核电厂核安全：第4章 设计基准事故

1、1,本讲主要内容：,第4章设计基准事故75 4.1失流事故75 4.1.1 概述及失流事故定义75 4.1.2过程特征76 4.1.3验收准则76 4.1.4 分析失流事故的重要意义77 4.1.5 停堆保护信号78 4.1.6 分析方法78 4.1.7 主要假设79 4.1.8 分析结果举例79 4.1.9 讨论88 4.2 二回路排热减少89 4.2.1 类工况概述89 4.2.2 主给水管道破裂事故94 4.3失水事故100 4.3.1 概述100 4.3.2 大破口失水事故102 4.3.3 小破口失水事故112 4.4 蒸汽发生器传热管破裂事故123 4.4.1 事故概述123 4.

2、4.2 FSAR分析方法124 4.4.3 FSAR分析结果125 4.4.4放射性后果128 4.4.5SGTR事故的现实分析130 4.5 冷却剂装量增加134,4.5.1 事故概述134 4.5.2 分析方法135 4.5.3 分析结果136 4.6 二回路排热增加139 4.6.1给水温度下降139 4.6.2给水流量增加140 4.6.3蒸汽流量过增144 4.6.4一台SG安全阀或释放阀误打幵147 4.6.5 蒸汽管道破裂事故149 4.7 反应性引入事故157 4.7.1失控提棒事故157 4.7.2 弹棒事故166 4.8 未能紧急停堆的预期瞬态171 4.8.1事故概述17

3、1 4.8.2 分析方法171 4.8.3 分析结果172 复习题176,2,第4章 设计基准事故 4.1 失流事故 4.1.1概述及失流事故定义 核动力反应堆是借助于主循环泵运送冷却剂实现强迫循环来冷却的。核反应堆设置的冷却剂环路数目有多种，常见的有二环路、三环路或四环路，也有24环路的设计（即2条热管4条冷管并包含4个主循环泵）。 当反应堆功率运行时，主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫停止运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力，这就是失流事故。,3,在各种失流事故中，最常见的，最需要重点防止的是主泵失去电源。核电厂设计时对此有较多的考虑，以降低它发生的频率。主泵的第一选择电源是本厂

4、发电机电源，当本厂发电机有故障时会自动接至厂外电源（两个方向来的两路独立电源）。如果失去厂外电源（既不能输入功率，也不能输出功率），也不需停堆，本厂发电机可继续低功率运行，向厂内负荷供电（称之为孤岛运行）。主泵失电后，借助于泵轴上巨大飞轮贮存的能量，可维持较长时间惯性流量。,4,在核电厂安全分析报告中，应分析讨论的失流事故如下。 1.部分失去反应堆冷却剂强迫流量（简称部分失流） 反应堆功率运行时，n个主泵投入工作的状态下，少于等于n-1个主泵失去电源而惰走，使堆芯流量减少的事件。这种事件属类工况。 三环路核电厂满功率运行时1个主泵失电或2个主泵失电，或在较低功率运行时（60%额定功率），2个主

5、泵投入工作，1个主泵失电，这三种情况均为部分失流事件，均应予以考虑。,5,2.全部失去反应堆冷却剂强迫流量（简称全部失流） 全部失流分两种情况： （1）全部投入运行的主循环泵，同时失去电源，继而惰走。 （2）主泵由外电源供电，因电网故障而频率下降（一般假设4Hz/s），使主泵受到很大的反力矩，以与外电源相同的相对减频率速率减速。分析这一情况时，假设在达到停堆整定值时，一个主泵供电线路上的断路器未能打开。这些事件属类或类工况。,6,3.主泵泵轴卡死 假设一个主循环泵，因机械故障瞬时卡死（转速变为零），属类工况。 4.主泵泵轴断裂 假设一个主循环泵的轴突然断裂，使该泵失去动力，且转子贮存的动能不能

6、利用，属类工况。 对于主泵卡轴及主泵断轴这两个假想事故，多数分析中，不作停堆同时完整泵失电的假设。但按严格的分析方法来说，则应当作此假设。而分析结果表明，假设完整泵在停堆同时失电，影响不显著。,7,4.1.2过程特征 失流事故的过程特征是由冷却剂流量下降和堆芯功率下降两方面因素决定的。冷却剂流量下降将使冷却剂的温度与压力升高，燃料元件包壳温度升高，系统参数的变化，触发停堆保护系统，经过一定的响应延迟时间及控制棒下落至有效位置所需时间，堆功率开始下降，又经历了由燃料元件内部贮能再分配造成的元件表面热流量下降的延迟，冷却剂温度与压力、燃料包壳温度越过峰值而下降，事故得到缓解。在全部主泵停止运行的情

7、况下，系统内维持一定的自然循环流量带走衰变热。,8,4.1.3验收准则 对于类工况： 1.包壳表面最小DNBR双95%限值； 2.一回路压力110%设计值； 3.放射性后果按正常运行考虑。 对于类工况： 1.保持堆芯的完整性：包壳温度1428C，芯块截面平均焓117J/克； 2.一回路压力120%设计值； 3.放射性后果；厂内2h内，低人口区8h内甲状腺剂量低于3000mSv，全身剂量低于250mSv。,9,冷却剂流量下降，将使冷却剂温度上升，元件表面的临界热流密度下降，表征偏离泡核沸腾裕度的DNBR也就下降，如果堆功率下降过慢，燃料元件得不到足够的冷却，就会有过热损坏的危险。在失流事故的三项

8、验收准则中，以包壳表面最小DNBR或表面温度不超过限值最为重要。冷却剂因温度升高而膨胀，将使一回路升压。,10,但一般来说，这一升压过程不严重，失流事故不会构成一回路抗超压能力的设计基准。在多数情况下，只需在作DNBR守析时，附带注意一下一回路压力变化就可以了。失流事故不破坏RCS压力边界，一般不需要计算放射性后果，只有当失流事故引起大量元件损坏，引起RCS比放有很大增加时，才需计算一回路向蒸汽发生器壳侧的泄漏，继而通过释放阀及安全阀排放至环境的放射性剂量。,11,4.1.4分析失流事故的重要意义 为了抗御失流事故，在核电厂设计中需要作很多考虑，许多参数的确定需要依据失流3的分析。影响失流事故

