福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析

• 作者: 崔蕾 廖敏 陈耀东
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: 福岛事故 冷却剂系统泄漏 TORUS隔室水淹 锆水反应
• 年，卷（期）: 2014,（Z1）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 427-432
• 页数: 6页
• 分类号: TL364.4
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S0.0427

摘要

本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96 h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较.基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升.96 h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800 kg.事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却.