日本研究和试验堆的安全设计及安全分析

核设施的基本安全政策是保护公众和现场工作人员的健康和安全，在正常运行和异常情况下避免不适当的放射性危害．日本研究和试验堆安全管理过程的执行是基于“核源材料，核燃料材料和反应堆管理法”。该法规定了核设施建造、施工，运行和退役许可证申请的基本规程．在日本原子力研究所(JAERI）建造了10座核反应堆和6个临界装置。它们被用于不同的用途，如核物理研究，反应堆工程和核安全研发、燃料和材料辐照试验，中子束实验、放射性同位素生产等．本文详细介绍了日本3号改建研究堆JRR-3的安全评价．     

非压水反应堆一种安全分级方法研究

物项的安全分级是核反应堆安全设计的基础和重要内容。考虑到反应堆各系统和设备对于核安全的重要程度不完全相同,设计中根据其承担的安全功能以及失效后果对反应堆建（构）筑物、系统和设备进行安全分级。随着我国核能科研和工程领域的发展,出现了多种类型的反应堆,其运行参数及系统设计与常规压水堆核电厂有很大区别,我国现有的针对压水堆制定的分级方法无法很好地适用于这类反应堆,导致了其安全分级存在一定困难。本文在分析现行HAD102/03和IAEA SSG-30物项分级方法的基础上,对SSG-30分级方法的思想和过程进行分析,并采用SSG-30的物项分级方法对典型池式反应堆进行安全分级,总结该方法在非常规压水堆上的应用特点,为此类型反应堆的物项分级提供指导。     

反应堆安全分析仿真机的支持软件的开发

研究了反应堆安全分析仿真机的物理模型、热工水力模型、辅助系统建模方法及数值计算技术,用全隐式差分法求解核蒸汽供应系统各个节块、节点的联立方程,在Windows平台下开发了仿真支撑软件与计算软件.用本文开发的安全分析仿真机与Relap5程序对小破口事故进行了计算比较.结果表明,本模型模拟破口事故主要参数的变化规律与Relap5程序的计算结果相符,且本仿真机能够进行实时仿真计算,计算稳定性较好.     

在处置反应堆及其它核设施产生的低放固体废物过程中豁免原则的应用

本文叙述了在处置反应堆及其它核设施产生的低水平放射性固体废物过程中实现豁免管理的方法。分别介绍了采用土埋和焚烧的方法或采用回收利用和复用的方法处置低水平放射性固体废物的豁免值问题，供审管部门在辐射源和实践的豁免管理的申请、审批和实施过程中参考。     

反应堆安全注射系统的GO法可靠性分析

应用GO法分析了反应堆安全注射系统的典型过程,推导了系统操作过程中各阶段的动态故障概率公式,给出了实际算例.结果表明,GO法可以直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;对于具有物流、多状态和时序性的复杂系统,GO法是一种比较有效的可靠性分析方法.     

核设施退役安全相关文件的类型及其标准格式与内容的探讨

在研究分析国际原子能机构有关核设施退役安全相关文件的出版物的基础上,结合我国目前实际情况,提出了我国应当制定的核设施退役安全相关文件类型建议,并对每类文件的格式与内容提出了具体建议,规范了核设施退役安全相关文件的编制,可保证文件编制和审评的质量和水平。     

聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层的初步概率安全分析

双冷液态锂铅(DLL)包层是聚变发电反应堆(FDS-Ⅱ)实现氚增殖及产能的关键部件。运用概率安全评价方法(PSA),利用自主开发的概率安全分析系统软件RiskA对FDS-Ⅱ/DLL包层进行了概率安全分析,结合热工水利分析的结果得出包层的熔化频率,并将其与压水堆、快堆的堆芯熔化频率进行比较。通过敏感性分析得出对FDS-Ⅱ/DLL包层较为敏感的几个子系统,对系统的设计及建造有着一定的指导意义。     

基于无人潜航器中的热管冷却反应堆安全分析研究

以一种无人潜航器中搭载的紧凑型热管冷却反应堆为基础,建立并优化了一套完整的热管冷却反应堆安全分析模型,其中主要包含堆芯功率瞬变模型、高温热管冷态启动模型与二维热管网格模型,针对研究对象设计了事故工况下的非能动余热排出系统。基于上述模型,开发了热管冷却反应堆安全分析程序,并采用文献公开的冷态启动、稳定运行的实验数据与安全分析程序计算数据进行了对比验证。验证结果表明,程序计算结果与实验数据符合较好,证明了程序的准确性与预测结果的可靠性。使用程序针对研究对象进行了典型事故分析,计算得到了热阱丧失事故下,反应堆在事故发生后延迟3 s停堆与延迟6 s投入余热排出系统条件下峰值温度为1085 K,低于热管最高运行温度;计算得到了引入阶跃正反应性0.47$与线性引入反应性±0.05$下热管冷却反应堆温度的瞬态响应,最高温度低于热管最高运行温度,且在反馈调节作用下反应堆在更高功率水平下达到新的稳态,体现了反应堆设计方案的良好固有安全性。     

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析（PSA）方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。     

脉冲反应堆脉冲运行瞬态的子通道分析

为获得脉冲运行瞬态的堆芯温度场变化情况,本文开发了适用于低温、常压工况的脉冲反应堆瞬态热工分析子通道程序PRC-STAC。利用TRIGA MARKⅡ反应堆的瞬态参数对程序进行了验证,验证结果表明,二者符合较好。利用PRC-STAC程序计算了西安脉冲堆燃料元件和堆芯冷却剂的瞬态热工参数,并讨论了脉冲运行对燃料元件的安全影响。     

