非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价

非能动安全壳热量导出系统（PCS）是华龙一号（HPR1000）设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程，分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性，并从概率安全分析指引的角度，分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明：PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果，可有效提升HPR1000的安全性。     

从多重故障角度探讨高放废液贮存系统DEC

设计扩展工况（DEC）分析是核电设施超设计基准事故分析的重要内容,目前后处理设施领域尚无这方面实践。以后处理设施高放废液贮存系统为研究示范对象,基于工程判断和确定论方法,从多重故障的角度识别DEC。研究结果表明:在高放废液贮存系统的29例工况中,14例不会造成放射性物质向外环境的超标释放,属于DEC;8例可能造成放射性物质向外环境的超标释放,如果混凝土浇筑层对废液具备包容功能、设备室具备泄爆或抗爆功能,则这8例工况不会对外环境造成超标释放,也可纳入DEC;剩余的7例会造成放射性物质向外环境的超标释放,应通过提高橙区过滤器间排风过滤、烟囱的设备可靠性,实现放射性气溶胶向外环境释放的量级不超过选址假想事故的释放水平。      

基于可靠性的一种单一故障准则分析方法

根据传统确定论的单一故障准则分析方法,所有应对DBC2～4的安全组合都应采用冗余设计,过于保守,经济性较差,悖离了三代核电厂简化设计的要求。鉴于设计工况分类的严重性与其发生频率呈单调递减的特性,本文通过概率论方法研究出一种基于可靠性的单一故障准则设计要求,并在反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统(RFT)中按此进行设计,很好地满足了单一故障准则设计要求,同时提高了经济性。上述研究表明,采用基于可靠性的单一故障准则分析方法,与传统的确定论对于单一故障准则的设计要求符合性很好,简化了系统,降低了工程造价且更接近实际安全设计需要,对于"华龙一号"走向国际市场奠定了基础。     

基于SPND跳堆功能研究

反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下,反应堆保护系统自动启动,执行跳堆功能,使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能,偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器（SPND）测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究,进一步分析和研究反应堆保护功能的要求,以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明,现有设计能满足标准法规的要求。     

HTR-10安全负压通风系统的设计

由于高温气冷堆具有固有安全性，因此在高温气冷堆的设计中采用通风式包容体替代了密封承压式安全壳，在供暖，通风与空调（HVAC）系统中相应采用了安全负压通风系统，以保证包容体在正常工况或事故工况下都能满足与安全相关的一切功能，本文介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）安全负压通风系统的设计与评价。     

华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法

本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单,再结合确定论分析方法进行工程判断,进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。该方法满足《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)的最新要求。本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。     

JMTR低浓铀燃料安全分析

JMTR（日本材料试验堆）低浓铀（LEU）硅化物燃料的应用许可证于1992年3颁发，堆芯转换定于1993年进行，为了验证安全设计原则的有效性，对JMTR的LEU堆芯进行了安全分析，也评估了异常工况下的安全准则，结果表明，对于一次冷却管道破损，应急冷却系统和安全保护系统需要改进，其它假设的异常工况证明可以由现有的安全系统安全地处理。     

国际原子能机构SSG-30安全分级方法应用解析

安全分级的目的是确保物项的设计、制造、建造、调试和运行采用恰当的要求,使物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量,进而确保安全功能的实现。国际原子能机构（IAEA）2014年颁布的核电厂构筑物、系统和部件（SSC）安全分级导则（SSG-30）,其安全分级原则涵盖核电厂5个纵深防御层次,从设计预防措施和安全功能分类两个维度识别安全相关物项的重要性,考虑核电厂运行工况状态和放射性与运行限值的要求,进而确定物项的安全级别和相关的规范要求。      

核电厂设计扩展工况供电要求分析

随着核电技术发展,核电厂的安全目标向扩展、深化的层次变化,新的核安全法规标准进一步提高了对核电厂安全的要求。设计扩展工况概念就是核电安全发展的重要内容。相对于设计基准工况,新核安全法规明确要求核电厂应设计具有用于设计扩展工况的安全设施。作为设计扩展工况安全设施的动力源,设计扩展工况电源的设计在核电厂电源系统设计中具有十分重要的作用。本文介绍了压水堆核电厂电源系统组成及设计,分析了新法规标准下设计扩展工况及其应对基本要求,并对设计扩展工况电源设计依据、要求和应用进行研究,提出了三代核电的设计扩展工况电源设计对策。     

安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究

在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线（安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线）改进,将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用,结合基于H4管线改进的现实性事故分析,设计出中、小LOCA叠加H4工况（低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去）事故处理的策略及手段。     

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统（PRS）应用于改进型压水反应堆存在限制条件，构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远，使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计，采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关，管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程，并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明，各方案均能实现系统功能，在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点，结合工程实际，管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。     

System80＋^TM标准电站设计和运行评价

System80^ 标准电站设计是一种1400MWe改进型先进轻水堆（ALWR），该设计满足电力研究所（EPR）先进轻水堆ALWR用户要求文件（URD）和国际核电市场的需求，它不仅更安全，而且维修和运行更经济。ABB燃烧工程公司的核电反应堆采用了纵深防御过程：（1）增加基本设备设计余量，提高正常运行期间的性能，并降低不可预计的瞬态或事故的可能性；（2）为了减缓设计基准事故和防止严重事故，提高了安全系统的冗余度和多样性；（3）提高了严重事故减缓能力。本文描述了最重要的改进系统和设备，重点是严重事故预防措施和减缓能力。改进的设计特点以渐进的方式使用已验证的设备来实施。这种方法确保电站安全和经济地运行，正如在美国和韩国运行中的电站所证实的一样。本文概述的详细研究表明System80^ 电站的可利用率预计超过了ALWR87％的要求，预计年运行和维修费用将减少1400万美元。     

