核电厂小破口事故分析
核电厂安全课件-第六章核电厂典型事故
态 方
按反应性引入方式分为：
程
阶跃变化
线性变化
超功率瞬变
准稳态瞬变
准稳态瞬变
t0
向堆内引入的反应性比较缓慢，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 瞬变。
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。
假设停堆保护 系统尚未动作
例：满功率时控制棒慢速 抽出
响应特性
① 反应堆周期远远小于堆 芯时间常数，堆内传热 近似为绝热过程，大量 的热能积聚在堆芯；
② 堆功率呈指数规律增减;
忽略缓发中子，堆功率瞬态响应示意图
超瞬发临界瞬变
响应特性
③ 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 峰值比重水堆大；
④ 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 及反应堆稳定性有重要的作用；
① 反应堆次临界调节棒束失控提升（Ⅱ） ② 反应堆功率运行情况下调节棒束失控抽出（Ⅱ） ③ 硼酸失控稀释（Ⅱ） ④ 功率运行情况下单个调节棒束失控提升（Ⅲ） ⑤ 一个调节棒束弹出（Ⅳ）
反应性引入事故
原因：机械故障、电气故障、人因故障 后果： （1）DNBR下降，沸腾危机； （2）燃料元件内超功率，烧毁； （3）当不均匀时，更为严重；
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）
• 一回路承压边界的完整性 • 安全壳的完整性
• 6.3 没有流体流失的设计基准事故
设计和建造核电厂时所研究的事故与事件可 分为两类：
第6章 核电厂典型事故
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析核工程与核技术专业学生指导老师[摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。
在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。
目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。
而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。
当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。
而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。
本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。
建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。
一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。
在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。
根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。
在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。
[关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故The analysis and calculation of typical nuclear power plant thermodynamic system of PWR primary small locaNuclear Engineering and Nuclear TechnologyStudent:Adviser:[ABSTRACT]Pressurized water reactor is the use of light water as coolant and moderator, running in the condition of high temperature, high pressure reactor, the fuel is uranium of low concentration. In twentieth Century 80 time, pressurized water reactor is considered to be the most mature technology, the economy, the security of the reactor type. At present, the mainland of China and most are in operation and under construction units for pressurized water reactor. The pressurized water reactor nuclear power plant with the biggest difference between ordinary thermal power station is a loop: it's radioactive. When a small break loss of coolant accident for pressurized water reactor, the reactor coolant may lead to radioactive substances into the containment, after security shell leakage, pollution of the environment. The loss of coolant accident response by studying typical pressurized water reactor nuclear power plant thermodynamic system of a loop, so that we can have a more intuitive understanding of the pressurized water reactor nuclear power plant safety, ensure that nuclear power is safe and effective for the human services.This paper is based on the typical pressurized water reactor nuclear power plant as the research object, using RELAP5 software as a tool, the modeling and Simulation of a loop of nuclear power plant thermal system. Scope: Modeling and Simulation of the reactor coolant system (RCP), and safety analysis of auxiliary system related. Auxiliary system mainly includes: auxiliary feedwater system (ASG), the reactor residual heat removal system (RRA), safety injection system (RIS) and the chemical and volume control system (RCV). In the modeling process using the