英国核潜艇险些出事

【《星期日泰晤士报》2000年11月20日报道】 英国一艘潜艇,“只差几分钟”就发生核反应堆熔毁。如果熔毁,放射性污染的扩散规模,将不逊于切尔诺贝利事故。 事件发生于2000年5月的“不懈”号核潜艇上。当时,该核潜艇正在地中海演习。问题发生在潜艇上反应堆的冷却系统出现裂缝,冷却剂从裂缝泄漏出去了。 发现泄漏后,即关闭了反应堆。如果反应堆继续运行,“可能会炽烈得无法控制”。如果发生反应堆熔毁,将导致地中海数千平方英里遭放射性落下灰的污染,其污染程度可与1986年乌克兰的切尔诺贝利核电站事故相比。 核潜艇由于空间有限,管路和阀门…     

秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

秦山核电厂二期扩建工程(3~#、4~#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1~#、2~#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的.本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态.如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的.否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用.     

国外核电厂外部水淹事件分析

筛选并研究了17起国外核电厂外部水淹事件,从引发外部水淹的因素到外部水淹对核电厂厂房、系统、设备的影响,对核安全的威胁,5个方面分析了外部水淹事件的特点,同时结合福岛核事故在外部水淹方面的经验教训和事故发生后各国的应对措施,提出了提高我国核电厂应对外部水淹能力的建议。     

俄罗斯潜艇失火，导致2人死亡

【本刊2006年9月综合报道】俄罗斯国防部2006年9月7日披露,俄罗斯海军北方舰队一艘核潜艇9月6日晚在巴伦支海失火,导致艇上2名官兵丧生,但没有造成放射性物质泄漏。俄罗斯媒体报道说,出事核潜艇名为“莫斯科的圣丹尼尔”,隶属俄罗斯海军北方舰队。火灾发生在一个电子设备舱,火灾距离核潜艇的反应堆较远,艇上人员已将火扑灭。国际文传电讯社援引北方舰队消息人士的话说,由于核反应堆保护装置在发生事故时自动关闭了反应堆,因此没有造成放射性物质泄漏。初步调查表明,潜艇前端供电系统发生短路引发了这起事故。俄罗斯潜艇数量占世界第二位,仅…     

苏联核潜艇事故大事记

[英国《国际海军》1986年5月号91期第5可报道]苏联历年来核潜艇的事故情况如下(资料来源:美国中央情报局国内情报部报告及部分报刊):1.大约在1966年,一艘未识别出的核潜艇的反应堆区发生放射性泄漏;地点在苏联的波利亚尔内;人数不详的船员被送往医院治疗放射病。2.1966—1968年间,N级导弹核潜艇     

外部水淹事故对核电厂安全影响分析

福岛核事故后,核安全当局及核电业界对外部水淹事故可能对核电厂造成的安全影响重新进行了定位。目前,国内二代核电厂采用的事故处理规程体系中并无专门针对外部水淹事故的处理策略。本文针对国内某典型二代在役核电厂,采用洪水裕度分析(FMA)分析方法对其发生外部水淹事故时核安全的影响进行了初步分析。结合电厂保护系统及专设安全设施设计,选取了可将反应堆成功退防至安全停堆状态的事故处理关键成功路径。在对所选取路径涉及设备进行分析后,最终评估得出该核电厂所具备的关键成功路径及对应的防外部水淹能力,为日后通过改进相关设施以提高电厂防外部水淹提供了技术支撑。     

余热排出系统冷却丧失事故

压水堆核电厂在更换燃料和对反应堆冷却剂系统进行维修和检查的冷态停堆期间需要降低反应堆冷却剂系统的水位,并在某一段时间内降低到迥路管道内。在反应堆冷却剂系统迥路部分充满运行期间,余热排出系统冷却丧失事故是很可能发生的,并且可能严重影响反应堆安全。本文简要介绍了目前对此事故的研究成果及对我国关于开展此问题的研究提一些建议。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件，大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故，是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算，对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高，且长时间维持在较高温度，此条件下反应堆最危险。计算结果表明，事故发生后，一回路压力迅速下降，堆芯冷却剂的流动性变差，导致堆芯裸露，燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作，能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

澳大利亚可能不建新的研究堆

【英国《国际核工程》2002年4月刊报道】澳大利亚辐射防护和核安全管理局(ARPANSA)的核安全委员会建议不批准建造新研究堆直到一些问题得到解决。耗资4亿澳元(相当于2亿美元)的新反应堆位于悉尼以南的卢卡斯高地,将由澳大利亚核科学技术机构运营,它将替代现有的已运行了50年的研究堆。核安全委员会的成员JeanMcSorley指出:“在地震的危险、事故分析和环境影响方面还存在问题。”澳大利亚可能不建新的研究堆     

小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明：假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。     

Consequence analysis for nuclear reactors,Yongbyon

Since the Fukushima nuclear power plant accidents in 2011, there have been an increased public anxiety about the safety of nuclear power plants in Korea. The lack of safeguards and facility aging issues at the Yongbyon nuclear facilities have increased doubts. In this study, the consequence analysis for the 5-MWe graphite-moderated reactor in North Korea was performed. Various accident scenarios including accidents at the interim spent fuel pool in the 5-MWe reactor have been developed and evaluated quantitatively. Since data on the design and safety system of nuclear facilities are currently insufficient, the release fractions were set by applying the alternative source terms made for utilization in the analysis of a severe accident by integrating the results of studies of severe accidents occurred before. The calculation results show the early fatality zero deaths and latent cancer fatality about only 13 deaths in Seoul. Thus, actual impacts of a radiological release will be psychological in terms of downwind perceptions and anxiety on the part of potentially exposed populations. Even considering the simultaneous accident occurrence in both 5-MWe graphite-moderated reactor and 100-MWt light water reactor, the consequence analysis using the MACCS2 code shows no significant damage to people in South Korea.     

