分析核电站全厂断电事故

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海外某核电厂500KV开关站意外停电原因分析和解决方案

海外某核电厂500KV开关站意外停电原因分析和解决方案发布时间：2021-01-19T06:42:16.720Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年23期作者：任兴龙[导读] 2020年5月6日凌晨03：02分，核电厂500kV开关站的NKI线和K2机组主变以外失去电源，现场确认为电厂NKI相绝缘子发生污闪放电，绝缘子断裂，导致线路保护动作，当天凌晨的4：33分，132kV和两条132kV外线路以及厂内生活区电源和临时施工电再次全部失电。

任兴龙中国中原对外工程有限公司一、电站500kV开关站意外停电事件描述及原因初步原因分析1、事故基本描述2020年5月6日凌晨03：02分，核电厂500kV开关站的NKI线和K2机组主变以外失去电源，现场确认为电厂NKI相绝缘子发生污闪放电，绝缘子断裂，导致线路保护动作，当天凌晨的4：33分，132kV和两条132kV外线路以及厂内生活区电源和临时施工电再次全部失电。

2、初步原因分析1）近期，现场空气湿度较大，海边的盐雾较大，部分时间有严重的凝露现象。

2）500kV系统自2019年11月运行以来，开关站区域一直处于运行状态，而开关站周围正在进行施工，该地区工程车辆较多，产生的扬尘特别大，造成绝缘子积灰严重。

3)2019年11月倒送电后，到现场施工进度相对紧张，没有及时对设备进行清理工作。

3、业主的意见业主要求对严重污秽地区采用45mm/kV的爬距参数，并对绝缘子涂覆RTV材料。

二、主要的设计依据及相关计算参数分析1设计标准500kV系统中方设计范围位于核电厂内，其绝缘子串的设计标准主要依据DL5222-2005《导体和电器选择设计技术规定》。

2、关于污秽等级根据DL5222-2005的P.92“表C1线路和发电厂、变电所污秽等级”项目周围污秽情况相对严重，并且离海边较近，所以选取了上表中等级最高的IV级污秽等级设计。

3、关于爬电比距根据DL5222-2005的P.92-93“表C.2线路和发电厂、变电所爬电比距”，核电厂500kV系统厂内部分按照"发电厂、变电站"考虑，电压等级属"330kV及以上"情况，因此爬电比距取λ=31mm/kV（最高工作电压）。

