反应堆瞬态热工分析简介

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1、第五章反应堆瞬态热工分析简介事故分析堆芯欠冷事故冷却剂丧失事故（LOCA）反应堆堆芯欠冷事故简介-失流事故失流事故：当主回路中的阀门由于偶然原因突然关闭，主循环泵因机械故障卡死或失去动力电源而被迫停止运行时，反应堆的冷却剂流量就要减少，甚至中断。冷却剂失流后，反应堆燃料元件的温度变化是由冷却剂流量下降过程和堆芯释热率下降过程这两个因素决定的。在主循环泵失去动力电源时，冷却剂的流量会立即开始下降。由于反应堆控制系统的响应存在滞后，控制棒的下插也需要时间，因而反应堆不可能在断电后马上停堆。停堆以后，燃料元件表面热流量下降是比较缓慢的。在停堆之后，燃料元件表面热流密度下降的速度是否与燃料剩余释热率

2、的下降速度相同？为什么？可能导致怎样的结果？答：不相同，释热率下降快，热流密度下降慢。这是因为在停堆后，原来温度很高的燃料芯块降温，要释放出许多热量来，元件表面传出的热量是燃料剩余释热和芯块降温放出的热量之和。如图。特别是用二氧化铀作燃料的反应堆，由于二氧化铀的导热能力很差，燃料元件的中心温度很高。当燃料元件表面传热恶化时，元件内的热量要重新分配，中心温度虽然降低，但包壳温度却要升高。采取措施一是紧急停堆。然而停堆的速度受到控制系统能力的限制，只能快到一定程度。二是设法减缓冷却剂流量在泵断电后的下降速度，并设法在泵停止运行后的相当长时间内维持一定的冷却剂流量，以去除衰变热。水堆：可以用加大冷

3、却剂主循环泵转动惯量的方法（例如在泵转子上加惰转飞轮）来延长泵的惰转时间。在惰转停止以后，可以利用一回路的自然循环来保证适当的冷却剂流量。为了增大自然循环的驱动压头，在这些类型堆的设计中，总是设法加大蒸汽发生器与堆芯之间的高度差。船用动力压水堆：要用由备用电源供电的应急冷却水泵来给堆芯提供冷却剂流量对冷却剂失流事故进行热工水力分析的主要任务确定安全保护系统允许的动作滞后时间确定主循环泵（或风机）惰转风轮的转动惯量对于使用应急泵来提供余热冷却的反应堆，还要确定应急泵必须投入运行的时间和必要的循环流量等反应堆冷却剂丧失事故在安全分析中，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

4、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”。可以想象，在焊口处（例如在主管道与压力壳接管连接处）发生这种断裂的可能性最大。在设计堆芯结构、安全保护系统和安全壳时，往往以这种事故做为出发点，所以有时又把这种事故叫做“设计基准事故”。双端断裂失水事故所造成的严重后果是多方面的首先，在管道断开的一瞬间，冷却剂在断口处突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波。这种冲击波在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到严重破坏，其后果可能是控制棒插不进去，或使一部分冷却剂通道发生堵塞。其二，由于冷却剂迅速流失，冷却剂液面可能降到堆芯顶面以下，这样一

5、来就使堆芯传热工况严重恶化，从而有可能使堆芯烧毁或熔化。如果堆芯大量燃料元件发生了熔化，熔化的燃料同残存在压力壳内的水相接触，进行剧烈的放热反应。在水被蒸干以后，熔化的燃料就会把压力壳熔穿。熔融的燃料进入安全壳后同水接触，会产生冲击波，它有可能把安全壳破坏。其三，管道破裂后，高温高压的冷却剂大量喷放到安全壳中，会使壳内气体的温度和压力升高，这也有可能造成安全壳的破坏。其四，失水事故发生后，还有一个潜在危险，就是作为燃料元件包壳的锆在高温时会与水蒸汽发生剧烈的化学反应。锆水反应的后果和危害氢气会跑到安全壳中。当反应量相当大，所产生的氢气和氧气的比例达到爆炸限度时，就有可能发生爆炸，致使安全壳遭

6、到破坏。使燃料元件包壳脆化。当反应堆压力壳内的压力降低下来以后，脆化的包壳可能不足以承受燃料元件的内压，而使包壳破裂。锆水反应产生的热量还会加大燃料元件表面的热流量，使包壳的温度更高，锆水反应更剧烈。对失水事故进行热工水力分析的主要内容有以下几个方面研究管道破裂后因冷却剂失压而产生的冲击波的大小，分析堆内构件和一回路部件在冲击波的作用下遭受破坏的可能性。研究在失水事故的全过程中冷却剂流失的速度，以及系统内冷却剂的压力、流量、焓、密度、液位等参数随时间的变化，以确定堆芯冷却剂的工况，计算燃料元件的温度场，检验它们是否超过了安全限度。分析事故过程中氢的产生和积累所造成的后果。分析安全壳在冲击波以

7、及一回路冷却剂喷放的作用下发生破裂的危险性。安全设施堆芯应急冷却系统应急冷却系统可以在堆芯丧失冷却剂的情况下向堆芯注入应急冷却剂，防止堆苡熔化。安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统可以向安全壳空间喷淋含硼过冷水，以便把事故过程中从一回路喷放出来的大量蒸汽凝结成水，降低壳内的压力。同时，喷淋的雾滴还可以清除悬浮在安全壳中的放射性物质（主要是碘）。把溶解有放射性物质的喷淋水收集起来加以浓缩而后储存起来，即可避免放射性物质