壓水堆核電站嚴(yán)重事故下注水冷卻措施的研究.pdf

1、核電站嚴(yán)重事故下堆芯熔融物坍塌至下封頭，可能致使壓力容器失效，威脅到安全殼完整性，從而導(dǎo)致放射性物質(zhì)外泄的嚴(yán)重后果，所以保持壓力容器完整性、將堆芯熔融產(chǎn)物保持在壓力容器內(nèi)是目前嚴(yán)重事故緩解措施研究的重點(diǎn)之一。作為嚴(yán)重事故緩解措施的一種重要手段，把堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)（IVR）的策略已經(jīng)被許多現(xiàn)有運(yùn)行的核電站以及許多正在設(shè)計(jì)的新型壓水堆核電站所采用。但對(duì)于一些現(xiàn)有運(yùn)行的大功率核電站，嚴(yán)重事故下是否可以通過(guò)實(shí)施IVR措施為下封頭提供足

2、夠冷卻，從而保持壓力容器的完整性，目前國(guó)際上還沒(méi)有定論。 本文在嚴(yán)重事故管理研究的基礎(chǔ)上，以90萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電站為分析對(duì)象，以核反應(yīng)堆熱工水力計(jì)算為基礎(chǔ)的一體化嚴(yán)重事故分析程序?yàn)槭侄危到y(tǒng)地對(duì)冷段大破口冷卻劑喪失（LLOCA）、熱段中破口冷卻劑喪失（MLOCA）、主給水喪失（LOFW）、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）四種始發(fā)事件導(dǎo)致的堆芯嚴(yán)重?fù)p傷嚴(yán)重事故下實(shí)施IVR緩解措施的事故進(jìn)程進(jìn)行了計(jì)算分析。 分析結(jié)果表明：

3、在充足冷卻水水量的前提下，對(duì)本文所研究的事故序列，事故發(fā)生后一定時(shí)間實(shí)施IVR緩解措施，單一實(shí)施壓力容器外注水冷卻（ERVC）措施或者壓力容器內(nèi)注水冷卻（IRVC）措施，一定條件下冷卻水可以為下封頭或堆芯提供充足有效的冷卻，達(dá)到將堆芯熔融產(chǎn)物保持在壓力容器內(nèi)、保持壓力容器完整性的目的。 根據(jù)本文的研究，對(duì)影響IVR冷卻效果的因素總結(jié)如下： 事故條件下實(shí)施ERVC緩解措施，○1要保證一定的堆腔注水速度以及堆腔水位高度，使得

4、堆腔冷卻水能夠及時(shí)為下封頭提供冷卻。○2冷卻水注入時(shí)間越晚，所需的堆腔注水速度就越大。若注入時(shí)間過(guò)晚，冷卻效果將無(wú)法得到保證，可能最終造成壓力容器的失效?！?不同的堆芯熔融池分層方式對(duì)堆腔注水的冷卻效果有一定的影響，不同事故序列下影響的大小不同。○4事故進(jìn)程中下封頭內(nèi)壁與熔融池外殼之間局部形成一定的間隙，不同尺寸的間隙對(duì)冷卻效果有一定的影響，影響的大小也依據(jù)不同事故序列而不同。 事故條件下實(shí)施IRVC緩解措施，○1對(duì)于高壓熔堆事