CPR1000核电厂严重事故下设备可用性论证研究

文章简述福岛核电厂在严重事故应对、设备可用性方面的经验教训,并简要介绍国际上先进压水堆AP1000、EPR设备可用性论证的方法,同时阐述CPR1000严重事故下设备可用性论证的现状,最后提出CPR1000设备可用性论证需要进一步开展研究的方向。     

核电厂严重事故下关于操作人员的可达性分析

本文基于国内典型压水堆核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故的管理操作人员可达性分析方法,并针对具体核电厂进行了相关分析,为严重事故管理导则及其有效实施提供了支持。主要内容包括对严重事故管理所需仪表/设备的操作分析、就地操作及操作位置/路径、操作区域环境条件的计算、严重事故下相关操作人员的可达性评估以及对严重事故管理的影响分析。     

压水堆严重事故后安全壳内辐射环境计算分析

为了确保有效的缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估.而温度、压力、湿度、辐射等参数是可用性评估的重要输入条件.本文针对百万千瓦级压水堆核电机组,参考美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》(NUREG-1465)关于严重事故后放射性物质的释放阶段和释放份额的假设,计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项.对于放射性物质在安全壳内的分布,不考虑喷淋和泄漏的影响,计算并分析了严重事故后安全壳内的γ和β辐射环境条件,并与APl000的设备鉴定源项进行了对比分析.本文的计算对于设备和仪表在严重事故后的可用性分析以及其所需耐受的辐射条件具有重要的参考意义.     

严重事故下设备可用性论证要求

核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对在严重事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求也随之成为焦点问题,故进一步明确严重事故下设备质量要求及其验证方法和准则是落实核安全监管要求的重要组成部分。本文回顾了国内外关于核动力厂严重事故对策的发展历程,并解读了不同阶段对严重事故下所用设备的质量要求的内在含义。从我国相关核安全法规要求出发,结合我国核安全规划及远景目标,提出了严重事故下设备可用性论证的相关建议。     

核电厂严重事故管理要求在“华龙一号”设计中的应用

"华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规标准要求。在国际国内最新核安全法规标准中,针对核电厂应对严重事故措施的设计均提出了明确的要求。在发生严重事故的情况下,核电厂应设置完善的严重事故缓解措施,以防止大量放射性物质的释放。为确保"华龙一号"严重事故应对措施设计满足最新核安全法规标准中的相关要求,在"华龙一号"设计中,从严重事故管理要求的角度出发,结合"华龙一号"的严重事故管理总体策略,提出了严重事故缓解措施设计的功能要求、可用性要求、可达性要求、支持系统设计要求等一系列设计要求。这些要求的实现最终显著提高了"华龙一号"应对严重事故能力,并为"华龙一号"安全目标的最终实现提供了充分的保障。     

严重事故条件下仪表可用性分析

首先对国际国内相关的标准和法规进行研究,明确仪表可用性分析的顶层要求。其次确定了5个关键可用性分析要素;在此基础上提出了一种曲线包络对比的分析方法,形成完整的分析流程。采用所提出的分析方法,能够可信地对核电厂仪表在严重事故条件下的可用性进行分析,有效提高应对严重事故的能力。对国内目前仪表可用性仍然存在的问题进行了分析,并提出了相关的技术见解。     

核电厂严重事故下β射线对仪表损伤的定量化分析研究

对严重事故下β射线在核电厂内的分布特点进行了分析研究,在此基础上开展了严重事故下β射线作用在现场典型仪表时的辐照场分布计算,以及γ射线作用在同一对象中的辐照场分布计算。通过辐照能量等效的方法将β射线对典型仪表的损伤影响换算成一定比例的γ射线损伤影响,从而获得β射线对仪表损伤的定量化数据和不同试验材料对β射线的屏蔽性能数据,为严重事故下各类设备的辐照鉴定所使用的辐照剂量提供了定量的指标。该研究成果可直接应用于工程实践,用于指导严重事故仪表可用性分析、仪表鉴定以及仪表设计。      

核电厂严重事故工况下仪表可用性评价的电路仿真建模方案研究

核电厂严重事故工况下的仪表可用性评价一般采用曲线包络法。但由于曲线包络法存在一定的局限性,应用PSpice电路仿真方法对其进行补充,对电路仿真建模方案进行分析。根据严重事故工况环境现象及仪表失效相关数据库,结合核电厂仪表的特点,建立电路仿真模型,将仿真结果同三里岛事故仪表分析报告进行对比验证。结果表明,采用的建模方案具备合理性。     

核电厂应急运行规程与严重事故管理指南接口分析

福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南（SAMG）的制订已经成为国内核安全监管要求.核电厂制定了应急运行规程（EOP）用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为必须解决的问题.本文详细分析了EOP与SAMG的接口准则和影响因素,并结合国内核电厂SAMG研制现状,对EOP与SAMG接口方案进行了分析和建议,可为其他核电厂SAMG的研制工作提供参考.     

