三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究

安全壳直接加热（DCH）是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法（ROAAM）,利用双隔间平衡（TCE）模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明：熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。     

压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估

在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。     

压水堆核电厂核岛蒸汽供应系统的设计

作者选择几个国内典型的压水堆核电厂——秦山二期核电厂、大亚湾核电厂、岭澳核电厂和田湾核电厂，对其核岛蒸汽供应系统（包括主蒸汽系统和大气排放系统）进行比较和分析，希望能为主蒸汽系统和大气排放系统的设计提供帮助。     

第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较

以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例, 比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点, 对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。     

国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验研究

快速冷却功能是我国自主三代核电技术所采用的一项新设计特性.其作用是在事故工况下,由安注信号触发大气排放阀的开启并自动调节,从而对反应堆冷却剂系统实施快速冷却,确保中压安注尽快注入.为验证快速冷却功能的正确性和与设计的符合性,经研究需开展调试首堆试验.该文描述了国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验的实施方案和设计方法...     

先进压水堆核电厂应急计划区探讨

探讨了影响核电厂应急计划区大小的主要因素并阐述了作者的技术见解,提出了在先进压水堆核电厂应急计划区范围测算过程中,严重事故截断概率取10^(-8)的建议。     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...     

压水堆核电厂内部水淹危害性分析方法初步探索

内部水淹是威胁核电厂安全的风险源之一。根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准及实践,归纳提炼出具有工程参考意义的内部水淹危害性分析方法(源方法和设备分析方法),并以国内百万千瓦级压水堆核电厂特定房间为研究对象,采用源方法进行水淹危害性分析。分析结果表明该房间内的水淹对电厂安全不构成威胁,验证了内部水淹危害性分析方法的合理性和有效性。     

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。     

核电厂事故条件下内部泄漏途径对主控室可居留性剂量影响研究

为充分考虑事故条件下内部泄漏途径对核电厂主控室可居留区内工作人员的辐射安全影响,建立了考虑内部泄漏途径的放射性物质迁移模型,改进了舱室模型,分析了事故工况下主控室可居留区及周围非居留区厂房内放射性物质活度,开展了国内某核电厂主控室可居留性剂量计算分析,并对贯穿件泄漏率进行了敏感性分析。分析结果表明:考虑了内部泄漏途径的方法计算所得主控室可居留区内工作人员的甲状腺当量剂量分别是未考虑内部泄漏途径的8.704倍和120.749倍,其中以吸入内照射途径引起的有效剂量增加及甲状腺当量剂量增加尤为显著,有效剂量达到0.628 mSv,甲状腺当量剂量达到6.32 mSv,低于HAD 002/01-2019中的限值。贯穿件泄漏率的敏感性分析表明,在核电厂事故工况下,主控室可居留区内工作人员的有效剂量和甲状腺剂量与贯穿件泄漏率呈现出较为明显的线性正比关系。根据本文的研究结果对我国核电厂主控室及贯穿件的辐射防护设计提出了改进建议。     

核电厂主控室可居留性内漏剂量模型的研究

核电厂主控室无过滤渗漏风（内漏）的放射性影响是可居留性评价的重要部分,目前针对该部分的剂量模型过于简化,不符合实际工程设计。本研究结合核电厂实际设计特征,对内漏源项迁移机理进行研究,推导放射性活度微分方程,建立主控室可居留性内漏剂量模型,选取典型设计基准失水事故（LOCA）和发生堆熔的大破口失水事故（LB-LOCA）开展模型应用,并与目前常用的简化模型进行对比。结果表明,采用简化模型在LB-LOCA工况下的剂量结果小于采用本研究模型的结果,简化模型无法包络所有事故情景。经分析,本研究建立的内漏剂量模型更符合实际场景,适用于主控室可居留区域的内漏影响评价,并可用于内漏试验结果的验证以及工程项目设计。      

核电厂事故条件下主控室可居留性剂量评价方法

基于美国核管会(NRC)对核电厂主控室可居留性评价的技术要求,并结合我国二代改进型核电厂的设计特点,提出完整的主控室内可居留性人员剂量评价模型。相对于国内现有的计算方法,新模型可兼顾设计基准事故与严重事故情况,采用组合尾流模式计算短期大气扩散因子,结合可居留区域划分及通风系统的设计特点考虑建筑物及通风系统的未经过滤的泄漏对评价计算的影响。     

事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。     

数字化核电厂主控室操纵员班组行为研究

核电厂主控室数字化后将引起班组交流合作等一些列变化,但以往针对班组的研究较少且主要以经验研究为主,较少有实证研究,以致在进行人因可靠性分析（HRA）时难以恰当引用或修正行为形成因子。本文使用行为分析软件以模拟机培训中一个班组为研究对象,首次从行为分析的角度研究了数字化后主控室班组行为特征和组织结构的有效性。对班组成员在一次事故培训中的交流行为进行了统计分析,研究结果表明,数字化后操纵员班组为一个分工明确、层次清晰的组织结构。      

核电厂数字化主控室操纵员界面管理任务特征的研究

首先采用系统性人因失误减少和预测方法（SHERPA）分析操纵员界面管理任务中的关键行为;再用行为分析软件（INTERACT9）分析国内某数字化核电厂全范围模拟机上操纵员的操作录像视频,之后对INTERACT9采集的关键行为数据进行统计分析,得到4个操纵员界面管理任务的一般特征:①一、二回路操作员操作菜单栏、选择监视目标和打开参数界面的频率最高;②操纵员在选择进入不同系统界面的方式上趋向于选择从菜单栏进入;③一回路操纵员在正常工况和事故工况下的界面管理任务没有明显差异;二回路操纵员在正常工况下的界面管理任务明显少于事故工况;④正常工况下,一回路操纵员的界面管理任务显著多于二回路操纵员;事故工况下,一回路操纵员的界面管理任务与二回路操纵员的的界面管理任务相当。      

核电厂主控室通信系统可靠性改进技术方案

介绍了大亚湾、岭澳核电站主控室通信系统现状.根据核电厂通信系统的设计原则,深入研究了核电厂主控室通信系统的可靠性,提出了将各通信系统有机整合在一起的核电厂主控室通信系统优化设计技术方案.     

考虑人因的核电厂主控室认知可靠性模型研究

面对传统认知因素及认知建模所存在的缺陷,以核电厂主控室为参考背景,以人因为关键点,提出了一种基于贝叶斯网络的认知可靠性分析模型.该模型重点分析了影响认知可靠性的人因,对认知节点及认知节点所对应的影响因素提出了一系列方法及相应函数公式来计算认知可靠性.该模型及方法可以应用于核电厂主控室操作人员认知过程的评价.     

核电厂先进的主控制室相关技术研究

先进的主控制室系统是以网络技术和计算机技术为基础的分布式计算机监控系统.本文阐述了核电厂主控制室设计中人-机接口的重要性,描述了主控制室实验开发平台的配置及其功能分区与分配,并介绍了该平台完成的功能及先进控制室的特点.     

压水堆核电厂事故工况下最大上充流量的数值研究

使用计算流体软件Flowmaster 7.5模拟了某压水堆核电站的化学和容积控制系统(RCV)以及安全注入系统(RIS)。通过将正常工况下的模拟计算结果与设计参考值进行对比,验证了模型的可靠性。使用该模型预测了发生蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)后安全注入模式转为上充模式时最大上充流量与一回路压力的关系,并定量比较了采用不同数量的低压安注泵为上充泵增压时最大上充流量和相应主泵密封注入流量与一回路压力的关系。