基本介紹
- 中文名：界面失水事故
- 外文名：Interface loss of coolant accident
自美國三哩島核電站發生堆芯熔化事故以來，嚴重事故的研究受到了廣泛重視，相比之下，我國對嚴重事故的研究起步較晚，很多程式計算僅限於嚴重事故的早期階段,且計算結果不夠完整,缺乏像氫氣生成量、熔融池尺寸、熔融池坍塌時間和質量、反應堆壓力容器失效的位置和時間等重要參數的描述。三里島事故誤判斷原因為：小破口出現後，穩壓器降壓，穩壓器內原來就處於飽和態的水發生容積沸騰（閃蒸），體積膨脹，水位上升；隨後由於不斷噴放，穩壓器內的水減少，水位下降；當系統壓力降低到壓力容器上腔室內的水的飽和壓力時，上腔室的水開始（閃蒸），體積膨脹，多出來的體積被擠到穩壓器中，使穩壓器水位上升，直到滿水；這時只靠穩壓器的水位是不能判斷一迴路系統冷卻劑裝量的多少的。冷卻劑喪失事故的現象複雜，後果特別嚴重，因此在反應堆安全中處於非常重要的地位。事實上，經過計算和實驗表明，壓力容器發生泄漏（或破口）的機率比管道破裂的機率小几個數量級。所以現在依然將雙端剪下斷裂作為極限設計基準事故。
在安全分析中，構想最嚴重的情況是一根主管道發生脆性斷裂，管道在一瞬間內完全斷開並錯位。這時冷卻劑從斷開的兩個連線埠、即相當於兩倍主管道截面積的開口同時噴出，這種斷裂叫做“雙端斷裂”。在焊口處（例如在主管道與壓力容器接管連線處）發生這種斷裂的可能性最大。壓水堆最大可信事故是主管道“雙端斷裂”,尤其是靠近壓力殼入口管咀附近的管段(即冷端)發生這種事故為最嚴重。高溫高壓強放射性的冷卻水從破口雙端噴出,稀疏壓力波給吊籃、上下柵格板及其它堆內構件的兩側形成很大的瞬時壓差,從而造成巨大的動態載荷；堆芯在十幾秒鐘內乾涸,燃料元件內的剩餘釋熱因無冷卻水載走,最終有可能導致堆芯熔化。因此,人們對該事故高度重視,有關國家成立了專門的管理部門；建立了許多研究機構和大型實驗室,長期地進行這方面的理論研究和實驗,並反應堆安全分析並提出了許多防範措施。安全注射系統就是其中之一，它在事故後期的確能起很大作用，但在事故初期則無能為力。所以要尋找一個更好地方法來解決。在反應堆冷卻劑裝載量減少一類事故，一般說來，大破口失水事故最為嚴重，但由於小破口失水事故中一迴路降壓速率慢、事故分析中可能在高壓階段出現長時間的堆芯裸露而引起燃料元件升溫並損壞，因此，事故分析中要求對小破口失水事故也要作出全面而深入的分析。
