《压水堆核电厂安全》单元10：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
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■ 实验表明，在失水事故喷放阶段中，较长时间处于两相临界流 动状态，其临界流速主要受上游工况变化控制，因而需要计算 反应堆冷却剂流失过程及系统响应。
单元10：大破口失水事故
临界流对冷却剂丧失事故的影响：
■ 破口处的临界流量大小决定冷却剂丧失速率与系统卸压速率。而 卸压速率是过程的主宰量。
■ 在冷却剂管道发生双端断裂时，两个破裂端口上游不同，一个是 反应堆压力容器下降段，一个是主泵与蒸汽发生器。由于临界流 量是破口上游工况决定，故两个破裂的端口临界流量不同。最终 会影响回路中流动滞止点的位置，而滞止点位置强烈影响堆芯的 冷却剂流量，从而影响到堆芯的冷却，破裂环路与完整环路之间 流动特性与流量分配的不同使得堆芯流量的预测更加复杂化。
■ 喷放时形成的压力波及破口处的喷射力对回路内部构件、冷却剂 管道、安全壳结构产生巨大的作用力，可能造成这些部件结构上 的损坏。
单元10：大破口失水事故
力学效应
■ 当出现破口时，会形成一个降压波在一回路中传播，破口面积 上的压力在每一段中下降一定数量，这样形成的压力波传到整 个系统。
■ 在传播的过程中压力波逐渐衰减。但当破口出现在热端时，压 降波则几乎没有衰减就传到压力容器。
压水堆核电厂安全
单元10：压水堆核电厂的 设计基准事故及失流事故
单元10：大破口失水事故
10.1 反应堆冷却剂丧失事故 1、定义：
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 通常称为：失水事故（LOCA） LOCA： loss of coolant accident
（1）燃料元件包壳的温度不得超过 1204 摄氏度； （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的限
度之内； （5）能对堆芯进行长时间的冷却，以去除衰变热。
20
下降到衰变热的水平。
40
60
80
■ 尽管如此，由于流动工 况急剧恶化，仍然会出 现沸腾临界现象，瞬间 包壳温度迅速上升。
■ 在冷管段破口，由于冷却剂流量大大下 降，甚至倒流，DNB发生的很早（0.50.8s)。
■ 在热管段破口，DNB发生较晚，要在几 秒之后。
单元10：大破口失水事故
④ 第一包壳峰值温度
15.5
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单元10：大破口失水事故
流量变化
■ 破口在热管段， 通过堆芯的冷却 水流量将加速
■ 破口在冷管段， 减速很快
M/M0
破口在热管段 破口在冷管段
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单元10：大破口失水事故
② 饱和泄压
■ 过冷喷放阶段的时间很短，大约在5-100毫秒之间。 ■ 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，
（2）堆芯冷却能力大为下降，可能致使燃料元件受到损坏。
（3）高温高压的冷却剂喷入安全壳，致使安全壳内气体的压 力和温度升高，危及安全壳的完整性。
单元10：大破口失水事故
（4）燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸汽发生剧烈的 化学反应，所产生的氢积存在安全壳内，在一定的条件下 有可能引起爆炸。 （5）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。
单元10：大破口失水事故
临界流简介
■ 在现代核动力反应堆的安全分析研究中，常常要求分析处于高 温高压下的液体或者气液两相混合物向处于低压下的容器或环 境排放时的暂态过程。这一排放量对动力反应堆的卸压速率、 安全传热、安全壳升压率以及反应堆容器、堆内构件和相关管 道的受力有重大影响。反应堆失水事故情况下，管道突然断裂， 在破口处会迅即形成一幅度很大的膨胀压力脉冲，并迅速向上 游传播。
事故序列：
■喷放 ■再灌水 ■再淹没 ■长期冷却
单元10：大破口失水事故
2.大破口失水事故特征及危害
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 剂丧失量快的极限情况，其危害很大，主要表现在：
（1）事故开始时，破口外的冷却剂突然失压，会在一回路系 统内形成一个很强的冲击波，这种冲击以波声速在系统内传播， 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。
单元10：大破口失水事故
2、事故起因
失水事故是由下列原因引起的：
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ■ 一回路—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。
下列原因可能诱发失水事故：
