuǎn)。因此核安全應(yīng)該要得到人類足夠的 重視。核工業(yè)要求比常規(guī)工業(yè)更嚴(yán)密、更高級質(zhì)量保證，建立并維持 一套有效地解決事故的措施。要保證核電廠的安全，維持堆芯的合適溫度首要解決的問題，它 關(guān)系到核島最基本的安全，而主冷卻劑是在高溫高壓下工作的，冷卻 劑系統(tǒng)從堆芯吸收了熱量后將熱量傳通過一回路邊的熱管段將熱量傳 給蒸汽發(fā)生器。蒸汽發(fā)生器再將熱量傳給二回路的工質(zhì)，工資沸騰后 推動(dòng)汽輪機(jī)做功。主冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)備和管路構(gòu)成了壓力邊界，它是 防止系統(tǒng)內(nèi)放射性的外泄的

8、重要屏障，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)到蒸汽發(fā)生 器的那一段管道回路的管道破裂一般在核電壽命的期限內(nèi)，不會發(fā) 生。但是一旦出現(xiàn)了這樣的過程帶來的危害是非常的嚴(yán)重，在反應(yīng)堆 安全分析的步驟中，一直處于重要的地位。我國以壓水堆作為主要的 堆型本文就就以壓水堆作為分析。1壓水堆反應(yīng)堆基本原理1.1壓水堆的簡介最早開發(fā)的動(dòng)力堆堆型就是壓水堆，在世界已經(jīng)建成的反應(yīng)堆堆 型中占到60%以上，壓水堆主要用到的冷卻劑和慢化劑都是凈化后的 水，水的慢化效果好（水中含有氫原子核），在加上水的物理和化學(xué) 性能被人類熟練的掌控。不足的是水的吸收截面大，因此必須要用富 集度較高的鈾元素作為反應(yīng)堆核燃料，水在常壓下的沸點(diǎn)較低，要使

9、水有更高的沸點(diǎn)就需要在高壓下進(jìn)行。從而獲得更高的熱效率。1.2壓水堆的基本構(gòu)成反應(yīng)堆構(gòu)成由壓力容器、堆芯，對內(nèi)部的一些構(gòu)件和控制棒等部 件組成IVWlfVH AM AMI*Ji*M圖1.1壓水堆堆芯的基本構(gòu)成-2 -堆芯是由核燃料組件，控制棒的組件和可燃毒物的組件、中子源 組件，燃料組件是產(chǎn)生裂變熱的部件，一個(gè)燃料組件大約有200300根燃料組件，燃料元件是有富集度2%4%的鈾的氧化物二氧化鈾做成。 性狀一般為圓柱形，裝在鋯合金的包殼內(nèi)，再將兩端密封做成細(xì)長的 燃料棒，燃料棒布置正方形或者三角形的柵格形式，中間用彈簧格架 將元件棒夾緊。堆內(nèi)的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的控制主要由控制棒來實(shí)現(xiàn)，通過改變控制棒在

10、堆芯插入的深度來使反應(yīng)堆啟動(dòng)、停堆或者改變功率?？刂瓢粲蓮?qiáng)吸 收中子的物質(zhì)組成。在緊急情況下能全部插入堆芯，保證反應(yīng)堆的安 全，除此之外還可以通過改變硼酸濃度補(bǔ)償反應(yīng)性變化，稱為化學(xué)補(bǔ) 償控制。堆內(nèi)構(gòu)件主要的作用是保證堆芯精確的定位、壓緊防止運(yùn)行過程 發(fā)生偏移；同時(shí)也要分隔開流體，使冷卻劑按照固定的方向流動(dòng)來帶 出熱量，對對內(nèi)構(gòu)件的要求是能再高溫高壓下抗腐蝕并且尺寸和性狀 都很穩(wěn)定。壓力容器是反應(yīng)堆是非常關(guān)鍵的設(shè)備，它是防止反射性物質(zhì)外泄 的承壓設(shè)備；所以要求壓力容器在高硼酸水腐蝕和高能中子照射的條 件下能使用2030年，壓力容器的壽命決定核電廠的壽命。1.3壓水堆主冷卻劑系統(tǒng)壓水堆的冷卻劑系

