嚴重事故下正常余熱排出系統向堆芯注水策略分析

第50卷第3期原子能科學(xué)技術(shù)Vol 50. No. 3016年3月A tomic Energy Science and technologyMar.2016嚴重事故下正常余熱排出系統向堆芯注水策略分析李亞冰,郭丁情2,曹學(xué)武l(1,上海交通大學(xué)機械與動(dòng)力工程學(xué)院,上海200240;2.深圳中廣核工程設計有限公司,廣東深圳518031)摘要:選取導致堆芯熔化頻率最高的始發(fā)嚴重事故——直接注入(DVⅠ管線(xiàn)斷裂事故,以及典型高壓熔堆事故—喪失主給水始發(fā)事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反應堆堆芯熱工水力行為,并對正常余熱排出系統(RNS)堆芯注水策略的有效性與負面效應進(jìn)行評估。分析結果表明,在DVI管線(xiàn)斷裂事故和LOFW嚴重事故序列中,利用RNS進(jìn)行堆芯注水可有效終止堆芯熔化進(jìn)程,維持堆芯長(cháng)期冷卻。但堆芯再淹沒(méi)會(huì )產(chǎn)生更多的氫氣,存在增加安全殼氫氣燃燒風(fēng)險的可能性。此外通過(guò)分析利用嚴重事故管理導則中輔助計算文件給出的堆芯最小流量實(shí)施堆芯注水策略,討論注水流量對堆芯冷卻的影響,結果表明,在實(shí)施堆芯注水策略時(shí),建議在系統允許的情況下采用更高的流速進(jìn)行堆芯冷卻。關(guān)鍵詞:嚴重事故管理;正常余熱排出系統;堆芯注水中圖分類(lèi)號:TL364.4文獻標志碼:A文章編號:1000-6931(2016)03-0446-08doi:10.7538/yzk2016.50.03.0446Analysis of ras Injection Strategyby rns during Severe AccidentLI Ya-bing, GUO Ding-qing, CAO Xue-wu1. School of Mechanical Engineering, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, ChinaShenzhen China Nuclear Power Design Co. Lid. Shenzhen 518031, China)Abstract: In order to evaluate the effectiveness of normal residual heat removal system(RNS for RCS injection strategy during severe accidents, two ty pical severe accidentsequences were selected and analyzed with MaaP4 code, including direct vessel injection (dvi) line break induced severe accident which contributes most to the core damagefrequency, and loss of feed water (LOFW induced severe accident w hich is a ty picalhigh-pressure core melt accident. Both mitigation effect and negative impact of the RNSnjection strategy were evaluated. The results show that RNS injection can effectivelyterminate core melt progression and keep loin two ty pical seevereaccident sequences. However, more hy rogerCNMHG core reflooding中國煤化工收稿日期:2015-02-05;修回日期:2015-05-06基金項目:國家自然科學(xué)基金資助項目(11205099)作者簡(jiǎn)介;李亞冰(1990—),女,河南平頂山人,博士研究生,核能科學(xué)與工程專(zhuān)業(yè)通信作者:曹學(xué)武,E-mail: caoxuew if@ sjtu,edu,en第3期李亞冰等:嚴重事故下正常余熱排出系統向堆芯注水策略分析stage which may lead to hydrogen hazard in the containment. Furthermore, thenfluence of injection flow rate was discussed with the minimum injection flow rate forlong term decay heat removal given by the computational aid documents from the severeaccident management guideline. The analysis results indicate that higher flow rate shouldbe preferred for RCs injection strategy during severe accidents if the injection systemwould be availableKey words: severe accident mitigation normal residual removal system; RCS injection壓水堆核電廠(chǎng)嚴重事故管理是指采取一系1分析模型列緩解措施盡可能維持三道安全屏障(堆芯、壓1.1核電廠(chǎng)模型力容器、安全殼)的完整性,減少廠(chǎng)外放射性釋利用MAAP4程序建立先進(jìn)非能動(dòng)壓水放2。為提高嚴重事故管理能力,嚴重事故情堆核電廠(chǎng)模型,包括反應堆冷卻劑系統況下可采取的緩解策略有一回路卸壓、堆內熔(RCS)、專(zhuān)設安全設施以及安全殼系統,反應融物保持、堆芯注水、氫氣控制、安全殼過(guò)堆冷卻劑系統模型由12個(gè)節點(diǎn)組成,每個(gè)節濾排放等。先進(jìn)非能動(dòng)壓水堆核電廠(chǎng)嚴重事點(diǎn)即為1個(gè)控制體,模擬實(shí)際主系統狀態(tài)。反故下,一回路冷卻劑喪失,堆芯冷卻不足會(huì )導致應堆堆芯等效簡(jiǎn)化為1個(gè)圓柱,軸向劃分為堆芯熔毀坍塌,高溫的堆芯熔融物聚集在壓力17個(gè)節點(diǎn),徑向劃分為η個(gè)同心圓環(huán),模擬堆容器下腔室,可能威脅到壓力容器和安全殼的芯在嚴重事故工況下的熱工水力行為。安全完整性。因此,嚴重事故下維持堆芯冷卻,防止殼劃分為12個(gè)隔間節點(diǎn),其中安全殼內部劃堆芯繼續損壞是目前嚴重事故管理緩解措施研分為9個(gè)相互連接的隔間節點(diǎn),而其余3個(gè)隔究的重點(diǎn)間節點(diǎn)相互連接組成了非能動(dòng)安全殼冷卻系在不同的堆芯損壞狀態(tài)下,堆芯注水對嚴統。圖1為分析模型示意圖。圖1中:ACC重事故進(jìn)程會(huì )產(chǎn)生不同的、甚至有一些負面的為蓄壓箱;ADS為自動(dòng)卸壓系統;CMT為堆影響。為提高現有運行和未來(lái)核電廠(chǎng)嚴重事芯補水箱; IRWST為內置換料水箱;PCCS為故的安全性,再淹沒(méi)階段堆芯和碎片的可冷卻非能動(dòng)安全殼冷卻系統;PRHR為非能動(dòng)余性是需進(jìn)一步研究的高優(yōu)先級問(wèn)題。國家核安全局要求現有運行以及在建核電廠(chǎng)提高對嚴重事故的緩解能力,特別是嚴重事故下的堆芯PCCS應急補水能力。針對非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆,當專(zhuān)設安全設施出現多重故障導致系統功能失效時(shí),可考慮采用非安全級能動(dòng)系統的緩解能力為堆芯提供冷卻。