■ 地震
运行人员的错误， 控制或调节系统的故障， 设备故障。
■ 回路上的机械压力或热应力
力、温度升高、危机安全壳的完整性。
单元10：大破口失水事故
（4）燃料原件的锆包壳在高温时会与水蒸气发生剧烈的化 学反应：
所产生氢，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 全壳泄露，会污染环境。
单元10：大破口失水事故
5、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 达到安全评价的。
■ 堆芯水位降低非常迅速，在安 注投入以前堆芯已全部裸露
单元10：大破口失水事故
③ 沸腾工况转变-偏离泡核沸腾
■ 当堆芯冷却剂开始汽化 时，冷却剂的流动状态 1000 就从单相流变为两相流；
■ 由于冷却剂沸腾堆芯内 500 产生大量汽泡，反应堆
会由于空泡负反应性而 300
自动停堆，使堆芯功率
0.0 0 1 2 4 10
■ 由于DNB的发生燃料棒 排热突然恶化，燃料内的 1000
大量储热就要再分布，使
其内部温度分布拉平，包
壳温度开始突然上升。
500
■ 破口在热管段，同破口在 300
冷管段相比，堆芯同破口
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位置之间的流动阻力要小，
因而流过堆芯的有效冷却
剂的质量流量要大得多。
破口在热管段
■ 表现在包壳温度形状的差 别：温度上升的斜率和所
单元10：大破口失水事故
4.大破口失水事故的事故进程
（一）喷放阶段
■ 欠热泄压 ■ 饱和泄压 ■ 沸腾工况转变 ■ 第一包壳峰值温度 ■ 残留热源和冷却恶化 ■ 应急堆芯冷却段 ■ 旁通阶段 ■ 喷放结束（旁通结束） ■ 低压注射系统启动
单元10：大破口失水事故
① 欠热泄压喷放阶段-卸压
■由于欠热卸压，系统压力在几十毫秒内降到流体的最高局部饱和压 力。 ■卸压波穿过一次冷却系统和压力容器传播，使堆芯吊篮发生动态形 变。
■ 汽腔小破口 ■ SGTR
单元10：大破口失水事故
4、失水事故造成的危害
（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，使燃料原件受到损坏。 （3）高温高压的冷却剂喷入安全壳，使安全壳内气体的压
流动就叫做临界流。
单元10：大破口失水事故
临界流简介
■ 任一流动系统放空速率取决于流体从出口（或破口）流出速率， 即质量流量。当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的 影响时，这种流动就称为临界流，对于单相流也称声速流。
■ 临界流时，出口（或破口）质量流量亦达最大值，该流量称为临 界流量。
■ 在大多数实际工况中，两相临界流动的临界流速比相应工况下任 一相的单相临界流速低得多。
单元10：大破口失水事故
▶锆水反应取BAKER-JUST关系式； ▶临界喷放取MOODY喷放关系式，喷放系数取0.6—1.0； ▶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； ▶在CHF之后，喷放阶段不再认为是泡核沸腾； ▶极限单一故障的选择必须加以论证； ▶在再淹没阶段，作主泵卡轴假设； ▶需考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应（按NUREG-0630 进行）。
单元10：大破口失水事故
10.2 大破口失水事故
1.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。
单元10：大破口失水事故
极限设计基准事故：
■反应堆冷却剂系统冷管段或热管 段出现大孔直至双端剪切断裂同时 失去厂外电源的事故。
单元10：大破口失水事故
3.大破口失水事故分析的评价模型
■ 评价模型中所定义的大破口失水事故是，反应堆冷却 系统冷管段双端断裂并完全失去厂外电源的工况。
■ 分析时，其基本假设如下： ▶ 102%额定功率； ▶ 最大的功率不均匀因子； ▶ 轴向功率取寿期中最危险的截断余弦分布； ▶ 燃耗选取以使得燃料元件气隙、储存量最大； ▶ 由温度及空泡负反应性停堆； ▶ 衰变热取1971年ANS标准的1.2倍
M/ M 0
破口在冷 管段
达到的最高温度都不相同。
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单元10：大破口失水事故
⑤ 残留热源和冷却恶化
■ 热源：储热、衰变热、锆水反应的释热 ■ 储热>衰变热,第1分钟内，衰变热与这段时间释放的储热在同一量级； ■ 当温度在左1100℃右时，1分钟内锆水反应产生的热量可能与衰变 热同一数量级； ■ 储热再分配使温度拉平，随后包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间的不平衡，包壳温度不再上升（短暂的程）； ■ 最终由于冷却条件的恶化，包壳温度最终还是由于衰变热而上升。
其结果是以一个慢得多的速率继续卸压过程。 ■ 沸腾前沿从上部堆芯和上腔室内最热位置开始，通过整个一
次冷却系统传播。
