國產先進壓水堆核電廠SGTR事故質量釋放與滿溢分析研究

賈 斌，高新力，孟利利，石興偉，靖劍平，馬 帥

(生態環境部核與輻射安全中心 國家環境保護核與輻射安全審評模擬分析與驗證重點實驗室，北京 102488)

國產先進壓水堆是以我國三十余年核電廠科研、設計、建造、調試、運行經驗和近年來核電發展及研究領域的最新成果為基礎，融合借鑒國際先進三代核電技術[1]的設計理念，充分汲取福島核事故[2]經驗反饋，具有完善的嚴重事故預防和緩解措施的先進堆型。

目前有關國產先進壓水堆的核安全審評工作已經在生態環境部核與輻射安全中心(簡稱：核安全中心)開展。相比于傳統2代及2代加核電機組，國產先進壓水堆在緩解設計基準事故方面的重大變化是取消高壓安注系統，加入二次側快速冷卻系統，事故過程中通過快速冷卻系統的運行將一次側壓力和溫度迅速降低，實現中壓安注系統的盡早啟動。針對這一變化，審評人員對快速冷卻系統的運行性能提出了質疑，需要開展試驗或計算分析以驗證。

SGTR事故[3，4]是指由于蒸汽發生器(SG)一根U型傳熱管完全斷裂造成的冷卻劑喪失速率超過補給系統正常補水能力的冷卻劑裝量減少事故。假設事故發生時反應堆處于功率運行，由于帶有放射性的冷卻劑經由破口流入二次側，這將導致二回路系統放射性增加。如果在事故期間核電廠喪失廠外電源或者冷凝器蒸汽旁排失效，放射性將通過蒸汽發生器大氣釋放閥或安全閥排至大氣中。這意味著核電廠同時失去兩道安全屏障(冷卻劑壓力邊界和安全殼)的完整性，是一種放射性釋放較為嚴重的事故。……