反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析
全厂断电事故中反应堆冷却剂泵轴封失效分析及应对措施
全厂断电事故中反应堆冷却剂泵轴封失效分析及应对措施□焦森林王连名罗斌【内容摘要】反应堆冷却水泵的轴密封作为一回路压力屏障，防止高温放射性冷却剂向环境泄漏。
本文描述和分析了在全厂断电事故中反应堆冷却水泵因轴封注入水中断造成的轴封失效，并对比分析了各种预防轴封注入水中断措施，为后续反应堆冷却剂泵轴封注入系统设计提供指导。
【关键词】反应堆冷却剂泵；机械密封；轴密封；SBO【作者单位】焦森林，华龙国际核电技术有限公司；王连名、罗斌，中国核电工程有限公司一、引言反应堆冷却剂泵（简称主泵）是核电厂的重要设备，其主要功能是驱动高温高压的反应堆冷却剂，保证冷却剂在反应堆冷却剂系统中的循环。
目前在役核电厂主泵主要为立式、单级单吸的轴封式叶片泵。
主泵的轴密封部件提供从反应堆冷却剂系统压力到环境条件的压力隔离，防止反应堆冷却剂向环境泄漏。
轴密封部件主要为三级流体静压或动压机械密封，在正常运行时，每一级密封按照比例承受系统压力。
二、轴封注入失效分析正常运行时，主泵轴密封由化学和容积控制系统（ＲCV）提供冷高压注入水，密封注入水进入泵腔后分两路：一路沿泵轴向下润滑和冷却泵水润滑导轴承后，流入到反应堆一回路内；另一部分沿泵轴向上依次进入第一、二、三级机械密封，以润滑和保护轴密封，经过每级密封后的泄漏均在可控泄漏流量范围内，从而实现主泵在一回路系统中的屏障。
在全厂断电SBO事故中，厂外电源不可用，厂用电也不可用，同时应急柴油发电机组也不可用。
ＲCV系统中上充泵因失电，无法向主泵轴密封系统提供密封注入水，使一回路高温反应堆冷却剂沿泵轴向上流动，穿过水润滑导轴承，进入主泵轴密封，由于高温和其引发的热应力会损害轴密封，使反应堆冷却剂泄漏超出正常泄漏范围，从而破坏一回路边界完整性，导致出现破口事故（LOCK）。
随着冷却剂持续从主泵轴封破口流出，一回路压力持续下降，堆芯水位下降，堆芯裸露，升温到失效温度后融毁［1］。
三、SBO事故中失去主泵轴封注水危险的应对措施为应对SBO事故中失去主泵轴封注入水的风险，需对主泵密封注入相关的系统重新进行设计，以满足在SBO事故工况下提供轴封注入水，保证一回路边界的完整性。
SGTR事故应对分析
SGTR事故应对分析SGTR（应力失控温控-反应堆安全事故）是一种可能发生在核反应堆中的重大事故，它可能导致反应堆失控，严重影响核反应堆的安全性和环境。
在本文中，将对SGTR事故进行分析，探讨应对措施，以确保核反应堆的安全性。
1. SGTR事故的特点和危害SGTR事故是指在核反应堆中，由于应力失控或温控失控，引起的反应堆冷却剂泄漏事件。
这种事故可能导致反应堆失控，放射性物质泄漏，甚至核反应堆爆炸，造成严重的核辐射污染和人员伤亡。
SGTR事故的危害主要体现在以下几个方面：SGTR事故可能导致核反应堆失控，核裂变链式反应无法有效控制，从而造成反应堆过热和压力剧增，引发严重的核事故。
SGTR事故可能导致核反应堆冷却剂泄漏，放射性物质泄漏到环境中，严重影响周边地区的环境和人类健康。
SGTR事故还可能导致核反应堆的设备损坏，造成巨额经济损失和长期环境修复工作。
SGTR事故的危害性极大，一旦发生，将对人类和环境造成严重影响。
我们必须充分重视SGTR事故，并进行有效的应对措施，以确保核反应堆的安全性。
为了有效应对SGTR事故，减少事故发生的可能性和最大限度减少事故的危害，我们需要采取一系列的措施。
加强事故监测和预警系统。
建立先进的核反应堆事故监测系统，对核反应堆的温度、压力、冷却剂流量等参数进行实时监测，并预警可能的事故风险，做好事故应对准备。
加强核反应堆的安全控制系统。
提高核反应堆的自动化水平，加强对反应堆的自动控制能力，确保在SGTR事故发生时能够迅速采取控制措施，避免事故的扩大。
加强核反应堆的设备检修和维护。
定期对核反应堆的设备进行检修和维护，及时修复设备的损坏和老化，提高核反应堆的安全性和可靠性。
加强核反应堆的安全管理和应急预案制定。
建立完善的SGTR事故应急预案，对SGTR 事故的应对流程和措施进行详细规定，并进行定期演练和检查，以确保在事故发生时能够迅速有效地应对。
加强核反应堆的安全监管和技术研发。
核反应堆大破口失水事故分析
大破口失水事故（保守分析）1.保守分析中所定义的LBLOOA保守分析中定义的LBLOCA为冷管段双端断裂并完全错开，失去厂外电源工况。
其基本假设为：(1) 102%额定功率；(2) 取最大的功率不均匀因子FQ；(3) 轴向功率取截断余弦分布；(4) 燃耗取最大气隙，最大能量储存；(5) 由温度及空泡负反应性停堆；(6) 衰变热取1971ANS标准×1.2倍；(7) 锆水反应取Baker-Just关系式；(8) 考虑金属构件的能量储存；(9) 取Moody喷放关系式，喷放系数取0.6-1.0；(10) 对冷管段破口，全部ECCS在喷放阶段流出破口，破损环路全过程流出；(11) 在CHF之后，在整个Blowdown阶段不再认为是泡核沸腾；(12) 极限单一故障的选择，必须加以论证；(13) 安全壳压力取保守的低值，以加强喷放；(14) 在再淹没阶段，作主泵卡轴假设；(15) 上封头温度假设；64(16) 需考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应（按NUREG-0630）2.典型的事故过程极限工况：喷放系数0.6，最大安注流量。