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单元10：大破口失水事故
饱和喷放系统流动图（热段、冷段）
堆芯在较长 时间内维持 一定的水装 量
■ 破口在冷管段时，堆芯进口很 快卸压，冷却剂从下腔室大量 反流到破口，使堆芯的冷却剂 由向上流动转变为向下流动
■ 制造上的缺陷
■ 内部飞射物
单元10：大破口失水事故
3、分类
根据断裂特性，即破口位置和破口尺寸，LOCA可分为： ■ 中小破口
此时，一回路减压过程相对缓慢些。安全注入系统按设计流量向一回 路注入的水量，一般能防止堆芯裸露。
■ 大破口 引起一回路压力迅速下降直至等于安全壳内的压力，安全注入箱和低 压安全注入系统相继投入工作，向一回路注水，力图使堆芯淹没。
单元10：大破口失水事故
失水事故分析中必须采用如下保守假定：
■ 所有通向有破口环路的安全注射水流全部丧失； ■ 丧失一列安全系统，可运行的另一列工作于保守的低工作
点； ■ 所有保护系统信号均带有最大不定性； ■ 安全流和辅助给水流考虑保守的时间延迟； ■ 堆功率取 102%额定功率值； ■ 不考虑控制系统的作用； ■ 热棒功率分布形状应使局部功率峰出现在堆芯上部。
由于在设计与制造期间采取了 措施，不用考虑压力容器的破
在焊口处（例如在主管道与压力 容器接管连接处）发生这种断裂 的可能性最大。
裂。
单元10：大破口失水事故
管道破口的类型
单元10：大破口失水事故
临界流概念
设上游容器压力p0保持不变，流体温度与 比容也都是定值t0、 0。当外部压力（背压） pb下降到低于容器中流体压力时（曲线1）， 流体便自通道内向外流出，并在通道内自p0至 通道出口压力pex之间建立一压力梯度，这时 的 pex= pb。
当pb 进一步降低时，pex 随之下降，且其值 等于变化后的pb，出口流速随之相应增大（曲 线2）。这个关系一直保持到某一个 pb 值， 在该pb值下通道出口处流体的速度等于该处温 度和压力下的声速a 时为止（曲线3）。
此后，pb进一步降低，出口流速不会再加 大，pex也不会再降低（曲线4和5），这时的
单元10：大破口失水事故
6、失水事故的极限——设计基准事故
■ 最严重的失水事故：
■ 失水事故的极限——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。
管道双端剪切断裂。
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”。
单元10：大破口失水事故
临界流对冷却剂丧失事故的影响：
■ 破口处的临界流量大小决定冷却剂丧失速率与系统卸压速率。而 卸压速率是过程的主宰量。
■ 在冷却剂管道发生双端断裂时，两个破裂端口上游不同，一个是 反应堆压力容器下降段，一个是主泵与蒸汽发生器。由于临界流 量是破口上游工况决定，故两个破裂的端口临界流量不同。最终 会影响回路中流动滞止点的位置，而滞止点位置强烈影响堆芯的 冷却剂流量，从而影响到堆芯的冷却，破裂环路与完整环路之间 流动特性与流量分配的不同使得堆芯流量的预测更加复杂化。
■ 喷放时形成的压力波及破口处的喷射力对回路内部构件、冷却剂 管道、安全壳结构产生巨大的作用力，可能造成这些部件结构上 的损坏。
单元10：大破口失水事故
力学效应
■ 当出现破口时，会形成一个降压波在一回路中传播，破口面积 上的压力在每一段中下降一定数量，这样形成的压力波传到整 个系统。
■ 在传播的过程中压力波逐渐衰减。但当破口出现在热端时，压 降波则几乎没有衰减就传到压力容器。
压水堆核电厂安全
单元10：压水堆核电厂的 设计基准事故及失流事故
单元10：大破口失水事故
10.1 反应堆冷却剂丧失事故 1、定义：
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 通常称为：失水事故（LOCA） LOCA： loss of coolant accident
（1）燃料元件包壳的温度不得超过 1204 摄氏度； （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的限
度之内； （5）能对堆芯进行长时间的冷却，以去除衰变热。
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下降到衰变热的水平。
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■ 尽管如此，由于流动工 况急剧恶化，仍然会出 现沸腾临界现象，瞬间 包壳温度迅速上升。
■ 在冷管段破口，由于冷却剂流量大大下 降，甚至倒流，DNB发生的很早（0.50.8s)。
■ 在热管段破口，DNB发生较晚，要在几 秒之后。
单元10：大破口失水事故
④ 第一包壳峰值温度
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单元10：大破口失水事故
流量变化
■ 破口在热管段， 通过堆芯的冷却 水流量将加速
■ 破口在冷管段， 减速很快
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破口在热管段 破口在冷管段
