核电站一回路失水事故分析

【摘 要】本文对核电站一回路失水事故（LOCA事故）的分类及验收准则进行简单介绍，主要针对两种比较典型的LOCA事故的发展阶段进行详细介绍，重点描述一回路失水事故发生后安全系统（RIS系统）的动作和堆芯水装量的变化以及堆芯余热的导出情况。并对影响LOCA事故后果的几个主要因素进行分析，通过堆芯水装量的变化来判断燃料包壳的完整性，以此来评价我们核电厂的安全性。

【关键词】LOCA；等效直径；破口位置；发展阶段；水装量

0 前言

对于核电站来说，限制功率提高的因素不在于中子动力学方面，而在于传热学方面的限制，这种限制并不是说在满功率运行时热工设计的裕度不够，而是指各种设计基准事故验收准则的限制。据统计，压水堆核电厂中有85%的最大功率受限于大LOCA事故后燃料包壳温度不超过1204℃这个限制条件，还有15%的最大功率受限于全部失流事故中DNBR必须大于某个值的限制，当然，大多数核电厂是受到两者的共同限制的。因此，准确地分析LOCA事故，在保证核电厂有足够的安全裕度情况下，又可保证核电厂有良好的经济效益。本文就大LOCA和中LOCA这两种比较典型的事故进行分析，并对影响这两种事故工况的影响因素加以分析，看看它们对LOCA事故后果的影响。

1 LOCA事故的分类及验收准则

1.1 LOCA事故的分类：

LOCA事故是依据一回路破口的等效直径大小来进行分类的，具体如下：

极小破口：等效直径小于等于9.5mm的破口；

小破口：等效直径在9.5--25mm 之间的破口；

中破口：等效直径在2.5--25cm之间的破口；

大破口：等效直径在25cm以上的破口。

1.2 LOCA事故的验收准则：

（1）事故后包壳温度峰值不超过1204℃；

（2）事故后包壳总氧化率不超过总厚度的17%；

（3）事故后包壳与水反应产生的氢量不超过假想产氢量的1%；

（4）事故后堆芯维持可冷却的形状；

（5）RIS系统正常运行后应能保证堆芯的长期冷却（特别是对一些半衰期较长的核素），并保证堆芯的温度不超过限值。

（1）、（2）准则的目的是为了防止事故后包壳脆化和熔化，从而保证第一道安全屏障的完整性；（3）准则的目的是防止安全壳内氢含量达到爆炸浓度，从而保证第三道安全屏障的完整性；（4）、（5）准则是为了保证RIS投运后含硼水能重新淹没并冷却堆芯，保证有足够的长期的堆芯冷却能力。

2 中LOCA事故分析

2.1 中LOCA事故的发展阶段

中LOCA事故指破口等效直径在2.5--25cm之间的破口，中LOCA事故发展一般分为四个阶段：

第一阶段是缓慢喷放阶段。过冷液体从破口喷出，系统压力降低，堆芯的热量主要通过自然循环由SG带走，这个阶段SG起到了重要的热阱功能。

第二阶段是环路水封存在阶段。随着一回路系统压力的降低，渐渐接近二回路的压力，一、二回路的温差越来越小，自然循环逐渐终止；同时由于一回路过渡段水封的存在，堆芯产生蒸汽不能破口喷出。此时一回路的热量主要通过破口的冷却剂喷放和SG传热管上段的回流冷凝带走；由于这两种传热方式的效率较低，不足以排出堆芯的衰变热，上腔室的水开始汽化，蒸汽在上腔室的聚集迫使压力容器水位快速降低，从而引起堆芯的和包壳快速升温，这个阶段一回路的压力接近一个恒定值。

第三阶段是环路水封清除阶段。由于环路水封清除，上腔室的蒸汽从破口喷出，上腔室的压力降低，导致下行段的冷却剂和安注的水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却。由于蒸汽的排热效率高，堆芯的热量主要由蒸汽从破口排出，但一回路水装量没有明显的回升。

第四阶段即长期冷却阶段。由于压力降低导致的高压安注流量的增加和安注箱的投运，一回路水装量明显上升，堆芯水位也得到恢复。最后低压安注系统投运，系统转到再循环工况。

2.2 中LOCA事故影响因素分析

2.2.1 破口位置的影响

破口位置一般分为冷段、热段和汽腔破口。对于冷段破口，一回路因冷却剂的过冷排放而快速降压，因压力低停堆停机，二回路压力上升，一、二回路压力基本平衡，一回路进入缓慢降压阶段，当水封消除后，一回路降压恢复，二回路压力高于一回路压力；SG逆向传热，二回路温度降低，压力也随之降低。压力容器的水位刚开始由于稳压器的水没有排完，压力容器水位基本不变，当压力降到上腔室饱和压力时，上腔室冷却剂闪蒸，压力容器水位下降；高压安注投入，由于注入流量较小，不能补破口损失，但却使压力容器水位下降变缓；当稳压器的水排完后，压力容器水位快速下降；当降到进出口接管平面时，压力容器水位出现一段稳定期；当自然循环终止，水封出现时，堆芯冷却剂汽化，压力容器水位快速降低；水封消除后，堆芯下部冷却剂和高压安注的水涌入堆芯，水位开始恢复；此后堆芯冷却剂蒸发仍存在，堆芯水位起伏且还有的可能性；安注箱注入后，堆芯水位开始整体上升。包壳温度包壳温度在燃料元件时温度升得很快，直到水封消除，堆芯下部冷却剂和高压安注的水涌入堆芯，包壳温度大幅度下降，堆芯冷却剂蒸发引起堆芯再次的话，包壳温度还要上升，直到安注箱注入。

