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1、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
2、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 ca
3、lled 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
4、 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 doub
5、le 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
6、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
7、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
8、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
9、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
10、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
11、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
12、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
13、、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/
14、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
15、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
16、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
