压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用.pdfVIP

第48卷增刊 原子能科学技术 901．48，Suppl． 2014年lO,q Atomic Energy Science and Technology Oct．2014 压力容器水位参数在堆芯损伤 评价方法中的应用 魏严淞1，李文双2，史晓磊1，李载鹏2，季松涛1 (1．中国原子能科学研究院，北京102413；2．江苏核电有限公司，江苏连云港222042) 摘要：事故工况下，堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温，长时间的裸露会导致堆芯损伤，而堆芯出口 温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评 价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参数评价堆芯损伤状态，压力容器水位作为辅助参数 之一来验证评价结果的合理性，但一些核电厂堆芯出口热电偶量程并不能满足严重事故条件下的要求， 需要其他替代参数。本工作以压水堆核电厂严重事故分析数据为基础，探讨将压力容器水位作为主要 参数应用于堆芯损伤评价方法的可行性。 关键词：压力容器水位；堆芯损伤评价；应急响应；MELCOR程序 中图分类号：TL364．4 文献标志码：A 文章编号：1000 6931(2014)so 0385 04 doi：10．7538／yzk．2014．48．so．0385 Application of Reactor Pressure Vessel Water Lever During Core Damage Assessment WEI Yan son91，LI Wen—shuan92 (1．China Institute of Ato 2．Jiangsu Nuclear Power Co ，SHI Xiao leil，LI Zai pen92，JI Song ta01 mic Energy，Beijing 102413，China； rporation，Lianyungang 222042，China) Abstract：The core continued to heat up due to the loss of cooling under accident condi tions．The core would damage as it is uncovered for a 10ng time．The reactor core exit temperature f CET)and the reactor vessel 1evel(RVL)can provide an indirect indication of inadequate core cooling．CET and the containment dose rate are the master criteria in the method of core damage assessment，which is based Oil Westinghouse Owners Group Core Damage Assessment Guidance(CDAG)．RVL，as one of the assistant parameters， can be used to validate the assessment result．In some nuclear power plant，CET，which is unused under sever accident condition，must be replaced by some other parameters． Based on the analysis of sever accident sequence，RVL would be discussed to be used in the current method of core damage assessment as a master criterion． Key words：reactor pressure vessel water lever；core damage assessment；emergency re sponse；MELCOR code 收稿日期：2014 05 23；修回日期：2014 06 25 作者简介：魏严凇(1 983)，男，吉林长岭人，助理研究员，核工程与核技术专业 386 原子能科学技术 第48卷 日本福岛第一核电站核事故发生后，国务 院常务会议立即部署对全国核设施开展综合安 全检查。国家核安全局、国家发展改革委、国家 能源局和中国地震局坚决贯彻落实国务院要 求，共同组织实施了运行和在建核电厂的检查 工作，并对核电厂应对严重事故的能力提出了 新的要求。在《核安全与放射性污染防治“十二 五”规划及2020年远景目标》一文中明