秦山一期核电站未能紧急停堆的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究

选择失去主给水、失去厂外电和正常运行情况下控制棒失控提升3个典型的导致未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)的初因事故,采用自行研制的基于SCDAP/RELAP5/MOD3.1的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站ATWS初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,对防止ATWS导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。计算分析结果表明,二回路补水和一回路卸压的事故缓解措施能有效地阻止堆芯熔化进程。

秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究

采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。

稳压器卸压阀卸压效果研究

基于国际上模拟严重事故瞬态过程最详细的机理性程序SCDAP/RELAP5/MOD3.1,主要分析研究了核电站未紧急停堆的预期瞬变(ATWS)初因(失去主给水、失去厂外电和控制棒失控提升)叠加辅助给水失效导致的堆芯熔化严重事故进程,并验证阻止ATWS导致堆芯熔化进程的一次侧卸压缓解措施的充分性和有效性。计算分析结果显示,一列稳压器卸压阀不足以充分降低一回路压力,压力仍然停留在10MPa以上,存在很大高压熔堆的风险。增加一列卸压阀可把一回路压力降低到3MPa左右,安注系统得以投入,及时有效地阻止堆芯熔化进程,降低了高压熔堆风险。分析结果还显示高压安注系统的投入对一回路卸压具有重要影响。

三门核电站停机不停堆的运行分析

三门核电AP1000反应堆在满功率情况下发生汽轮机故障停机事件时,通过快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等的快速响应,一回路的参数不会突破安全限值,避免了反应堆停堆,降低了该瞬态对反应堆冷却剂系统的冲击。文章对停机不停堆的实现方式和运行特点进行了详细的分析和阐述,以帮助电站人员对停机不停堆的理解,并提高他们面临瞬态的响应能力。

简析《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构

在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战。《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性。本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则。