摘要
为对严重事故管理导则(SAMG)的编写和实施做进一步改进,本文在调研国内其他核电厂严重事故后缓解有效举措后,选择冷却剂主管道冷段部分双端断裂(LBLOCA)叠加丧失应急堆芯冷却(无高、低安注投入,无安全壳主/辅喷淋)、主蒸汽管道断裂(MSLB)叠加丧失喷淋、失水(LOFW)未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)严重事故状态等作为CPR1000机组的最重要的严重事故的事故序列,利用核与辐射安全中心全范围验证仿真模拟机包含严重事故发生情况下的仿真验证系统(VVS),在严重事故发生后,实时跟踪采取缓解举措与未采取缓解举措事故的发展后果,从而验证CPR1000核电机组满功率运行时(RP模式),严重事故发生后SAMG缓解举措的有效性,为CPR1000机组SAMG的改进提供借鉴。仿真结果表明,采取SAMG缓解举措,能够有效抑制严重事故的进一步恶化。