定義
壓水堆核電廠大破口失水事故（LBLOCA）是指反應堆冷卻劑系統主管道發生大破裂而造成的反應堆冷卻劑喪失事故。設計基準大破口失水事故的極限情況是冷管段雙端斷裂並完全錯開的情況。
特徵
大破口失水事故是反應堆冷卻劑裝量減少一類事故中冷卻劑喪失量快的極限情況，其危害很大，主要表現在：
（1）事故開始時，破口外的冷卻劑突然失壓，會在一迴路系統內形成一個很強的衝擊波，這種衝擊以波聲速在系統內傳播，可能會使堆芯結構遭到破壞。此外，冷卻劑的猛烈噴放，其反作用會造成管道甩動，破壞安全殼內設施。
（2）堆芯冷卻能力大為下降，可能致使燃料元件受到損壞。
（3）高溫高壓的冷卻劑噴入安全殼，致使安全殼內氣體的壓力和溫度升高，危及安全殼的完整性。
（4）燃料元件的鋯包殼在高溫時會與水蒸汽發生劇烈的化學反應，所產生的氫積存在安全殼內，在一定的條件下有可能引起爆炸。
（5）堆冷卻劑中的放射性物質進入安全殼後，通過安全殼泄漏會污染環境。
進程
事故過程分為四個階段：
（1）噴放階段，此時冷卻劑由反應堆容器內大量噴出；
（2）再充水階段，此時應急堆芯冷卻水開始注入反應堆壓力容器內但水位不超過堆芯的底部；
（3）再淹沒階段，此時水位上升到足夠高度以冷卻堆芯；
（4）長期堆芯冷卻階段，堆芯完全淹沒，低壓安注系統投入並足以去除衰變熱。
下面具體介紹各階段情況：
（1）噴放階段
噴放分兩階段進行，即欠熱噴放與飽和噴放。在開始的欠熱噴放階段中，一迴路壓力迅速下降到當前水溫相應的蒸汽（飽和）壓力。在此階段，失壓同時伴隨著壓力波的傳播；因此，安全分析必須證明由這些壓力波引起的機械負荷不致使系統損壞到構成對公眾危險的程度。
在此後較長的飽和噴放階段，冷卻劑內生成蒸汽氣泡，同時水與蒸汽的混合物由破口噴出；這一階段大體將持續15～20秒，直到系統壓力大體等於安全殼內的壓力。這種兩相流相當於蒸汽與水混合物在管內的流動，稱為“壅塞”流。它將持續一段時間，其中汽水混合物以最大音速噴出，蒸汽-水混合物流動時使燃料棒得到一定程度的冷卻，故包殼溫度段時間下降。然後由於液體的熱焓增加，臨界熱流密度下降到最大熱流密度以下；傳熱係數顯著減少，同時包殼溫度相應地升高。
當飽和噴放進行時，冷卻劑內液相份額不斷減少直到剩餘的部分變為水與蒸汽的泡沫狀混合物為止。泡沫的液位下降，使堆芯的上部裸露燒乾。這時堆芯只能通過向四周結構輻射散熱。於是包殼溫度可能上升到使某些較熱燃料棒因包殼過熱失去強度而導致破損的程度。此時由鋯水反應而產生的熱能也助長了溫度的進一步升高。
（2）再充水階段
在噴放過程中壓水堆一迴路壓力降低信號將觸發ECCS動作。安注箱將通過未破裂的冷端或直接經由下降段向堆壓力容器內注入含硼水；這將為燃料提供部分冷卻手段，但在初期仍有大量的水變為蒸汽-水混合物由破口噴出。在冷段斷裂事故中，希望注入的水沿下降段下降在通過堆芯上升，但這一運動受到沿相反方向進行噴放的液流阻擋。由於阻力很大，很可能發生“ECC水旁路流失”現象（見圖4.3-1），即注入的水沿下降段環形空間流動並從管道上的破口噴出，當噴放結束後，一部分硼水開始聚焦在反應堆壓力容器底部並進行再充水。如果外電源沒有喪失，ECCS的低壓安注子系統將開始向反應堆壓力容器注入含硼水。但若外電源也已喪失，而起動應急發電機總滯後一段時間，故低壓安注系統只能在再充水階段的末期才開始動作，無論屬於哪一種情況，燃料在再充水期間得不到充分冷卻；只有汽水混合物的對流可以帶出一些熱量。
（3）再淹沒階段
當水位上升到燃料棒下端後，就開始了再淹沒過程。當冷卻水再上升時，它就與赤熱的燃料包殼相接觸；結果在後者表面上形成一層蒸汽膜，冷卻水不易穿透。於是發生了池式膜態沸騰的工況。然而，堆芯底部的溫度很快下降到冷水能夠穿透汽膜的程度，從而發生了泡核沸騰。然後這部分包殼的溫度迅速下降。在壓水堆發生管道斷裂事故後，其安注箱大約在一分鐘後就全部排空，但從ECCS的其他水源取得補充水可以在大約兩分鐘左右將堆芯全部淹沒。
再淹沒過程中存在的一個問題就是向外泄漏的蒸汽壓力趨向於阻止再淹沒水的注入這種現象稱為“蒸汽堵塞”，它使堆芯內水位上升的速率顯著減少，實際上，由於注入水的慣性和堆芯內剩餘蒸汽的可壓縮性相互作用的結果，可能出現流量的振盪，在估計再淹沒所需時間應將此因素考慮在內。
（4）長期堆芯冷卻階段
堆芯全部淹沒後，低壓安注系統繼續從換料水箱取水注入反應堆壓力容器，維持堆芯冷卻，在換料水箱存水快用完時，換料水箱低水位信號將切換低壓安注系統到安全殼地地坑取水，通過低壓安注再循環工況實現長期堆芯冷卻。
