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。     

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。     

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。