（1）事件序列破口开始，失厂外电0.0s反应堆停堆0.5安注信号3.0安注箱开始注水15.1安注泵开始注水28.0喷放结束31.5再灌水结束44.8安注箱排空58.2堆芯顶部淹没~500（2）过程描述典型的LBLOCA分为喷放、再灌水、再淹没及长期冷却4 个阶段。
①堆功率变化由于大破口失水事故系统压力降低极快，大约在0.1s内，即65可降至冷却剂的饱和压力，从而生成大量蒸汽，空泡效应引入的负反应性，使反应堆自行停闭，停堆后剩余中子功率迅速减小，此后主要释放衰变热，衰变热功率不大，但持续时间极长。
②压力变化在最初极短的一段时间内为欠热喷放，压力迅速下降，进入饱和喷放阶段后，压力下降稍见缓慢。
在再灌水，再淹没阶段，注入的低温安注水，使堆芯的水蒸汽凝结，此后虽水位在上升，但系统压力仍缓慢下降。
201120401129_廖科_反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析解析
成都理工大学工程技术学院毕业论文反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析作者姓名：廖科专业名称：核工程与核技术指导教师：赵永生讲师目录摘要......................................................................... 错误！未定义书签。
Abstract ................................................................... 错误！未定义书签。
目录. (II)前言 (1)1 压水堆反应堆基本原理 (2)1.1压水堆的简介 (2)1.2 压水堆的基本构成 (2)1.3压水堆主冷却剂系统 (3)1.4安全壳 (5)2冷却剂回路系统热管段破口概述 (6)2.1破口大小尺寸界定 (6)2.2管道破口的类型 (6)2.3 冷却剂系统回路管道破口的原因 (7)3 破口事故后的物理过程 (8)3.1大破口失水事故 (8)3.1.1喷放阶段 (9)3.1.2旁通阶段 (10)3.1.3 再灌水阶段 (11)3.1.4 再淹没阶段 (11)3.1.5长期冷却阶段 (12)3.2.6大破口事故严重情况的总结 (12)3.2 小破口失水事故 (12)3.2.1破口尺寸的影响 (13)3.2.2 减缓小破口事故后果的措施 (13)3.2.3 破口事故过程的物理现象 (14)3.2.4破口位置的影响 (15)3.2.5主泵停止运行的影响 (15)3.3大小破口事故特征的比较 (15)4 失水事故后果及安全对策 (17)4.1防止高压熔堆 (18)4.2 安全壳热量排出与减压 (18)4.3消氢措施 (19)4.4安全壳功能的最终保障 (19)总结 (21)参考文献................................................................. 错误！未定义书签。
核工程中的冷却剂损失分析与防控
核工程中的冷却剂损失分析与防控核工程中的冷却剂损失分析与防控引言：核工程中，冷却剂是起着非常关键的作用。
它在核反应堆内循环，用于冷却燃料和控制它们的温度。
然而，由于各种原因，冷却剂的损失可能会发生。
本文旨在对核工程中冷却剂损失的原因进行分析，并提出相应的防控措施。
一、核工程中冷却剂损失的原因：1. 设备故障：核反应堆中的冷却系统包括了大量的设备，比如泵、阀门、管道等。
由于设备长时间运行和外部环境因素的影响，设备故障很难避免。
如果发生泵漏水、管道破裂或阀门失灵等问题，冷却剂就会发生损失。
2. 操作失误：在核工程操作中，操作人员在一些特殊情况下可能会犯错。
比如，忘记关闭泵阀时会导致冷却剂大量流失。
此外，不正确的操作方法也可能导致冷却剂损失。
3. 自然灾害：核工程通常建设在地震频发或风暴多发的地区，自然灾害是导致冷却剂损失的一大原因。
如遭受地震、洪灾或飓风，将导致冷却系统的破坏，使冷却剂大面积流失。
二、核工程中冷却剂损失的危害：冷却剂在核工程中扮演了至关重要的角色，其损失将会导致以下危害：1. 燃料过热：冷却剂的大量损失将导致燃料过热，进而引发核反应堆事故。
燃料过热会加剧燃料的老化和膨胀，导致核反应堆不稳定。
2. 核燃料外泄：如果冷却剂损失导致燃料元件的温度升高，可能会导致核燃料元件的结构破裂或破碎。
这将导致核燃料外泄，增加核工程的安全风险。
3. 核辐射泄露：冷却剂的损失也可能导致核辐射泄露，对周围环境和人员造成危害。
核辐射对人体健康和环境具有长期和严重的影响。