核电站全站失电事故应急预案

核电站全站失电事故应急预案简介核电站全站失电事故是指核电站发生停电，整个电站无法正常运行的突发事件。

为了应对这种紧急情况，制定全站失电事故应急预案至关重要。

目标全站失电事故应急预案的目标是确保核电站在电力供应中断的情况下，能够及时采取措施保障人员安全、保证核电站设备正常运行，并尽力避免环境和公众的危险。

应急响应流程以下是核电站全站失电事故应急响应流程的简要概述：1. 接到失电报警后，应立即启动应急响应，并通知相关人员和部门。

2. 确保核电站的反应堆安全停下，并采取相应的控制措施，以防止一系列不可控事故的发生。

3. 启动备用电源，提供必要的电力供应，以维持核电站关键设备的运行。

4. 针对全站失电的情况，采取适当的措施保障核电站的安全运行，如启动紧急冷却系统，控制放射性废料的排放等。

5. 提供紧急通信和协调，确保与外部的沟通顺畅，协调救援和应急措施的实施。

6. 在电力供应恢复后，检查核电站各系统设备的完整性和功能，确保安全恢复到正常运行状态。

人员安全与培训全站失电事故应急预案的成功实施离不开人员的安全和培训。

以下是相关要点：- 制定并执行适当的培训计划，确保相关人员熟悉应急预案的内容和应对措施。

- 配备适当的应急装备和工具，并定期检查和维护。

- 定期进行演练和模拟失电场景，以提高人员应急响应能力和团队合作能力。

信息管理与记录在全站失电事故的应急响应过程中，信息管理与记录至关重要。

以下是相关要点：- 建立信息传递和共享的渠道，确保及时、准确地传递关键信息。

- 完善事故记录和报告的流程，收集、保存和分析事故数据，为日后经验总结和改进提供依据。

总结核电站全站失电事故应急预案旨在确保核电站在失去电力供应的情况下能够做出适当的应急响应，保障人员安全和核电站设备的正常运行。

通过合理的流程安排、人员培训和信息管理，可以提高应急响应的效率和准确性。

核电厂事故案例分析与教训

核电厂事故案例分析与教训核电厂事故，这可不是闹着玩儿的事儿！咱们今儿就来好好扒一扒那些让人揪心的核电厂事故案例，顺道琢磨琢磨能从里头吸取啥教训。

先来说说大名鼎鼎的切尔诺贝利核事故。

那场面，简直就是一场噩梦！1986 年 4 月 26 号的那个凌晨，乌克兰普里皮亚季市的切尔诺贝利核电厂 4 号反应堆突然就炸了。

当时有一群工人正在进行一项测试，结果操作失误，引发了一系列可怕的连锁反应。

我记得有个纪录片，里面详细展现了事故后的场景，那真叫一个惨不忍睹。

周边的房屋、树木，全都被放射性物质给污染了。

好多人在毫无防备的情况下就暴露在了高强度的辐射中。

有个居民回忆说，当时就看到天空中出现了一道奇异的光，然后紧接着就是一股强大的冲击力，窗户玻璃瞬间就碎了。

再说三里岛核事故。

1979 年 3 月 28 日，美国宾夕法尼亚州的三里岛核电站二号堆也出了岔子。

冷却系统故障导致反应堆堆芯部分熔化。

虽说这次事故没有像切尔诺贝利那么恐怖，但也把大家吓得够呛。

当时在附近居住的一位老太太，后来跟别人讲，她一开始根本不知道发生了啥，就觉得空气里好像有股怪怪的味道，后来才知道是核电厂出了事。

这事儿让她之后好长一段时间都睡不好觉，总担心自己的健康会出问题。

这些事故带来的后果那可太严重了。

首先就是人员伤亡。

好多在事故现场的工人，还有周边无辜的居民，都因为受到了大量的辐射，患上了各种各样的重病，甚至失去了生命。

而且，核辐射这玩意儿可不是一时半会儿就能消失的，它会长期影响当地的生态环境。

土地被污染了，种不了庄稼；河水被污染了，鱼也没法生存。

那咱们能从这些惨痛的事故中吸取啥教训呢？第一，操作一定要规范！那些工人在操作的时候但凡能严格按照流程来，也许很多事故就能避免。

就像咱们平时做数学题，步骤错了，答案能对吗？第二，安全设备得靠谱！核电厂的那些冷却系统、防护装置啥的，必须得经常检查、维护，关键时刻可不能掉链子。

第三，应急响应要迅速。

一旦出了事，得马上有一套有效的应对措施，不能手忙脚乱的。

压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

Ａｂｔａｔｓｒｃ：Ｔｈｅｅｅｃｌｎｙｉａｈｅ－ｏＲＮＰ．ＴｈｒｇｅｓｏｏｅｄｍａｅｅｒｆｒｎｅｐａｔｉａｔｐｃｌｒｅｌｐＰＷ－ＰｓｔｏｅｐｏｒｓｆｒａｇｃｕｄｒｌｗｒｓｕｅａｄｈｇｒｓｕｅｎｅｏｐｅｓｒｎｉｈｐｅｓｒｗａｔｄｅｅｐｃｉｅｙｄｒｇａｔｔｎｂａｋｕｓｓｕｉｄｒｓｅｔｌｕｉｓａｉｌｃｏｔｖｎｏａｃｅｔＴｈｅｕｔｈｗｈｔｔｅｈｇｒｓｕｅｃｒｌａｃｄｎｓｅｉｎｔｄｗｈｎｃｉｎ．ｅｒｓｌｓｓｏｔａｈｉｈｐｅｓｒｏｅｍｅｔｃｉｅｔｉｌｄｍｉａｅｅ
第４卷第１期２１
２０年１月０８１
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ．２，ｏ１１４Ｎ．１ＮＯＶ．２００８
ＡｔｍｉＥｎｒｙＳｉｎｅａｄＴｅｈｏｏｙｏｃｅｇｃｅｃｎｃｎｌｇ
压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
ｍｕｈｈｄｏｅｓｇｎｒｔｄｕｄｒｌｗｒｓｕｅｔａｓｅｔＴｈｅｓｎｗａｎｌｚｄａｄｃｙｒｇｎｉｅｅａｅｎｅｏｐｅｓｒｒｎｉｎ．ｅｒａｏｓａａｙｅｎｔｅｍｉｉａｉｎｍｅｓｒｓｓｇｅｔｄｗｈｎｃｒｕｌｔｔｍｐｒｔｒｅｃｅ２ｈｔｔｏａｕｅｗａｕｇｓｅｅｏｅｏｔｅｅａｕｅｒａｈｄ９３Ｋ．Ｃａ — ｇｅｌ

