大亚湾核电站严重事故管理导则的审查和验证

根据大亚湾核电站严重事故管理导则(SAMG)编写过程中的审查和验证行动,介绍了SAMG的审查过程以及验证过程的组织、方法和验证结论。     

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故（LOCA）是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法（DRM）对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。     

小型堆破口失水事故初步研究

为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04 m等效直径破口、冷管段0.2 m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。     

核电厂蒸汽发生器传热管破裂叠加稳压器喷淋完全丧失的对策

使用CATHARE程序对典型工况下的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故叠加完全丧失稳压器喷淋后,针对采用和不采用稳压器卸压两种情况进行了分析,并对事故过程和后果进行了讨论;对传热管断裂的数目以及发生事故的初始功率工况进行了敏感性分析;对采用稳压器卸压可能带来的负面影响进行了评价。结果表明:对于完全丧失稳压器喷淋下的SGTR事故,采用稳压器卸压可以大幅减少向环境排放带有放射性污染的流体质量,同时其负面效应较小。     

红沿河核电厂VVP/ARE隔室改进超压分析

本文对拟建于严寒地带的红沿河核电厂CPR1000机组中主蒸汽管道和主给水管道(VVP/ARE)隔室与外界环境之间的封堵进行了设计改造,并对改造后方案的隔室墙体重新进行由隔室内管道破裂引起的超压风险分析论证。采用隔室热工响应分析程序对不同封堵方案进行计算分析,对比分析了不同封堵方案下不同隔室发生主蒸汽管道双端剪切断裂（MSLB）事故后的超压后果,论证了封堵方案的可行性。文中还针对封堵方案进行了敏感性研究,并给出了最佳封堵方案。该封堵方案已在红沿河核电厂实施。     

CPR1000核电厂LBLOCA裕量提升研究

为进一步提升核电厂安全性,核电厂用户提出了15%安全裕量的要求。为提升CPR1000核电厂大破口失水事故(LBLOCA)安全裕量,从改动最小、收益最大的角度出发,提出了两种改进措施:增加安注箱水体积和采用热棒统计分析方法(HRSM)。利用CATHARE程序,对安注箱水体积增加进行敏感性计算,以得到水体积增加量的最优值;热棒统计法中,对3个很大程度上影响计算结果的输入参数进行了抽样,并对计算结果进行统计分析,得到95%95%值(95%置信度下95%概率值)。结果表明,在采用上述两种改进措施后,CPR1000核电厂的LBLOCA安全裕量提升了6.5%。     

先进钍基核能系统非能动慢化剂余热排出系统概念设计

简述了CANDU9、AP600和PIUS等核能系统余热排出系统的特点，并对它们的优缺点进行了综合评价，在此基础上提出了先进钍基核能系统（TANES）非能动慢化剂余热排出（PMRHR）系统的概念设计方案。对所提设计方案的性能特点进行了分析，并对完成设计的关键问题进行了阐述。     

华龙一号蒸汽发生器传热管6 mm破口事故放射性后果分析

当蒸汽发生器传热管发生6 mm的小破口时,在控制系统的作用下,一、二回路热工水力参数将不会触发热工保护信号.在瞬态过程中,带放射性的一回路冷却剂通过破口进入二回路系统,导致二回路放射性水平升高,触发二回路放射性高报警系统,操纵员根据放射性报警信号采取相应的缓解手段,将机组后撤到安全停堆状态.本文采用CATHARE程序开...     

百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护改进

针对百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护提出改进方案,即在低温水密实状态下调低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值,由稳压器安全阀和余热排出系统(RRA)安全阀一起对反应堆冷却剂系统(RCP)提供双重的低温超压保护。RRA正常运行时由RRA安全阀提供超压保护,如果RRA安全阀因隔离而不可用,则由稳压器安全阀提供后备的超压保护。分析结果表明,稳压器安全阀可以在低温水密实状态下对RCP提供有效的超压保护,从而确保RCP压力边界的完整性。     

倾斜条件对海上小型堆LOCA事故的影响研究

基于热工水力系统分析程序RELAP/SCDAPSIM，建立了倾斜条件下海上小型堆一、二回路系统模型和安全注入系统模型，模拟计算了不同横向和纵向倾斜角度下压力容器上接管发生双端剪切破口事故工况。计算结果表明，事故发生后，系统主要热工水力参数受纵向倾斜影响较小，受横向倾斜影响较为显著，且存在陡边效应；发生较大角度的横向倾斜时，一回路冷却剂在重力的作用下重新分布，导致堆芯水位显著降低，燃料包壳峰值温度相较于非倾斜条件下升高约520℃。