CPR1000全廠斷電疊加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析

陳藝芬，黃志翱，鄭劍香，繆惠芳

(廈門大學(xué)能源學(xué)院，福建 廈門 361102)

2011年日本福島核事故給全世界的核電人敲響了一記警鐘[1].該嚴重事故發(fā)生后，核安全被重新評估和定義，我國國家核安全管理局也要求目前正在運行和在建的核電站必須提高嚴重事故緩解能力[2].與此同時,嚴重事故管理導(dǎo)則(SAMGs)的有效性及適用性驗證成為我國核電發(fā)展的一大研究熱點，另外，也有必要對不同工況下SAMGs的嚴重事故緩解策略進行深入的分析[3].

SAMGs不同于一般的事故應(yīng)急處理規(guī)程，它是在嚴重事故下用于主控室和技術(shù)支持中心的可執(zhí)行文件，提供了堆芯可能損壞情況下對于嚴重事故的響應(yīng)，執(zhí)行條件為：當(dāng)堆芯出口溫度大于650 ℃且執(zhí)行相應(yīng)的事故應(yīng)急處理規(guī)程時，堆芯無法成功冷卻.近年來，世界各國的研究人員對現(xiàn)有的SAMGs進行了大量的驗證工作.為了充分保證堆芯的冷卻，對一回路進行卸壓和注水是最常用和最重要的策略[4-5].

2011年Chatterjee等[6]驗證了VVER-1000核電站在高壓和低壓嚴重事故序列下的一回路和二回路注水策略，得出向蒸汽發(fā)生器注水并不足以阻止堆芯惡化的結(jié)論.2012年Song等[7]發(fā)現(xiàn)韓國SAMGs在冷卻熔融堆芯方面的不足，并提出了3種SAMGs的改進方案.2015年P(guān)ark等[8]則對反應(yīng)堆主系統(tǒng)和蒸汽發(fā)生器采用消防車應(yīng)急注水的嚴重事故管理策略進行了評估，認為該策略對長期全廠斷電可行，但對短期全廠斷電可能無效.2016年P(guān)ark等[9]分析了核電站長期全廠斷電下的嚴重事故管理策略，詳細研究了卸壓與注水的影響.然而，這些研究往往只關(guān)注被美國核管理委員會列為先進反應(yīng)堆后果分析基本序列的事故，如全廠斷電、管道破口、喪失主給水等[10].而全廠斷電疊加小破口失水等超設(shè)計基準事故的現(xiàn)象往往比較復(fù)雜，影響因素眾多，在實施一回路卸壓和注水策略時會產(chǎn)生很大的不確定性[11-12].

在開展嚴重事故的緩解工作時，需要按照SAMGs的具體要求采取相應(yīng)的緩解措施.就一回路而言，如果壓強大于1.9 MPa，則首先應(yīng)該對一回路進行卸壓;如果卸壓之后堆芯出口溫度仍然大于預(yù)設(shè)值，則需要繼續(xù)對一回路進行注水以維持堆芯冷卻.核電站在嚴重事故下的堆芯注水策略主要有內(nèi)部注水和外部注水兩種方式[12].內(nèi)部注水是指利用核電站內(nèi)已有的水源及水泵向反應(yīng)堆內(nèi)注水，如應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)中的安注箱、高低壓安注泵、上充泵等;外部注水則指利用廠外備用的水泵向反應(yīng)堆內(nèi)注水，如消防水車、移動式的柴油泵等，通常采取將外部注水接口與堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)管道相連并接入外部水源的方式.在某些特殊的事故序列下(如福島核事故)，核電站內(nèi)的高低壓安注泵和上充泵都失去電源無法工作，因此只能借助非能動的安注箱進行內(nèi)部注水;但由于安注箱的儲水量有限，無法實現(xiàn)長期的堆芯冷卻，所以外部注水對于嚴重事故的緩解就顯得尤為重要;而且相對于其他復(fù)雜的緩解措施，外部注水的原理簡單，成本低，可行性高，且效果好，因此受到了廣泛的重視.