压水堆电厂全厂断电事故影响分析

压水堆电厂全厂断电事故影响分析
首先，压水堆电厂全厂断电事故会导致核反应堆停止运行。

核反应堆停止运行将导致电力供应中断，影响到电网的稳定性，可能会导致大面积的停电。

大面积停电将会给我们的日常生活和社会运行带来极大的影响，例如交通瘫痪、医疗设备无法正常运行等。

其次，压水堆电厂全厂断电事故可能会导致核反应堆的冷却系统停止运行。

核反应堆需要冷却系统来保持核反应的稳定性和安全性。

如果冷却系统停止运行，核反应堆将面临过热的风险。

过热的核反应堆可能会引发严重的事故，例如燃料棒熔化、燃料泄漏等。

这些事故可能导致放射性物质的泄露，对环境和公众健康造成严重危害。

另外，压水堆电厂全厂断电事故也可能导致控制系统失效。

控制系统是核电站操作和管理的关键部分。

如果控制系统失效，操作和管理人员将无法有效地控制和管理核电站的运行。

这将增加事故的风险，并可能导致更严重的后果。

此外，压水堆电厂全厂断电事故还可能对压水堆本身造成损坏。

断电可能导致压水堆内部的设备和部件无法正常工作，进一步导致其损坏。

压水堆的损坏将增加修复和恢复的时间和成本，并可能对电厂的长期运行产生影响。

综上所述，压水堆电厂全厂断电事故可能导致核反应堆停止运行、冷却系统失效、控制系统失效以及电厂设备损坏等一系列负面影响。

为了防止这种事故的发生，压水堆电厂需要加强安全管理，完善应急预案，提高设备和系统的可靠性，以最大程度地减小事故的风险并保障公众的安全。

秦山二期扩建核电厂全厂断电 (SBO)事故下蓄电池可用性研究

图1SBO事故发展序列Fig.1Accident Sequence of SBO图2LNE220VAC系统单线图Fig.2LNE220VAC Single Line 现主要从事反应堆电气设计工作。

图3LCA48VDC系统单线图Fig.3LCA48VDC Single Line根据《全厂断电事故运行规则(RRA未连接)》H3.1的描述时,应立即切除LCA和LNE中功能不重要的负荷,使相应的蓄电池组执行经济运行程序,这样做的目的是使LCA和LNE系统对功能重要的所有馈出线尽可能长时间的保持带电。

图2、图3分别是LCA系统的单线图。

在正常运行状态下,由充电器给相应的直流负荷供电,同时给LNE和LCA的供电蓄电池浮充电,在SBO发生时蓄电池组能不间断地向各自的全部直流负荷提供直流电源。

蓄电池可用性分析与评价重要负荷计算LNE母线LNE母线上所带功能重要负荷统计见表1。

因此,在考虑给LNE系统供电的蓄电池可用时间时需分为两种情况考虑:蓄电池给本机组的所有LNE系统负荷供电对点火系统进行检测与故障。

,4电池的剩余容量与储存时间及温度的关系Relationship between Batteries ’Residual Capacity Storage Time &Temperature 秦山二期核电厂对电池存储间的温度控制严格,通风系统完善系统和LCA 系统的蓄电池组进行剩余电量估算的时候可以不用考虑温度变化对蓄电池组会产生破坏性的影响。

