故的严重程度及核电厂暂态运行特性，研究事故对 核电厂安全运行的影响。
１核电厂仿真系统 ＰＣＴＲＡＮ／ＷＷＥＲ１０００主控界面如图１所示 ＰＣＴＲＡＮ的主要数学模块包括堆芯动力学模块、反 应堆冷却剂系统模块、蒸汽发生器模块、核燃料和 分级堆芯模块、辐射剂量泄漏计算模块［８１。主控制系 统模块功能主要包括反应堆功率控制、稳压器压力 控制、稳压器水位控制、ＳＧ压力控制、ＳＧ水位控制 及反应堆保护和应急堆芯冷却控制。 ＷＷＥＲ１０００核电机组是从俄罗斯引进的电功 率为１ ０６０ ＭＷ的４环路压水堆，反应堆热功率为 ３ ０００ ＭＷｔ。本文研究其事故下核电厂的暂态运行 特性，采用的参数如表１所示。
表１ ＰＣＴＲＡＮ／ＷＷＥＲ １ ０００的初始参数 参数 初始数值 ＳＧ压力，ＭＰａ ＲＣＳ压力／ＭＰａ 安全壳压力／ＭＰａ ＲＣＳ平均温度，。Ｃ 燃料平均温度／。ｃ ｓＧ蒸汽流速／（ｔ・ｈ ） 稳压器水位，瑚 堆芯水位／ｍ ＳＧ水位，ｍ
２核电厂失水事故 核电厂发生失水事故时，一回路压力边界出现 了较大的破口，冷却剂从破口流失，当一回路的补 水能力不足以弥补冷却剂的泄露时，使堆芯逐渐失 去冷却，导致燃料棒烧毁。利用ＰＣＴＲＡＮ可计算得 到在满功率运行下，冷管段出现小破口ｆ８ ｃｍ２）、中破 口（５００ ｃｍ２）及大破口（４ ０００ ｃｍ２）失水事故时核电厂 的暂态运行特性（见图２）。由图２可知： （１）当冷管段出现破口时，大量冷却剂迅速从 破口流出，破１３面积越大，冷却剂泄露流量越大。一 旦出现破口，一回路压力迅速下降，压力一直降到 一回路最热区域的饱和压力，相应区域会出现整体 沸腾，一回路中产生大量蒸汽，使得压力下降速率 变慢，冷却剂破口流量跟随压力变化。 （２）降压过程中，冷却剂压力不断下降，安全壳
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０ １００ ２００ ３００ ４００ ５００ ６００ ｔ｛ｓ （ｃ）安全壳压力
０ １Ｏ０ ２００ ３００ ４００ ５００ ６００ ｆ／ｓ （ｄ）大破Ｉ Ｉ安全注射流量
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０ １００ ２００ ３００ ４００ ５００ ６００ ｔ／ｓ
（ｆ）最￣］，ＤＮＢＲ值 破Ｉｌ 积的关系 ｔ｜Ｓ （ｇ）大破［＝＝】 子通量与汽轮机功率
图１ ＰＣＴＲＡＮ／ＷＷＥＲ１０００主控界面
压力不断上升，随着安全壳喷淋系统的投入，安全 壳的压力逐渐趋于稳定，稳压器压力下降速率与安 全壳压力上升速率随着破口面积的增大而变快．且 大破Ｅｌ失水的安全壳压力最大值超过了安全限值 ０．５ ＭＰａ，安全壳将承受最大应力，如果事故后有过
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ｔ／ｓ （ｃ）燃料平均温度
图２失水事故时核电厂暂态特性