圖1 CPR1000反應(yīng)堆一回路節(jié)點圖Fig.1 Nodalization of CPR1000 reactor primary system

然而，由于事故下核電站的廠外條件十分復(fù)雜，所以外部注水方式的準備及建立工作往往需要一定的時間，而這一時間很大程度上依賴于廠外條件、日常訓(xùn)練以及操作員的熟練程度，具有很大的不確定性.針對這種情況，目前的SAMGs并沒有給出具體的指導(dǎo)意見，而是僅僅依靠操作員的經(jīng)驗和臨場判斷，因而存在非常大的人因風(fēng)險，不利于實際事故緩解工作的開展.因此，對外部注水策略，如卸壓速率、注水時間、注水流量等因素在各種工況下的應(yīng)用方式進行詳細分析具有十分重要的意義.

本研究選取全廠斷電疊加小破口失水事故為基礎(chǔ)事故序列，運用模塊化嚴重事故分析程序?qū)PR1000核電站中的外部注水策略進行了敏感性分析：首先，對基礎(chǔ)事故序列的相關(guān)現(xiàn)象及事故進程進行描述，在此基礎(chǔ)上對外部注水前的一回路卸壓策略進行敏感性分析并得出不同情況下的最佳卸壓策略；其次，在采用最佳卸壓策略的基礎(chǔ)上，詳細分析采取外部注水策略時不同外部注水時間、不同流量對于事故緩解的影響；最后，提出一種優(yōu)化的、便于操作員運用的外部注水策略以提高嚴重事故緩解的效率.

1 模型和假設(shè)

1.1 模型介紹

CPR1000核電站是我國在引進、消化和吸收國外先進核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，結(jié)合自身20多年來的運行經(jīng)驗和自主創(chuàng)新開發(fā)出的一款主流商用壓水堆[13].本研究所使用的模塊化嚴重事故分析程序是目前用于輕水堆核電站嚴重事故分析的主流軟件之一，可對嚴重事故發(fā)展的全過程進行模擬計算及量化分析，其中包括事故后一回路的響應(yīng)、安全殼的狀態(tài)以及裂變產(chǎn)物釋放情況等[14]，借助該程序?qū)PR1000核電站進行建模，主要節(jié)點劃分如圖1所示.CPR1000核電站的穩(wěn)壓器上設(shè)有3個并聯(lián)的安全卸壓閥，它們在一回路的壓強超過其設(shè)定值(分別為16.6，17.0和17.2 MPa)后會自動開啟，以達到卸壓的目的[15].CPR1000核電站共設(shè)有3個安注箱，在一回路壓強低于4.235 MPa時安注箱會自動啟動，將冷卻劑注入每個環(huán)路的冷管段中，安注箱的總儲水量為99.6 t.而外部注水則通過連接消防水車與完整環(huán)路冷管段的方式建立，假設(shè)外部注水水源充足，消防水車可在一回路壓強低于1.8 MPa時提供100 kg/s以內(nèi)可控流量的冷卻劑[11].

1.2 基本假設(shè)

本研究以全廠斷電疊加小破口失水事故為基礎(chǔ)事故序列，對卸壓策略、外部注水時間和外部注水流量進行敏感性分析，在分析過程中不對二回路進行任何的人為干預(yù)，并假設(shè)外部注水的水源充足.在模擬過程中，壓力容器失效后即停止計算.其中基礎(chǔ)事故序列的假設(shè)如下：1) 0 s時發(fā)生全廠斷電事故；2) 0 s時一回路破損環(huán)路的冷管段發(fā)生面積為20 cm2的小破口[11]；3) 無外部注水；4) 無人為干預(yù).在完成基礎(chǔ)事故序列分析后，執(zhí)行外部注水策略并進行分析.

2 結(jié)果與討論

2.1 基礎(chǔ)事故序列分析

通過模塊化嚴重事故分析程序計算得到的主要事故進程如表1所示.