正常余熱排出系統(RNS)可利用燃料裝卸坑(CLP)、乏燃料水池或內置換料水箱的水源在嚴重事故工況下向堆芯蒸汽ADS1-3級門(mén)發(fā)生器發(fā)生器注水L PRHRA本文從嚴重事故緩解的角度,針對先進(jìn)非能動(dòng)壓水堆核電廠(chǎng),選取直接注入(DVI)管線(xiàn)燃料裝斷裂始發(fā)事故以及高壓熔堆事故序列喪失主給中國煤化工包卸料坑安全殼水始發(fā)事故(LOFW),利用MAAP4程序對非CNMHG CM隔離閥安全級能動(dòng)系統RNS實(shí)施堆芯注水策略的有下降段RNS泵效性進(jìn)行評估,同時(shí)對影響RNS堆芯注水策略實(shí)施的因素進(jìn)行分析,旨為核電廠(chǎng)制定嚴重事圖1分析模型示意圖故管理計劃提供技術(shù)支持Fig1 Schematic diagram of analy tic model448原子能科學(xué)技術(shù)第50卷熱排出換熱器;PRZ為穩壓器;RPV為反應堆型。模型包含設置在安全殼外作為水源的壓力容器CLP、兩列RNS泵,以及接入DVI注水管口的RNS包含兩列設備,每列包含1臺RNS注水管線(xiàn)。在CLP中水源耗盡后,可切換泵和1臺RNS熱交換器,兩列共用吸入母管和RNS泵從安全殼地坑取水向堆芯注水以實(shí)現排放母管,吸入母管連接在反應堆冷卻劑系統堆芯的長(cháng)期冷卻的熱管段上,而排放母管與DVI注水管口相1.2事故序列假設條件連。RNS的主要功能是從吸入母管吸入冷卻根據事故序列選取的典型性原則,綜合考劑,通過(guò)熱交換器的冷卻再從DVI注水口注回慮國內外嚴重事故相關(guān)研究成果,選取DⅥI管RCS,帶走堆芯衰變熱。但在嚴重事故工況下,當線(xiàn)斷裂始發(fā)事故和LOFW始發(fā)事故進(jìn)行RNSRCS壓力降到RNS泵的關(guān)閉揚程(1.03MPa)以注水有效性分析。DVI管線(xiàn)的斷裂直接導致1下時(shí),RNS可選擇不通過(guò)吸入母管從熱管段取列堆芯安全注入管線(xiàn)的失效,是先進(jìn)非能動(dòng)壓水與RNS熱交換器換熱,而直接從 IRWST、乏水堆概率安全分析(PRA)中堆芯損傷頻率貢燃料水池或CLP取水,通過(guò)DⅥ1注水管口獻最大的始發(fā)事故。只有當主系統壓力低于RCS提供低壓補水功能為堆芯冷卻提供額RNS泵的關(guān)閉揚程1.03MPa時(shí),RNS泵才能外的手段。本文在分析利用RNS向堆芯注水向堆芯注水,對于高壓熔堆事故序列,在啟動(dòng)時(shí)采用位于安全殼外的CLP作為水源, CLP RNS前需實(shí)施RCS卸壓措施。因此,選取了可注射水容積為396m3。LOFW導致的典型高壓熔堆事故序列。嚴重在核電廠(chǎng)模型的基礎上,增加RNS的模事故序列假設列于表1。表1嚴重事故序列假設Table 1 Assumption for severe accident sequenceA Ds事故序列IRWST重力再循環(huán)堆腔氫氣PRHRCMT ACC水管線(xiàn)管線(xiàn)淹沒(méi)管線(xiàn)點(diǎn)火器DⅤI管線(xiàn)斷裂基準事故N14/41DVI管線(xiàn)斷裂-RNS注水N1/2/20/20/422LOFW-RNS注水(ADS4)N0/243)/40/20/2注:1)N表示失效,Y表示有效2)n/m中m表示該系統的列數,n表示其中有效的列數3)手動(dòng)開(kāi)啟RCS卸壓當堆芯出口溫度達到923K后,進(jìn)入嚴重部件雖不具有安全功能,但仍屬抗震Ⅰ類(lèi)壓力事故管理導則(SAMG),依據相關(guān)策略,采取嚴邊界,這增加了RNS在嚴重事故中的可用性,重事故緩解措施。對于堆芯注水策略,若非在這兩條事故序列中,堆腔淹沒(méi)管線(xiàn)均有能動(dòng)安全注入系統失效,則應及時(shí)確認其他可效,堆腔注水策略可在技術(shù)支持中心(TSC)人用的堆芯注水措施,若此時(shí)主系統已卸壓,則可員到位之前,操縱員依據嚴重事故主控室導則利用RNS泵向堆芯提供低壓力安全注入的功容實(shí)施,因此在堆芯出口溫度達到能。操縱員可通過(guò)打開(kāi)相應吸入管線(xiàn)的閥門(mén)、中國煤化工腔淹沒(méi)管線(xiàn)。之后考余熱排出排放隔離閥以及開(kāi)啟RNS泵實(shí)現這CNMHG人員到位、決策制定功能,且當注水水源耗盡,還可以切換吸入管及操縱員操作等時(shí)間,在實(shí)施不同策略之前考線(xiàn)從安全殼地坑取水,為堆芯提供長(cháng)期可控的慮一定的時(shí)間延遲。對于DVI管線(xiàn)斷裂事故冷卻。