11、統(tǒng)一般采用的是采用分散形式的布置，由24個(gè)相同的冷卻環(huán)路組成，單個(gè)環(huán)路上的有一臺蒸汽發(fā)生器，兩臺主冷卻 劑泵（備用一臺），在用管道連接成一個(gè)密閉的回路，這樣的系統(tǒng)就 叫做主冷卻劑系統(tǒng)。系統(tǒng)的壓力有一臺穩(wěn)壓器來維持，同時(shí)還有一系 列的輔助系統(tǒng)。主冷卻劑系統(tǒng)置于鋼筋混凝土的安全殼內(nèi)，安全殼來 保證容納可能泄露的蒸汽和裂變產(chǎn)物，下圖是壓水堆的主體結(jié)構(gòu)圖。Mil圖1.2壓水堆主體結(jié)構(gòu)冷卻劑在1516MPa的壓力下由堆芯的周圍環(huán)路向下流動(dòng)，再流過 堆芯之后溫度上升的到320330C，然后熱量傳到二回路來產(chǎn)生蒸汽。 蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)做功來發(fā)電，蒸汽會在冷卻劑泵的作用之后有回到反 應(yīng)堆。冷卻劑系統(tǒng)的一系列的所

12、有的設(shè)備，以及閥門都安裝在安全殼內(nèi) 部，冷卻劑當(dāng)中存在裂變的產(chǎn)物和輔助的產(chǎn)物，對回路都會對管道和 設(shè)備構(gòu)成一定的污染，為了防止管帶發(fā)生破裂之后流體的破裂對管道 造成損壞，在管道上都裝有限制器（在管道上設(shè)計(jì)中安裝了防震和防 止沖擊的裝置）對設(shè)備和管道進(jìn)行隔離。VZES&圖1-3壓水堆核電廠原理圖1.4安全殼安全殼是防止反射性物質(zhì)外泄的一道重要屏障。安全殼要承受反 應(yīng)堆在發(fā)生失水事故一回路泄漏噴放時(shí)產(chǎn)生額高溫以及高壓，甚至也 要經(jīng)的起地震、臺風(fēng)甚至是導(dǎo)彈的轟炸。壓水堆的安全殼一般比較大，造價(jià)也很高，一個(gè)功率1000MW的壓水堆。安全殼的直徑大概是 40米，高度約60米，對安全殼的初始設(shè) 計(jì)壓力0.

13、40.5MPa,運(yùn)行時(shí)要定期的進(jìn)行的泄露實(shí)驗(yàn)。安全殼的頂部有噴淋系統(tǒng)，當(dāng)發(fā)生事故的時(shí)候噴淋系統(tǒng)會自動(dòng)噴 淋水將蒸汽冷凝。噴淋水中加入氫氧化鈉出去氣體的裂變產(chǎn)物，減少 釋放碘的數(shù)量。安全殼內(nèi)部必須有通風(fēng)凈化系統(tǒng)，并且要保持內(nèi)部的溫度恒定， 以滿足工作人員的工作條件。通風(fēng)系統(tǒng)的還要有排除熱量，抑制壓力 上升和除去反射性氣體的功能。2冷卻劑回路系統(tǒng)熱管段破口概述在壓水堆中破口事故會帶來非常嚴(yán)重的后果，由于冷卻劑的泄露 會釋放大量的反射性物質(zhì)。2.1破口大小尺寸界定破口事故按照尺寸的大小可以分為大破口事故和小破口事故，按 破口的位置又可以分為冷管段和熱管段的破口事故，大中小破口的分 界不是絕對的。冷管

14、段破裂帶來的危害比熱管段要大的多。在這里我 們分析是熱管段的破裂分析其物理過程及其后果，確保反應(yīng)堆的安 全。下圖是破口大小尺寸的分類界限。L林口衣嗽口-1sei5圖2.1破口尺寸的分類界限2.3冷卻劑系統(tǒng)回路管道破口的原因冷卻劑系統(tǒng)的管道材料采用的是德國的奧氏體不銹鋼制造而成 的，斷裂的原因是主要是由于傳熱管機(jī)械的熱應(yīng)力、一回路水腐蝕， 而地震、內(nèi)部的飛射物和制造中本身的缺陷。這些都可能導(dǎo)致管道 破裂。這類事故發(fā)生的頻率是百萬萬分之一次/（堆年）。通過對破口 事故的過程分析，必須要最大化的減少此類事故的發(fā)生概率。下圖是 熱管和冷管破裂在反應(yīng)堆對應(yīng)的位置，上方對應(yīng)的是冷管段的破口， 下方是熱管段