事故發(fā)生后，反應(yīng)堆緊急停堆，堆芯功率下降，同時由于冷管段存在破口，所以一回路壓強在前200 s 內(nèi)急劇下降(圖2(a))，一回路內(nèi)的冷卻劑出現(xiàn)閃蒸現(xiàn)象，產(chǎn)生的蒸汽聚集在壓力容器上方，從而在一段時間內(nèi)阻止一回路壓強繼續(xù)下降;但隨著冷卻劑的不斷流失，壓力容器內(nèi)的水位逐漸降低.當(dāng)冷卻劑水位降至冷管段破口高度以下時(1 811 s)，壓力容器內(nèi)聚集的水蒸汽迅速從破口流出，導(dǎo)致一回路壓強陡然下降(圖2(a));一段時間后，通過破口流出的蒸汽與堆芯產(chǎn)生的蒸汽達到平衡，一回路壓強不再下降并維持在8.2 MPa左右.隨著冷卻劑的不斷蒸發(fā)，堆芯在3 670 s時開始裸露(圖2(b))，此時由于堆芯裸露冷卻不足，所以堆芯最高溫度由于衰變熱不斷上升(圖2(c))，裸露的堆芯直接加熱壓力容器上方的蒸汽加劇了冷卻劑的蒸發(fā)流失，所以一回路壓強開始下降(4 000 s左右)，堆芯最高溫度持續(xù)上升.當(dāng)燃燒包殼溫度上升至1 204 K 時(5 264 s)，包殼開始失效，當(dāng)堆芯最高溫度上升至2 500 K時(5 380 s)，堆芯開始熔毀(圖2(c)).

表1 基礎(chǔ)事故序列的主要事故進程

注：N/A表示該事件在計算時間內(nèi)未發(fā)生，下同.

如圖2(a)所示，5 612 s時一回路壓強下降至安注箱壓強以下(低于4.235 MPa)時，安注箱啟動，壓力容器內(nèi)的水位出現(xiàn)回升(圖2(b))，安注箱水量開始減少(圖2(d)).可以看到，安注箱的啟動雖然可以保證堆芯下部的冷卻，但是無法淹沒全部的堆芯活性區(qū)(圖2(b)).在11 000 s左右，由于堆芯上部的熔融物掉落至下部與冷卻劑發(fā)生反應(yīng)，所以壓力容器內(nèi)部分冷卻劑的蒸發(fā)使得一回路壓強出現(xiàn)一個小峰值(圖2(a))，該峰值隨著水蒸氣的流失而逐漸消失.由于這段時間內(nèi)一回路壓強大于安注箱壓強，所以安注停止，安注箱水量不變(圖2(d))，相應(yīng)地，壓力容器的腫脹水位也會有一個坡度的下降(圖2(b)).如圖2(a)和(d)所示，15 228 s時壓力容器內(nèi)下支撐板失效(表1)，熔融物掉落至下封頭，與下封頭內(nèi)冷卻劑反應(yīng)生成大量水蒸氣，使得一回路壓強上升，安注箱也由于一回路壓強太高而停止運作，此時安注箱內(nèi)還留有大量的冷卻劑.由于安注箱無法繼續(xù)運作，所以堆芯全部裸露并失去冷卻能力，最終壓力容器在21 498 s時失效(表1).

上述基礎(chǔ)事故序列的分析表明，如果不采用SAMGs中相關(guān)的事故緩解策略，僅靠一回路內(nèi)部注水無法使堆芯得到足夠的冷卻，壓力容器會在壓強大于1.9 MPa的情況下失效，可能會造成高壓熔融物噴射和安全殼直接加熱等現(xiàn)象，最終導(dǎo)致安全殼失效，放射性物質(zhì)外泄.

圖2 基礎(chǔ)事故序列下一回路和安注箱的壓強(a)、壓力容器腫脹水位(b)、堆芯最高溫度(c)和安注箱水量(d)Fig.2 Primary system pressure and accumulator pressure (a),swelling water level in pressure vessel (b), the highest core temperature (c) and water mass of accumulator (d) for basic accident sequence

2.2 一回路外部注水策略分析

2.2.1 外部注水前的卸壓策略

由基礎(chǔ)事故序列的分析可知，由于一回路壓強過高，如果不人為采取卸壓策略，那么便無法執(zhí)行外部注水操作，所以為了成功建立外部注水，需要人為開啟穩(wěn)壓器上的安全卸壓閥對一回路進行卸壓.卸壓速率太大會導(dǎo)致過多的水蒸氣通過卸壓閥流失，安注箱內(nèi)冷卻劑的利用率下降，堆芯狀態(tài)惡化；卸壓速率太小同樣會導(dǎo)致堆芯的冷卻能力不足，堆芯大部分熔毀.因此，如何在外部注水建立前盡可能地阻止事故惡化與卸壓速率的選取直接相關(guān)，合適的卸壓策略對于外部注水策略的實施非常重要.

假設(shè)操作員按照SAMGs的指示，在堆芯出口溫度達到650 ℃時(5 057 s)手動打開安全卸壓閥對一回路進行卸壓，其主要事故進程如表2所示.

