全廠斷電事故下非能動(dòng)核電廠系統(tǒng)響應(yīng)及敏感性研究

張　盼，趙傳奇，王業(yè)輝，胡文超，潘昕懌

全廠斷電事故下非能動(dòng)核電廠系統(tǒng)響應(yīng)及敏感性研究

張盼，趙傳奇，王業(yè)輝，胡文超，潘昕懌*

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京100082）

福島核事故發(fā)生以后，全廠斷電事故成為了關(guān)注的熱點(diǎn)。為了研究核電廠在全廠斷電事故后的系統(tǒng)響應(yīng)，文章采用系統(tǒng)分析程序針對(duì)非能動(dòng)核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備建立系統(tǒng)級(jí)模型，并開(kāi)展計(jì)算分析。獲得了主回路系統(tǒng)、安全系統(tǒng)關(guān)鍵參數(shù)的瞬態(tài)響應(yīng)，得出如下結(jié)論：全廠斷電事故后，非能動(dòng)核電廠依靠蒸汽發(fā)生器（Steam Generator，SG）和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（Passive Residual Heat Removal system，PRHR）能夠及時(shí)帶出堆芯衰變熱；PRHR啟動(dòng)的早晚影響SG二次側(cè)冷卻劑進(jìn)行堆芯余熱的帶出，但對(duì)反應(yīng)堆冷卻能力的影響并不大；堆芯補(bǔ)水箱（Core Makeup Tanks，CMT）向主回路注入冷卻劑的質(zhì)量和速率對(duì)主回路溫度、壓力、穩(wěn)壓器液位的影響很大，可考慮調(diào)節(jié)CMT注入管線的阻力，使CMT注入流量在合理的水平，防止穩(wěn)壓器發(fā)生滿溢。

全廠斷電；非能動(dòng)；PRHR；CMT

福島核事故發(fā)生之后，全廠斷電事故緩解措施方面的研究受到業(yè)界廣泛關(guān)注。CAP1400是先進(jìn)的第三代核電堆型，安全系統(tǒng)采用了非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)理念。在全廠斷電事故下，堆芯衰變熱主要由非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)帶出至安全殼內(nèi)置換料水箱，并通過(guò)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)將熱量傳遞至最終熱阱—大氣。在整個(gè)事故緩解過(guò)程中，PRHR HX的換熱性能至關(guān)重要，它是決定反應(yīng)堆安全的關(guān)鍵因素，因此有必要開(kāi)展PRHR HX換熱特性的研究。

國(guó)內(nèi)外的廣大學(xué)者針對(duì)全廠事故及用于緩解事故后果的安全系統(tǒng)性能開(kāi)展了大量研究工作。……