15、的破口。圖2.3冷管與熱管破裂的位置3破口事故后的物理過程在安全設(shè)計(jì)中，假想最嚴(yán)重的情況是主管道發(fā)生脆性斷裂，管道會 在極短的時(shí)間發(fā)生破裂后完全斷開并且錯(cuò)位，這時(shí)冷卻劑從斷開的兩 個(gè)斷口噴出，這種破裂叫做雙端斷裂。此時(shí)的破口面積相當(dāng)于兩倍主 管道的界面，主管道與壓力容器焊接的位置破口的可能性最大。3.1大破口失水事故所謂的大破口事一般是指回路的壓力邊界熱冷管段斷裂、剪斷。 從而會引起冷卻劑的泄露，如果此時(shí)在失去了廠外的電源，那么它將 是最嚴(yán)重的反應(yīng)堆事故。按事故的發(fā)展過程一般可能會出現(xiàn)四主要的 個(gè)階段：噴放、在灌水、在淹沒和長期冷卻。下圖是幾個(gè)過程的步 驟。表3.1大破口事故發(fā)生的序列主要階段

16、每個(gè)階段步驟各個(gè)系統(tǒng)的動(dòng)作噴放階段（1）噴放階段（2）飽和卸壓（3）沸騰工況 的轉(zhuǎn)變（4）第一包殼 溫度（5）殘留熱源 和冷卻惡 化（6）應(yīng)急堆芯 冷卻段（7）旁通階段（8）低壓注射 系統(tǒng)的開 啟破口發(fā)生低壓停堆ECC啟動(dòng)信號安注泵啟動(dòng)安注箱注水安全殼噴淋泵啟動(dòng)注水旁路終止再灌水階段1.噴放終止2安注泵啟動(dòng)3.注水淹沒堆芯的下端投再淹沒階段第二峰值 包殼溫度驟冷蒸汽粘結(jié)安全噴淋啟動(dòng)安注箱排空堆芯驟冷結(jié)束長期冷卻換料水箱低水位，向安全殼地坑取 水，向長期冷卻再循環(huán)切換3.1.1噴放階段欠熱卸壓。反應(yīng)堆在正常運(yùn)行的時(shí)候，冷卻劑溫度大約低于此時(shí)壓力下飽和 溫度40C,在發(fā)生冷卻劑管道破裂之后，一回路

17、水先從破口泄露到安 全殼，系統(tǒng)的壓力會在幾十毫秒內(nèi)降到流體的最高局部飽和壓力，在 達(dá)到這個(gè)階段之前的這個(gè)過程叫做欠熱卸壓，在這個(gè)階段的初期，如 果破裂發(fā)生在熱段，即出口段。流過堆芯的水會加速。如果破口在進(jìn) 口段，通過堆芯的水流量會減速，欠熱卸壓這個(gè)過程，壓力的猛烈釋（2）飽和卸壓。在冷卻劑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100毫秒時(shí)發(fā)生，由于此時(shí)堆芯內(nèi)含有大量的氣 泡，其結(jié)果使卸壓過程變的緩慢的過程，此時(shí)可能同時(shí)出現(xiàn)沸騰和閃 蒸。其前沿從堆芯最熱的位置開始。堆芯內(nèi)的大量氣泡使慢化劑的相應(yīng)密度減小，在負(fù)空泡反應(yīng)性系 數(shù)的作用下，會使裂變過程終止，此后的對戲碼功