9、的主要因素有： 1.功率水平及功率不均匀因子FQ； 2.停堆保护系统信号及延迟时间； 3.控制棒的下落速度； 4.泵转子的惯量； 5.蒸汽发生器与堆芯的高差。 这一切在设计中占有较大比重。,12,在上述各点中，限制功率水平尤为重要。对于一个核反应堆来说，功率的提高不是受中子动力学上的限制，而是受传热学上的限制，而且这限制不是因稳态运行时没有热工上的裕量，而是受到了设计基准事件中验收准则的限制。从目前见到的核电厂的事故分析来看，限制堆功率的事件是非常集中的，受限于大破口失水事故过程中的燃料元件包壳温度，及受限于全部失流事件DNBR的限制，有相当一部分核电厂是受此两者共同限制的。,13,大破口失水

10、事故分析具有很大的保守性，计算得的峰值温度与现实模型的分析结果相差极大。目前各国都在考虑修改规章，改变大破口失水事故分析模型。这就会使得受大破口失水事故包壳温度限制功率的核电厂大为减少。因而大多数核电厂均将由失流事故的DNBR来限制功率。如何改进核电厂设计，使之容易满足失流事故的验收准则，是设计中需要重点考虑的问题，如何准确地分析失流事故，是审查核电厂是否安全的重要方面。,14,4.1.5停堆保护信号 缓解失流事故的安全设施，仅有停堆保护系统，以一个实际核电厂为例，与失流事故有关的停堆信号如下： 当功率10%时（P7信号） 1.低流量信号（3取2逻辑）于2个环路 2.打开2个泵断路器（1取1逻

11、辑） 3.低-低泵速于2个环路（1取1逻辑） 当功率30%时（P8信号）,15,1.低流量信号（3取2逻辑）于1个环路 2.打开一个泵断路器（1取1逻辑） 由于保护系统的设计，总是当反应堆处于高功率时，保持有处于低功率时所具有的全部停堆信号，所以当功率30%时，也具有低一低泵速于2个环路的停堆信号。,16,此外，保护系统还设有电源母线低电压停堆信号（70%电压2取1逻辑）和电源母线低频率停堆信号（95%频率，2取1逻辑）。达到整定值的速度，以电信号最快，泵速信号次之，流量信号最慢。一些保守的分析，特别是按法国实践，不考虑电信号的响应。在美国的分析中，全部失流如采用低流量停堆信号，则不能满足验收

12、准则（会发生DNB），而采用了电源低电压信号，也是可以接受的。,17,按上述停堆信号，并考虑单一故障的发生，对于2个主泵失电的部分失流工况，应取低-低流量于1个环路（或2个环路）的信号，对于全部失流，可取低-低泵速于2个环路的信号，对于卡轴及断轴，均取低-低流量信号。由此可以知道，全部失流因控制棒下落较早，其后果不一定比部分失流的后果更严重。,18,还有一点要提及：失流事故是受DNB限制的，OTT则是最主要的防止堆芯发生DNB的停堆信号，为什么在此不起作用呢？首先，0TT停堆信号的整定值是建立在堆芯具有额定流量的基础上的，失流事故过程中，流量减少，此信号就不能有效地起作用；其次，OTT响应时间

13、太长，虽则在失流事故过程中也能触发，但在速度上不能防止发生DNB。,19,4.1.6分析方法 分析失流事故需采用三种程序作分析计算： 1.用系统程序计算堆芯流量变化； 2.用堆芯程序计算堆芯最小DNBR，对W类工况需给出DNBR小于限值的元件棒数； 3.用燃料元件分析程序计算燃料元件的包壳及芯块的温度（当最小DNBR大于限值时，可以不作此计算）。,20,在失流事故过程中，达到各参数极值点的时间很短，仅35s，在这么短的时间内，不会引起反应堆冷却剂入口焓的改变，因此计算堆芯流量变化可以不用复杂的系统分析程序，而用能描述环路阻力特性及泵特性的较简单的程序计算流量变化，以此作输入参数作堆芯及元件的分

14、析。,21,4.1.7主要假设 作DNB分析，各项假设如下。 1.初始堆功率取102%额定功率。 2.初始冷却剂温度取+2.2C不确定性。 3.初始一回路压力取-2.1bar不确定性。 4.初始时主给水向蒸汽发生器供水，直至触发停堆信号，由停堆信号给出汽轮机停车信号，主给水停止，蒸汽流量停止，没有旁路主冷凝器的蒸汽流量，60s后辅助给水投入。,22,5.慢化剂温度系数取最小的绝对值，即取BOL数值，考虑10%不确定性，一般可保守地取为零，以减小负反应性反馈对减小堆功率的影响。 6.燃料Doppler系数，也取BOL值，但保守的处理需分两段考虑15%不确定性，当燃料平均温度高于初始值时取小的负反

15、应性反馈以减弱抑制堆功率的作用，当燃料平均温度低于初始值时（此时控制棒引入的负反应性已起作用）取大的正反应性反馈，以阻缓堆功率的降低。,23,7.最大价值的控制棒组卡在全抽出位置。 8.取保守的控制棒反应性引入曲线：取考虑了地震发生的保守的落棒速度，在落棒行程末端才显著起作用。 9.取趋顶型轴向功率分布。,24,4.1.8分析结果举例 1.西屋900MW三环路核电厂全部失流（电网降频率事件，4Hz/s）分析结果如下。 （1）事件序列 电网频率开始下降0s 低-低泵速停堆信号1.46 控制棒开始下落1.86 最小DNBR（1.40）3.50,25,（2）参数变化 a.堆芯流量（图4-1） A全部