多氢气排放到安全壳内，安全壳存在爆炸危险。 （３）出现大破口失水事故时，当稳压器压力下 降至相应的启动值，则高压、蓄压和低压注射系统 相继启动，为堆芯提供长期冷却；出现小破口失水 事故时，只有高压安全注射时为堆芯提供长期冷却。 （４）在大破口失水事故的降压阶段．由ＰＣＴＲＡＮ 计算得偏离泡核沸腾比ｆＤＮＢＲ）最小值为１．０５８，小 于安全限制１．２２，堆芯会出现偏离泡核沸腾（ＤＮＢ） 现象。反应堆紧急停堆后，随着燃料温度的急剧下 降，燃料包壳热流密度也跟随下降，所以ＤＮＢＲ值 在紧急停堆后迅速上升。ＤＮＢ的出现与破口大小有 关．破口面积越大，出现ＤＮＢ的概率越高。 （５）大破口失水时ＤＮＢ的出现，使冷却剂与燃 料包壳之间的传热系数大大降低，造成燃料平均温 度明显上升，紧急停堆后，燃料平均温度迅速下降， 同时由于安全注射系统的启动使得温度下降更迅 速，在２８．５ Ｓ时，出现了堆芯裸露，燃料内部贮存有 大量余热和裂变产物衰变热，使得燃料平均温度有 所上升，安全注射系统能够为堆芯提供长期冷却， 到大约２００ ｓ后，燃料平均温度也逐渐下降到稳定值。 （６）发生大破口失水事故时，一回路冷却剂的 大量泄漏使得堆芯水位逐渐下降．当水位下降至０ 时出现了堆芯裸露．由于安注系统不断向堆芯注射 冷却硼水。堆芯水位逐渐上升，堆芯被再淹没。中小 破口失水事故时不会出现堆芯裸露现象，且堆芯应 急冷却系统能够保证堆芯的再淹没和长期冷却的 要求。
（７）大破口失水事故时堆芯中子通量产生了畸 变，最大值高达１８８．０９％，堆芯热功率跟着上升到最 大值１２８．４１％，稳压器压力的进一步下降导致反应 堆紧急停堆，堆芯功率快速下降至２％尸ｎ左右，汽轮 机功率迅速降为０。破口面积越大，功率峰值越大． 则紧急停堆的可能性越大。核电机组停机后，电网 失去核电机组的大容量功率支持，产生较大功率缺 额，会引起电网频率降低。 （８）当电网频率降低时，会引起冷却剂泵的转 速降低，冷却剂流量下降，堆芯内部积聚的大量余 热和裂变产物衰变热导致堆芯燃料温度和包壳温 度不断上升，严重时可导致燃料烧毁、堆芯融化。因 此，大型核电机组与电网的相互影响不容忽视。
３核电厂蒸汽管道破裂事故 核电厂发生蒸汽管道破裂事故是指蒸汽回路 的管道出现破裂或者蒸汽回路上的阀门意外打开 所导致的事故。利用ＰＣＴＲＡＮ可计算得到在满功率 运行下，安全壳内蒸汽管道出现不同破口的蒸汽管 道破裂事故时核电厂暂态运行特性（见图３）。由图 ３可知： （１）核电厂第１０ Ｓ出现蒸汽管道破裂事故，事 故ＳＧ的蒸汽流量迅猛增加，反应堆功率也迅速上 升以补偿二回路负荷的虚假增长，结果将导致反应 堆超功率紧急停堆，汽轮机组脱扣停机。 （２）停机、停堆后，在主蒸汽管道隔离之前，蒸 汽继续从破口流失，一回路冷却剂压力和平均温度 不断下降．且冷却剂压力和温度下降趋势相近，当 破口面积大于某一值．不同破口的冷却剂压力和平 均温度变化趋势基本相近。 （３）由于压水堆具有负温度效应的内在特性， 所以冷却剂温度的持续下降会不断引入正反应性， 在ＰＣＴＲＡＮ计算过程中，紧急停堆后。控制棒组件 全部插入，控制棒引入的负反应性大于慢化剂温度 效应引入的正反应性．所以反应堆会稳定在安全停 堆状态。不会重返临界，且慢化剂温度效应引入的 反应性与破口大小有关。 （４）蒸汽管道破裂事故发生在安全壳内，高能 量蒸汽向安全壳释放。引起安全壳内的压力升高， 且安全壳最大压力与蒸汽管道破口大小正相关。 （５）出现蒸汽管道破裂事故，事故ＳＧ蒸汽流量 迅速上升，所以事故ＳＧ释放的热功率也迅速上升： 紧急停堆后，事故ＳＧ释放的热功率迅速下降，逐渐
