核電站一回路失水事故分析

許海峰

【摘 要】本文對核電站一回路失水事故（LOCA事故）的分類及驗收準則進行簡單介紹，主要針對兩種比較典型的LOCA事故的發展階段進行詳細介紹，重點描述一回路失水事故發生后安全系統（RIS系統）的動作和堆芯水裝量的變化以及堆芯余熱的導出情況。并對影響LOCA事故后果的幾個主要因素進行分析，通過堆芯水裝量的變化來判斷燃料包殼的完整性，以此來評價我們核電廠的安全性。

【關鍵詞】LOCA；等效直徑；破口位置；發展階段；水裝量

0 前言

對于核電站來說，限制功率提高的因素不在于中子動力學方面，而在于傳熱學方面的限制，這種限制并不是說在滿功率運行時熱工設計的裕度不夠，而是指各種設計基準事故驗收準則的限制。據統計，壓水堆核電廠中有85%的最大功率受限于大LOCA事故后燃料包殼溫度不超過1204℃這個限制條件，還有15%的最大功率受限于全部失流事故中DNBR必須大于某個值的限制，當然，大多數核電廠是受到兩者的共同限制的。因此，準確地分析LOCA事故，在保證核電廠有足夠的安全裕度情況下，又可保證核電廠有良好的經濟效益。本文就大LOCA和中LOCA這兩種比較典型的事故進行分析，并對影響這兩種事故工況的影響因素加以分析，看看它們對LOCA事故后果的影響。

1 LOCA事故的分類及驗收準則

1.1 LOCA事故的分類：

LOCA事故是依據一回路破口的等效直徑大小來進行分類的，具體如下：

極小破口：等效直徑小于等于9.5mm的破口；

小破口：等效直徑在9.5--25mm 之間的破口；……