三、核工程中冷却剂损失的防控措施：为了减少和防止冷却剂的损失，以下是一些核工程中可以采取的防控措施：1. 定期维护和检查设备：核工程中的冷却设备应定期进行维护和检查，确保其正常运行。
发现问题应及时修复或更换设备。
2. 建立严格的操作规程和培训：为核工程操作人员制定详细的操作规程，并进行培训，使其熟悉操作步骤和注意事项。
提高操作人员的操作技能和安全意识，减少操作失误。
反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析
反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析
郑尧瑶
（上海核工程研究设计院， 上海 200233 ）
摘 要 ：主泵卡转子事故是指一台反应堆冷却剂泵转轴瞬时卡死。 受影响环路的冷却剂流量迅速减小， 将由反应堆冷却剂 （RCS ） 低流 量信号触动反应堆停堆。为评价 AP1000 核电厂在发生卡转子事故后的响应， 本文对关键的 RCS 流量变化进行了保守处理， 并采用 LOFTRAN、 FACTRAN 等程序进行计算分析， 分析中还分别考虑了厂外电源有效和无效工况。 关键词 ：AP1000； 安全分析； 卡转子； 厂外电 中图分类号 ：TL31 文献标识码 ：A
高新技术
图 1 反应堆冷却剂系统压力 图 2 燃料包壳表面最高温度 图 3 反应堆冷却剂平均温度
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表 1 AP1000 核电厂初始参数
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态沸腾的传热系数。 3.1.4 燃料与包壳间的气隙传热系数 假设瞬态开始时， 气隙热导系数从对 应稳态燃料初始燃料温度的参数值增大 10 倍。因此， 在稳态时小的气隙热导系数 使得大量的热能储存在燃料中， 而在瞬态 开始时， 这些热量将释放给燃料包壳。 3.1.5 锆－蒸汽反应 （1800 当燃料包壳温度高于 982.22℃ ℉ ） 时， 锆－蒸汽反应将变得更为显著。程 序采用 Baker-Just 抛物线速率方程， 计算 锆－蒸汽反应速率。 3.1.6 堆芯 DNBR 分析 主泵卡转子事故采用 VIPRE-W 程 序进行堆芯 DNBR 分析。 3.2 假设条件 各瞬态的初始条件和主要参数见表 1。 3.3 RCS 流量随时间变化的曲线 COAST 程序计算结果进行保守处理 后， 作为 LOFTRAN 程序 RCS 流量变化输 入数 据 。 COAST 程 序 计 算 主 泵 卡 转 子 RCS 下滑流量时， 假设故障环路冷段在正 向流动情况下，主泵流动阻力考虑最大 值，使得在事故初期堆芯流量降低较快； 而在其反向流时，允许叶轮自由转动， 其 流动阻力考虑最小值， 这将会导致较低的 反向流阻力。从而导致较低的堆芯流量， 即综合考虑主泵卡转子和主泵断轴事故 最不利的情况， 因此， 该曲线可包络主泵 卡转子和主泵轴断裂事故。 4 结果及分析 RCS 流量 当发生主泵卡转子事故时， RCS 平均温度迅速上升，直至 迅速下降， RCS 低流量信号触动反应堆停堆， 事故得 到缓解 。图 1 至图 3 给出了主要参数变 化。在事故期间， 反应堆冷却剂系统的峰 值压力为 18.39MPa；燃料包壳表面最高 温 度 995.56℃ ； 参 加 锆 水 反 应 的 锆 为 0.29%，都低于限值。该事故的分析结果 满足事故验收准则的要求。 5 结语 AP1000 核 电 厂 卡 转 子 事 故 由 RCS 低流量信号进行保护。 计算结果表明无论 是燃料包壳温度分析、 系统压力分析还是 堆芯 DNBR 分析，该事故的分析结果都 满足相应验收准则的要求 。反应堆停堆 后，最终核电厂将达到一个稳定状态， 核 电厂可以实施正常的停闭操作措施。
核反应堆安全分析论文 冷却剂丧失事故详解
摘要冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。
对于压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Loss of Coolant Accident），冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。
压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。
根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。
本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。