由于RNS的部分管道在停堆冷卻階段假設堆腔淹沒(méi)開(kāi)啟后推遲20min開(kāi)啟RNS注需作為一回路壓力邊界的一部分,這類(lèi)管道與水;對于喪失主給水事故序列,由于在實(shí)施堆芯第3期李亞冰等:嚴重事故下正常余熱排出系統向堆芯注水策略分析449注水前需RCS卸壓,多個(gè)緩解策略先后實(shí)施,系統壓力與堆芯水位均迅速下降。在未實(shí)施考慮實(shí)際的決策與操作過(guò)程,在實(shí)施堆腔淹沒(méi)堆芯注水策略的基準事故中,隨著(zhù)CMT與后,延遲l0min實(shí)施RCS卸壓策略,并在此基ACC水源耗盡,壓力容器水位不斷下降(圖礎上,延遲30min開(kāi)啟RCS注水。在CLP水2b),在2405s時(shí)堆芯開(kāi)始裸露,由于衰變熱源接近排空時(shí),切換RNS泵的吸入管線(xiàn),從安無(wú)法排出,堆芯溫度不斷升高,堆芯開(kāi)始熔全殼地坑取水,為堆芯提供長(cháng)期冷卻。SAMG化,并在6033s時(shí)熔融堆芯開(kāi)始向下腔室坍中給出了RNS注水的流量曲線(xiàn),當RCS壓力塌,在9572s整個(gè)堆芯完全坍塌至下封頭,整低于關(guān)閉揚程,RNS泵的注水流量隨RCS壓個(gè)熔融堆芯最終在壓力容器下封頭形成171t力的下降而增加,當RCS壓力低于0.8MPa的熔融池。圖2c中基準事故的堆芯最高溫度時(shí),RNS泵注水流量可達到525m3/h。對于曲線(xiàn)突降是由于堆芯完全坍塌,而不是由于RCS卸壓策略,根據SAMG,采用手動(dòng)開(kāi)啟冷卻引起的ADS4級閥門(mén)實(shí)現。2976s時(shí)堆芯出口溫度達到923K,考慮20min的延遲作為操縱員響應時(shí)間,在4176s2RNS堆芯注水策略有效性分析時(shí)手動(dòng)開(kāi)啟RNS,RNS開(kāi)始從CLP向堆芯注2.1DV管線(xiàn)破裂事故序列分析水,如圖2b所示,壓力容器水位迅速上升并淹表2列出DⅥI管線(xiàn)斷裂嚴重事故進(jìn)程。沒(méi)堆芯,6735s時(shí)CLP水耗盡,切換RNS泵DⅥI管線(xiàn)發(fā)生破裂后,主系統的冷卻劑會(huì )快從安全殼地坑向堆芯注水,實(shí)現堆芯的長(cháng)期冷速向安全殼釋放,主系統壓力迅速下降,如圖卻。RNS注水之后,堆芯最高溫度逐漸降低,2a所示,反應堆因主系統低壓停堆,CMT與并趨于穩定,說(shuō)明RNS注水有效冷卻堆芯,阻ACC相繼啟動(dòng),堆芯水位得以維持一段時(shí)間,止了堆芯的進(jìn)一步熔化,避免了堆芯向下封頭由于CMT水位下降,觸發(fā)ADS自動(dòng)卸壓,主的遷移(圖2d)表2DⅥI管線(xiàn)斷裂嚴重事故進(jìn)程Table 2 Process of severe accident sequence for DVI line break時(shí)間/s事件基準事故RNS堆芯注水DⅤI管線(xiàn)斷裂應堆停堆CMT啟動(dòng)PCCS啟動(dòng)安注箱啟動(dòng)ADS1自動(dòng)啟動(dòng)617ADS2自動(dòng)啟動(dòng)ADS3自動(dòng)啟動(dòng)安注箱排空ADS4自動(dòng)啟動(dòng)1584堆腔水位達到83英尺1)(94.82m)標高堆芯開(kāi)始裸露24052405堆腔淹沒(méi)啟動(dòng)2976RNS注水開(kāi)啟堆腔水位達到98英尺2)(99.39m)標高堆芯開(kāi)始向下封頭遷移H中國煤化工CNMHGRNS泵從安全殼地坑取水向堆芯注水6735下腔室燒干堆芯完全坍塌至下腔室注:1)83英尺為壓力容器下封頭焊縫所在安全殼標高2)98英尺為壓力容器保溫層蒸汽排出口所在安全殼標高原子能科學(xué)技術(shù)50卷口基準事故口基準事故△RNS注水△RNS注水R一活性區頂部活性區底部50020005000100001500020000時(shí)間/s時(shí)間/s3000口基準事故△RNS注水200△RNS注水250015005002000040000時(shí)間/s時(shí)間s圖2DⅥI管線(xiàn)斷裂事故下各參數隨時(shí)間的變化Fig 2 Parameters ys. time under DvI line break accident分析結果表明,在DⅥI斷裂事故中,通過(guò)件發(fā)生后,二次側熱阱喪失,導致堆芯升溫升開(kāi)啟1臺RNS泵實(shí)施堆芯注水,可有效終止堆壓,穩壓器安全閥沖開(kāi),冷卻劑向安全殼隔間釋芯熔化進(jìn)程,維持堆芯長(cháng)期冷卻。