發(fā)布時間：2024-06-30 03:48

　　福島核事故發(fā)生后,國內外對嚴重事故更加重視,嚴重事故管理導則SAMG的編制和實施已成為監(jiān)管要求。在建核電廠首次裝料前,要制定并實施嚴重事故管理導則,定期對導則進行修訂并驗證嚴重事故管理指南和緩解措施的有效性。本文在調研其他核電機組嚴重事故緩解措施的基礎上,利用嚴重事故仿真驗證系統(tǒng)(VVS),選取全廠斷電(Station Blackout,簡稱SBO)加一回路大破口事故作為CPR1000機組的重要嚴重事故序列,研究了反應堆功率運行(RP)模式下嚴重事故緩解措施PSAMG的有效性,重點研究了機組在NS/RRA模式下發(fā)生嚴重事故后,現(xiàn)有導則SSAMG緩解措施的有效性,為CPR1000機組嚴重事故管理導則SSAMG的完善提供參考。

【文章頁數(shù)】：8 頁

【部分圖文】：

圖1堆芯燃料溫度分布示意圖

嚴重事故場景設置成功后，VVS將模擬實際事故進程，在不執(zhí)行PSAMG的情況下，事故發(fā)展序列見表1。由圖1可知，在嚴重事故發(fā)生后，反應堆安全停堆，汽輪機停機，但堆芯余熱無法導出，導致堆芯出口溫度大于650℃[12]。圖1為堆芯逐步燒毀示意圖，由圖可知，在不執(zhí)行PSAMG情況下，堆芯....

圖2環(huán)路燃料溫度隨時間變化趨勢圖

在該類嚴重事故序列當中，由圖2和圖3可知，在不執(zhí)行PSAMG的情況下，環(huán)路燃料溫度將會逐漸上升，直至堆芯燃料熔毀。安全殼內氫氣濃度將會不斷增加，嚴重威脅第三道屏障完整性。圖3穹頂氫氣濃度隨時間變化趨勢圖

圖3穹頂氫氣濃度隨時間變化趨勢圖

圖2環(huán)路燃料溫度隨時間變化趨勢圖圖4中由于假設了安注功能及時恢復，才實現(xiàn)了堆芯再淹沒，防止了堆芯熔毀[13]。

圖4堆芯水位變化趨勢圖

(1）嚴重事故后電力無法恢復堆芯損傷影響分析。由圖5～圖7可知，在該類嚴重事故序列當中，由于余熱無法導出，最終導致堆芯熔毀。在不執(zhí)行SSAMG的情況下，環(huán)路燃料溫度將會逐漸上升，直至堆芯燃料熔毀。安全殼內氫氣濃度將會不斷增加，嚴重威脅第三道屏障安全殼的完整性。堆芯水位將逐漸下降，....

本文編號：3998337