美国核管会关于小型模块堆厂址人口要求的考虑及启示

本文介绍了美国核管理委员会(NRC)关于反应堆选址过程中与人口因素相关的审管要求和评估准则,详细分析了NRC针对小型模块堆对涉及厂址人口要求法规的4种修订方案,提出我国在制定小型堆厂址人口要求过程中需要关注的问题:(1)考虑到总体社会风险并从厂址比选的角度出发,建立一个恰当的反应堆距人口集中居住区(或人口中心)边界的距离是必要的。此外,从纵深防御考虑,小型堆厂址仍然需要与人口集中居住区保持一个适当的距离;(2)基于小型堆选址事故后果及影响范围,建立与大型商用核动力厂相同社会风险水平的评价指标(如事故工况下厂址周围的集体有效剂量)是有益的;(3)公众可接受性和选址政策也是小型堆能否靠近人口集中居住区的重要因素。     

压水堆核电厂选址假想事故初步研究

简要介绍了核电厂选址假想事故的发展过程,比较了基于RG 1.183和RG 1.195选址假想事故源项的计算假设,结合AP1000和CPR1000两种堆型计算了选址假想事故源项,同时结合某核电厂址计算了对公众造成的辐射影响。计算结果表明:1)参照RG 1.183计算假设,AP1000和CPR1000核电厂公众受照剂量最大的两小时分别为事故后1.25~3.25 h和0.7~2.7 h;2)无论参考RG 1.183还是RG1.195计算假设,CPR1000对公众造成的辐射后果要小于AP1000;3)无论是AP1000还是CPR1000,参照RG 1.183比RG 1.195计算得出的选址假想事故源项对公众造成的辐射后果均较小。     

基于AST方法的AP1000失水事故放射性后果评价

本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作人员有效剂量、非居住区边界及规划限制区外边界公众剂量,剂量结果分别满足HAD 002/01-2010及GB6249-2011限值要求。同时,通过对关键参数的敏感性分析,进一步确定了对剂量起主导作用的核素组,并且研究了个体年龄及运动状态对其所接受剂量后果的影响。     

小型堆选址相关标准的适用性讨论

小型堆由于具有良好的安全性能而日益受到国内外关注。小型堆的设计目标是尽可能地靠近用户，但是其选址相关标准的制定尚处于起步阶段。本文采用假设的小型堆选址假想事故对内陆厂址和滨海厂址的非居住区和规划限制区半径进行粗略估算，并对现行标准中关于确定非居住区、规划限制区、应急计划区半径，以及放射性三废排放要求的具体规定是否适用提出了讨论。     

基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究

在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1.183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。     

核电厂直接安全壳加热事故的数值模拟与分析

文章采用三维多相流数值计算软件,建立AP1000核电厂模型,对高压熔堆严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行模拟和分析。为了能准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数和AP1000核岛几何模型,考虑压力容器内存在冷却剂和不存在冷却剂两种工况,模拟事故过程。计算安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场以及压力随时间的变化。结果表明:直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳压力和局部温度的迅速上升;在本文中压力容器内存在冷却剂会加剧DCH现象的后果,但不会威胁安全壳的完整性。     

AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析

AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h~(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。     

蒸汽发生器二次侧气溶胶沉积模型改进对安全壳旁通释放类的影响

发生频率较大的安全壳旁通事故对严重事故的放射性后果有较大贡献。在AP1000的概率安全评价(PSA)分析中,采用MAAP4.0.4程序计算安全壳旁通事故的源项。MAAP4.0.4未考虑蒸汽发生器二次侧复杂流道结构对气溶胶的沉积效应,在国外相关实验的基础之上,开发了复杂流道结构下气溶胶的沉积模型,并修改MAAP4.0.4源程序中蒸汽发生器二次侧的气溶胶沉积模型,最后对安全壳旁通释放类的源项进行了重新评价,结果表明:采用改进后二次侧气溶胶沉积模型计算比采用原模型计算气溶胶的质量释放份额有所减少。这也为今后AP1000的概率安全评价分析中计算安全壳旁通事故源项提供一个参考。     

AP1000非能动安全系统初步应用研究

对于堆芯失去冷却能力和安全壳升温升压事故，AP1000非能动安全系统在设计上仅凭重力和气体压力等非能动源来实现缓解各种事故功能。本报告介绍了AP1000非能动安全系统各分系统和子系统的设计以及相关特点。在此基础上，对将AP1000非能动安全系统应用于环路式先进堆进行了初步探讨和研究。     

不同法规关于核动力厂竖向地震动要求的分析

基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定中的重要性,本文总结了中国核电工程引用的法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定的竖向地震动,从而确定了4种相应的竖向地震反应谱。最后,结合中国核动力厂地震安全性评价要求以及压水堆M310、EPR、AP1000和CAP1400等机组竖向地震动设计的实际情况,说明竖向地震动的选取应区分近场、远场地震的影响,中国现用的法规和规范仍需进一步完善竖向地震动选取的规定。本研究结果可为我国核动力厂抗震设计和核安全审评提供参考。