1、核反應堆安全分析復習提要1、核反應堆安全性特征（即安全考慮的出發點）強放射性衰變熱功率可能暴走放射性廢物的貯存與處置高溫高壓水2、核安全總目標、輻射防護目標和技術安全目標核安全的總目標：在核電廠里建立并維持一套有效的防護措施，以確保工作人員、公眾及環境免遭過量的放射性危害。輻射防護目標：確保在正常運行時核電廠釋放出的放射性物質引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規定的限值，還確保事故時引起的輻射照射程度得到緩解。技術安全目標：有很大把握預防核電廠事故的發生；對核電廠設計中考慮的所有事故，甚至對于那些發生概率極小的事故都要確保其放射性后果是小的；確保那些會帶來嚴重放射性后果的嚴重事

2、故發生的概率非常低。3、核反應堆安全基本設計思想和主要設計原則 基本設計思想：縱深設防，多層屏障 縱深設防一般包括下列五個層次：高質量的設計、施工和運行 采用工程實踐確認的和保守的設計；選用實踐和試驗驗證過的材料和設備；在設計、選材、制造、運輸、建設、安裝、調試、運行和維修等各個環節，采取嚴格的質量管理和監督；加強運行人員的安全素養和培訓，保證核電廠具有極高的運行穩定性和可靠性，從而降低偏離正常運行狀態的出現概率。停堆保護及余熱排出系統 停堆保護及余熱排出系統能限制反應堆的功率、溫度、壓力、水位和流量等參數的變化，使反應堆運行在安全限度所允許的范圍內。一旦出現有損于反應堆安全的異常工況，這些系

3、統能完成停堆保護動作，保證余熱導出，將反應堆導至并保持在安全停堆狀態，從而防止運行中出現的偏差發展成為事故。專設安全設施 壓水堆的專設安全設施包括：應急堆芯冷卻系統、輔助給水系統、安全殼噴淋系統、應急電源和消氫系統等。反應堆一旦發生事故，這些系統能用來限制事故的后果，把事故后果降低到可以接受的水平。從而防止萬一出現的事故發展成為堆芯熔化的嚴重事故。 事故處置及特殊設施 在事故的嚴重程度已超越設計技術規范的情況下，采用特定的運行對策和特殊設施進行事故處置。以常規或非常規的方式最佳利用各種設備來恢復對電廠的控制，保證堆芯的持續冷卻，包容放射性物質，保護包容功能，防止放射性非控釋放到環境。 廠外應急

4、計劃和措施 在人們盡了最大努力提供的保護被突破后，可用廠外應急對策作補救。此時，采取一些保護行動來緩解周圍居民及環境的影響，這些保護行動包括居民的掩蔽、撤離和治療、食品控制等，盡力限制放射性物質對人體和環境的危害。 多層屏障多層屏障： 為防止放射性物質的釋放，壓水堆核電廠普遍采用了多層實體屏障。這些屏障主要包括燃料元件包殼、反應堆冷卻劑系統承壓邊界和安全殼。另外，燃料芯塊、反應堆冷卻劑、安全殼內空間及廠外防護距離也都可視為緩解放射性危害的屏障。主要設計原則單一故障原則冗余度和多樣性原則獨立性原則故障安全原則固有安全原則4、冗余度和多樣性設計原則及其出發點冗余度：采用多個類似的系統并聯起來，以使

5、某個系統失效時不影響電廠的運行。其出發點是：滿足高可靠性和單一故障準則的要求。多樣性：采用多個獨立的和不同的方法實現同一目的。其出發點是：對付共模失效5、核反應堆基本安全功能和主要安全系統核反應堆的基本安全功能：反應性控制、堆芯冷卻、放射性包容。與安全有關的系統和設施主要包括：反應堆保護系統、停堆冷卻系統和專設安全設施。壓水堆核電廠的主要專設安全設施有：1）應急堆芯冷卻系統；2）安全殼；3）安全殼噴淋系統；4）輔助給水系統；5）安全殼消氫和凈化系統等。6、核反應堆瞬變分析理論基礎總體上點堆動力學方程質量、動量和能量守恒方程具體事故反應性事故瞬態特性失流事故流量衰減規律熱阱喪失事故升溫升壓規律破

