百万千瓦级核电站全厂断电叠加破口事故分析

在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序 MAAP4 对百万千瓦级核电站全厂断电叠加冷管段破口进行计算分析,得到该事故时间序列和关键热工水力参数随时间的变化趋势。对于重要参数(一回路压力,堆芯液位,时间序列等)的分析:随着中小破口当量直径由 4 cm 增至 5 cm,堆芯裸露时间分和失效时间提前分别约 1 000 s和 3000 s;中破口当量直径由 5 cm 增至 7 cm,堆芯裸露时间和失效时间提前分别约 1 400 s 和6 457 s;而大破口事故当量直径由 20 cm 增至 21 cm,堆芯裸露时间和失效时间分别仅提前约 20 s和 230 s。相关数据及其分析可为严重事故的缓解措施提供相关理论依据。

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列:热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应(MCCI),安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。