0 1 2 4 10
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单元10：大破口失水事故
② 饱和泄压
■ 过冷喷放阶段的时间很短，大约在5-100毫秒之间。 ■ 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，
（2）堆芯冷却能力大为下降，可能致使燃料元件受到损坏。
（3）高温高压的冷却剂喷入安全壳，致使安全壳内气体的压 力和温度升高，危及安全壳的完整性。
单元10：大破口失水事故
（4）燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸汽发生剧烈的 化学反应，所产生的氢积存在安全壳内，在一定的条件下 有可能引起爆炸。 （5）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。
单元10：大破口失水事故
临界流简介
■ 在现代核动力反应堆的安全分析研究中，常常要求分析处于高 温高压下的液体或者气液两相混合物向处于低压下的容器或环 境排放时的暂态过程。这一排放量对动力反应堆的卸压速率、 安全传热、安全壳升压率以及反应堆容器、堆内构件和相关管 道的受力有重大影响。反应堆失水事故情况下，管道突然断裂， 在破口处会迅即形成一幅度很大的膨胀压力脉冲，并迅速向上 游传播。
事故序列：
■喷放 ■再灌水 ■再淹没 ■长期冷却
单元10：大破口失水事故
2.大破口失水事故特征及危害
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 剂丧失量快的极限情况，其危害很大，主要表现在：
（1）事故开始时，破口外的冷却剂突然失压，会在一回路系 统内形成一个很强的冲击波，这种冲击以波声速在系统内传播， 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。
单元10：大破口失水事故
2、事故起因
失水事故是由下列原因引起的：
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ■ 一回路—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。
下列原因可能诱发失水事故：
■ 地震
运行人员的错误， 控制或调节系统的故障， 设备故障。
■ 回路上的机械压力或热应力
力、温度升高、危机安全壳的完整性。
单元10：大破口失水事故
（4）燃料原件的锆包壳在高温时会与水蒸气发生剧烈的化 学反应：
所产生氢，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 全壳泄露，会污染环境。
单元10：大破口失水事故
5、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 达到安全评价的。
■ 堆芯水位降低非常迅速，在安 注投入以前堆芯已全部裸露
单元10：大破口失水事故
③ 沸腾工况转变-偏离泡核沸腾
■ 当堆芯冷却剂开始汽化 时，冷却剂的流动状态 1000 就从单相流变为两相流；
■ 由于冷却剂沸腾堆芯内 500 产生大量汽泡，反应堆
会由于空泡负反应性而 300
自动停堆，使堆芯功率
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■ 由于DNB的发生燃料棒 排热突然恶化，燃料内的 1000
大量储热就要再分布，使
其内部温度分布拉平，包
壳温度开始突然上升。
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■ 破口在热管段，同破口在 300
冷管段相比，堆芯同破口
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位置之间的流动阻力要小，
因而流过堆芯的有效冷却
剂的质量流量要大得多。
破口在热管段
■ 表现在包壳温度形状的差 别：温度上升的斜率和所
单元10：大破口失水事故
4.大破口失水事故的事故进程
（一）喷放阶段
■ 欠热泄压 ■ 饱和泄压 ■ 沸腾工况转变 ■ 第一包壳峰值温度 ■ 残留热源和冷却恶化 ■ 应急堆芯冷却段 ■ 旁通阶段 ■ 喷放结束（旁通结束） ■ 低压注射系统启动
单元10：大破口失水事故
① 欠热泄压喷放阶段-卸压
■由于欠热卸压，系统压力在几十毫秒内降到流体的最高局部饱和压 力。 ■卸压波穿过一次冷却系统和压力容器传播，使堆芯吊篮发生动态形 变。
■ 汽腔小破口 ■ SGTR
单元10：大破口失水事故
4、失水事故造成的危害
（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，使燃料原件受到损坏。 （3）高温高压的冷却剂喷入安全壳，使安全壳内气体的压
流动就叫做临界流。
单元10：大破口失水事故
临界流简介