同时池组经过较长时间的存储后,通过监控蓄电池的浮充电压,则会马上进行维护和更换。

在蓄电池组最不利的情况也能保持原蓄电池组容量的80%,即1600Ah。

假设SBO 蓄电池一直保持同样的最大放电电流。

福岛核电站事故分析报告

福岛核电站事故分析报告福岛核电站事故于2024年3月发生，是迄今为止最严重的核事故之一，给福岛地区造成了巨大的灾难和影响。

该事故的发生主要是由于9级地震和随后的海啸导致了核电站设施的损坏。

本文将对福岛核电站事故进行分析，并探讨其产生的原因、影响和教训。

首先，福岛核电站事故的发生是由于地震和海啸造成了核电站设施的严重破坏。

地震导致核电站的主要电源断电，使得冷却系统无法正常运行。

而随后的海啸则淹没了发电站，导致冷却系统彻底瘫痪。

这种连续的灾难性事件对核设施的冷却系统形成了巨大的冲击，导致了核燃料棒的过热和熔化，产生了严重的辐射泄漏。

其次，福岛核电站事故对环境和人类健康造成了严重的影响。

大量的辐射物质被释放到空气、水体和土壤中，导致周边地区的土壤和水源严重污染。

这种辐射污染不仅对野生动植物产生了毒性影响，还对人类的健康构成了潜在威胁。

在事故发生后的几个月里，许多附近居民被迫撤离，并可能面临长期的健康问题。

此外，福岛核电站事故教训深远且重要。

首先，事故暴露了核电站的安全隐患以及对环境和人类健康的巨大风险。

必须进行全面的评估和改进，以提高核电站的安全性和可靠性。

其次，事故表明应采取更为严格的监管措施和应急预案来应对可能发生的核事故。

此外，应加强核能知识和技术培训，提高应急响应能力，并加强与国际社会的合作和信息共享。

此外，事故还对未来的核能发展产生了重要的影响。

福岛事故引发了对核能安全性的广泛担忧和质疑，许多国家重新评估了核能的合适性和可行性。

新的核电站项目可能面临更多的监管限制和公众抵制，这对传统核能行业的发展将产生一定的影响。

与此同时，更多的国家也开始转向寻求可再生能源和清洁能源的替代方案，以减少对核能的依赖。

总之，福岛核电站事故是一次惨痛的教训，它向我们揭示了核能发展所面临的巨大风险和挑战。

这次事故迫使我们重新审视其安全性，并采取更严格的安全措施来保护环境和人类健康。

在未来的能源发展中，我们应该更加注重可持续和清洁能源的发展，减少对核能的依赖，并在技术和政策层面上加强风险评估和管理。

AP1000对全厂断电事件分析

AP1000对全厂断电事件分析摘要：本文分析了AP1000核电厂在发生全厂断电事件时的事故序列和后果，得出AP1000在发生全厂断电事件时能保证堆芯和公众安全的结论。

并从事故后电厂再运行的角度，提出了根据失去厂外交流电源（LOOP）同时汽机停运信号投入非能动余热排出热交换器（PRHR HX）的建议。

1.概述全厂断电（Station Blackout）是指核电厂内安全级的和非安全级的配电装置母线全部失去交流电源，即失去厂外电源同时汽机脱扣和厂内应急交流系统故障（指应急柴油发电机全部失效）。

这时核电厂内依然可以使用的电源只有由厂内蓄电池组供给的直流电源或经逆变后送到母线的交流电源，或者是专门为应对全厂断电事件而设置的替代交流电源。

2.全厂断电原因AP1000失去厂外交流电源可由下述初始事件造成：1) 超过设计基准的地震作用从而导致输电线的损坏；2) 异常寒冷的天气出现霜冻导致输电线的损坏；3) 超强台风导致输电线的损坏；4) 电网电压波动导致电网崩溃，造成大面积停电。

