福岛核事故后核电厂安全改进行动分析

介绍了福岛核事故后世界上主要核电国家相继开展的核电厂安全检查、再评价行动,并得出相应的检查和测试结论。法国、美国和中国等国家分别提出了福岛核事故后改进核电厂安全的建议、要求和行动,并制定了具体工程措施：在极端外部事件的设防,严重事故预防和缓解,水、电、通风实体改进,限制严重事故下的放射性释放和应急准备等主要方面开展的安全改进行动,将会提高核电厂的安全水平并提升缓解严重事故的能力。反思福岛核事故,总结福岛核事故对核电安全技术改进的促进作用,对未来核电安全技术的发展进行了展望。     

利用福岛第一核电厂事故期间环境监测资料反推事故释放源项

2011年3月11日,日本福岛核事故导致放射性物质向大气环境的大规模释放。本工作利用大气数值预报模式WRFV2.2.1和大气弥散模式CALPUFF,对事故期间放射性物质的大气输运和弥散进行了模拟。应用大气释放源项的逆推算方法,结合单位释放率条件下的大气弥散模拟结果和环境监测数据,对福岛第一核电厂1到3号机组向大气环境释放的放射性核素总量进行了评估,推算的131I和137 Cs气载释放量分别为8.6×1016 Bq和8.6×1015 Bq。     

核电厂严重事故下氢气源项的不确定性分析

基于LHS（拉丁超立方体抽样）方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电（SBO）严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时燃料棒能维持几何形状的最高温度、熔融物烛流过程最大流速作为不确定输入变量,经过对100组输入集的计算,最终得到了95%置信度下压力容器内氢气产量的统计分布及各参数的影响程度。结果表明：压力容器内的氢气产量在239～424 kg范围内,相当于34.5%～61.2%锆 水反应产生的氢气量,且符合正态分布;碎片床孔隙度对压力容器内氢气产量有显著正相关影响。     

福岛乏燃料水池事故探讨

日本福岛核事故暴露出乏燃料水池安全的重要性和严峻性,乏燃料水池的安全监管应给予高度重视.本文描述了日本福岛第一核电厂乏燃料水池的基本情况,简要分析了4号机组乏燃料水池的事故起因和乏燃料源项,最后总结了从此次事故中汲取的经验教训.     

A simple method for estimating the structure temperatures and the cesium revaporization inside the reactor pressure vessel – II: Feasibility study for the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

The present article is the second part of a two-part article, examining the feasibility of the method proposed in the preceding part. In this method, the ratio of the core uncovered from water x _u, the ratio of the core flooded by water x _f, the ratio of the core slumped into the pedestal area of the drywell x _s, and the ratio of the injected water leaking before reaching the core x _wl are the four important uncertain parameters. The base case study shows that water injection via the core spray line is more effective to cool the uncovered core and to reduce the amount of cesium hydroxide (CsOH) released from the drywell. The sensitivity study is conducted by introducing the dimensionless decay heat N _qd, which combines the effects of x _f, x _s, and x _wl on the steam generation rate associated with the forced convection cooling in the reactor pressure vessel (RPV). The results show that the temperatures of the uncovered core and the other structures increase with N _qd. Consequently, the release rate of CsOH also increases with N _qd. The relationships of the measurable RPV wall temperature with the temperatures of the uncovered core and the structures as well as the release characteristics of CsOH are also examined.     

福岛核事故后日本核电厂新安全要求的研究

介绍了日本核电厂新安全要求的出台背景和内容概要,分析了新安全要求现阶段存在的问题和需要改进的方向。将日本核电厂新安全要求中的内容和特点加以总结,为我国提高核安全监管水平提供借鉴和参考。     

日本福岛第一核电站事故源项及后果评价

根据已有的日本福岛第一核电站相关资料,利用美国核管理委员会《轻水堆核电厂事故源项》中的假设条件,计算出事故后安全壳内的放射性源项,综合考虑各种不确定性因素,得出较为保守的环境释放源项。采用美国核管理委员会RG 1.4中大气扩散模式的假设计算大气弥散因子,并应用ICRP 71号出版物F、GR 12号报告等资料中的剂量计算...     

