1、分析核电站全厂断电事故 4.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析全厂断电事故中 ， 由于主泵失去轴封冷却水 ， 主泵轴封处可能会出现泄漏 。
另一方面 ， 根据相关研究分析 ， 在事故进程的适当时刻对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果 。
在上文所述基本事故进展的基础上 ， 就这两种因素对其的影响定性地分析了4种可能的工况：1.堆冷却剂开始汽化时主泵轴密封处泄漏；2.出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故；3.堆芯出口温度达650 时稳压器卸压阀持续打开；4.工况1基础上 ， 堆芯出口温度达650 时稳压器卸压阀持续打开 。
发生全厂断电事故时 ， 由于辅助给水系统无法启动 ， 二回路水逐渐被蒸干 ， 随后一回路 。

2、因热量无法带出而升温升压 。
当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度 ， 主泵轴封处出现泄漏 。
堆冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出 ， 引起堆芯冷却剂装量的减少 。
由于泄漏流量不大 ， 因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围维持一段时间 。
随后堆芯压力开始持续下降 。
冷却剂持续从主泵轴封破口流出 ， 堆芯水位下降 ， 堆芯逐渐裸露、升温 ， 堆芯部件达到失效温度后会形成熔碴下落 。
堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力 ， 安注箱向堆芯注水 ， 堆芯暂时得到冷却 。
但由于压力下降较慢 ， 注水流量不大 ， 而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出 ， 没有形成对堆芯的再淹没 。
随后压力壳内继续熔碴的形成和迁移的过程 ， 逐渐熔穿压力容器下封 。

3、头 。
下封头熔穿时 ， 压力容器内压力值较低 。
假设事故后10 m i n出现主泵轴封泄漏 。
之后由于此处的泄漏 ， 冷却即自破口处流出 ， 一回路压力持续下降 ， 堆芯水位也迅速下降 ， 很快堆芯就开始裸露 。
由于堆芯冷却状况的恶化 ， 在衰变热的作用下堆芯部件的温度升高 ， 达到失效温度后形成熔碴下落 。
主泵轴封处的泄漏也使压力容器内压力迅速降低 ， 使安注箱能在事故进程中投入使用 ， 和第一种工况一样 ， 有一部分通过主泵轴封破口直接流出 ， 没有形成对堆芯的再淹没 ， 由于事故进程加快 ， 最后下封头较其他工况最早熔穿 。
全厂断电事故中 ， 由于稳压器卸压阀不断的开启和关闭 ， 一回路系统的冷却剂不断从卸压阀喷出 ， 堆芯水位下降 ， 堆芯逐渐开始裸露 ， 裸露部分的 。

【分析核电站全厂断电事故】4、堆芯仅依靠水蒸气冷却 。
但水蒸气不足以带出裸露部分堆芯的衰变热 ， 这部分部件的温度持续升高 ， 使流出堆芯的蒸汽温度升高 。
当流出堆芯的水蒸气温度达到650 时 ， 持续将稳压器卸压阀打开 。
之后 ， 堆芯压力快速下降到安注箱注水压力 ， 安注箱向堆芯注水 。
由于堆芯压力下降较快 ， 安注箱注水速度很快 ， 堆芯水位上升 ， 形成了对堆芯的重新淹没 。
在这种情况下 ， 能最大限度的延缓堆芯下封头的失效 。
发生全厂断电后 ， 主泵惰转 ， 反应堆停堆 ， 随后汽轮机脱扣 ， 主给水关闭 。
由于反应堆停堆 ， 稳压器压力在短时间内快速下降 。
然后由于主给水关闭 ， 辅助给水完全失效 ， 随着二次侧热阱的丧失 ， 一回路压力也迅速上升到稳压器安全阀的开启整定值 。
整个事故进程中 ， 由 。

5、于高低压安注无法启动 ， 导致通过稳压器安全阀排出的冷却剂无法得到补充 ， 压力容器水位迅速下降 。
一段时间后 ， 堆芯开始裸露 ， 然后逐渐升温并开始熔化 。
压力容器下封头因受熔融物的加热发生蠕变失效 。
安全壳内的压力和温度大幅上升 。
安注箱在压力容器失效后投人 ， 对堆芯的冷却未起到作用 。
安注箱的水通过破损的压力容器下封头落入堆腔内 ， 与高温熔融物接触后 ， 产生大量的水蒸气；同时 ， 高温熔融物与混凝土的相互作用后也会有氢气和一氧化碳等大量不凝结性气体产生 。
以上因素使安全壳内的压力不断上升(如下图所示) ， 最终安全壳发生超压失效 。
在安全壳失效之前 ， 安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化 ， 安全壳中氢气浓度始终处于远离爆燃或爆 。

6、炸的区域 ， 氢气风险较小 。
表1 SBO始发的严重事故的主要事故进程Table 1 M ain process of SBO introduced severe accident表2 事故主要结果Table 2 M ain results of accident在严重事故进程中 ， 操纵员将采取各种措施缓解事故 ， 来维持放射性屏障的有效性 。

来源：(未知)

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标题：分析核电站全厂断电事故