堆芯熔化事故

簡介

大亞灣核電站蒸汽發生器(SG)給水完全喪失後疊加穩壓器安全閥卡開導致的堆芯熔化事故。基準事故分析的結果表明,該事故具有潛在的高壓熔堆風險。緩解措施的研究表明,“充-排”措施可以有效地冷卻堆芯。輕水反應堆的嚴重事故下,如三里島事故,堆芯熔融物聚集在壓力容器的下腔室,高溫的堆芯熔化物將對壓力容器的完整性構成很大的威脅,三里島事故經驗表明,熔融堆芯實現堆內冷卻並最終滯留在反應堆堆腔內是可能的,若能使嚴重事故下最終能把對秦山-期核電站蒸汽發生器傳熱管破裂(SGTR)初因導致堆芯熔化嚴重事故進程進行了分析研究,並根據美國SANONOFRE核電站的IPE結果以及SURRY的PSA評估結果,選擇適當的緩解措施,如一迴路補給水一個強制性的安全指標可以最大限度地減少反應堆事故發生的可能性,就是通過計算得出的反應堆堆芯損壞或熔化事故的發生頻率。