2008Vol42(11)压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

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核能发电厂事故应急预案

核能发电厂事故应急预案核能发电厂是一种以核反应作为能量来源的发电厂，其具有经济、环保等优点，被认为是一种清洁能源。

然而，核能发电厂事故的发生是不可避免的，一旦事故发生，其后果将不堪设想。

因此，建立科学有效的应急预案是保障人民生命财产安全的必要措施。

一、事故应急预案的必要性核能发电厂事故是一种高风险、高危险的事件，一旦发生，其影响范围广泛、后果严重、持续时间长。

能够对这种事故迅速做出反应，有效应对，是保障人民生命财产安全的必要措施。

正因为如此，建立科学有效的事故应急预案显得尤为必要。

二、建立事故应急预案的原则（一）综合性原则。

事故应急预案要充分考虑各种情况，制定综合性的预案，使其适用于各种应急事件。

（二）科学性原则。

预案制定应基于科学、准确、可靠和有效的数据和信息，确保预案内容的科学性。

（三）可操作性原则。

预案的制定应该充分考虑应急人员和设备的操作要求，以及应急措施的可操作性。

（四）实效性原则。

预案要制定切实可行的措施，确保应急预案能够在最短时间内发挥应有的效果。

三、事故应急预案的制定程序（一）确定责任部门。

根据各部门职责和职能，明确应急预案编写责任部门。

（二）编写工作计划。

编制应急预案编写计划，确定编写时间、任务分工、编写方式等。

（三）收集信息。

通过现场勘查、查阅资料、听取专家意见以及举行应急演习等方式，收集信息和数据。

（四）事故应急预案的制定。

根据收集到的信息和数据，制定应急预案。

预案应包括灾害类型、组织机构、应急预案的制定、应急措施和装备、救援措施和装备、应急人员培训、演练和评估等内容。

（五）审核完善。

经预案编写责任部门审核、专家评审、抽查检查等程序后，完善应急预案内容，确保其科学、实用、可行。

（六）发布和宣传。

完成应急预案编写后，及时对内发布，并向社会公布，加强相关人员的应急知识培训和演习。

四、事故应急预案的落实和执行（一）完善应急管理组织体系。

明确组织机构，成立应急管理小组，明确各成员单位和人员的职责和任务，确保人员和物资的配备充足。

压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计

压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计孔静;张奇;应亮;刘鹏【摘要】全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力.本文对我国现有核电堆型CPRl000核电厂及其改进型堆、AP1000核电厂、EPR 核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行总结说明.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2017(016)001【总页数】7页(P75-81)【关键词】全厂断电;核电厂;交流电源;移动电源;AP1000;EPR【作者】孔静;张奇;应亮;刘鹏【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;国家核电技术公司,北京 100029;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL48全厂断电(SBO)指核电厂内重要的和非重要的配电装置母线全部失去电源，即失去厂外电源同时汽机脱扣和厂内应急交流电力系统不可用，但是未失去由厂内蓄电池组通过逆变器送到母线的交流电源或替代交流电源[1]。

全厂断电是超设计基准事故，也是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一，尤其是福岛核事故表明极端外部事件能够导致核电厂长期丧失交流电源和丧失最终热阱，从而可能导致核电厂的堆芯、安全壳丧失冷却，造成大量放射性物质向环境释放的后果。

为此，近些年来我国及国际核工业重视预防核电厂严重事故的发生和缓解减轻严重事故的后果，并在核电厂的设计过程中在全厂断电事故预防和缓解措施方面进行了改进，提高了应对全厂断电的能力[2]。

本文对我国现有和在建核电堆型CPRl000核电厂及其改进堆型、AP1000核电厂、EPR核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行了分析和总结。

压水堆核电厂为保持机组的安全性和可用性，厂用设备的正常工作必须依靠交流电源。

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究佟立丽;曹学武;袁凯;黄高峰【摘要】采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型.该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等.针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟.同时,对重要时间进程与ISAAC2 0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合.分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2010(044)011【总页数】5页(P1361-1365)【关键词】CANDU堆;严重事故;全厂断电;事故进程【作者】佟立丽;曹学武;袁凯;黄高峰【作者单位】上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240;上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240;上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240;上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240【正文语种】中文【中图分类】TL364.4对于堆芯未损坏或严重损坏的反应堆事故进程以及可能的堆芯解体与反应堆设计特点密切相关。

对于重水堆而言，其设计提供了非能动热阱的能力，在很多事故序列下，可为事故进展提供重要的延迟时间。

另一个对事故进程有较大影响的是重水堆压力管式的堆芯设计，燃料升温一旦发生，可能先导致众多压力管中的1个破裂，致使主系统卸压并向慢化剂喷放，避免像压水堆那样可能先导致蒸汽发生器传热管失效而产生高压熔喷事故。

重水堆的固有特性虽然提供了较大的事故安全裕度，但一旦发生多重故障，也可能在短时间内导致重水堆堆芯的严重损坏，并引起严重的后果。

CANDU堆核电厂严重事故研究始于20世纪70年代末和80年代初，是与国际上同时开始的，即始于美国三哩岛核电厂事故后。

加拿大在CANDU6严重事故研究方面开展了一些堆芯熔化相关的机理研究，并开发了相应的机理性分析程序。

分析核电站全厂断电事故

安全管理编号：LX-FS-A43704 分析核电站全厂断电事故In the daily work environment, plan the important work to be done in the future, and require the personnel to jointly abide by the corresponding procedures and code of conduct, so that the overall behavior oractivity reaches the specified standard编写：_________________________审批：_________________________时间：________年_____月_____日A4打印/ 新修订/ 完整/ 内容可编辑分析核电站全厂断电事故使用说明：本安全管理资料适用于日常工作环境中对安全相关工作进行具有统筹性，导向性的规划，并要求相关人员共同遵守对应的办事规程与行动准则，使整体行为或活动达到或超越规定的标准。

资料内容可按真实状况进行条款调整，套用时请仔细阅读。

4.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水，主泵轴封处可能会出现泄漏。

另一方面，根据相关研究分析，在事故进程的适当时刻对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。

在上文所述基本事故进展的基础上，就这两种因素对其的影响定性地分析了4种可能的工况：1.堆冷却剂开始汽化时主泵轴密封处泄漏；2.出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故；3.堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开；4.工况1基础上，堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开。