18、能主要還是衰變功 率，所以大破口事故即使不停堆裂變功率也會減低或者停止。（3）沸騰工況轉(zhuǎn)變。當(dāng)堆芯冷卻劑開始汽化后，燃料元件表面與冷卻劑傳熱發(fā)生惡 化，此時(shí)會發(fā)生沸騰工況的轉(zhuǎn)變（脫離泡核沸騰）冷管段一般0.50.8發(fā)生，熱管段破裂的要比冷管段滯后幾秒以后。（4）第一包殼峰值溫度。在出現(xiàn)脫離泡核沸騰后，冷卻劑與包殼之間傳熱惡化，包殼的溫 度會突然升高。此時(shí)溫度會出現(xiàn)第一包殼峰值的溫度，相對于冷管段 破裂熱管段破裂流過堆芯的冷卻劑流量較大，溫度峰值也出現(xiàn)的較 晚，溫度較低。（5）殘留熱源和冷卻惡化。在出現(xiàn)大破口事故之后，堆芯內(nèi)部依然有熱量，一是由于裂變的 衰變熱，另外一個(gè)是鋯合金、水和水蒸氣生成氫

19、氧化鋯產(chǎn)生熱量（包 殼溫度達(dá)到980r時(shí)反應(yīng)開始），冷卻劑不斷的通過破口從一次系統(tǒng)排 入安全殼，使一次系統(tǒng)不斷的卸壓，同時(shí)水裝量不斷的減少；最后， 堆壓力容器里的水位將降到堆芯下端以下。應(yīng)急堆芯冷卻階段。當(dāng)冷卻劑系統(tǒng)內(nèi)的壓力降低到安注箱內(nèi)部 氮?dú)獾膲毫r(shí)，安注箱的截止閥會自動(dòng)打開，水由此注入至主冷卻劑 系統(tǒng)，這樣就有了應(yīng)急冷卻階段，這個(gè)階段大約在破口事故發(fā)生后的 1015秒會出現(xiàn)。3.1.2旁通階段應(yīng)急系統(tǒng)的安注箱和高壓安注系統(tǒng)在投入到工作后，主冷卻系統(tǒng) 的壓力仍然高于安全殼內(nèi)的壓力，冷卻劑此時(shí)依然在大量外流。熱管破裂后，注入到冷管段的輔助冷卻劑通過下降段，堆內(nèi)此時(shí) 的水位仍然在不斷的上升，進(jìn)

20、入堆芯區(qū)域再淹沒了堆芯。一回路的系 統(tǒng)壓力和安全殼的壓力趨于平衡的時(shí)候（大約破口發(fā)生后的3040秒出現(xiàn)），噴放就此結(jié)束。此時(shí)破口的流量變的比較小，壓力繼續(xù)降低到 大約1MPa時(shí)，低壓注入系統(tǒng)開始投入工作。在大破口事故的情況下，系統(tǒng)的壓力會下降的比較快，起作用的 是安全注射箱和低壓安注系統(tǒng)，高壓安注系統(tǒng)起到的作用并不大。3.1.3再灌水階段這個(gè)階段開始于應(yīng)急冷卻水首先達(dá)到壓力容器下腔室使水位開始 重新回升之時(shí)，結(jié)束于水位達(dá)到堆芯底部，這個(gè)過程一般出現(xiàn)在破口 后的3040秒的時(shí)間，在這個(gè)階段，堆芯裸露在蒸汽環(huán)境中，燃料棒產(chǎn) 生的衰變熱主要依靠輻射和自然對流換熱之外，沒有其它的冷卻方 式。這個(gè)時(shí)候由

21、于導(dǎo)熱不良，堆芯的溫度會絕熱上升，每秒上升的幅 度大約時(shí)812C,上升的時(shí)間大約是3050秒的時(shí)間。在溫度上升的過 程中，高合金與水蒸汽的反應(yīng)形成很大的一個(gè)熱源，因此再灌水階段 對破口事故的影響非常大，這個(gè)階段的時(shí)間取決于噴放結(jié)束時(shí)下腔室 到水位至堆芯底部這段高度，它決定了燃料包殼溫度所能夠達(dá)到的最 高值。3.1.4再淹沒階段灌水階段結(jié)束后，反應(yīng)堆容器內(nèi)部的水位從最底端開始向堆芯上 升，最后水位逐漸淹沒堆芯，在一過程稱為再淹沒階段。這個(gè)時(shí)候堆 芯的燃料元件的溫度很高，此時(shí)水進(jìn)入待堆芯的時(shí)候回立刻沸騰，沸 騰產(chǎn)生的蒸汽會快速的向上流動(dòng)，由于蒸汽夾帶著較多數(shù)量的水滴， 這些水滴為堆芯長生了一定的冷

