核工程与核技术毕业论文.doc

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1、本 科 毕 业 设 计 设计题目：反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析系别名称： 能源与动力工程系年级专业： 核工程与核技术班 级： 核本082班学生姓名： 指导教师： 鞠志萍完成日期： 2012年5月4日 密级：内部 反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析The Accident of Break in Hot Leg of Reactor Coolant System 系别名称： 能源与动力工程系专业班级： 核工程与核技术学生姓名： 学 号： 指导教师： 鞠志萍摘 要对核电站安全进行研究,了解其薄弱环节，并采取有效措施保证核安全，这具有非常重要的意义。而安全分析在核电站中更起着尤为重要的

2、作用。对主回路冷却剂系统热管段大小破口失水事故现象的描述，研究了事故发生后对安全功能的需求及其实现方式，采用小事件树的方法进行事件序列的模型化。其次，采用故障树方法对安全功能的失效进行模型化，并在建树的过程中对系统做了一些相关的假设。最后，通过模型的定量化找出安全壳喷淋系统的功能失效是对堆芯损毁贡献最大的事件，降低此系统功能失效的发生概率是降低此初因事件导致堆芯损毁概率的有效方法和途径。 关键词 概率论分析，确定论分析，冷却剂系统热管段，大小破口失水事故AbstractAll experts of related fields conduct a study on the plants und

3、erstand their weak links and take effective measures to ensure nuclear safety, which is important practical significance. Further, safety analysis is playing a more important role for nuclear power plants Combination with the phenomenon description of accident of big and small LOCA on primary coolan

4、t piping，requirements on safety functions and their realization ways had been studied after the accident occurred，the event sequences were modeled by adopting small event tree methodSecondly, the failures of the security functions were modeled by adopting the fault tree method，and some assumptions o

5、f the systems have been done in the process of the establishment of FTAFinally, the functional failure of the containment spray system has been found that it Was the biggest contribution to the core damaged by identifying the models and reducing the probability of failure of this system was the effe

6、aive ways and means to minimize the probability of damage to the core of this initial eventKey Words probabilistie analysis, deterministic analysis, coolant system heat pipe, coolant pipeline big and small LOCA 目 录中文摘要IAbstractII1 引言11.1 概述11.2 核电厂安全分析法21.3 小结32 核反应堆冷却系统描述42.1 压水堆冷却剂系统的功能42.1.1 主要功能

7、42.1.2 辅助功能42.2 压水堆冷却剂系统的系统说明42.3 压水堆核电厂一回路主要辅助系统52.3.1 化学和容积控制系统62.3.2 余热排出系统62.3.3 安全注射系统72.3.4 安全壳喷淋系统72.3.5 管道与设备布置82.4 小结93 确定论分析冷却系统环路热管段破口事故103.1冷却系统环路热管段大破口失水事故过程分析10 3.1.1 喷放阶段103.1.2 再灌水阶段123.1.3 再淹没阶段123.1.4 长期冷却阶段133.2冷却剂系统环路热管段小破口失水事故过程分析133.3小结144 概率论分析冷却系统环路热管段破口事故164.1 冷却剂系统的运行164.2

8、冷却剂系统失水事故的原因164.3 事故分类164.3.1 冷却剂系统环路热管段大破口失水事故164.3.2 冷却剂系统环路热管段小破口失水事故194.4 小结26结论27致谢28参考文献29附录30A1.1 安全壳喷淋系统图30A1.2 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图131A1.3 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图232A1.4 核电教学模拟机得出的冷却剂大破口失水事故曲线图331 引 言1.1 概 述 根据核电厂的功率大小和设备制造厂的生产能力，压水堆冷却剂一般由一个反应堆和二或四个并联的闭合环路组成。这些闭合环路以反应堆压力容器为中心，作辐射状布置，每个闭合

