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严重事故管理技术基础 1 严重事故管理导则 经过切尔诺之岛和托里岛爆炸后，各核计算国家更注重严重事故的对策研究。适用最广的是西屋用户集团的严重事故管理导则(WOG SAMG)。本文通过调研,对严重事故过程及西屋用户集团的严重事故对策作了分析整理。 2 厂的严重事故 核电厂严重事故是堆芯内大面积燃料包壳失效,威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳完整性,从而引发放射性物质泄漏的一系列过程。核电厂的严重事故可以分为两类:(1)堆芯熔化事故,由于堆芯冷却不足,从而引起堆芯裸露、升温、熔化,其时间尺度为小时量级,典型事故是美国三哩岛事故;(2)堆芯解体事故,由于快速引入巨大的反应性,引起功率陡增,燃料碎裂,其时间尺度为秒量级,典型事故为前苏联的切尔诺贝利事故。由于压水堆的设计准则要求其具有负温度系数,所以压水堆不会发生堆芯解体事故,本文主要针对的是堆芯熔化事故。 3 堆芯安全及热压安注的特性 当发生大中破口的失水事故时,若应急堆芯冷却系统的安注功能或再循环功能失效,会造成堆芯冷却不足,堆芯将会裸露,控制棒束失效;熔融的金属下移,与格架和锆形成低熔点合金,锆包壳与水反应产生氢气。若继续升温,堆芯水位下降到下栅板以下后,堆芯底部支撑将会失效,熔融物将会落入下封头。熔融物与下封头内的冷却剂接触,产生大量蒸汽,可能发生蒸汽爆炸。如果熔融物仍不能被冷却,则随着熔融物的聚集,下封头将出现局部熔穿,熔融物落入堆坑,开始灼烧混凝土底板,释放出H2、CO、CO2等不可凝气体。安全壳可能因不可凝气体聚积持续晚期超压导致破裂或贯穿件失效,或者熔融物熔化底板。 当发生一回路小破口事故时,若应急堆芯冷却系统的高压安注系统失效,中压安注也不能投入,堆芯将在较高压力下裸露、熔化,由于热蠕动和结构材料塑性下降导致底部焊缝可能突变或下封头贯穿管失效乃至压力边界提前失效,最终造成堆芯快速泄压和蒸汽突然释放,发生高压熔喷。高速喷射将夹带熔融物,使之破碎成小滴喷射到安全壳大气空间。极限情况下,夹带物中大量尚未氧化的金属如锆等,在喷射过程中被空气氧化放出热量,在很短时间内与碎片显热一起对安全壳直接加热,使安全壳内压力上升到威胁安全壳完整性的程度。 严重事故过程中,裂变产物随燃料组件解体而逸出,并在一回路内流动,部分裂变产物会沉积在一回路管道等结构件内。随着压力边界的破坏,裂变产物向安全壳内释放,由于安全壳的冷却和安全壳喷淋,部分裂变产物最终会沉积到安全壳壁面或水中。如果安全壳失效,则放射性气体会释放到大气中,部分裂变产物会通过堆坑底板熔穿而进入地下水,造成大量放射性泄漏。 4 严重事件管理指南samg 4.1 shg严重事故管理 WOG SAMG开发于1991至1994年,是针对核电站可能发生的严重事故的管理大纲,也是严重事故处置对策的指导大纲。 WOG SAMG主要是技术支持中心(TSC)减轻低概率堆芯破坏事件的工具。其基本思想是主控室操纵员应将注意力集中在防止堆芯损伤上,而TSC人员应集中在减轻严重事故影响上。TSC选择适当的基于电厂实际状况的行动,并不需要了解严重事故现象的具体细节。 WOG严重事故管理的基本目标:(1)终止任何放射性向环境的释放;(2)阻止任何裂变产物包容边界失效;(3)使电厂恢复到可控的稳定状态。 4.2 堆芯内锆-水反应的温度 SAMG针对堆芯损伤发生的事故。当堆芯出口热电偶指示大于650℃,则要求转入SAMG,因为发生锆水反应的温度为980~1200℃,而堆芯出口温度低于堆芯温度,所以,当出口热电偶指示大于650℃,则堆芯内锆-水反应可能已经发生。但不能过早转入SAMG,否则会降低应急运行规程恢复堆芯冷却、防止堆芯损伤的概率。 4.3 事故初始响应导则 图1给出严重事故导则的基本构成。主控室导则(MCR)主要应用于主控室,TSC导则包括诊断流程图(DFC)、严重事故威胁状态树(SCST)、计算辅助导则(CA)和退出导则(SAEG)。 MCR主要由事故初始响应导则(SACRG-1)和事故瞬态处理导则(SACRG-2)构成。 SACRG-1是主控室人员在严重事故开始后1h且TSC尚未建立时所执行的。主要手段仍然是EOP中的措施,同时被限制用于大破口事件和ATWS事件,当TSC已经建立,则转入事故瞬态处理导则。 SACRG-2主要用于监视电厂参数,执行TSC下达的各项指令,控制电厂状态,且增加主控室和技术支持中心之间的交流。 4.5 严重威胁时的诊断导则、处理导则、造成导则的三大导则 TSC导则包括初始阶段严重事故的诊断和处理导则、安全壳受到严重威胁时的诊断和处理导则、严重事故缓解后的长期监督、计算辅助导则和出口导则4个部分。 4.5.1 初始阶段严重事故管理导则的主要内容 DFC(图2)详细说明了严重事故过程中被监控的关键参数:蒸汽发生器水位、主系统压力