LOCA和SGTR事故下破口尺寸計(jì)算方法研究

劉 新，陳先龍，高敬東

(1.深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司，廣東深圳518172；2.大亞灣核電運(yùn)營管理有限責(zé)任公司，廣東深圳518116)

LOCA和SGTR事故下破口尺寸計(jì)算方法研究

劉 新1，陳先龍1，高敬東2

(1.深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司，廣東深圳518172；2.大亞灣核電運(yùn)營管理有限責(zé)任公司，廣東深圳518116)

事故狀態(tài)下一回路破口的大小直接影響到核電廠的安全屏障，對破口大小進(jìn)行評估是核反應(yīng)堆安全分析的重要基礎(chǔ)，也是電廠應(yīng)急響應(yīng)小組的主要任務(wù)之一。通常考慮流入和流出一回路流體的質(zhì)量平衡，用來計(jì)算破口流率。本文在總結(jié)一回路流體質(zhì)量平衡計(jì)算方法的基礎(chǔ)上進(jìn)行深入研究，提出利用安注(SI)流量動態(tài)平衡進(jìn)行破口尺寸估算的方法，同時利用信息開發(fā)技術(shù)將兩種方法的計(jì)算過程程序化。最后，通過與法國SESAME系統(tǒng)的破口計(jì)算結(jié)果進(jìn)行對比分析，同時驗(yàn)證了壓水堆失水事故(LOCA)和蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故(SGTR)中兩種計(jì)算方法的準(zhǔn)確性。

破口尺寸；穩(wěn)壓器水位；安注流量

放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放與裂變產(chǎn)物和環(huán)境之間的三道安全屏障(燃料包殼、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼)的狀態(tài)直接相關(guān)。如果反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)失去完整性，則產(chǎn)生破口的大小直接影響到該系統(tǒng)的冷卻劑排空速率。因而，也決定了第一道安全屏障狀態(tài)惡化的速度，并可能引起第三道安全屏障中放射性物質(zhì)的泄漏。

由于破口的大小直接影響到放射性釋放量和釋放速率，因而對其評價是電廠應(yīng)急響應(yīng)小組的主要任務(wù)之一。……