9、环路都由一台或两台冷却剂泵，一台蒸汽发生器和相应的管道及仪表组成。另外，还有一个由带有三个安全阀组的稳压器和卸压箱组成的压力调节回路，与一个冷却剂系统某个环路中的热管段相连接，其主要功能:正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出的热量传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之变成饱和蒸汽，以驱动汽机发电机组；在停堆阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和向停堆冷却系统传热，以带走堆芯衰变热和主系统的蓄热；主冷却剂是含硼水。通过其硼浓度的改变可以补偿堆芯反应性的变化；主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层；作为堆冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂，构成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。 主系统可分为两部分，即一次回路

10、部分和卸压蒸汽收集部分。一回路的主要部件包括：反应堆压力容器, 蒸汽发生器的主冷却剂侧，主泵，稳压器。主渠道共分三个部分，即压力容器与蒸汽发生器之间的热段、蒸汽发生器与主泵之间的过渡段和主泵与压力容器的冷段。在压水反应堆中，采用除盐除氧的含硼水作为冷却剂，兼并慢化剂，高压，大流量的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热量，从反应堆压力容器的出口流出，经热管段进入蒸汽发生器传热管，将热量传给传热管外二回路侧的给水，产生蒸汽，对蒸汽轮发电机组发电；冷却剂由蒸汽发生器传热管流出，从过渡段进入冷却剂主泵，经主泵升压后，又流入反应堆。带有放射性的冷却剂始终循环流动于闭合的一回路主系统各环路中，与二回路系统

11、是完全隔离的，这就使核蒸汽供应系统产生的蒸汽是不带放射性的，方便了二回路系统设备的运行与维修，并且可以对压水反应堆采用调节冷却剂中含硼浓度的方法，配合控制棒组件来控制堆芯的反应性。 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。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的后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。最严重的失水事故应该是堆芯压力容器在堆芯水位以下的灾难性破裂，由于堆芯附近不可能再有冷却水，因此无法防止堆芯熔化和随后的大量放射性物质释放。 由于反应堆冷却剂系统长期工作在中子辐照脆化，腐蚀损伤，疲劳及磨损的条件

12、下，所以失水事故发生的频率相对于其它事故来说更高，尤其是小破口失水事故。例如，美国的三里岛核电厂的2号机组发生了历史上最严重的事故。这次事故由给水丧失引起瞬变开始，经过一系列事件造成了堆芯部分融化，大量裂变产物释放到安全壳。1.2 核电厂安全分析法 事故分析是核电厂安全分析中的一个重要组成部分，他研究核电厂在故障工况下的行为，是核电厂设计过程和许可证申请程序中的重要步骤。正常运行的情况下，核电厂安全受到持续的监督和反复的分析，以维持或提高核电厂的安全水平。事故分析有两种方法：确定论分析方法和概率论分析方法。 确定论是根据纵深防御原则，除了反应堆设计得尽可能安全可靠外，还设置了多重的专设安全设施

13、，以便在一旦发生最大假想事故情况下，依靠安全设施，能使事故后果减至最轻程度。例如一回路管段小破口失水事故、核电厂运行中发生的瞬变等未惊醒深入研究，在核电厂运行管理和人员培训等方面也未予以应有的重视。美国三里岛核电厂事故的主要原因就是由于人们对过渡工况和小破口失水事故的现象缺乏充分了解，造成的。 概率论是应用概率风险理论对核电厂安全性进行评价，认为核电厂事故是个随机事件，引起核电厂事故的潜在因数很多，核电厂的安全性应由全部潜在事故的数学期望值表示。PSA分析包括三级。第一级分析集中于估算堆芯损坏概率；第二级分析综合了堆芯熔化物理过程的研究；第三级分析研究放射性物质在环境中的弥散以及他们影响生命、

14、健康、环境和财产的后果。本文仅对第一级PSA的分析方法作简单介绍。这一级的分析常采用事件树的故障树技术。 事件树分析：限定一个始发事件，然后对各种可能的事件序列逐个考察。找出潜在的堆芯损坏序列，这就是事件树分析。树的主干代表始发事件，分析代表基本安全功能的成功或失败，分支的端点是该始发事件及后续事件组合的结果，分支的端点是该始发事件及后续事件组合的结果，代表电厂的一种状态。 对于一个始发事件，事件树和约化事件树给出了堆芯熔化的几个序列和每种可能性的发生概率。同时，事件树中有没有考虑安全系统的部分可用，可用时限及操作员的干预。因此，这种分析可以用作设计对策的工具，但其结果并非安全分析的最终目标，

