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 。

7、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 。

8、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 。

9、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 Owners 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（SAM 。

10、G） 。
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 。

11、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 。

12、 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 。

来源：(未知)

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标题：分析核电站全厂断电事故( 二 )