发生全厂断电事故时，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干，随后一回路因热量无法带出而升温升压。

当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。

压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

Ａｂｔａｔｓｒｃ：Ｔｈｅｅｅｃｌｎｙｉａｈｅ－ｏＲＮＰ．ＴｈｒｇｅｓｏｏｅｄｍａｅｅｒｆｒｎｅｐａｔｉａｔｐｃｌｒｅｌｐＰＷ－ＰｓｔｏｅｐｏｒｓｆｒａｇｃｕｄｒｌｗｒｓｕｅａｄｈｇｒｓｕｅｎｅｏｐｅｓｒｎｉｈｐｅｓｒｗａｔｄｅｅｐｃｉｅｙｄｒｇａｔｔｎｂａｋｕｓｓｕｉｄｒｓｅｔｌｕｉｓａｉｌｃｏｔｖｎｏａｃｅｔＴｈｅｕｔｈｗｈｔｔｅｈｇｒｓｕｅｃｒｌａｃｄｎｓｅｉｎｔｄｗｈｎｃｉｎ．ｅｒｓｌｓｓｏｔａｈｉｈｐｅｓｒｏｅｍｅｔｃｉｅｔｉｌｄｍｉａｅｅ
第４卷第１期２１
２０年１月０８１
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ．２，ｏ１１４Ｎ．１ＮＯＶ．２００８
ＡｔｍｉＥｎｒｙＳｉｎｅａｄＴｅｈｏｏｙｏｃｅｇｃｅｃｎｃｎｌｇ
压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
ｍｕｈｈｄｏｅｓｇｎｒｔｄｕｄｒｌｗｒｓｕｅｔａｓｅｔＴｈｅｓｎｗａｎｌｚｄａｄｃｙｒｇｎｉｅｅａｅｎｅｏｐｅｓｒｒｎｉｎ．ｅｒａｏｓａａｙｅｎｔｅｍｉｉａｉｎｍｅｓｒｓｓｇｅｔｄｗｈｎｃｒｕｌｔｔｍｐｒｔｒｅｃｅ２ｈｔｔｏａｕｅｗａｕｇｓｅｅｏｅｏｔｅｅａｕｅｒａｈｄ９３Ｋ．Ｃａ — ｇｅｌ

压水堆电厂全厂断电事故影响分析

压水堆电厂全厂断电事故影响分析
首先，压水堆电厂全厂断电事故会导致核反应堆停止运行。

核反应堆停止运行将导致电力供应中断，影响到电网的稳定性，可能会导致大面积的停电。

大面积停电将会给我们的日常生活和社会运行带来极大的影响，例如交通瘫痪、医疗设备无法正常运行等。

其次，压水堆电厂全厂断电事故可能会导致核反应堆的冷却系统停止运行。

核反应堆需要冷却系统来保持核反应的稳定性和安全性。

如果冷却系统停止运行，核反应堆将面临过热的风险。

过热的核反应堆可能会引发严重的事故，例如燃料棒熔化、燃料泄漏等。

这些事故可能导致放射性物质的泄露，对环境和公众健康造成严重危害。

另外，压水堆电厂全厂断电事故也可能导致控制系统失效。

控制系统是核电站操作和管理的关键部分。

如果控制系统失效，操作和管理人员将无法有效地控制和管理核电站的运行。

这将增加事故的风险，并可能导致更严重的后果。

此外，压水堆电厂全厂断电事故还可能对压水堆本身造成损坏。

断电可能导致压水堆内部的设备和部件无法正常工作，进一步导致其损坏。

压水堆的损坏将增加修复和恢复的时间和成本，并可能对电厂的长期运行产生影响。

综上所述，压水堆电厂全厂断电事故可能导致核反应堆停止运行、冷却系统失效、控制系统失效以及电厂设备损坏等一系列负面影响。

为了防止这种事故的发生，压水堆电厂需要加强安全管理，完善应急预案，提高设备和系统的可靠性，以最大程度地减小事故的风险并保障公众的安全。

全厂停电反事故预案

全厂停电反事故预案一、背景介绍全厂停电是指因突发事故、设备故障或其他原因导致工厂整体断电，严重影响了生产和工作秩序。

为了应对全厂停电可能引发的事故，保障员工安全，保护财产安全，必须制定全厂停电反事故预案。

二、目的与原则全厂停电反事故预案的目的是为了快速准确地应对全厂停电引发的各类事故，并最大程度地减少损失。

制定预案的原则包括科学合理、有效实施、严密周全、责任明确。

三、应急预案1. 人员疏散和安全a) 委派专人负责疏散人员，组织人员从最短、最安全的逃生通道疏散；b) 指定集合地点，确保好人员安全集中，方便通知和统计人员；c) 做好特殊人群(老人、儿童、孕妇等)的疏散工作，提供帮助和支持。

2. 消防安全a) 启动消防设备，确保增压设备正常运行，保证防火水源正常；b) 加强值班值守人员的监控，确保及时发现火源和火情；c) 分工合作，互相配合，进行消防器械的安全使用。

3. 设备安全a) 迅速关闭所有设备和机器，防止无电状态下的事故；b) 对故障设备进行检查和维修，确保安全恢复供电后设备不会出现问题；c) 建立设备停电前的检查制度，提前发现并排除隐患。

4. 通讯安全a) 使用备用电源保障通讯设备能够正常工作；b) 建立与紧急救援通讯的应急渠道，确保及时汇报预警信息；c) 做好与外界的对接工作，接受外界指挥和援助。

四、人员配备和责任1. 成立应急领导小组，由主要负责人担任总指挥，协调各部门工作；2. 建立清晰的应急组织架构，指定各部门负责人和组员，明确各自的职责和任务；3. 进行定期的应急演练和培训，熟悉各种情况下的应急处理措施；4. 配备应急物资和设备，确保能够满足应急需要。

五、应急处置流程1. 收到停电通知后，全面调查了解停电原因和时间，评估可能引发的事故类型和影响范围；2. 各部门按照职责迅速行动，执行应急工作方案，确保人员安全和设备的正常使用；3. 进行必要的紧急修复工作，恢复供电和设备的正常运行；4. 对事故的原因和处理过程进行总结和分析，提出改进意见；5. 落实事故报告制度，及时向上级和有关部门进行通报。