15、而只能是作为对于某一始发事件下，核电厂运行行为的一个认识了解手段。 故障树分析：求解导致功能失效的各种可能原因的组合，就是故障树分析的目的，它构成了对事件树顶事件的支持逻辑。确定论与概率论的比较：确定论是以设计基准事故为依据，将事故分为可信与不可信，概率论不存在可信与不可信，仅是事故发生概率大小有区别；确定论评价方法简单成熟快速，概率论是系统安全评定技术，比较复杂；确定论得出的结果过于保守，概率论的数值结果由局限性和不确定性。1.3 小结 本章主要介绍了压水堆核电厂的一回路系统和简单的事故描述，以及所要研究的课题的背景及现实意义，并简单的介绍了美国三里岛事故，使人们意识到失水事故的严重性，并对

16、它进行了广泛的研究，制定了相应的安全措施。但是由于事故不多而缺乏统计资料，罕见的尚未被发现的事故可能性被忽略。并简要的介绍了核电厂事故分析的方法：确定论和概率论。了解确定论事故分析过程中的4个基本要素和概率论的评价方法，以及确定论和概率论的区别比较。2 核反应堆冷却系统描述2.1 压水堆冷却剂系统的功能2.1.1 主要功能 一回路主系统，又可称为压水堆冷却剂系统，其主要功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。2.1.2 辅助功能 中子慢化剂：压水堆的冷却剂为轻水，它具有比较好的慢化能力，起到慢化剂的作用，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链

17、式裂变反应。另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。 反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼浓度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和燃耗。） 压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。 放射性屏蔽：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。2.2 压水堆冷却剂系统的系统说明 一回路主系统的典型流程如图2.1所示，是一个带有三个环路的一回路主系统布置图。这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵、一台蒸汽发生器

18、和相应的管道和仪表组成。另外，1号环路热管道上连接有一个稳压器，用于RCP系统的压力调节和压力保护。每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。 在反应堆中采用除盐含硼水作为冷却剂，它使核燃料元件冷却并将燃料释放出的热能传导出去。为了使一回路水在任何部位、任何时候都处于液态，要保持其压力高于饱和压力。高压的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热能，从反应堆压力容器出口管流出，经主管道热管段进入蒸汽发生器的倒置的U形管，将热量传给在U形管外流动的二回路系统的给水，使之变为蒸汽。冷却剂由蒸汽发生器出来经

19、过渡管段进入主泵，经主泵升压后流经冷管段，又回到反应堆压力容器。这样，带放射性的反应堆冷却剂始终循环流动于闭合的环路中，与二回路是完全分开的，使得蒸汽发生器产生的蒸汽不带放射性，以便于二回路设备的运行与维修。 反应堆额定热功率为2895MW，考虑主泵的发热和系统的热损失之后，RCP的热功率为2905MW，额定流量为323790m3/h,汽轮发电机组额定电功率为983.8MW，因而总效率为34%，主要受到二回路热循环效率限制。RCP系统是防止裂变产物外泄的第二道屏障，其压力边界包括：反应堆容器和顶盖、图2.1 RCP系统的组成控制棒驱动机构的压力外壳、主冷却剂管道、蒸汽发生器的一回路侧、主泵、稳

20、压器及其连接的管道，包括先导式安全阀的脉冲管道、与辅助系统相连的管道和阀门（除稳压器脉冲管道外，凡内径小于25mm的管道不属于RCP系统压力边界的限制）。 2.3 压水堆核电厂一回路主要辅助系统 压水堆核电厂一回路运行时，需要相应辅助系统的配合，主要的辅助系统有：化学和容积控制、余热排出系统等，还配有专设安全设施：安全注射系统、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统等，它们具有能迅速为堆芯提供应急和持续冷却，将安全壳与外界隔离、提供辅助给水等功能，以保证在失水事故或蒸汽管道破裂事故出现时，迅速导出燃料余热、排除燃料熔化的各种危险、避免在各种情况下裂变产物的向外失控排放、减少设备损失，并保护公众与核电厂