■ 任一流动系统放空速率取决于流体从出口（或破口）流出速率， 即质量流量。当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的 影响时，这种流动就称为临界流，对于单相流也称声速流。
■ 临界流时，出口（或破口）质量流量亦达最大值，该流量称为临 界流量。
■ 在大多数实际工况中，两相临界流动的临界流速比相应工况下任 一相的单相临界流速低得多。
单元10：大破口失水事故
▶锆水反应取BAKER-JUST关系式； ▶临界喷放取MOODY喷放关系式，喷放系数取0.6—1.0； ▶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； ▶在CHF之后，喷放阶段不再认为是泡核沸腾； ▶极限单一故障的选择必须加以论证； ▶在再淹没阶段，作主泵卡轴假设； ▶需考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应（按NUREG-0630 进行）。
单元10：大破口失水事故
10.2 大破口失水事故
1.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。
单元10：大破口失水事故
极限设计基准事故：
■反应堆冷却剂系统冷管段或热管 段出现大孔直至双端剪切断裂同时 失去厂外电源的事故。
单元10：大破口失水事故
3.大破口失水事故分析的评价模型
■ 评价模型中所定义的大破口失水事故是，反应堆冷却 系统冷管段双端断裂并完全失去厂外电源的工况。
■ 分析时，其基本假设如下： ▶ 102%额定功率； ▶ 最大的功率不均匀因子； ▶ 轴向功率取寿期中最危险的截断余弦分布； ▶ 燃耗选取以使得燃料元件气隙、储存量最大； ▶ 由温度及空泡负反应性停堆； ▶ 衰变热取1971年ANS标准的1.2倍
M/ M 0
破口在冷 管段
达到的最高温度都不相同。
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单元10：大破口失水事故
⑤ 残留热源和冷却恶化
■ 热源：储热、衰变热、锆水反应的释热 ■ 储热>衰变热,第1分钟内，衰变热与这段时间释放的储热在同一量级； ■ 当温度在左1100℃右时，1分钟内锆水反应产生的热量可能与衰变 热同一数量级； ■ 储热再分配使温度拉平，随后包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间的不平衡，包壳温度不再上升（短暂的程）； ■ 最终由于冷却条件的恶化，包壳温度最终还是由于衰变热而上升。
其结果是以一个慢得多的速率继续卸压过程。 ■ 沸腾前沿从上部堆芯和上腔室内最热位置开始，通过整个一
次冷却系统传播。
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单元10：大破口失水事故
饱和喷放系统流动图（热段、冷段）
堆芯在较长 时间内维持 一定的水装 量
■ 破口在冷管段时，堆芯进口很 快卸压，冷却剂从下腔室大量 反流到破口，使堆芯的冷却剂 由向上流动转变为向下流动
■ 制造上的缺陷
■ 内部飞射物
单元10：大破口失水事故
3、分类
根据断裂特性，即破口位置和破口尺寸，LOCA可分为： ■ 中小破口
此时，一回路减压过程相对缓慢些。安全注入系统按设计流量向一回 路注入的水量，一般能防止堆芯裸露。
■ 大破口 引起一回路压力迅速下降直至等于安全壳内的压力，安全注入箱和低 压安全注入系统相继投入工作，向一回路注水，力图使堆芯淹没。
单元10：大破口失水事故
失水事故分析中必须采用如下保守假定：
■ 所有通向有破口环路的安全注射水流全部丧失； ■ 丧失一列安全系统，可运行的另一列工作于保守的低工作
点； ■ 所有保护系统信号均带有最大不定性； ■ 安全流和辅助给水流考虑保守的时间延迟； ■ 堆功率取 102%额定功率值； ■ 不考虑控制系统的作用； ■ 热棒功率分布形状应使局部功率峰出现在堆芯上部。
由于在设计与制造期间采取了 措施，不用考虑压力容器的破
在焊口处（例如在主管道与压力 容器接管连接处）发生这种断裂 的可能性最大。
裂。
单元10：大破口失水事故
管道破口的类型
单元10：大破口失水事故
临界流概念
设上游容器压力p0保持不变，流体温度与 比容也都是定值t0、 0。当外部压力（背压） pb下降到低于容器中流体压力时（曲线1）， 流体便自通道内向外流出，并在通道内自p0至 通道出口压力pex之间建立一压力梯度，这时 的 pex= pb。
当pb 进一步降低时，pex 随之下降，且其值 等于变化后的pb，出口流速随之相应增大（曲 线2）。这个关系一直保持到某一个 pb 值， 在该pb值下通道出口处流体的速度等于该处温 度和压力下的声速a 时为止（曲线3）。
此后，pb进一步降低，出口流速不会再加 大，pex也不会再降低（曲线4和5），这时的
单元10：大破口失水事故
6、失水事故的极限——设计基准事故
■ 最严重的失水事故：
■ 失水事故的极限——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。
管道双端剪切断裂。
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”。