压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究

( $ $ / 0 1 & 2 " $ & I / 2 ; 3L 3 I -3 I / . 8 30 % . H 3 40 % 9 3U 1 = , W F 7 V ‘ , W 7 B < <Z ‘ + S #! ; 3 !C 5E 9 3 8 / & 3 90 8 & 0 H & 8 / % 2 . % 9 3 & I% KC 77 H 4 4 H 0 & 3 8 4E % M 3 4E & 8 2 -" ( W W#H 2 / -# M 3 4 3 62 : = PD #M 8 I 3 I 8 L & / I ; 3 98 2 90 % 4 3. 3 & -8 0 0 / 9 3 2 -/ 2 9 H 0 3 9L % 8 && % I I% KK 3 3 9M 8 3 4" 68 2 8 & ^ 3 9 ’ B 2% 4 9 3 4 %E 4 3 9 / 0 ; 3 / 2 ? N 3 I I 3 & 0 % 4 3. 3 & -E 4 % 4 3 I I / % 28 0 0 H 4 8 3 & 2 9E 4 % N / 9 3 6 5 68 " ! W 7 ,# & 3 N 3 &# M / ;; 34 3 & / 8 L & 3/ 2 / / 8 & / ^ 8 / % 20 % 2 9 / / % 2 I 4 % L 8 L / & / I / 0I 8 K 3 I I 3 I I . 3 2 E 68 ; 30 4 3 3 H H 4 3 K 8 / & H 4 3% KE 4 / . 4 % % IE 4 3 I I H 4 3L % H 2 9 8 4 8 I8 X 3 2/ 2 %8 0 0 % H 2 / 2 8 E4 E 6& E 6M 3 I I / % 28 2 98 0 0 / 9 3 2 -4 3 I H & IM / ;% 3 4 8 % 48 0 / % 2M 3 4 3 0 % 9 30 8 & 0 H & 8 / % 2’ V % 4 3. 3 & -E 4 % 4 E 5 3 N 8 & H 8 3 9 ’ : ; 3 0 8 & 0 H & 8 3 94 3 I H & I I H 3 I ; 8 I 3 N 3 4 3 8 0 0 / 9 3 2 / 2 9 H 0 3 9L = 1 CM / & & 2 % 5 5 6: & 3 8 9%; / ;E 3 I I H 4 30 % 4 3. 3 & -8 2 9; 3K 8 / & H 4 3E % I / % 2% K 4 3 8 0 % 4E 4 3 I I H 4 3N 3 I I 3 & & % M 3 4 4 / 5 ; 3 8 9 / I/ 2; 3I / 9 3E / 3 0 3L H -; 3L % % .8 2 9; 38 0 0 / 9 3 2 -E 4 % 4 3 I I / % 2M / & &L 35 4 3 8 & 5 6 9 3 & 8 3 9L 3 2 / 2 ; 3E 4 3 I I H 4 / ^ 3 4E % M 3 4 ? % 3 4 8 3 94 3 & / 3 KN 8 & N 3 ’ 6 6% E 5E

压水堆核电站全厂断电事故模拟研究

Southwest University of Science and Technology本科毕业设计（论文）压水堆核电站全厂断电事故模拟研究学院名称国防科技学院专业名称核工程与核技术学生姓名学号指导教师二〇一三年五月压水堆核电站全厂断电事故模拟研究摘要：压水堆核电站全厂断电可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效。

全厂断电事故中主泵轴封处可能会由于失去冷却而出现泄漏;如果此时一回路系统维持在安全阀设定压力的水平,可能会导致高压熔喷。

本论文主要研究关于如何推迟较压力壳下封头熔穿时间，避免高压熔喷,降低安全壳发生早期失效等问题，利用MELCOR程序分析研究严重核电厂全厂断电事故，研究表明全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环，堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露，逐渐融化，并最终导致安全壳发生超压失效。

最后通过对全厂断电事故发生时一回路系统热工水力响应、堆芯部件行为、安全壳内的热工水力现象进行分析，提出对核电厂严重事故的缓解措施。

关键词：全厂断电；严重事故；高压熔喷；热工水力响应；安全壳响应Analysis of station blackout accident in Pressurized waterreactors nuclear power plantsAbstract:nuclear power plant outage may develop into a water pressure core melt accident serious heap,and lead to vessel overpressure failure.The main pump power accident may be due to the cooling and the leakage loss;if a closed-loop system to maintain the safety valve set pressure,may lead to high pressure spray.This paper mainly studies how to turn ahead pressure vessel penetration time,avoid high pressure spray,reduce the control problem of early failure,using MELCOR program to a serious analysis of nuclear power outage,studies show,blackout,auxiliary power machine power,power of the main pump has been idle in sharp decline,coolant flow,began to natural circulation,reactor core coolant supply due to lack of,the remaining coolant evaporation,the water level dropped rapidly,nucleate boiling and naked,melting,and over pressure resulted from the failure of containment.When the accident occurred,the thermal-hydraulic response of a loop of the system,the core components of the behavior of power plant thermal hydraulic phenomena,containment,and analyzes the results,puts forward severe accident mitigation measures.Keywords:station blackout; severe accident;high pressure spray；The thermal-hydraulic response；containment response目录第一章前言 (1)第二章国内外对核电站研究现状 .................................................... 错误!未定义书签。