16、断路器不脱开，与各环路流量下降相同； B一个断路器不脱开，即所分析的工况； C全部断路器脱开，近似于全部主泵失电； 由比较可看到全部主泵失电与电网低频事件的差别。 b.堆功率及元件表面热流密度（图4-2）。,26,27,c.稳压器压力（图4：-3） 最高压力为164.5bar，没有一回路超压威胁。 d.DNBR（图4-4） 3.5s时，达最小DNBR1.40限值1.39，DNBR仅1%裕度，此系统也可列为受限于失流事故DNB条件。,28,29,2.秦山核电厂（300MW，二环路）部分失流和完全失流的分析结果。表4-1给出了秦山核电厂部分失流和完全失流事故的事件序列，图4-5和图4-6给出了它们

17、的曲线结果。结果给出，部分失流时的最小DNBR为1.49，完全失流时的最小DNBR为1.42，均高于要求的限值，满足验收准则。,30,31,32,33,3.西屋900MW三环路压水堆核电厂主泵卡轴事故有厂外电工况下一台主泵卡轴事故的分析结果示于图4-7，表4-2给出了该工况下的事件时序。该工况下的主要参数变化过程如下。 （1）堆芯流量（图4-7a） 事故开始时下降很快，后来基本稳定在65%左右，一台主泵卡轴，另两台泵流量肯定会增加，现在稳定的流量没有超过初始流量的2/3，可以肯定存在反向流。,34,35,36,（2）受损环路流量（图4-7a） 在1s内，受损环路流量很快降至零，此后出现旁路堆芯

18、的反向流，反向流高达该环路初始流量的27%。可以想象，如果主泵断轴，反向流会更大。 （3）稳压器压力（图4-7b） 稳压器最高压力约为167bar，没有一回路超压的危险。 （4）堆功率与燃料元件表面热流密度（图4-7c） 堆功率下降很快，几乎已达系统的极限，但热流密度的延迟非常明显。 （5）包壳温度（图4-7d） 由于最小DNBR已低于限值，给出最小DNBR已意义不大，包壳最高温度为1017，未超过要求的限值，表明堆芯的完整性可以保持。在本例中还计算得预计发生DNB的元件为16%，热点锆水反应消耗的锆量为锆总量的0.35%。,37,38,最高包壳温度（1017）出现3.50 4.秦山核电厂（3

19、00MW二环路）主泵卡轴与主泵断轴事故。无厂外电工况下一台主泵卡轴事故（秦山核电厂）的分析结果示于图4-8，表4-3给出了该工况下的事件时序。,39,40,41,42,43,44,分析结果表明，秦山核电厂卡轴事故中的DNBR最低值为1.016，若以低于1.3为烧毁限值，则燃料元件有部分烧毁。保守分析得出的烧毁根数约占总根数的10.6%，这仍是可以接受的。 秦山核电厂有、无厂外电工况卡轴事故的后果比较示于图4-9。结果表明，无厂外电时更危险。 断轴事故与卡轴事故的过程非常类似，图4-10给出了秦山核电厂断轴事故与卡轴事故的DNBR比较，结果表明，秦山核电厂的主泵断轴事故没有卡轴事故严重。,45,

20、46,4.1.9讨论 1.在失流事故DNB分析中，如果一回路压力较高，应考虑稳压器喷淋及稳压器释放阀的减压作用，此时计及一回路压力控制会形成更严重的DNB条件。 2.在主泵卡轴事故中，冷却剂管道内形成很大的阻力，流量下降迅速；在主泵断轴事故发生几秒以后，受损环路内形成较大的反向流量，从而减小堆芯流量。一般说来，这两种事故相比，卡轴事故较为严重，但在停堆较晚的情况下，断轴事故也有可能会变得更严重。近些年内，各国在考虑控制棒下落时间上，加上了地震造成的影响，落棒较为缓慢，这就使两种事故的后果较为接近，需要通过定量分析才能确定哪一个事故更严重。 3.显然，对于主泵卡轴及主泵断轴这样一些对称性事故的抗

21、御能力，二环路核电厂比多环路核电厂薄弱得多。我国秦山核电厂，对于全部失流事故，有很大DNB裕量，但对于主泵卡轴及主泵断轴事故，发生DNB的元件就比较多，这一点在核电厂的设计时必须予以注意。,47,4.2二回路排热减少 二回路排热减少事故又称为失去热阱事故。属类工况范围的有：蒸汽压力调节器故障致使蒸汽流量减少、失去外电负荷、汽轮机事故停车、冷凝器真空失效、失去非应急交流电源和失去主给水等。其中以汽轮机事故停车最具代表性。属类工况的有主给水管道破裂事故。,48,4.2.1 类工况概述 （1）事故特征 这类事件是由削弱一次系统向二次系统传热的二次系统故障引起的。这些故障可归纳为失去蒸汽负荷与失去蒸汽

22、发生器二次侧水装量两个方面。二次系统故障可导致由堆芯产生的热量多于蒸汽发生器导出的热量，其效应是一次系统温度升高，冷却剂受热膨胀涌入稳压器，反应堆冷却剂系统的压力随之升高。 当系统的某一参数达到停堆保护系统的整定值时，控制棒停堆系统得到触发，堆功率降至衰变热水平，并借助于辅助给水的投入和蒸汽发生器的安全阀（或释放阀及蒸汽旁排阀）建立起排热机制，使一次系统得到冷却，余热排出，事故得到缓解。,49,（2）涉及的设备与系统 失去热阱类事件，主要考察的是一次系统的超压变化。除了一、二次系统本身的热容量对于抗超压瞬变是至关重要的外，在核电厂设计中设置了多种设备和系统来保护回路系统免于超压破坏。 在保守分

23、析中考虑的设备与系统如下。 1）停堆保护信号 高稳压器压力 高稳压器水位 低-低蒸汽发生器水位 超温T,50,2）辅助给水系统 3）蒸汽发生器安全阀及稳压器安全阀 SG安全阀可作为向大气散热的热阱，稳压器安全阀用来保证一回路压力不超过限值。在一般核电厂的设计中，均要求SG安全阀的容量能排出约等于ESF设计功率（约105%额定功率）的蒸汽流量，并使SG压力不超过设计值的110%，当核电厂运行在ESF功率时，突然失去全部负荷，稳压器安全阀也能在SG安全阀的配合作用下，保证RCS压力不超过设计值的110%。,51,在保守分析中不考虑的有关设备和系统如下。 1）低SG水位+给水蒸气流量失配。这属于SG