6、口類事故的系統降壓特性7、核反應堆運行工況分類的原則和具體分類 分類的原則：發生頻率高的工況要求其后果輕微，而后果嚴重的工況要求其發生頻率極低。 按照該原則，美國核學會把設計基準事件范圍內的核電廠運行及事故工況分為四類，它們是： 工況I：正常運行和運行瞬態，包括：（1）核電廠反應堆的正常啟動、停堆和穩態運行。包括核電廠的正常啟動、停堆、正常穩態功率運行、熱停堆、冷停堆、正常換料等工況。這些工況構成了核電廠的運行模式。（2）帶有允許偏差的運行，如發生少量燃料元件包殼泄漏，一回路冷卻劑放射性水平略有偏高、蒸汽發生器傳熱管微小泄漏等，但未超過技術規格書所規定的最大允許值。（3）運行瞬態，如核電廠的升

7、溫升壓或冷卻卸壓，以及在允許范圍內的負荷變化等。 工況II：中等頻率事故 也稱預計運行瞬態。指在核電廠運行壽期內預計會出現一次或數次偏離正常運行的運行過程，其發生頻率大于10-2/堆年。 工況III：稀有事故 對單個核電廠來說，不大可能發生，但從整體核電廠運行經驗積累來說，則有可能出現的事故。這類事故的發生頻率約在10-4/堆年到10-2/堆年之間。 工況IV：極限事故 預計不會發生，因而也稱為假想事故。然而這類事故一旦發生，則可能釋放大量放射性物質，后果非常嚴重，因而在核電廠設計中也必須加以考慮。這類事故的發生頻率小于10-4/堆年。 8、壓水堆核電廠設計基準事故的物理分類 從物理現象上來看

8、，壓水堆核電廠設計基準事故又可分為8組，具體是： （1）二回路系統排熱增加，包括： 給水系統故障導致給水溫度降低 給水系統故障導致給水流量增加 蒸汽壓力調節器故障或損壞導致蒸汽流量增加 誤打開蒸汽發生器泄壓閥或安全閥 安全殼內、外各種蒸汽管道破裂 （）二回路系統排熱減少，包括： 蒸汽壓力調節器故障或損壞導致蒸汽流量減少 失去外部電負荷 汽輪機跳閘（截止關閉） 誤關主蒸汽管線隔離閥 冷凝器真空破壞 同時失去廠內及廠外交流電源 失去正常給水流量 給水管破裂 （）反應堆冷卻劑系統流量減少，包括： 一個或多個反應堆主泵停止運行 反應堆主泵泵軸卡死 反應堆主泵泵軸斷裂 （）反應性和功率分布異常，包括；

9、次臨界或低功率啟動時，控制棒組件失控抽出，包括換料時誤提出控制棒或暫時取出控制棒驅動機構 功率運行時，控制棒組件失控抽出 由于系統故障或操縱員誤操作所致的控制棒誤操作，包括部分長度控制棒誤操作 啟動一條未投入運行的反應堆冷卻劑環路或在不適當的溫度下啟動一條再循環環路 化學與容積控制系統故障導致冷卻劑硼濃度降低 在不適當的位置誤裝或操作一組燃料組件 各種控制棒彈出事故 （）反應堆冷卻劑裝量增加，包括： 功率運行時誤操作應急堆芯冷卻系統 化學容積控制系統故障（或運行人員誤操作）導致反應堆冷卻劑裝量增加 （）反應堆冷卻劑裝量減少，包括： 穩壓器安全閥或釋放閥意外開啟 一回路壓力邊界安全殼儀表或其他系

10、統管線破裂 蒸汽發生器傳熱管破裂 反應堆冷卻劑壓力邊界內假想的各種管道破裂所導致的失水事故 （）系統或設備的放射性釋放，包括： 放射性氣體廢物系統泄漏或破損 放射性液體廢物系統泄漏或破損 假想的液體貯箱破損而產生的放射性釋放 設計基準燃料操作事故 廢燃料貯罐掉落事故 （）未能緊急停堆的預期瞬態，包括： 誤提出控制棒未能停堆 失去給水未能停堆 失去交流電源未能停堆 失去電負荷未能停堆 冷凝器真空破壞未能停堆 汽輪機跳閘未能停堆 主蒸汽管道隔離閥關閉未能停堆9、單一故障準則及其使用方法單一故障準則： 完成某一安全功能的系統或設備，若執行其預定的安全功能，需要N個子系統或部件，設計時至少要設計N+1