method of modularization structure, namely: first the thermodynamic system model of a circuit is divided into several independent function, can be respectively debugging, design and verification module, and then layer by layer coupling component system model, finally integrated into a complete loop model of thermodynamic system.According to the calculation of the loop thermodynamic system model for steady state, and compare the results with a typical pressurized water reactor nuclear power plant by the comparative analysis of the data. On this basis, the simulation and analysis of transient process of small break loss of coolant accident of cooling pipe, through the simulation experiments, to understand the thermal hydraulic conditions in the process of the accident the reactor core.[Keywords] Pressurized-water reactor，RELAP5, The first loop thermal system，Modeling，Small break loss-of-coolant accident．目录1 绪论 (5)1.1研究的背景和意义 (5)1.2国内外研究现状 (6)1.3论文的工作 (6)2 典型压水堆核电厂一回路热力系统概述 (7)2.1冷却剂系统（RCP）概述 (7)2.2冷却剂系统（RCP）的主要设备 (8)2.2.1 反应堆压力容器 (8)2.2.2 蒸汽发生器 (9)2.2.3 冷却剂泵 (10)2.2.4 稳压器 (11)2.3一回路辅助系统 (12)2.3.1 化学与容积控制系统（RCV） (12)2.3.2 硼和水补给系统（REA） (13)2.3.3 余热排出系统（RRA） (13)3 典型压水堆核电厂一回路热力系统建模 (14)3.1热力系统的建模方法 (14)3.2反应堆冷却剂系统的建模 (15)3.2.1反应堆压力容器 (15)3.2.2稳压器 (17)3.2.3蒸汽发生器 (18)4 核电厂小破口失水事故安全分析 (20)4.1小破口失水事故概述 (20)4.2小破口失水事故分析 (22)4.3结论 (25)5 全文总结 (25)参考文献 (25)致谢 (26)附录 (28)1绪论1.1研究的背景和意义随着中国经济的高速发展，社会对能源的需求也日益增加。
小型压水堆小破口失水事故诱发的严重事故序列分析
小型压水堆小破口失水事故诱发的严重事故序列分析陈黎俊;赵新文;刘家磊【摘要】Lose of Coolant Accident(LOCA) is one of the main inducements of PWR(Pressurized Water Reactor) severe accident and it should be intensively protect against. Based on the method of combination of event tree and deterministic analysis, the severe accident sequence induced by a small LOCA was analyzed. Firstly, the uncertainty of the severe accident sequence after a small LOCA was found out, which was based on the event tree analysis. Secondly, based on the SCDAP-RELAP5 code, the response characteristic of the main latent parameter in different accident consequence was simulated. The accident consequence that can result in core melt was given out and the vulnerable spot of coping with small PWR severe accident was ascertained, which will provide a scientific base in making related prevention measures and improving the ability of deal with a severe accident.%小型压水堆冷却剂丧失事故(LOCA,Lose of Coolant Accident)是诱发反应堆堆芯熔化的主要初因之一,需要重点防范应对.为分析确定小破口失水事故诱发的严重事故序列,论文首先基于事件树分析方法研究小破口失水事故可能的响应序列,然后基于SCDAP-RELAP5程序模拟计算不同事故序列下系统主要特征参数的响应特征,确定导致堆芯熔化的事故序列,给出小型压水堆应对严重事故的薄弱环节,为后续有针对性地制定预防措施提供了科学依据.【期刊名称】《科技创新导报》【年(卷),期】2015(000)028【总页数】3页(P119-121)【关键词】小破口失水事故;严重事故;事件树;SCDAP-RELAP5【作者】陈黎俊;赵新文;刘家磊【作者单位】海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033;海装舰船技术保障部北京 100841;海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033;海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033【正文语种】中文【中图分类】TL364国内外的研究表明，可能导致核反应堆堆芯熔化的严重事故序列有100多种，要在设计中考虑到所有事故的缓解措施是不现实的，因此需要对严重事故进行分析、分类，并有针对性地给出事故缓解措施[1]。
核事故案例分析与教训总结
核事故案例分析与教训总结在人类利用核能的历程中，核事故是令人痛心且深刻的教训。
这些事故不仅给当地带来了巨大的灾难，也对全球的核能发展产生了深远的影响。
通过对核事故案例的深入分析，我们能够总结出宝贵的教训，为未来的核能利用提供重要的参考和指导。
让我们首先回顾一下历史上著名的切尔诺贝利核事故。
1986 年 4 月26 日，位于苏联乌克兰普里皮亚季市的切尔诺贝利核电站 4 号反应堆发生爆炸。
这次事故的直接原因是反应堆设计缺陷和操作人员的违规操作。
在进行一项安全测试时，一系列错误的决策和操作导致反应堆功率急剧上升，最终失控爆炸。
爆炸使得大量放射性物质释放到大气中，放射性尘埃随风飘散，污染了大片地区。
大量居民被迫撤离，周边地区成为了无人区。
许多人遭受了高剂量的辐射，出现了急性辐射病，甚至失去了生命。
长期来看，辐射导致的癌症、遗传疾病等健康问题也困扰着当地居民。
切尔诺贝利核事故给我们带来了诸多教训。
首先，在核电站的设计和建设阶段，必须要充分考虑各种可能的风险，并采取严格的安全标准。
