《反應(yīng)堆安全分析》復(fù)習(xí)題資料(共9頁)

1、精選優(yōu)質(zhì)文檔-傾情為你奉上2007年李吉根老師反應(yīng)堆安全課的復(fù)習(xí)題資料 1、 核反應(yīng)堆安全性特征（即安全考慮的出發(fā)點）。答：a強(qiáng)放射性；b衰變熱；c功率可能暴走；d高溫高壓水；e放射性廢物的處理與貯存。2、 核安全的總目標(biāo)、輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)。答：核安全的總目標(biāo)：在核電廠里建立并維持一套有效的防護(hù)措施，以保證工作人員、公眾及環(huán)境免遭過量放射性風(fēng)險。輻射防護(hù)目標(biāo)：確保在正常運(yùn)行時核電廠及從系統(tǒng)釋放出的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并低于國際輻射防護(hù)委員會（ICRP）規(guī)定的限制；還確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。技術(shù)安全目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對核

2、電廠設(shè)計中考慮的所有事故，甚至對于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果是小的；確保那些會帶來嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低。3、 核反應(yīng)堆安全的基本設(shè)計思想和主要設(shè)計原則。答：基本設(shè)計思想為設(shè)置縱深防御設(shè)施和措施及建立防止放射性物質(zhì)釋放的多道實際屏障?？v深防御：包含正常運(yùn)行設(shè)施、停堆保護(hù)系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施、特殊安全設(shè)施和廠外應(yīng)急設(shè)施五個層次。分別為：1）高質(zhì)量的設(shè)計、施工和運(yùn)行，防止異常工況出現(xiàn)；2）停堆保護(hù)余熱排出，防止異常工況發(fā)展為事故；3）專設(shè)安全設(shè)施，防止事故發(fā)展為嚴(yán)重事故；4）事故處置及特殊設(shè)施，防止放射性大量釋放到環(huán)境；5）廠外應(yīng)急計劃與措施，限制危害和后果。多層屏

3、障：輕水堆核電廠普遍采用三道實體屏障，即燃料元件包殼、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界和安全殼及安全殼系統(tǒng)。另外，燃料芯塊、反應(yīng)堆冷卻劑、安全殼內(nèi)空間及廠外的防護(hù)距離也都可視為緩解放射性危害的屏障。主要設(shè)計原則包括單一故障原則、冗余度和多樣性原則、獨立性原則、故障安全原則、定期試驗維護(hù)檢查的措施、充分采用固有安全性的原則、運(yùn)行人員操作優(yōu)化的設(shè)計。4、 冗余度和多樣性設(shè)計原則及其出發(fā)點。答：冗余度：采用多個類似的系統(tǒng)并聯(lián)或串聯(lián)起來，以使某個系統(tǒng)失效時不影響電廠的運(yùn)行。出發(fā)點：高可靠性、單一故障準(zhǔn)則的要求。多樣性：采用多個獨立的和不同的方法實現(xiàn)同一目的。出發(fā)點：應(yīng)付共模（公因）失效。5、 核反應(yīng)堆基本安全

4、功能和主要安全系統(tǒng)。答：核反應(yīng)堆的基本安全功能：反應(yīng)性控制、確保堆芯冷卻、包容放射性產(chǎn)物?！痉▏妗糠磻?yīng)性控制、余熱導(dǎo)出、控制反應(yīng)性釋放；【美國版】保護(hù)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力便捷的完整性、保證及保持安全停堆、控制放射性釋放。主要安全系統(tǒng)：反應(yīng)堆停堆保護(hù)系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)、反應(yīng)性控制系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施。專設(shè)安全系統(tǒng)：應(yīng)急堆芯冷卻劑系統(tǒng)、安全殼本體、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、安全殼消氫和凈化系統(tǒng)。6、 核反應(yīng)堆的四種安全性要素和反應(yīng)性反饋機(jī)理。答：核反應(yīng)堆的四種安全性要素：自然的安全性、非能動的安全性、能動的安全性、后備的安全性。固有安全性：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強(qiáng)制