11、個子系統或部件，以允許系統或設備具有承受發生一個隨機故障而不喪失其安全功能的能力。 使用方法： 1）單一事件引發的多重故障仍歸為單一故障； 2）整個核電廠系統只考慮一個故障； 3）整個事故期間只考慮一個故障，短期階段只考慮能動故障，長期階段可考慮能動故障，也可考慮非能動故障； 4）單一故障準則是針對安全級設備而言的，對非安全級設備不考慮其緩解效果，只考慮其不利影響； 5）只有在設備調用時才考慮失效問題； 6）在技術規格書中明確的定期維護、檢修和實驗的設備，不認為其是不可用的； 7）全部設備正常工作時造成最嚴重的后果，單一故障準則可以考慮是無故障； 8）必須把事故與故障區分開來，事故分析中只考慮

12、初因事件加單一故障，而不考慮事故的迭加； 9）失去廠外電和最大價值的一組控制棒卡在堆外是事故分析的附加條件，不能作為單一故障準則考慮； 10）某一故障的繼發故障仍作為單一故障； 11）對不同的驗收準則要求，可以假設不同的單一故障； 12）事故分析時必須要找出最保守的單一故障，即極限單一故障。10、設計基準事故的通類驗收準則工況I 定性：不應觸發反應堆保護停堆。定量：各種參數變化不超過停堆保護限值。工況II 定性：保護系統能夠停堆；必要的校正動作后可重新投入運行；不引發更嚴重的工況；確保燃料包殼完整性；不超過一二回路壓力限值；放射性后果不超過正常限值。定量：燃料元件不燒毀，即MDNBR限值；一回

13、路壓力110設計壓力；放射性后果10 10CFR100限值。 工況III 定性：燃料元件受損不大于某一小份額；不影響堆芯幾何及可冷卻性；不引發更嚴重的工況；不進一步損壞壓力邊界；不進一步損壞安全殼屏障；不影響公眾使用廠外區域；放射性后果不超過劑量限制。 定量：包殼峰值溫度1204（持續高溫，堆芯裸露）、1482（瞬時高溫，堆芯不裸露）；一回路壓力120設計壓力；放射性后果25 10CFR100限值。 工況IV 定性：燃料元件受損不大于某一份額；不影響堆芯幾何及可冷卻性；不引發更嚴重的工況；不進一步損壞壓力邊界；不導致緩解設施喪失功能；不進一步損壞安全殼屏障；放射性后果不超過劑量限制。 定量：包

14、殼峰值溫度1204（持續高溫，堆芯裸露）、1482（瞬時高溫，堆芯不裸露）；一回路壓力120設計壓力；放射性后果100 10CFR100限值。11、失控提棒事故的自動保護設置，快速提棒和慢速提棒的主要差異 反應堆保護系統的自動保護設置 源量程高核通量反應堆停堆 當二個獨立的源量程通道中的任一個通道指示出其核通量水平超過預定的整定值時，觸發停堆信號。只有當任一中間量程核通量通道指出其通量水平超過某一規定值時，才可以手動閉鎖源量程高核通量停堆信號。當二個中間量程通道指示的中子通量水平低于該規定值時，停堆功能自動恢復。 中間量程高核通量停堆 當二個獨立的中間量程通道指示出中子通量水平高于預定的整定值

15、時，觸發停堆信號，當四個功率量程的通道中有二個通道指示出中子通量水平在額定功率的10以上時，中間量程高核通量停堆才可手動閉鎖；而當四個通道中的三個通道的中子通量水平的讀數在10以下時，該停堆功能就自動恢復。功率量程高核通量停堆（低定值） 當四個功率量程通道中的任意二個通道指示出功率水平高于25額定功率時，就發生停堆動作。只有當四個通道中任二個通道指示出功率水平在額定的功率水平的10以上時，才可以手動閉鎖；而當四個通道中任意三個通道的功率水平在10以下時，停堆功能就自動恢復。功率量程高中子通量停堆（高定值） 當四個功率量程通道中的任意二個通道指示的功率水平在某一停堆定值以上時就發生停堆動作，這一

16、停堆功能不能閉鎖。高中子通量正變化速率停堆 當四個功率量程通道中任二個通道的中子通量的正變化速率超過某一停堆定值時就發生停堆動作。該停堆功能不能閉鎖。超溫T和超功率T穩壓器高壓、高水位主要差異快速提棒：瞬態過程十分迅速，堆功率增長很快，堆冷卻劑平均溫度和壓力變化相對較小，通常觸發高功率保護停堆；慢速提棒：瞬態過程較為緩慢，堆功率增加相對緩慢，而冷卻劑平均溫度和壓力有較大變化，通常觸發超溫T停堆。12、彈棒事故的起因、過程特征及其危害性 起因：控制棒驅動機構密封殼套發生破裂，巨大的壓差將控制棒彈出堆芯（0.05秒）。 特征：1）快速的階躍反應性引入，堆功率急劇上升；2）形成堆芯功率分布不均勻，而