其次，操作人员的培训和管理至关重要，必须确保他们具备足够的专业知识和严谨的工作态度，严格遵守操作流程和安全规定。
再者，对于可能出现的事故，要有完善的应急预案和快速响应机制，以便在事故发生时能够最大程度地减少损失。
接下来看看福岛核事故。
2011 年 3 月 11 日，日本东北部海域发生了 90 级特大地震，并引发了巨大的海啸。
福岛第一核电站在地震和海啸的双重打击下，冷却系统失效，多个反应堆发生堆芯熔毁，大量放射性物质泄漏。
这次事故暴露出了核电站在应对自然灾害方面的不足。
尽管核电站在设计时考虑了一定的抗震和抗海啸能力，但实际的灾害强度超出了预期。
此外，事故发生后的应急处理也存在问题，如电力供应恢复不及时、冷却措施实施困难等。
从福岛核事故中，我们得到的教训是，核电站的选址和设计要充分考虑到当地可能发生的极端自然灾害，并制定相应的防范措施。
主回路小破口失水事故分析
ｌ４． １１ ０ ３ ９． ８５ ０ ３ ９． ８５ Ｏ ６ ４． １０ ０
２ 事故描述及响应
本文以低温低压的池水研究堆为研究对象 ， 选取反应堆小破 口失水事故作为典型事故进行失
水 事故安 全 分析 。
堆芯流动翻转
６４ ． １１ ０
低温下的水物性计算公式和临界热流密度计算公 式等 ， 并用 日 ＪＲ ３ 堆的数据和事故分析结 本 Ｒ ． Ｍ
中图分类号：Ｔ ３ Ｌ３ 文献标 识码 ：Ａ
１ 引 言 美 国三哩岛事故发生后 ，人们对反应堆小破
口失水事故予 以了高度重视 ，事故概率分析结果 也证 明小破 口事故发生 的概率是大破 口事故 的 ｌ 倍左右【 ０ ｌ 】 。为了对反应堆的安全性做 出评价 ，
改进反应堆 的安全设计 ，指导安全运行 ，本文选 择某反应堆小破口失水事故作为典型事故进行安 全 分析 。
ａ Ｈｏ ｐ ｔ ｔ ｔ ｏｓ Ｓ
口流量为 １． ４ｋ／ １ ８ ｇ 。随着堆水池水位下降 ， ２ ｓ 破 口处压力缓慢下降，冷却剂破 口流量相应的非常 缓慢地下降。第 ｌ３． Ｓ １３ 主泵停运 ，主回路流量 ８ 迅速下降导致 回路沿程阻力快速下降 ，破 口处的 压力相应增加 ，所以破 口冷却剂泄漏的速度也迅 速增加到 ２ ． ３ｋ ／ ０ ６ ｇｓ ７ 。随着辅助泵的稳定运行和 水 位 的缓 慢下 降 ，破 口流 量也 缓 慢下 降 。第 ３ ９ 由于打开 自然循环阀 ， ８５ ， Ｓ 主回路入 口到破 口 问 的沿 程 阻力 有微小 下 降 ，所 以破 口流 量从 １． ３ｋ ／变化 到 １． ６ｋ ／。第 ６４ ，堆池 ７７ ｇｓ ９ ７９ ｇｓ ５ １０Ｓ 水位下降了 ４ ． ｍ后 ，由于虹吸破坏阀的作用 ， ７ 主 回路被断开 ，破 口 失去流量 。 ． ４３ 堆 池水位 ． 反应堆池水液位下降曲线见图 ５ 。第 ６ ４ １０ ， Ｓ 由于虹吸破坏 阀的作用 ，主回路被隔离 ， 反应堆 水池位保持在 ２ ２ ． ７ ｍ不再下 降， 整个事故过程堆 芯一直处于冷却剂的淹没中。
核反应堆安全分析论文 冷却剂丧失事故详解
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：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故； PCTRAN；定性分析ABSTRACTLoss 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 called 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 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 double 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 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)2.1PCTRAN简介 (3)2.2PCTRAN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.................................................................... 错误！未定义书签。
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析核工程与核技术专业学生指导老师[摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。
在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。
目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。
而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。
当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。
而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。
本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。
建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。
一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。
在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。
根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。
在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。
[关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故The analysis and calculation of typical nuclear power plant thermodynamic system of PWR primary small locaNuclear Engineering and Nuclear TechnologyStudent:Adviser:[ABSTRACT]Pressurized water reactor is the use of light water as coolant and moderator, running in the condition of high temperature, high pressure reactor, the fuel is uranium of low concentration. In twentieth Century 80 time, pressurized water reactor is considered to be the most mature technology, the economy, the security of the reactor type. At present, the mainland of China and most are in operation and under construction units for pressurized water reactor. The pressurized water reactor nuclear power plant with the biggest difference between ordinary thermal power station is a loop: it's radioactive. When a