核反应堆大破口失水事故分析

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1、大破口失水事故（保守分析）1.保守分析中所定义的LBLOOA保守分析中定义的LBLOCA为冷管段双端断裂并完全错开，失去厂外电源工况。其基本假设为：(1)102%额定功率；(2)取最大的功率不均匀因子FQ；(3)轴向功率取截断余弦分布；(4)燃耗取最大气隙，最大能量储存；(5)由温度及空泡负反应性停堆；(6)衰变热取1971ANS标准×1.2倍；(7)锆水反应取Baker-Just关系式；(8)考虑金属构件的能量储存；(9)取Moody喷放关系式，喷放系数取0.6-1.0；(10)对冷管段破口，全部ECCS

2、在喷放阶段流出破口，破损环路全过程流出；(11)在CHF之后，在整个Blowdown阶段不再认为是泡核沸腾；(12)极限单一故障的选择，必须加以论证；(13)安全壳压力取保守的低值，以加强喷放；(14)在再淹没阶段，作主泵卡轴假设；(15)上封头温度假设；64(16)需考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应（按NUREG-0630）2.典型的事故过程极限工况：喷放系数0.6，最大安注流量。（1）事件序列破口开始，失厂外电0.0s反应堆停堆0.5安注信号3.0安注箱开始注水15.1安注泵开始注水28.0喷放结束31.

3、5再灌水结束44.8安注箱排空58.2堆芯顶部淹没~500（2）过程描述典型的LBLOCA分为喷放、再灌水、再淹没及长期冷却4个阶段。①堆功率变化由于大破口失水事故系统压力降低极快，大约在0.1s内，即65可降至冷却剂的饱和压力，从而生成大量蒸汽，空泡效应引入的负反应性，使反应堆自行停闭，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。②压力变化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。在再灌水，再淹没阶段，注入的低温安注水，使堆芯

4、的水蒸汽凝结，此后虽水位在上升，但系统压力仍缓慢下降。③热点包壳温度停堆时，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，流动变为喷放反向流动过程中，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。当堆芯形成反向流动，又建立起一定的传热能力，包壳温度下降，形成喷放阶段的包壳温度峰值。在再灌水阶段，堆芯内既无液体冷却剂，又无蒸汽流动，元件棒处在裸露状态，是主要的升温阶段。再淹没开始，堆芯内蒸汽流动增加，且蒸汽内夹带有小液滴，使燃料元件的冷却好转

5、，一进入再淹没阶段，热点包壳温度交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，在LBLOCA过程中，包壳温度达到最高点并开始下降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。66由于衰变热维持的时间很长，长期冷却阶段将需维持很长一段时间，ECCS要一直保持工作，在换料水箱的水用尽后，改用再循环方式冷却。④堆芯水位在整个喷放阶段，堆芯水位持续迅速下降。当上升蒸汽流量近于零时，可认为结束喷放

6、阶段，安注箱水及低压安注泵注入水流至下腔室，需要提及的是堆芯水位在喷放阶段结束时，未作扣除在喷放阶段中进入系统的安注水量，按保守的LBLOCA分析是需要扣除的，应见到水位的突然下落。在水位上升至堆芯底部，开始再淹没阶段，堆芯全部淹没后进入长期冷却阶段。5.2.3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)E

7、CCS冷却剂流失比例高。这是对堆芯响应分析而言的，对于安全壳压力分析就有可能热管段或中间管段破口后果更很重。（2）喷放系数CD的影响喷放系数CD的影响，也就是指破口尺寸的影响，喷放系教取1.0，即相当于200%管道截面破口，如取CD=0.6，相当于120%管道截面破口。分析表明，并不是取CD为1.0，PCT最高。这是因为PCT的高低，与喷放结束时燃料元件储存的能量多少有很大关系。破口大（即CD取值大），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，流动滞止现象显著，影响喷放早期元

8、件的冷却，喷放结束时元件贮能量多，如果破口再小一些，则又推迟元件裸露的时间，燃料元件储存又减少了。对于100万千瓦的核电厂，大致CD=0.6时可得最高PCT，对于较小的反应堆，造成最高PCT的CD可能会小一些。（2）燃耗的影响燃耗的影响主要在于燃耗影响芯块与包壳间气隙的大小，从而影响稳态运行时，燃料元件储能的多少。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7000~8000MWD