5、性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動的安全性，控制反應(yīng)性或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運(yùn)行和安全停閉。反應(yīng)性反饋機(jī)理：1.四因子式k=f，由于燃料、冷卻劑、結(jié)構(gòu)材料的溫度、壓力、流量、密度等因素的變化導(dǎo)致中子泄漏、利用率發(fā)生變化，引入了反應(yīng)性，如由于多普勒效應(yīng)，燃料的溫度升高，導(dǎo)致共振吸收峰降低展寬，總吸收利用率下降；2.反應(yīng)性反饋產(chǎn)生于堆內(nèi)溫度、壓力或流量的變化。但是，在一般情況下，冷卻劑流量比較穩(wěn)定，故此效應(yīng)可以忽略不計。壓力效應(yīng)也很小。因此，只有溫度對反應(yīng)性的影響是一項主要的反饋效應(yīng)，它決定了反應(yīng)堆對于功率變化的內(nèi)在穩(wěn)定性（又稱固有安全性）。這種內(nèi)在穩(wěn)定性是由燃料多普勒效應(yīng)、慢化劑溫度

6、效應(yīng)和空泡效應(yīng)表現(xiàn)出來的。7、 核反應(yīng)堆運(yùn)行工況分類的原則和方法。答：核電廠運(yùn)行工況分類是指按事件預(yù)計發(fā)生的頻率分類，其目的是確定各種事件的驗收準(zhǔn)則，原則是：出現(xiàn)頻繁的工況要求其后果輕微；后果嚴(yán)重的工況要求其發(fā)生頻率極低。核電廠運(yùn)行工況可按照三類五級的方法分類：【答四工況即可】第一類為正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變，包括：工況I（正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)核電廠的正常穩(wěn)定功率運(yùn)行、停堆狀態(tài)、帶有允許偏差的運(yùn)行（如少量燃料包殼泄漏、蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏）、啟動和停堆過程、冷卻卸壓過程及負(fù)荷變化過程）、工況II(常見故障、中等頻率事故和預(yù)期運(yùn)行瞬變發(fā)生頻率F大于10-2/堆年，即在核電廠的壽期內(nèi)可能發(fā)生一次或數(shù)次，這

7、里“預(yù)期”的意思即在一個核電廠壽期內(nèi)很可能發(fā)生的意思。這類事件如汽輪機(jī)停車、全部主泵失去電源等。)；第二類為假想事故，包括：工況III（稀有事故發(fā)生頻率F大于10-4/堆年，小于10-2/堆年，即對于單個核電站運(yùn)行經(jīng)驗積累來說，有可能出現(xiàn)，如一二回路管道小破裂。）、工況IV（極限事故發(fā)生頻率F大于10-6/堆年，小于10-4/堆年，這種事故預(yù)期不會發(fā)生，用來對核電廠的安全設(shè)施提出要求，這類事故危害大，如大破口失水事故，運(yùn)行歷史中發(fā)生過）；第三類為嚴(yán)重事故，燃料元件嚴(yán)重?fù)p壞，堆芯熔化，安全殼完整性受到破壞，有大量放射性物質(zhì)釋放的事故。工況I、II、III、IV為設(shè)計基準(zhǔn)事件。8、 壓水堆核電廠設(shè)

8、計基準(zhǔn)事故的物理分類。答：1）二回路系統(tǒng)排熱增加；2）二回路系統(tǒng)排熱減少；3）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少； 4）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量增加；5）反應(yīng)性和功率分布異常；6）反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少；7）系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放；8）未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)。9、 單一故障準(zhǔn)則及其使用方法。答：單一故障準(zhǔn)則定義：完成某一安全功能的系統(tǒng)或設(shè)備，若執(zhí)行其預(yù)定的安全功能，需要N個系統(tǒng)或部件，設(shè)計時至少要設(shè)計N+1的子系統(tǒng)或部件，以允許系統(tǒng)或設(shè)備具有承受發(fā)生一個隨機(jī)故障而不喪失其安全功能的能力。使用方法：1）單一事件引發(fā)的多重故障仍歸為單一故障；2）整個核電廠系統(tǒng)只考慮一個故障；3）整個事故期間只考慮一個故障，短期階

