严重事故下核电厂设备可用性论证

随着核电技术的发展,各国核安全法规和核安全监管当局对核电厂的安全性提出了越来越高的要求。论文基于三代核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故下设备可用性论证方法,并针对具体核电厂完成了严重事故管理所需设备仪表的可用性论证分析。主要内容包括设备可用性论证方法、严重事故所需设备仪表分类、设备仪表的运行时间、严重事故环境条件分析等。     

EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较

简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。     

CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统的设计改进

结合中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)核电厂工程实际,从提升安全壳过滤排放系统(EUF)在严重事故后的可用性,以及提高核电机组的安全可靠性两方面进行研究,提出CPR1000核电厂EUF系统设计改进方案,分析总结EUF系统改进要点。通过新增一套系统及改进系统的布置方式,增强系统运行的独立性以及提升系统抗震性能。同时分析系统设计改进造成的影响并提出相应对策。     

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。     

CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列

CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。     

CPR1000核电厂全厂断电事故情况下严重事故缓解措施有效性研究

福岛核事故发生后,国内外对严重事故更加重视,严重事故管理导则SAMG的编制和实施已成为监管要求。在建核电厂首次装料前,要制定并实施严重事故管理导则,定期对导则进行修订并验证严重事故管理指南和缓解措施的有效性。本文在调研其他核电机组严重事故缓解措施的基础上,利用严重事故仿真验证系统(VVS),选取全厂断电(Station Blackout,简称SBO)加一回路大破口事故作为CPR1000机组的重要严重事故序列,研究了反应堆功率运行(RP)模式下严重事故缓解措施PSAMG的有效性,重点研究了机组在NS/RRA模式下发生严重事故后,现有导则SSAMG缓解措施的有效性,为CPR1000机组严重事故管理导则SSAMG的完善提供参考。     

CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析

利用MELCOR程序对CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器(SG)安全阀误开启事故引发的严重事故进行建模与分析,初步实现了对CPR1000严重事故进程的仿真计算与模拟。文中重点分析了无轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏但无辅助给水3种不同假设条件下CPR1000全厂断电严重事故的响应进程和结果。计算结果显示,SG安全阀误开启对事故进程有重要影响。在无轴封泄漏和辅助给水的情况下,压力容器在9576 s失效;当存在辅助给水时,压力容器失效延后近30000 s;而当存在轴封泄漏时,压力容器失效延后50 s左右。结果证明了发生全场断电叠加SG安全阀误开启事故情况下辅助给水和轴封泄漏对事故起到有效缓解作用。     

CPR100O熔融物堆内滞留(IVR)技术有效性评估

应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM)对CPR1000核电厂的熔融物堆内滞留(IVR)技术进行有效性评价.首先基于4类典型严重事故序列的确定论计算结果和专家判断,确定ROAAM评估所需主要输入参数的概率分布密度,然后利用MOPOL程序计算CPR1000的IvR有效性.初步评估结果表明,CPR1000的堆腔注水ⅣR...     

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.     

核电设备严重事故鉴定标准建设

我国现有的核电设备鉴定标准仅考虑了设计基准事故下的可用性.福岛核事故后,对严重事故环境务件的设备鉴定已成为国际核电设备鉴定标准的发展趋势.通过对严重事故缓解和处理设备的梳理以及对严重事故环境条件、模拟方法和试验装置的研究,建议从3个方面完善我国核电设备鉴定标准体系,补充严重事故鉴定的内容.     

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。     

某三代核电机组设备舱门技术特点及维修管理分析

EPR机组的设备舱设计与CPR1000机组有着明显不同,主要由闸门封头、闸门支撑结构、闸门导轨、重型地板组成;设备舱门的提升机构、设备舱门的锁紧方式以及设备舱通道的连接方式较二代机组都是全新的设计,其维修操作方法也就存在差异.为了提高设备可用性,保障设备在机组大修期间能够正常运行,该文通过研究设备舱的基本机构、工作原理...     

核电厂主蒸汽16N监测用于蒸汽发生器泄漏率测量的研究

文章介绍了CPR1000、AP1000和EPR核电厂广泛采用的法国新型16N监测设备的组成和技术特点,通过实例描述了16N探测器可用性放射源检查试验.对16N监测的量化计算方法进行了分析和研究,根据国内外已有研究成果,推导出了量化计算公式.介绍了红沿河核电站某机组的蒸汽发生器泄漏率16N监测计算系数和应用实例.     

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。     

基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估

针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留 压力容器外部冷却(IVR ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。     

CPR1000核电机组核功率变化率保护通道研究

介绍CPR1000核电机组核功率变化率(dΦ/dt)修正通道的设置原理以及修正参数的设置方法。并结合实际电厂的相关数据,利用最佳估算瞬态程序CATIA2进行了详细的论证分析。通过分析计算及电厂甩负荷至厂用电试验数据的对比,说明了本文通道修正参数设置的合理性,为后续CPR1000核电机组的参数论证打下基础。     

CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。     

CRP1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IV)是一种重要的核电站严重事故缓解措施.本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响.通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性.结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性.     

CPR1000延长ILRT周期研究

10 a一次的安全壳整体密封性试验（ILRT）必须占用大修关键路径,时长约100 h。美国94台核电机组已基于安全壳性能评价将ILRT周期延长至15 a。本研究介绍了美国相关安全壳性能评价要求,分析了CPR1000机组延长ILRT周期历史中试验、检查数据的可用性,并以岭澳核电站二期为例计算了延长ILRT周期后的风险,风险增量非常小。结果表明,CPR1000机组基本具备延长ILRT周期的条件。      

台山EPR核电厂设备鉴定概述

台山EPR核电厂作为三代先进核电机组建立了完善的设备鉴定体系,制定了适合的鉴定策略,大大缩减了不必要的鉴定工作;建立了完整的鉴定文件体系,并引入了鉴定维持的概念,通过鉴定维持单的形式来保障设备在运行阶段的鉴定合格状态;合理确定鉴定工况条件种类及数量,保障了鉴定执行的可行性;首次将设备鉴定运用到严重事故阶段,实现了对严重事故下设备可用性的可靠保障。