CN103366047B - 核电厂严重事故对策计算分析方法 - Google Patents

Abstract

本发明涉及核电厂设计技术，具体涉及一种核电厂严重事故对策计算分析方法。该方法通过对可能导致严重事故重要事件序列的严重事故发展过程及主要现象进行计算分析，系统全面地评估核电厂应对严重事故的能力，确定并论证工程中对严重事故实际可能采取的预防与缓解措施，从而避免由于严重事故而导致的核电厂安全壳失效。

Description

核电厂严重事故对策计算分析方法

技术领域

本发明涉及核电厂设计技术，具体涉及一种核电厂严重事故对策计算分析方法。

背景技术

尽管核电站发生严重事故的概率很低，但到目前为止，历史上已发生多起严重事故。美国三哩岛事故、前苏联切尔诺贝利事故以及包括最近发生的由于地震和海啸引起的福岛第一核电站严重事故，这对各国核电发展战略和政治决策产生了深远的影响，并由此受到全球核安全当局和国际原子能机构的广泛关注。各国都认识到不能完全排除严重事故发生的可能性，但其中最重要的一条就是要加强核电厂应对严重事故的能力。

目前在役的核电站（如大亚湾核电站、秦山核电站）一般只考虑设计基准事故的应对能力，并没有考虑严重事故工况下的预防和缓解措施。核电厂严重事故对策计算分析，就是针对严重事故过程中危及安全壳功能的主要现象建立计算分析模型，对严重事故的发展过程及主要现象进行计算分析，确定出工程实际中可能采取的预防与缓解措施，并对严重事故的预防与缓解措施进行验证计算及有效性评价，从而为核电厂的总体安全提供一个全面的诊断和系统分析。

发明内容

本发明的目的在于针对国内现有核电厂缺乏应对严重事故的能力及预防缓解措施，提供一种核电厂严重事故对策计算分析方法，从而解除严重事故对核电厂安全壳产生的严重威胁，保证核电厂及周围公共环境的安全。

本发明的技术方案如下：一种核电厂严重事故对策计算分析方法，包括如下步骤：

（1）选取确定可能导致严重事故的重要事件序列；

（2）选取确定严重事故计算分析程序，建立核电厂安全壳内严重事故计算分析模型；

（3）模拟分析严重事故进程，对所确定的可能导致严重事故的重要事件序列进行计算分析；

（4）通过对严重事故发展过程的定量计算和现象分析，确定工程实际可采取的预防与缓解措施；

（5）对采取了预防与缓解措施之后的严重事故工况重新进行分析计算，对所确定的严重事故缓解措施进行验证计算分析和有效性评价。

进一步，如上所述的核电厂严重事故对策计算分析方法，步骤（1）中确定了11个可能导致严重事故的重要事件序列，包括：

一回路管道小破口+低压安注再循环失效；

一回路管道小破口+高压低压直接安注失效；

一回路管道中破口+安全壳喷淋直接注入失效；

主蒸汽管道大破口叠加1根或2根蒸汽发生器传热管断裂；

蒸汽发生器1根传热管断裂+稳压器喷淋失效；

双相中间停堆工况全厂断电计算分析；

功率运行工况全厂断电计算分析；

功率运行工况丧失压空+辅助给水失效+未能及时进入H2规程；

功率运行工况丧失压空+辅助给水失效+安全壳喷淋再循环失效；

一回路微开口的维修冷停堆工况可隔离的维修破口；

一回路管道大破口+高压低压直接安注失效。

进一步，如上所述的核电厂严重事故对策计算分析方法，步骤（2）中所述的严重事故计算分析程序为一体化严重事故分析程序MELCOR程序，计算分析模型模拟900MW核电机组的反应堆堆芯、一回路系统、二回路系统、堆坑、安全壳空间及相关专设安全设施。

进一步，如上所述的核电厂严重事故对策计算分析方法，步骤（3）中计算分析所涉及到的主要严重事故现象包括：

事故下反应堆堆芯、反应堆堆坑、一回路、二回路及安全壳隔室的热工水力响应；

堆芯裸露下的过热，氧化反应及氢气的产生，包壳失效及间隙释放、堆芯材料的熔融和坍塌；

堆内构件的熔融和迁移，压力容器下封头的熔穿；

堆坑混凝土结构的轴向及径向熔蚀；

安全壳直接加热；

安全壳内氢气等可燃气体的燃烧和燃爆。

进一步，如上所述的核电厂严重事故对策计算分析方法，步骤（4）中通过对严重事故发展过程及重要现象的计算和分析，在核电厂发生严重事故的过程中，重点关注的过程现象应为：高压熔堆、氢气燃烧及安全壳缓慢超压；针对严重事故所采取的缓解措施包括：