21、工作人员的安全。2.3.1 化学和容积控制系统2.3.1.1 系统的作用 启动前向一回路系统充水，进行水压试验，运行中用于调节稳压器水位，以保持一回路冷却剂的水容积； 调节冷却剂中的硼浓度，控制反应堆反应性的变化； 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量； 供给一回路冷却剂泵轴封系统所需要的轴封用水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂如氢、联氨、氢氧化锂等，以保持一回路的水质； 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋系统。2.3.1.2 系统描述 当核电厂在稳态功率下运行时，一回路系统某个环路的冷却剂泵的出口至反应堆入口的冷管段连续不断地有高温高压水流下泄至本系统，下泄流先进入再

22、生热交换器壳侧和三组下泄节流孔板中的一组降温减压后，离开安全壳，再通过下泄热交换器管侧冷却到树脂允许的工作温度，又经低压下泄控制阀再减压后，经过滤器除去颗粒状杂质，进入混合床离子交换器，除去以离子状态存在于冷却剂中的裂变产物和腐蚀产物。 由离子交换器出来的下泄流，经过过滤器后，喷淋到容器控制箱内，在喷淋中的气体裂变产物氪和氙，以降低冷却剂的放射水平。容积控制箱底部与上充泵汲入口相接。这样，下泄流经过过滤、离子交换、喷淋除气的冷却剂，由上充泵加压后，其大部分经再生热交换器加热后回到了冷却剂系统，少部分除气的冷却剂泵轴封系统，少部分送到冷却剂泵轴封水系统，用作轴封水。 冷却剂系统通过正常下泄干线排

23、入化学和容积控制系统。正常下泄管线位于3号环路冷管段（1号机组）或2号环路冷管段（2号机组）。另外还设置了过剩下泄管线，接到2号环路位于蒸汽发生器出口和反应堆冷却剂泵入口之间的管道处。2.3.2 余热排出系统2.3.2.1 系统功能 余热排出系统也可称作停堆冷却剂系统，当二回路停用，由它保证下列情况下反应堆堆芯的冷却。其功能如下： 当反应堆进入冷停闭的第二阶段，由余热排出系统排出堆芯的剩余发热，水和一回路设备中的显热，以及运行的主泵给一回路水提供的热量； 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度； 在堆芯换料后把反应堆水池水排送回换料水箱；当主泵停止时余热排出

24、系统可使一回路硼浓度均匀化，另外，由于它与化学和容积系统相连，当一回路压力过低，冷却剂难以通过高压下泄孔板时，可排放和净化一回路冷却剂。2.3.2.2 系统描述 余热排出系统的构成，系统包括两台并联的泵，两台并联的热交换器，一条旁路和一条再循环管道，停堆冷却剂泵从2号环路的热管段抽水并经过热交换器后，注入1号和3号环路的冷管段，有两个安全阀可将水排放到稳压器的卸压箱，对系统进行超压保护；余热排出系统与化学和容积控制系统相连，并可以将水输送到换料水箱。 本系统及设备均处于低压下工作，也就是只有当一回路冷却剂压力、温度降到3.0MPa及180时，才能打开电动隔离阀。2.3.3 安全注射系统 安全注

25、射系统又可称作紧急堆芯冷却系统，它的主要用途是：当一回路主系统的管道或设备发生断裂而引起失水事故时，安全注射系统能为堆芯提供应急和持续的冷却，在事故发生的第一阶段，尽快将硼水直接注入堆芯，并在一定时间后过度到第二阶段，利用积聚在安全壳地坑里的水再循环，防止燃料元件包壳因堆芯失水而烧毁；当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄漏，以保持稳压器内的水位；发生蒸汽管道破裂事故时，安全注射系统能将含高浓度的硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应性，防止反应堆重返临界。 RIS系统与RCP的连接通过下述3种途径：接到热管段和冷管段的高压安注（HHSI）管线；接到冷管段和2号及3号环路