9、段只考慮能動故障，長期階段可考慮能動也可考慮非能動；4）單一故障準(zhǔn)則是針對安全級設(shè)備而言的對非安全級設(shè)備不考慮其緩解效果，只考慮其不利影響；5）只有在設(shè)備調(diào)用時才考慮失效問題；6）在技術(shù)規(guī)格書中確定的定期維護(hù)、檢修和實驗的設(shè)備，不認(rèn)為其是不可用的；7）全部設(shè)備正常工作時造成最嚴(yán)重的后果，單一故障準(zhǔn)則可以考慮是無故障；8）必須把事故與故障區(qū)分開來，事故分析中只考慮初因事件加單一故障，而不考慮事故的迭加；9）失去廠外電和最大價值的一組控制棒卡在堆外是事故分析的附加條件，不能作為單一故障準(zhǔn)則考慮；10）某一故障的繼發(fā)故障仍作為單一故障；11）對不同的驗收準(zhǔn)則要求，可以假設(shè)不同的單一故障；12）事故分

10、析時必須要找出最保守的單一故障，即極限單一故障。10、 設(shè)計基準(zhǔn)事故的通類驗收準(zhǔn)則。答：工況I  定性：不應(yīng)觸發(fā)反應(yīng)堆保護(hù)停堆。定量：各種參數(shù)變化不超過停堆保護(hù)限值。工況II 定性：保護(hù)系統(tǒng)能夠停堆；必要的校正動作后可重新投入運(yùn)行；不引發(fā)更嚴(yán)重的工況；確保燃料包殼完整性；不超過一二回路壓力限值；放射性后果不超過正常限值。定量：燃料系統(tǒng)不燒毀MDNBR>極限值；一回路壓力<110設(shè)計壓力；放射性后果<10 10CFR100限值。工況III 定性：燃料元件受損不大于某一份額；不影響堆芯幾何及可冷卻性；不引發(fā)更嚴(yán)重的工況；不進(jìn)一步損壞壓力邊界；不進(jìn)一步損壞安全殼屏障；不影

11、響公眾使用廠外區(qū)域；放射性后果不超過劑量限制。定量：包殼峰值溫度<=1204（持續(xù)高溫，堆芯不裸露）、<=1482（瞬時高溫，堆芯不裸露）；一回路壓力<120設(shè)計壓力；放射性后果<25 10CFR100限值。工況IV 定性：燃料元件受損不大于某一份額；不影響堆芯幾何及可冷卻性；不引發(fā)更嚴(yán)重的工況；不進(jìn)一步損壞壓力邊界；不進(jìn)一步損壞安全殼屏障；不影響公眾使用廠外區(qū)域；放射性后果不超過劑量限制；不導(dǎo)致緩解設(shè)施喪失功能。定量：放射性后果<100 10CFR100限值；壓力、溫度要求同工況III。11、 反應(yīng)性引入事故的三種瞬變特性。答：準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變：在功率運(yùn)行工況，向堆內(nèi)

12、引入的反應(yīng)性比較緩慢，以致這個反應(yīng)性被溫度反饋效應(yīng)和控制棒的自動調(diào)節(jié)所補(bǔ)償?shù)乃沧?。如滿功率時控制棒組件慢速抽出的瞬變。超緩發(fā)臨界瞬變：引入堆內(nèi)的正反應(yīng)性較快，以致反應(yīng)性反饋效應(yīng)和控制系統(tǒng)已不能完全補(bǔ)償，使總的反應(yīng)性大于零，但又不超過的瞬變。如在滿功率運(yùn)行工況下，兩組控制棒失控抽出。超瞬發(fā)臨界瞬變：引入的反應(yīng)性很大超過了瞬發(fā)臨界的程度所引起的堆內(nèi)瞬變，如彈棒事故。12、 失控提棒事故的自動保護(hù)裝置，快速提棒和慢速提棒的主要差異。答：自動保護(hù)裝置：1）源量程高核通量反應(yīng)堆停堆；2）中間量程高核通量停堆；3）功率量程高核通量停堆（低定值）；4）功率量程高中子通量停堆（高定值）；5）高中子通量正變化率