实施稳压器安全阀延伸功能，防止高压熔堆导致安全壳直接加热；

设置安全壳消氢系统，防止氢燃及氢爆对安全壳的威胁；

设置安全壳过滤排放系统，防止安全壳晚期超压失效。

进一步，如上所述的核电厂严重事故对策计算分析方法，步骤（5）中所述的分析内容包括：

防止高压熔堆缓解措施的分析论证；

消氢缓解措施的分析论证；

安全壳过滤排放缓解措施的分析论证。

本发明的有益效果如下：本发明分析计算了二代百万千瓦核电厂严重事故的过程及现象，给出了严重事故的缓解措施并对这些缓解措施予以分析论证，从而解除严重事故对核电厂安全壳产生的严重威胁，保证核电厂及周围公共环境的安全。

附图说明

图1为本发明严重事故对策计算分析方法流程图；

图2A、图2B为实施例中反应堆堆芯及下腔室的模拟示意图；

图3为实施例中反应堆冷却系统一、二回路模拟示意图；

图4为实施例中安全壳空间划分及氢气复合器布置示意图；

图5为实施例中严重事故下可能危及安全壳功能的主要现象示意图；

图6A-图6C为实施例中严重事故缓解措施主要实施设备示意图；

图7为实施例中防止高压熔堆缓解措施的有效性验证示意图；

图8为实施例中消氢缓解措施的有效性验证示意图；

图9为实施例中安全壳过滤排放缓解措施的有效性验证示意图。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。

本实施例以岭澳二期核电工程为描述对象，介绍了岭澳二期核电工程严重事故对策计算分析的具体内容。

如图1所示，本发明所提供的核电厂严重事故对策计算分析方法包括如下内容：

（a）严重事故主导序列选取

为了进行严重事故对策计算分析，研究严重事故情况下的预防和缓解措施，需要选择主导事件序列为研究对象。主导事件序列选取过程如下：

（1）参考国内外经验，制定主导“事件序列”选取原则；

（2）按照选取原则，根据PSA分析结果按照堆熔概率选取主导“事件序列”；

（3）结合确定论、参考国内外经验和正确的工程判断相结合的方法，补充选取有代表性的“事件序列”。

通过上述严重事故主导事件序列选取过程，参考美国联邦法规“INDIVIDUALPLANTEXAMINATIONFORSEVEREACCIDENTVULNERABILITIES-10CFR50.54（f），（GenericLetterNo.88-20）”（对严重事故后果进行的独立电站检验）中的事故序列选取原则，以岭澳二期核电工程一级PSA报告中的导致堆芯损伤的前20个支配性事故序列并增加“一回路管道大破口+高压低压安注直接注入失效”事故序列（对堆芯损伤频率或使安全壳性能下降有重要贡献）为依据，在此基础上经过分析研究，最终选择了11个严重事故主导序列（见表1）进行描述分析，以便于对严重事故过程及现象进行分析计算，并研究分析严重事故的预防和缓解措施。

（b）建立核电厂安全壳内严重事故计算分析模型；

核电厂严重事故对策计算分析采用MELCOR程序作为基本的分析工具。

MELCOR程序为美国圣地亚国家实验室开发的一体化严重事故分析程序，用它可以模拟轻水堆核电站的各种严重事故进程，美国核管会（NRC）将MELCOR程序作为对核电站严重事故风险评估的工具。

在研究开发MELCOR计算程序的基础上，对岭澳二期核电厂的系统及设备模型化，从而建立起一个900MW核电机组的严重事故计算分析模型。计算分析模型主要模拟900MW核电机组的反应堆堆芯、一回路系统、二回路系统、堆坑、安全壳空间及相关专设安全设施。

图2A、图2B给出了反应堆堆芯及下腔室的模拟示意图。其中，堆芯、下腔室和下封头划分为5个环（如图2A所示）；每环在轴向划分为12段（如图2B所示），其中下腔室分为4段，堆芯活性区分为8段。同时还在热构件模块中定义了堆芯上板，围板和吊篮。图2B中，21.上支撑板，22.围板，23.吊兰，24.底部格架，25.下支撑板，26.下封头。