26、热管段（1号机组）或1号及3号环路热管段（2号机组）的低压安注（LHSI）管线；接到每条冷管段的安注箱注入管线。其中，高压安注和低压安注系统与RCP连接的那部分管道是共用的。2.3.4安全壳喷淋系统 安全壳喷淋系统的主要作用是当一回路发生破口，或蒸汽管道破裂事故情况下，使安全壳内温度和压力保持在可以承受的值，以确保最后一道屏障安全壳的完整性。此外，安全壳喷淋系统还能带走失水事故时散布在安全壳内的裂变产物，如放射性碘；和扑灭反应堆冷停闭时安全壳内发生的火灾。 安全壳喷淋系统所要排除的热量来自于：反应堆剩余功率；一回路内构件和流体的显热；二回路所带的能量；锆水反应的能量。2.3.5 管道与设备布置

27、 反应堆冷却剂主管道设计成能承受反应堆冷却剂系统在预期的运行工况范围内可能达到的温度和压力，全部采用奥氏体不锈钢材料制造，以满足腐蚀和工作环境条件的要求。每个环路的热管段、过渡段和冷管段尺寸见图2.2，它们的最小壁厚分别为67mm，71mm和64mm。图2.2 反应堆冷却剂的管道和尺寸 RCP系统全部位于安全壳内，系统设备和管道的布置如图所示。在冷却剂主泵失去电源的事故情况下，要保证维持足够的冷却剂流量以排出反应堆衰变余热。为此，蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器，这样就在热量通过蒸汽发生器排出时产生一个在反应堆停堆后的衰变余热，不能用于功率运行。2.4 小结 本章对主冷却剂系统中的化学和容积

28、控制系统，余热排出系统，安全注射系统和安全壳喷淋系统的功能和系统的描述做了简要的介绍，还阐述了系统的流程、连接的系统、管道的布置等。这样，对下面的事故分析有一个宏观的认识。除此之外，本章对主冷却剂系统相连接的系统进行了简要的描述。3 确定论分析冷却系统环路热管段破口事故3.1冷却系统环路热管段大破口失水事故过程分析 RCP系统稳压运行下的特征状态如下：绝对压力维持在15.5MPa；根据负荷的不同，平均温度在291.4和310之间；根据负荷的不同，稳压器水位在20和64相对水位之间。 事故发生前，电站处于满功率稳定工况运行。紧急停堆、剩余发热、堆内构件和压力壳中显热继续传给一回路系统。一回路系统

29、和二回路之间热传递的方向，由两者之间的相对温度决定。破口发生在热管段，即在压力容器出口到蒸汽发生器进口之间的管道上。反应堆紧急停闭的延迟时间，是稳压器压力降到低整定值的时间。初态：电功率：983.8MW；堆功率：2890.1MW；RCP压力：15.4MPa；RCP平均温度：310.0；氙毒：99.2%；寿期：BOL;硼浓度：834.5ppm；调节棒位：191step；描述：满功率Xe平衡。3.1.1 喷放阶段 欠热阶段：发生假设的冷却剂管道切断后，一回路水由于欠热卸压马上从破口排入安全壳，使系统压力在几十毫秒内降到流体的最高局部饱和压力，在破口处将达到一个临界流速，热管段破裂，通过堆芯冷却剂流

30、量将加速。 饱和卸压：在冷却剂压力降到低于局部饱和压力以后，冷却剂开始沸腾，其发生在进入瞬变后不到100ms时，且以一个慢得多的速度继续卸压。沸腾前沿即闪蒸前沿从上部堆芯和上腔室内的最热位置开始，通过整个一次冷却剂系统传播。 沸腾工况转变：当堆芯里冷却剂开始汽化时冷却剂的流动状态就从单向流变为双相流，加上堆芯冷却剂压力和流量同时下降，就会出现偏离泡核沸腾。热管段破裂时，由于堆芯流量要延续一段时间，偏离泡核沸腾晚得多，要在几秒后。 第一包壳峰值温度：燃料棒排热突然恶化，燃料内的大量贮热就要再分布，其内部温度分布拉平。这使得包壳温度开始突然上升。如果在喷放的这个初始阶段燃料棒完全没有排热，同时忽略

