压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究

采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2,建立美国Surry-2核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,为二级概率安全评价提供可信的初始条件,计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效,并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明,由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人们担心的高压熔堆;反应堆压力容器下封头的失效位置不是在其底部,而是在其侧面;通过打开稳压器释放阀对一回路实施主动卸压能够大大推迟事故的进程。

蒸汽发生器完全丧失给水引发的压水堆严重事故研究

采用严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了美国Surry核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行了研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,给二级PSA提供可信的初始条件,计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效,并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。

VVER核电厂充排事故管理策略研究

田湾VVER核电厂有其独特的设计特点,其事故管理措施需充分考虑其自身特点及差异性。超设计基准事故中,如完全丧失给水、全厂断电等典型的高压事故序列,在二回路带热失效情况下,反应堆冷却剂系统压力始终维持在较高的状态,堆芯无法有效冷却而导致堆芯损伤。此时可以采取充排措施,缓解事故进程。文章对完全丧失给水和全厂断电事故进行了充排事故管理策略的研究,对充排时机及系统配置进行了敏感性分析。研究表明,一列安全阀的卸压能力不足以缓解事故;建议选取“堆芯出口温度350℃”整定值为充排信号,此时操纵员有较长的时间执行操作;对全厂断电事故,根据系统配置优化充排时机,操纵员约有4小时的时间来恢复电源缓解事故。

非能动脉冲冷却系统对压水堆SBO/TLFW事故的缓解作用分析

针对二代堆核电厂目前的事故规程难以处理全厂失电(SBO)与完全丧失给水(TLFW)事故叠加的情况(SBO/TLFW),非能动脉冲冷却是一种充分利用二代堆核电厂二回路现有设备系统以延缓事故进程的新思路。为分析非能动脉冲冷却系统对SBO/TLFW事故的缓解作用,基于最佳估算系统程序RELAP5建立了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组主系统、二回路和非能动脉冲冷却系统模型,在此基础上开展了SBO/TLFW事故工况分析,对比了有、无非能动脉冲冷却系统情况下的事故进程。计算结果表明,在停堆后8 min内开始启动且仅依靠除氧器存水,非能动脉冲冷却系统能够将堆芯开始裸露的时间推迟约12 h,可以显著延缓压水堆的SBO/TLFW事故进程。