图3给出了反应堆冷却系统一、二回路模拟示意图。一回路模拟了蒸汽发生器、主泵、稳压器、波动管、卸压箱以及主冷却剂管道等；二回路模拟了蒸汽发生器二次侧、主给水管线、主蒸汽管线以及安全阀等。

图3中各标号所对应的部件名称如下：

图4给出了安全壳空间划分及氢气复合器布置示意图。安全壳结构模拟了安全壳房间及其相互的连接；专设安全设施主要模拟了高、低压安注系统，安全壳喷淋系统及安注箱。

（c）严重事故序列的分析计算

应用MELCOR程序所建立的核电厂安全壳内严重事故计算分析模型，对所确定的11个严重事故主导序列的事故进程及现象进行了全面的分析计算。

严重事故发生后，严重事故过程大体可分为两个阶段：压力容器内过程和压力容器外过程。压力容器内过程主要是堆芯损坏或熔化过程。压力容器外过程主要是威胁安全壳性能行为的过程。严重事故发展的主要进程为：在以主冷却剂管道发生破口为先导事件的事故序列中或以堆芯冷却不足为先导事件的事故序列中，由于堆芯冷却剂流失且得不到充足的冷却剂补充，则堆芯将全部裸露，堆芯余热无法导出，燃料温度不断升高，控制棒、燃料包壳和支撑结构首先出现熔化，随后燃料开始熔化并且向下坍塌，堆熔混合物随着下栅板及下支撑板的失效掉入下腔室，随之压力容器底部裸露烧干，随后将下封头熔穿，堆熔物掉入或喷射到堆坑（安全壳大气直接加热），与堆坑内的水作用产生的大量水蒸汽（蒸汽脉冲）、不凝结气体和放射性气溶胶进入安全壳内，随后堆熔物与混凝土底板发生作用，堆坑底板及径向发生熔蚀，并释放出大量不可凝气体。由于不可凝气体中可燃气体的存在，并在安全壳大空间不断积聚，浓度不断上升，可能发生燃爆（氢燃或氢爆），威胁安全壳的完整性。同时不凝结气体不断的积聚，最终可使安全壳超压失效。

安全壳是阻止放射性物质向环境释放的最后一道屏障，也是唯一的屏障。通过对严重事故主导序列的事故进程及现象进行分析计算，图5及表2给出了岭澳二期核电工程11个严重事故序列下可能危及安全壳功能的主要现象：

表2岭澳二期各类事故可能危及安全壳功能的现象

对于安全壳直接旁路来说，安全壳墙体的上百十个贯穿件如果有一个不能正确的隔离，安全壳的完整性功能就被破坏。如果管道失效导致放射性流体直接排到安全壳以外，安全壳遭到旁路，其完整性也同样认为受到了损坏。因此，为了保证恰当的隔离，贯穿安全壳的管线必须有符合安全级要求的冗余配置。蒸汽发生器传热管破裂是另一类安全壳旁路现象，在这一事故下压力容器内放射性物质是通过破损蒸汽发生器的大气排放阀或安全阀直接排放到大气，不会直接影响安全壳的完整性功能。

对于蒸汽脉冲，高温的堆芯熔融物与大量冷水接触，会相互作用产生大量水蒸汽，形成蒸汽脉冲。相关的分析表明，这一脉冲形成的冲击波，还不足以威胁到安全壳的完整性。

由于安全壳直接加热是在高压熔堆情况下出现的，所以关注安全壳大气直接加热现象即关心高压熔堆过程。在高压熔堆过程中，由于堆熔物在高压作用下喷射进入堆坑，其高温颗粒物在安全壳空间的弥散将引起安全壳直接加热，同时熔融微粒与气体的直接换热及金属快速氧化的过程将在短时间内生成大量氢气，从而发生局部空间甚至安全壳大空间的燃爆，这两种因素相结合引起的压力急剧上升，可能会造成安全壳早期局部或整体失效。