放。穩壓器安全閥的頻繁開(kāi)啟關(guān)閉,使一回路2.2LOHW事故序列分析壓力維持在其開(kāi)啟整定值附近,如圖3a所示。表3列出LOFW嚴重事故進(jìn)程。始發(fā)事在未實(shí)施堆芯注水策略的基準事故中,由于假設1~4級ADS自動(dòng)開(kāi)啟失效,主系統持續處表3IOW嚴重事故進(jìn)程于高壓狀態(tài)。堆芯冷卻劑得不到補充,導致壓Table3 Process of severe accident sequence for lOFW力容器水位迅速下降,如圖3b所示。8232s時(shí)間/s時(shí)堆芯出口溫度達到923K,實(shí)施堆腔淹沒(méi),從事件基準ADs4卸壓+外部冷卻壓力容器帶走堆芯熱量。至8773s事故RNS注水時(shí),蒸汽發(fā)生器傳熱管發(fā)生蠕變失效,回路壓主給水喪失停堆力降低至二次側壓力。之后堆芯持續得不到冷穩壓器安全閥開(kāi)啟卻最終整個(gè)堆芯全部坍塌,圖3c中基準事故的PCCS啟動(dòng)53995399堆芯最高溫度曲線(xiàn)因此發(fā)生突降,并在壓力容堆芯開(kāi)始裸露6291堆腔淹沒(méi)啟動(dòng)82328232器下封頭形成169t的熔融池,如圖3d所示。堆腔水位達到83英尺標高82498249對于開(kāi)啟RNS的工況,當堆腔注水開(kāi)啟后蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效8773延遲10min,手動(dòng)開(kāi)啟ADS4實(shí)施卸壓,卸壓ADS4級手動(dòng)開(kāi)啟1中國煤化工32s時(shí)手動(dòng)開(kāi)啟RNS堆腔水位達到98英尺標高103931051CNMH(于RNS泵的關(guān)閉揚RNS注水開(kāi)啟10632程,能向堆芯注水。壓力容器水位恢復(圖RNS泵從安全殼地坑取水向堆芯注水堆芯開(kāi)始向下腔室遷移l1617142393b),終止了堆芯繼續熔化坍塌。13236s時(shí),下腔室燒干CLP水耗盡,切換RNS泵從安全殼地坑向堆堆芯完全坍塌至下腔芯注水,形成堆芯的長(cháng)期冷卻。由于喪失主給第3期李亞冰等:嚴重事故下正常余熱排出系統向堆芯注水策略分析451口基準事故口基準事故△RNS注水△RNS注水活性區下出州活性區底部50001000015000200005000100001500020000時(shí)間/s時(shí)間/s長(cháng)2500口基準事故理2000△RNS注水口基準事故△RNS注水100020000400002000040000于間/s時(shí)間/s圖3LOFW事故下各參數隨時(shí)間的變化Fig 3 Parameters ys. time under lofw accident水事故進(jìn)程較為緩慢,以及多個(gè)緩解措施相繼投LOFW事故,基準事故中壓力容器內氫氣產(chǎn)量入考慮的延遲時(shí)間,在RNS注水前,堆芯已開(kāi)始為484kg,而實(shí)施堆芯注水后,氫氣產(chǎn)生量升熔化,注水實(shí)施后,堆芯最高溫度逐漸降低,如圖高至約519kg(圖5a)。對于基準事故,由于蒸3c所示,說(shuō)明堆芯得到了有效的冷卻。從圖3d汽發(fā)生器傳熱管發(fā)生蠕變失效,大部分的氫氣可看岀,RNS注水并未避免堆芯向下腔室遷移通過(guò)破口釋放到二次側,因此氫氣濃度較低。的發(fā)生,有29t的熔融物坍塌至下封頭,但堆芯而對于RNS注水工況,壓力容器內產(chǎn)生的氫氣注水措施依然終止了堆芯的進(jìn)一步熔化。隨著(zhù)ADS4級閥門(mén)的開(kāi)啟進(jìn)入安全殼,又由于分析結果顯示,在LOFW事故中,開(kāi)啟ADS4實(shí)施RNS注水,壓力容器內氫氣產(chǎn)生量增加級卸壓后實(shí)施RNS堆芯注水策略,可維持堆芯有使安全殼上部隔間積累了大量氫氣,峰值濃度效的冷卻保持了一回路壓力邊界的完整性達到10%(圖5b)。