核电厂安全课件时第六章核电厂典型事故

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1、6.1 各类运行工况的安全准则正常运行与运行瞬变：燃料不应受到损坏；不应要求启动任何保护系统或专设安全设施。预期运行事件：燃料不应受到损坏；任何一道屏障不应受到损坏（屏障本身出故障除外）；采取纠正措施后机组应能重新启动；不应发展成为后果更为严重的事故第第6章章 核电厂典型事故核电厂典型事故稀有事故：一些燃料元件可能损坏，但其数量应是有限的；一回路和安全壳的完整性不应受到影响；不应发展成为更为后果更为严重的事故。极限事故：燃料元件可能有损坏，但数量应有限；一回路、安全壳的功能在专设安全设施作用下应能保证。6.2 三道屏障的完整性燃料棒的完整性（燃料芯块熔化、沸腾危机、芯块-包壳间的相互作用）一回

2、路承压边界的完整性安全壳的完整性设计和建造核电厂时所研究的事故与事件可分为两类：1）以损失一回路或二回路的流体为特征的管）以损失一回路或二回路的流体为特征的管道破裂事故。道破裂事故。如蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、失水事故。2）没有流体流失的设计基准事故。）没有流体流失的设计基准事故。如反应性引入事故、一回路流量不正常事故、一回路压力不正常事故、蒸汽流量不正常事故、蒸汽发生器给水不正常事故。6.3 没有流体流失的设计基准事故6.3.1 6.3.1 反应性引入事故反应性引入事故u定义：快慢两种反应性调节方式的不正确运行所定义：快慢两种反应性调节方式的不正确运行所直接引起的事故。包括：直接引

3、起的事故。包括：反应堆次临界调节棒束失控提升（）反应堆功率运行情况下调节棒束失控抽出（）硼酸失控稀释（）功率运行情况下单个调节棒束失控提升（）一个调节棒束弹出（）反应性引入事故反应性引入事故u原因：原因：机械故障、电气故障、人因故障u后果：后果：（1 1）DNBRDNBR下降，下降，沸腾危机沸腾危机；（2 2）燃料元件内超功率，烧毁；）燃料元件内超功率，烧毁；（3 3）当不均匀时，更为严重；）当不均匀时，更为严重；反应性引入事故反应性引入事故设计保护方法设计保护方法 ：设计设计与与自动保护措施自动保护措施（1 1）不能同时提升）不能同时提升3 3组棒组棒（2 2）短周期保护）短周期保护（3 3

4、）超温保护）超温保护（4 4）超功率保护）超功率保护操作注意事项操作注意事项 ：（1 1）注意周期变化）注意周期变化（2 2）注意同时观察：功率、冷却剂温度）注意同时观察：功率、冷却剂温度反应性引入事故 反应性引入机理反应性引入机理 超功率瞬变超功率瞬变 超瞬发临界瞬变超瞬发临界瞬变 反应堆启动事故反应堆启动事故 反应性引入事故 定义：反应性引入事故是指向堆内定义：反应性引入事故是指向堆内突然突然引引入一个意外的入一个意外的正反应性正反应性，导致反应堆，导致反应堆功率功率急剧上升急剧上升而发生的事故。而发生的事故。F这种事故如果发生在启动时，可能会出现瞬发临这种事故如果发生在启动时，可能会出现

5、瞬发临界，反应堆有失控的危险；界，反应堆有失控的危险；F如果发生在功率运行工况下，堆内严重过热，可如果发生在功率运行工况下，堆内严重过热，可能造成一回路系统压力边界的破坏。能造成一回路系统压力边界的破坏。反应性引入事故反应性引入事故调节方式的不正确运行所直接引起的反应性引入事故调节方式的不正确运行所直接引起的反应性引入事故反应性引入机理反应性引入机理l反应性引入事故按潜在因素可分为：反应性引入事故按潜在因素可分为：F控制棒失控提升控制棒失控提升（提棒事故）（提棒事故）F控制棒弹出控制棒弹出（弹棒事故）（弹棒事故）F硼酸的失控稀释硼酸的失控稀释 反应性引入机理反应性引入机理反应性引入事故起因反应