13、停堆。主要差異：快速提棒，瞬態(tài)過程十分迅速，堆冷卻劑平均溫度和壓力變化很小，最小DNBR大于限值；慢速提棒，由于堆功率增加緩慢，而由超溫T停堆，冷卻劑平均溫度和壓力有較大變化，最小DNBR仍大于限值。13、 彈棒事故的起因、過程特征及其危害性。答：起因：控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)密封殼套發(fā)生破裂，巨大的壓差將控制棒彈出堆芯（<0.05秒）。特征：1）快速的階躍反應(yīng)性引入，堆功率急劇上升；2）形成堆芯功率分布不均勻，而且因子比較大，形成局部高功率；3）小破口事故，但從失水角度來看不嚴(yán)重，從反應(yīng)性的角度來看，有一定有利影響；4）總體上形成功率、溫度快速短暫的增長。危害：1）局部過熱可能造成芯塊熔化；2）

14、過熱芯塊與冷卻劑直接接觸，熱能轉(zhuǎn)化為機(jī)械能形成沖擊波，損害堆芯結(jié)構(gòu)和可冷卻性；3）包殼過熱脆化而破裂；4）冷卻劑升溫升壓，進(jìn)一步損壞一回路完整性。14、 完全失流事故的主泵流量衰減規(guī)律。答：（1）假設(shè)水泵無慣性：即水泵斷電后沒有慣性壓頭，w=w0/(1+t/t1)，其下降速率的大小由主回路半時間t1決定。即當(dāng)t=t1時，堆芯慣性流量為初始流量的一半，所以t1越大，堆芯慣性流量下降越慢。（2）假設(shè)水泵有很大的慣性：以致水泵半時間遠(yuǎn)遠(yuǎn)大于回路半時間，t=tp時，泵的慣性角速度下降到初始角速度的一半，此時流量的解為w=w0/(1+t/tp)，此時泵的特征決定流量的衰減速率。（3）=t1/tp，當(dāng)值相

15、當(dāng)小時（<0.05），失流事故后相當(dāng)一段時間內(nèi)，慣性流量可以保持在初始流量一半以上；當(dāng)值比較大時（>1），堆芯慢化劑流量將很快下降到初始流量的1020。15、 失流事故的過程特點及其對核電廠設(shè)計的要求。答：過程特點：冷卻劑流量降低，堆芯傳熱能力下降，事故高潮期很短，過程很快。要求：1）功率水平和分布因子合理；2）停堆保護(hù)及時；3）控制棒下落速度塊；4）主泵轉(zhuǎn)動慣量足夠；5）蒸汽發(fā)生器與堆芯高度差足夠。16、 汽輪機(jī)停車事故的起因及其包絡(luò)性。答：起因：1）發(fā)電機(jī)停機(jī)（甩負(fù)荷）；2）真空冷凝器失效；3）喪失潤滑油；4）汽輪機(jī)推力軸承故障；5）汽輪機(jī)超速；6）手動誤操作。包絡(luò)性：汽輪機(jī)停

16、車瞬變的分析結(jié)果可以包絡(luò)“蒸汽流量減小”、“外負(fù)荷喪失”、“主蒸汽隔離閥關(guān)閉”、“冷凝器真空喪失”這四種瞬變。17、 主蒸汽管道破裂事故的物理過程，有、無濃硼注入的主要差異。答：物理過程：主蒸汽管道破裂后，大量蒸汽從破口噴出，蒸汽發(fā)生器二次測降壓，一回路到二回路傳熱增加，冷卻劑溫度下降，負(fù)反應(yīng)性反饋導(dǎo)致堆芯引入正反應(yīng)性。若反應(yīng)堆處于停堆工況下，堆芯停堆裕度降低，甚至可能重返臨界；若反應(yīng)堆處于功率運(yùn)行狀態(tài)，堆功率增加，進(jìn)而導(dǎo)致功率保護(hù)停堆，停堆后的過程與初始處于停堆工況過程相似。有無濃硼注入的主要差異：1）有濃硼注入時，濃硼的注入主宰反應(yīng)性的變化，堆功率在達(dá)到峰值后下降，趨于熱態(tài)零功率工況；2）

