当前位置:主页 > 理工论文 > 核科学论文 >

CPR1000核电厂全厂断电事故情况下严重事故缓解措施有效性研究

发布时间:2024-06-30 03:48
  福岛核事故发生后,国内外对严重事故更加重视,严重事故管理导则SAMG的编制和实施已成为监管要求。在建核电厂首次装料前,要制定并实施严重事故管理导则,定期对导则进行修订并验证严重事故管理指南和缓解措施的有效性。本文在调研其他核电机组严重事故缓解措施的基础上,利用严重事故仿真验证系统(VVS),选取全厂断电(Station Blackout,简称SBO)加一回路大破口事故作为CPR1000机组的重要严重事故序列,研究了反应堆功率运行(RP)模式下严重事故缓解措施PSAMG的有效性,重点研究了机组在NS/RRA模式下发生严重事故后,现有导则SSAMG缓解措施的有效性,为CPR1000机组严重事故管理导则SSAMG的完善提供参考。

【文章页数】:8 页

【部分图文】:

图1堆芯燃料温度分布示意图

图1堆芯燃料温度分布示意图

严重事故场景设置成功后,VVS将模拟实际事故进程,在不执行PSAMG的情况下,事故发展序列见表1。由图1可知,在严重事故发生后,反应堆安全停堆,汽轮机停机,但堆芯余热无法导出,导致堆芯出口温度大于650℃[12]。图1为堆芯逐步烧毁示意图,由图可知,在不执行PSAMG情况下,堆芯....


图2环路燃料温度随时间变化趋势图

图2环路燃料温度随时间变化趋势图

在该类严重事故序列当中,由图2和图3可知,在不执行PSAMG的情况下,环路燃料温度将会逐渐上升,直至堆芯燃料熔毁。安全壳内氢气浓度将会不断增加,严重威胁第三道屏障完整性。图3穹顶氢气浓度随时间变化趋势图


图3穹顶氢气浓度随时间变化趋势图

图3穹顶氢气浓度随时间变化趋势图

图2环路燃料温度随时间变化趋势图图4中由于假设了安注功能及时恢复,才实现了堆芯再淹没,防止了堆芯熔毁[13]。


图4堆芯水位变化趋势图

图4堆芯水位变化趋势图

(1)严重事故后电力无法恢复堆芯损伤影响分析。由图5~图7可知,在该类严重事故序列当中,由于余热无法导出,最终导致堆芯熔毁。在不执行SSAMG的情况下,环路燃料温度将会逐渐上升,直至堆芯燃料熔毁。安全壳内氢气浓度将会不断增加,严重威胁第三道屏障安全壳的完整性。堆芯水位将逐渐下降,....



本文编号:3998337

资料下载
论文发表

本文链接:https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/3998337.html


Copyright(c)文论论文网All Rights Reserved | 网站地图 |

版权申明:资料由用户86c6e***提供,本站仅收录摘要或目录,作者需要删除请E-mail邮箱bigeng88@qq.com