6、性引入事故起因l提棒事故提棒事故F控制棒不受控抽出控制棒不受控抽出F连续连续引入反应性引入反应性l弹棒事故弹棒事故F控制棒被破口造成内外压差弹出控制棒被破口造成内外压差弹出F阶跃阶跃引入反应性引入反应性l硼失控稀释硼失控稀释F无硼纯水引入一回路无硼纯水引入一回路F反应性引入速率受泵的容量、管道大小和纯水系统限制反应性引入速率受泵的容量、管道大小和纯水系统限制控制棒控制系统故障控制棒控制系统故障控制棒驱动机构失灵控制棒驱动机构失灵控制棒驱动器密封罩壳破裂控制棒驱动器密封罩壳破裂误操作误操作设备故障设备故障控制系统失灵控制系统失灵反应性引入机理反应性引入机理l启动时，可能会发生启动时，可能会发生瞬

7、发临界瞬发临界反应堆失控反应堆失控。l功率运行时，功率运行时，堆内过热堆内过热压力边界破坏压力边界破坏。反应性引入事故后果反应性引入事故后果反应性引入事故保护方式反应性引入事故保护方式l功率保护功率保护l压力保护压力保护l温度保护温度保护由于压水堆固有的由于压水堆固有的负反馈效应负反馈效应和设置和设置多重停堆保护多重停堆保护系统系统，因此反应性引入事故不会对堆芯造成过份的，因此反应性引入事故不会对堆芯造成过份的有害影响，更有害影响，更不会象原子弹那样爆炸不会象原子弹那样爆炸。超功率瞬变超功率瞬变反应性引入事故按反应性引入反应性引入事故按反应性引入速率速率和和大小大小分为：分为：F准稳态瞬变准稳

8、态瞬变F超缓发临界瞬变超缓发临界瞬变F超瞬发临界瞬变超瞬发临界瞬变按反应性引入按反应性引入方式方式分为：分为：F阶跃变化阶跃变化F线性变化线性变化模模型型：点点堆堆动动态态方方程程超功率瞬变超功率瞬变l准稳态瞬变准稳态瞬变F向堆内引入的反应性比较向堆内引入的反应性比较缓慢缓慢，以至于这个反应性，以至于这个反应性能够被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的能够被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的瞬变。瞬变。准稳态瞬变准稳态瞬变例：满功率时控制棒例：满功率时控制棒慢速慢速抽出抽出控制系统调节量控制系统调节量反应性反馈反应性反馈线性引入线性引入：反应性引入反应性引入:,:0)()()(fbcii

9、cfbittttrrrrrrrrr&=+=假设停堆保护假设停堆保护系统尚未动作系统尚未动作反应性反馈由燃料温度反馈和冷却反应性反馈由燃料温度反馈和冷却剂温度反馈两部分组成。剂温度反馈两部分组成。 超功率瞬变超功率瞬变准稳态瞬变时系统响应特性准稳态瞬变时系统响应特性1.1.功率变化十分缓慢，反应堆周期远远大于功率变化十分缓慢，反应堆周期远远大于堆芯时间常数堆芯时间常数，因，因此堆内温度可以近似地用此堆内温度可以近似地用稳态分布稳态分布来描述；来描述；2.2.反应性引入速率比较小反应性引入速率比较小，所以冷却剂温度和功率上升得都不，所以冷却剂温度和功率上升得都不太快，由太快，由冷却剂平均温度过高保

10、护触发反应堆紧急停闭冷却剂平均温度过高保护触发反应堆紧急停闭，此，此时功率峰值未达到超功率保护整定值（时功率峰值未达到超功率保护整定值（118%118%额定功率）；额定功率）；3.3.稳压器压力和冷却剂平均温度的上升幅度较大，最小稳压器压力和冷却剂平均温度的上升幅度较大，最小DNBRDNBR下下降比较显著，降比较显著，偏离泡核沸腾的裕量变小偏离泡核沸腾的裕量变小。 超功率瞬变超功率瞬变l超缓发临界瞬变超缓发临界瞬变F引入堆内的正反应性较快，以至反应性反馈效应和控引入堆内的正反应性较快，以至反应性反馈效应和控制系统已不能完全补偿，使总的反应性大于零，但又制系统已不能完全补偿，使总的反应性大于零，