22、卻。水位在堆芯繼續(xù)上升，冷卻效果 越來越好，包殼溫度上升速率也減小，在破口事故后的6080秒，熱點(diǎn)的溫度開始下降。在包殼溫度下降到 350550C的時(shí)候，應(yīng)急冷卻水再 淹沒包殼的表面，這個(gè)時(shí)候冷卻的速率進(jìn)一步提高，包殼的溫度明顯 的降低。這個(gè)過程我們一般叫做堆芯驟冷階段。再淹沒階段過程水位上升的速度與流體的驅(qū)動(dòng)力和阻力有關(guān)。3.1.5長期冷卻階段衰變熱的釋放過程需要的時(shí)間比較長。再淹沒階段過程完畢后， 燃料由于衰變會繼續(xù)產(chǎn)熱，因此低壓注射系統(tǒng)繼續(xù)運(yùn)行。換料水箱的 水用完之后，低壓注射泵會從地坑里吸水，地坑里的是冷卻劑系統(tǒng)泄 露的水和安全殼蒸汽冷凝的水。這一部分可以循環(huán)使用。326大破口事故嚴(yán)重

23、情況的總結(jié)F面是大破口事故發(fā)生后，按時(shí)間順序發(fā)展3.2表3.21冷卻劑斷口處突然失壓，產(chǎn)生沖擊波，導(dǎo)致控制棒無法插 入，使冷卻劑發(fā)生堵塞。2冷卻劑迅速流失，可能使堆芯燒毀或者熔化，熔融的燃料與 水發(fā)生反應(yīng)，進(jìn)行劇烈的化學(xué)反應(yīng)可能融穿安全殼。3高溫高壓的冷卻劑噴射到安全殼也好造成安全殼的破壞4作為燃料包殼的鋯元素在高溫時(shí)會與水發(fā)生反應(yīng)3.2小破口失水事故一般把在一回路系統(tǒng)壓力邊界面積小于等于470平方厘米的破口稱之為小破口，范圍一般包括壓力邊界上面的管道、釋放閥、安全閥 和排污的滾到以及各種儀器的連接管道。冷卻劑系統(tǒng)管道上的所有支 管上的邊界破口都屬于小破口的事故范圍。小破口的的特點(diǎn)是涉及的范圍

24、比較廣，由此它發(fā)生的可能性就比 較高，但是事故的過程比較緩慢，操作人員能夠通過各種儀表來預(yù)測 事故的發(fā)展，在主控制室進(jìn)行糾正。小破口事故的后果包括：破口事故后的壓力降低、堆芯的冷卻能 力削弱，冷卻劑的泄露而造成反射性超出正常范圍的。321破口尺寸的影響小破口事故一般被分成三大類：破口的尺寸足以使冷卻劑系統(tǒng)壓力降低至安注水箱的觸發(fā)值；破口較小，只能使反應(yīng)堆冷卻劑壓力下降到安注水箱觸發(fā)值以 上的一個(gè)半穩(wěn)定值；破口更小，高壓安全注射泵的注射，使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)重新 被加壓。表3.4破口尺寸對小破口瞬態(tài)的影響小破口類型較大中等較小破口面積(平 方厘米)90450209020一回路壓力的變化降低較快降低

25、緩慢降低之后回 升堆芯裸露時(shí)間短時(shí)間長無自然循環(huán)中途中斷中途中斷單相，不中 斷安注箱動(dòng)作。淹沒堆-H-心不動(dòng)作不動(dòng)作主泵停泵影響影響小可減少冷卻劑損失可減少冷卻劑損失高壓安注作用小大大蒸汽發(fā)生器作 用小很大有輔助給水泵大有輔助給水泵3.2.2減緩小破口事故后果的措施要減緩小破口事故的措施主要是利用應(yīng)急冷卻劑系統(tǒng)、高壓安全 注射系統(tǒng)、安全注射系統(tǒng)和低壓安注系統(tǒng)。高壓安全系統(tǒng)組成有離心泵、相關(guān)管道和閥門。閥門主要是控制 水的注入選項(xiàng)（注入冷管段或者是直接注入反應(yīng)堆的環(huán)形空間）。安全注射水箱最先沖水并且用氮?dú)饧訅?，大部分的壓水堆?dāng)中， 安注水箱可以向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)當(dāng)中所有的冷管注水。有一部分壓 水

