张娟花，林继铭

(中科华核电技术研究院有限公司，广东 深圳 518026)

CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进

张娟花，林继铭

(中科华核电技术研究院有限公司，广东 深圳 518026)

CPR1000核电厂发生丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)时，若温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的调节功能不能及时作用或丧失，存在一回路超压的风险。为降低瞬态过程中的一回路压力峰值，避免超压的风险，本文提出了瞬态过程中增设反应堆冷却剂泵停运的保护信号及缓解系统改进方案，并采用THEMIS程序进行改进方案的验证分析。结果表明，该改进方案可有效降低LOFW-ATWS事故下一回路压力峰值，消除一回路超压的风险。

未能紧急停堆的预期瞬态；超压；保护信号改进

对于CPR1000核电厂，在丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)的超设计基准事故分析中，考虑了温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的作用，分析结果为一回路压力峰值19.87 MPa[1]，小于反应堆冷却剂系统最大容许压力22.0 MPa，满足该事故的验收准则[2]。若考虑机组处于手动模式或调节棒组处于机械卡棒的状态，则R棒组和G棒组的调节功能不能及时作用或已丧失，此时瞬态分析过程中的一回路系统压力峰值将高于其最大容许压力22.0 MPa，存在一回路系统超压失效的风险。此外，概率安全分析(PSA)的结果也表明，此情况下导致堆芯损伤的概率(CDF)约为4.95×10-6/(堆·年)，属于对机组CDF贡献最大的事故序列。

作为超设计基准事故工况，需重点关注其潜在的导致堆芯损伤的风险，因此，需采取相应的缓解措施降低ATWS瞬态过程中的一回路压力，消除一回路超压的风险。……