（2）在特定时刻将稳压器卸压阀打开，会使堆芯压力快速下降，安注箱能有效的投入使用，从而可以有效推迟事故进程、缓解事故后果，推迟下封头失效时间。

（3）主泵轴封失效和人为打开稳压器的卸压阀，均可使堆芯压力降低，避免了高压熔堆和安全壳直接加热的发生。

4.3 应急措施及建议

1991年西屋公司W O G（Westinghouse Owner’s Group）发展了可以普遍适用于西屋公司核电站的严重事故管理导则（SAMG）。在该导则中提出了事故处理的6项基本措施：

（1）向蒸汽发生器注水以保护S G传热管，在堆芯冷却恢复以后为R C S提供热阱，洗刷从一次侧泄漏的放射性产物；

（2）实施R C S降压以保护S G传热管，提高RCS安注可能性，并防止熔融物高压喷射；

（3）向R C S注水以冷却堆芯，不管堆芯熔融物的位置（即不管熔融物是在压力容器内还是在压力容器外，向RCS注水都是有效的）；

（4）向安全壳注水以防止压力容器失效，冷却泄漏到压力容器外的堆芯碎片，并防止堆芯混凝土反应；

（5）实施安全壳减压，减少裂变产物泄漏并防止安全壳失效；

（6）减少安全壳内氢气浓度以防止氢气燃烧。

根据该导则，为评估核电厂应对全厂断电事故的能力并且能在事故发生后缓解其后果，有以下几方面的工作需要开展：

4.3.1　应急压空和1E级蓄电池有效工作时间论证

全厂断电情况下，一些属于安全系统功能的气动阀的正常操作用气就是由应急压空供给。例如稳压器卸压阀。而诸如卸压阀控制电源和安全参数仪表电源等是由1E级蓄电池供应。为了不影响在需要的时候执行一回路卸压等缓解措施，有必要对应急压空和1E级蓄电池容量进行分析。

（1）应急压空供应时间：在应急事故时（包括全厂性断电、主压缩空气站及全厂仪表压缩空气管网发生事故等），01号厂房内的主安全阀、动力卸压阀和稳压器喷雾调节阀等共六只阀门，由二台容量各为2.5 m3的贮气罐供给应急压缩空气，能持续供气5.2 h。实际上，稳压器安全阀气动装置已拆除，故卸压阀的可动作时间应大于5.2 h。

（2）1E级蓄电池容量：关于1E级蓄电池容量，《秦山核电厂最终安

全分析报告》这样描述：1）220 V蓄电池组的容量（2000A H）按在所指定的时间（1 h）内能承载的负载来选择（包括应急柴油机控制电源和事故照明等负载）。

2）2 4 V直流蓄电池的容量（200A H）按在所指定的时间（1 h）内能承受最大的负载来选择。

为了应付长期全厂失电（超过1 h），有必要对现有容量的蓄电池带载时间进行试验，以获取其真实的带载时间，为制定严重事故管理导则提供参考依据。如果验证结果时间太短（小于2h），就有必要增加蓄电池容量，以获取更长的带载时间，从而增强对全厂断电的应付能力。

4.3.2　评估应付全厂断电时限能力

在全厂断电事件发生后，为了实现核电厂纵深防御的设计要求，每个核电厂都必须具备一定的在没有交流电源的情况下依然能够排出余热和保持安全壳完整性的能力。通常核电厂的全厂断电应付能力来源于非能动的安全措施、自然循环的冷却、由蓄电池作为后备电源的动力设备等。这个时限能力是以小时数衡量的，具体数值取决于下列因素：厂内应急交流电源系统的冗余度；厂内应急交流电源的可靠度；预期的厂外电源的断电频度；恢复厂外电源需要的时间。通过专门的计算方法可以计算出我厂应付全厂断电的实际能力，如果其明显小于为了保证整体安全性目标而提出的最低时限，则需要采取变更改造等措施来加强我厂应付全厂断电的能力。

4.3.3　增设可替代交流（AAC）电源

AAC电源应该具有以下特点：（1）能够连接到厂内的交流电源系统，但正常运行情况下是保持断开的。这体现了替代交流电源的专一性，它是为全厂断电特别设置的。

（2）AAC电源与厂外交流电源或厂内应急电源发生共模故障的可能性应最小。这就要求在设计A A C电源时尽量保持与厂内应急交流电源最大多样性。

（3）全厂断电开始后A A C电源必须及时可用，并可按要求手动连接到所需的所有的安全母线上。

（4）AAC电源应有足够的容量，在使电厂进入和维持在安全停堆状态所要求的时间内，使应付全厂断电所必需的系统运行。显然增设A A C电源是增强核电厂应付全厂断电时限能力的行之有效的手段，也是提高其安全性和纵深防御能力的一个行之有效的措施。我们可以借鉴CNP1000项目中PSA分析结果，如下表所示。

表 AAC电源对电厂CDF的影响

Table The influence of AAC power supply on CDF

 

 

虽然对于不同电厂具体数据有所差异，但还是可以看出增设A A C电源对降低堆芯熔化概率的显著贡献。秦山核电厂现在已完成了建设A A C电源的可行性研究报告，等待批准实施。

4.3.4　安装非能动自催化氢气复合器

严重事故工况下，反应堆堆芯锆水反应和其他金属构件的氧化将会产生氢气。短时间内氢气的快速释放会造成安全壳内局部地区有很高的氢气浓度，在事故后期，若压力容器下封头失效，则熔融堆芯与混凝土底板的反应（M C C I）会在很长一段时间内连续不断地释放出氢气，这样安全壳内总的氢气浓度也会随之逐渐增长。安全壳内局部及整体氢气的积累可能会引发爆燃或爆炸现象，将会威胁到安全壳的完整性及设备的可用性。在S B O情况下，为了防止安全壳的失效，控制安全壳内的氢气体积浓度低于氢气爆燃的限值，有必要在安全壳内部合理布置相当数量非能动氢气复合器（PARs）。当然，使堆熔物快速冷却，减少堆熔物与冷却剂之间反应产生大量高温高压蒸汽，避免安全壳压力超过设计限值同样是非常重要的。

4.3.5　制定严重事故管理导则

根据法规要求，核电厂必须考虑严重事故管理，即防御性严重事故管理及缓解性严重事故管理。防御性严重事故管理措施(P A M)包括在我厂的应急操作规程(EOPs)里。需要指出，EOPs不仅包括应付设计基准事故，而且还包括应付超设计基准事故的早期阶段，即堆芯损伤发生之前的措施。堆芯损伤后EOPs不再合适，而需要与之分开的导则，就是严重事故管理导则（S A M G）。严重事故管理导则包括执行缓解性严重事故管理措施的所有指导。

我们知道，导致高压熔堆等严重事故的几大初因序列是：冷却剂丧失事故（L O C A），未紧急停堆的预期瞬态（A T W S）和全厂断电（S B O）。对这些主要事故进程及其缓解措施进行分析，是提高严重事故管理水平和制定严重事故管理导则的前提条件。秦山核电厂已基本完成运行工况1级P S A工作，已给出了引起堆芯损伤的主要事故及序列（包括全厂断电）其结果可以应用到后续的工作中，以便为安全设备的改造提供依据，提高运行可靠性。现阶段更实际的方法是完善相应的运行规程，做好应急柴油机等安全设备的定期维护和保养，预防全厂断电事件的发生，从而减少严重事故发生的概率。