圖3為基礎(chǔ)事故與開啟不同個數(shù)安全卸壓閥事故情況的對比.可以看出：開啟的安全卸壓閥個數(shù)越多，一回路降壓速率越大(圖3(a));安注流量也越大，安注箱水量的下降速度越快(圖3(b)).另外，只要打開安全卸壓閥，安注箱內(nèi)的冷卻劑均能成功注入一回路，與基礎(chǔ)事故相比可以帶走更多的衰變熱.

表2 不同安全閥開啟個數(shù)下的主要事故進程

注：*表示安全閥開啟個數(shù).

圖3 不同工況下的一回路壓強(a)、安注箱水量(b)、壓力容器腫脹水位(c)、堆芯最高溫度(d)、堆芯剩余質(zhì)量(e)和安全殼內(nèi)CsI的質(zhì)量分數(shù)(f)Fig.3 Primary system pressure (a),water mass of accumulator (b),swelling water level of pressure vessel (c),the highest core temperature (d),residual mass of core material (e) and mass fraction of CsI in containment (f) for different cases

從圖3(c)和(d)中可以看出，在開啟安全卸壓閥的情況下，當(dāng)安注箱啟動且流量不為0時，壓力容器腫脹水位與基礎(chǔ)事故相比都有所提高，但只有在開啟3個安全卸壓閥的情況下冷卻劑能夠重新淹沒堆芯，具有最大的瞬時冷卻效果，且能夠較長時間保持堆芯的完整性.開啟2個安全卸壓閥則能最長時間保持堆芯的完整性，堆芯發(fā)生熔毀的時間最遲(表2).而開啟1個安全卸壓閥則能使冷卻劑盡可能久地淹沒堆芯底部，最大程度地保留堆芯的原有結(jié)構(gòu)(圖3(e)),但是由于此時的安注流量太小，冷卻速度不足，所以會有一部分堆芯先發(fā)生熔毀(圖3(d)).另外，可以看到在下支撐板失效時(圖3(a))，一回路壓強會出現(xiàn)一個峰值，這是由于下支撐板失效后，高溫熔融物掉落至下封頭，與下封頭內(nèi)冷卻劑反應(yīng)生成大量水蒸氣，水蒸氣會從破口及開啟的閥門處泄漏，在開啟1個安全卸壓閥時，水蒸氣泄漏得少，所以其一回路壓強峰值會比開啟2個和3個安全卸壓閥的高.而安全卸壓閥的開啟會使得安注箱的啟動時間提前(表2)，堆芯迅速冷卻，堆芯最高溫度降低;但隨著安注箱內(nèi)水逐漸耗盡，堆芯溫度又會重新上升(圖3(d))，最終堆芯熔毀，壓力容器失效(表2).

圖3(f)為安全殼內(nèi)CsI質(zhì)量分數(shù)的變化.堆芯開始熔融后，開始產(chǎn)生裂變產(chǎn)物，隨后揮發(fā)性裂變產(chǎn)物CsI會通過破口和失效的卸壓箱釋放到安全殼中.可以看到，開啟2個或3個安全卸壓閥時，CsI的產(chǎn)生時間會延遲，這主要受堆芯熔毀時間的影響(表2).開啟2個安全卸壓閥時，由于堆芯熔毀的時間最晚，所以裂變產(chǎn)物CsI的產(chǎn)生時間最遲，但產(chǎn)生的CsI總量僅次于開啟1個安全卸壓閥時產(chǎn)生的CsI總量(計算停止前);而開啟3個安全卸壓閥的情況下，CsI的產(chǎn)量最少(計算停止前).

由上述分析可得，由于安注箱的儲水量有限，所以當(dāng)不采取外部注水策略時，人為執(zhí)行卸壓策略能在一段時間內(nèi)延遲堆芯熔融的進程，這對于外部注水策略的實施具有非常大的參考意義.另外，開啟3個安全卸壓閥可以使一回路以最大的速率降壓，并且安注箱以最大的流量對一回路進行注水，這會在短時間內(nèi)提供最大的冷卻效果，但同時也會在最短時間內(nèi)耗盡安注箱中的冷卻劑.開啟1個安全卸壓閥雖然可以保持冷卻劑盡可能久地淹沒堆芯底部，在最長時間內(nèi)保持壓力容器的完整性，但是會有一部分堆芯先發(fā)生熔毀，并生成揮發(fā)性裂變產(chǎn)物.而開啟2個安全卸壓閥則可以提供一個相對合適的卸壓和注水速率，能夠最長時間保持堆芯的完整性，延遲堆芯熔毀的時間.

