福島核事故發(fā)生后,國內(nèi)外對嚴(yán)重事故更加重視,嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則SAMG的編制和實(shí)施已成為監(jiān)管要求。在建核電廠首次裝料前,要制定并實(shí)施嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則,定期對導(dǎo)則進(jìn)行修訂并驗(yàn)證嚴(yán)重事故管理指南和緩解措施的有效性。本文在調(diào)研其他核電機(jī)組嚴(yán)重事故緩解措施的基礎(chǔ)上,利用嚴(yán)重事故仿真驗(yàn)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(jī)組的重要嚴(yán)重事故序列,研究了反應(yīng)堆功率運(yùn)行(RP)模式下嚴(yán)重事故緩解措施PSAMG的有效性,重點(diǎn)研究了機(jī)組在NS/RRA模式下發(fā)生嚴(yán)重事故后,現(xiàn)有導(dǎo)則SSAMG緩解措施的有效性,為CPR1000機(jī)組嚴(yán)重事故管理導(dǎo)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(yán)重事故場景設(shè)置成功后，VVS將模擬實(shí)際事故進(jìn)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(yán)重事故發(fā)生后，反應(yīng)堆安全停堆，汽輪機(jī)停機(jī)，但堆芯余熱無法導(dǎo)出，導(dǎo)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(shí)間變化趨勢圖

在該類嚴(yán)重事故序列當(dāng)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(huì)逐漸上升，直至堆芯燃料熔毀。安全殼內(nèi)氫氣濃度將會(huì)不斷增加，嚴(yán)重威脅第三道屏障完整性。圖3穹頂氫氣濃度隨時(shí)間變化趨勢圖

圖3穹頂氫氣濃度隨時(shí)間變化趨勢圖

圖2環(huán)路燃料溫度隨時(shí)間變化趨勢圖圖4中由于假設(shè)了安注功能及時(shí)恢復(fù)，才實(shí)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(yán)重事故后電力無法恢復(fù)堆芯損傷影響分析。由圖5～圖7可知，在該類嚴(yán)重事故序列當(dāng)中，由于余熱無法導(dǎo)出，最終導(dǎo)致堆芯熔毀。在不執(zhí)行SSAMG的情況下，環(huán)路燃料溫度將會(huì)逐漸上升，直至堆芯燃料熔毀。安全殼內(nèi)氫氣濃度將會(huì)不斷增加，嚴(yán)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(hào)：3998337