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

ＴＯＮＧ — ｉＣＡ０Ｉｉｌ，Ｘｕｅｗｕ，ＹＵＡＮａ，ＨＵＡＮＧｏｆｎ — ＫｉＧａ —ｅｇ（ｃｏｌｆＭｅｈｎｃｌＥｎｉｅｒｎ，ＳａｇａｉｏＴｏｇＵｎｖｒｉｙ，Ｓａｇａ０２０ＳｈｏｃａｉａｇｎｅｉｇｏｈｎｈｉａｎｉｅｓｔＪｈｎｈｉ０４，Ｃｈｎ）２ｉａ
ＡｂｔａｔＷｉｈａｎｔｇａｙｔｍｎａｙｉｏｓｒｃ：ｔｎｉｅｒｌｓｓｅａｌｓｓｃｄｅ，ｔｎａｙｓｓｍｏｅｏｈｅａｌｉｄｌｆｒＣＡＮＤＵｔｔｏｓａｉｎｗａｂｌ，ｗｈｃｃｎａｎｔｐｉａｙｅｔｒｎｆｒｙｓｅ，ｃｌｄｉｓｓｅ，ｅｄｓｕｉｔｉｈｏｔｉｓｈｅｒｍｒｈａｔａｓｅｓｔｍａａｎｒａｙｔｍｎ
全厂断电始发严重事故进程研究
佟立丽，曹学武，凯，袁黄高峰
（海交通大学机械与动力工程学院，海上上２０４）０２０
摘要：用一体化分析程序建立了适用于ＣＤ堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热采ＡＮＵ
对于堆芯未损坏或严重损坏的反应堆事故进程以及可能的堆芯解体与反应堆设计特点密
切相关。对于重水堆而言，设计提供了非能其动热阱的能力，很多事故序列下，为事故进在可展提供重要的延迟时间。另一个对事故进程有

RO《压水堆核电厂安全》单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故

在功率运行条件下，主发电机通过厂用变压器向分别挂在二条厂用母线上的二台反应堆冷却剂泵供电，主发电机停机时，反应堆冷却剂泵自动的切换成由外电网供电，继续运转向反应堆输送冷却剂。在汽轮机停机后而主发电机系统工作正常时，可以继续让主发电机接在厂用母线上向反应堆冷却剂泵供电，以便在厂外电网也失电时，利用汽轮发电机组转子惰转能量转换成电能继续带动反应堆冷却剂泵运转一段时间，使反应堆在停堆前后有较好的冷却条件，增加安全裕度。
在不适当的温度下启动一条再循环环路 ■ 化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低 ■ 在不适当的位置误装或操作一组燃料组件 ■ 各种控制棒弹出故及失流事故
5、反应堆冷却剂装量增加
■ 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统堆芯补水箱 ■ 化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加
压水堆核电厂安全
单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
9.1 设计基准事故
美国核管会（NRC）于1975年颁布了《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容》，共8大类、47种典型始发事故从物理现象上来看，它们又可以分为8组：
■ 二回路系统排热增加 ■ 二回路系统排热减少 ■ 反应堆冷却剂系统流量减少 ■ 反应性和功能分布异常 ■ 反应堆冷却剂装量增加 ■ 反应堆冷却剂装量减少 ■ 系统或设备的放射性释放 ■ 未能停堆的预计瞬变
单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
（3）西屋900MW三环路压水堆核电厂主泵卡轴事故有厂外电工况下一台主泵卡轴事故的分析结果示于图7，表 2给出了该工况下的事件时序。
事件
时间/S
一台主泵卡轴
0.0
低流量停堆信号
0.07
控制棒开始下落

《压水堆核电厂安全》单元16：核电厂严重事故初步

事故后果：熔融物与水接触可能出现蒸汽爆炸；熔融物或碎片落到混凝土上并与之产生化学反应，混凝土
熔化分解，产生H2、CO、CO2；安全壳被熔穿后，熔融物会继续穿透几米的地下土层，最
后与环境达到热平衡。
单元16 ：核电厂严重事故初步
严重事故时的主要现象总结
裂变产物气溶胶的迁移
安全壳直接加热
时释放出大量挥发性裂变产物及氢气，熔融物下移热量积累，堆芯及堆内固体材料继续熔化，熔融物下移温度足够高，堆芯将全部熔化
单元16 ：核电厂严重事故初步
压力容器失效
堆芯底部裂变碎片因衰变热从中心开始熔化，直至堆芯底部支撑失效；
压力容器底部碎片得不到冷却，则会出现局部熔穿
单元16 ：核电厂严重事故初步
多级防御(技术措施考虑) 预防、保护、限制、应对、应急
相继深入纵深防御也可以理解为：多级防御+多道屏障相互增援以确保核电厂的安全
包括安全对策:反应性控制与确保冷却
单元16 ：核电厂严重事故初步
5.2 严重事故的初因事件
1)失水事故后失去应急堆芯冷却； 2)失水事故后失去再循环； 3)全厂断电后未能及时恢复供电； 4)一回路系统与其他系统结合部的失水事故； 5)蒸汽发生器传热管破裂后减压失败； 6)失去公用水或失去设备冷却水。外部事件：地震和火灾
纵深防御原则、多道屏障设置、质量保证、专设安全设施和选址要求。既要防止采用未经验证的技术、装备、材料，也要防止拒绝采用新技术的墨守陈规倾向。
严重事故的发生与发展与人差错的关系极为密切。防止严重事故的最有效手段就是“安全工作，人人有责”。
严重事故管理的总战略就是倡导安全文化，建立完善的管理制度，同时辅以必要的监督和量化考核手段。

压水堆电厂全厂断电事故影响分析

2017年度申报专业技术职务任职资格评审答辩论文题目：压水堆电厂全厂断电事故的影响分析作者姓名：周舟单位：中核运行公司运行二处申报职称：高级工程师专业：核电厂运行二○一七年5月25日导师推荐意见：论文从核电厂全厂断电后的影响展开论述，对核电厂全厂断电后导致堆芯损伤、以及主泵密封损坏泄漏的事故进程进行了详尽的分析，并给出了全厂断电时的处理策略，对全厂断电的事故处理有极高的指导意义。

导师签名：目录1.方家山核电机组电源系统简介 (3)1.1简介 (3)1.2全厂断电定义 (5)2.全厂断电后对堆芯的影响分析 (5)2.1全厂断电事故导致堆芯和安全壳损伤的分析； (5)2.2全厂断电事故中出现主泵轴封泄漏时的影响分析 (8)3.全厂断电事故的处理 (9)3.1NSSS的处理 (11)3.2电源的处理 (13)3.3电源恢复后的NSSS 操作 (15)3.4几种应急响应组可采用的操作 (17)3.5对当前全厂失电处理规程H3的几点建议； (22)4.结论 (25)5.附录1 在规则H3.1中要求使用并可用的由应急供电电源供电的控制仪表（通过配电箱1-2LNE360CR） (27)6.附录2：LNE360CR重新带电的操作简图 (37)压水堆电厂全厂断电事故的影响分析周舟（中核核电运行管理有限公司运行二处浙江省海盐县）摘要：全厂断电事故对堆芯的完整性以及反应堆三道安全屏障的完整是个巨大的威胁，在核电站的设计中，虽通过各类设计改进，通过增加附加电源，改进了供电方式等方法来提高电厂供电的可靠性，但是全厂断电事故还是有必要进行研究分析。