基于现代集成制造系统的核安全集成管理系统研究

为提高核电站运行的安全性、可靠性和经济性，以计算机集成制造系统与现代集成制造系统（CIMS）的“集成”思想为指导，提出了核安全集成管理的新方法。对核安全集成管理系统的设计进行了研究。采用数据库和工程数据管理技术（PDM）实现核电站的信息集成。在系统设计时，针对核电站安全管理特点，将核电站与安全相关的工作按性质分为不同的类型，在总系统下设计若干个分系统，每个分系统完成一种类型的核安全管理工作。在基于CIMS的集成环境下，每个系统既相对独立又相互联系，通过全局信息共享系统实现信息共享，从而确保核安全工作高效、协调而有序地进行。     

WCOBRA／TRAC最佳估算方法在AP600大破口失水事故分析中的应用

AP600属于简易的先进压水堆设计，采用非能动安全系统，该系统起到了现行反应堆（McIntyre和Beck，1992）中能动的应急堆芯冷却系统（ECCS）的作用。为了验证AP600设计能够减缓假想大破口失水事故（LOCA）的后果，采用美国核管会最近批准的LOCA最佳估算方法（BELOCA），在标准安全分析报告中，对AP600大破口LOCA事故进行了分析。WCOBRA／TRAC程序针对AP600的特点进行建模，验证了匾柱型堆芯试验装置（CCrF）和上腔室试验装置（UPTF）的下降段注入试验的有效性，对AP600大LOCA事故工况下喷放和再淹没冷却传热的不确定性进行了再评估，保守的最小膜态沸腾温度用来定义喷放冷却的边界参数。由于采用了局部模型和总体模型，并采用了统计近似方法，再加上初始条件和边界条件的限制假设，BELOCA简化了对计算程序不确定性的定量计算。最终分析得到的95％包壳峰值温度（PCT95）为1186K，满足10CFR50．46的标准，并留有很大的裕量。本文因此得出结论：AP600的设计能够减缓假想大破口LOcA事故后果。     

关于核电厂设计扩展工况的初步探讨

福岛事故后,为进一步提高核电厂核安全水平,主要核电国家和组织正在开展新核安全目标和理念的研究。本文结合当前国际上核安全要求的发展趋势,对"设计扩展工况"(Design Extension Conditions,简称DEC)这一概念进行了初步探讨,主要包括其意义、内涵、可接受准则、对纵深防御原则的影响,以及设计扩展工况安全设施的设计要求等,希望为国内建立新的核安全要求起到抛砖引玉的作用。     

“玲龙一号”反应堆研发关键技术

模块式小型反应堆（SMR）是一种新型的核能系统。“玲龙一号”反应堆（ACP100）是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法,极大地提高了安全性,超过了三代核电安全标准要求。      

基于RELAP5的双功能液态锂铅实验包层模块安全分析

利用嵌入了液态锂铅（LiPb）的热工水力子模块的系统程序RELAP5/MOD3,对双功能液态锂铅（DFLL）实验包层模块（TBM）的安全特性进行评价。对DFLL-TBM及其辅助冷却系统的稳态运行工况、预期运行事件和相关事故工况进行了建模、计算和分析。计算结果表明,稳态运行时第一壁（FW）结构材料表面最高温度低于允许值550 ℃。事故工况下氦气泄漏引起的ITER真空室（VV）、窗口设备室（port cell）以及托卡马克冷却水系统大厅拱顶（TCWS vault）的增压均低于ITER要求的限值0.2 MPa。实验包层钢结构不会熔化且可通过辐射换热有效地导出衰变余热。DFLL-TBM的设计可满足ITER对其热工水力安全方面的要求。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统（PCS）进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统（RCS）大破口丧失冷却剂事故（LOCA）工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明：PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。     

除氧器水位控制的人-机接口设计研究

基于人因工程（HFE）的设计原则,以核电厂二回路主给水除氧器系统为例进行性能需求分析,得到不同层次的静态功能数据库,确定了主给水除氧器系统运行所需的基本信息流及其处理要求。为应对核电厂冷态启动、低负荷和高负荷工况下的操作要求,通过建立给水加热和除氧功能（F01）模块图和运行模式表,明确与控制室有关的功能因素。基于功能分配原则对除氧器水位控制进行研究,实现水位控制的无扰动过渡方案,通过了人-机接口设计验证,为国内开展HFE分析研究提供借鉴。      

用RELAP5—3D和CFD软件对超高温反应堆出口腔高温气体流动进行分析

无论是在正常工况还是假想事故工况下，都应该对超高温反应堆（VHTR）的系统特性进行预测。还应对装置的事故序列和非能动安全特性进行准确预测。这些非能动安全特性的不确定性可能对最终的系统特性有很大影响。由于这些性能预测的需要，有必要对设计工具进行开发、测试和验证，以证明设计概念的可行性，并指导装置部件的改进。气冷反应堆已被确定的一个设计问题是从堆芯出来进入出口腔的冷却剂在出口腔内的热量交混。不完全的热量交混会对下游部件造成热应力。为了提供流动情况的详细描述，本文通过将热工水力系统程序、，1讯模型耦合至计算流体动力学（CFD）出口腔模型进行分析。从系统程序VHTR模型获得的出口条件为CFD出口腔模型提供入口边界条件。通过用这种方法耦合2个软件，很好地模拟了出口腔重要的三维流动效果，同时避免了用CFD软件对整个反应堆进行模拟所需要的浩大的计算量。计算结果表明，除了一个流道外，通过耦合边界的压力、质量流量和温度在其他每个位置上的误差不超过5％。分析中用到的耦合辅助程序可以被用于许多不同的需要对整个范围进行局部详细三维模拟的场合。