对于热段破口，由于冷却剂的排出一般要经过堆芯，即有助于堆芯流量的维持，堆芯的冷却条件较好，因此堆芯不会，包壳也不会升温。另外热段冷却剂温度较高，所以饱和喷放出现较早，破口流量小，水装量损失慢，一回路降压慢一些。

对于汽腔破口，由于稳压器中的水是饱和的，一旦降压饱和水就会沸腾，水中含汽率大量增加会导致稳压器中水位突然上涨，其余现象同热段破口。由此可以看出，冷段破口最危险。

2.2.2 破口尺寸的影响

破口的尺寸越大，一回路降压越快，水装量衰减越快，堆芯越早，越深，但停堆、RIS等保护动作也越早，事故进程加快，即堆芯深度与时间是一种相互消长的约束。正是这种约束，使之有一个最危险的破口尺寸。

2.2.3 主泵运行的影响

事故早期，主泵的运行加强SG的输热，一回路降压较快，安全保护动作也较早。主泵运行，提高堆芯下行段的压力，堆芯水位一直维持较高水平，不出现，因而包壳冷却较好。主泵运行，加强冷却剂的搅混，事故后期，冷段破口会增加冷却剂的流失。

3 大LOCA事故分析

3.1 大LOCA事故的发展阶段

大LOCA事故指破口等效直径在25cm以上的破口，大LOCA事故发展一般也分为四个阶段：

第一阶段为喷放阶段。从刚开始的欠热喷放到后来的饱和喷放，系统的压力不断下降，水装量也不断下降，堆芯上部，包壳温度不断上升，有发生锆水反应的可能。

第二阶段为再充水阶段。RIS系统将触发，安注箱向压力容器注入含硼水，这将向燃料提供部分冷却手段，但在初期大量的水变成汽水混合物质从破口排出，甚至大量注入的含硼水直接从破口喷出，直至喷放结束后，大量的水才开始在压力容器中聚集。总之，这一阶段燃料未得到充分的冷却。

第三阶段为再淹没阶段。压力容器中含硼水越来越多，水位开始上涨，由于燃料的表面温度已经达到很高的程度，含硼水刚开始接触包壳表面时，会发生池式沸腾，包壳温度降低后转为泡核沸腾，包壳温度迅速下降。

第四阶段为长期堆芯冷却阶段。堆芯全部淹没后，低压安注系统从PTR001BA取水注入压力容器，维持冷却，当换料水箱的水快用完时，自动转到从地坑取水，通过低压安注再循环工况实现堆芯的长期冷却。

3.2 大LOCA事故影响因素分析

3.2.1 破口位置的影响

冷段破口会造成较高的危险峰值温度，因为破口流量与堆芯流量相反，喷放早期冷却恶化，上腔室压力高，引起堆芯水位下降，破口流出的冷却剂温度低，带走热量少，RIS注入的水损失较多。热段破口会造成较高的安全壳峰值压力。

3.2.2 喷放系数的影响

分析表面，并不是喷放系数越高，包壳表面温度就越高，包壳表面温度的大小与喷放结束时燃料元件贮存的能量多少有很大的关系。破口大，则事故过程中冷却剂从正向流向变成反向流动的时间短，恶化冷却并不严重；破口略小一点，流动滞止现象可能更显著，从而影响喷放早期的元件冷却，喷放结束时燃料元件贮存的能量可能更多；而破口再小一点的话，则又会推迟元件的时间，燃料元件贮存的能量又减少了。经过计算，CD=0.41，冷段有^高的包壳表面温度。

3.2.3 安注系统的影响

1）安注箱压力的影响

安注箱的压力应与事故进程相适合，一般在喷放结束后注入堆芯较合适。如果安注箱压力太高，则在喷放阶段可能就排空了，对缓减事故不起作用。

2）安注流量的影响

一般来说，安注流量越大，事故过程中的包壳峰值温度越低。但在有些参数综合条件下，最大安注流量却起不利的作用。

3.2.4 主泵运行的影响

在喷放早期，主泵的运行会导致堆芯再充水现象，对缓减事故有利。接着压力的降低，导致一回路闪蒸，主泵的运行对事故没有什么影响，反而会导致主泵的损坏，所以要停运主泵。

3.2.5 上封头温度的影响

上封头约有10吨冷却剂，它的温度的不同对事故进程的影响是不一致的。如果温度较高（相对于一回路），上封头的水蒸发，起到了稳压器的作用，从而使系统压力降得慢，推迟了安注，而且还会压迫堆芯水位下降，即越高越严重，所以正常运行必须保证上封头有一定的流量。上封头冷却剂温度不高的话，可以近似认为等于冷段温度，上封头有相当于安注箱的作用。

4 总结

通过对LOCA事故的介绍让我们清楚核电站一回路失水事故的演变过程及事故后果，并通过对中大LOCA两个典型事故的分析，明确即使在最不利的情况下，LOCA事故的后果也是可以接受的，满足LOCA事故的验收准则。

【参考文献】

[1]秦山核电二期工程，秦山第二核电厂最终安全分析报告.

[2]核电秦山联营有限公司，CP600核电厂高级运行.