本文主要以方家山核电机组为模型，通过假设工况，宏观的分析在全厂断电后诱发严重事故过程中堆芯的事故进程，并提出应对全厂断电事故的处理策略，对全厂断电事故的预想及处理策略具有重要意义。

关键字：压水堆全厂断电严重事故Analysis of the impact of the station blackout(SBO) Abstract: SBO for the integrity of the reactor core and reactor three security barrier integrity is a huge threat, in the design of the plant, through all kinds of design improvement, by adding additional power supply, improve the power supply method and other methods to improve the reliability of power supply, but the factory power outage or necessary for this paper Nuclear power units for the model in this paper, house of Israel mountain, by assuming operating mode, macro analysis induce serious accident when the power is in the plant of core in the process of the accident process, power-off accident handling strategy, put forward the response to the plant for power plant accident forecast and treatment strategies is of great significance.Keywords: Pressurized water reactor the station blackout(SBO) Serious accident 1.方家山核电机组电源系统简介1.1简介方家山1、2 号机组在设计时，以设计基准事故为基础，安全分析和设计过程中考虑了纵深防御体系原则，同时增加了第五台柴油发电机，作为全厂断电的附加电源，后期按福岛改进项又增加了移动柴油发电机，大大增加了供电可靠性。

《核安全》近年可被引文献目录

2017年第一期［1］江光，崔毅，徐俊龙．理性竞争，坚守核安全设备价格底线［J］．核安全，2017，16（1）：1-4．［2］李国光，李明龙，韩丽英．浅谈如何加强核安全监督员发现问题的能力［J］．核安全，2017，16（1）：5-7+14．［3］刘芳茗．安全壳及其内部结构安全的可靠性分析方法研究［J］．核安全，2017，16（1）：8-14．［4］凌礼恭，路燕，房永刚，等．加强紧固件质量管理的要素分析与建议［J］．核安全，2017，16（1）：15-20．［5］张芳娣，顾杰兵．铀浓缩厂物料容器辐射水平调查研究［J］．核安全，2017，16（1）：21-25．［6］吴彦农，王娅琦，候秦脉，等．海洋异物堵塞核电厂取水系统事件的经验反馈［J］．核安全，2017，16（1）：26-32．［7］李小华，杨钧翔，陈远登，等．2004—2009年俄罗斯西北部放射性同位素热电发生器退役的风险和环境影响评价［J］．核安全，2017，16（1）：33-47．［8］董晓璐，丁超，刘鹏，等．核电人员可靠性分析方法综述和发展趋势［J］．核安全，2017，16（1）：48-55．［9］孙树海，赵力，郑丽馨，等．核电厂异常重要性判定（SDP）方法及其应用［J］．核安全，2017，16（1）：56-62+69．［10］李海龙，徐宇，董晓璐，等．基于抗震鉴定试验的开关柜的抗震裕度分析［J］．核安全，2017，16（1）：63-69．［11］李勇，吕科锋，陈刘利，等．铅基研究堆燃料组件阻力特性模拟实验与分析［J］．核安全，2017，16（1）：70-74+81．［12］孔静，张奇，应亮，等．压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计［J］．核安全，2017，16（1）：75-81．［13］肖增光，孙雪霆，陈林林，等．安全壳内气溶胶沉积试验的浓度测点设计［J］．核安全，2017，16（1）：82-85+94．［14］尹训强，袁文志，王桂萱．基于DSEM的核电厂结构-土-结构相互作用模型［J］．核安全，2017，16（1）：86-94．2017年第二期［1］沈钢，孟岳，温玉姣，等．国际合作为核安全“十三五”规划实施做好支撑和服务［J］．核安全，2017，16（2）：1-4．［2］田欣鹭，温爽，郭超，等．IVR条件下外部冷却流道变形的影响因素研究［J］．核安全，2017，16（2）：5-10．［3］张盼，李聪新，温丽晶，等．压力容器外部冷却系统流道结构和流动参数对流场的影响分析［J］．核安全，2017，16（2）：11-16．［4］江斌，甄洪栋，孟阿军，等．一种基于概率论的破前漏分析方法介绍［J］．核安全，2017，16（2）：17-23+49．［5］石兴伟，兰兵，胡健，等．事故工况下壁面油污和锈斑对钢制安全壳潜在失效影响分析［J］．核安全，2017，16（2）：24-28．［6］杨英豪，肖军，朱桂学，等．田湾核电厂3、4号机组风险指引型防水淹设计改进措施研究［J］．核安全，2017，16（2）：29-34．［7］焦峰，赵丹妮，禇倩倩，等．核电厂薄壁大直径贮水容器负压变形事件经验反馈［J］．核安全，2017，16（2）：35-41．［8］谌登华，姜宏，张翔宇，等．英国通用设计审查（GDA）初探［J］．核安全，2017，16（2）：42-49．［9］杨丽丽，宋大虎，张巧娥，等．核电厂数字化仪控系统信息安全监管要求探讨［J］．核安全，2017，16（2）：50-55．［10］刘宇生，许超，谭思超，等．矩形通道内脉动湍流流动特性实验研究［J］．核安全，2017，16（2）：56-62．［11］魏超，李铁萍，温爽，等．堆芯下支承板应力评定等效模型的适用性研究［J］．核安全，2017，16（2）：63-68．［12］赵传奇，胡文超，刘健，等．基于三维输运方法的压水堆主冷却剂~（16）N源项计算分析［J］．核安全，2017，16（2）：69-73+79．［13］徐小照，潘保林．基于BP神经网络的核电厂核安全文化评级模型研究［J］．核安全，2017，16（2）：74-79．［14］何孝园，朱鹏树，李大伟，等．核电厂应急柴油发电机组修改试验启动方式的分析和讨论［J］．核安全，2017，16（2）：80-84．［15］刘卓，金卉馨，李晓洋，等．基于菲克定律和传热传质相似原理的含不凝气体冷凝换热研究［J］．核安全，2017，16（2）：85-90．［16］于明锐，常猛，逯馨华，等．基于表面改性技术的PCS强化换热效果分析［J］．核安全，2017，16（2）：91-94．2017年第三期［1］孙冶，王鑫，何荣天，等．一起口岸放射性物品非法入境处置案例简析［J］．核安全，2017，16（3）：1-5．［2］张弛，刘泽军．瑞典核能立法与监管体制［J］．核安全，2017，16（3）：6-11．［3］李世欣，郑睿鹏，郎爱国，等．核电厂1E级电缆一致性判别方法的研究［J］．核安全，2017，16（3）：12-17．［4］张亚平，施国龙，钟志民，等．堆外中子剂量计在RPV辐照监督中的应用［J］．核安全，2017，16（3）：18-23．［5］王冠，蒋忠湧，翟国庆．输变电设施电磁环境工频电场强度控制限值安全性分析［J］．核安全，2017，16（3）：24-29．［6］彭慧，李雪琴，王晓涛，等．DSA介入医师受照剂量评价及管理探讨［J］．核安全，2017，16（3）：30-34．［7］周萱．秦山核电自然灾害的预防［J］．核安全，2017，16（3）：35-41．［8］兰瑞果，杨新利．核安全设备供应商实践核安全文化的途径和《核安全》近年可被引文献目录为更好地服务作者与读者，便于广大科研工作者查阅、引用《核安全》近年文章，减少作者在编写参考文献时的工作量，本刊编辑部对近年刊发在《核安全》的论文进行了整理，参考国标GB/T7714-2015，给出了各篇文章的参考文献标准格式。