17、無濃硼注入時，慢化劑降溫引起的反應(yīng)性變化主要靠燃料多普勒反應(yīng)性來補(bǔ)償，反應(yīng)性在峰值后趨于零，堆功率趨于一個穩(wěn)定值。電廠趨于穩(wěn)定狀態(tài)。18、 大破口失水事故分析的主要假設(shè)及應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）驗收準(zhǔn)則。答：主要假設(shè)：1）102額定功率；2）最大功率不均勻因子；3）軸向功率取壽期中最危險的截斷余弦分布；4）燃耗選取以使得燃料元件氣隙最大，儲熱最大；5）由溫度及空泡負(fù)反應(yīng)性停堆；6）衰變熱選?。?）鋯水反應(yīng)取BAKER-JUST關(guān)系式；8）金屬構(gòu)建儲熱；9）破口臨界噴放取Moody噴放關(guān)系式，噴放系數(shù)0.61.0；10）ECCS流量在噴放階段全部流失，后面階段破損環(huán)路全部流失；11）CHF后

18、果采用膜態(tài)沸騰公式；12）極限的單一故障；13）安全殼壓力偏低選?。?4）再淹沒階段主泵卡軸；15）上封頭溫度保守假設(shè)；16）燃料腫脹引起的流量阻塞效應(yīng)。ECCS驗收準(zhǔn)則：1）包殼峰值溫度（PCT）不超過1204；2）包殼最大氧化厚度不超過17；3）氫生成量不超過全部包殼參加鋯水反應(yīng)總生成量的1；4）堆芯幾何形狀的變化應(yīng)限制在可冷卻的限度之內(nèi)；5）能進(jìn)行堆芯長期冷卻，以去除衰變熱。19、 大破口失水事故的物理過程及其主要參數(shù)變化規(guī)律。答：物理過程：1）噴放階段：破口出現(xiàn)后，冷卻劑從破口噴出，首先是很短暫的欠熱臨界噴放，很快進(jìn)入飽和臨界噴放，冷卻劑壓力下降很快，堆芯流量會出現(xiàn)很短暫的流動逆轉(zhuǎn)過程

19、，會出現(xiàn)流動滯止現(xiàn)象，導(dǎo)致包殼出現(xiàn)第一個溫升峰。ECCS水旁路堆芯，直接從破口損失，堆芯傳熱條件惡化。噴放后期包殼溫度開始快速上升。冷卻劑幾乎喪失完后，噴放結(jié)束。2）再充水階段：在噴放結(jié)束后，ECCS水逐漸進(jìn)入壓力殼的下腔室。壓力殼水位開始回升，但堆芯處于裸露狀態(tài)，燃料包殼溫度快速上升（幾乎是絕熱升溫），可能有少量的鋯水反應(yīng)，當(dāng)壓力殼水位到達(dá)堆芯底部后，再充水階段結(jié)束。3）再淹沒階段：ECCS冷卻劑開始與熾熱的燃料包殼接觸，開始對底部包殼起冷卻作用，但很快被汽化，包殼溫度上升速度逐漸變慢，堆芯水位上升緩慢，鋯水反應(yīng)比較顯著。隨著水位的上升，再淹沒前沿的傳熱工況有一個轉(zhuǎn)變過程（蒸汽冷卻膜態(tài)傳熱泡

20、核沸騰單相液冷卻）。包殼溫度開始下降，堆芯逐漸淹沒，包殼溫度快速下降，當(dāng)堆芯被完全淹沒后，再淹沒階段結(jié)束。4）長期冷卻階段：ECCS水冷卻堆芯后，從破口注入安全殼地坑，通過安注再循環(huán)模式實現(xiàn)長期冷卻。主要參數(shù)變化規(guī)律：圖：1）堆功率：由于大破口事故系統(tǒng)壓力降低極快，0.1秒內(nèi)，可降到冷卻劑的飽和壓力，從而生成大量蒸汽，堆內(nèi)空泡效應(yīng)引入的負(fù)反應(yīng)性使反應(yīng)堆自行停閉。停堆后剩余中子功率迅速減小，此后主要釋放衰變熱。2）RCS壓力變化：在最初極短的一段時間內(nèi)為欠熱噴放，壓力迅速下降，進(jìn)入飽和噴放后，壓力下降稍見緩慢。在再充水，再淹沒階段，注入的低溫安注水使堆芯蒸汽凝結(jié)，此后雖水位在上升，但系統(tǒng)壓力仍然

