（2）在特定時(shí)刻將穩(wěn)壓器卸壓閥打開(kāi)，會(huì)使堆芯壓力快速下降，安注箱能有效的投入使用，從而可以有效推遲事故進(jìn)程、緩解事故后果，推遲下封頭失效時(shí)間。

（3）主泵軸封失效和人為打開(kāi)穩(wěn)壓器的卸壓閥，均可使堆芯壓力降低，避免了高壓熔堆和安全殼直接加熱的發(fā)生。

4.3 應(yīng)急措施及建議

1991年西屋公司W O G（Westinghouse Owner’s Group）發(fā)展了可以普遍適用于西屋公司核電站的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）。在該導(dǎo)則中提出了事故處理的6項(xiàng)基本措施：

（1）向蒸汽發(fā)生器注水以保護(hù)S G傳熱管，在堆芯冷卻恢復(fù)以后為R C S提供熱阱，洗刷從一次側(cè)泄漏的放射性產(chǎn)物；

（2）實(shí)施R C S降壓以保護(hù)S G傳熱管，提高RCS安注可能性，并防止熔融物高壓噴射；

（3）向R C S注水以冷卻堆芯，不管堆芯熔融物的位置（即不管熔融物是在壓力容器內(nèi)還是在壓力容器外，向RCS注水都是有效的）；

（4）向安全殼注水以防止壓力容器失效，冷卻泄漏到壓力容器外的堆芯碎片，并防止堆芯混凝土反應(yīng)；

（5）實(shí)施安全殼減壓，減少裂變產(chǎn)物泄漏并防止安全殼失效；

（6）減少安全殼內(nèi)氫氣濃度以防止氫氣燃燒。

根據(jù)該導(dǎo)則，為評(píng)估核電廠應(yīng)對(duì)全廠斷電事故的能力并且能在事故發(fā)生后緩解其后果，有以下幾方面的工作需要開(kāi)展：

4.3.1　應(yīng)急壓空和1E級(jí)蓄電池有效工作時(shí)間論證

全廠斷電情況下，一些屬于安全系統(tǒng)功能的氣動(dòng)閥的正常操作用氣就是由應(yīng)急壓空供給。例如穩(wěn)壓器卸壓閥。而諸如卸壓閥控制電源和安全參數(shù)儀表電源等是由1E級(jí)蓄電池供應(yīng)。為了不影響在需要的時(shí)候執(zhí)行一回路卸壓等緩解措施，有必要對(duì)應(yīng)急壓空和1E級(jí)蓄電池容量進(jìn)行分析。

（1）應(yīng)急壓空供應(yīng)時(shí)間：在應(yīng)急事故時(shí)（包括全廠性斷電、主壓縮空氣站及全廠儀表壓縮空氣管網(wǎng)發(fā)生事故等），01號(hào)廠房?jī)?nèi)的主安全閥、動(dòng)力卸壓閥和穩(wěn)壓器噴霧調(diào)節(jié)閥等共六只閥門(mén)，由二臺(tái)容量各為2.5 m3的貯氣罐供給應(yīng)急壓縮空氣，能持續(xù)供氣5.2 h。實(shí)際上，穩(wěn)壓器安全閥氣動(dòng)裝置已拆除，故卸壓閥的可動(dòng)作時(shí)間應(yīng)大于5.2 h。

（2）1E級(jí)蓄電池容量：關(guān)于1E級(jí)蓄電池容量，《秦山核電廠最終安

全分析報(bào)告》這樣描述：1）220 V蓄電池組的容量（2000A H）按在所指定的時(shí)間（1 h）內(nèi)能承載的負(fù)載來(lái)選擇（包括應(yīng)急柴油機(jī)控制電源和事故照明等負(fù)載）。

2）2 4 V直流蓄電池的容量（200A H）按在所指定的時(shí)間（1 h）內(nèi)能承受最大的負(fù)載來(lái)選擇。

為了應(yīng)付長(zhǎng)期全廠失電（超過(guò)1 h），有必要對(duì)現(xiàn)有容量的蓄電池帶載時(shí)間進(jìn)行試驗(yàn)，以獲取其真實(shí)的帶載時(shí)間，為制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則提供參考依據(jù)。如果驗(yàn)證結(jié)果時(shí)間太短（小于2h），就有必要增加蓄電池容量，以獲取更長(zhǎng)的帶載時(shí)間，從而增強(qiáng)對(duì)全廠斷電的應(yīng)付能力。

4.3.2　評(píng)估應(yīng)付全廠斷電時(shí)限能力

在全廠斷電事件發(fā)生后，為了實(shí)現(xiàn)核電廠縱深防御的設(shè)計(jì)要求，每個(gè)核電廠都必須具備一定的在沒(méi)有交流電源的情況下依然能夠排出余熱和保持安全殼完整性的能力。通常核電廠的全廠斷電應(yīng)付能力來(lái)源于非能動(dòng)的安全措施、自然循環(huán)的冷卻、由蓄電池作為后備電源的動(dòng)力設(shè)備等。這個(gè)時(shí)限能力是以小時(shí)數(shù)衡量的，具體數(shù)值取決于下列因素：廠內(nèi)應(yīng)急交流電源系統(tǒng)的冗余度；廠內(nèi)應(yīng)急交流電源的可靠度；預(yù)期的廠外電源的斷電頻度；恢復(fù)廠外電源需要的時(shí)間。通過(guò)專(zhuān)門(mén)的計(jì)算方法可以計(jì)算出我廠應(yīng)付全廠斷電的實(shí)際能力，如果其明顯小于為了保證整體安全性目標(biāo)而提出的最低時(shí)限，則需要采取變更改造等措施來(lái)加強(qiáng)我廠應(yīng)付全廠斷電的能力。