全厂停电事故的起因及处理原则

全厂停电事故的起因及处理原则全厂停电事故的起因是什么？有什么影响？处理原则是什么？发电厂全厂停电事故的起因：1、由于发电厂内部的厂用电、热力系统或其他主要设备的故障，处理不当导致机炉全停，全厂出力降至零，造成全厂停电。

2、由于发电厂和系统间的联络线路故障跳闸，使地区负荷很大的发电厂发出的功率远远小于负荷，引起发电厂严重低频率、低电压，若处理不果断或发生错误，可能造成机组全停，以致全厂停电。

3、发电厂主要母线发生故障，使大部分机组被迫停机，并波及到厂用电系统正常供电时，也可能发展为全厂停电。

4、发电厂运行人员发生误操作，致使保护装置的一、二次方式不对应，或者造成某些主要设备（如主变压器、厂用电母线等）失电，在某些情况下，可能扩大为全厂停电。

对于大容量发电厂来说，发生全厂停电事故后，对电力系统将带来很大影响，如低频率、低电压，甚至电压崩溃或频率崩溃等。

另外，对电厂内部发电设备的危害也很大，如汽轮机组，全厂停电后，机组转速将逐步惰走至停转，为了防止汽轮机大轴在冷却过程中由于受热不均而弯曲变形，在正常情况下应使用盘车装置使汽轮机转子慢速转动，但全厂停电后，盘车电动机由于失去电源而不能使用，这样就对汽轮机转子大轴构成威胁。

对锅炉设备，在停炉过程中，很多电动阀门仍需要操作以安全疏导工质，特别是一些用电源控制的安全门，失去电源后将不会动作或返回，影响锅炉的事故处理等。

发生全厂停电事故以后，应遵循下列原则进行处理：1、尽快限制发电厂内部的事故发展，消除事故根源并解除对人身和设备的威胁。

2、优先恢复厂用电系统的供电。

3、尽量使失去电源的重要辅机（如循环水泵、给水泵、凝结水泵等）首先恢复供电。

4、积极与调度联系，尽快恢复外来电源（如利用系统联络线送电等），电源一旦恢复后，即可安排机炉的重新启动。

5、当发电厂容量较小时，可以考虑并有效合理地利用锅炉提供的剩汽作为动力逐步恢复发电。

防止全厂停电事故的发生，及时地将厂用电系统与电网解列，特别是当系统发生低频率、低电压事故时，是一项较为有效的措施。

压水堆核电站全厂断电事故及辅助给水系统的缓解能力研究

２ＳＡＰＲＥＡＰＣＤ，Ｌ５程序本文采用最佳估算程序ＳＤＰＥＡ５作个稳压器。该电站的主要参数见表ｌＣＡ／ＬＰＲ。参考Ｓｒ核电站的设计和运行参数，ｕｒｙ建立了为研究工具。该程序是目前国际上公认的能够模
拟严重事故瞬态过程最详细的基于机理模型的
的三环路压水堆核电站严重事故计算模型，对全厂断电（Ｂ）的物理现象及堆芯熔化进程进行了详细分ＳＯ事故析，并研究了全厂断电事故发生后辅助给水（Ｆ分别持续１０ｓ３０ｓ对事故的缓解效果。计算结果显ＡＷ）８０和６０
示，辅助给水能有效地延缓堆芯熔化进程，大大推迟反应堆压力容器的失效时间，为操纵员恢复交流电源以
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第２８卷第３期
２００７年６月
核动力工程
ＮｕｌａｗｅｃｅｒＰｏｒＥｎｇｎｅｉｇｉｅｒｎ
Ｖｂ１２８ＮＯ３．．．
文章编号：０５．９６２０）３０９．５２８０２（０７０．０８０
５９ＯＯ４
４计算及分析
４１计算假设．（）文研究的严重事故初始事件为全厂断电１本ｆＢＯ事故。Ｓ）
１０９
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（）２瞬态开始后假设： ①所有能动安全设备失效；②堆芯衰变热采用ＡＳ９公式进行最佳估Ｎ７．３算；③参考Ｓｒｕｒｙ核电站的ＰＡ评价结果，把稳Ｓ压器波动管蠕变失效等效于一个当量直径为１．ｃ的冷却剂流失事故（ＯＡ）４５ｍＬＣ。（１３瞬态的初始条件是反应堆满功率稳态运

核电厂丧失全部应急交流电事件的处理对策

核电厂丧失全部应急交流电事件的处理对策
张源芳;黄芳芝
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1996(17)3
【摘要】压水堆核电厂一旦丧失全部应急交流电，除丧失堆芯衰变热载出的应急
能力外，还会伴随发生反应堆冷却剂系的密封泄漏，最终可能导致堆芯裸露和熔化。