17、且因子比較大，形成局部高功率；3）小破口事故，但從失水角度來看不嚴重，從反應性的角度來看，有一定有利影響；4）總體上形成功率、溫度快速短暫的增長。 危害：1）局部過熱可能造成芯塊熔化；2）過熱芯塊與冷卻劑直接接觸，熱能轉化為機械能形成沖擊波，損害堆芯結構和可冷卻性；3）包殼過熱脆化而破裂；4）冷卻劑升溫升壓，進一步損壞一回路完整性。13、失流事故的過程特點及其對核電廠設計的要求過程特點：冷卻劑流量降低，堆芯傳熱能力下降，事故高潮期很短，過程很快。要求：1）功率水平和分布因子合理；2）停堆保護及時；3）控制棒下落速度要快；4）主泵飛輪轉動慣量足夠；5）蒸汽發生器與堆芯高度差足夠。14、汽輪機跳閘

18、事故的起因及其包絡性起因：1）發電機停機（甩負荷）；2）真空冷凝器失效；3）喪失潤滑油；4）汽輪機推力軸承故障；5）汽輪機超速；6）誤操作。包絡性：汽輪機跳閘事故的分析結果可以包絡：蒸汽流量減小、外負荷喪失、主蒸蒸汽流量減小、外負荷喪失、主蒸汽隔離閥關閉和冷凝器真空喪失汽隔離閥關閉和冷凝器真空喪失四種事故的結果。15、主蒸汽管道破裂事故的物理過程，有、無濃硼注入的主要差異 物理過程：主蒸汽管道破裂后，大量蒸汽從破口噴出，蒸汽發生器二次側降壓，一回路到二回路傳熱增加，冷卻劑溫度下降，負反應性反饋導致堆芯引入正反應性。若反應堆處于停堆工況下，堆芯停堆裕度降低，甚至可能重返臨界；若反應堆處于功率運行

19、狀態，堆功率增加，進而導致功率保護停堆，停堆后的過程與初始處于停堆工況過程相似。 有無濃硼注入的主要差異： 有濃硼注入時，濃硼的注入主宰反應性的變化，堆功率在達到峰值后下降，反應堆趨于熱態零功率工況； 無濃硼注入時，慢化劑降溫引起的反應性變化主要靠燃料多普勒反應性來補償，反應性在峰值后趨于零，堆功率趨于一個穩定值。反應堆趨于某一穩定功率狀態。16、大破口失水事故分析的主要假設及ECCS驗收準則 主要假設 1）102額定功率；2）最大功率不均勻因子；3）軸向功率取壽期中最危險的截斷余弦分布；4）燃耗選取以使得燃料元件氣隙最大，儲熱最大；5）由溫度及空泡負反應性停堆；6）衰變熱選取；7）鋯水反應取

20、BAKER-JUST關系式；8）金屬構建儲熱；9）破口臨界噴放取Moody噴放關系式，噴放系數0.61.0；10）ECCS流量在噴放階段全部流失，注入破損環路的ECC水全部流失；11）CHF后果采用膜態沸騰公式；12）極限的單一故障；13）安全殼壓力偏低選取；14）再淹沒階段主泵卡軸；15）上封頭溫度保守假設；16）燃料腫脹引起的流量阻塞效應。ECCS驗收準則燃料元件包殼峰值溫度不超過1204；包殼與水蒸汽作用所氧化的最大包殼壁厚不超過原壁厚的17；與水或水蒸汽發生反應的燃料元件包殼重量不超過堆內包殼材料總重量的1；堆芯幾何形狀的變化應限制在堆可冷卻的限度之內；能實施長期堆芯冷卻，以去除衰變熱