11、但又不超过不超过 的瞬变。的瞬变。超缓发临界瞬变超缓发临界瞬变例：满功率时两组控制棒例：满功率时两组控制棒失控抽出失控抽出l系统响应特性系统响应特性F超缓发临界瞬变功率增长曲线向上弯曲，达到超缓发临界瞬变功率增长曲线向上弯曲，达到118%118%额定功率，额定功率，超功率保护紧急停堆超功率保护紧急停堆。F稳压器的压力和冷却剂平均温度变化较小。稳压器的压力和冷却剂平均温度变化较小。F不足以损坏燃料元件不足以损坏燃料元件( (温度、压力变化较小温度、压力变化较小) )。超功率瞬变超功率瞬变超温停堆信号超温停堆信号超功率保护超功率保护停堆信号停堆信号118%118%堆功率堆功率冷却剂平均温度冷却剂平

12、均温度准稳态瞬变与超缓发临界瞬变的瞬态响应准稳态瞬变与超缓发临界瞬变的瞬态响应 超瞬发临界瞬变l瞬发临界瞬发临界l超瞬发临界瞬变超瞬发临界瞬变弹棒事故，极限事故（小破口）弹棒事故，极限事故（小破口）：反应性引入事故合并小反应性引入事故合并小LOCAl响应特性响应特性反应堆周期远远小于堆反应堆周期远远小于堆芯时间常数，堆内传热芯时间常数，堆内传热近似为近似为绝热过程绝热过程，大量，大量的热能积聚在堆芯；的热能积聚在堆芯；堆功率呈指数规律增减堆功率呈指数规律增减;F引入的反应性很大，超过了瞬发临界的程度所引起的堆内瞬变。引入的反应性很大，超过了瞬发临界的程度所引起的堆内瞬变。忽略缓发中子，堆功率瞬

13、态响应示意图忽略缓发中子，堆功率瞬态响应示意图超瞬发临界瞬变l响应特性响应特性功率峰值反比于中子代时间，快堆功率峰值反比于中子代时间，快堆功率峰值较压水堆大，压水堆功率功率峰值较压水堆大，压水堆功率峰值比重水堆大；峰值比重水堆大；功率峰值反比于瞬发反应性系数，功率峰值反比于瞬发反应性系数，负的反应性系数对拟制堆功率增长负的反应性系数对拟制堆功率增长及反应堆稳定性有重要的作用及反应堆稳定性有重要的作用；产生产生功率振荡功率振荡现象；现象；造成堆芯功率分布的严重畸变。造成堆芯功率分布的严重畸变。 超瞬发临界瞬变功率振荡现象功率振荡现象l事故开始时，由于功率很事故开始时，由于功率很低，随着反应性的不

14、断引低，随着反应性的不断引入，周期变短，功率上升入，周期变短，功率上升速率增加，到达一定程度速率增加，到达一定程度出现出现反应性反馈效应反应性反馈效应，且，且越来越明显，使反应性减越来越明显，使反应性减小，变为负值时，功率转小，变为负值时，功率转而下降，于是在某一时刻而下降，于是在某一时刻出现第一个功率峰值；出现第一个功率峰值；l之后，随着功率的下降，之后，随着功率的下降，反馈效应减弱，反应性出反馈效应减弱，反应性出现正值，开始了第二功率现正值，开始了第二功率峰值的增长过程；峰值的增长过程；l由于由于缓发中子的存在缓发中子的存在，使，使得功率振荡逐渐衰减，最得功率振荡逐渐衰减，最终达到一个平衡

15、值。终达到一个平衡值。超瞬发临界瞬变弹棒事故弹棒事故l定义定义 控制棒驱动机构密封罩壳的破裂，使得全部压差作用到控控制棒驱动机构密封罩壳的破裂，使得全部压差作用到控制棒驱动轴上，从而引起控制棒迅速弹出堆芯的事故。制棒驱动轴上，从而引起控制棒迅速弹出堆芯的事故。l后果后果F由于快速引入反应性，造成堆内核功率激增，使燃料元件由于快速引入反应性，造成堆内核功率激增，使燃料元件发生很大变化，形成堆芯很大的功率不均匀因子，因此会发生很大变化，形成堆芯很大的功率不均匀因子，因此会出现一个大的出现一个大的局部功率峰值局部功率峰值。F同时，造成一个小破口失水事故（当量直径同时，造成一个小破口失水事故（当量直径