圖4 策略1中不同流量下的壓力容器腫脹水位(a)、堆芯最高溫度(b)、堆芯產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量(c)和安全殼水位(d)Fig.4 Swelling water level of pressure vessel (a),the highest core temperature (b),integrated mass of H2 generated in core (c) and water level in containment (d) for case 1 with different flow rates

因此，若外部注水能在10 ks左右建立，則建議開啟3個或2個安全卸壓閥，此時堆芯活性區(qū)內(nèi)尚余留部分冷卻劑(圖3(c))，部分堆芯仍被水淹沒，全部堆芯均未發(fā)生熔毀(圖3(d))，若能成功注水便能避免堆芯繼續(xù)升溫；若首要考慮堆芯的完整性，且外部注水能在16 ks左右建立，則建議先開啟2個安全卸壓閥；若外部注水無法在27 ks內(nèi)建立，則建議開啟1個安全卸壓閥，才能保證在此期間最小程度的堆芯熔毀(圖3(d)).

2.2.2 外部注水策略分析

利用2.2.1節(jié)的結(jié)論，采取合適的卸壓方式將一回路壓強卸壓至消防水車的注入壓強(1.8 MPa)，之后對完整環(huán)路的一回路冷管段采取外部注水措施.一般在制定嚴重事故緩解措施時，會建議在成功建立外部注水之后將一回路水位控制在破口高度以下，避免過多的冷卻劑流至安全殼;但由于發(fā)生嚴重事故時電廠的實際情況較為復(fù)雜，一回路儀器儀表發(fā)生故障的概率大，水位示數(shù)存在出錯的可能(如福島核事故[16])，所以建議在實際的事故緩解過程中，若不確定反應(yīng)堆已冷停堆，則不停止外部注水.本研究在不考慮破口高度的前提下，分別假設(shè)在3個不同的時間點成功建立外部注水，分析不同外部注水流量在這3種情況下對于事故進程的緩解作用.

1) 策略1：假設(shè)外部注水能于事故發(fā)生后2.5 h(9 ks)建立，則在堆芯出口溫度達到650 ℃時手動開啟3個安全卸壓閥.在該條件下對比分析注水流量為5，10，20，40和60 kg/s時對于事故緩解的影響.

如圖4所示，當(dāng)外部注水流量大于10 kg/s時，冷卻劑可以在短時間內(nèi)注滿堆芯，堆芯得到快速冷卻，使得堆芯最高溫度均低于熔融溫度，可有效防止堆芯熔毀.只要外部注水流量大于5 kg/s，就能有效阻止堆芯熔毀，抑制氫氣的產(chǎn)生；而在注水流量為5 kg/s時，由于堆芯活性區(qū)無法被全部淹沒和充分冷卻，所以堆芯上部還是發(fā)生了熔融現(xiàn)象，并且生成了大量的氫氣.另外，由于冷卻水會從一回路破口流至安全殼，所以外部注水在冷卻堆芯的同時也會造成安全殼內(nèi)的水位上升，且注水流量越大，水位上升得越快.因此外部注水流量應(yīng)取20 kg/s為宜.

2) 策略2：假設(shè)外部注水能于事故發(fā)生后4.5 h(16.2 ks)建立，則在堆芯出口溫度達到650 ℃時手動開啟2個安全卸壓閥.在該條件下對比分析注水流量為10，20，40，60和80 kg/s時對于事故緩解的影響.

如圖5所示，當(dāng)外部注水流量不小于40 kg/s時，冷卻劑可以在短時間內(nèi)注滿堆芯，使堆芯得到快速冷卻，有效阻止堆芯熔融，減少氫氣的產(chǎn)生；而在注水流量為10和20 kg/s時，由于冷卻速率不足，所以在冷卻劑淹沒堆芯之前，堆芯上部還是發(fā)生了熔融現(xiàn)象，并生成了大量的氫氣，且注水流量越小，產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量越大.同樣地，注水流量越大，安全殼內(nèi)水位也上升得越快.因此外部注水流量應(yīng)取40 kg/s為宜.