31、燃料内部的衰变释热，那么包壳温度将上升到最高理论值，即燃料平均温度大致为11001200。在进入冷却剂丧失事故瞬变的几秒内，流过堆芯的有效的冷却剂质量流量主要取决于破口的质量流量和回路部件的性状。热管段破裂时堆芯同破口之间的流动阻力小，流过堆芯的有效的冷却剂质量流量较大，温升效率较小。 残留热源与冷却恶化：在冷却剂丧失事故的初始瞬变期间，除储热外，还有两个来源的热量必须排走：一个是裂变产物的衰变热，另一个是包壳温度达到或高于980时，锆合金和蒸汽发生化学反应，生成氢和氧化锆时的热量。大破口冷却剂丧失事故的第1min里，所产生的裂变产物衰变热和这段时间内释放的贮热大致是同一数量级。当温度为110

32、0左右或更高时，在1min内金属水反应所产生的热量，可能与衰变热也同一个数量级。由于贮热的再分布，使燃料温度拉平，随后的包壳温度性状就主要取决于产生的衰变热同传给冷却剂的热量之间的不平衡，这样一来，在热管段破裂的情况下，包壳温度不在上升，然而，由于冷却条件继续恶化，包壳温度最终还是因为裂变产物所加的热量而上升。冷却剂不断通过破口从一次系统排入安全壳，使一次系统不断卸压，同时水装量不断减少；最后，堆压力容器里的水位将降到堆芯以下。 图3.1 大破口失水事故序列图 应急堆芯冷却阶段：当一次系统压力低于应急堆芯冷却系统的安注箱内氧气压力时，应急冷却水从安全注射水箱通过自动打开的截止阀和相应的注射管路

33、排入一次系统，从而就开始了应急堆芯冷却阶段。在进入冷却剂丧失事故瞬变后大约1015s时发生，其启动时间视系统卸压速率和安全注射箱压力而定。 旁通阶段：因为在冷却剂丧失事故瞬变的这个时刻，系统压力相对于安全壳压力来说还是高的，所以破口质量流量还是相当大。热管段破裂时，由于通过堆芯继续向上的流动；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，最后使水位上升，进入堆芯区，随后使堆芯再淹没。 喷放阶段：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，喷放阶段就宣告结束。不管破口位置在哪，这个情况在冷却剂丧失事故瞬变后约3040s时出现。 低压注射系统开动：当系统压力降到

34、1MPa左右，低压注射系统就投入运行。在一段短时间内，辅助冷却水有安全注射箱和低压注射系统同时提供，一直到安全注射箱排空。只要有要求，低压安注箱系统就继续注射水，水取自换料水箱，最后取自安全壳地坑。3.1.2 再灌水阶段 再灌水阶段开始于应急冷却水首先到达压力容器下腔室使水位开始重新回升之时，结束于水位到达堆芯底端之时。 绝热堆芯升温：从安注箱开始注入到再灌水结束的整个阶段里，堆芯基本上是裸露的。在充满蒸汽的堆芯中，燃料棒除了靠热辐射源和不大的自然对流以外，没有别的冷却。由于衰变热的释放，在这个阶段堆芯温度绝热的上升其上升速率大约为812/s.如果它们从800左右开始上升，那么在大约3050s

35、后就将增到1100以上，此时锆合金同蒸汽的反应将成为一个可观的附加能源。因此，再灌水阶段是整个冷却剂丧失事故过程中堆芯冷却最差的阶段。喷放结束时的下腔室和下腔室再灌水的终点是两个临界参量，决定了这个阶段内可能达到的最高燃料包壳温度。3.1.3 再淹没阶段 再淹没阶段开始于堆压力容器里的水位到达堆芯底端并开始向堆芯上升的时刻。 第二峰值包壳温度：在应急冷却水进入堆芯的同时，它就被加热，开始沸腾。在堆芯底部以上大约0.5m的地方，由于包壳表面很热，该沸腾过程变得十分强烈，使蒸汽快速向上流过堆芯。这股气流夹带着相当数量的水滴，他们为堆芯的较热部分提供初始的冷却。随后水位上升，这个冷却效果愈来愈好，包

