1.熟悉压水堆核电厂运行过程

2.掌握反应堆冷却剂系统流量降低事故工况的运行过程和验收准则

3.掌握主泵半时间、停堆延迟时间等参数对事故进程影响规律，获取安全分析的保守假设重要参数

1、PC机

2.NUSOLSIM软件（自主研发）

一回路流量不正常事故可以分为堆芯冷却剂流量部分丧失(丧失一台RCP泵)、反应堆冷却剂强迫流量全部丧失和反应堆冷却剂泵转子卡住(卡轴)或反应堆冷却剂泵轴断裂分别属于DBC事故中的第二、三和四类事故，具有典型性。

满功率下丧失一台RPC泵事故致使受损环路以及整个一回路冷却剂流量降低。数秒后,因其它正常运行的RCP泵导致该环路上的压力反向分布,受损环路出现反向流量。最终的流量分布为:未受损环路上出现轻微的溢流,而丧失一台RCP泵的受损环路出现逆流。结果是反应堆冷却剂温度和压力上升,并可能引起偏离泡核沸腾(DNB)进而导致燃料包壳的冷却不足。该事故的重要验收准则为不发生DNB。

反应堆冷却剂强迫流量全部丧失主要是因外部电网故障,即外部电网频率以一个恒定的高速度衰减而引起。该事故的重要验收准则为：发生DNB的燃料棒数量不能超过总量的10%；包壳热点平均温度不能超过1482℃；热点处燃料熔化份额不超过10%。

反应堆满功率运行期间一台RCP泵转子瞬间卡(锁)住使得受影响环路中的流量快速下降为零,反应堆冷却剂总流量也快速下降。RCP泵轴断裂事故下的堆芯热工水力特性及保护措施,被反应堆冷却剂泵转子卡住(卡轴)事故的分析所包络。在泵轴断裂数秒后,由于惯性(与丧失一台RCP泵瞬态中所观察到的RCP泵飞轮惯性相比,该惯性非常有限),RCP泵的叶轮仍在转动。而在发生转子卡住这一始发事件后,RCP泵的叶轮瞬间锁住,所以,与泵轴断裂始发事件相比,该事故下受损环路的流量略低。因此,在相同的反应堆状态下,转子卡住事故的结果与结论可完全应用于反应堆冷却剂泵泵轴断裂事故

始发事件致使堆芯中的流量大大降低,温度与压力迅速上升,而温度与压力的迅速上升则可能会引起偏离泡核沸腾(DNB)进而导致燃料包壳冷却不足。在电厂设计中已考虑该事故后果,并且通过控制事故后果,确保满足相关的安全准则。

其安全验收准则为发生DNB的燃料棒数量不能超过总量的10%；包壳热点平均温度不能超过1482℃；热点处燃料熔化份额不超过10%。

本实验的设置是让学生理解在流量下降过程中核电厂系统内重要参数的变化规律。鉴于丧失一台主泵事故事故进程较为缓慢，有利于理解瞬态过程，下面以丧失一台主泵事故为例，来详细说明实验教学方法。

使用目的：

通过本教学方法，使学生掌握失流事故发生过程后的重要物理现象（流量下降触发一回路压力上升、停堆、DNBR下降等），掌握事故过程中的DNBR预测方法，掌握核电厂重要参数（如主泵惰转的时间、停堆的延迟时间等）对最终最小DNBR的影响规律。

实施过程

1在课堂讲解失流事故的主要进程；

2学生下载NUSOLSIM并进行正常安装。点击“故障”菜单，引入失流事故，选择“一台主泵惰转”；

3通过“画图”菜单观察一回路流量、热功率与核功率、一回路压力、反应堆进出口温度、DNBR的变化。或者进入主界面看主要参数的变化；

4在反应堆停堆信号触发后70s停止运行。打开transient.txt文件，可以画出所有的参数的变化图，进行进一步的参数分析；

5下面进行参数的敏感性分析。重新进入到故障菜单，将主泵半时间分别设置为10s和50s，停堆延迟时间分别设置为1s，2s，和5s。重复以上过程。直至所有的分析完成；

6根据不同参数下获得的transient.txt文件，画出不同影响参数下一回路流量、热功率与核功率、一回路压力、反应堆进出口温度、DNBR的变化曲线，并总结出这些影响参数对最终最小DNBR的影响规律。

实施效果：

通过该事故的模拟实验可以让学生更形象深入地掌握核电厂运行的状态，更形象生动的体验压水堆核电厂在失流事故水事故的全过程，掌握核电厂设计过程中设置长的惰转时间、短的停堆延迟的意义。

（1）是否记录每步实验结果：√是£否

（2）实验结果与结论要求：√实验报告√心得体会 其他

（3）其他描述：

实验结果图必须包含一回路压力、三环路中冷却剂温度、功率、流量及DNBR随时间变化的曲线图。

并且记录在不同主泵半时间、停堆延迟时间下的停堆时间、最小DNBR及发生时间，填写实验表格。

学生获得的实验结果和分析要满足以下要求：压水堆系统发生事故后的系统响应特性与理论相符；事故处置后的主要运行参数趋势正确；运行设备对事故的影响趋势与理论相符；总结出的事故预防与处置措施合理。

（1）专业与年级要求

核工程与核技术专业，大三及以上

（2）基本知识和能力要求等

具备压水堆运行及安全分析等基础知识