24、低水位的早期停堆，在偏于保守的分析中一般不用，而是保守地取低-低SG水位来代替。 2）当堆功率大于10%（P7），汽轮机停车会直接触发停堆，由于这一停堆措施并非安全级的，在保守分析中也不用。（汽轮机停车直接触发停堆的功率条件随核电厂设计而不同，有10%，30%，50%的，但都是非安全级的）。 3）不考虑向冷凝器的旁路排放，不考虑SG释放阀的作用。 4）不考虑稳压器释放阀及喷淋的作用。 这里需要说明的是，有些功能只是在讨论一回路升压过程中不考虑，如在讨论DNB条二时，它们起了恶化的作用，还是要计及的。,52,（3）验收准则 对于工况事件，验收准则为： 1）最小DNBR大于双95%限值；对W-3公

25、式，取1.3。 2）回路压力保持在设计值的110%以下。 这类事件的放射性后果一般都不大，可不必作分析。作为在设计上的进一步要求，则希望系统设计能保证在事故得到缓解之前，稳压器安全阀开闭的次数较少并在事故过程中避免稳压器满溢。可以认为如果稳压器满溢，将损坏设计上仅考虑释放蒸汽的安全阀，造成一次系统的压力边界破坏。下面以汽轮机事故停机来具体说明失去热阱事故的分析方法和结果。,53,汽轮机停车 （1）事故概述 由下列信号之一，可引起汽轮机停车： 1）发电机停机； 2）冷凝器真空丧失； 3）失去润滑油； 4）汽轮机推力轴承故障； 5）汽轮机超速；,54,6）手动。 作为设计基准事件的汽轮机停车，考虑

26、在满功率下触发汽轮机停车信号，汽轮机截止阀快速关闭，突然停止蒸汽从蒸汽发生器流出，并假设汽轮机停车不直接触发停堆，厂外电源仍可供电厂设备运行。 如考虑在汽轮机停车同时失去厂外电源，则事件的发展相同于失去非应急交流电源。其过程不一定比汽轮机停车更严重。如果假设在停堆同时失去厂外电源，在主泵刚开始失电惰走时，瞬变的峰值就过去了，对事件的严重程度影响也不大。,55,（2）分析方法 该事件主要用系统程序作分析计算，重点是分析一回路升压瞬变，分析时应取BOL（小反馈）、无稳压器压力控制的工况。但作DNB分析时，应取寿期初（BOL）、有稳压器压力控制的工况。如果假设EOL（寿期末），有或无稳压器压力控制的

27、工况，则大的反应性反馈会与迟停堆，也有可能造成一些特殊情况。因而，齐全的分析应探讨四种工况下的结果。 由于分析目的有超压分析及DNB分析两种。有些假设条件也有不同，下面取不同假设时，作分别叙述。主要假设如下。,56,1）初始堆功率取102%额定功率； 2）零时刻发生汽轮机停车，截断阀瞬时关闭，不考虑冷凝器旁路排放或SG释放阀排放； 3）在整个过程中有厂外电源； 4）汽轮机停车同时停止主给水，辅助给水系统假设单一故障，并延迟投入（一般假设延迟60s）； 5）控制棒控制取手动方法（无响应）； 6）慢化剂温度反应性反馈取寿期初的数值，可保守地取为0； 7）燃料温度反应性反馈取寿期初的保守值。即引入负

28、反应性时，取偏小的绝对值，而引入正反应性时取偏大的绝对值；,57,8）对于超压分析，无稳压器压力控制，即不考虑稳压器释放阀及喷淋的功能；对于DNB分析，有稳压器压力控制；对超压分析一般可取稳压器高压；对DNB分析取超温T； 9）反应堆停堆信号可取的信号有：稳压器高压、稳压器高水位，低-低SG水位； 10）初始稳压器压力，超压分析，取偏低值，以延迟停堆；对DNB分析，此项取值影响不大； 11）初始反应堆冷却剂温度，对超压分析，此项值影响不大；对DNB分析，取偏低值； 12）稳压器初始液位，对超压分析，取偏高值，使压力反应灵敏，容易满溢；对DNB分析，此项取值影响不大；,58,13）SG初始液位取

29、偏低值。 （3）分析结果 给出四种工况的分析结果，过程中堆功率、反应堆冷却剂温度、稳压器压力以及DNBR变化均见图4-11。,59,60,61,1）寿期初，有压力控制 二次系统102%额定负荷的阶跃减少，使堆芯产生功率与二次系统导出功率严重失配，引起二次系统升温升压，反过来又使一次系统冷却剂温度、稳压器压力、稳压器水位全部上升，由于管道内留有一段温度未被影响的冷却剂，冷却剂平均温度的升高具有一定的时间滞后，稳压器压力的升高受制于压力控制。DNBR初始时有所上升，这是由于一回路压力影响大于温度影响所致，在压力受制后有所下降，触发超温T停堆后，经过系统延迟，控制下落，功率迅速下降，又经过热惯性的延

30、迟，DNBR开始上升，冷却剂温度下降。,62,2）寿期末，有压力控制 反应性反馈缓和了堆芯升温过程，虽有压力控制制止了压力上升，但仍不能触发超温T停堆。与寿期初的情形一样，在失去负荷的初期，功率失配引起冷却剂系统参数变化，但比较缓慢，引入了相当大的负反应性，使反应堆功率有很大减少。负反应性及SG安全阀的作用，使功率与平均温度变化逐渐平缓，这表明热量产生与排出已基本平衡。此情况持续到低-低SG水位停堆。停堆之后，一回路参数全部降下来。 功率降低及相当高的压力，使DNBR在整个瞬变过程中一直上升。,63,3）寿期初，无压力控制 这是最严重的超压瞬态。二次系统102%额定负荷的阶跃减少，使堆芯产生的