21、。17、大破口失水事故的物理過程及其主要參數變化規律 物理過程 1）噴放階段：破口出現后，冷卻劑從破口噴出，首先是很短暫的欠熱臨界噴放，然后很快進入飽和臨界噴放，冷卻劑壓力快速下降；堆芯流量在早期會出現短暫的流動逆轉過程，出現流動滯止現象，導致包殼出現第一個溫升峰；ECCS水旁路堆芯，直接從破口損失，堆芯傳熱條件惡化；噴放后期包殼溫度開始快速上升；冷卻劑幾乎喪失完后，噴放結束。 2）再充水階段：在噴放結束后，ECCS水逐漸進入壓力殼的下腔室，壓力殼水位開始回升；但堆芯處于裸露狀態，燃料包殼溫度快速上升（幾乎是絕熱升溫），并可能有少量的鋯水反應；當壓力殼水位到達堆芯底部后，再充水階段結束。 3）

22、再淹沒階段：ECCS冷卻劑開始與熾熱的燃料包殼接觸，開始對底部包殼起冷卻作用，但很快被汽化，包殼溫度上升速度逐漸變慢，堆芯水位上升緩慢，鋯水反應逐漸顯著；隨著水位的上升，再淹沒前沿的傳熱工況有一個轉變過程（蒸汽冷卻膜態傳熱泡核沸騰單相液冷卻）；包殼溫度開始轉為下降，堆芯逐漸淹沒，淹沒后的包殼溫度快速下降；當堆芯被完全淹沒后，再淹沒階段結束。 4）長期冷卻階段：ECCS水冷卻堆芯后，從破口流入安全殼地坑，通過安注再循環模式實現長期冷卻。 主要參數變化規律 1）堆功率：由于大破口失水事故系統降壓極快，0.1秒內，可降到冷卻劑的飽和壓力，從而生成大量蒸汽，堆內空泡效應引入的負反應性使反應堆自行停閉；

23、停堆后剩余中子功率迅速減小，此后主要釋放衰變熱。 2）RCS壓力變化：在最初極短的一段時間內為欠熱噴放，壓力迅速下降，進入飽和噴放后，壓力下降略有減緩；在再充水，再淹沒階段，注入的低溫安注水使堆芯蒸汽凝結，此后雖水位在上升，但系統壓力仍然緩慢下降。 3）熱點包殼溫度：在噴放階段，由于流動逆轉形成一個包殼升溫峰；在再充水階段，堆芯內既無液體冷卻劑，又無顯著蒸汽流動，元件處于裸露狀態，包殼幾乎處于絕熱升溫狀態，包殼溫度上升很快，是包殼的主要升溫階段；進入再淹沒階段后，隨著蒸汽產生量的增加，包殼升溫越來越緩慢，繼而開始轉為下降；當熱點被淹沒后，熱點包殼溫度快速下降；堆芯淹沒后，包殼溫度逐漸下降。 4

24、）堆芯水位：噴放階段，堆芯水位迅速下降。安注箱水及低壓安注泵注水流入下腔室后，壓力容器水位開始逐漸上升；在水位上升至堆芯底部之后，開始再淹沒階段，由于部分水量因冷卻堆芯而汽化，因此再淹沒階段堆芯水位上升緩慢。堆芯淹沒后，水位逐漸提高。18、破口位置對大破口失水事故物理過程和后果的影響通常冷管段破口會造成更高的包殼峰值溫度，比熱段破口危險，因為：1）破口流量與原堆芯流量方向相反，引起噴放早期冷卻惡化；2）上腔室壓力高，使堆芯水位降低；3）破口流出的是低焓冷卻劑，流量大而帶出的熱量少；4）ECC水流失比例高。而對安全殼超壓來說，熱段破口可能更危險。19、小破口失水事故的物理過程及其主要參數變化規律

25、 物理過程 1）環路流量維持階段：破口冷卻劑喪失，壓力殼水位下降，一回路系統降壓，堆芯熱量通過環路循環從蒸汽發生器熱阱排出；ECCS注水流量較小。 2）環路流量中止階段（環路水封存在階段）：當壓力殼水位低于主管道所在平面后，環路流量中止；堆芯開始產生大量蒸汽，并在上腔室積累；上腔室壓力相對偏高，迫使堆芯水位不斷降低，導致堆芯裸露升溫；堆芯熱量主要靠回流冷凝方式從蒸汽發生器二次熱阱帶出；安注流量很難進入堆芯，大部分從破口流失；當蒸汽積累導致上封頭壓力足以克服殘留在U形管彎曲段中的水封壓頭時，環路水封清除。 3）環路水封清除階段：環路水封清除后，壓力再平衡使得下行段中的冷卻水流回堆芯，堆芯被快速淹