关键词：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故； PCTRAN；定性分析ABSTRACTLoss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.According to the differences of breach size and physics phenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on.The article analyses the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN.Keywords:Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis核反应堆安全分析（论文）绪论目录1 绪论 (1)1.1本论文的背景和意义 (1)1.2冷却剂丧失事故概述 (2)1.3设计任务 (2)1.4方案选择 (2)2 PCTRAN 工具介绍 (3)2.1PCTRAN简介 (3)2.2PCTRAN特点 (3)3 方案及总体设计 (5)3.1冷却剂丧失事故的原因以及分类 (5)3.2失水事故的极限——设计基准事故 (5)3.3临界流 (5)3.4大破口失水事故.................................................................... 错误！未定义书签。
核电厂小破口事故分析
3.3 小破口冷却剂丧失事故压水堆核电厂小破口失水事故( SBLOCA )是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。
3.3.1 环路自然循环维持阶段在此阶段，由于环路存在自然循环，堆芯的释能及时经蒸汽发生器排出，一回路压降较快，蒸汽发生器在此阶段起着重要热阱作用。
该阶段的压力容器水位下降主要由破口冷却剂欠热排放所致。
3.3.2 环路水封存在阶段在此阶段，由于环路自然循环终止及环路水封的出现，蒸汽发生器排热手受阻，堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内的冷却剂从破口排放出。
由于这两种方式排热率较低，不足以及时排去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室积累迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及包壳升温。
该阶段是事故的主要阶段，一回路处于准稳压状态，堆芯出现裸露，燃料包壳急剧升温。
该阶段中，蒸汽发生器二次侧热阱仍然起着重要作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故后果。
3.3.3 环路水封清除阶段在此阶段，由于环路水封清除，积累在上腔室的蒸汽可经环路从破口喷出，上腔室压力降低，压力再平衡迫使下降段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却，该阶段堆芯衰变热主要靠堆芯冷却剂蒸发并从破口的排放而带出。
由于蒸汽热排率高，堆芯衰变能及时从破口排出，一回路压力恢复。
由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在，冷却剂装量没有明显回升，堆芯再次裸露的可能性仍存在。
3.3.4 长期堆芯冷却阶段在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂装量明显回升，堆芯水位也整体回升。
安注箱排空后，抵压安注系统将投入注水并切换成再循环工况，实现长期堆芯冷却。
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摘要对核电站安全进行研究,了解其薄弱环节，并采取有效措施保证核安全，这具有非常重要的意义。
而安全分析在核电站中更起着尤为重要的作用。
对主回路冷却剂系统热管段大小破口失水事故现象的描述，研究了事故发生后对安全功能的需求及其实现方式，采用小事件树的方法进行事件序列的模型化。
其次，采用故障树方法对安全功能的失效进行模型化，并在建树的过程中对系统做了一些相关的假设。
最后，通过模型的定量化找出安全壳喷淋系统的功能失效是对堆芯损毁贡献最大的事件，降低此系统功能失效的发生概率是降低此初因事件导致堆芯损毁概率的有效方法和途径。