本文简略地介绍了该事件的成因和严重后果，以及为解决该事件美国和法国在核电厂系统设计上所采用的补救措施和在事故中所使用的应急规程。

最后，结合我国的实际情况提出了我们的对策。

【总页数】9页(P204-212)
【关键词】核电厂;应急交流电;冷却剂泵;全部丧失;应急规程
【作者】张源芳;黄芳芝
【作者单位】清华大学
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.8;TL364.4
【相关文献】
1.公共卫生突发事件的流行病学调查应急处理对策 [J], 陈卫峰;孙小丽
2.核电厂火灾风险分析及事故应急处理对策 [J], 翟茂臣
3.公共卫生突发事件的流行病学调查应急处理对策 [J], 尹小燕;陈宏宇;
4.丧失全部交流电源事故处理导则运行控制策略验证 [J], 邓云;刘斌;唐涛;张莉;郝
朋飞
5.核电厂应急交流电源切换逻辑缺陷分析及处理 [J], 陈伟民;刘华锋;何诗仪
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分析核电站全厂断电事故

When it comes to family, we are all still children at heart. No matter how old we get,we always need a place tocall home.悉心整理助您一臂之力（页眉可删）分析核电站全厂断电事故4.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水，主泵轴封处可能会出现泄漏。

另一方面，根据相关研究分析，在事故进程的适当时刻对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。

发生全厂断电事故时，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干，随后一回路因热量无法带出而升温升压。

当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。

堆冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出，引起堆芯冷却剂装量的减少。

由于泄漏流量不大，因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围维持一段时间。

随后堆芯压力开始持续下降。

冷却剂持续从主泵轴封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐渐裸露、升温，堆芯部件达到失效温度后会形成熔碴下落。

堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力，安注箱向堆芯注水，堆芯暂时得到冷却。

但由于压力下降较慢，注水流量不大，而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没。

随后压力壳内继续熔碴的形成和迁移的过程，逐渐熔穿压力容器下封头。

下封头熔穿时，压力容器内压力值较低。

假设事故后10 m i n出现主泵轴封泄漏。

之后由于此处的泄漏，冷却即自破口处流出，一回路压力持续下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就开始裸露。

核电机组失去厂外电源的应急响应

核电机组失去厂外电源的应急响应作者：董恩兴来源：《机电信息》2020年第14期摘要：在日本福岛核事故发生后，世界各国充分认识到了核电安全工作的重要性，将其提升至一个更高的战略高度进行审视和评价，并纷纷完善和建立了预防工作机制。

从之前世界各国所发生的大型核事故中可以看出，核电机组在出现瞬态期间的控制策略选择是影响核事故发生的重要原因之一。

针对这一问题，我国相关部门必须加大对核电机组的管理力度，提高专业技术人员核电厂安全监管能力。

此外，核电厂虽然仅仅是一个发电单位，但由于反应堆的特殊性，使得核电厂在运转过程中需要有大量可靠的电源来保证反应堆的余热能够顺利导出，最终使反应堆进入安全状态，进而避免核事故的出现。

现阶段，核电机组在实际发电过程中经常会因核电机组失去厂外电源而发生核电事故，进而加剧了核电机组在该类事故工况下的控制难度，威胁机组的核安全。

现针对核电机组失去厂外电源的情况，提出了相应的应急响应措施，以便能够及时采取合理的操作，避免核电事故的发生。

关键词：核电机组;厂外电源;应急响应0 引言随着时代的发展以及科技的不断进步，核电厂成为了世界各国重要的电力来源。

但鉴于核电厂的特殊性，核电机组的工作人员在实际工作过程中必须严格按照规定的操作标准对核电设备进行规范化操作，避免因人为原因导致核事故的发生。

2011年3月11日，日本东部发生了9级大地震，地震引发了海啸，当日日本东部的5个核电厂均受到了此次自然灾害的影响，损失惨重。

其中，日本福岛第一核电站和第二核电站遭受的影响最大，因地震、海啸原因当日两个核电站向外界释放出了大量的放射性物质，严重威胁到了周边人民的人身安全。

后期研究发现，此次核电厂出现事故的根本原因是恶劣自然灾害的出现导致周边的核电厂在当日完全断电，失去最终热阱，堆芯丧失冷却功能超过14 h，直至导致堆芯融化。

对于核电厂而言，失去了厂外电源是导致此次核电事故发生的主要原因之一。

针对此次事件，世界各国开始高度关注核电厂的安全问题，将安全放在了核电发展的第一位，进一步改进应急响应机制，提高应急响应能力，在核电机组失去厂外电源时能够第一时间找到应急措施，避免事故的发生，将损失降到最小。