对于底板烧蚀与熔穿，当压力容器下封头失效后，堆芯熔融物将跌入堆坑，如果没有其它冷却途径，底板可能数天内熔穿。从底板熔穿后放射性物质通过熔穿洞向地下水的释放或透过土层向大气释放方式危害公众的风险看来，底板熔穿本身并不是关注的重点，重点应是在熔穿过程中引发的其它安全壳失效和泄漏风险，如产生的可燃气体的燃烧燃爆引起的安全壳失效、不可凝气体的不断积聚使安全壳缓慢超压失效等。

综上所述，在岭澳二期核电工程事故序列过程中，重点关注的过程现象应为：高压熔堆过程、氢气燃烧及安全壳缓慢超压。

（d）严重事故缓解措施。

严重事故发生的概率虽然很低，但是不能排除发生的可能。根据上述计算分析给出的严重事故演变过程和发生的主要现象，针对岭澳二期核电工程严重事故过程中可能危及安全壳功能的高压熔堆、氢气燃烧及安全壳缓慢超压，所采取的缓解措施有（见图6A-图6C为严重事故缓解措施主要实施设备示意图）：

防止高压堆熔导致安全壳直接加热；

消氢措施防止氢气燃爆；

安全壳过滤排气防止安全壳晚期超压失效。

（1）实施稳压器安全阀延伸功能，防止高压熔堆

如图6A所示，稳压器是控制反应堆冷却剂系统压力变化的设备，通过位于下封头中心处的接管嘴和波动管线与主管道热段相连。稳压器上封头设置有三组先导式安全阀，用于反应堆冷却剂系统的超压保护。图6A中，611.稳压器，612.活塞，613.阀杆，614.阀盘，615.喷咀，616.先导活塞，617.电磁线圈，618.凝汽罐，R1、R2为先导盘。

稳压器安全阀的运行原理为：

①当稳压器压力低于先导阀的整定压力时，先导阀的传动杆在上面位置，先导盘R1开启，使主阀活塞上部与稳压器接通，由于主阀活塞的表面积比阀瓣的大，因此安全阀关闭。

②当稳压器压力达到先导阀的整定压力时，先导传动杆进一步向下，先导盘R2开启，主阀活塞上部容纳的流体排出，作用在主阀阀瓣上的稳压器压力使安全阀开启。

③安全阀在低于其整定压力下，通过使电磁线圈617通电，可以强迫“开启”。这个电磁线圈提供一种使先导阀头直接卸压的方法，以便远距离手动强制开启阀门。

严重事故下，正是利用了③的运行方式，适时地人工手动开启稳压器安全阀泄压。安全阀开启后，反应堆冷却剂系统迅速泄压并下降到安注箱开启压力以下，从而引入安注箱注水，有效地利用这一部分水资源载出堆芯热量。即使没有能动补水，单纯的泄汽过程不但可防止高压熔堆，其本身还有延缓堆芯熔化的效果。因此，手动开启稳压器安全阀是防止高压熔堆的有效方法。

稳压器安全阀延伸功能具体实施为：在严重事故发生后，当探测到堆芯出口温度达到650℃后，产生报警信号，操作员手动持续开启3组稳压器先导式安全阀，通过持续泄压将反应堆冷却剂系统的高压状态转变为低压状态，从而避免了高压堆熔的发生。

（2）设置安全壳消氢系统，消除氢燃氢爆对安全壳的威胁

为了消除严重事故下氢燃氢爆对安全壳完整性的威胁，岭澳二期核电工程设置了安全壳消氢系统（EUH）。安全壳消氢系统由完全独立的非能动催化氢复合器组成（非能动催化氢复合器在安全壳内的布置及数量见图4），整个系统为非能动系统。非能动氢气复合器由金属箱体621和催化剂板622组成，如图6B所示。催化剂板由涂有多种特殊贵重金属的催化剂的不锈钢薄板组成，许多数目的催化剂板平行竖直地插在固定的框架上，放置在箱体的下部。氢气复合器的金属箱体可引导气流向上进入氢气复合器，经过放在下部催化剂板，气体混合物中的氢气和氧气在催化剂的作用下快速反应，并释放出热量，热的气体从箱体上部流出复合器，冷的含氢空气不断补充，如此往复，从而形成自然对流循环，不断复合消除氢气。