21、緩慢下降。3）熱點包殼溫度：在噴放階段形成一個包殼溫度峰值；在再充水階段，堆芯內(nèi)既無液體冷卻劑，又無顯著蒸汽流動，元件處于裸露狀態(tài)，是包殼溫度的主要升溫狀態(tài)；進(jìn)入再淹沒階段，隨著蒸汽產(chǎn)生量的增加，包殼升溫越來越緩慢，繼而開始下降。包殼溫度達(dá)到最高點并開始下降，是在驟冷前沿到達(dá)之前，由蒸汽流動冷卻而形成的。4）堆芯水位：整個噴放階段，堆芯水位持續(xù)迅速下降。安注箱水及低壓安注泵注入水流入下腔室后，壓力容器水位開始逐漸上升。在水位上升至堆芯底部之后，開始在淹沒階段，由于部分水量因冷卻堆芯而汽化，因此再淹沒階段堆芯水位上升緩慢。20、 破口位置對大破口失水事故物理過程和后果的影響。答：冷管段破口會造成

22、最高的包殼峰值溫度，比熱段破口危險，因為：1）破口流量與原堆芯流量方向相反，引起噴放早期冷卻惡化；2）上腔室壓力高，使堆芯水位降低；3）破口流出的是低焓冷卻劑，流量大而帶出的熱量少；4）ECCS的注水流失比例高。21、 小破口失水事故的物理過程及其主要參數(shù)變化規(guī)律。答：物理過程：1）自然循環(huán)維持階段：破口冷卻劑喪失，壓力殼水位下降，一回路系統(tǒng)降壓，堆芯熱量通過循環(huán)從蒸汽發(fā)生器熱阱排出；ECCS注水流量較小。2）自然循環(huán)中止（水封存在階段）：當(dāng)壓力殼水位低于主管道所在平面后，自然循環(huán)終止，堆芯開始產(chǎn)生大量蒸汽，并在上腔室積累，上腔室壓力相對偏高，會把堆芯水位不斷降低，導(dǎo)致堆芯裸露升溫，堆芯熱量部

23、分靠回流冷凝方式從蒸汽發(fā)生器二次熱阱帶出。安注流量很難進(jìn)入堆芯，大部分從破口流失。當(dāng)蒸汽積累導(dǎo)致壓力足以克服殘留在U形管彎曲段中的水封壓頭時，導(dǎo)致循環(huán)水封消除。3）循環(huán)水封消除階段：水封消除后，壓力再平衡使得下行段中的冷卻水流回堆芯，堆芯被快速淹沒，系統(tǒng)壓力快速下降。4）長期冷卻階段：ECCS水冷卻堆芯后，從破口注入安全殼地坑，通過安注再循環(huán)模式實現(xiàn)長期冷卻。主要參數(shù)變化規(guī)律：圖1）堆功率：事故開始，破口冷卻劑喪失使得RCS快速降壓，引起慢化劑密度下降，導(dǎo)致堆功率單調(diào)下降。當(dāng)RCS壓力降到低壓停堆壓力時，堆安全保護(hù)開始緊急停堆，隨著控制棒的插入，堆功率劇減，快速降到衰變熱水平。2）系統(tǒng)壓力：事

24、故開始，RCS因破口冷卻劑過冷臨界噴放而快速降壓。當(dāng)降至上腔室及熱段冷卻劑飽和壓力時，因上腔室及熱段冷卻劑閃蒸，RCS出現(xiàn)短暫的再升壓階段。此后由于堆功率下降，RCS降壓恢復(fù)。停堆后功率劇減，上腔室及熱段冷卻劑溫度也隨之減小。由于環(huán)路自然循環(huán)停止，主泵入口前的U形段出現(xiàn)水封，水封的出現(xiàn)使得破口排熱受阻，RCS降壓緩慢。3）壓力容器（堆芯）水位：一開始，由于位置較高的穩(wěn)壓器尚未排空，壓力容器水位維持不變。當(dāng)壓力降到上腔室冷卻劑溫度所對應(yīng)的飽和壓力，引起上腔室冷卻劑閃蒸后，壓力容器水位開始下降。當(dāng)穩(wěn)壓器排空后，壓力容器水位開始快速下降。當(dāng)壓力平衡使堆下行段內(nèi)的冷卻劑及HPSI注入流入堆芯，堆芯水位