small break loss of coolant accident for pressurized water reactor, the reactor coolant may lead to radioactive substances into the containment, after security shell leakage, pollution of the environment. The loss of coolant accident response by studying typical pressurized water reactor nuclear power plant thermodynamic system of a loop, so that we can have a more intuitive understanding of the pressurized water reactor nuclear power plant safety, ensure that nuclear power is safe and effective for the human services.This paper is based on the typical pressurized water reactor nuclear power plant as the research object, using RELAP5 software as a tool, the modeling and Simulation of a loop of nuclear power plant thermal system. Scope: Modeling and Simulation of the reactor coolant system (RCP), and safety analysis of auxiliary system related. Auxiliary system mainly includes: auxiliary feedwater system (ASG), the reactor residual heat removal system (RRA), safety injection system (RIS) and the chemical and volume control system (RCV). In the modeling process using the method of modularization structure, namely: first the thermodynamic system model of a circuit is divided into several independent function, can be respectively debugging, design and verification module, and then layer by layer coupling component system model, finally integrated into a complete loop model of thermodynamic system.According to the calculation of the loop thermodynamic system model for steady state, and compare the results with a typical pressurized water reactor nuclear power plant by the comparative analysis of the data. On this basis, the simulation and analysis of transient process of small break loss of coolant accident of cooling pipe, through the simulation experiments, to understand the thermal hydraulic conditions in the process of the accident the reactor core.[Keywords] Pressurized-water reactor，RELAP5, The first loop thermal system，Modeling，Small break loss-of-coolant accident．目录1 绪论 (5)1.1研究的背景和意义 (5)1.2国内外研究现状 (6)1.3论文的工作 (6)2 典型压水堆核电厂一回路热力系统概述 (7)2.1冷却剂系统（RCP）概述 (7)2.2冷却剂系统（RCP）的主要设备 (8)2.2.1 反应堆压力容器 (8)2.2.2 蒸汽发生器 (9)2.2.3 冷却剂泵 (10)2.2.4 稳压器 (11)2.3一回路辅助系统 (12)2.3.1 化学与容积控制系统（RCV） (12)2.3.2 硼和水补给系统（REA） (13)2.3.3 余热排出系统（RRA） (13)3 典型压水堆核电厂一回路热力系统建模 (14)3.1热力系统的建模方法 (14)3.2反应堆冷却剂系统的建模 (15)3.2.1反应堆压力容器 (15)3.2.2稳压器 (17)3.2.3蒸汽发生器 (18)4 核电厂小破口失水事故安全分析 (20)4.1小破口失水事故概述 (20)4.2小破口失水事故分析 (22)4.3结论 (25)5 全文总结 (25)参考文献 (25)致谢 (26)附录 (28)1绪论1.1研究的背景和意义随着中国经济的高速发展，社会对能源的需求也日益增加。
核事故案例分析与教训总结
核事故案例分析与教训总结在人类利用核能的历史进程中，核事故如同阴霾一般，给社会和环境带来了巨大的冲击。
通过对一些典型核事故案例的深入分析，我们能够汲取宝贵的教训，为未来的核能发展和安全保障提供重要的参考。
首先，让我们回顾一下发生在1986 年的切尔诺贝利核事故。
当时，在乌克兰普里皮亚季市附近的切尔诺贝利核电站，由于一系列操作失误和设计缺陷，反应堆发生了爆炸。
大量放射性物质泄漏到大气中，对周边地区造成了极其严重的污染。
这次事故的直接原因包括操作人员违反安全规定进行试验，以及反应堆的设计存在缺陷。
在试验过程中，一系列错误的操作导致反应堆功率急剧上升，最终失控。
而反应堆本身的设计问题，如缺乏有效的安全保护系统，使得事故发生时无法及时遏制。
切尔诺贝利核事故带来的教训是多方面的。
首先，在人员操作方面，必须严格遵守安全规程和操作流程，加强操作人员的培训和素质提升，确保他们对核设施的运行原理和潜在风险有清晰的认识。
其次，在设计层面，要充分考虑各种可能的故障情况，配备完善的安全保护装置和应急处理系统。
此外，事故发生后的应急响应和救援工作至关重要。
需要建立高效的应急指挥体系，迅速组织救援力量，对受影响的人员进行疏散和救治，并采取有效措施控制放射性物质的扩散。
另一个令人痛心的核事故是 2011 年发生在日本福岛的核事故。
这次事故是由地震和海啸引发的。
强烈的地震导致核电站的供电系统受损，随后的海啸淹没了备用电源，使得反应堆无法有效冷却，最终导致堆芯熔毁和放射性物质泄漏。
福岛核事故反映出在自然灾害面前，核电站的抗灾能力和应急准备存在不足。
对于核电站的选址和建设，应该充分评估当地可能面临的自然灾害风险，并采取相应的防范措施。
例如，提高核电站的抗震和防洪标准，确保在极端情况下仍能维持关键设备的正常运行。
同时，应急电源的配置也需要更加可靠和多样化，以应对主电源和备用电源同时失效的情况。
在事故处理过程中，信息的及时、准确和透明至关重要。
核电厂事故分析
第一章绪论1.1 世界核电的发展概况能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。