16、82mm），从），从失水事故角度来看，后果不严重。失水事故角度来看，后果不严重。l分析对象：分析对象：反应性引入反应性引入 超瞬发临界瞬变事故描述事故描述l开始的短时间内，功率激增产生的大部分能量储存在开始的短时间内，功率激增产生的大部分能量储存在UOUO2 2芯块内部，将使最热的芯块熔化，释放出的气体在芯块内部，将使最热的芯块熔化，释放出的气体在燃料棒内部形成高压，使燃料棒瞬时破裂。燃料棒内部形成高压，使燃料棒瞬时破裂。热能热能 机械能机械能 冲击波冲击波 造成堆芯和一回路系统的损坏造成堆芯和一回路系统的损坏l热量传递到元件包壳，可造成部分包壳发生热量传递到元件包壳，可造成部分包壳发生DNB

17、DNB，可能，可能影响堆芯完整性。影响堆芯完整性。l热量传递到冷却剂，冷却剂系统温度和压力升高，形热量传递到冷却剂，冷却剂系统温度和压力升高，形成一回路压力高峰。成一回路压力高峰。l弹棒事故的主要特征是功率脉冲，其关心的主要问题弹棒事故的主要特征是功率脉冲，其关心的主要问题是燃料破损问题。是燃料破损问题。 超瞬发临界瞬变1.1.热点处燃料芯块热点处燃料芯块比焓比焓不得超过不得超过 942 kJ/kg，对于，对于辐照燃料必须低于辐照燃料必须低于 837 kJ/kg。2.2.系统系统峰值压力峰值压力不超过设计压力的不超过设计压力的110%。3.3.热点的热点的包壳温度包壳温度低于未氧化包壳开始显著

18、脆化的低于未氧化包壳开始显著脆化的温度温度1482。4.4.进入进入DNBDNB的燃料棒数不超过燃料棒总数的的燃料棒数不超过燃料棒总数的10%。经验性准则经验性准则超瞬发临界瞬变弹弹棒棒事事故故下下热热通通道道燃燃料料温温度度变变化化30%Pn，有一个环路的流量衰变热衰变热,在第在第1分钟内，衰分钟内，衰变热与这段时间释放的储热在变热与这段时间释放的储热在同一量级；同一量级；当温度在当温度在11000C左右时，左右时，1分分钟内锆水反应产生的热量可能钟内锆水反应产生的热量可能与衰变热同一数量级；与衰变热同一数量级；储热再分配使储热再分配使温度拉平温度拉平，随后，随后包壳温度性状主要取决于产生包

19、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，包壳温度不再之间的不平衡，包壳温度不再上升上升（短暂过程短暂过程）最终由于冷却条件的恶化，包最终由于冷却条件的恶化，包壳温度最终还是壳温度最终还是由于衰变热而由于衰变热而上升上升。10005003000.00 1 2 4 10 20 40 60 80（6）应急堆芯冷却阶段（安注箱）应急堆芯冷却阶段（安注箱）安注箱启动，向堆芯注安注箱启动，向堆芯注水水( (大约在大约在10-15s)10-15s)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应急堆应急堆

20、芯旁通芯旁通（6）安注旁通）安注旁通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，流动

21、，阻碍阻碍从冷管段注入的应急冷却水穿过下降段；从冷管段注入的应急冷却水穿过下降段；热壁效应热壁效应使这个效应进一步加强。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。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，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阶段结束之前，应急冷却水达不到下腔室。安注旁通大大安注旁通大大推迟了下腔室推迟了下腔室的再灌水。的再灌水。15.510.05.00.00

