核电厂丧失全部给水事故下PSA成功准则研究

作者：张盼; 潘昕怿; 王业辉; 吴鹏^*

来源：核科学与工程, 2023, 43(05): 1090-1095.

• 概率安全分析
• 丧失全部给水事故
• 成功准则

为了分析核电厂发生丧失全部给水事故后的瞬态响应，用于支持概率安全分析成功准则的确定，本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象，利用系统分析程序建立了电厂模型，研究了事故后电厂的瞬态特性，并开展了二次侧非能动余热排出系统（ASP）、操纵员动作时间、开启阀门数量的敏感性分析，得出如下结论：如果3列ASP系统有效，堆芯余热由ASP系统带出，能够维持堆芯冷却；如果仅1列ASP系统有效，操纵员至少有7 100 s来执行充排操作来实现堆芯冷却；如果所有ASP系统均失效，操纵员需要及时执行充排操作，且至少要手动开启2个稳压器安全阀或1个严重事故专用卸压阀来实现堆芯冷却。