25、開始快速回升，重新淹沒堆芯。到安注箱注入后，堆內(nèi)水位開始整體回升。4）包殼溫度：事故開始，由于事先停泵及芯塊儲存熱釋放，包殼出現(xiàn)短期升溫。接著由于堆功率下降，包殼溫度開始下降。堆芯裸露后，包殼開始升溫，直到環(huán)路部分水封臨時消除，使得部分液相冷卻劑涌入堆芯，燃料包殼溫度大幅下降。環(huán)路水封消除后，由于堆芯迅速淹沒，包殼升溫結(jié)束。在堆芯冷卻劑蒸發(fā)引起堆芯再次裸露時，燃料包殼相應(yīng)的再次升溫，并因安注箱的投入而結(jié)束。22、 主泵運(yùn)行對小破口失水事故物理過程和后果的影響。答：（1）加速早期降壓；（2）阻止環(huán)路水封形成；（3）提高堆芯水位，避免堆芯裸露； 加強(qiáng)冷卻劑交混，早期冷卻破口流量小，后期破口大。23

26、、 如何區(qū)分蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故和小破口失水事故。答：蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂是失水事故的一種特殊情況，從一回路裝量減少的立場來看，其嚴(yán)重性可以用小破口事故來包絡(luò)。與小破口失水事故相比，蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂有如下幾個特征現(xiàn)象：（1）事故前后安全殼儀表指示沒有變化；（2）破損蒸汽發(fā)生器水位，給水流量異常；（3）冷凝器排氣和蒸汽發(fā)生器排污取樣系統(tǒng)輻射水平異常。此外：（1）小破口失水事故僅失去一回路壓力邊界的完整性和安全殼的完整性，放射性物質(zhì)旁通安全殼而直接釋放到環(huán)境；（2）小破口失水事故在30min內(nèi)不要求操縱員干預(yù)，而SGTR事故則要求操縱員必須盡快干預(yù)。24、 操縱員不干預(yù)時蒸汽發(fā)

27、生器傳熱管破裂事故的趨向工況及其危害性，操縱員干預(yù)時的主要干預(yù)內(nèi)容及其出發(fā)點。答：趨向工況：（1）一回路冷卻劑進(jìn)入破損蒸汽發(fā)生器，一回路水位、壓力下降，上充流量增加，安全殼儀表指示無變化；（2）蒸汽發(fā)生器壓力上升，破損蒸汽發(fā)生器水位上升，蒸汽流量與給水流量失配；（3）破損蒸汽發(fā)生器排污和冷凝器排氣，高放射性報警；（4）放射性直接排放環(huán)境，同時喪失兩層屏障，后果嚴(yán)重。危害性： （1）放射性排放到環(huán)境；（2）蒸汽發(fā)生器滿溢，導(dǎo)致：放射性排放大大增加；安全閥卡開；主蒸汽管道（MSL）充水，可能斷裂；換料水箱（RWST）水量耗盡后導(dǎo)致SA。干預(yù)內(nèi)容：（1）鑒別事故及破損蒸汽發(fā)生器；（2）隔離破損蒸汽發(fā)生器；（3）冷卻RCS，使蒸汽發(fā)生器壓力對應(yīng)的飽和溫度T<25；（4）降低一回路壓力；（5）停堆安注；（6）后期冷卻。出發(fā)點： 減少向環(huán)境放射性的釋放量，盡量避免滿溢。25、 給水喪失未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（ATWS）的物理過程。答：（1）給水喪失：給水喪失，傳熱失配，主冷卻系統(tǒng)（RCS）升溫生壓，水位上升，堆功率因反饋稍微降低；（2）停堆失效：汽輪機(jī)停車，SG釋放閥/安全閥開啟，穩(wěn)壓器釋放閥/安全閥開啟，輔助給水（AFW）投入但水位仍然降低，RCS較嚴(yán)重的升溫升壓，堆功率進(jìn)一步降低；（3）