22、1 2 4 10 20 40 60 80安注旁通安注旁通再灌水再灌水（8）喷放结束（旁通结束）喷放结束（旁通结束）当一次系统与安全壳之当一次系统与安全壳之间的压力达到平衡，破间的压力达到平衡，破口质量流量变得很小时，口质量流量变得很小时，喷放阶段结束喷放阶段结束（3040秒出现）秒出现）。冷管段破裂情况下，这冷管段破裂情况下，这时，时，重力开始超过夹带重力开始超过夹带力力，应急水穿过下降段，应急水穿过下降段向压力容器再灌水。向压力容器再灌水。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应急堆应急堆芯旁通芯旁通（9）低压安注系统启动）低压安

23、注系统启动 大约大约30s或系统压力降到或系统压力降到1MPa后，低压安注系统后，低压安注系统投入运行。投入运行。取水途径：取水途径：1.安注箱安注箱2.换料水箱换料水箱3.安全壳地坑安全壳地坑2、再灌水阶段、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。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。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

24、围进行热辐射来散热，流和向周围进行热辐射来散热，传热条件极差传热条件极差。在衰变热的作用。在衰变热的作用下，其温度不断提高。下，其温度不断提高。2、再灌水、再灌水-绝热上升绝热上升l绝热上升，上升速率绝热上升，上升速率8120C/sl有可能达到有可能达到1100oClLOCA事故过程中堆芯冷却最差的阶段。事故过程中堆芯冷却最差的阶段。10005003000.00 1 2 4 10 20 40 60 80第二峰值包壳温度第二峰值包壳温度应急水进入堆芯的同时，应急水进入堆芯的同时，被加热开始沸腾。被加热开始沸腾。在堆芯底部以上在堆芯底部以上0.5m的地的地方，由于包壳表面很热，方，由于包壳表面很热

25、，沸腾过程十分剧烈，蒸汽沸腾过程十分剧烈，蒸汽快速流过堆芯。快速流过堆芯。夹带相当数量的水滴，为夹带相当数量的水滴，为堆芯提供初始的冷却。堆芯提供初始的冷却。随着水位上升，冷却效果随着水位上升，冷却效果越来越好，包壳温度上升越来越好，包壳温度上升速率逐渐减小，最后热点速率逐渐减小，最后热点的温度开始下降。的温度开始下降。3、再淹没阶段、再淹没阶段10005003000.00 1 2 4 10 20 40 60 80骤冷骤冷进进入入堆堆芯芯的的冷冷却却水水润润湿湿燃燃料料包包壳壳壁壁面面、达达到到冷冷却却的的目目的的要要经经历历一一个个“骤骤冷冷”传传热热过过程程。包包壳壳只只有有经经过过骤骤冷

26、冷后后，其表面才算是被淹没。其表面才算是被淹没。骤骤冷冷点点（称称为为骤骤冷冷前前沿沿）前前进进的的速速度度受受包包壳壳的的轴轴向向导导热热特特性性和和骤骤冷冷前前沿沿附附近近的的复复杂杂传传热热过过程程所所制制约约，所所以以冷冷却却水水真真正正淹淹没没堆堆芯芯的的速速度度并并不不等等于于它它进进入入堆堆芯芯的的速速度度，而而是是等等于于骤骤冷冷前前沿沿推推进的速度。进的速度。蒸汽粘结蒸汽粘结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。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在

27、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。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。该背压的存在会当大。这个阻力在堆

28、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大大降低冷却水进入堆芯的速度。 4、长期冷却、长期冷却低压安注再循环继续运行低压安注再循环继续运行总总结结喷放喷放破口发生破口发生低压停堆低压停堆启动信号启动信号安注泵启动安注泵启动安注箱注水安注箱注水安全壳喷淋泵启动安全壳喷淋泵启动注水旁路中止注水旁路中止再灌水再灌水喷放中止喷放中止安注泵启动安注泵启动注水淹没到堆芯下端头注水淹没到堆芯下端头再淹没再淹没安全壳喷淋启动安全壳喷淋启动安注箱排空安注箱排空堆芯骤冷结束堆芯骤冷结束长期冷却长期冷却换料水箱低水位，向安全壳地坑取水换料水箱低水位，向安全壳地坑取水向向长期冷却长期冷却再循环

29、切换再循环切换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回路系统内形成一个很强的冲击波冲击波。这种冲击波在系统内。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，其后果可能是传播，可能会使堆芯结构遭到严重破坏，其后果可能是控控制棒插不进去制棒插不进去，或使一部分冷却剂通道发生，或使一部分冷却剂通道发生堵塞堵塞。 2.由于由于冷却剂迅速流失冷却剂迅速流失，冷却剂液面可能降到堆芯顶面以下，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

