AP1000典型事故简要分析

AP1000典型事故包括失去外部电力负荷、失水事故、小破口失水事故、大破口失水事故、失水事故后的长期冷却、主蒸汽管道破裂、弹棒事故。通过对这些典型事故的分析,详细描述了事故的发生过程,讨论了事故后果及其影响。     

事故运行与事故分析的关系

事故运行规程是核电厂纵深防御原则的重要内容。事故运行的确定与事故分析密切相关。本文基于事故分析的特点和事故运行的内容进行分析,探讨了事故运行与事故分析的关系,提出了基于事故分析延伸事故运行的内容的原则。本文认为事故运行规程的制定需以事故分析为基础,同时依赖于全面、详尽的基于最佳估算方法的扩展事故分析。     

危冷系统对蒸汽发生器传热管破损事故缓解能力分析

针对蒸汽发生器传热管破损事故后果严重,危冷系统投入对事故缓解能力认识不清的问题,为提高危冷系统对事故缓解能力的认识,增强传热管破损事故处置能力,利用MELCOR程序建立了破损安全分析模型。通过计算对比分析了危冷系统投入与否对事故后果的影响,并比较了危冷系统对不同尺寸传热管破损事故的缓解能力。经仿真分析,明确了危冷系统对传热管破损事故的缓解能力,对提高运行人员事故处置能力及保证反应堆运行安全有重要意义。      

核辐射事故及其应急救援的特点

介绍了核辐射事故的分类、分期和分级,以及可能发生核辐射事故的单位和场所,分析了核辐射事故应急救援的特点,为应急救援人员了解核辐射事故的危害、掌握事故发展规律、做好救援工作提供参考。     

核动力装置的事故诊断系统

本文基于事故处置规程研究了核动力装置的事故诊断问题。通过对规程中事故诊断程序的分析,建立事故-征兆映射体系的数学模型,清晰地描述了征兆与事故之间的映射关系;基于事故-征兆矩阵提出了缺失有效数据诊断事故的方法,阶段I利用矩阵筛选出可能的事故集合,阶段II通过计算观测矢量与参考矢量间的几何距离评价阶段I的筛选结果;最后,基于两阶段判别设计了核动力装置事故诊断系统,并连接事故仿真程序PCTRAN/PWR,进行了在线仿真诊断测试,验证了事故诊断系统的有效性。     

核临界事故报警系统布置分析方法研究

本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析。     

大亚湾核电站应急状态下的事故评价

应急状态下的事故评价包括事故状态评估和事故后果估算。本文重点介绍了大亚湾核电站(GNPS)事故状态评估方法及相应的计算机辅助系统 (SESAME GNP) ,同时简要描述了大亚湾核电站改进后的事故后果估算系统 (RACAS GNP)。事故评价技术的改进增强了大亚湾核电站的应急响应能力     

M310机组应对全厂断电事故的优化研究

全厂断电事故作为一项超设计基准事故,在核电厂安全分析和设计运行中得到广泛关注。该事故产生的最大风险在于可能丧失堆芯衰变热排出功能,因此如何提高事故期间机组排出堆芯余热的能力,是本事故分析的核心。早在20世纪80年代,美国核管会便发布和实施了联邦法规10CFR 50.63,即全厂断电事故规则及相关技术文件,显著提高了核电厂应对全厂断电事故的能力。本文总结了美国核管会对全厂断电事故的考虑和核电厂的良好实践,对比国内实际,提出国内M310机组应对全厂断电事故的改进建议。     

运行核电厂事故管理若干问题的探讨

本文就运行核电厂事故管理的必要性、实施原则及事故管理大纲等问题进行了探讨。本文认为,为了在超设计基准事故发展过程中进行事故管理,应制定和实施核电厂事故管理大纲,使事故管理所需要的所有物项都处在备用状态,以便需要时进行有效地事故管理。     

基于PSA的核电厂核事故应急演习情景设计

本文以昌江核电厂概率安全分析(PSA)的结论为基础,通过研究相关运行事件/事故,梳理建设过程中不符合项或发生过的事件,筛选厂址区域自然灾害以及外部环境事件,收集国内、外其他核电厂已发生的事件/事故,初步选择了代表性与针对性强的事件/事故,选择合适的事故序列进行组合,形成若干个包络性较强的主事故序列,同时编制了部分可随时插入(在不影响主事故进程的前提下)的情景片段,可组合形成若干个随时间演变的完整事故情景。本文给出了事故情景个例分析,并就如何提高事故情景设计的合理性和针对性提出了建议。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。