49—2游泳池反应堆几种假想事故分析

文章把热工水力计算程序RETRAN-02应用到游泳池反应堆瞬态事故分析上,并对假想的部分失流事故、失电事故和控制棒失控事故进行了计算与讨论,这些结果对反应堆运行安全是有参考价值的。     

秦山第三核电厂安全分析中的事故分类、LBLOCA和SGTR事故分析核安全审评的回顾

根据中国和加拿大核安全法规的要求，对初步安全分析报告和最终安全分析报告中的第15章进行了核安全评审。本文介绍了事故分类、大破口失水事故(LBLOCA)和蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故分析的核安全审评概况。     

秦山核电二期工程事故源项分析

针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算.文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论.     

核电站安全分析近况

本文简述了核电站安全分析近况,对核电站严重事故列、系统安全分析程序评价、核电站分析器等领域的研究成果做了粗略的介绍,并讨论了关于双端注射、设计基准事故等当前有争议的几个安全问题。     

日本JCO公司核临界事故的分析与评价

本文介绍了日本JCO公司核临界事故的背景、事故过程、所采取的应急措施等事故情况以及事故的辐射后果。文中还给出了对这起事故直接原因和根本原因的分析以及一些主要结论和看法。这起事故的直接原因是未采用几何临界安全设备及工人的违规操作。而根本原因在于缺乏有效的技术管理。因此,必须充分重视核燃料循环设施中的临界安全问题,提高管理人员和运行人员的安全文化素质。     

一所亿万美元的学校——浅谈三里岛事故及其影响

本文简要地介绍了三里岛核电站事故经过、应急处理和事故后清理工作概况。分析了事故对世界核电发展的不良影响和事故造成的实际危害间的距离及其原因。着重介绍了从三里岛事故中已经获取的有关核电安全的新知识和正在开展的新的研究课题。强调了我国在发展核电事业的初期,密切注视、研究和吸收国际上从三里岛事故中吸取的经验和教训的必要性,尤其要重视关于加强核电站人员训练、组织管理、应急准备和改善人机工程方面的经验和教训。     

放射性物质运输事故分析及后果评价方法

主要介绍国内外近年来在放射性物质运输事故后果评价方法方面的研究成果，描述了铁路运输和公路运输的事故景象、放射性物质运输事故的严重程度和类别，列出了运输事故情况下不同照射途径的剂量计算方法，并介绍了事故可能引起的健康效应和经济影响。     

对日本刈羽核电站事故的思考

简要介绍了2007年日本刈羽核电站事故及其影响,分析了事故发生的原因,就如何加强安全防护、防范类似事故、保障核电安全进行了探讨。     

大亚湾核电站18个月换料非失水事故分析

大亚湾核电站由年换料改为18个月换料，燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G，堆芯中子学参数发生了较大变化。因此，需要对许多事故重新进行分析。本文给出了大亚湾核电站18个月换料设计中非失水事故分析的主要假设和结果，并简要介绍了在18个月换料设计中应用的一些重要方法。分析结果表明，所有的事故均满足安全准则的要求。     

中小破口失水事故现实估算分析

介绍了以CATHARE和SAHASB计算机程序为基础的中小破口失水事故现实估算方法。在大亚湾18个月换料项目中，为了定义失水事故（LOCA）包络线和检查安全裕量，运用此方法进行了计算分析。结果表明，大亚湾核电站采用18个月换料之后，在中小破口失水事故时仍有较大安全裕量。     

国外核潜艇反应堆系统事故浅析

本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故和反应性事故所占比例最大。本文研究表明,通过先进核安全方法及技术的采用、核安全文化的重视、核安全监管力度的加强,反应堆系统事故可不会给核潜艇带来额外的事故风险,核反应堆及核安全能够不成为制约核潜艇发展的主要因素。     

CPWR640核电站严重事故的考虑

ＣＰＷＲ６４０核电站是由中国核动力学研究设计院（ＮＰＩＣ）和上海核工程研究设计院（ＳＮＥＲＤＩ）联合开发的６４０ＭＷ两环路压水堆核电站，该核电站比现有核电站更高的安全目标，严重事故管理已作为电站设计工作的一部分加以考虑，本文简要介绍了在ＣＰＷＲ６４０概念设计过程中对严重事故的考虑。     

基于SCALE的RFA改进型燃料组件堆内贮存临界安全分析

RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。     

Safety objectives for next generation reactors: Proving their achievement

Assuming that there is a consensus between regulatory bodies and nuclear operating organizations on safety objectives for future plants, how are we going to demonstrate that they have been achieved, with a reasonable certainty?Right from the beginning, I would like to underline the importance of convincing the public that high level safety objectives will be effectively achieved in future nuclear power plants. The mere fulfillment of administrative requirements might not be sufficient to obtain public acceptance. One has to take into account the changes that have occurred in the public preception of nuclear risks in the wake of the Chernobyl accident. Today public opinion rules out the possibility not only that such a catastrophic accident could recur, but also that any accident with detrimental health consequences off-site could occur. The nuclear industry has to reflect this concern in its safety demonstration, independently of proving the achievement of technical safety goals. The public opinion issue will be readdressed at the end of this paper.     

核临界事故的特征与后果

本文主要介绍了核临界事故的有关概念、临界事故的释能过程及释能大小、以及临界事故的破坏力等事故特征,并分三方面：瞬发辐射、工作场所的污染和裂变产物向环境的释放,详细介绍了临界事故的辐射后果。文中指出,核燃料加工或处理工厂发生的核临界事故的放射性释放对环境和公众的影响较小,核临界事故的主要危险来自瞬发射线的外照射。本文可以使我们对核临界事故有一个正确的认识,有助于对可能发生的核临界事故作出恰当的应急响应。     

切尔诺贝利事故及其影响与教训

本文从核安全与辐射防护的角度出发，根据几年来国际的研究与报道以及现场访问所了解的情况，对前苏联切尔诺贝利核电站发生的原因、影响及其教训进行了简要回顾。     

大亚湾核电站应急给水系统设计规范修改的分析论证

在广东大亚湾核电站最终安全分析报告（FSAR）的基础上，对主给水管道破裂事故重新进行计算，并评价应急给水流量降低对电厂安全裕量的影响。结果表明，在应急给水系统提供的流量降低至41.8m^3/h时，主给水管道破裂事故仍然能满足验收准则的要求，并且尚具备一定的安全裕量。     

铀溶液核临界安全实验装置

硝酸铀溶液液核临界安全实验装置专门用于研究乏燃料后处理中储存容器的核临界安全问题。为了得到我国自己的核临界安全实验数据，中国原子能科学研究院设计，建造了铀溶液核临界安全实验装置，实验装置的活性区硝酸铀酰溶液内可含中子吸收体或不含中子吸收体，活性区可有反射层或没有反射层，在以上四种条件下，可对不同硝酸铀酰溶液浓度进行临界试验研究，该实验装置具有多种安全保护措施，但运行方式简便，启动，停止容易，单次误操作不危及实验装置的特点，该装置还具有可视性定量，限量自动加料系统，高精度全程液位测量计以及采用多操作步骤才能完成‘一次注量’的控制方式等特点，安全分析认为该装置造成核临界事故的概率为10^-8。     

10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究

钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。