30、工况严重这样一来就使堆芯传热工况严重恶化，恶化，从而有可能使从而有可能使堆芯堆芯烧毁或熔化烧毁或熔化。如果堆芯大量燃料元件发生了熔化，熔融燃。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，反应。在水被蒸干以后，熔融燃料就可能会把压力壳熔穿。熔融燃料就可能会把压力壳熔穿。熔融燃料进入安全壳后同水接触，熔融燃料进入安全壳后同水接触，会产生冲击波，它有可会产生冲击波，它有可能把安全壳破坏。能把安全壳破坏。3.高温高压的冷却剂大量喷放到安全壳，高温高压的冷却剂大量喷放到安全壳，有可能造成安

31、全壳有可能造成安全壳的破坏。的破坏。4.作为燃料元件包壳的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锆在高温时会与水蒸汽发生剧烈的化学反应。学反应。一回路大破口事故的保护一回路大破口事故的保护保护：保护：稳压器低压力引起反应堆稳压器低压力引起反应堆紧急停堆紧急停堆；稳压器低低压力或安全壳高压力引起稳压器低低压力或安全壳高压力引起安注启动安注启动，并引起安全壳第一阶段隔离；并引起安全壳第一阶段隔离；安全壳压力继续升高，引起主蒸汽管道隔离；安全壳压力继续升高，引起主蒸汽管道隔离；安全壳压力继续升高，引起安全壳压力继续升高，引起安全壳喷淋安全壳喷淋，安全，安全壳第二阶段隔离。壳第二阶段隔离。

32、大破口失水事故验收准则大破口失水事故验收准则最大包壳氧化最大包壳氧化包壳总氧化率不超过总厚度的包壳总氧化率不超过总厚度的17。峰值包壳温度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为了防止包壳脆化，峰值包壳温度不能超过限值(1204)。最大产氢量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能超过该假想产氢量的1%

33、倍。倍。堆芯几何构形堆芯几何构形堆芯几何构形变化仍能保持其可冷却性。堆芯几何构形变化仍能保持其可冷却性。长期冷却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的低值下，并将长寿命放射性物质留在堆芯内所需期间都都能排出衰变热能排出衰变热。2、小破口失水事故在冷却剂丧失事故瞬变期间在冷却剂丧失事故瞬变期间,根据根据一次系统的压力要求反应堆保护一次系统的压力要求反应堆保护系统产生下列动作：系统产生下列动作：一次侧一次侧:稳压器稳压器低压信号触发紧急低压信号触发紧急停堆停堆根据系统压力低低信号启根

34、据系统压力低低信号启动动高压安注高压安注泵泵系统压力进一步降低，为系统压力进一步降低，为保护主泵，应保护主泵，应关闭主泵关闭主泵当系统压力继续下降到安当系统压力继续下降到安注箱启动的压力注箱启动的压力,安全注射安全注射箱箱自动开始注水自动开始注水系统压力继续下降，低压系统压力继续下降，低压注射泵开始供水注射泵开始供水二次侧：二次侧：稳压器低压信号汽轮机停车；稳压器低压信号汽轮机停车；接通应急电源之时，汽轮机旁路接通应急电源之时，汽轮机旁路仍然关闭，仍然关闭，主蒸汽不能旁通到凝主蒸汽不能旁通到凝汽器汽器；二次侧以二次侧以100K/h的速率降温。的速率降温。系统事件：系统事件：小破口出现后，小破口

35、出现后，一回路的压力因冷却一回路的压力因冷却剂的流失而降低剂的流失而降低降低的速度主要决定于降低的速度主要决定于破口的尺寸破口的尺寸当破口小于当破口小于40cm40cm2 2（1%1%），），一回路压一回路压力沿饱和线下降力沿饱和线下降，而后，而后阶跃上升到一阶跃上升到一个值个值，这个值取决于高压注射泵的扬，这个值取决于高压注射泵的扬程程- -流量特性。换料水箱排空时，流量特性。换料水箱排空时，系系统压力最终下降到饱和值统压力最终下降到饱和值小小LOCA事故过程中的热工水力过程事故过程中的热工水力过程随着破口尺寸的增加，随着破口尺寸的增加，一次系统压力沿着饱和线下降一次系统压力沿着饱和线下降，

