核反应堆大破口失水事故分析.docVIP

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31.5 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，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LB LOCA 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) ECCS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