补充资料：核电厂设计基准事故

核电厂设计基准事故
design basis accident

其他国家确定的设计基准事故与之相比，有一些事故的增减，也有一些工况划分上的不同，但相差不大。 在过去，特别是在三里岛核电厂事故之前，在事故分析上，几乎把研究工作都集中到“大破口失水事故”上，把这一李故等同为设计基准事故或最大可信事故，认为这一事故代表了对核电厂最严重的考验，如能经受这一事故，也就能经受其他一切事故。这种做法是片面的。 设计基准事故的内容还在继续发展。概率安全分析方法的应用.为设计墓准事故的选择与分类提供了科学的手段，严重事故研究指出了设计基准事故作为评价标准的不足.目前，有些国家已尝试把一些发生频率较高的多重故降导致的事故也列人安全分析报告中必须分析的事故清单之中. 设计荃准事故中，有一些极限事故，因其物理过程有特点，可作为核电厂事故的典型例子。这些事故是，主燕汽管道破裂事故、主给水管道破裂事故、反应堆冷却剂泵泵轴卡死或泵轴断裂、控制棒弹出事故、落汽发生器传热管破裂事故、大破口失水事故、小破口失水事故、未能停堆的预期运行瞬变. 主燕汽管道破裂事故主蒸汽管道发生破裂后，与破损管道相连接的燕汽发生器内的二次侧水将汽化成燕汽，从破口喷出.燕汽流量开始很大，可达额定功卒下燕汽流t的好几倍，以后随着蒸汽发生器内压力的降低而逐渐减小。一回路向二回路导热的增加，使一回路冷却剂的压力与沮度迅速降低。由于慢化剂具有负沮度反应性系数的特性，温度下降将对堆芯引人正反应性.事故发生后.由于保护系统动作，控制棒下插，使反应堆具有一定的停堆深度。慢化剂温度下降引入的正反应性将使停堆深度变浅，甚至使反应堆重返临界.堆功率升高。这种事故可能带来三方面的危害:①因局部热负荷过大，损坏堆芯嫩料元件，由于在控制棒下插状态下，功率不均匀系数很大，增加了堆芯损坏的可能性;②向环境释放放射性物质，③大量的二次冷却剂带，热t进人安全壳，使安全壳内压力升高，危及安全充的完整性。为抗御主燕汽管道破裂事故，要求核电厂一回路有较大的热容量;控制棒下插时有较大的停堆深度;具有注人翻溶液的能力以引人负反应性;在蒸汽发生器燕汽管嘴处设里限流器，以减小管道破裂时的燕汽流t。 主给水管道破裂事故燕汽发生器与给水逆止阀之间管道出现破口，使主给水中断，蒸汽发生器内的二次侧水通过破口不断排出.事故初，因受损环路燕汽发生器二次侧温度下降，造成一回路温度与压力下降。随后，受损燕汽发生器传热管裸雌，一次侧向二次侧传热恶化，使反应堆冷却剂系统温度和压力迅速升高。

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