36、高压注射泵的流量不足，高压注射泵的流量不足以补偿冷却剂从破口的流失。以补偿冷却剂从破口的流失。增添了带走一次系统能量的一种方式增添了带走一次系统能量的一种方式；同时，同时，高压安注增加了一次系统的泄压速率高压安注增加了一次系统的泄压速率，以便使低压子系统尽快投入运行，以便使低压子系统尽快投入运行压力堆小破口失水量事故过程中一回路压力压力堆小破口失水量事故过程中一回路压力随时间的变化随时间的变化一回路温度一回路温度175 175 换料水箱排空换料水箱排空 小LOCA的冷却机理-自然循环1. 1. 稳压器控制压力稳压器控制压力主系统水量下降，喷放流在安全壳内闪蒸，冷管段仍主系统水量下降，喷放流在安

37、全壳内闪蒸，冷管段仍然是单向液体流（除汽腔小破口）然是单向液体流（除汽腔小破口）2. 2. 压力容器控制压力依靠自然压力容器控制压力依靠自然循环循环破口流大于安注流，稳压器排空，压力容器上腔室部破口流大于安注流，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，分闪蒸，压力容器内水位下降到热管段上沿，蒸汽在蒸汽在SGSG内冷凝内冷凝3. 3. 自然循环向堆芯沸腾过渡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破口流依然大于安注流，主系统温度趋向于二次侧温度，因度，因传热能力小于衰变热功率传热能力小于衰变热功率，主系统压力维持稳，主系统压力维持稳定，定，

38、SG USG U型管内气泡增加，型管内气泡增加，自然循环中止自然循环中止。4. 4. 堆芯沸腾排出衰变热堆芯沸腾排出衰变热堆芯沸腾，堆芯沸腾，回流冷凝回流冷凝，管段液位下降到，管段液位下降到环路水封环路水封段，段，SGSG功能丧失，热量主要靠破口载出功能丧失，热量主要靠破口载出5. 5. 从堆芯沸腾向自然循环过渡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，堆芯产生的蒸汽到达破口处而大量排出，水封清除水封清除，注水流率增加，堆芯被淹没，主系统重新充满水注水流率增加，堆芯被淹没，主系统重新充满水降低系统压力的重要性和降压的手段降低系统压力的重要性和降压的手段对稍大的破口对稍大的破口

39、,仅仅依靠高压安注不足以弥补冷却剂仅仅依靠高压安注不足以弥补冷却剂的流失的流失,在这种情况下在这种情况下,利用各种手段降低一回路的利用各种手段降低一回路的压力是非常重要的压力是非常重要的。 小破口失水事故的终结小破口失水事故的终结实验表明，在一回路系统中冷却剂储量的减少趋势实验表明，在一回路系统中冷却剂储量的减少趋势最终会停止下来。停止的原因可能是最终会停止下来。停止的原因可能是:l随着系统的减压，高压安全注射流量最终超过了随着系统的减压，高压安全注射流量最终超过了破口处冷却剂流失量破口处冷却剂流失量;l系统的压力降到了安全注水箱或低压安注的定值系统的压力降到了安全注水箱或低压安注的定值压力，

40、大量的水注入到回路中去压力，大量的水注入到回路中去。小小LOCA事故过程中的热工水力特性事故过程中的热工水力特性小破口类型小破口类型较大较大中等中等较小较小破口面积破口面积cmcm2 2 90-450 90-450 20-90 20-90 20 PP二次二次，辅助给水作用，辅助给水作用显著显著 P P二次二次PP一次一次，辅助给水作用不，辅助给水作用不显著显著 一次侧压力一次侧压力 因泄放缓慢而保持高压因泄放缓慢而保持高压 因喷放而快速失压因喷放而快速失压 一次侧流动特性一次侧流动特性 1 1分层流动分层流动2 2在高处不凝结物分离在高处不凝结物分离3 3因因急急剧剧汽汽化化和和泄泄放放可可能

