核电站技术支持中心严重事故管理导则研究

在核电站发生严重事故时，为了防止严重事故的进展和缓解严重事故的后果，正在研制核电站严重事故管理导则。其中技术支持中心严重事故管理导则是严重事故缓解对策的重要组成部分，包括严重事故导则和严重威胁导则。     

秦山核电厂事故后果分析

根据安全审评的要求，利用一套放射性后果分析程序，对秦山核电厂设计基准事故放射性后果进行了分析计算。结果表明，剂量符合验收准则。     

中国先进研究堆事故源项分析

研究建立了中国先进研究堆（CARR）在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果，对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况（小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故）以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析，分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量，以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。     

CARR ATWS事故缓解系统设计改进安全分析

以CARR最严重的失控提棒ATWS为例,对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行了全面的分析,分别就不同的失控棒最大速度(1～12 mm/s)和不同的落棒模式(同速掉落、自由落体和1.5s掉落)进行了分析计算,找出了CARR对与失控提棒ATWS所能承受的最大棒速,确定了4 mm/s的控制棒最大提升速度,对于失控提棒ATWS事故还采用了保守分析模型进行了敏感性分析,分析结果表明这种改进和棒速是合理的、安全的。     

CARR事故放射性源项分析

采用ORIGEN2程序对CARR核功率为60 MW、运行50 d计算得到堆芯放射性核素的贮量,建立事故情况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型,并根据CARR初步事故分析的结果,对CARR可能导致在发生事故时向外界释放放射性的5种事故工况:小破口失水事故、换热器传热板     

单节热离子二极管堆内试验

本试验的目的是验证装置设计的合理性和研究二极管电输出特性。在270小时试验中,电极最大比功率和效率分别为5.7瓦/厘米~2和8.1%。本文介绍装置结构、制备工艺、采用的电特性测量方法、试验结果及讨论。     

核电厂安全壳喷淋系统反冷CCW的可行性分析

针对核电厂在失去重要厂用水后,用换料水箱通过安全壳喷淋系统管线、喷淋泵和喷淋热交换器构成冷却回路,以反冷设备冷却水系统进行了分析.分析结果表明夏天反冷是很难成功的;在冬天,只要操纵员在8 min内及时切除不必要的热负荷,反冷是可以成功的.     

核电厂严重事故管理诊断和计算辅助研究

在核电厂发生严重事故时,为了防止严重事故的进展和缓解严重事故的后果,而研制核电厂严重事故管理导则。 严重事故诊断是严重事故管理导则的重要组成部分,主要用于判定核电厂所处的状态,选取适当的严重事故对策的必要手段。严重事故诊断包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断