随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。
从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。
为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。
核能不仅单位能量大，而且资源丰富。
地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。
如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。
核能在人类生产和生活中应用形式主要是核电。
核燃料资源丰富，运输和存储方便，核电厂具有污染小、发电成本低等优点。
从1951年前苏联建成第一座核电厂以来，核能发电在全世界得到很大发展。
世界核电至今已有60多年的发展历史。
截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。
在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。
中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。
核电站的建设和运行是一项复杂的技术。
中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。
秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。
第一代核电站 核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。
1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。
国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
第二代核电站 上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。
反应堆冷却系统环路热管段小破口事故分析
反应堆冷却系统环路热管段小破口事故分析作者：倪雪梅来源：《科学与财富》2016年第17期摘要：本文利用教学模拟机研究典反应堆冷却剂系统环路热管段小破口失水事故的过程、现象。
用核电厂安全分析法分析不同尺寸破口失水事故事故序列、各个系统的安全功能。
首先在主冷却剂系统环路热管道分别引入不同尺寸的小破口事故，比较不同尺寸破口事故所引发的事故序列之间的差异，其次观察不同尺寸所引发的事故过程及其对安全功能的需求及实现方式。
热管段小破口失水虽丧失冷却剂流量较少，但因其堆芯流量恢复仍需要一定时间，故仍可能使堆芯融毁。
关键词：安全分析；小破口失水事故；核电反应堆冷却系统1 事故过程分析1.1 事故定义破口当量直径小于1.6cm时的一回路冷却剂管道失流事故称为小破口事故一回路系统出现小破口事故时，堆内冷却剂的流失量十分缓慢，可以由化学容积控制系统自动调整上充下泄流量进行补偿，并投入第二台上充泵，维持稳压器水位，无需启动安全注射系厂房。
在反应堆正常运行时，反应堆冷却剂压力为15.4MPa、反应堆出口处冷却剂平均温度为310.02℃、稳压器水位为62.8%、蒸汽发生器水位为49.99%。
1.2 事故过程分析在发生主冷却剂管道热管段小破口失水事故时，由于冷却剂的减少导致稳压器水位压力迅速下降和液位的降低。
当稳压器液位降低了0.3m时，冷却剂下泄管线被隔离，上冲管线提高到最大能力来补充冷却剂的丧失.当堆芯上部压力小于14.7MPa、反应堆热功率大于75%额定功率，堆芯上部压力小于13.7MPa，稳压器液位低于4m，安全壳内压力超过0.129MPa，或者饱和裕度小于10℃时，反应堆保护系统启动，实施紧急停堆。
接下来汽机截止阀和主蒸汽阀门相继关闭，应急堆芯冷却系统投入。
但此时有可能一回路压力较高，安注系统不能将含硼水注入一回路，所以安注系统工作在自循环状态。
如果主冷却剂压力继续降低7.9MPa，高压安注系统向堆芯注入含硼水来稳定主回路的压力。
核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理分析
核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理分析摘要：笔者对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故进行阐述，并对传热管破裂情况展开有效分析，分析每次处理作业过程中发生事故的重点，最终给相关工作员工提供处理事故的有效应对措施。
希望本文的浅薄见解，能够在蒸汽发生器传热管破裂的危险情况下，降低事故带来的风险，从而确保核电厂安全作业。
关键词：核电厂；蒸汽发生器；传热管；破裂处理引言核电厂一直以来都是国家发展过程中的重要部分，但因为核电厂运作时有其专有的特殊性，因此发生安全事故的情况特别常见。
大多数核电厂引发安全事故的原因为设备老旧、破损等，因此企业必须要加强检修设备的力度，确保运作过程中无安全事故发生。
本文对内部蒸汽发生器传热管破裂的情况进行分析，希望用合理的措施降低蒸汽发生器传热管破裂带来的风险。
一、阐述蒸汽发生器传热管破裂情况与干预策略（一）蒸汽发生器传热管破裂相关情况阐述蒸汽发生器SGTR是核电厂内部员工常说的蒸汽发生器传热管断裂事故的简称，通俗而言是蒸汽发生器内的传热管因某种因素的影响，突发双端剪切断裂的危险情况。
没有特殊情况发生时，蒸汽发生器SGTR本身的复杂性、特殊性决定其发生的安全事故危险程度高于其他事故，其具体有两种体现：①有放射性泄露风险：蒸汽发生器SGTR情况下，其蒸汽发生器很大机率会发生危险的满溢情况，从而使二次侧大气释放阀、安全阀无法关闭，并且加大安全壳旁通的概率，放射性物质会直接排放到大气中。
②发生频率高：从最近十几年开始，蒸汽发生器SGTR的发生频率已不低于十次。
（二）干预蒸汽发生器SGTR的策略蒸汽发生器SGTR在作业期间发生泄露的现象，可以总结成三种：首先，通常泄漏量会限制在规定的标准数值范围内，相关工作人员必须要时刻关注蒸汽发生器的作业情况，落实回路系统工作数值的监管制度。
同时在核电厂可以正常运行的前提下，细心观察泄漏量是否超过指定标准。
其次，稍不注意的情况下使泄漏量超出指定数值范围，但并未高于化容系统的补给水平，在此系统发挥自动调节功能时，出现上充流量可以和冷却剂损失互相平衡时，便可以有效阻止停堆现象发生；操纵员若要最大化减少高功率紧急停堆现象的发生率，其可以详细查看蒸汽发生器水位、冷却剂泄漏量和二回路放射性等，当可以准确认定蒸汽发生器SGTR发生的情况下，一定要采取手动方式降功率停堆。
核安全工程师-核安全案例分析反应堆工程案例
核安全工程师-核安全案例分析反应堆工程案例[问答题]1.某压水堆核电厂在满功率运行。
突然，主控室出现安全壳放射性超标报警信号。
操纵员经检查、核实系一回路小破口事故。
根据应急计（江南博哥）划及应急行动水平，值长宣布进入厂房应急状态并立即向厂应急总指挥报告，营运单位应急组织启动。
半小时后，破口进一步扩大，喷淋系统故障不能投入，安全壳内压力迅速上升至接近设计压力。
技术支持组分析判断，已有部分燃料元件破损，预测两小时后需对安全壳采取过滤排放措施，以防止安全壳超压失效。
问题：（1）此时是否需改变应急状态？如需改变，应按什么程序执行？（2）此时应向地方政府应急组织提出什么建议？（3）核电厂营运单位此时应采取哪些应急措施？正确答案：（1）应改变应急状态，首先核电厂应急总指挥应宣布进入场区应急状态。
（2）同时向地方政府应急组织报告事故现状及对事故发展的预测，建议进入场外应急状态。
建议地方政府考虑适时采取保护公众措施（撤离、隐蔽、服用碘片、交通管制等）。
（3）营运单位应采取的措施：①应急组织全面启动；②采取一切必要和可能的措施，保护反应堆安全及安全壳的完整性；③发布场区应急报警信号；④场区人员服用碘片并开始撤离场区非应急人员；⑤实施场区出入口控制；⑥开展应急监测；⑦评估事故发展及环境后果。