41、能使使堆芯裸露堆芯裸露5 5稳压器影响显著稳压器影响显著 1 1泡状或滴状流泡状或滴状流2 2喷放时为均匀流喷放时为均匀流3 3堆芯很快堆芯很快排空排空和再淹没和再淹没4 4稳压器影响很小稳压器影响很小 小破口与大破口失水事故特征的比较小破口与大破口失水事故特征的比较堆芯应急冷堆芯应急冷却系统却系统 1 1上充泵和高压安注上充泵和高压安注2 2在冷段破裂失水事故中，在冷段破裂失水事故中，堆芯可能要部分裸露堆芯可能要部分裸露 1 1安全注水箱最有效安全注水箱最有效2 2在冷段破裂失水事故中，在冷段破裂失水事故中，可能有可能有蒸汽阻流和堆芯急冷却蒸汽阻流和堆芯急冷却水旁流水旁流，旁流减慢再淹没速度

42、，旁流减慢再淹没速度 电厂恢复电厂恢复 1 1辅助给水以及蒸汽发生器辅助给水以及蒸汽发生器的自然循环的自然循环2 2在蒸汽不能排放的情况下，在蒸汽不能排放的情况下，手动操作所有泄压阀，以降低手动操作所有泄压阀，以降低高压安全注水、安全注水箱、高压安全注水、安全注水箱、低压安全注水和停堆冷却系统低压安全注水和停堆冷却系统压力压力 1 1安注水箱和再淹没安注水箱和再淹没2 2连续低压安全注水连续低压安全注水小破口与大破口失水事故特征的比较小破口与大破口失水事故特征的比较作业作业1：请详细描述大破口事故过程：请详细描述大破口事故过程作业作业2：破口位置不同引起的现象也不同：破口位置不同引起的现象也不

43、同假设压力容器的汽、水处于饱和态，如果假设压力容器的汽、水处于饱和态，如果顶部顶部的管道突然破裂的管道突然破裂，会出现什么现象？，会出现什么现象？管道破裂后系统快速泄压，原来处于饱和管道破裂后系统快速泄压，原来处于饱和态的水变成过热水，因而内部产生汽泡，态的水变成过热水，因而内部产生汽泡，急剧蒸发，这种现象称作急剧蒸发，这种现象称作闪蒸闪蒸。闪蒸后，液体膨胀，闪蒸后，液体膨胀，液位上升液位上升。如果液位淹没管口，则管道如果液位淹没管口，则管道喷放介质由单喷放介质由单相蒸汽变成了汽水两相混合物相蒸汽变成了汽水两相混合物。6.8 未紧急停堆预期瞬态ATWS：指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态。对A

44、TWS有三种解决办法：降低II类事故频率，实际上难以做到；提高紧急停堆的可靠性，设置多停堆系统；限制ATWS所产生的后果，这是目前较现实的办法。1、完全失去、完全失去SG正常给水正常给水 失去给水汽机脱扣（不考虑紧急停堆信号）SG吸收功率下降一回路升温升压，稳压器安全阀打开负反馈效应导致核功率下降 当给水严重不足（SG内只有5t水量）时，二回路传热效率突然下降导致一回路温度急剧上升，继而导致功率严重下降。当堆芯产生核功率与吸收功率之差达最大时，出现一回路压力峰值，稳压器充满水，安全阀打开。事故后，200s左右时，机组稳定在如下状态：p压力 15.1MPap功率 8%Pn（额定功率）p一回路平均温度 330度p稳压器水位 50%pSG内水位总量 1.7tp压力容器出口蒸汽含量 4%从安全观点，这些数值是可以接受的。考虑到最后功率水平，堆芯没有达到临界热通量数值。堆芯内热交换情况是良好的，不会出现燃料包壳破损现象。2、完全失去外电源主泵和给水泵停运一回路流量迅速下降一回路升温升压，烧毁比下降（14s出现最小值1.301）。堆芯热量靠各路中建立的自然循环方式导出。3、一回路事故性压力下降稳压器的一个安全阀意外打开（造成最大损失的情况）。一回路压力下降温度升高，烧毁比最小值出现在38s，等于1.43。