摘要：首先介绍了典型压水堆乏燃料水池的严重事故管理导则,并为了使理论分析工具更贴近实际,基于SAAT-SFP程序分析导则中的关键措施,对其进行了验证与确认(V&V)。发挥SAAT-SFP程序在乏燃料水池安全分析中的作用,进一步拓展SAAT-SFP程序的实际应用,对于发展和完善乏燃料水池的严重事故导则也具有重要的参考价值。

摘要：福岛核电事故后,与M310二代加改进型核电机组相比,国内三代核电机组在设计中较多采用了能动和非能动相结合的事故缓解系统,并采用了多项设计优化和改进,其堆芯损伤频率(CDF)和大规模释放频率(LRF)比M310二代加改进型机组大幅降低。在严重事故应对方面,国内三代机组的事故缓解能力比M310二代加改进型机组更强。国内三代机组的严重事故管理导则(SAMG)可以借鉴M310二代加改进型机组所采用的西屋业主联合会(WOG)SAMG体系,并在SAMG体系的结构上进行优化改进,这样无论是在硬件上还是软件上,使国内三代机组在严重事故管理方面都获得显著的提升。

摘要：全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行"严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水(SAG-1)"时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心(TSC)最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361s可能出现蠕变失效;自事故后16 610s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。