巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组开工

【美国《核新闻》2005年6月刊报道】巴基斯坦总理战略计划顾问阿什法克·艾哈迈德(Ishfaq Ahmad)在4月8日恰希玛核电厂2号机组的动工仪式上表示:“我们的核电计划随时准备扩大,以满足国民经济加速发展的需要。”恰希玛1号是一座由中国提供的300MWe压水堆,2000年9月投入运行。艾哈迈德称,正是1号机组的高实绩水平为订购2号机组铺平了道路,希望将来继续建设更多台机组。巴基斯坦原子能委员会(PAEC)主席巴特(Parvez Butt)表示,PAEC已经在过去34年中证明它有能力高效并安全地运行核电厂。他说,恰希玛1号机组正在以95%的容量因子安全地运行…     

320MW核电机组SBO事故下高压熔堆应对和缓解能力分析

应用MAAP5程序建立了320 MW核电机组一二回路、安全系统以及安全壳的模型,对SBO事故序列下高压熔堆的缓解能力进行了分析。结果表明:安全壳有能力抵御高压熔堆造成的压力冲击,采用稳压器安全阀的强制开启策略可以有效缓解高压熔堆,在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可以得到保证,可为320 MW核电机组严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要的参考。     

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。     

巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组环吊轨道焊接施工总结

概述了环吊轨道安装焊接的整个工艺过程及所遇问题的分析处理。焊缝质量符合要求,轨道安装达到设计要求,证明焊接工艺和过程控制是行之有效的。     

恰希玛核电厂的安全原则和设计管理

阐述了恰希玛核电厂设计的基本安全思想和具体设计原则，介绍了在“安全文化”、“质量文化”所建立的框人对设计实施管理。     

恰希玛二期核电厂性能试验若干问题分析和研究

根据恰希玛二期（C-2）核电厂功率运行阶段调试性能试验数据,从工程设计、系统调试等各方面寻找电功率未达到预期值的原因,提出技术见解。并以此为例,对核电厂设计和调试等方面提出优化方案和注意事项。     

全厂断电情景下M310核电厂缓解措施分析

全厂断电（SBO）是可能导致核电厂严重事故的典型初因事件。为研究国内M310系列核电厂应对全厂断电事故的能力,并综合考虑福岛改进行动的要求,使用严重事故分析程序MELCOR开展SBO事故缓解能力分析。通过研究主泵轴封,汽动辅助给水,一、二回路补水等因素,并考虑设备可用性及可到达时间,给出了影响全厂断电事故进程的关键环节。分析结果表明,改进后的M310系列核电厂可有效缓解全厂断电事故,使反应堆冷却至可控状态,避免放射性物质向环境的大量释放。     

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。     

典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究

本文选取VVER-1000堆型和二代国产两环路核电厂,采用RELAP5程序研究分析了双相停堆工况下等效直径为10~100mm破口失水事故(LOCA)进程。计算结果表明,核电厂安全系列设置和整定信号等设计区别对操纵员不干预时间和有效缓解措施有较大影响。如借鉴VVER-1000相关设计理念对国产两环路核电厂做出适当调整,可增加两环路核电厂中、小LOCA的安全裕量。本文研究结果可为三代自主化核电厂研发和事故管理导则的研究工作提供参考,并为增强反应堆的安全性提供思路。     

HTR-PM进气事故缓解措施初步分析

热气导管双端断裂(DEGB)事故因其可能造成的严重后果逐渐引起研究者的大量关注。对于200 MWe球床模块式高温气冷堆(HTR-PM),DEGB进气事故是其事故安全分析中重点关注的事故类型。针对HTR-PM DEGB进气事故,提出了从装料管注入一定流量的氮气或氦气以缓解事故后果的方案,并利用系统分析程序TINTE-TIIXUW,计算分析了注入不同流量氮气和氦气对进气事故的缓解效果。分析结果表明,注入氮气时,注气流量需达到一定值才能起到缓解效果,而注入氦气时,注气流量小或大均能有效缓解事故后果,这为后续的实际工程应用提供了很好的参考和帮助。     

秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的研究

采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SAN ONOFRE核电站的1PE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理。通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证：     

秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究

采用基于SCDAP／RELAP5的核反应堆严重事故分析平台．分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。     

秦山一期核电站未能紧急停堆的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究

选择失去主给水、失去厂外电和正常运行情况下控制棒失控提升3个典型的导致未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)的初因事故,采用自行研制的基于SCDAP／RELAP5／MOD3．1的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站ATWS初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,对防止ATWS导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。计算分析结果表明,二回路补水和一回路卸压的事故缓解措施能有效地阻止堆芯熔化进程。     

核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分析

RCC-M、ASME(2007版)及GB 50267-97为目前核电厂设备、系统、部件设计所遵循的主要技术标准,3者对核电厂部件的分级基本相当,在核2级承压管道设计方面的规定内容相似但不完全相同.在地震输入方法上,GB 50267-97、ASME(2007版)及RCC-M基本相同,GB 50267-97中硬土场地的水平...     

秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析

采用模块化严重事故计算工具,对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析.在此基础之上,参考美国联邦法规10CFR关于氢气控制和风险分析的标准,对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究.分析结果表明:大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%,具有一定的整体性氢气燃烧风险,小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险,但仍然存在局部氢气燃烧的可能.     

福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析

本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升。96h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800kg。事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却。     

福清核电1号机组辐射控制区的建立难点及应对优化措施

辐射控制区建立作为机组装料的必要条件之一,是辐射防护部门从调试生产准备到接产运行的一项重要工作。本文概述了控制区建立的基本要求,着重从“出入口的改造和投运”、“控制区边界门验收”、“核岛控制区实体隔离建立”、“核清洁控制区建立与管理”等4个方面介绍福清核电1号机组控制区建立过程中与工程建设相关的工作,针对其中的工作难点和应对优化措施进行分析和总结。     

核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析

概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措施的计算分析结果.计算结果表明,在无缓解措施情况下,安全壳底板熔穿时间在10.08～13.4d范围内,H2的产生量在12760～13159kg范围内;顶部冷却是较好的MCCI缓解措施,能明显延长安全壳底板熔穿时间、降低H2和总不可凝气体释放量.