4.3.3　增設(shè)可替代交流（AAC）電源

AAC電源應(yīng)該具有以下特點(diǎn)：（1）能夠連接到廠內(nèi)的交流電源系統(tǒng)，但正常運(yùn)行情況下是保持?jǐn)嚅_(kāi)的。這體現(xiàn)了替代交流電源的專(zhuān)一性，它是為全廠斷電特別設(shè)置的。

（2）AAC電源與廠外交流電源或廠內(nèi)應(yīng)急電源發(fā)生共模故障的可能性應(yīng)最小。這就要求在設(shè)計(jì)A A C電源時(shí)盡量保持與廠內(nèi)應(yīng)急交流電源最大多樣性。

（3）全廠斷電開(kāi)始后A A C電源必須及時(shí)可用，并可按要求手動(dòng)連接到所需的所有的安全母線(xiàn)上。

（4）AAC電源應(yīng)有足夠的容量，在使電廠進(jìn)入和維持在安全停堆狀態(tài)所要求的時(shí)間內(nèi)，使應(yīng)付全廠斷電所必需的系統(tǒng)運(yùn)行。顯然增設(shè)A A C電源是增強(qiáng)核電廠應(yīng)付全廠斷電時(shí)限能力的行之有效的手段，也是提高其安全性和縱深防御能力的一個(gè)行之有效的措施。我們可以借鑒CNP1000項(xiàng)目中PSA分析結(jié)果，如下表所示。

表 AAC電源對(duì)電廠CDF的影響

Table?The influence of AAC power supply on CDF

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雖然對(duì)于不同電廠具體數(shù)據(jù)有所差異，但還是可以看出增設(shè)A A C電源對(duì)降低堆芯熔化概率的顯著貢獻(xiàn)。秦山核電廠現(xiàn)在已完成了建設(shè)A A C電源的可行性研究報(bào)告，等待批準(zhǔn)實(shí)施。

4.3.4　安裝非能動(dòng)自催化氫氣復(fù)合器

嚴(yán)重事故工況下，反應(yīng)堆堆芯鋯水反應(yīng)和其他金屬構(gòu)件的氧化將會(huì)產(chǎn)生氫氣。短時(shí)間內(nèi)氫氣的快速釋放會(huì)造成安全殼內(nèi)局部地區(qū)有很高的氫氣濃度，在事故后期，若壓力容器下封頭失效，則熔融堆芯與混凝土底板的反應(yīng)（M C C I）會(huì)在很長(zhǎng)一段時(shí)間內(nèi)連續(xù)不斷地釋放出氫氣，這樣安全殼內(nèi)總的氫氣濃度也會(huì)隨之逐漸增長(zhǎng)。安全殼內(nèi)局部及整體氫氣的積累可能會(huì)引發(fā)爆燃或爆炸現(xiàn)象，將會(huì)威脅到安全殼的完整性及設(shè)備的可用性。在S B O情況下，為了防止安全殼的失效，控制安全殼內(nèi)的氫氣體積濃度低于氫氣爆燃的限值，有必要在安全殼內(nèi)部合理布置相當(dāng)數(shù)量非能動(dòng)氫氣復(fù)合器（PARs）。當(dāng)然，使堆熔物快速冷卻，減少堆熔物與冷卻劑之間反應(yīng)產(chǎn)生大量高溫高壓蒸汽，避免安全殼壓力超過(guò)設(shè)計(jì)限值同樣是非常重要的。

4.3.5　制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則

根據(jù)法規(guī)要求，核電廠必須考慮嚴(yán)重事故管理，即防御性嚴(yán)重事故管理及緩解性嚴(yán)重事故管理。防御性嚴(yán)重事故管理措施(P A M)包括在我廠的應(yīng)急操作規(guī)程(EOPs)里。需要指出，EOPs不僅包括應(yīng)付設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，而且還包括應(yīng)付超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的早期階段，即堆芯損傷發(fā)生之前的措施。堆芯損傷后EOPs不再合適，而需要與之分開(kāi)的導(dǎo)則，就是嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（S A M G）。嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則包括執(zhí)行緩解性嚴(yán)重事故管理措施的所有指導(dǎo)。

我們知道，導(dǎo)致高壓熔堆等嚴(yán)重事故的幾大初因序列是：冷卻劑喪失事故（L O C A），未緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（A T W S）和全廠斷電（S B O）。對(duì)這些主要事故進(jìn)程及其緩解措施進(jìn)行分析，是提高嚴(yán)重事故管理水平和制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的前提條件。秦山核電廠已基本完成運(yùn)行工況1級(jí)P S A工作，已給出了引起堆芯損傷的主要事故及序列（包括全廠斷電）其結(jié)果可以應(yīng)用到后續(xù)的工作中，以便為安全設(shè)備的改造提供依據(jù)，提高運(yùn)行可靠性?，F(xiàn)階段更實(shí)際的方法是完善相應(yīng)的運(yùn)行規(guī)程，做好應(yīng)急柴油機(jī)等安全設(shè)備的定期維護(hù)和保養(yǎng)，預(yù)防全廠斷電事件的發(fā)生，從而減少?lài)?yán)重事故發(fā)生的概率。