核电厂、研究堆及专用核设施事故分析审评模式探讨

对核电厂、研究堆和专用核设施安全分析报告的核安全审评。是为了克保核电厂、研究堆和专用核设施在正常运行和各类事故条件下的安全,保护工作人员、公众和环境。其中,对安全分析报告中事故分析的审评,是整个核安全审评的关键,本文结合作者近年来对部分核电厂,研究堆和专用核设施的审评实践,对事故分析审评模式进行初步的探讨,作者认为对事故分析的审评,应该遵循有关的核安全法规和规范,着重关注所分析的事故谱是否完整、是否满足事故分析的基本假定、初台条件是否保守、计算机程序是否适用、包络性事故分析的结果是否满足验收准则等方面,此外,事故分析应借鉴国际核安全实践经验与技术发展,数据与其它章节要自洽,分析要考虑人因工程,分析结果应合理可信。我国目前还没有一套关于核设施事故分析的规范和标准,作者对制定这方面的法规和规定提出了自己的看法,通过对事故分析审评模式的探讨,能促进审评者和营运者更好理解法规,也能使双方在法规和现实之间及时达成一致意见,对我国的核事业健康发展是有积极作用的。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值。     

我国2016—2020年辐射事故回顾与分析

为了汲取辐射事故经验教训,提升我国辐射安全水平,在生态环境部开展《核安全与放射性污染防治十三五规划及2025年远景目标》终期评估工作的基础上,对2016—2020年我国发生的辐射事故进行整理总结,分析事故类型、级别、后果,并就辐射事故反应出的问题进行探讨,提出优化辐射安全监管、核安全文化培育、建立辐射安全评价指标以及健全辐射事故损害赔偿机制等建议。     

AP1000全失流事故DNBR计算分析

AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。     

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。     

田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析

田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结果表明,所有失流事故均满足安全准则的要求,核电站的安全是能够保障的。     

岭澳核电站落棒事故DNBR限值计算

在岭澳核电站的安全分析报告第15章事故分析中，落棒事故的DNBR限值计算是采用半统计方法进行分析的，但仅给出了限值计算假设及结果．本文对该限值进行了半统计方法的分析计算，以验证安全分析报告给出的限值是否正确，同时，从另一方面证明本文采用的分析过程、方法的正确性．     

IAEA技术文件丛书《事故工况下的燃料建模》摘要

本出版物概述国际原子能机构(IAEA)关于事故工况下的燃料建模的协调研究项目的结果和结论,该项目是在福岛事故后根据原子能机构核安全行动计划发起实施的。该项目的总体目标是分析和更好地了解事故工况下的燃料行为,重点是冷却剂丧失事故。     

核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理

全面分析压水堆核电厂蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故,从探测手段和事件核安全分析方面总结事故处理的关键策略,分析事故处理的难点及关键风险。以美国Indian point 2核电厂的SGTR事故为例,阐述事件的详细处理过程,给出了相应的操作经验教训。     

美国核管会成立核安全和事故响应办公室

【据美国核管会网站2002年4月5日报道】美国核管会(NRC)成立核安全和事故响应办公室,以合并NRC在安全、保障和事故响应方面的工作并优化资源。新成立的办公室将向负责反应堆计划的执行副董事汇报工作,组建工作于4月7日开始启动。成立新的核安全办公室是NRC在美国发生“9·11”恐怖事件后所实施的彻底检查保障和实物保护计划的一个产物。如今,保安责任的分配取决于需要保护的设施的类型。例如:核燃料安全防护和保障办公室(NMSS)负责保护核燃料循环设施,核材料、运输、处置和一些核废物贮存设施,以及与这些设施相关的管理工作。核反应堆…     