36、壳温度上升速率逐渐减小，最后，在冷却剂丧失事故瞬变开始后大约6080s，热点的温度开始下降。 骤冷：当包壳温度再次下降得足够多时，应急冷却水终于再湿润包壳表面，并且由于高得多的冷却速率，使温度急剧下降。这个骤冷前沿从顶端和底端两边传向堆芯。当整个堆芯被骤冷，且水位最终升到堆芯顶端时，认为再淹没阶段结束。它大约在冷却剂丧失事故瞬变开始后的12min时出现。 蒸汽粘结：堆芯再淹没的过程如上所述。但是在某些情况下，它可能受到不利的影响。在下腔室内和在堆芯内水位上升的速度取决于驱动力和流动阻力之间的平衡。流动阻力是指堆芯和破口位置之间蒸汽碰到的阻力。因为由下降段同堆芯之间的水位差引起的驱动是有限的，所

37、以蒸汽流动阻力变得重要起来，从而产生了所谓“蒸汽粘结”问题。热管段破裂时，蒸汽流动阻力比较小，从而蒸汽可以容易地流出堆芯。3.1.4 长期冷却阶段 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，低压安全注射系统泵的进口转接到安全壳地坑；所有供给反应堆的应急冷却水，从一回路作为蒸汽露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，保证衰变热的长期释出。3.2冷却剂系统环路热管段小破口失水事故过程分析 系统事件：在冷却剂丧失事故瞬变期间，根据一次系统的压力要求反应堆保护系统产生下列动作： 在一次侧：稳压器低压信号触发紧急停堆；根据系统压力“低”信号令

38、主冷却剂循环泵事故保护停车；根据系统压力“低”信号启动高压安注泵；当系统压力降到2.7MPa以下时安全注射箱自动启动开始注水；在低于1.0MPa的系统压力下，低压注射泵开始供水； 在二次侧：根据稳压器低压信号使汽轮机事故保护停车；在接通应急电源情况下，汽轮机旁路仍然关闭，主蒸汽不能旁通到凝汽器中；二次侧必须以低于100k/h的速率慢慢降温，这种降温从稳压器信号和安全壳高压信号开始。 事件过程：在小破口事故中，由于冷却剂从破口流失，一次侧系统的压力下降，下降的速度主要取决于破口尺寸，如图3.2。 在高压注射系统开始运行之后，冷含硼水从换料水箱注入一次系统的热管段和冷管段。这不仅补偿了一次冷却剂的

39、流失，而且还在通过破口和通过蒸汽发生器排走能量之外，又增添了带走一次系统能量（燃料贮能、裂变产物衰变热。系统内能）的一种方式。最后，含硼水注入增加了一次系统的卸压速率，以便使应急堆芯冷却剂系统的低压系统尽可能快地投入运行。 在小破口冷却剂丧失事故中，主冷却剂泵停车之后，余下的整个时期都是自然循环阶段，在此期间，冷却剂质量流量的驱动力是重力压头，它们取决于：由于汽和水之间的相分离形成的汽水混合物液位；剩下的冷却剂装量在一回路各个分区段的分布情况；这些区段的相对高度。在这些情况下，在，某些区段中甚至可能发生水汽逆向流动。在热管段的管道内就是这种情况，因为一次蒸汽在蒸汽发生器U型管的上升段里被冷凝，

40、形成的饱和水可能从蒸汽发生器回热管段管道中（回流冷凝）。在一次系统压力降到1.0MPa左右时，余热排出系统开始运行，把从一次系统排热的任务接过来，该热量最后只剩下裂变产物衰变热。余热排出系统可按要求长期运行。 当系统压力与安全壳压力达到平衡时，或者如果反应堆内的水位在冷却剂丧失事故期间曾经降到堆芯顶部以下而现在又重新上升到堆芯顶部以上时，或者水位又达到出口管高度时，就认为冷却剂丧失事故已结束。图3.2 压水堆小破口冷却剂丧失事故过程中一次压力随时间的变化3.3小结 事故开始，一次侧压力远高于安全壳压力，冷却剂欠热卸压迅速排向安全壳，巨大的压差引起卸压易造成堆芯吊篮的动态变形和其他构件的机械振动