26、堆中。安注水箱可以直接向環(huán)形的反應(yīng)堆空間注水。水箱安放在安 全殼的最高處。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到0.7MPa之后，安全注射系統(tǒng)此時(shí)提供長期的堆芯的冷卻。低壓注射泵大容量、低壓頭的離心泵。通常 有兩臺。高低壓安全注射泵從換料水箱抽水，當(dāng)用完水箱當(dāng)中的水 時(shí)，會自動(dòng)的從安全殼的地坑中抽水。323破口事故過程的物理現(xiàn)象小破口所產(chǎn)生的物理現(xiàn)象都與系統(tǒng)的壓力降低有關(guān)，而兩相流動(dòng) 又導(dǎo)致了系統(tǒng)的壓力降低。瞬態(tài)轉(zhuǎn)變過程與反應(yīng)堆釋熱、冷卻劑回路 的布置，蒸汽發(fā)生器的位置都有關(guān)系。在破口的初期。主泵在運(yùn)行或者緩慢的停車。主泵的慣性決定了 流體在主冷卻劑系統(tǒng)中流體的流動(dòng)。當(dāng)主泵停止運(yùn)行時(shí)，反應(yīng)堆冷卻 劑中質(zhì)量

27、傳遞由自然循環(huán)所決定。對于很小的破口面積，單相自然循環(huán)是自主泵停止后冷卻劑系統(tǒng) 水循環(huán)的主要機(jī)制，在此種情況下，堆芯不會完全變空，此時(shí)的系統(tǒng) 存在冷熱兩種流體，熱流體存在于堆芯的上升段，熱管段和蒸汽發(fā)生 器的進(jìn)口腔室和上行管段。而冷流體主要存在蒸汽發(fā)生器的下降管 段、主泵進(jìn)口段、主泵、冷管段和反應(yīng)堆容器的環(huán)形的下降空間。冷 熱流體使堆內(nèi)產(chǎn)生了自然循環(huán)，原因是冷熱流體的密度差。單相自然循環(huán)流動(dòng)的建立與反應(yīng)堆系統(tǒng)各部件的相對高度有關(guān)， U型管蒸汽發(fā)生器管束兩端的流體因?yàn)槊芏炔畹木壒侍峁┝艘徊糠值?驅(qū)動(dòng)壓力。決定使用直流式蒸汽發(fā)生器的壓水堆的自然循環(huán)的主要尺 寸是堆芯的加熱中心與蒸汽發(fā)生器管束的冷卻

28、劑中間的有效高度差。在小破口事故的情況下，高壓安全注射流量不能補(bǔ)償破口的流量 損失，結(jié)果造成瞬態(tài)將最終單相自然循環(huán)到堆芯沸騰，蒸汽發(fā)生器傳 熱管出現(xiàn)冷凝回流。冷卻劑系統(tǒng)的壓力降低，回路中的流體接近飽和 溫度，出現(xiàn)閃蒸。這種閃蒸發(fā)生的順序是：壓力容器的上封頭和穩(wěn)壓 器、熱管段、堆芯頂部。324破口位置的影響小破口的位置會影響到最終系統(tǒng)的水量和由堆芯冷卻系統(tǒng)注入并 達(dá)到壓力容器的水量。冷管段由于位置比較低，相比于系統(tǒng)高處的破 口，冷管段的破口會引起更多的冷卻劑喪失。蒸汽發(fā)生器的管束破裂也非常重要，這里破裂的話，一回路的反 射性物質(zhì)可直接通過二次側(cè)的蒸汽進(jìn)入環(huán)境中。325主泵停止運(yùn)行的影響一旦主泵停