AFAL分析方法在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用

介绍核电厂的仪表漂移特性(AFAL)分析法以及在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用,以及AFAL的主要技术手段和实施过程。通过对AFAL的研究,论证仪表标定周期延长的可行性。在确保核安全的前提下,实现核电厂机组换料大修周期的延长。     

恰希玛核电厂二号机组严重事故预防和缓解措施的分析及实施

恰希玛核电厂2号机组是我国自主设计出口到巴基斯坦的第二座300 MW压水堆核电厂,根据PAK911的原则要求,结合核电先进国家对严重事故的法规要求和具体实践,改进了严重事故预防措施,全面系统地开展了严重事故分析,在此基础上系统地实施了严重事故缓解措施,提高了C-2核电厂核安全水平。     

加强严重事故研究,提高核电厂安全水平

该文是笔者在"2013年核电厂严重事故专题研讨会"上的讲话。讲话回顾了日本福岛事故以来我国实施的核安全改进工作,重点阐述了对核电厂严重事故预防和缓解措施,严重事故研究和实际消除大规模放射性物质释放等问题的思路。     

核电厂系统设备不可用管理问题分析与改进

随着《核安全法》的颁布和实施,核安全监督管理部门对核电厂的核安全监管更加全面和深入。为保证核电厂安全,核电厂必须严格遵守运行技术规范。本文提出了当核电厂系统设备不可用时,未严格按照技术规定执行相应的措施并正确记录不可用的问题,并从不可用管理、运行技术规范文件、主控室操纵员行为等方面分析原因,给出优化和完善核电厂系统设备不可用记录和管理的改进建议。     

CAP1400严重事故下维修平台环境条件研究

设备是否能以合理的可信度在严重事故下执行预期功能(设备可用性)是福岛事故后核安全研究的重点之一,而严重事故环境条件的筛选和分析是设备可用性研究的基础。本文以布置着大量严重事故缓解措施的维修平台为例,提出一种对环境条件全面系统的研究方法。根据CAP1400的设计特性,分析得出维修平台可能出现的各类工况。运用MAAP程序分别对这几类工况中的多条序列做了分析,得出典型的环境条件。同时运用概率安全分析(PSA)工具,给出了每类工况发生的频率。通过结合这两方面的信息,获得对维修平台环境条件全面系统的理解。研究表明,在绝大部分情况下,维修平台的环境条件并不恶劣,为后续维修平台设备可用性的分析和验证提供有力的指导。     

核电厂安全有关的现场仪表设备环境鉴定

介绍了核电厂１Ｅ级和核安全级现场仪表设备环境鉴定目的，鉴定的基本内容及鉴定方法，步骤，顺序等基本要求。     

概率安全评价在CPR1000机组严重事故预防与缓解措施分析中的应用

文章阐述了概率安全评价（PSA）与严重事故分析之间的关系,介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法,通过PSA分析,发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节,提出相应的改进措施,并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究,说明了PSA在严重事故研究中的应用。     

严重事故氢气监测仪定期试验现场监督

严重事故下安全壳内氢气浓度测量系统是福岛核事故后的改进项,对执行严重事故管理和监测事故发展进程具有重要作用。目前,国内的严重事故氢表多采用催化剂复合反应产热升温的原理,在安全壳内设置传感器直接就地测量氢气浓度。催化剂在严重事故环境条件下的可靠性问题,在国内外的研究与试验中受到了广泛的关注。本文介绍了严重事故氢气监测仪定期性能试验的原理与程序,分析论述了某次核电厂大修期间选点定期试验核安全监督中发现的问题,并结合设计给出了解释说明,依据相关法规与导则,提出了核安全监管关注要点。     

核电厂堆腔冷却状态监测研究

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果，分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列，对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段；通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法，最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器（RPV）失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测，有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。      

核电厂设备鉴定的过程控制与管理

核安全级设备的设备鉴定是核电厂的一项重要安全措施,也是核安全文化的重要体现。随着我国核电厂建设的不断发展,如何通过规范的设备鉴定过程控制与管理,完成有效的设备鉴定的建立,并为后续设备鉴定的维持提供充分的技术准备,已成为核电厂工程公司和设备供应商的重要课题。总结了设备鉴定的3个过程:设计输入、设备鉴定的建立和设备鉴定的维持,然后重点针对在核电厂建设期间设备鉴定的建立与维持,提出了相应的过程控制与管理方法和要点,并介绍了贯穿于设备鉴定全过程的文件管理。     

放射性流出物异常类应急行动水平制定与分析

按照我国核安全法规要求,核电厂应根据设计特征和厂址特征制定核事故应急状态分级的初始条件和应急行动水平,提高核电厂对放射性流出物异常类事件进行应急状态分级的研判水平。本文结合国内外最新的相关法规、导则及技术文件,计算分析了因放射性流出物异常类事件进入各应急状态的初始条件及应急行动水平,对其适用性及合理性进行论证,提出通用性使用方法及注意事项。结合计算分析过程,提出需核实选取的事故源项及气象条件的合理性、改善严重事故情况下的应急监测手段、跟踪国内外相关导则更新3条建议,希望能对同行核电厂起到一定参考作用。