AP1000失去厂内交流电源可由下述初始事件造成：1) 地震的作用导致工艺冷却水系统通道损坏，从而导致柴油机组辅助系统丧失最终热阱而不可用；2) 地震的作用导致供油系统油箱和通道损坏，从而导致柴油机组失去燃料而不可用；3) 海啸引起柴油机厂房水淹，从而导致柴油机组不可用；4) 柴油机共因故障不能启动。

3.AP1000全厂断电事件时堆芯冷却全厂断电后，开始阶段堆芯和SG之间的自然循环可以导出部分堆芯热量。

之后堆芯热量主要通过非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统导出到最终热阱—大气。

全厂断电后，主泵开始惰转，主泵惰转流量能帮助堆芯和SG之间自然循环的建立。

堆芯热量被带到SG中，SG中的水被加热，SG压力升高。

当SG压力达到安全阀动作定值时安全阀打开，反应堆衰变热排入最终热阱—大气。

这个方式由于受到SG水装量的限制，从堆芯导出的热量有限。

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安全管理编号：LX-FS-A43704 分析核电站全厂断电事故In the daily work environment, plan the important work to be done in the future, and require the personnel to jointly abide by the corresponding procedures and code of conduct, so that the overall behavior oractivity reaches the specified standard编写：_________________________审批：_________________________时间：________年_____月_____日A4打印/ 新修订/ 完整/ 内容可编辑分析核电站全厂断电事故使用说明：本安全管理资料适用于日常工作环境中对安全相关工作进行具有统筹性，导向性的规划，并要求相关人员共同遵守对应的办事规程与行动准则，使整体行为或活动达到或超越规定的标准。

资料内容可按真实状况进行条款调整，套用时请仔细阅读。

4.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水，主泵轴封处可能会出现泄漏。

另一方面，根据相关研究分析，在事故进程的适当时刻对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。

在上文所述基本事故进展的基础上，就这两种因素对其的影响定性地分析了4种可能的工况：1.堆冷却剂开始汽化时主泵轴密封处泄漏；2.出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故；3.堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开；4.工况1基础上，堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开。

发生全厂断电事故时，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干，随后一回路因热量无法带出而升温升压。

当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。

堆冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出，引起堆芯冷却剂装量的减少。

由于泄漏流量不大，因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围维持一段时间。

随后堆芯压力开始持续下降。

冷却剂持续从主泵轴封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐渐裸露、升温，堆芯部件达到失效温度后会形成熔碴下落。

堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力，安注箱向堆芯注水，堆芯暂时得到冷却。

但由于压力下降较慢，注水流量不大，而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没。

随后压力壳内继续熔碴的形成和迁移的过程，逐渐熔穿压力容器下封头。

下封头熔穿时，压力容器内压力值较低。

假设事故后10 m i n出现主泵轴封泄漏。

之后由于此处的泄漏，冷却即自破口处流出，一回路压力持续下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就开始裸露。

由于堆芯冷却状况的恶化，在衰变热的作用下堆芯部件的温度升高，达到失效温度后形成熔碴下落。

主泵轴封处的泄漏也使压力容器内压力迅速降低，使安注箱能在事故进程中投入使用，和第一种工况一样，有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没，由于事故进程加快，最后下封头较其他工况最早熔穿。

