（2）在特定時刻將穩壓器卸壓閥打開，會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程、緩解事故后果，推遲下封頭失效時間。

（3）主泵軸封失效和人為打開穩壓器的卸壓閥，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生。

4.3 應急措施及建議

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

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

（2）實施R C S降壓以保護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；

（5）實施安全殼減壓，減少裂變產物泄漏并防止安全殼失效；

（6）減少安全殼內氫氣濃度以防止氫氣燃燒。

根據該導則，為評估核電廠應對全廠斷電事故的能力并且能在事故發生后緩解其后果，有以下幾方面的工作需要開展：

4.3.1　應急壓空和1E級蓄電池有效工作時間論證

全廠斷電情況下，一些屬于安全系統功能的氣動閥的正常操作用氣就是由應急壓空供給。例如穩壓器卸壓閥。而諸如卸壓閥控制電源和安全參數儀表電源等是由1E級蓄電池供應。為了不影響在需要的時候執行一回路卸壓等緩解措施，有必要對應急壓空和1E級蓄電池容量進行分析。

（1）應急壓空供應時間：在應急事故時（包括全廠性斷電、主壓縮空氣站及全廠儀表壓縮空氣管網發生事故等），01號廠房內的主安全閥、動力卸壓閥和穩壓器噴霧調節閥等共六只閥門，由二臺容量各為2.5 m3的貯氣罐供給應急壓縮空氣，能持續供氣5.2 h。實際上，穩壓器安全閥氣動裝置已拆除，故卸壓閥的可動作時間應大于5.2 h。

（2）1E級蓄電池容量：關于1E級蓄電池容量，《秦山核電廠最終安

全分析報告》這樣描述：1）220 V蓄電池組的容量（2000A H）按在所指定的時間（1 h）內能承載的負載來選擇（包括應急柴油機控制電源和事故照明等負載）。

2）2 4 V直流蓄電池的容量（200A H）按在所指定的時間（1 h）內能承受最大的負載來選擇。

為了應付長期全廠失電（超過1 h），有必要對現有容量的蓄電池帶載時間進行試驗，以獲取其真實的帶載時間，為制定嚴重事故管理導則提供參考依據。如果驗證結果時間太短（小于2h），就有必要增加蓄電池容量，以獲取更長的帶載時間，從而增強對全廠斷電的應付能力。

4.3.2　評估應付全廠斷電時限能力

在全廠斷電事件發生后，為了實現核電廠縱深防御的設計要求，每個核電廠都必須具備一定的在沒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付能力來源于非能動的安全措施、自然循環的冷卻、由蓄電池作為后備電源的動力設備等。這個時限能力是以小時數衡量的，具體數值取決于下列因素：廠內應急交流電源系統的冗余度；廠內應急交流電源的可靠度；預期的廠外電源的斷電頻度；恢復廠外電源需要的時間。通過專門的計算方法可以計算出我廠應付全廠斷電的實際能力，如果其明顯小于為了保證整體安全性目標而提出的最低時限，則需要采取變更改造等措施來加強我廠應付全廠斷電的能力。

4.3.3　增設可替代交流（AAC）電源

AAC電源應該具有以下特點：（1）能夠連接到廠內的交流電源系統，但正常運行情況下是保持斷開的。這體現了替代交流電源的專一性，它是為全廠斷電特別設置的。

（2）AAC電源與廠外交流電源或廠內應急電源發生共模故障的可能性應最小。這就要求在設計A A C電源時盡量保持與廠內應急交流電源最大多樣性。

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

（4）AAC電源應有足夠的容量，在使電廠進入和維持在安全停堆狀態所要求的時間內，使應付全廠斷電所必需的系統運行。顯然增設A A C電源是增強核電廠應付全廠斷電時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行之有效的措施。我們可以借鑒CNP1000項目中PSA分析結果，如下表所示。

表 AAC電源對電廠CDF的影響

Table?The influence of AAC power supply on CDF

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雖然對于不同電廠具體數據有所差異，但還是可以看出增設A A C電源對降低堆芯熔化概率的顯著貢獻。秦山核電廠現在已完成了建設A A C電源的可行性研究報告，等待批準實施。

4.3.4　安裝非能動自催化氫氣復合器

嚴重事故工況下，反應堆堆芯鋯水反應和其他金屬構件的氧化將會產生氫氣。短時間內氫氣的快速釋放會造成安全殼內局部地區有很高的氫氣濃度，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（M C C I）會在很長一段時間內連續不斷地釋放出氫氣，這樣安全殼內總的氫氣濃度也會隨之逐漸增長。安全殼內局部及整體氫氣的積累可能會引發爆燃或爆炸現象，將會威脅到安全殼的完整性及設備的可用性。在S B O情況下，為了防止安全殼的失效，控制安全殼內的氫氣體積濃度低于氫氣爆燃的限值，有必要在安全殼內部合理布置相當數量非能動氫氣復合器（PARs）。當然，使堆熔物快速冷卻，減少堆熔物與冷卻劑之間反應產生大量高溫高壓蒸汽，避免安全殼壓力超過設計限值同樣是非常重要的。

4.3.5　制定嚴重事故管理導則

根據法規要求，核電廠必須考慮嚴重事故管理，即防御性嚴重事故管理及緩解性嚴重事故管理。防御性嚴重事故管理措施(P A M)包括在我廠的應急操作規程(EOPs)里。需要指出，EOPs不僅包括應付設計基準事故，而且還包括應付超設計基準事故的早期階段，即堆芯損傷發生之前的措施。堆芯損傷后EOPs不再合適，而需要與之分開的導則，就是嚴重事故管理導則（S A M G）。嚴重事故管理導則包括執行緩解性嚴重事故管理措施的所有指導。

我們知道，導致高壓熔堆等嚴重事故的幾大初因序列是：冷卻劑喪失事故（L O C A），未緊急停堆的預期瞬態（A T W S）和全廠斷電（S B O）。對這些主要事故進程及其緩解措施進行分析，是提高嚴重事故管理水平和制定嚴重事故管理導則的前提條件。秦山核電廠已基本完成運行工況1級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）其結果可以應用到后續的工作中，以便為安全設備的改造提供依據，提高運行可靠性。現階段更實際的方法是完善相應的運行規程，做好應急柴油機等安全設備的定期維護和保養，預防全廠斷電事件的發生，從而減少嚴重事故發生的概率。