29、止運(yùn)行，冷卻劑系統(tǒng)的流速迅速降低。兩相分離的作 用變的更加重要。重力與慣性力相比較小的時(shí)候。兩種流體的相對速 度偏小。流體的速度降低，重力變得相對來說重要，此時(shí)氣體和液體 的速度不再相同，速度不同又引起反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的蒸汽分布變得 很不均勻，并且含汽量較高的時(shí)候，主泵運(yùn)行變的困難。泵的振動(dòng)也 可能導(dǎo)致泵關(guān)閉。此時(shí)不一定會達(dá)到包殼的峰值溫度，因?yàn)榘鼩さ姆逯禍囟葲Q定不 僅在于裸露的時(shí)間，也和裸露的高度有關(guān)。主泵停止運(yùn)行之后，這個(gè) 時(shí)候在堆芯的水位依靠的是堆芯下降段的環(huán)狀空間的水位來維持的。 當(dāng)主泵因?yàn)樗矐B(tài)變化失效或者停止，在堆芯的中的氣液混合物的水位 就會下降，但是在熱管段的破口發(fā)生后，只要堆芯

30、的氣液混合物液面 咼于熱管的底部，那么破口將一直被覆蓋。3.3大小破口事故特征的比較通過對大小破口事故的分析，可以作出一定的分析比較。表3.3大小破口的特征比較小破口失水事故大破口失水事故選擇破口的尺寸19平方厘米2 X 3700平方厘米有效熱源衰變熱:畜熱和衰變熱:有效熱阱破口流量通過蒸汽發(fā) 生器向二次側(cè)傳熱， 以及堆芯應(yīng)急冷卻水破口流量和堆芯冷卻 水一次側(cè)壓力因泄露緩慢而保持高因噴放快速而失壓壓一次側(cè)流動(dòng)特性分層流動(dòng)在咼處不凝結(jié)分離因急劇汽化泄放可 能使堆芯裸露穩(wěn)壓器影響顯者泡狀或滴狀流噴放時(shí)為均勻流堆芯很快排空和再 淹沒穩(wěn)壓器影響很小堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)上充泵和高壓安注在冷段破口的事故 中，

31、堆芯可能會部 分裸露安注水箱最有效在冷段破裂事故中 可能會有蒸汽阻流 和堆芯急冷卻水旁 流電廠恢復(fù)輔助水與蒸汽發(fā)生 器的自然循環(huán)蒸汽不能排放的情 況下，手動(dòng)操作所 有的卸壓閥來降低 安全注水箱、和停 堆冷卻系統(tǒng)的壓力安注水箱和再淹沒連續(xù)低壓安全注水4失水事故后果及安全對策反應(yīng)堆出現(xiàn)破口事故的時(shí)候，第一時(shí)間應(yīng)該通過安注箱和安全注 入系統(tǒng)向堆芯的內(nèi)部注水來保證堆芯冷卻。堆芯的冷卻方法多種多樣 安注箱、高壓安注系統(tǒng)、低壓安注系統(tǒng)、非動(dòng)能堆芯冷卻系統(tǒng)。但是 也不能達(dá)到絕對的保險(xiǎn)，出現(xiàn)事故之后會有冷卻不及時(shí)、燃料溫度太 高或者堆芯裸露的事故發(fā)生。甚至?xí)霈F(xiàn)堆芯的包殼失效，破壞核反 應(yīng)堆壓力容器或者安全殼

32、的完整性，甚至引發(fā)發(fā)射性的物質(zhì)泄漏。堆 芯的熔化事故是由于堆芯冷卻不充分，堆芯裸露而發(fā)生堆芯熔化的現(xiàn) 象，時(shí)間是量級是小時(shí)，另外的一種是堆芯解體事故，如切爾諾貝利 事故，堆芯解體是由于巨大反應(yīng)性造成功率陡升和燃料破裂的事故。 時(shí)間的量級是秒。要降低事故的發(fā)生概率事故的預(yù)防是關(guān)系。一般從技術(shù)和組織兩 個(gè)范疇來考慮，技術(shù)范疇是指利用好對核電廠的硬件的檢查、維修和 安全性評估。保證其利用性和可靠性。而組織范疇則是利用好運(yùn)行的 經(jīng)驗(yàn)，抓好人因，利用制度、注重管理。用工作方式和各個(gè)階段的可 用技術(shù)列表，如下表。表4.1事故預(yù)防措施一次側(cè)1 應(yīng)急堆芯冷卻注射含硼水咼壓安全注射加主系統(tǒng)上充下泄，主系統(tǒng)減壓引