非能动氢气复合器的主要特点是：

非能动，不需任何支持系统；

复合反应可在低温下自启动，复合效率高；

可在高温、高压下正常工作；

催化剂板防水、耐热，可长时间有效。

非能动氢气复合器（XQ-FN型）的主要技术性能为：

消氢能力：XQ-FN/30型，2.4Kg/h；XQ-FN/50型，5.4Kg/h；

启动阈值：1～2%（氢气体积浓度）

停止阈值：＜0.5%（氢气体积浓度）

运行条件：流体最大压力0.7MPa

流体最大温度620℃

流体最大相对湿度100%

（3）设置安全壳过滤排放系统，防止安全壳晚期超压失效

为了防止安全壳缓慢超压失效，岭澳二期核电工程设计完善了安全壳过滤排放系统（EUF）。其设计目标是防止严重事故后由于熔融堆芯与混凝土相互作用而产生的不凝结气体的累计效果造成安全壳大气压力逐渐升高从而引起的安全壳破坏。其实施方式就是通过主动卸压使安全壳内的压力不超过其承载限制，从而确保安全壳的完整性。同时，通过安装在卸压管线上的过滤装置对排放气体的放射性物质进行过滤。

如图6C所示，安全壳过滤排放系统的主要设备有文丘利水洗器631及金属过滤器632。安全壳内的带放射性的大气，首先通过文丘利水洗器进行第一级过滤，过滤掉大部分的气溶胶和碘；然后通过文丘利水洗器下游的金属过滤器进行第二级过滤，从而达到系统的过滤要求。过滤后的大气最终通过电厂烟囱向环境排放，同时安全壳内的热量也随着大气的过滤排放得以释放。通过两级过滤，文丘利水洗器及金属过滤器能够提供约为99.9%的气溶胶滞留率。在所有运行条件包括超压运行条件下，系统对碘分子的滞留率可大于99.0%，进一步的试验证明，有机碘的滞留率也可达到80%。通过该系统的工作，以少量放射性剂量的释放为代价，来避免安全壳不可逆的整体失效。图6C中，631.文丘利水洗器，632.金属过滤器，633.过滤器入口，634.过滤器出口，635.液滴回流器。

安全壳过滤排放系统（EUF）为两个机组共用，主要设备布置在核辅助厂房过滤器专用的设备房间内。在严重事故下当安全壳压力超压时，由现场应急指挥中心根据严重事故管理导则确定系统开始运行的时机，并通过操作员手动开启安全壳隔离阀来启动系统。系统开启并进行一定时间的过滤排气达到卸压阈值后依据规程关闭。

（e）严重事故缓解措施的验证计算分析和有效性评价。

对采取了预防与缓解措施之后的严重事故工况重新进行分析计算，对所确定的严重事故缓解措施进行验证计算分析和有效性评价。

（1）防止高压熔堆缓解措施的分析论证

岭澳核电站二期工程在稳压器上设置了3组先导式安全阀（SEBIM阀类型），用于事故工况下一回路的超压保护。为了防止高压堆熔的发生，在严重事故进程中堆芯不可避免地要熔化时，适时地实施稳压器延伸功能缓解措施，操纵员及时手动开启稳压器安全阀，将高压过程转变为低压过程，从而避免了高压堆熔的发生。

对严重事故对策的验证计算分析表明：事故过程中，稳压器SEBIM开启后反应堆主系统将迅速转入低压，下封头失效时主系统压力将小于1.5MPa，而相应的未实施稳压器开阀的高压瞬变序列下下封头失效时主系统压力可高达10MPa。以SBLOCA（反应堆主回路25mm小破口）为例，图7给出了反应堆主系统在事故进程中的压力变化曲线。由图中可以看出：未采取稳压器延伸功能缓解措施时，压力容器失效时的主系统压力为9.28MPa，处于高压熔堆状态；而采取了稳压器延伸功能缓解措施后，压力容器失效时的主系统压力已经下降为0.36MPa。

（2）消氢缓解措施的分析论证

岭澳核电厂二期工程在安全壳内共布置了33个XQ-FN型非能动氢气复合器，其功能就是在严重事故期间和严重事故后利用非能动氢气复合器的自启动催化消氢原理来不断复合消除氢气，使安全壳内的氢气浓度降低到不会发生大体积氢燃爆的水平，从而消除氢燃和氢爆对安全壳完整性的威胁。