31、功率与二次系统导出功率严重失配，引起二次系统升温升压，继而一次系统冷却剂温度、稳压器压力、稳压器水位全部上升。因没有压力控制，压力上升触发稳压器高压停堆。并使稳压器安全阀打开，并达到峰值压力，此后一回路压力下降。整个过程中DNBR上升。 4）寿期末，无压力控制 此瞬态过程与寿期初工况极相似。因整个过程发展较快，由大反馈造成的在停堆前功率下降的作用不如在有压力控制的过程中那么明显。,64,4.2.2主给水管道破裂事故 主给水管道破裂（MFLB）事故是指给水管道上发生破裂所致的不能有足够的给水进入蒸汽发生器以保持二次侧装量的二次热阱丧失事故，一般考虑破口位置位于蒸汽发生器与给水管道逆止阀之间。这样

32、，蒸汽发生器内的二次侧水也会通过破口流失。如果破口在逆止阀上游，则对核电厂系统的影响与失去主给水相同。,65,4.2.2.1事故概述 按照核电厂运行工况的不同，MFLB事故对反应堆冷却剂系统来说，可能是一个二回路排热增加的过程，也可能是一个二回路排热减少（或称二次热阱丧失）的过程，如果核电厂在零功率或低功率下发生MFLB事故，则很可能是二回路排热增加的过程，此时事故过程对电厂的影响类似于主蒸汽管道破裂（MSLB）事故，但其后果远不如MSLB严重。如果事故发生在高功率或满功率运行条件下，则事故过程对电厂的影响即是一个二次热阱丧失过程，这正是本节所要讨论的。,66,MFLB导致二回路排热减少的原因

33、在于： （1）主给水立即停止，不能进入任何蒸汽发生器； （2）辅助给水流量因破口损失而减少； （3）原来贮存在蒸汽发生器中的二次水，在低焓值下（液态）排出，在带走一回路热量上贡献不大。 因此在MFLB事故过程中，RCS压力，温度会迅速上升，在反应堆紧急停堆后，衰变热将继续加热RCS。一般说来，安全阀可以限制一回路系统压力升高，但有可能会产生一回路容积沸腾，使大量一回路液体从安全阀排出。,67,一般说来，破口尺寸对MFLB事故过程也有影响，在最大破口面积（给水分配管的所有支管面积之和）时，二次热阱丧失程度最为严重。 MFLB事故的最大危害是可能导致一回路系统超压。 MFLB事故涉及的安全措施与设

34、施有： （1）停堆保护系统； （2）辅助给水系统； （3）操纵员动作：隔离破损环路，以中止辅助给水从破口流出（假设此动作在停堆信号后30min完成）。,68,4.2.2.2分析方法 MFLB事故分析也采用RETRAN程序进行，分析所采用的主要假设如下。 （1）堆功率考虑正偏差； （2）一回路温度考虑正偏差； （3）一回路压力考虑正偏差； （4）稳压器水位考虑正偏差； （5）蒸汽发生器水位考虑正偏差； （6）主给水在破口发生后全部停止； （7）考虑停堆同时失去厂外电（工况）和不失去厂外电（工况）两种情况；,69,（8）破口面积取全部流量分配管总面积，用MOODY模型计算，喷放系数取1.0； （9

35、）不考虑金属构件的热容量； （10）汽动辅助给水泵因无汽源而不动作，考虑单一故障后仅剩一台电动辅助给水泵，扣去漏失量并延迟60s向完好环路蒸汽发生器供水； （11）假设完好环路低-低蒸汽发生器水位停堆，控制棒延迟2s后开始下落，停堆信号同时停止向汽轮机供汽（关截断阀）； （12）不考虑上充-下泄带走热量； （13）不考虑安注动作。 MFLB事故的验收准则主要是： （1）不超过燃料设计限值； （2）难维持堆芯冷却能力； （3）一回路压力不超过设计压力的120%。,70,4.2.2.3 分析结果 根据有无厂外电源分为两种工况，其主要结果（西屋90万千瓦三环路压水堆核电厂）分别示于图4-12和图4-

36、13.事故分析的事件时序示于表4-4。,71,72,73,74,75,76,77,78,过程开始，破管发生并丧失主给水，二次侧排热能力逐渐减弱。一回路冷却剂压力和温度逐渐上升，在反应堆停堆(不考虑高稳压器压力停堆）之前，由于蒸汽发生器水位较低，一回路形成一个对稳压器安全阀限压能力的严重考验状态，稳压器安全阀打开后，一回路压力不再上升，压力峰值正好出现在安全阀开启之时。这一阶段，由于蒸汽管的平衡管的作用，在完好蒸汽发生器补充蒸汽的情况下，受损蒸汽发生器压力下降较缓。,79,当完好蒸汽发生器低一低水位信号触发紧急停堆后（同时主汽门关闭），反应冷却剂温度与压力开始下降，蒸汽母管隔离，稳压器安全阀关闭

37、。此后受损蒸汽发生器完全排空，完好蒸汽发生器安全阀打开，继而水位降得更低，引起一回路再次升温升压，辅助给水达到后，起初尚不能带走衰变热，仍需靠稳压器安全阀不断开闭来限制一回路压力。在失去厂外电工况下，至1830s,回路压力和温度及稳压器水位开始下降；在有厂外电工况下，一回路升温将持续更长的时间从稳压器水量曲线（图4-12和图4-13b)可知，两种工况均造成稳压器满溢。,80,4.3失水事故 4.3.1概述 1.失水事故分类 可把反应堆冷却剂系统的管道破裂或在第一个隔离阀内与该系统相连的任何管道破裂定义为失水事故（LOCA）。 失水事故按破口尺寸不同，有不同的过程特性，为了讨论方便，通常把百万千