核电厂中压厂用电常见电气事故及应对处理

核电厂中压厂用电常见电气事故及应对处理
查东健;陈本林
【期刊名称】《中国核电》
【年(卷),期】2016(9)3
【摘要】根据国内核电工程建设现场的调试实践和运行经验,集中分析了中压厂用电系统发生的典型事故案例,主要包括设备本体事故、开关意外合分闸、母线PT铁磁谐振、单相接地事故、三相短路事故等,并且总结了事故特点、造成事故的常见原因,提出了相应的预防措施和事后处理措施.为其他核电工程或电力建设项目提供了良好的经验反馈和借鉴.
【总页数】5页(P274-278)
【作者】查东健;陈本林
【作者单位】中国核电工程有限公司,北京 100840;海南核电有限公司,海南海口570125
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.核电厂机组甩厂用电失败事件分析及处理 [J], 徐凤煜;王磊;吕凯
2.国内某核电厂中压厂用电系统中性点接地方式研究 [J], 费云艳;车皓
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4.AP1000核电厂中压厂用电源切换设计及优化 [J], 姚铁兵;张会国;夏晓磊
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１５７盒燃料组件沿径向由内向外划分为５个通道，每个通道的燃料组件数分别为５、２０、３６、６０、３６盒。每根燃料元件沿径向划分为５个节块，沿轴向划分为１０个节块。为模拟堆芯在失去几何形状情况下的冷却剂流道变化，模型的建立考虑了各通道的流量交混。为准确地预测碎片床在下腔室的定位以及下封头的升温与蠕变失效过程，建立了二维有限元下封头ＣＯＵＰＬＥ分析模型。ＣＯＵＰＬＥ的
参考对象是西屋公司设计的３环路压水堆核电厂，即瑞典的Ｒｉｎｈａｌｓ电厂。堆的功率水ｇ回路布置与我国大亚湾核电厂较接近，每条平、冷却剂环路包括１台立式Ｕ型管自然循环蒸汽发生器（和１台主冷却剂泵及其相应的ＳＧ）安装１台稳压器。管道。在其中１条环路上，参考对象的计算模型及主要设备相对位置示于主要参数列于表１。图１，
保留了ＲＥＬＡＰ５程序热工水力学计算的全部功能。其中，ＳＣＤＡＰ程序除可精确模拟堆芯燃料、包壳、定位格架等部件在严重事故瞬态过程中的行为特性外，还包含有专用的二维有限元；不但能够计算堆下封头分析模型（ＣＯＵＰＬＥ）芯碎片床和下封头的温度分布及升温过程，还能预测压力容器下封头失效的位置和时间。本工作采用Ｒ／／ＥＬＡＰＳＣＤＡＰＳＩＭＭＯＤ３．４程序，建立一详细的严重事故分析模型，分别计算发生全厂断电事故时堆芯在低压（考虑稳压器波动管的蠕变失效，非能动安注箱有动作）和并对计算结果进行分析，以高压下的损坏进程，提出对严重事故的缓解措施。
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（海军工程大学核能科学与工程系，湖北武汉４）３００３３
摘要：以１座典型的３环路压水堆核电厂为参考对象，分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高在考虑稳压器波动管的蠕变失效时，虽避免了高压熔堆，但低压状态压状态下的损坏进程。结果表明：下堆芯损坏更为严重，且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因，提出了在堆芯出口温度达该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程，为操纵员恢复９２３Ｋ时的严重事故缓解措施。计算结果表明：交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。关键词：严重事故；全厂断电；蠕变破裂；下封头中图分类号：（）ＴＬ３６４文献标志码：Ａ文章编号：１０００６９３１２００８１１１０２８０５
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图２下封头节点划分Ｆｉ．２Ｎｏｄａｌｉｚａｔｉｏｎｓｃｈｅｍｅｏｆｌｏｗｅｒｈｅａｄｇ
１３１１２控制棒材料开始向下腔室坍塌１５２５７２０１８６２０７４０
２计算与分析
２．１计算假设本工作研究的严重事故初始事件为全厂断电（事故。瞬态开始后，假设：ＳＢＯ）１）所有能动安全系统均失效；）蒸汽发生器辅助给水失２效；）参考国外核电厂的Ｐ３ＳＡ评价结果
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原子能科学技术第４２卷表２主要事件序列犜犪犫犾犲２犜犻犿犻狀犳狊犻狀犻犳犻犮犪狀狋犲狏犲狀狋狊犵狅犵
事件发生时间／ｓ主要事件低压熔堆高压缓解措施０１４７７０７２２１８８８０１１００３１０６２０１０６４０１２８９５１３０５２１３７３２１５９３９１９９１４２０１９８２４９６２１１６５４２２４７５２７８５０３０６２０３３１８５
（基准事故）熔堆全厂断电主泵、反应堆停闭蒸汽发生器二次侧干涸０１４７７２０１４７７２７２２３８９００１０６７２１１０４０
反应堆压力容器水位开始下降７２２３堆芯活性区开始裸露８９００稳压器排空堆芯完全裸露释放阀起跳且不回座稳压器波动管蠕变失效安全注射箱启动堆芯开始形成熔融池熔融池坍塌至下腔室下封头失效１０６７２１１０４０
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表１参考电厂主要参数犜犪犫犾犲１犕犪犻狀狆犪狉犪犿犲狋犲狉狊狅犳狉犲犳犲狉犲狀犮犲狆犾犪狀狋
主要参数反应堆热功率（ＭＷ）一回路运行压力（）ＭＰａ一回路平均温度（ ℃）数值２５００１５．５３０６１２．３２７．６４．３１５７１５×１５３．６６３５５１０００
［］２３［］１
即虽指出稳压所有的研究仍是针对高压熔堆，器波动管的蠕变破裂失效时间，但并未考虑蠕变破裂的影响，也未计算低压下堆芯熔化的事故序列。／ＲＥＬＡＰＳＣＤＡＰＳＩＭ程序具有预测严重事故下热工水力及堆芯损坏进程的能力，它由ＳＣＤＡＰ和ＲＥＬＡＰ５两个主要程序耦合而成，
［４］
释放阀间断启跳，堆芯衰变热通过释放阀排出。随着一回路冷却剂的流失，反应堆压力容器水位于７２２３ｓ开始下降，８９００ｓ时堆芯活性区开始裸露，１０６７２ｓ时稳压器排空，１１０４０ｓ时堆芯完全裸露（图３）。堆芯裸露后，传热进一ｂ辐射换热成为主要传热方式，步恶化，１２０００ｓ时，堆芯表面最高温度达１５锆合金与饱００Ｋ，产生的大量氧化热进一和蒸汽发生剧烈反应，步加剧了堆芯温度的上升（图３），同时伴有大ｃ量氢气产生（图３）。１堆芯表面最ｄ２５００ｓ时，高温度达２８铀锆氧化物开始熔化。００Ｋ以上，波动管在炽热蒸汽的作用下发生１２８９５ｓ时，蠕变破裂失效（图３），使一回路压力急剧下ｅ避免高压熔堆，非能动安注箱从堆芯入口处降，注入大量的冷却水，压力容器内水位上升到堆芯顶部以上。随非能动安注箱的排空和冷却剂的蒸发流失，压力容器水位快速下降到３ｍ以下，堆芯再次完全裸露（图３）。ｂ锆水反应产生大量的氧化热导致安全注射并不能冷却正在熔化的堆芯。１堆３１１２ｓ时，芯内开始出现熔融池，从１熔化的５２５７ｓ开始，被控制棒材料和堆内构件开始向下腔室坍塌，下腔室内冷却剂冷却后形成一高约０．２７ｍ的碎片床。堆芯在１８１００ｓ时形成一半径为并于２１．７２ｍ的熔融池，０１８６ｓ坍塌至下腔室，使得下腔室内的冷却剂急剧加热蒸发，水位