(海军工程大学 船舶与动力学院，武汉 430033)

船用核动力装置一回路冷却剂丧失事故发生后，带有一定放射性的高温冷却剂将导致堆舱温度、压力、湿度升高，威胁设备安全性和堆舱完整性，大量放射性物质外泄和扩散，对环境造成放射性污染。如果事故得不到及时的控制，将可能进一步发展成严重事故。为了防止发生严重事故，在满足船用核动力装置机动性特殊要求的前提下，同时考虑船体安全和反应堆安全，制定事故处理规程。

1 事故描述

相对于大破口而言，小破口失水事故(SBLOCA)造成一回路系统降压速率慢，安注系统在一段时间内可能无法投入，事故过程中在高压阶段可能出现长时间堆芯裸露而引起燃料元件升温并烧毁。SBLOCA的具体影响程度与反应堆本身的设计特性、初始运行工况、应急冷却系统设计、破口的大小和位置及具体的瞬态过程有关[1]。

当船用核动力装置一回路系统发生不可隔离的较小尺寸小破口失水事故时，在衰变热较大的情况下，如果破口流失的水量大于高压补水流量，却又不足以带走衰变热[2]，主冷却剂泵停止运行后，由于小破口失水事故反应堆冷却系统降压过程较长，一回路冷却剂储量比较少，若不采取一定的降压手段，长时间不能触发低压安注投入将导致堆芯冷却剂大量汽化，燃料元件可能发生长时间裸露致使燃料元件温度上升至烧毁，这时需要考虑投入危急冷却系统。根据所设计的破口尺寸，在高压补水后不需考虑危急冷却系统而直接考虑低压安注的投入(低压安注失效事故除外)[3]。……