关键词概率论分析，确定论分析，冷却剂系统热管段，大小破口失水事故AbstractAll experts of related fields conduct a study on the plants understand their weak links and take effective measures to ensure nuclear safety, which is important practical significance. Further, safety analysis is playing a more important role for nuclear power plants．Combination with the phenomenon description of accident of big and small LOCA on primary coolant piping，requirements on safety functions and their realization ways had been studied after the accident occurred，the event sequences were modeled by adopting small event tree method．Secondly, the failures of the security functions were modeled by adopting the fault tree method，and some assumptions of the systems have been done in the process of the establishment of FTA．Finally, the functional failure of the containment spray system has been found that it Was the biggest contribution to the core damaged by identifying the models and reducing the probability of failure of this system was the effeaive ways and means to minimize the probability of damage to the core of this initial event．Key Words probabilistie analysis, deterministic analysis, coolant system heat pipe, coolant pipeline big and small LOCA目录中文摘要 (I)Abstract (II)1 引言 (1)1.1 概述 (1)1.2 核电厂安全分析法 (2)1.3 小结 (3)2 核反应堆冷却系统描述 (4)2.1 压水堆冷却剂系统的功能 (4)2.1.1 主要功能 (4)2.1.2 辅助功能 (4)2.2 压水堆冷却剂系统的系统说明 (4)2.3 压水堆核电厂一回路主要辅助系统 (5)2.3.1 化学和容积控制系统 (6)2.3.2 余热排出系统 (6)2.3.3 安全注射系统 (7)2.3.4 安全壳喷淋系统 (7)2.3.5 管道与设备布置 (8)2.4 小结 (9)3 确定论分析冷却系统环路热管段破口事故 (10)3.1冷却系统环路热管段大破口失水事故过程分析 (10)3.1.1 喷放阶段 (10)3.1.2 再灌水阶段 (12)3.1.3 再淹没阶段 (12)3.1.4 长期冷却阶段 (13)3.2冷却剂系统环路热管段小破口失水事故过程分析 (13)3.3小结 (14)4 概率论分析冷却系统环路热管段破口事故 (16)4.1 冷却剂系统的运行 (16)4.2 冷却剂系统失水事故的原因 (16)4.3 事故分类 (16)4.3.1 冷却剂系统环路热管段大破口失水事故 (16)4.3.2 冷却剂系统环路热管段小破口失水事故 (19)4.4 小结 (25)结论 (27)致谢 (28)参考文献 (29)附录 (30)A1.1 安全壳喷淋系统图 (30)A1.2 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图1 (31)A1.3 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图2 (32)A1.4 核电教学模拟机得出的冷却剂大破口失水事故曲线图 (33)1 引言1.1 概述根据核电厂的功率大小和设备制造厂的生产能力，压水堆冷却剂一般由一个反应堆和二或四个并联的闭合环路组成。
这些闭合环路以反应堆压力容器为中心，作辐射状布置，每个闭合环路都由一台或两台冷却剂泵，一台蒸汽发生器和相应的管道及仪表组成。
另外，还有一个由带有三个安全阀组的稳压器和卸压箱组成的压力调节回路，与一个冷却剂系统某个环路中的热管段相连接，其主要功能:正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出的热量传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之变成饱和蒸汽，以驱动汽机发电机组；在停堆阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和向停堆冷却系统传热，以带走堆芯衰变热和主系统的蓄热；主冷却剂是含硼水。
