CPR1000核电厂全厂断电事故情况下严重事故缓解措施有效性研究

发布时间：2024-06-30 03:48

　　福岛核事故发生后,国内外对严重事故更加重视,严重事故管理导则SAMG的编制和实施已成为监管要求。在建核电厂首次装料前,要制定并实施严重事故管理导则,定期对导则进行修订并验证严重事故管理指南和缓解措施的有效性。本文在调研其他核电机组严重事故缓解措施的基础上,利用严重事故仿真验证系统(VVS),选取全厂断电(Station Blackout,简称SBO)加一回路大破口事故作为CPR1000机组的重要严重事故序列,研究了反应堆功率运行(RP)模式下严重事故缓解措施PSAMG的有效性,重点研究了机组在NS/RRA模式下发生严重事故后,现有导则SSAMG缓解措施的有效性,为CPR1000机组严重事故管理导则SSAMG的完善提供参考。

【文章页数】：8 页

【部分图文】：

图1堆芯燃料温度分布示意图

严重事故场景设置成功后，VVS将模拟实际事故进程，在不执行PSAMG的情况下，事故发展序列见表1。由图1可知，在严重事故发生后，反应堆安全停堆，汽轮机停机，但堆芯余热无法导出，导致堆芯出口温度大于650℃[12]。图1为堆芯逐步烧毁示意图，由图可知，在不执行PSAMG情况下，堆芯....

图2环路燃料温度随时间变化趋势图

在该类严重事故序列当中，由图2和图3可知，在不执行PSAMG的情况下，环路燃料温度将会逐渐上升，直至堆芯燃料熔毁。安全壳内氢气浓度将会不断增加，严重威胁第三道屏障完整性。图3穹顶氢气浓度随时间变化趋势图

图3穹顶氢气浓度随时间变化趋势图

图2环路燃料温度随时间变化趋势图图4中由于假设了安注功能及时恢复，才实现了堆芯再淹没，防止了堆芯熔毁[13]。

图4堆芯水位变化趋势图

(1）严重事故后电力无法恢复堆芯损伤影响分析。由图5～图7可知，在该类严重事故序列当中，由于余热无法导出，最终导致堆芯熔毁。在不执行SSAMG的情况下，环路燃料温度将会逐渐上升，直至堆芯燃料熔毁。安全壳内氢气浓度将会不断增加，严重威胁第三道屏障安全壳的完整性。堆芯水位将逐渐下降，....

本文编号：3998337