全厂断电事故中，由于稳压器卸压阀不断的开启和关闭，一回路系统的冷却剂不断从卸压阀喷出，堆芯水位下降，堆芯逐渐开始裸露，裸露部分的堆芯仅依靠水蒸气冷却。

但水蒸气不足以带出裸露部分堆芯的衰变热，这部分部件的温度持续升高，使流出堆芯的蒸汽温度升高。

当流出堆芯的水蒸气温度达到650 ℃时，持续将稳压器卸压阀打开。

之后，堆芯压力快速下降到安注箱注水压力，安注箱向堆芯注水。

由于堆芯压力下降较快，安注箱注水速度很快，堆芯水位上升，形成了对堆芯的重新淹没。

在这种情况下，能最大限度的延缓堆芯下封头的失效。

发生全厂断电后，主泵惰转，反应堆停堆，随后汽轮机脱扣，主给水关闭。

由于反应堆停堆，稳压器压力在短时间内快速下降。

然后由于主给水关闭，辅助给水完全失效，随着二次侧热阱的丧失，一回路压力也迅速上升到稳压器安全阀的开启整定值。

整个事故进程中，由于高低压安注无法启动，导致通过稳压器安全阀排出的冷却剂无法得到补充，压力容器水位迅速下降。

一段时间后，堆芯开始裸露，然后逐渐升温并开始熔化。

压力容器下封头因受熔融物的加热发生蠕变失效。

安全壳内的压力和温度大幅上升。

安注箱在压力容器失效后投人，对堆芯的冷却未起到作用。

安注箱的水通过破损的压力容器下封头落入堆腔内，与高温熔融物接触后，产生大量的水蒸气；同时，高温熔融物与混凝土的相互作用后也会有氢气和一氧化碳等大量不凝结性气体产生。

以上因素使安全壳内的压力不断上升(如下图所示)，最终安全壳发生超压失效。

在安全壳失效之前，安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化，安全壳中氢气浓度始终处于远离爆燃或爆炸的区域，氢气风险较小。

表1 SBO始发的严重事故的主要事故进程Table 1 M ain process of SBO introduced severe accident表2 事故主要结果Table 2 M ain results of accident在严重事故进程中，操纵员将采取各种措施缓解事故，来维持放射性屏障的有效性。

即使压力容器破损，但随着时间的推移，恢复AC电源，启动安全壳喷淋系统有可能继续保持安全壳的完整性。

，恢复AC电源后，安全壳内的压力和温度会迅速地降低，且安全壳内蒸汽浓度减少的同时，相应也增加了氢气的浓度，这样就增加了氢气的风险。

因此，在安全壳中需要采取相应的氢气控制措施并谨慎地实施安全壳喷淋，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的风险。

本文通过分析全厂断电事故下安全壳的响应，以及AC电源恢复后对安全壳响应的影响，得出以下结论：1)发生SBO事故后在无缓解措施投入的情况下，安全壳内环境条件的恶化将影响到安全壳的完整性，事故后期会发生安全壳的超压失效。

在安全壳失效之前，由于安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化，使得氢气风险较小。

2)在压力容器失效前恢复AC电源，由于辅助给水的投入使一回路的温度及压力下降，触发安注系统投入，注入的冷却剂有效的淹没和冷却堆芯，使压力容器有可能继续保持完整性，从而防止堆芯熔融物与混凝的反应，减少了对安全壳完整性的威胁。

3)压力容器失效后，AC电源的恢复将启动安全壳喷淋等专设安全设施，使安全壳内蒸汽的含量大幅减少，从而相应增加了氢气的浓度。

因此，安全壳中需采取相应的氢气缓解措施，并谨慎地实施安全壳喷淋，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的风险。

4.2 全厂断电事故中出现主泵轴封泄漏同时实施减压措施实施减压措施前，事故进程与第一种工况相同。

堆芯出口蒸汽温度达到650 ℃时，将稳压器卸压阀持续打开。

堆芯压力快速下降。

当压力至安注箱压力之下时，安注箱投入，安注水注入并重新淹没堆芯。

但由于大量的安注水从主泵轴封破口处流出，很快堆芯又重新裸露。

堆芯继续升温，堆芯部件形成熔碴并向下迁移，随后压力壳下封头熔穿。

从以上讨论可以得出以下结论：（1）泵轴封破口事故可能伴随全厂断电事故发生，对全厂断电事故后果的影响随轴封破口出现的时间有所不同。

事故后较早发生的主泵轴封破口使堆芯熔化的时间提前，但出现较晚的破口，推迟了压力容器下封头熔穿的时间。

（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。