[问答题]2.某试验堆燃料元件损坏事故某试验堆进行一项材料辐照考验。
在考验试验的过程中，水质逐渐变差，甚至达到严重恶化的程度，继而发生运行的不稳定。
但如果根据水质极度恶化就停堆处理，则较长时间的考验就会前功尽弃，经济损失也较大。
考虑到试验已接近尾声，为了不影响进度，在侥幸心理的指使下继续冒险运行。
结果发生了因流道不畅导致燃料元件损坏事故，造成放射性物质外泄，事故处理发生额外的集体剂量，经济上也有很大损失。
问题：（1）事故的直接原因和根本原因是什么？（2）此事故应属INES几级？正确答案：（1）直接原因：水质变坏，流道不畅，继续运行致使元件过热损坏。
CSR1000超临界水堆小破口失水事故研究
CSR1000超临界水堆小破口失水事故研究《中华人民共和国核安全法》指出核设施在设计过程中必须符合核安全标准,采用合理设备参数与技术要求,提供多样保护与多重屏障以满足核安全需求。
CSR1000作为中国自主设计的超临界水堆,具有机组热效率高、系统简化、安全性等综合优势。
但是由于采用的是高温高压的超临界水作为冷却剂,其安全性能会受到相应影响。
研究CSR1000小破口失水事故安全分析,完善超临界水堆安全系统设计,保证超临界水冷堆安全性和可靠性具有重要的意义。
以超临界流体和中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,建立超临界流体破口喷放和CSR1000小破口失水事故热工水力计算模型,开发Small-break程序和CSR1000-SBLOCA程序,分别计算超临界流体喷放过程各参数变化,和CSR1000超临界水堆小破口失水事故堆芯参数变化;同时也利用了多因素方差分析的数学算法对超临界破口喷放的各因素进行了权重分析,并将CSR1000小破口失水事故计算结果跟其他反应堆进行比较,验证了程序的可靠性。
通过编制Small-break程序计算得到,在各种超临界破口泄压影响因素情况下:破口压力先随时间的增加而减少,最后逐渐趋于稳定状态;超临界初始压力越低,其破口处压力达到平衡时间越短;在破口发生前期初始温度越高其泄压速度越慢,但破口发生后期其泄压速度反而越快,达到平衡时间越短;初始温度越高破口质量流量下降的越快,破口质量流量达到平衡时间也越短;破口面积越大,泄压越快,破口质量流量越小,但容积越大,泄压越慢,破口质量流量越大。
利用多因素方差分析数学算法,对超临界破口处的初始压力、初始温度、破口面积和容积对泄压影响程度进行了计算。
计算结果表明:破口面积、容积、初始压力和初始温度在破口泄压所占的权重分别为8.55、7.92、4.19、1.19。
在破口处压力四个影响因素当中,破口面积是影响最大,其次是容积、初始压力、初始温度。
反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析
反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析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 understand 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 coolant 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 method．Secondly, the failures of the security functions were modeled by adopting the fault tree method，and some assumptions of the systems have been done in the process of the establishment of FTA．Finally, the functional failure of the containment spray system has been found that it Was the biggestcontribution to the core damaged by identifying the models and reducing the probability of failure of this system was the effeaive ways and means to minimize the probability of damage to the core of this initial event．Key Words probabilistie analysis, deterministic analysis, coolant system heat pipe, coolant pipeline big and small LOCA 目录中文摘要........................................................................................................................... (I)Abstract............................................................................................................... .......................... II 1 引言 (1)1.1 概述 (1)1.2 核电厂安全分析法 (2)1.3 小结 (3)2 核反应堆冷却系统描述 (4)2.1 压水堆冷却剂系统的功能 (4)2.1.1 主要功能 (4)2.1.2 辅助功能 (4)2.2 压水堆冷却剂系统的系统说明 (4)2.3 压水堆核电厂一回路主要辅助系统 (5)2.3.1 化学和容积控制系统 (6)2.3.2 余热排出系统 (6)2.3.3 安全注射系统 (7)2.3.4 安全壳喷淋系统 (7)2.3.5 管道与设备布置 (8)2.4 小结 (9)3 确定论分析冷却系统环路热管段破口事故 (10)3.1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 (10)3.1.2 再灌水阶段 (12)3.1.3 再淹没阶段 (12)3.1.4 长期冷却阶段 (13)3.2冷却剂系统环路热管段小破口失水事故过程分析 (13)3.3小结 (14)4 概率论分析冷却系统环路热管段破口事故 (16)4.1 冷却剂系统的运行 (16)4.2 冷却剂系统失水事故的原因 (16)4.3 事故分类 (16)4.3.1 冷却剂系统环路热管段大破口失水事故 (16)4.3.2 冷却剂系统环路热管段小破口失水事故 (19)4.4 小结 (25)结论 (27)致谢 (28)参考文献 (29)附录 (30)A1.1 安全壳喷淋系统图 (30)A1.2 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图1 (31) A1.3 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图2 (32) A1.4 核电教学模拟机得出的冷却剂大破口失水事故曲线图 (33)1 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。
核电厂 4.6 蒸汽管道破裂事故
பைடு நூலகம்
4.6 蒸汽管道破裂事故
1 事故定义
蒸汽管道破裂事故除了指蒸汽回路的一根管道(主管道 或管嘴 ) 出现破裂所产生的事故以外，还包括蒸汽回路 上的一个阀门(安全阀、排放阀或旁路阀)意外打开所导 致的事故。 按照破口的大小，破口截面小于一个阀门截面积且不能 隔离属于2类事件； 破口截面大于一个阀门截面积，且不能隔离属于3类事 故； 比3类更严重的属于4类事故.
