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压水堆核电厂严重事故下发生堆芯大面积熔化坍塌、压力容器下封头破损以及后续安全壳内复杂事故现象的原因在于没有及时采取合理的堆芯冷却措施有效冷却过热或者已经熔化的堆芯，将堆芯保持在长期安全稳定的可冷却状态。严重事故下及时实施堆芯冷却缓解措施有助于减轻核电厂严重事故后果以及降低整体风险。福岛核事故发生后，国家核能监管当局特别重视已运行和在建核电厂在严重事故情况下的堆芯应急冷却能力，因此开展先进压水堆严重事故工况下的堆芯冷却缓解策略的有效性分析和具体策略实施的研究工作，对提升我国核电厂严重事故管理能力具有重要作用。 根据严重事故管理导则（SAMG），在执行 SAMG堆芯冷却缓解策略过程中，优先使用非能动系统进行事故缓解，但如果发生多重专设安全设施失效，则可考虑能动系统的缓解能力。本文选取冷段双端剪切断裂事故（LLOCA）和丧失主给水始发事故（LOFW）两条典型事故序列，使用一体化事故分析程序建立先进压水堆核电厂模型。对典型严重事故工况下通过 IRWST重力注水、RNS注水、堆腔注水执行堆芯冷却策略的有效性进行研究，分析堆芯冷却缓解效果。并在分析过程中，考虑了堆芯冷却策略评估和执行过程中技术支持中心（TSC）人员和操纵员的具体响应。同时，对堆芯冷却策略实施过程中的氢气负面效应进行分析，包括堆芯注水对压力容器产氢质量的影响，以及高压熔堆事故中堆芯注水策略执行后局部隔间的氢气风险。主要得出以下结论： （1）严重事故工况下，通过IRWST和RNS实施堆芯注水措施可以及时终止堆芯熔化进程，维持堆芯长期有效冷却，将堆芯温度控制在可接受范围。 （2）在典型高压熔堆事故 LOFW中，通过堆腔注水措施，可以及时有效带走下封头熔融堆芯碎片的衰变热，保持压力容器完整性。 （3）然而，IRWST重力注水和RNS注水可能增加堆芯锆水反应的氢气产量，引起安全壳氢气风险。对于LOFW高压熔堆事故，开启第1-3级ADS卸压后实施IRWST注水或RNS注水，在氢气点火器不可用时可能引起IRWST隔间氢气燃烧风险，而第4级ADS开启后向环路隔间释放，不会引起局部隔间的氢气风险。 本文针对典型严重事故工况，考虑 SAMG执行过程中TSC和操纵员的实际响应过程，开展了堆芯冷却策略的有效性评估以及具体策略实施的工作，可为我国先进压水堆核电厂SAMG的具体堆芯冷却策略的制定和实施提供技术支持。