以严重事故序列LBLOCA的计算结果为例，图8给出了安全壳总体氢气浓度分布、安全壳内氢气燃烧状态以及安全壳压力在采取消氢缓解措施前后的比较曲线。由图中可以看出：在没有消氢系统的情况下，安全壳内的氢气浓度一直在持续上升，随着事故进程的发展，安全壳内的氢气浓度已经进入燃爆区，有可能发生氢燃或氢爆。而一旦发生氢燃或氢爆，其所引起的压力脉冲已经超过了安全壳的设计压力，这对安全壳的完整性造成了严重威胁。而在设置了消氢系统后，由于非能动氢气复合器的复合作用，在整个事故过程中，安全壳内总体氢气体积浓度被控制在设计限值（10%）以下，满足安全壳消氢系统设计准则，安全壳内不会发生氢气的快速燃烧，从而避免发生由于安全壳大空间整体氢燃而导致的安全壳失效。

（3）安全壳过滤排放缓解措施的分析论证

为了减少严重事故后期安全壳压力升高的风险，岭澳核电厂二期工程设置了安全壳过滤排放系统，在适当条件下系统开启运行，用来排放安全壳内部分气体，消除安全壳压力升高的风险。图9给出了大破口严重事故下有无安全壳过滤排放系统时的安全壳压力变化曲线，图中所给工况为假定工况，其事故后条件保守地假定为在24小时后安全壳压力达到了安全壳过滤排放压力设定值（约0.60MPa），然后开启过滤排放系统。从图可看出，在开启了安全壳过滤排放系统后，压力下降，有效地缓解了安全壳压力的增长，达到了预期的目的。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (3)

1.一种核电厂严重事故对策计算分析方法，包括如下步骤：

(1)选取确定可能导致严重事故的重要事件序列，包括：

一回路管道小破口+低压安注再循环失效；

一回路管道小破口+高压低压直接安注失效；

一回路管道中破口+安全壳喷淋直接注入失效；

主蒸汽管道大破口叠加1根或2根蒸汽发生器传热管断裂；

蒸汽发生器1根传热管断裂+稳压器喷淋失效；

双相中间停堆工况全厂断电计算分析；

功率运行工况全厂断电计算分析；

功率运行工况丧失压空+辅助给水失效+未能及时进入H2规程；

功率运行工况丧失压空+辅助给水失效+安全壳喷淋再循环失效；

一回路微开口的维修冷停堆工况可隔离的维修破口；

一回路管道大破口+高压低压直接安注失效；

(2)选取一体化严重事故分析程序MELCOR程序，建立核电厂安全壳内严重事故计算分析模型，计算分析模型模拟900MW核电机组的反应堆堆芯、一回路系统、二回路系统、堆坑、安全壳空间及相关专设安全设施；

(3)模拟分析严重事故进程，对所确定的可能导致严重事故的重要事件序列进行计算分析；计算分析所涉及到的严重事故现象包括：

事故下反应堆堆芯、反应堆堆坑、一回路、二回路及安全壳隔室的热工水力响应；

堆芯裸露下的过热，氧化反应及氢气的产生，包壳失效及间隙释放、堆芯材料的熔融和坍塌；

堆内构件的熔融和迁移，压力容器下封头的熔穿；

堆坑混凝土结构的轴向及径向熔蚀；

安全壳直接加热；

安全壳内氢气等可燃气体的燃烧和燃爆；

(4)通过对严重事故发展过程的定量计算和现象分析，确定工程实际可采取的预防与缓解措施；

(5)对采取了预防与缓解措施之后的严重事故工况重新进行分析计算，对所确定的严重事故缓解措施进行验证计算分析和有效性评价。

2.如权利要求1所述的核电厂严重事故对策计算分析方法，其特征在于：步骤(4)中通过对严重事故发展过程及重要现象的计算和分析，在核电厂发生严重事故的过程中，重点关注的过程现象应为：高压熔堆、氢气燃烧及安全壳缓慢超压；针对严重事故所采取的缓解措施包括：

实施稳压器安全阀延伸功能，防止高压熔堆导致安全壳直接加热；

设置安全壳消氢系统，防止氢燃及氢爆对安全壳的威胁；

设置安全壳过滤排放系统，防止安全壳晚期超压失效。

3.如权利要求2所述的核电厂严重事故对策计算分析方法，其特征在于：步骤(5)中所述的分析内容包括：

防止高压熔堆缓解措施的分析论证；

消氢缓解措施的分析论证；

安全壳过滤排放缓解措施的分析论证。