壓水堆核電廠蒸汽發生器傳熱管道破裂事故源項的計算分析

樊雨軒 張競宇 王曉東 陳義學 郭慶洋 梁秋瑩 熊雯雯

（華北電力大學核科學與工程學院 北京 102206）

隨著我國核電事業的發展，雖然核電廠在設計、建造和運行時提供多重屏障和保護，但會發生設計基準事故，而事故會造成放射性物質的釋放。為提高源項分析的可靠性，需要對設計基準事故后源項進行分析計算。

國際上對核電廠事故源項研究已有多年，經過多年的理論和實驗研究，國外已開發出適用于多種事故的源項分析程序，如美國桑迪亞國家實驗室（Sandia NationalLaboratories，SNL）開 發 的MELCOR一體化程序，可用于模擬輕水堆嚴重事故的進程并評估計算源項［1］；美國電力研究所（Electric Power Research Institute，EPRI）開 發 的MAAP一體化嚴重事故分析程序，其耦合了熱工水力學計算及裂變產物釋放和遷移計算，可用于模擬嚴重事故的全部進程［2］。國內的上海交通大學黃高峰等［3］利用MELCOR、RELAP5等程序對不同事故進行事故進程模擬和源項分析。

造成核電廠設計基準事故的始發事故有多種，根據設計基準事故分類準則，蒸汽發生器傳熱管破裂事故（Steam Generator Tube Rupture，SGTR）屬于Ⅲ類事故（極限事故）。相較于其他同類事故，SGTR事故發生的頻率較高，這是由于蒸汽發生器傳熱管管壁較薄，當受到流體沖擊或腐蝕時很容易造成一根或多根傳熱管破裂。此外，SGTR事故所造成的后果更嚴重，一旦出現SGTR事故，核電廠可能會同時喪失兩道屏障，即一回路壓力邊界和反應堆安全殼，同時放射性可能通過二回路主蒸汽安全閥［4］、大氣釋放閥、蒸汽發生器排污系統、安全殼旁路等多種途徑排放到環境中，可能造成嚴重的放射性泄露，對周邊環境和相關人員造成威脅。……