核反应堆安全分析论文冷却剂丧失事故详解
摘要
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。对于压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Loss of Coolant Accident），冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。
压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。
根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。
本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。
关键词：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故； PCTRAN；定性分析
ABSTRACT
Loss of coolant accident aris as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, who abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cau many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible conquences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.
According to the differences of breach size and physics phenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on.
The article analys the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN.
Keywords:Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis
核反应堆安全分析（论文）绪论
1 绪论 (1)
1.1本论文的背景和意义 (1)
1.2冷却剂丧失事故概述 (2)
1.3设计任务 (2)
1.4方案选择 (2)
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2 PCTRAN 工具介绍 (3)
2.1PCTRAN简介 (3)
2.2PCTRAN特点 (3)
3 方案及总体设计 (5)
3.1冷却剂丧失事故的原因以及分类 (5)
金毛狗图片3.2失水事故的极限——设计基准事故 (5)
3.3临界流 (5)
3.4大破口失水事故.................................................................... 错误！未定义书签。沙发品牌前十名
四大名将
3.4.1 大破口失水事故的过程 (8)
4.2.2 大破口失水事故所造成的严重后果总结 (25)
4.2.3 一回路大破口失水事故的保护 .................................. 错误！未定义书签。
经典古诗词4.2.4 大破口失水事故的验收准则 ...................................... 错误！未定义书签。
3.5小破口失水事故 (26)
3.5.1 小破口失水事故的过程 (26)
3.5.2 小破口失水事故的冷却机理-自然循环 (27)
3.5.3 小破口失水事故中的热工水力特性 .......................... 错误！未定义书签。
3.5.4 小破口失水事故中破口尺寸对小破口瞬态过程的影响 .. 错误！未定义书
签。
3.5.5 稳压器汽腔小破口失水事故 ...................................... 错误！未定义书签。
3.5.6 小破口失水事故的影响 .............................................. 错误！未定义书签。
3.6小破口与大破口失水事故特征的比较 (29)
3.7热腿LOCA故障安全分析 (30)
3.8冷腿LOCA故障安全分析 (32)
总结 (34)
致谢 (35)
参考文献 (36)
1 绪论
1.1本论文的背景和意义
本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析。并且利用PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。主要是堆芯压力容器在堆芯水位以下的灾难性破裂的简要分析，对大、小破口事件的原因分析，以及及事故过程进行图文分析，大破口失水事故所造成的严重后果总结，小破口与大破口失水事故特征的比较，破口位置不同引起的现象也不同，本文也对此进行了简要分析，以及对三里岛事故的误判原因的简要分析。
1.2 冷却剂丧失事故概述
自美国三哩岛核电站发生堆芯熔化事故以来，严重事故的研究受到了广泛重视，相比之下，我国对严重事故的研究起步较晚，很多程序计算仅限于严重事故的早期阶段 ,且计算结果不够完整 ,缺乏像氢气生成量、熔融池尺寸、熔融池坍塌时间和质量、反应堆压力容器失
效的位置和时间等重要参数的描述。
三里岛事故误判断原因为：小破口出现后，稳压器降压，稳压器内原来就处于饱和态的水发生容积沸腾（闪蒸），体积膨胀，水位上升；随后由于不断喷放，稳压器内的水减少，水位下降；当系统压力降低到压力容器上腔室内的水的饱和压力时，上腔室的水开始（闪蒸），体积膨胀，多出来的体积被挤到稳压器中，使稳压器水位上升，直到满水；这时只靠稳压器的水位是不能判断一回路系统冷却剂装量的多少的。
冷却剂丧失事故的现象复杂，后果特别严重，因此在反应堆安全中处于非常重要的地位。
事实上，经过计算和实验表明，压力容器发生泄漏（或破口）的概率比管道破裂的概率小几个数量级。所以现在依然将双端剪切断裂作为极限设计基准事故。
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。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。
压水堆最大可信事故是主管道“双端断裂”,尤其是靠近压力壳入口管咀附近的管段 (即冷端)发生这种事故为最严重。高温高压强放射性的冷却水从破口双端喷出,稀疏压力波给吊篮、上下栅格板及其它堆内构件的两侧形成很大的瞬时压差,从而造成巨大的动态载荷；堆芯在十几秒钟内干涸,燃料元件内的剩余释热因无冷却水载走 ,最终有可能导致堆芯熔化。因此,人们对该事故高度重视,有关国家成立了专门的管理部门；建立了许多研究机构和大型实验室 ,长期地进行这方面的理论研究和实验,并
漫画图片提出了许多防范措施。安全注射系统就是其中之一，它在事故后期的确能起很大作用但在事故初期则无能为力。所以要寻找一个更好地方法来解决。小孩子沉迷游戏
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在反应堆冷却剂装载量减少一类事故，一般说来，大破口失水事故最为严重，但由于小破口失水事故中一回路降压速率慢、事故分析中可能在高压阶段出现长时间的堆芯裸露而引起燃料元件升温并损坏，因此，事故分析中要求对小破口失水事故也要作出全面而深入的分析。
1.3 设计任务
本文的是综述型文章，主要是对冷却剂丧失事故中的双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。
1.4 方案选择
对大破口失水事故和小破口失水事故的原因、过程、后果进行定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。