33、入 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)注射，包括啟用安全注射箱上充下泄利用可能替代水源和替代泵實(shí)現(xiàn)應(yīng)急注入啟用主泵避免壓力熱沖擊發(fā)生SGTR后切斷或減少高壓安全注射流量二次側(cè)1小破口失水事故和瞬變下推遲給水以節(jié)約水資源2喪失熱阱情況下，開啟閥門快速減壓；利用移動(dòng)泵供 水3.喪失主給水源時(shí)利用除鹽水4利用消防水當(dāng)出現(xiàn)事故時(shí)，也有一定的事故緩解措施：提示操縱員在堆芯熔 化的狀態(tài)下采用應(yīng)急操作行動(dòng)。進(jìn)入到事故的緩解時(shí)期是所有的干預(yù) 手短已經(jīng)失效。只剩下三道屏障的最后一道屏障一一安全殼。此時(shí)應(yīng) 該盡可能的長時(shí)間維持安全殼的完整性，以爭取更多的時(shí)間在執(zhí)行廠 外的應(yīng)急計(jì)劃，并且要盡量的降低反射性的物質(zhì)向土壤和水源的泄 露。

34、4.1防止高壓熔堆為了防止高壓熔堆的危險(xiǎn)和維持安全殼的完整性，應(yīng)該及早的轉(zhuǎn) 變?yōu)榈蛪旱倪^程。通過操縱員的操作，在恰當(dāng)?shù)臅r(shí)候開啟穩(wěn)壓器安全 閥卸壓或者通過自然冷卻來實(shí)現(xiàn)。安全閥開啟后主系統(tǒng)將迅速的轉(zhuǎn)為 低壓，上封頭的主系統(tǒng)壓力將小于 1.2MPa。單純的卸壓就算沒有注水 補(bǔ)充的情況下，也會有效的延緩堆芯的熔化，壓力下降到5MPa以下還可引入非能動(dòng)安全注射箱注水，有效地利用這些水來載出熱量。一回路降壓的時(shí)候也需要注意的是穩(wěn)壓器打開的時(shí)機(jī)。太早的話 會引起一回路的冷卻劑流失的過多，使堆芯過熱明顯。4.2安全殼熱量排出與減壓安全殼內(nèi)聚集的熱量與壓力有著明顯的關(guān)系，要減壓也就要將熱 量排出。排熱降壓的重

35、要手段是噴淋，噴淋的作用體現(xiàn)在兩個(gè)方面：（1）使安全殼內(nèi)水蒸氣凝結(jié)以維持較低的壓力，（2）通過噴淋以及一些添 加劑消除反射性的碘和氣溶膠，小流量噴淋間歇式的運(yùn)行方式效果是 最好的。只要不超過安全殼的壓力設(shè)定值前提下好可以節(jié)省換料水箱 的水資源、延長噴淋的時(shí)間，推遲安全殼超壓的時(shí)間。但是只是簡單的噴淋注射措施效果是不夠的，噴淋并沒有從安全 殼內(nèi)排出熱量，它只是吸收了一部反堆芯的熱量，緩解堆芯快速的過 熱。要使熱量進(jìn)一步的排出還需要依靠安全注射和在循環(huán)噴淋，此時(shí) 地坑里面積聚的溫度較高主冷卻劑和噴淋液被排出，熱量通過交換器 傳給設(shè)備冷卻水，排到環(huán)境中。最后被冷卻的主冷卻劑重新注入主系 統(tǒng)或者噴淋到安全殼。所以對于安全殼排熱來說，安全注射和噴淋再循環(huán)是非常重要的 冷卻方式。但是啟用也有一定的副作用。噴淋液含有堿性物，會腐蝕 設(shè)備，善后的工作較為復(fù)雜。而且如果噴淋投入較晚，包殼大部分已 經(jīng)氧化。其他的金屬與熱水反應(yīng)緩慢的產(chǎn)生氫氣，噴淋使水蒸氣快速 凝結(jié)可能導(dǎo)致安全殼內(nèi)氫氣大幅度的增加，若進(jìn)入到燃爆區(qū)，是非常 的危險(xiǎn)，所以噴淋