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4.6 蒸汽管道破裂事故
2 事故危害 蒸汽管道破裂时，由于一、二回路之间的耦合，反应性 引入事故。它可从以下几方面影响核电厂的安全： （ 1）蒸汽管道破裂增加从堆冷却剂系统取走的热量，引 起一回路冷却剂温度和压力下降。紧急停堆后，一回路 冷却剂温度迅速冷却，堆芯有重返临界的危险。 （2）蒸发器一二次侧压差增大，有诱发SGTR危险。 （ 3）如果管道破口侧在安全壳内，大量蒸汽的排放会使 安全壳升温超压,危及安全壳。 （ 4）如果在事故前蒸汽发生器传热管有破损，一次回路 水向二次回路泄漏，裂变产物有可能释放到堆外环境中 去。
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3 对付主蒸汽管道破裂事故的措施
（1） 根据蒸汽管道低压或管道间高压差，启动安全注 入系统，向堆芯注入高浓度含硼水，保持堆在次临界状 态。 （2）限流器对故障蒸汽发生器流量限制；关闭故障管 线的主蒸汽隔离阀（具备快关功能）及其旁路阀，防止 正常蒸汽发生器蒸汽流失； （3） 故障的蒸汽发生器二次侧停止供水，防止持续过 度冷却； （4） 若在安全壳内的蒸汽管道发生破裂，安全壳高压 信号启动安注和安全壳喷林系统，保证安全壳的完整 3 性。
AP1000应对小破口失水事故的措施分析
AP1000应对小破口失水事故的措施分析小破口失水事故是核电厂事故分析的重要组成部分。
AP1000核电厂安全系统采用了非能动的设计理念，使用自动泄压系统（ADS）为RCS提供可控降压手段，因而对小破口失水事故的处理方式也与传统核电厂有明显的区别。
这些不同的处理措施提高了电厂的安全性，但与此同时也让电厂面临一些新的挑战。
标签：自动卸压系统；小破口失水事故；概率风险分析1 前言在1974年以前，反应堆设计中通常研究双端破裂的大破口这样的设计基准事故。
1974年美国原子能委员会对核反应堆审批条款进行了修改，新规定明确要求在对大破口失水事故进行估算的同时，必须同时对小破口进行评估。
1979年三哩岛事故的发生更是让人们认识到小破口可能导致严重的后果，促进了人们对于小破口失水事故的研究。
从事故发生后的后果来看，对国内某二代加核电厂的PRA分析表明，小破口失水事故导致的堆芯损坏概率占总堆芯损坏概率的22.07%，是对堆芯损坏概率贡献最大的始发事件组。
AP1000的PRA分析结果显示，AP1000核电厂小破口失水事故对CDF的贡献百分比为7.5%，虽然与国内二代加核电厂相比明显下降，但仍然是贡献比例较高的一组始发事件。
2 AP1000核电厂特有的自动泄压系统（ADS）AP1000是美国西屋公司研制开发的第三代先进压水堆核电技术，安全系统采用了非能动的设计理念。
AP1000核电厂在其缓解小破口失水事故的处理措施上，采用了自动泄压系统（ADS）对RCS进行可控降压。
ADS是RCS系统的一部分，并且与非能动堆芯冷却系统（PXS）连接，由四级卸压阀门组成。
第1、第2和第3级阀门入口分两组位于稳压器顶部两条安全阀管线的下游，每组第1、第2和第3级的出口连接至一个公共出口母管，与安全壳内换料水箱（IRWST）中的一组鼓泡器相连。
第4级阀门入口也分两组连接到每个反应堆冷却剂回路热段管道上，出口则直接排入蒸汽发生器隔间，喷放位置在事故淹没水位之上。
RELAP5／MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究
２ ０ １ ４ 年２ 月
原
子
能
科 学
技
术
Ｖｏ １ ． ４ ８， ＮＯ ．２ Ｆｅ ｂ．２Ｏ １ ４
Ａｔ ｏ ｍｉ ｃ Ｅｎｅ ｒ ｇ ｙ Ｓｃ ｉ ｅ ｎｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｔｅ ｃ ｈｎ ｏｌ ｏｇ ｙ
Ｒ Ｅ Ｌ ＡＰ ５ ／ ＭＯＤ ３ ． ３程 序 对 非 能 动 核 电厂 小 破 口失水 事 故 的适 用 性研 究
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｔｈ ｅ ｐ ａ ｓ ｓ ｉ ｖ ｅ ｃ ｏ ｒ ｅ ｃ ｏ ｏ ｌ ｉ ｎ ｇ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｉ ｓ ｕ ｓ ｅ ｄ ｉ ｎ ＡＰ１ ０ ０ ０ ｔ ｏ ｍｉ ｔ ｉ ｇ ａ ｔ ｅ ｔ ｈ ｅ ｓ ｍａ ｌ Ｉ ｂ ｒ ｅ ａ ｋ
