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核安全基础核动力仿真研究中心核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology第七章冷却剂丧失事故§7.1冷却剂丧失事故的特点§7.2轻水堆失水事故核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology7.1冷却剂丧失事故的特点定义：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）LossofCoolantAccident核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology事故起因失水事故是由下列原因引起的：一回路一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，回路上的机械压力或热应力，制造上的缺陷，内部飞射物。运行人员的错误，控制或调节系统的故障，设备故障。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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。汽腔小破口SGTR核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology失水事故的极限——设计基准事故最严重的失水事故：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。失水事故的极限——设计基准事故管道双端剪切断裂。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”。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。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裂。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology管道破口的类型核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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），这时的流动就叫做临界流。临界流概念核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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。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。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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology大破口失水事故小破口失水事故7.2轻水堆失水事故核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology7.2.1大破口失水事故设计基准事故：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。事故序列：1.喷放2.再灌水3.再淹没4.长期冷却核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology1、喷放阶段①欠热泄压②饱和泄压③沸腾工况转变④第一包壳峰值温度⑤残留热源和冷却恶化⑥应急堆芯冷却⑦旁通阶段⑧喷放结束（旁通结束）⑨低压注射系统启动15.510.05.00.001241020406080核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（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。15.510.05.00.001241020406080核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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/M001241020406080S破口在冷管段破口在热管段核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology15.510.05.00.001241020406080（2）饱和泄压过冷（欠热）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，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，向整个一次冷却系统传播。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology饱和喷放系统流动图（热段、冷段）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堆芯水位降低非常迅速，在安注投入以前堆芯已全部裸露喷放应急堆芯旁通堆芯在较长时间内维持一定的水装量核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（3）沸腾工况转变-偏离泡核沸腾当堆芯冷却剂开始汽化时，冷却剂的流动状态就从单相流变为两相流；由于冷却剂沸腾堆芯内产生大量汽泡，反应堆会由于负的空泡反馈而自动停堆，使堆芯功率下降到衰变热的水平。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。10005003000.001241020406080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（0.5-0.8s）在热管段破口，DNB发生较晚，要在几秒之后。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（4）第一包壳峰值温度由于DNB的发生，燃料棒排热突然恶化，燃料内的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。破口在热管段，同破口在冷管段相比，堆芯到破口位置之间流动阻力要小，因而流过堆芯的有效冷却剂的质量流量要大得多。表现在包壳温度形状的差别：上升斜率和所达最高温度都不相同。10005003000.001241020406080M/M001241020406080S破口在冷管段破口在热管段核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（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,在第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11000C左右时，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之间的不平衡，包壳温度不再上升（短暂过程）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。10005003000.001241020406080核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（6）应急堆芯冷却阶段（安注箱）安注箱启动，向堆芯注水(大约在10-15s)15.510.05.00.001241020406080安注旁通再灌水应急堆芯旁通核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（6）安注旁通•在注入冷管段的应急冷却剂中，很大一部分被下降段环形通道上部周围的完好环路冷管段出来的蒸汽流夹带到破口并不通过下降段，而直接被带到破口流出；•逆流汽水混合物的作用：在下降段环形通道中汽和水的逆向流动：在堆芯倒流期间，从堆芯排出的蒸汽与下腔室内水继续蒸发产生的蒸汽一起，通过下降段向上流动，阻碍从冷管段注入的应急冷却水穿过下降段；•热壁效应使这个效应进一步加强。•只有等到汽水混合物流出的速度降低下来以后，应急冷却水才能注入到堆芯中去。基于上述现象，在进行失水事故分析时，作为保守的估计，有时假设在整个喷放阶段结束之前，应急冷却水达不到下腔室。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology安注旁通大大推迟了下腔室的再灌水。15.510.05.00.001241020406080安注旁通再灌水核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（8）喷放结束（旁通结束）当一次系统与安全壳之间的压力达到平衡，破口质量流量变得很小时，喷放阶段结束（30～40秒出现）。冷管段破裂情况下，这时，重力开始超过夹带力，应急水穿过下降段向压力容器再灌水。15.510.05.00.001241020406080安注旁通再灌水应急堆芯旁通核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（9）低压安注系统启动大约30s或系统压力降到1MPa后，低压安注系统投入运行。取水途径：1.安注箱2.换料水箱3.安全壳地坑核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology2、再灌水阶段应急冷却水注入压力容器之后，首先要把下腔室充满。待水位到达堆芯底部之后才开始进入堆芯。应急冷却水充满下腔室这段时间叫作再灌水阶段。在这段时间内，燃料元件只靠残存在下腔室中的水产生的蒸汽对流和向周围进行热辐射来散热，传热条件极差。在衰变热的作用下，其温度不断提高。核科