压水堆核电厂冷停堆状态下防止堆芯裸露的措施

压水堆核电厂冷停堆期间,余热排出泵可能因产生涡流导致气蚀失效,存在堆芯裸露甚至融化的风险。为了有效预防反应堆冷停堆状态下发生堆芯裸露事故,通过对冷停堆期间反应堆堆芯冷却系统各种水位阶段的分析并参考国外核电厂发生的反应堆余热排出系统失效情况,结合大亚湾核电站的运行经验,提出对反应堆堆芯冷却系统水位测量、余热排出泵入口的涡流探测及丧失余热排出功能后自动补水系统的多种改进措施。概率风险分析结果表明,实施这些改进措施,可有效降低反应堆堆芯裸露的风险。

200MW低温核供热站堆芯裸露事故序列及其频率初步分析

本文分析计算了200MW 低温核供热站堆芯裸露事故序列及其发生频率。低温核供热堆具有良好的固有安全性,因而其失水事故进展极其缓慢,即使在失去全部热阱情况下,两天之内不采取修复或站外补水等补救措施而导致的堆芯裸露频率低于2.6×10^(-10)/堆。年,若两天内采取修复或站外补水措施,堆芯裸露频率即降到可以忽略的1×10^(-12)/堆。年以下。

脉冲堆事故分析

本文介绍了脉冲堆两个最大假想事故——堆水池失水并使堆芯裸露和脉冲棒误发射事故分析结果。对于堆水池失水并使堆芯裸露事故,只要能及时停堆,无需采取任何其他措施,则能保证反应堆的安全。事故过程中,燃料芯体和包壳温度都不会超过840℃。在稳态额定功率下脉冲棒误发射事故过程中,反应堆峰功率达4800MW,燃料温度峰值为950℃,反应堆也是安全的。

49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析

为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。