通过其硼浓度的改变可以补偿堆芯反应性的变化；主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层；作为堆冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂，构成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。
主系统可分为两部分，即一次回路部分和卸压蒸汽收集部分。
一回路的主要部件包括：反应堆压力容器, 蒸汽发生器的主冷却剂侧，主泵，稳压器。
主渠道共分三个部分，即压力容器与蒸汽发生器之间的热段、蒸汽发生器与主泵之间的过渡段和主泵与压力容器的冷段。
在压水反应堆中，采用除盐除氧的含硼水作为冷却剂，兼并慢化剂，高压，大流量的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热量，从反应堆压力容器的出口流出，经热管段进入蒸汽发生器传热管，将热量传给传热管外二回路侧的给水，产生蒸汽，对蒸汽轮发电机组发电；冷却剂由蒸汽发生器传热管流出，从过渡段进入冷却剂主泵，经主泵升压后，又流入反应堆。
带有放射性的冷却剂始终循环流动于闭合的一回路主系统各环路中，与二回路系统是完全隔离的，这就使核蒸汽供应系统产生的蒸汽是不带放射性的，方便了二回路系统设备的运行与维修，并且可以对压水反应堆采用调节冷却剂中含硼浓度的方法，配合控制棒组件来控制堆芯的反应性。
冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。
压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能的后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。
最严重的失水事故应该是堆芯压力容器在堆芯水位以下的灾难性破裂，由于堆芯附近不可能再有冷却水，因此无法防止堆芯熔化和随后的大量放射性物质释放。
由于反应堆冷却剂系统长期工作在中子辐照脆化，腐蚀损伤，疲劳及磨损的条件下，所以失水事故发生的频率相对于其它事故来说更高，尤其是小破口失水事故。
例如，美国的三里岛核电厂的2号机组发生了历史上最严重的事故。
这次事故由给水丧失引起瞬变开始，经过一系列事件造成了堆芯部分融化，大量裂变产物释放到安全壳。
1.2 核电厂安全分析法事故分析是核电厂安全分析中的一个重要组成部分，他研究核电厂在故障工况下的行为，是核电厂设计过程和许可证申请程序中的重要步骤。
正常运行的情况下，核电厂安全受到持续的监督和反复的分析，以维持或提高核电厂的安全水平。
事故分析有两种方法：确定论分析方法和概率论分析方法。
确定论是根据纵深防御原则，除了反应堆设计得尽可能安全可靠外，还设置了多重的专设安全设施，以便在一旦发生最大假想事故情况下，依靠安全设施，能使事故后果减至最轻程度。
例如一回路管段小破口失水事故、核电厂运行中发生的瞬变等未惊醒深入研究，在核电厂运行管理和人员培训等方面也未予以应有的重视。
美国三里岛核电厂事故的主要原因就是由于人们对过渡工况和小破口失水事故的现象缺乏充分了解，造成的。
概率论是应用概率风险理论对核电厂安全性进行评价，认为核电厂事故是个随机事件，引起核电厂事故的潜在因数很多，核电厂的安全性应由全部潜在事故的数学期望值表示。
PSA分析包括三级。
第一级分析集中于估算堆芯损坏概率；第二级分析综合了堆芯熔化物理过程的研究；第三级分析研究放射性物质在环境中的弥散以及他们影响生命、健康、环境和财产的后果。
本文仅对第一级PSA的分析方法作简单介绍。
这一级的分析常采用事件树的故障树技术。
事件树分析：限定一个始发事件，然后对各种可能的事件序列逐个考察。
找出潜在的堆芯损坏序列，这就是事件树分析。
树的主干代表始发事件，分析代表基本安全功能的成功或失败，分支的端点是该始发事件及后续事件组合的结果，分支的端点是该始发事件及后续事件组合的结果，代表电厂的一种状态。
对于一个始发事件，事件树和约化事件树给出了堆芯熔化的几个序列和每种可能性的发生概率。
同时，事件树中有没有考虑安全系统的部分可用，可用时限及操作员的干预。
因此，这种分析可以用作设计对策的工具，但其结果并非安全分析的最终目标，而只能是作为对于某一始发事件下，核电厂运行行为的一个认识了解手段。
故障树分析：求解导致功能失效的各种可能原因的组合，就是故障树分析的目的，它构成了对事件树顶事件的支持逻辑。
确定论与概率论的比较：确定论是以设计基准事故为依据，将事故分为可信与不可信，概率论不存在可信与不可信，仅是事故发生概率大小有区别；确定论评价方法简单成熟快速，概率论是系统安全评定技术，比较复杂；确定论得出的结果过于保守，概率论的数值结果由局限性和不确定性。
1.3 小结本章主要介绍了压水堆核电厂的一回路系统和简单的事故描述，以及所要研究的课题的背景及现实意义，并简单的介绍了美国三里岛事故，使人们意识到失水事故的严重性，并对它进行了广泛的研究，制定了相应的安全措施。
但是由于事故不多而缺乏统计资料，罕见的尚未被发现的事故可能性被忽略。