38、瓦级压水堆核电厂反应堆失水事故按破口尺寸，分为下列几类：,81,（1）极小破口：等效直径小于等于9.5mm的破口。 （2）小破口：等效直径在9.5mm25cm的破口。 （3）中破口：等效直径在2534cm的破口。 （4）大破口：等效直径在34cm以上的破口。 在这一节里主要讨论大破口与小破口，中破口纳入小破口范围考虑。 极小破口，属类工况。破口流量可由一台上充泵来补充，稳压器内维持运行水位，可由操纵员实施正常停堆。,82,83,小破口属类工况。安注系统可提供足够的补充流量，以维持堆芯不裸露，停堆后，可使燃料元件包壳温度连续下降。 等效直径在2534cm之间的破口，可称之为中破口，也属类工况，从

39、其热工水力性质上不会产生比最大的小破口和最小的大破口更为不利的影响，通常也可纳入小破口范围一并分析。 当反应堆大小不同时，破口尺寸的分类范围也有改变，但分类的特性是相同的。,84,2.失水事故造成的危害 失水事故会造成下述多种危害。 （1）事故开始时，在破口处的冷却剂突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波，这种冲击波以声速在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到破坏。此外，冷却剂的猛烈喷放，其反作用会造成管道甩动，破坏安全壳内设施。 （2）堆芯冷却能力大为下降，使燃料元件受到损坏。,（3）高温高压的冷却剂喷入安全壳，使安全壳内气体的压力、温度升高、危及安全壳的完整性。 （4）燃料元件的锆包壳

40、在高温时会与水蒸气发生剧烈的化学反应 所产生的氢，积存在安全壳内，在一定的条件下，有可能爆炸。 （5）反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄漏，会污染环境。 为了全面评价失水事故的危害，应从多方面作出分析，而在本章中仅讨论堆芯的热工水力特性。,85,3.LOCA的验收准则 LOCA的验收准则也就是ECCS验收准则，这是因为ECCS设计的性能是用核电厂发生假想的LOCA后能否达到安全要求来评价的。这些准则规定于美国的10CFR50.46，被许多国家广泛采用。 （1）燃料元件包壳的温度不得超过1204； （2）包壳与水蒸气作用所氧化的包壳壁厚不得超过原壁厚的17%； （3）同水或水蒸

41、气发生反应的燃料元件包壳重量不超过堆内包壳材料总重量的1%； （4）堆芯几何形态的变化应该限制在堆芯的可冷却限度之内； （5）能对堆芯进行长时间的冷却，以去除衰变热。 在此5条验收准则中，以第1条为主要指标，用它可限制堆芯受破坏的程度。大量实验表明，当温度超过1204之后，锆合金包壳的性能会急剧恶化，从而引起包壳的脆化和大块破损。另外几条准则与第一条也有联系，如果包壳温度不高，锆水反应也不会太剧烈，也就不会产生大量氢气。,86,4.LOCA分析的历史情况 （1）在1966年之前，采用10in（25.4cm）破口为设计基准事故； （2）1966年起，采用主管道双端断裂作为设计基准事故，并由于这一

42、改变，在ECCS设计中加入了安注箱； （3）在1971年开始实施并于1975年写入文件10CFR50.46的ECCS验收准则，成为有法律效力的要求，与它相适应的LOCA分析方法写入10CFR50的附录K。为适应这些要求，美国西屋公司把原来1515组件，修改成1717组件，以降低单位长度的功率而降低事故过程中的PCT（包壳峰值温度）； （4）1979年三哩岛事故后，SBLOCA，SGTR及汽腔小破口的分析受到了重视，并研制了适合于SBLOCA分析的计算机程序RELAP5；,87,（5）积累了多年研究成果，证明在LBLOCA过程中，PCT远低于1204C，过去的分析方法含有过大的保守性，于1988

43、年NRC提出一种新的LBLOCA分析方法，即以现实分析加不确定性代替过去以附录K规定的方法。实施新的方法，有助于发挥出核电厂的潜力，具有巨大的经济效果。,88,4.3.2大破口失水事故 4.3.2.1事故定义 压水堆核电厂大破口失水事故（LBLOCA）是指反应堆冷却剂系统主管道发生大破裂而造成的反应堆冷却剂丧失事故。设计基准大破口失水事故的极限情况是冷管段双端断裂并完全错开的情况。 大破口失水事故是反应堆冷却剂装量减少一类事故中冷却剂丧失最快的极限情况。 4.3.2.2大破口失水事故分析的评价模型 评价模型（即保守分析）中所定义的大破口失水事故是，反应堆冷却剂系统冷管段双端断裂并完全错开且失去

44、厂外电源的工况。分析时，其基本假设如下。,89,（1）102%额定功率； （2）最大的功率不均匀因子； （3）轴向功率取寿期中最危险的截断余弦分布； （4）燃耗选取以使得燃料元件气隙、储存能最大； （5）由温度及空泡负反应性停堆； （6）衰变热取1971年ANS标准的1.2倍； （7）锆水反应取BAKER-JUST关系式；,90,（8）临界喷放取MOODY喷放关系式，喷放系数取0.61.0； （9）注入破损环路的ECCS流量和喷放阶段注入的ECCS流量全部丧失： （10）在CHF之后，喷放阶段不再认为是泡核沸腾； （11）极限单一故障的选择必须加以论证； （12）在再淹没阶段，作主泵卡轴假设；

45、 （13）需考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应（按NUREG-0630进行）。,91,4.3.2.3大破口失水事故分析的验收准则 大破口失水事故的验收准则是ECCS验收准则。 4.3.2.4评价模型分析结果 以西屋900MW三环路压水堆核电厂为例，敏感性分析结果表明，极限工况是MOODY喷放系数取0.6且安注流量最大的工况。极限工况下典型事故过程可分为四个阶段，即（1）喷放阶段，此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出；（2）再充水阶段，此时应急堆芯冷却水开始。注入反应堆压力容器内但水位不超过堆芯的底部；（3）再淹没阶段，此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；（4）长期堆芯冷却阶段；堆芯完全淹没，低压安注系统

