定义

特征

进程

定义

压水堆核电厂大破口失水事故（LBLOCA）是指反应堆冷却剂系统主管道发生大破裂而造成的反应堆冷却剂丧失事故。设计基准大破口失水事故的极限情况是冷管段双端断裂并完全错开的情况。

特征

大破口失水事故是反应堆冷却剂装量减少一类事故中冷却剂丧失量快的极限情况，其危害很大，主要表现在：

（1）事故开始时，破口外的冷却剂突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波，这种冲击以波声速在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到破坏。此外，冷却剂的猛烈喷放，其反作用会造成管道甩动，破坏安全壳内设施。

（2）堆芯冷却能力大为下降，可能致使燃料元件受到损坏。

（3）高温高压的冷却剂喷入安全壳，致使安全壳内气体的压力和温度升高，危及安全壳的完整性。

（4）燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸汽发生剧烈的化学反应，所产生的氢积存在安全壳内，在一定的条件下有可能引起爆炸。

（5）堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄漏会污染环境。

进程

事故过程分为四个阶段：

（1）喷放阶段，此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出；

（2）再充水阶段，此时应急堆芯冷却水开始注入反应堆压力容器内但水位不超过堆芯的底部；

（3）再淹没阶段，此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；

（4）长期堆芯冷却阶段，堆芯完全淹没，低压安注系统投入并足以去除衰变热。

下面具体介绍各阶段情况：

（1）喷放阶段

喷放分两阶段进行，即欠热喷放与饱和喷放。在开始的欠热喷放阶段中，一回路压力迅速下降到当前水温相应的蒸汽（饱和）压力。在此阶段，失压同时伴随着压力波的传播；因此，安全分析必须证明由这些压力波引起的机械负荷不致使系统损坏到构成对公众危险的程度。

在此后较长的饱和喷放阶段，冷却剂内生成蒸汽气泡，同时水与蒸汽的混合物由破口喷出；这一阶段大体将持续15～20秒，直到系统压力大体等于安全壳内的压力。这种两相流相当于蒸汽与水混合物在管内的流动，称为“壅塞”流。它将持续一段时间，其中汽水混合物以最大音速喷出，蒸汽-水混合物流动时使燃料棒得到一定程度的冷却，故包壳温度段时间下降。然后由于液体的热焓增加，临界热流密度下降到最大热流密度以下；传热系数显著减少，同时包壳温度相应地升高。

当饱和喷放进行时，冷却剂内液相份额不断减少直到剩余的部分变为水与蒸汽的泡沫状混合物为止。泡沫的液位下降，使堆芯的上部裸露烧干。这时堆芯只能通过向四周结构辐射散热。于是包壳温度可能上升到使某些较热燃料棒因包壳过热失去强度而导致破损的程度。此时由锆水反应而产生的热能也助长了温度的进一步升高。

（2）再充水阶段

在喷放过程中压水堆一回路压力降低信号将触发ECCS动作。安注箱将通过未破裂的冷端或直接经由下降段向堆压力容器内注入含硼水；这将为燃料提供部分冷却手段，但在初期仍有大量的水变为蒸汽-水混合物由破口喷出。在冷段断裂事故中，希望注入的水沿下降段下降在通过堆芯上升，但这一运动受到沿相反方向进行喷放的液流阻挡。由于阻力很大，很可能发生“ECC水旁路流失”现象（见图4.3-1），即注入的水沿下降段环形空间流动并从管道上的破口喷出，当喷放结束后，一部分硼水开始聚焦在反应堆压力容器底部并进行再充水。如果外电源没有丧失，ECCS的低压安注子系统将开始向反应堆压力容器注入含硼水。但若外电源也已丧失，而起动应急发电机总滞后一段时间，故低压安注系统只能在再充水阶段的末期才开始动作，无论属于哪一种情况，燃料在再充水期间得不到充分冷却；只有汽水混合物的对流可以带出一些热量。

（3）再淹没阶段

当水位上升到燃料棒下端后，就开始了再淹没过程。当冷却水再上升时，它就与赤热的燃料包壳相接触；结果在后者表面上形成一层蒸汽膜，冷却水不易穿透。于是发生了池式膜态沸腾的工况。然而，堆芯底部的温度很快下降到冷水能够穿透汽膜的程度，从而发生了泡核沸腾。然后这部分包壳的温度迅速下降。在压水堆发生管道断裂事故后，其安注箱大约在一分钟后就全部排空，但从ECCS的其他水源取得补充水可以在大约两分钟左右将堆芯全部淹没。

再淹没过程中存在的一个问题就是向外泄漏的蒸汽压力趋向于阻止再淹没水的注入这种现象称为“蒸汽堵塞”，它使堆芯内水位上升的速率显著减少，实际上，由于注入水的惯性和堆芯内剩余蒸汽的可压缩性相互作用的结果，可能出现流量的振荡，在估计再淹没所需时间应将此因素考虑在内。

（4）长期堆芯冷却阶段

堆芯全部淹没后，低压安注系统继续从换料水箱取水注入反应堆压力容器，维持堆芯冷却，在换料水箱存水快用完时，换料水箱低水位信号将切换低压安注系统到安全壳地地坑取水，通过低压安注再循环工况实现长期堆芯冷却。