核电厂新增事故规程I RCP 10的设计和设置

核电厂事件导向法(EOP)事故处理规程以预先研究核事故的发展过程为基础,随着运行事件/事故的不断反馈及人们对核安全认知的加深,各种之前没有考虑到的事件/事故被逐步引入到EOP体系。根据运行经验反馈和核安全审评的要求,新增EOP事故处理规程《一回路放射性突然升高》(I RCP 10),其目的是在燃料元件完整性丧失情况下,合理有效地控制核电机组,保证事故产生的放射性不会对运行人员及后续的废物处理过程造成危害。     

铀浓缩厂事故安全监管分析

通过分析铀浓缩厂核与辐射安全方面的因素,判断铀浓缩厂发生核事件或事故的危险等级,以便于在核安全监管中做出合适的监督.对UF6泄漏事故的分类、对UF6泄漏量的分析计算、人为介入和环境影响情况等方面对可能发生的事故进行了浅析,进而从核安全监管的角度提出了预防铀浓缩厂核事故的意见建议.分析发现,铀浓缩厂存在的可能事故中最主要...     

外部水淹事故对核电厂安全影响分析

福岛核事故后,核安全当局及核电业界对外部水淹事故可能对核电厂造成的安全影响重新进行了定位。目前,国内二代核电厂采用的事故处理规程体系中并无专门针对外部水淹事故的处理策略。本文针对国内某典型二代在役核电厂,采用洪水裕度分析(FMA)分析方法对其发生外部水淹事故时核安全的影响进行了初步分析。结合电厂保护系统及专设安全设施设计,选取了可将反应堆成功退防至安全停堆状态的事故处理关键成功路径。在对所选取路径涉及设备进行分析后,最终评估得出该核电厂所具备的关键成功路径及对应的防外部水淹能力,为日后通过改进相关设施以提高电厂防外部水淹提供了技术支撑。     

SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析

目前,我国现有"二代加"压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不足以揭示事故后果的全面影响,必须进行全范围事故分析。小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(CDF)中的贡献是概率最大的事故序列之一。本文采用CATHARE程序详细分析了"二代加"压水堆核电厂发生SBLOCA叠加高压安注(HHSI)失效状况下的全范围事故,根据该分析结果初步识别出了现有核电厂安全设计的薄弱环节,对此,本文提出了初步改进建议措施。     

秦山核电二期工程超设计基准事故研究

简要介绍秦山核电二期工程最终安全分析报告第15章第9节关于超设计基准事故研究的内容,包括典型的几类超设计基准事故的定义、起因、分析方法及原则、事故处理规程及其放射性后果.     

核电厂激发事故初因的人因事件分析

人因可靠性分析(HRA)已成为概率安全分析(PSA)不可或缺的内容.激发事故初因的人因事件(B类人因事件)分析作为HRA的重要组成部分,在国内外尚无正式的分析报告.本文描述了B类人因事件的定义和分类,建立了B类人因事件分析基本程序和方法,该方法已在国内某核电厂最近的HRA分析中得到应用.文中还对1993年～2002年WANO 940件运行事件和国内某核电厂运行事件进行了B类人因事件统计分析和发生原因分析,并据此提出了预防和减少B类人因事件的措施.     

RELAP5程序对AP1000核电厂SGTR事故的分析能力研究

蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是压水堆核电厂需要评价的一个重要的设计基准事故。先进非能动1000 MW核电厂(简称AP1000)在执照申请时使用专门的程序LOFTTR2对SGTR事故进行热工水力分析。为了验证RELAP5程序对AP1000 SGTR事故的分析能力,建立AP1000的RELAP5模型并进行计算分析。分析结果表明,无论是热工水力进程还是场外放射性剂量后果,RELAP5程序的计算结果都与安全分析报告中的结果符合得很好。RELAP5程序和所建立的模型能够用于其他SGTR相关的分析。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求.本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,...     

5MW低功率堆事故分析

本文分析了5MW 低功率堆(5MW LPR)两个严重事故——快速反应性引入事故和失水事故。结果表明,只要反应堆能及时停堆,无需采取其它任何措施,就可以保证在这两个严重事故工况下反应堆的安全。