因此,利用RNS實(shí)施注水會(huì )引起壓力容器內氫氣產(chǎn)生量的增加,并存在3影響因素分析增加安全殼中氫氣燃燒風(fēng)險的可能3.1堆芯注水對產(chǎn)氫的影響3.2流量對堆芯注水策略的影響堆芯注水策略的一個(gè)重要的負面影響即在針對堆芯注水策略,在制定緩解策略時(shí),除需堆芯再淹沒(méi)期間,高溫的鋯金屬與水發(fā)生劇烈確定可用的系統與注水管線(xiàn),還需確定堆芯注入反應并快速產(chǎn)生氫氣。在堆芯熔化的前期,堆的流量。SAMG的輔助計算文件CA)給出了基芯中的包殼材料尚未發(fā)生損壞,此時(shí)堆芯再淹于衰變熱計算的帶走堆芯衰變熱所需的最小堆芯沒(méi)會(huì )產(chǎn)生大量蒸汽與裸露的鋯包殼,同時(shí)包殼注水流量曲線(xiàn),用以確定堆芯注水的最低注水量。的破碎會(huì )加劇這一過(guò)程。在DVI管線(xiàn)斷裂事田晶小溘暑進(jìn)行堆芯注水,討論注水故中,基準事故中壓力容器內氫氣產(chǎn)量為253kg中國煤化工影響。由于最小流量隨而開(kāi)啟RNS注水后,壓力容器內氫氣產(chǎn)量升高CNMH際的可操作性計算中采至310kg(圖4a)。但由于堆芯注水后,冷卻劑用的流量為停堆開(kāi)始至RNS泵啟動(dòng)的時(shí)間所對在堆芯不斷蒸發(fā),使安全殼壓力與水蒸氣的份應的堆芯注水最小流量,為57m3/h,遠小于RNS額均高于基準事故,因此,在事故后期氫氣濃度泵的設計流量。開(kāi)啟RNS注水后,堆芯水位緩慢反而低于基準事故下的濃度(圖4b)。而對于上升,如圖6a所示。由堆芯最高溫度的變化可知,原子能科學(xué)技術(shù)50卷口基準事故oRNS注水蘭禮出口基準事故oRNS注水100爛。趙送0400002000040000時(shí)間/s圖4DVI管線(xiàn)斷裂事故下的壓力容器內產(chǎn)氫質(zhì)量和安全殼上部大空間氣體濃度Fig 4 Mass of hydrogen generated in core and gas concentrationler dvi line break accident減禮口基準事故oRNS注水譽(yù)胎口基準事故oRNS注水2200004000020000時(shí)間/s時(shí)間/s圖5LOFW事故下的壓力容器內產(chǎn)氫質(zhì)量和安全殼上部大空間氫氣濃度Fig 5 Mass of hydrogen generated in core and hydrogen concentrationin upper compartment under LOFW accident注水2500口最小注水流量臺RNS泵注水活性區底部口最小注水流量口最小注水流量ol臺RNS泵注水ol臺RNS泵注水中國煤化工CNMHG圖6最小注水流量工況下各參數隨時(shí)間的變化Fig 6 Parameters vs. time under minimum injection rate第3期李亞冰等:嚴重事故下正常余熱排出系統向堆芯注水策略分析453低流量的注入雖維持了壓力容器的水位,但對ZoU Jie, TONG Lili, CAO Xuewu. Assessment于堆芯的冷卻速度卻很緩慢,至約50000s左of passive containment cooling system perform右堆芯最高溫度才開(kāi)始下降(圖6)。同時(shí),由ance during severe accident [J]. Atomic Energy于壓力容器水位上升緩慢,堆芯裸露時(shí)間長(cháng),使and Technology, 2014, 48( Suppl.)壓力容器內產(chǎn)生更多的氫氣,至367kg,增加了55kg(圖6c),安全殼中氫氣的濃度也有所[3]李京喜,黃高峰佟立麗等,DⅥI管線(xiàn)破裂始發(fā)嚴重事故的IR分析[].原子能科學(xué)技術(shù),升高(圖6d)2010,44(增刊):238-241利用最小堆芯注水流量能維持壓力容器水LI Jingxi, HUANG Gaofeng, TONG Lili, et al位,冷卻堆芯,但所需時(shí)間更長(cháng),同時(shí)會(huì )產(chǎn)生更多Severe accident induced by DVI line break [J]的氫氣。