圖5 策略2中不同流量下的壓力容器腫脹水位(a)、堆芯最高溫度(b)、堆芯產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量(c)和安全殼水位(d)Fig.5 Swelling water level of pressure vessel (a),the highest core temperature (b),integrated mass of H2generated in core (c) and water level in containment (d) for case 2 with different flow rates

3) 策略3：假設(shè)外部注水能于事故發(fā)生后7.5 h(27 ks)建立，則在堆芯出口溫度達到650 ℃時手動開啟1個安全卸壓閥.在該條件下對比分析注水流量為10，20，40，60和80 kg/s時對于事故緩解的影響.

如圖6所示，在外部注水建立時，由于堆芯內(nèi)燃料溫度較高，所以冷卻劑注入后會立即與高溫包殼反應(yīng)生成氫氣，堆芯產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量增加.當(dāng)外部注水流量不小于20 kg/s時，冷卻劑可以在短時間內(nèi)注滿堆芯，使堆芯快速冷卻，但由于此時大部分堆芯已熔毀掉落至堆芯下部，大量的冷卻水注入堆芯會使得堆芯下方的熔融金屬瞬間發(fā)生凝結(jié)，從而阻礙冷卻水的流動，使堆芯中部的部分燃料無法得到冷卻，溫度上升，最后發(fā)生熔毀.而當(dāng)外部注水流量為10 kg/s 時，堆芯冷卻速率較慢，堆芯最高溫度上升；在34 ks左右，由于壓力容器內(nèi)下支撐板失效，大量熔融物掉落至下封頭并與下封頭內(nèi)的冷卻劑發(fā)生反應(yīng)，產(chǎn)生的水蒸氣很快從破口或失效的卸壓箱流失，壓力容器腫脹水位下降，之后由于注水流量過小，堆芯冷卻不足，堆芯最高溫度上升.當(dāng)注水流量為20 kg/s時，堆芯冷卻的效果最好，堆芯最高溫度可被控制在熔融溫度以下.

圖6 策略3中不同流量下的壓力容器腫脹水位(a)、堆芯最高溫度(b)、堆芯產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量(c)和安全殼水位(d)Fig.6 Swelling water level of pressure vessel (a),the highest core temperature (b),integrated mass of H2 generated in core (c) and water level in containment (d) for case 3 with different flow rates

3 結(jié) 論

本研究選取全廠斷電疊加小破口失水事故為基礎(chǔ)事故序列，并運用模塊化嚴重事故分析程序?qū)PR1000核電站中的外部注水策略進行了詳細的敏感性分析.

結(jié)果表明：在該嚴重事故情況下，開啟3個安全卸壓閥可以提供最快的卸壓速率，在最短時間內(nèi)達到外部注水的設(shè)定壓力;若外部注水能在短時間內(nèi)(10 ks 左右)建立，則建議開啟3個安全卸壓閥，并采取20 kg/s左右的注水流量.開啟2個安全卸壓閥可以在保證堆芯完整性的前提下，提供最長的冷卻時間;若首要考慮堆芯的完整性且外部注水能在16 ks左右建立，則建議開啟2個安全卸壓閥，并采取40 kg/s 左右的注水流量.開啟1個安全卸壓閥時，雖然早期冷卻速率有限，部分堆芯有熔毀風(fēng)險，但是可以保證最長時間的堆芯冷卻及最小程度的堆芯損壞;若外部注水能在27 ks左右建立，則建議開啟1個安全卸壓閥，并采取20 kg/s左右的注水流量.

根據(jù)不同外部注水時間采取合適的卸壓速率及注水流量可有效緩解事故進程，成功冷卻堆芯，防止壓力容器失效及大量放射性物質(zhì)外泄.本研究結(jié)果可為完善CPR1000核電站SAMGs的外部注水策略及實際事故的緩解規(guī)程提供參考，彌補國內(nèi)在嚴重事故管理框架下一回路外部注水研究的缺失，同時可為核電廠類似事故序列的培訓(xùn)課程提供一定幫助.本文中對于外部注水策略的有效性評價是從能否保持壓力容器完整性的角度出發(fā)，避免大量放射性物質(zhì)外泄，若要緩解堆芯熔融情況還需要與其他緩解措施結(jié)合起來分析.