41、，在低压局部饱和压力后，冷却剂开始沸腾，结果从一个慢得多的速率继续卸压，直至与安全壳压力平衡且热管段破裂压力损失的慢。管道断裂的瞬间，断裂处突变升压，对一回路形成很大的冲击波，并在系统内传播，使结构遭到严重破坏，可能造成控制棒不能插入或使一部分冷却剂通道发生阻塞。 由于冷却剂迅速流失，水位下降到堆芯以下，可能使堆芯烧断或熔毁，水被蒸干后，可把压力壳熔穿，产生冲击波将安全壳破坏。 对于一些小破口事故，高压安注不足以补偿冷却剂。一回路压力下降减缓，可在中压安注箱投入之前，将燃料烧毁。但是对于各种失水事故，安注系统均能满足堆芯冷却要求，将包壳温度限制在熔点温度以下，保证堆芯没有损坏。表3.1 冷却剂

42、系统环路热管段大、小破口分析比较大破口失水事故小破口失水事故选择的破口尺寸23700cm19cm有效热源蓄热和衰变热衰变热有效热阱破口流量和堆芯应急冷却破口流量通过蒸汽发生器向二次侧的传热，以及堆芯冷却水在蒸发器中的传热P二次P一次辅助给水作用不显著P二次P一次辅助给水系统显著一次侧压力因失速而失速失压因泄放缓慢而保持高压一次测流动特性泡状或滴状流喷放时为均匀流堆芯很快再淹没稳压器影响很小分层流动在高处不凝结物分离因急剧汽化和泄放可使堆芯裸露稳压器影响显著堆芯应急冷却系统安全注水箱最有效上充泵和高压安注电厂恢复安注水箱和再淹没连续抵押安全注水辅助给水及蒸发器的自然循环在蒸汽不能排放的情况下，手

43、动操作所有泄压阀，以降低高压安全注水、安全注水箱、低压安全注水箱和停堆冷却系统压力 4 概率论分析冷却系统环路热管段破口事故4.1 冷却剂系的运行 RCP系统稳压运行下的特征状态如下：绝对压力维持在15.5MPa；根据负荷的不同，平均温度在291.4和310之间；根据负荷的不同，稳压器水位在20和64相对水位之间。事故发生前，电站处于满功率稳定工况运行。紧急停堆、剩余发热、堆内构件和压力壳中显热继续传给一回路系统。一回路系统和二回路之间热传递的方向，由两者之间的相对温度决定。破口发生在热管段，即在压力容器出口到蒸汽发生器进口之间的管道上。反应堆紧急停闭的延迟时间，是稳压器压力降到低整定值的时间

44、。4.2 冷却剂系统失水事故的原因 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；泵的轴封或阀杆泄露；蒸汽发生器管子的破裂。4.3 事故分类4.3.1 冷却剂系统环路热管段大破口失水事故 初态：电功率：983.8MW；堆功率：2890.1MW；RCP压力：15.4MPa；RCP平均温度：310.0；氙毒：99.2%；寿期：BOL；硼浓度：834.5ppm；调节棒位：191step；描述：满功率Xe平衡。 故障设置：反应堆冷却系统RCP；故障代号：rcp03a；故障类型：变量型；故障描述:环路一热管段破口（01）；变量型：最终值=0.8；延迟时间（小时：分：秒）：00:00

45、:00；渐变时间（小时：分：秒）：00:00:10。表4.1 核电教学模拟机得出的冷却剂破口失水事故的事故序列事件序列 事件触发时间事件描述100:00:02稳压器压力补偿值低200:00:03稳压器压力低300:00:05环路DELTA-T偏差高400:00:05稳压器水位低于设定值500:00:08P11允许信号600:00:08环路平均温度偏差高700:00:11停堆800:00:11功率量程变化率高900:00:11操作带低位1000:00:11汽机脱口1100:00:12AVG MAX/TEM REF温度差1200:00:12R棒LO-LO-LO行程限值1300:00:12主给水隔离1400:00:12安注启动1500:00:12蒸汽管线流量高或压力低