46、投入并足以排除衰变热。下面具体介绍各阶段情况。,92,（1）喷放阶段 喷放分两阶段进行，即欠热喷放与饱和喷放。在开始的欠热喷放阶段中，一回路压力迅速下降到与当前水温相对应的蒸汽（饱和）压力。在此阶段，失压同时伴随着压力波的传播；因此，安全分析必须证明由这些压力波引起的机械负荷不致使系统损坏到构成对公众危险的程度。,93,在此后较长的饱和喷放阶段，冷却剂内生成蒸汽汽泡，同时水与蒸汽的混合物由破口喷出；这一阶段大体将持续1520s，直到系统压力大体等于安全壳内的压力。这种两相流相当于蒸汽与水混合物在管内的流动，称为“壅塞”流。它将持续一段时间，其中汽水混合物以最大音速喷出，蒸气水混合物流动时使燃料

47、棒得到一定程度的冷却，故包壳温度短时间下降。然后，由于液体的热焓增加，临界热流密度下降到最大（热通道）热流密度以下；传热系统显著减少，同时包壳温度相应地升高。,94,当饱和喷放进行时，冷却剂内液相份额不断减少直到剩余部分变为水与蒸汽的泡沫状混合物为止。泡沫的液位下降，使堆芯的上部裸露烧干。这时堆芯只能通过向四周结构辐射散热。于是包壳温度可能上升到使某些较热燃料棒因包壳过热失去强度而导致破损的程?（超过980）。此时由锆水反应而产生的热能也助长了温度的进一步升高。,95,（2）再充水阶段 在喷放过程中压水堆一回路压力降低信号将触发ECCS动作。安注箱将通过未破裂的冷端或直接经由下降段向反应堆压力

48、容器内注入含硼水；这将为燃料提供部分冷却手段，但在初期仍有大量的水变为蒸汽与水混合物由破口喷出。在冷段断裂事故中，希望注入的水沿下降段下條再通过堆芯上升，但这一运动受到沿相反方向进行喷放的液流阻挡。由于阻力很大，很可能发生“ECCS水旁路流失”现象，即注入的水沿下降段环形空间流动并从管道上的破口喷出（图4-14）。,96,当喷放结束后，一部分硼水开始聚集在反应堆压力容器底部并进行再充水。如果外电源没有丧失，ECCS的低压安注子系统将开始向反应堆压力容器注入含硼水。但若外电源也已丧失，而启动应急发电机总要滞后一段时间，故低压安注系统只能在再充水阶段的末期才开始动作。无论属于哪一种情况，燃料在再充

49、水期间得不到充分冷却；只有汽水混合物的对流可以带出一些热量。,97,98,（3）再淹没阶段 当水位上升到燃料棒下端后，就开始了再淹没过程。当冷却水再上升时，它就与赤热的燃料包壳相接触；结果在后者表面上形成一层蒸汽膜，冷却水不易穿透。于是发生池式膜态沸腾的工况。然而，堆芯底部的温度很快下降到冷水能够穿透汽膜的程度，从而发生泡核沸腾。然后这部分包壳的温度迅速下降。在压水堆发生管道断裂事故后，其安注箱大约在一分钟后就全部排空，从ECCS的其他水源取得的补充水可以在大约两分钟左右将堆芯全部淹没。,99,各方面淹没过程中存在的一个问题就是向外泄漏的蒸汽压力趋向于阻止再淹没水的注入。这种现象称为“蒸汽堵塞

50、”，它使堆芯内水位上升的速率显著减少，实际上，由于注入水的惯性和堆芯内剩余蒸汽的可压缩性相互作用的结果，可能出现注量的振荡，在停堆再淹没所需时间应将此因素考虑在内。,100,（4）长期堆芯冷却阶段 堆芯全部淹没后，低压安注系统继续从换料水箱取水注入反应堆压力容器，维持堆芯冷却。在换料水箱存水快用完时，换料水箱低水位信号将切换低压安注系统到安全壳地坑取水，通过低压安注再循环工况实现长期堆芯冷却。,101,大破口失水事故的主要参数变化如下。 （1）堆功率（图4-15a） 由于大破口失水事故系统压力降低极快，大约在0.1s内，即可降到冷却剂的饱和压力，从而生成大量蒸汽，堆内空泡效应引入的负反应性使反

51、应堆自行停闭。停堆后剩余中子功率迅速减小，此后主要释放衰变热，衰变热功率不大，但持续时间极长。,102,103,（2）RCS压力变化（图4-15b） 在最初极短的一段时间内为欠热喷放，压力迅速下降，进入饱和喷放阶段后，压力下降稍见缓慢。在再充水，再淹没阶段，注入的低温安注水使堆芯的水蒸气凝结，此后虽水位在上升，但系统压力仍然缓慢下降。 （3）热点包壳温度（图4-15c） 事故开始时，燃料元件棒内贮存了大量热量，在堆芯流量由正常运行工况下的正向流动转变为喷放阶段的反向流动过程中，堆芯出现流动滞止现象，传热恶化，包壳表面形成膜态沸腾，使包壳温度迅速上升，这称之为贮能再分配现象。当堆芯形成较大的反向

52、流动流量时，又建立起一定的传热能力，包壳温度开始下降，这样的喷放阶段形成一个包壳温度峰值。,104,在再充水阶段，堆芯内既无液体冷却剂，又无显著蒸汽流动，元件处于裸露状态，是包壳温度的主要升温阶段。 再淹没开始后，堆芯内蒸汽流动增加，且蒸汽内夹带有小液滴，使燃料元件的冷却状况好转，进入再淹没阶段，热点包壳温度变化的梯度就发生改变，随着蒸汽产生量的增加，包壳升温越来越缓慢，继而开始下降。大破口失水事故过程中，包壳温度达到最高点并开始下降，是在骤冷前沿到达之前，由蒸汽流动冷却而形成的。 在骤冷前沿达到之处，包壳温度迅速下降，此后元件处于自然对流冷却环境中，维持一个不太高的温度。由于衰变热维持的时间