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relap5mod3畅3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究图10dba02工况下的完整段cmt温度分布fig10intactcmttemperaturelayoutdba02图11dba02工况下的堆芯塌陷水位fig11corecollapsedliquidleveldba02图12dba02工况下的ads4积分流量fig12ads4integratedflowdba02计算值与试验值趋势一致且计算值显得较保ads4的积分流量两条曲线基本重合表明改进后的relap5mod3畅3ads4的夹带具有较好的模拟能力
核供热堆小破口事故实验研究
２ １ 破 口位 置及 尺 寸的选 组成 ． 一回路是实验 主回路 ， 模拟核供热堆的主回路 ． 它包 括垂直实验段 、 上升段 、 汽水分离器 、 热器 、 换 冷凝 器 、 流阀和下 降 节 段． 一回路还设有一个不锈钢贮水罐 ， 随时可用高压补 水泵给回路补水 ． 也可作为一回路的排水贮罐 ． 回路 二 以自 来水为工质 ， 强迫循环工作方式 ． 从二回路屏蔽泵 打出的水分为 ３ ， 路 一路经换热器流量调节阀进入换 热器 ， 另一路经冷凝器调节阀进入冷凝器 ， 第三路为旁 路． ３路水混合后流经 空冷塔 ， 热量散人大气 ， 将 以维 持一回路 的能量平衡 ， 冷却后 的水再返 回二 回路屏 经
停堆后 ， 堆内仍有热功率在释放 ， 这些热量也要通过冷 却剂的 自然循环带出堆外 ， 自然循环中断 ， 如 就会影响
在实验系统 中， 回路的作用是带走一 回路冷却 二 剂的热量 ， 以维持一 回路的能量平衡 ， 同时用调整二回 路通过冷凝器和换热器的流量的方法来调整系统的压
堆内剩余发热的载出， 这势必造成堆芯区热量的积蓄 ， 可能导致加热元件壁温过高危及反应堆安全 ． 因此 ， 自
摘 要 ：通过不 同功 率、 同破 口尺寸核供 热堆小破 口汽相事故排放 的实验 ， 究了 自然循环 中断过程 中系统 的安全性 不 研
和循环流量的波动现象； 实验结果对核供热堆的安全运行及验证小破 口事故安全分析程序有重要意义．
关键词 ：供 热堆 ； 自然循环 ； 安全性 ； 小破 口事故 中图分类号 ：ＴＭ６ ３ １ 文献标 识码 ：Ａ 文章￣－ ：１７ １０ （０ ６ ０ ｇ ６ ３ ６３ ２ ０ ）２—０ １ —０ － １４ ３
在小破 口事故中， 人们对冷却剂的沸腾 、 两相混合
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3.3 小破口冷却剂丧失事故
压水堆核电厂小破口失水事故( SBLOCA )是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。
3.3.1 环路自然循环维持阶段
在此阶段，由于环路存在自然循环，堆芯的释能及时经蒸汽发生器排出，一回路压降较快，蒸汽发生器在此阶段起着重要热阱作用。
该阶段的压力容器水位下降主要由破口冷却剂欠热排放所致。
3.3.2 环路水封存在阶段
在此阶段，由于环路自然循环终止及环路水封的出现，蒸汽发生器排热手受阻，堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内的冷却剂从破口排放出。
由于这两种方式排热率较低，不足以及时排去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室积累迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及包壳升温。
该阶段是事故的主要阶段，一回路处于准稳压状态，堆芯出现裸露，燃料包壳急剧升温。
该阶段中，蒸汽发生器二次侧热阱仍然起着重要作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故后果。
3.3.3 环路水封清除阶段
在此阶段，由于环路水封清除，积累在上腔室的蒸汽可经环路从破口喷出，上腔室压力降低，压力再平衡迫使下降段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却，该阶段堆芯衰变热主要靠堆芯冷却剂蒸发并从破口的排放而带出。
由于蒸汽热排率高，堆芯衰变能及时从破口排出，一回路压力恢复。
由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在，冷却剂装量没有明显回升，堆芯再次裸露的可能性仍存在。
3.3.4 长期堆芯冷却阶段
在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂装量明显回升，堆芯水位也整体回升。
安注箱排空后，抵压安注系统将投入注水并切换成再循环工况，实现长期堆芯冷却。