国际革新与安全反应堆（IRIS）初步安全分析

利用最佳估算程序RELAP5对IRIS反应堆的安全性作了确定论分析。首先，对系统的主要部件分别进行了建模和检验，包括：反应堆压力容器、模块式的螺旋管直流蒸汽发生器和非能动应急热排出系统。然后，对整个一回路和安全系统进行了初步的事故瞬态研究。由于IRIS工程处于概念设计阶段，因此发表的报告只能作为初步的分析报告。实际上在目前阶段．反应堆部件、安全系统和反应堆信号逻辑都还没有得到确切的设计。 对3个“常规”设计基准事故进行了初步的评估：冷却剂失流事故、失水事故和主给水丧失事故。结果表明：在失水事战中，安全系统是有效的；在要求的时间内．堆芯能够保持淹没。这为下阶段的初步设计打下了基础。     

反应堆硼和水补给系统硼酸箱安全液位相关的设计分析和改进

反应堆硼和水补给系统的硼酸贮存箱主要用于贮存向化学与容积控制系统等补给用的硼酸.其硼酸贮存量需要保证反应堆达到冷停堆时保持在次临界状态,最不利情况为从热备用返回冷停堆.设计将此容量作为硼酸箱的安全准则值.与M310的反应堆硼和水补给系统部分设备是两台机组共用不同,"华龙一号"为每台机组一个完整的反应堆硼和水系统.其安全...     

反应堆厂房环形空间和安全厂房负压通风系统的改进分析

反应堆厂房环形空间和安全厂房负压通风系统用于维持双层安全壳之间的环形空间和安全厂房的负压值。在DBA和BDBA事故下,该系统运行,排风过滤后通过高烟囱排至室外,保证释放到大气中的放射性物质浓度在允许范围内。由于调试试验表明未达到系统设计负压值,且兼顾考虑新增安全壳气密性和强度试验后压缩空气的过滤排放功能,该系统被列为田湾核电站一期工程的改进项,并影响田湾核电站扩建工程的设计。本文通过分析,说明系统改进的必要性、改进内容和预期结果。     

概率安全分析得初步结果表明瑞典的奥斯卡港2号机组有严重问题

【美国《核子周刊》 1998年 5月 7日刊第 5页报道】　审管人员说 ,对瑞典奥斯卡港 2号机组概率安全分析 (PSA)得出的初步结果表明 ,它存在严重问题。他们认为对巴舍拜克 1号和 2号机组进行 PSA也会得出类似的结果。这些 PSA结果表明 ,造成此 6 0 0 MW沸水堆堆芯损坏的严重事故的可能性在 10 -3和 10 -4 之间。但是 ,审管人员告戒说 ,这些结果只是初步的。瑞典核动力检查局 (SKI)的一名系统工程师和 PSA专家 Christer Karlsson对《核子周刊》说 :“我认为这是个严重问题 ,但我认为这些分析结果有很大的不确定性。”SKI电厂安全负责…     

AP1000核电厂对安全有贡献的非安全物项质量保证要求

在AP1000核电厂中,由于全面采用非能动安全系统来缓解事故,除有限的提供安全相关隔离功能(如安全壳隔离)的系统外,所有能动系统均设计为非安全级的。但这些非安全级设备、系统和构筑物有提供电厂安全纵深防御和补充反应堆冷却剂及导出衰变热的功能。因此,这些需要额外监管的对安全有贡献的非安全物项都应满足10 CFR 50中附录B关于QA的18项要求,通过将这些要求与ISO 9001:2008《质量管理体系要求》进行对比,得出了针对安全有重要贡献的非安全物项,除一般的非安全级别物项的ISO 9001外附加的核质量保证要求,并提出了需要业主和供应商关注的事项和采取的措施。     

反应堆冗余系统共因失效参数的映射及不确定性分析

根据两种主要的共因失效机理,对缺乏数据的目标系统进行了共因失效率和α因子的映射分析,推导出了其上下映射的公式,并引入映射比率θ,对共因失效率和α因子的映射表达式进一步修正。采用概率发生函数,根据权值得到系统共因失效率的均值和方差,并结合映射得出各阶共因失效参数的均值和方差之间的关系表达式。结果表明,应用映射法和概率发生函数对共因失效参数进行不确定性分析,是依据源系统的经验数据来估计共因失效参数的一种有效方法。     

六氟化铀安全运输相关要求及我国运输实践中存在的问题探讨

本文梳理了《放射性物质安全运输规程》(IAEA SSR6)和《核能——六氟化铀(UF₆)的运输包装》(ISO 7195)中关于六氟化铀运输容器以及装运等相关运输的安全要求,结合六氟化铀运输核与辐射安全分析报告书的审查情况,针对我国六氟化铀运输实践中存在的问题进行了探讨,并提出了建议。     

概率安全分析的发展及应用展望

对于核动力厂,概率安全分析(PSA)是评价风险、认识风险和管理风险的有效工具.本文介绍了PSA技术在国内及国际上发展和应用情况,并结合我国实际对PSA的发展应用进行了一些展望.     

压水堆燃料元件制造设施安全相关事件的统计和分析

描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。     

微机型压水堆堆芯安全分析程序的开发及若干问题分析

建立了三区六节点压水堆堆芯数学模型。在微机的运行环境下 ,运用FORTRAN语言 ,采用模块化结构 ,编制了一套三区六节点压水堆堆芯安全分析程序 ,利用不同算法 ,研究并验证了堆芯稳态、瞬态各类运行工况 ,并对相关问题进行分析 ,提出一些有益见解