53、很长，长期堆芯冷却阶段将需要持续很长一段时间。,105,（4）堆芯水位（图4-15d） 在整个喷放阶段，堆芯水位持续迅速下降，当上升蒸汽流量接近零时，可认为喷放阶段结束。安注箱水及低压安注泵注入水流至下腔室后，压力容器水位开始逐渐上升。需要提及的是在图4-15中，堆芯水位在喷放阶段结束时，未扣除在喷放阶段中进入系统的安注水量，按保守分析的要求是需要扣除的，在曲线上应见到水位突然下落。 在水位上升至堆芯底部后，开始再淹没阶段，由于部分水量因冷却堆芯而汽化，因此再淹没阶段堆芯水位上升速度减慢。,106,4.3.2.5有关LBLOCA的问题讨论 （1）破口位置的影响 分析表明，冷管段破口会造成最高的

54、包壳峰值温度（PCT），其原因是： 1）破口流量与原堆芯流量方向相反，引起喷放早期冷却恶化； 2）上腔室压力高，使堆芯水位降低； 3）破口流出的是低焓冷却剂，流量大而带出的热量少； 4）ECCS的注水流失比例高。 这是对堆芯响应分析而言的，对于安全壳压力分析则很可能是热管段或中间管段破口的后果更严重。,107,（2）喷放系数的影响 喷放因数的影响，基本上反映了破口尺寸的影响，喷放因数取1.0，即相当于200%管道截面破口；如取0.6，则相当于120%管道截面破口。 分析表明，并不是喷放因数取1.0，其PCT就最高，这是因为PCT的高低，与喷放结束时燃料元件贮存的能量多少有很大关系，破口大（即喷

55、放因数取值大），事故过程中堆芯冷却剂从正向流动变为反向流动的时间短，恶化冷却不严重；破口略小，流动滞止现象很可能更显著，从而影响喷放早期的元件冷却，喷放结束时元件的贮存能量可能更多；如果破口再小一些，则又会推迟元件裸露的时间，燃料元件贮存能又减少了，一般，对于100万千瓦的压水堆核电厂，大致在喷放因数取0.6时，可得最高PCT，对于较小的反应堆，造成最高PCT的喷放系数可能会更大一些。,108,（3）燃耗的影响 燃耗的影响主要在于燃耗影响芯块与包壳间隙的大小，从而影响稳态运行时燃料元件贮能的多少。燃料芯块受到辐照，先期收缩，后期膨胀，中间有一段时间气隙最大，此时燃耗大约为70008000MWD

56、/tU。这一因素可影响PCT约20。 （4）主泵停运的影响 在LBLOCA事故过程中，如主泵保持运行，会发生喷放早期堆芯再充水现象，对缓解事故极为有利。这一点将在下面的现实分析中讨论。 （5）上封头冷却剂初始温度的影响 上封头储存了约l0t的冷却剂，在事故过程中，这些冷却剂会因温度不同而起不同的作用。,109,上封头内的冷却剂极少流动，它受射线等热源加热。为使其温度不至太高，一般在吊兰上打孔，以提供上封头旁路流量。这些水通过控制棒导管等一些缝隙流入上腔室。在LBLOCA过程中，稳压器会首先排空，这时在整个一回路中，上封头水温可能会是最高的，于是这些水就开始蒸发，上封头起了稳压器的作用。系统的压

57、力降不下来，会使安注信号推迟，在上腔室压力的压迫下，堆芯水位将降低。因而上封头水温越高，事故越严重。过去的设计中，上封头旁路流量为总流量的0.5%，对此在作事故分析时，偏高地取上封头温度为堆芯出口温度，同时不考虑吊兰上小孔对平衡堆芯与下降段间压力起的作用。,110,有些设计者，考虑到这方面的不利因素，加大了上封头的旁路孔，使这一流量达到总流量的2%，降低了上封头冷却剂的温度，这样上封头就相当于一个安注箱。对此相应的假设上封头温度为冷管段温度，并又提出上封头温度太冷，也是不利的。如果上封头温度稍高一些，会使事故过程中的PCT更低，因而假设上封头温度为冷管段温度是属于保守的。这一说法，很难给以确切

58、的证明，这也许是为这一假设提供借口。而又有一些原来放大旁路孔的设计者把旁路又改小回去，恢复到0.5%的上封头旁路流量。这是一个有待于进一步仔细研究的课题。,111,（6）安注流量的影响 一般地说，而且多年来已形成一个结论，安注流量越大，事故过程中的包壳峰值温度越低。因此，在LOCA分析中，对于堆芯计算，总是假设一路安注失效及安全壳喷淋泵全部投入（降低安全壳背压，增大喷放流量），但在有些参数综合条件下，最大流量安注会起不利的作用，其原圍是这样会使喷放液体的焓值减小，从而降低安全壳背压，而且较冷的水在堆芯产生的蒸汽较少，减弱了对上部元件的冷却。,112,（7）安注箱初始压力的影响 安注箱初始压力的

59、设置应与事故进程的时程相适合。安注箱大部分储水应在喷放阶段结束后注入系统。如果安注箱初始压力过高，则在喷放阶段就可使安注箱几乎排空，这对缓解事故是不起作用的。,113,4.3.2.6大破口失水事故的现实分析 （1）概述 1974年修订的10CFR50.46及附录K，确定了LOCA的分析方法后，已实施应用了多年。对此方法，美国核管会建立了相应的分析程序包RELAP4-REFLOOD-TOODEE2，美国的各工程公司也建立了分析模型并研制了分析程序，其中西屋公司的模型称之WEM（Westinghouse Safety Evaluation Model），相应的分析程序有SATAN，WRFLOOD及

60、以后的NOTRUMP等。对此方法的过度保守性，无论是核管理当局还是核工业界已有察觉，并对此开展了研究。在1979年三哩岛事故后，这项研究暂时中止。近几年来又重新予以重视并进行了大量的工作。在1988年及1989年得到了较为肯定的成果，提出可用最佳估算分析方法（Best-Estimate）加上不确定性的计算来代替保守的分析方法。 最佳估算分析方法用于LBLOCA计算，是分析技术上的一大进步。所得的分析结果可找回一大部分保守分析中加入的裕量，使LBLOCA不再是卡功率的基准事故，也可能会使核电厂的应急堆芯冷却系统的设计参数有较大的改变。,114,最佳估算分析的计算工作量大，对计算机的容量和速度的要