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（ｃ）稳压器压力 ０ １００ ２００ ３００ ｄ００ ５００ ６００ ｄｓ （ｄ１冷却剂平均温度
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０ １００ ２００ ３００ ４００ ５００ ６００ ｔ／ｓ ｍ安全壳压力
ｓ （ 事故ｓＧ除去的热功率
０ １Ｏ０ ２００ ５００ ４００ ５００ ６００ ｔ ｆｈ）事故ＳＧ压力
图３蒸汽管道破裂事故时核电厂暂态特性
趋于稳定。蒸汽管道破口越大，事故ＳＧ释放的热功 率速率越快且除去的热功率峰值也越大。
（６）事故ＳＧ压力随着蒸汽从破口的不断流失 而逐渐下降，蒸汽管道破口越大，事故ＳＧ压力下降 速率越快。
４核电厂ＳＧ传热管断裂事故 ＳＧ传热管断裂事故是１个比较特殊的失水事 故．它包括１根或多根传热管断裂，或传热管有裂 缝导致轻微连续泄漏。该事故将导致一回路与二回 路连通，使一回路压力边界失去完整性。利用 ＰＣＴＲＡＮ可计算得到在满功率运行下，ＳＧ单根Ｕ 型传热管道完全断裂和多根Ｕ型传热管道完全断 裂事故时核电厂暂态运行特性（见图４）。由图４可知： （１）出现ＳＧ传热管道断裂事故时，ＳＧ管道泄 漏流量迅猛增加，泄露流量大小取决于一回路与二 回路之间的压力差；在事故发生瞬间，一回路与二 回路压力差最大，所以泄露流量最大，随着一回路 与二回路的压力差逐渐减小，破口泄露流量也逐渐 下降。 （２）随着一回路冷却剂不断流到二回路，稳压 器的水位迅速下降为０。破口出现后，一回路压力迅 速下降，当压力下降到１３。２２ ＭＰａ，反应堆因稳压器 低压保护而紧急停堆，当稳压器压力继续下降至 ｌ２．９７ ＭＰａ，高压注射泵启动。传热管道断裂数目越 多，一回路压力下降越快。 （３）停堆后的余热由连续供应的辅助给水和安 全注射硼水流量所形成的冷源带走。安全注射的投 入最终能使稳压器的压力稳定。 （４）事故发生后，由于ＳＧ的自动调节特性，各 ＳＧ压力骤然升高。且多根传热管道断裂时ＳＧ压力 的上升速率远高于单根传热管道断裂时的上升速 率．最终～回路与二回路连通，一回路与二回路压 力稳定在相同的压力值。 （５）紧急停堆后，由于蒸汽流量快速降为０，将 引起所有ＳＧ水位迅速下降，而由于ＳＧ辅助给水系 统ｆＡｕｘｉｌｉａｒｙ Ｆｅｅｄｗａｔｅｒ Ｓｙｓｔｅｍ，ＡＳＧ）和安全注射系 统的投入，使得ＳＧ水位回升，且事故ＳＧ水位增长 快很多，一回路冷却剂经破口进入二回路，与ＡＳＧ 注入到ＳＧ中的水相叠加，故障ＳＧ有被灌满的可能 性。多根传热管道断裂事故时ＳＧ水位上升速率高 于单根传热管道断裂时的上升速率，所以发生多根 传热管道断裂事故时，核电厂蒸发器满溢的概率很 高，需要操作人员干预，尽快隔离事故蒸发器。 （６）核电厂发生ＳＧ传热管道断裂事故时，一回
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