因此在執行堆芯注水策略時(shí),采用最小A tomic Energy Science and Technology 2010堆芯注水流量可實(shí)現堆芯冷卻,但如果系統條件44(Suppl. ) 238-241 (in Chinese允許,則建議使用更高的注水流量實(shí)施堆芯注4L1Jx, TONG L, CAOXW. Effect of hydro水,以更迅速地冷卻堆芯,避免額外的氫氣產(chǎn)生。gen combustion in the primary pump com parment[J]. Nuclear Science and Techniques, 201223:369-3734結論本文針對100MWe非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆5] YUAN K, GUO D Q, TONG LL,etl,Ewluation of containment venting strategy via VFS核電廠(chǎng),選取DⅥI管線(xiàn)斷裂事故、典型高壓熔path for advanced passive PWR NPP LJ].Pro堆事故序列LOFW,結合相應的嚴重事故管理gress in Nuclear Energy, 2014, 73: 102-106導則,對RNS堆芯注水策略的有效性進(jìn)行了評[6]TAOJ,LIJX, TONGL L,etal. Core coolin估,并對影響RNS堆芯注水策略實(shí)施的因素進(jìn)in pressurized-water reactor during water injec行了討論,得出以下結論tion[J. Nuclear Science and Techniques, 2011)根據事故分析,RNS堆芯注水及時(shí)投22(1):60-64入,能維持堆芯充足冷卻,RNS堆芯注水策略714 LBIOL T, van dOrSSelaere J P,CHAU有效可行。在高壓事故序列中實(shí)施RNS堆芯search network ofexcellenceJ. Progress in Nu注水策略前需進(jìn)行主系統卸壓。clear Energy, 2010, 52(1): 2-102)事故分析表明,利用RNS實(shí)施堆芯注B] WINTERS J W, VIJUK R P, CUMMINS W E水策略會(huì )引起壓力容器內氫氣產(chǎn)生質(zhì)量的增AP-1000 design control document, Rev. 19[R]加,有可能增加安全殼內氫氣燃燒的風(fēng)險USA: Westinghouse Electric Co. LLC. 20113)通過(guò)最小堆芯注水流量與1臺RNS泵[9] Westinghouse electric co,LLC.APl000 proba的設計流量注水的對比,在實(shí)施堆芯注水策略bilistic ris1[R].時(shí),建議如果系統條件允許,采用更高的注水流USA: Westinghouse Electric Co. LLC. 2003量實(shí)施堆芯注水[10 Westinghouse Electric Co. LLC. Development ofsevere accident management guidelines, Rev. 0參考文獻R]USA: WestinIghouse Electric Co. LLC[1 TONG L L, HUANG G F, CAO X W.Simula-11 LIY, TONG L, CAOX. Influence of RCS detion of fission products behavior in severe accipressurization strategy on hy drogen risk [c]//dents for advanced passive PWR[J]. Annals ofNuclear Energy, 2015, 76: 493-50中國煤化工al conference on Nuclearn society of Mechani[2]鄒杰,佟立麗,曹學(xué)武.典型嚴重事故非能動(dòng)安CNMHG全殼冷卻系統效果分析[冂].原子能科學(xué)技術(shù),2014,48(增刊):362-368