基于安全壳近程探测数据的事故源项反演方法

在发生核电厂严重事故时,为更加快速准确地估算释放至环境的气载放射性核素泄漏速率,提出了一种新的源项反演方法。该方法基于在安全壳附近主动布设的移动探测点所获取的γ能谱数据反演源项,研究了合适探测距离的选择、移动探测点的有效布设及准确反演单个核素泄漏速率的方法。根据研究结果,选择气载放射性核素中泄漏量及特征γ射线能量均相对高的⁸⁸Kr作为特征核素进行能谱分析;确定合适的探测距离范围为距离安全壳100 m以内;建立γ能谱数据与特征核素泄漏速率的关系,在数值上准确反演放射性核素的泄漏速率。     

A simple method for estimating the structure temperatures and the cesium revaporization inside the reactor pressure vessel – I: Basic concepts and model descriptions for the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

This paper presents a simple approach for estimating the structure temperatures including the uncovered reactor core inside the reactor pressure vessel (RPV) and the release rates of fission products deposited in the RPV to the reactor building (R/B) at a certain time after the occurrence of a severe accident at a nuclear power plant (NPP). First, basic concepts are presented and then, a simplified steady-state heat balance model is proposed for estimating the temperatures of the uncovered reactor core and the upper structure in the RPV as well as the temperature of the RPV wall. In addition, models for estimating the revaporization rate of cesium hydroxide (CsOH) in the RPV and the leak rate of CsOH to the R/B via the drywell are also presented. The proposed approach is anticipated to be applicable to the damaged Units 1–3 of the Fukushima Daiichi NPP.     

核电站预防性维修的重要性

日本福岛核事故后,我国核电站认真吸取教训,在总结经验教训的基础上,结合核电站设计和运行的关系说明了核电站预防性维修的重要性。文章介绍了预防性维修的内容和制定预防性维修大纲的基本技术方法,阐述了核电站预防性维修的方法及其所起到的安全保障作用。     

根据核电厂工况进行应急防护决策

介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的有效性 ,提高在事故期间进行防护决策的科学性 ,建议我国应尽快掌握和研究制定核电厂应急行动水平、事故期间评价堆芯损坏和估计源项的方法学     

日本福岛核电站事故后的海洋放射化学

由于对环境影响的关注,日本福岛核电站事故后,人们进行了大气、陆地和海洋环境人工放射性核素变化监测与研究,研究的主要核素是131I、137 Cs、134 Cs和129I。除了关注浓度水平的变化外,还进行了通过大气和海流对事故释放的放射性核素运行路径的模拟研究。研究表明,受气候条件的控制,事故释放进入大气的放射性核素先经过太平洋到达北美,然后越过大西洋到达欧洲,最后绕北半球一周后到达中国。除事故核电站周边外,全球大气中131I活度浓度在mBq/m3量级,137 Cs活度浓度在0.1~1mBq/m3量级。事故释放进入海洋的放射性核素将随海流向东输运,然后在北太平洋随环流输运。研究也发现在离开源地不远的海区,由于混合进入200m水深以下的次表层水,在远离事故核电站海区水体的137 Cs活度浓度可达100Bq/m3,但大部分水体137 Cs活度浓度在Bq/m3量级,仅稍高于本底水平。     

田湾核电厂一回路水化学优化与辐射源项控制

压水堆核电厂一回路辐射场的影响因素众多,主要有两个方面,一是系统设备的材料,二是一回路水化学参数。本文对田湾核电厂溶解H₂、硼碱协调曲线控制、注Zn技术、停堆氧化对辐射源项的影响进行探讨,最后提出建议。