Thermal-hydraulic behavior of the NUR nuclear research reactor during a fast loss of flow transient

Nuclear safety analysis remains of crucial importance for both the design and the operation of nuclear reactors. Safety analysis usually entails the simulation of several selected postulated accidents, which can be divided into two main categories, namely reactivity insertion accident (RIA) and loss of flow accident (LOFA). In this paper, thermal-hydraulic simulations of fast LOFA accident were carried out on the new core configuration of the material test research reactor NUR. For this purpose, the nuclear reactor analysis PARET code was used to determine the reactor performance by calculating the reactor power, the reactivity and the temperatures of different components (fuel, clad and coolant) as a function of time. It was observed that during the transient the maximum clad temperature remained well below the critical temperature limit of 110 °C, and the maximum coolant temperature did not exceed the onset of nucleate boiling point of 120 °C. It is concluded that the reactor can be operated at full power level with sufficient safety margins with regard to such kind of transients.     

先进核电厂半球顶安全壳抗震分析

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施.因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能.地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏.本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算.计算表明,半球顶安全壳结构在SSE作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震Ⅰ类结构的规定.     

自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故，其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进，设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆，其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆，选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故，利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明，即使在最严重的破口失水事故下，NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯，并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量，从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁，这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。     

中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

针对中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统（RRA）连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故（LOCA）,采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响,并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明,在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中,中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为,并可对严重事故进程起到重要的缓解作用,甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后,根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议:对于中压安注箱的行政隔离行为,只对其电气开关做相应的隔离操作,而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示,不做现场挂锁的操作,这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生,同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性,在保证电厂正常安全运行的同时,提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。      

SMART behavior under over-pressurizing accident conditions

SMART (System-integrated Modular Advanced ReacTor) is an integral reactor of 330 MW capacity with passive safety features under development in Korea. The design is developed by combining the firmly-established commercial reactor technologies with new and advanced technologies such as industry proven KOFA (Korea Optimized Fuel Assembly) based nuclear fuels, self-pressurizing pressurizer, helically coiled once-through steam generators, and new control concepts. The design of SMART focuses on enhancing the safety and reliability of the reactor by employing inherent safety features such as low core power density, elimination of large break loss of coolant accident, etc. In addition, in order to prevent the progression of emergency situations into accidents, the SMART is provided with a number of engineered safety features such as Passive Residual Heat Removal System, Passive Emergency Core Cooling System, Safeguard Vessel, and Passive Containment Over-Pressure Protection System. This paper presents an overview of the SMART design, characteristics of it’s safety systems, and results of over-pressure accident analyses. The results of the accident analyses show that the SMART provides the inherent over-pressure protection capability for design basis accidents without actuation of any protection devices such as safety valves, rupture disks, etc.     

田湾核电站失去厂外电源事故处理

考虑到核电站在安全方面的重要性，在核电站的厂用负荷电源的设计中，通常设计为多电源的冗余配置，以保证在事故工况下维持核反应堆的安全和放射性的包容。因此，在田湾核电站的设计中，厂外电源就包括了从500kV侧引入的主电源和从220kV侧引入的备用电源。如果两路外电源同时失去的情况下，将只能依靠电站本身的安全系统柴油机来维持反应堆堆芯的安全，将对机组的安全系数产生较大的影响。针对2009年10月31日田湾核电站1号机组满功率情况下发生的同时失去所有厂外电源的事故隋况，阐述运行人员应如何应对和处理这种事故，以达到反应堆安全停堆的效果；并针对实际过程中发生的异常，探讨系统改进及操作方面的优化。     

Assessing information needs and instrument availability for a pressurized water reactor during severe accidents

A five-step methodology was developed to evaluate information needs for nuclear power plants under accident conditions and the availability of plant instrumentation during severe accidents. Step 1 examines the credible accidents and their relationships to plant safety functions. Step 2 determines the information that personnel involved in accident management will need to understand plant behavior. Step 3 determines the capability of the instrumentation to function properly under severe accident conditions. Step 4 determines the conditions expected during the identified severe accidents. Step 5 compares the instrument capabilities and severe accident conditions, to evaluate the availability of the instrumentation to supply needed plant information. This methodology was applied to a pressurized water reactor with a large dry containment and the results are presented. A companion article describes application of the methodology to a boiling water reactor with a Mark I containment.     

Formation, characterisation and cooling of debris: Scenario discussion with emphasis on TMI-2

Regarding safety improvements for existing nuclear power plants, the TMI-2 accident is interesting because of the present commercial dominance of light water reactors (LWR). This accident demonstrated that the nuclear safety philosophy evolved over the years has to cover accident sequences involving massive core melt progression in order to develop reliable mitigation strategies for both, existing and advanced reactors. Although the TMI-2 core was reflooded, the results also appear applicable to the general melt progression phenomenology of most unrecovered (unreflooded) blocked core accident scenarios. Nevertheless, a large range in the initial conditions of core melt progression provides significant uncertainties in assessing the integrity of the lower head, the containment in severe reactor accidents, and the consequences of recovery actions in accident management, as well as core reflooding in particular. The probability of success of reflooding as an accident management strategy – in-vessel reflooding to terminate the accident and ex-vessel flooding to prevent reactor vessel melt-through – has to be assessed and discussed in detail.