（1）堆功率变化

由于大破口事故中系统压力降低极快，大约在0.1 s内即可降至冷却剂的饱和压力，从而生成大量的蒸汽。空泡效应引入的负反应性使反应堆自行停堆，此后堆芯长期处于衰变热功率水平。

（2）卸压过程

破口出现之前，系统中的冷却剂是过冷的。在管道破裂时，破口处的压力在几十毫秒内突然降到饱和压力。该压力突降产生一个膨胀压力波。这种压力波在一回路系统和压力容器内传播，作用在堆芯吊篮等堆内构件上，产生很大的动态负荷。过冷卸压之后，系统内的冷却剂达到饱和态，以汽液两相临界流速通过破口向外喷放，通常把这种工况称为饱和喷放。饱和喷放卸压比较缓慢。

（3）堆芯流量

热段主管道破裂将会使堆芯冷却剂瞬时加速，而冷段主管道破裂则会使堆芯冷却剂瞬时减速，并使流向由向上流转为向下流动。在转向过程中会出现流动停滞，传热恶化。随后的喷放阶段堆芯冷却剂的流量由堆芯至两个喷放端口的流动阻力决定。热段管道破裂时堆芯冷却剂流量较大。而冷段破裂时堆芯冷却剂流量很小，这对堆芯的冷却是很不利的。

（4）包壳温度

由于冷段管道破裂时堆芯冷却剂会出现停滞，包壳表面会出现偏离核态沸腾（DNB）工况。这种工况在冷段破口出现后0.5～0.85 s时就会发生。DNB后包壳温度上升到一个峰值，有时把它称为第一包壳峰值温度。该峰值温度主要是燃料储热再分配形成的。峰值的幅度主要由3个因素决定：

①燃料芯块和包壳之间的间隙热阻越大，则燃料芯块的温度越高，即储能越大。

②喷放开始瞬间流过堆芯的水带走的热量。(www.daowen.com)

③随后堆芯内蒸汽带走的热量受到水滴夹带量的强烈影响。

根据保守的分析，冷段双端断裂事故的第一峰值温度接近900℃。

在第一包壳峰值温度之后，包壳温度的变化主要由能量的产生和传出之间的平衡以及传热工况所决定。开始时，衰变热的减小使包壳温度有所降低，但是到后来（约15 s），由于堆芯开始裸露，传热恶化，包壳温度又开始上升。锆—水反应会加剧温度的上升。

（5）堆芯应急冷却水的注入

在喷放开始10～15 s后，一回路系统压力会降到安注箱的氮气压力以下，箱内储存的含硼水开始从冷段管道向一回路注入。

然而在冷段管道破裂的情况下，开始时，注入的应急冷却水未必能到达堆芯。这是因为冷段破裂时，冷却剂从堆芯下腔室经堆芯周围的环形通道向上流动，然后从冷段管道破口排出。在注入开始时，这股喷放流量还相当大，它所形成的逆向流动限制现象（CCFL）会阻止注入的应急冷却水在环形通道中向下流动到达堆芯下腔室。结果，从完整的环路冷段管道注入的冷却水在环形通道中绕过堆芯之后又从破裂的冷段管道排出，这种现象称为安全注射的旁通现象。在系统压力进一步降低之后，冷却剂喷放流量减小，注入的应急冷却水才能够到达堆芯。

热段管道破裂时不存在上述问题。注入冷管段的应急冷却剂可以顺利地穿过环形通道到达堆芯下腔室。

通常认为，当一回路的压力与安全壳的压力达到平衡时（约0.3 MPa），喷放阶段结束。喷放阶段所经历的时间预计是10～20 s。