26、沒，系統壓力快速下降。 4）長期冷卻階段：ECC水冷卻堆芯后，從破口流入安全殼地坑，通過安注再循環模式實現長期冷卻。 主要參數變化規律 1）堆功率：事故開始，破口冷卻劑喪失使得RCS快速降壓，引起慢化劑密度下降，導致堆功率單調下降；當穩壓器壓力降到低壓停堆整定值時，反應堆保護系統開始緊急停堆；隨著控制棒的插入，堆功率劇減，快速降到衰變熱水平。 2）系統壓力：事故開始，RCS因破口冷卻劑過冷臨界噴放而快速降壓。當降至上腔室及熱段冷卻劑飽和壓力時，因上腔室及熱段冷卻劑閃蒸，RCS出現短暫的再升壓階段；此后由于堆功率下降，RCS降壓恢復；停堆后功率劇減，上腔室及熱段冷卻劑溫度也隨之減小；由于環路自然

27、循環停止，主泵入口前的U形段出現水封，水封的出現使得破口排熱受阻，RCS降壓變緩。 3）壓力容器（堆芯）水位：一開始，由于位置較高的穩壓器尚未排空，壓力容器水位維持不變；當壓力降到上腔室冷卻劑溫度所對應的飽和壓力，引起上腔室冷卻劑閃蒸后，壓力容器水位開始下降；當穩壓器排空后，壓力容器水位開始快速下降；當壓力平衡使堆下行段內的冷卻劑及ECC水流入堆芯后，堆芯水位開始快速回升，重新淹沒堆芯；到安注箱注入后，堆內水位開始整體回升。 4）包殼溫度：事故開始，由于事先停泵及芯塊儲存熱釋放，包殼出現短期升溫。接著由于堆功率下降，包殼溫度開始下降；堆芯裸露后，包殼開始升溫，直到環路部分水封臨時消除，使得部分

28、液相冷卻劑涌入堆芯，燃料包殼溫度大幅下降；環路水封消除后，隨著堆芯迅速淹沒，包殼升溫結束。20、如何區分蒸汽發生器傳熱管破裂事故和小破口失水事故 蒸汽發生器傳熱管破裂是失水事故的一種特殊情況，從一回路裝量減少的立場來看，其嚴重性可以用小破口事故來包絡。與小破口失水事故相比，蒸汽發生器傳熱管破裂有如下幾個特征現象：（1）事故前后安全殼儀表指示沒有變化；（2）破損蒸汽發生器水位，給水流量異常；（3）冷凝器排氣和蒸汽發生器排污取樣系統輻射水平異常。 此外：（1）小破口失水事故僅失去一回路壓力邊界的完整性和安全殼的完整性，放射性物質旁通安全殼而直接釋放到環境；（2）小破口失水事故在30min內不要求操

29、縱員干預，而SGTR事故則要求操縱員必須盡快干預。21、操縱員不干預時蒸汽發生器傳熱管破裂事故的趨向工況及其危害性，操縱員干預時的主要干預內容及其出發點 趨向工況：一回路冷卻劑進入破損蒸汽發生器的流量=破損蒸汽發生器向環境的釋放流量=安注系統的注入流量 危害性：1）放射性直接排放到環境；2）蒸汽發生器滿溢可能導致安全閥卡開或二回路完整性喪失，進而導致放射性釋放大大增加；3）RWST水量耗盡后可能導致嚴重事故。 干預內容及出發點：1）鑒別事故及破損蒸汽發生器，以利后續操作；2）隔離破損蒸汽發生器，減少放射性釋放；3）實施RCS冷卻，使其溫度低于破損蒸汽發生器壓力對應的飽和溫度約25，為降壓作準備；4）實施一回路降壓，以中止破口流量；5）停堆安注，最終終止破口流量；6）后期冷卻，將反應堆導向安全停堆工況。22、給水喪失ATWS的物理過程 （1）給水喪失階段：給水喪失，二回路傳熱能力降低；二回路系統升溫升壓，SG水位下降；一回路系統升溫升壓，水位上升；堆功率因負反應性反饋稍微降低。 （2）停堆失效階段：汽輪機停車，SG釋放閥/安全閥開啟；穩壓器釋放閥；AFW 投入但不足以排熱，SG水位仍然降低；RCS出現較嚴重的升溫升壓；堆功率進一步降低。 （3）SG蒸干階段（高潮階段）：SG水位很低，熱阱幾乎喪失；RCS急劇升溫升壓，安全閥開啟，穩壓器可能滿水；堆功率大幅降低；穩壓器閥