制定核电厂应急行动水平时应急操作规程的使用

核电厂发生核事件后执行的应急操作规程与应急状态分级初始条件和应急行动水平存在某些相关性。但是目前国内外推荐的应急状态分级初始条件和应急行动水平制定方法以"状态导向"为基础,应急操作规程则以"事件导向"为基础,且存在进入应急操作规程的入口条件与初始条件和应急行动水平类似但又不完全符合的情况。本文根据制定初始条件和应急行动水平过程中总结出的经验,对应急操作规程与应急状态等级、识别类、初始条件和应急行动水平的关系进行讨论,并提出在制定核电厂应急状态分级初始条件和应急行动水平时如何使用应急操作规程的建议。     

浅议核电厂应急行动水平制定中环境辐射监测数值的选取

核电厂的应急行动水平是核电厂应急状态的分级依据。环境辐射监测数据在核电厂异常工况和事故情况下对于判断放射性释放水平有着重要作用。本文根据美国核能研究所(NEI)的技术文件并结合国内核电厂的情况,对环境辐射监测数据在应急行动水平制定中存在的问题进行了讨论。     

秦山核电厂应急行动水平研究

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动水平的确定、应急行动水平的表达方式(矩阵表和主控室应急状态分级逻辑图)、与应急操作规程(EOP)和关键安全功能状态树(CSFST)的结合等。     

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     

放射性流出物异常类应急行动水平制定与分析

按照我国核安全法规要求,核电厂应根据设计特征和厂址特征制定核事故应急状态分级的初始条件和应急行动水平,提高核电厂对放射性流出物异常类事件进行应急状态分级的研判水平.本文结合国内外最新的相关法规、导则及技术文件,计算分析了因放射性流出物异常类事件进入各应急状态的初始条件及应急行动水平,对其适用性及合理性进行论证,提出通用...     

关于压水堆核电厂“A”型事故规程与应急状态等级关系的讨论

根据应急操作规程(EOP)与应急行动水平(EAL)的共性,以方家山核电工程1号反应堆EOP为例,将EOP中的指示和参数与NEI 99-01中的EAL进行比较,对在执行"A"型事故规程时核电厂应进入的应急状态等级进行分析讨论,以便在制定核电厂的EAL时能充分利用EOP中给出的信息。     

非能动核电厂支持事件树分析的ATWS慢化剂反馈分析

在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏。本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统(RCS)不超压的极限慢化剂温度系数。该分析结果为概率安全分析中的ATWS事件树分析提供了必要的支持。     

福岛核事故后对我国核电厂应急控制中心抗震设防的思考

结合福岛核事故后对我国核电厂进行的核安全检查,分析了我国核安全法规关于核电厂应急控制中心的要求以及福岛核事故的经验教训,提出目前我国核电厂应急控制中心采用民用抗震设防标准进行抗震设防,无法保证在由地震引发的应急事故工况下应急控制中心的功能,应该适当提高其抗震设防级别。     

制定核电厂应急行动水平的方法学

制定应急行动水平对实施核电厂应急计划的有效性起着重要的作用,本文首先说明我国核安全法规对制定核电厂应急行动水平的要求,简单回顾美国制定应急行动水平方面的发展情况,着重介绍美国和国际原子能机构制定核电厂应急行动水平的方法学,对我国制定核电厂应急行动水平提出了建议。     

核电厂安全壳内辐射监测通道读数对一回路屏障功能丧失表征的合理性分析

应急初始条件和行动水平是核电厂应急状态分级的判据。裂变产物屏障功能降级是核电厂应急初始条件和行动水平的识别类之一。本文根据美国的相关技术文件,对国内某核电厂安全壳辐射监测通道读数对一回路屏障功能丧失表征的合理性进行了初步分析。        

海上浮动核电站应急撤离分析

核事故应急撤离是核应急响应的重要组成部分, 目的在于快速有效地将可能受到事故影响的人员转移至安全地区。本文根据海上浮动核电站的运行场址与运行特点, 对海上浮动核电站应急响应特征进行分析, 给出了浮动核电站应急等级划分和应急计划区范围。结合陆地核电站场区撤离与海洋平台撤离疏散方法, 制定了海上浮动核电站应急撤离情景与撤离分析假设。对浮动核电站人员撤离的分析结果表明, 浮动核电站人员撤离满足客船撤离要求, 及海上浮动核电站应急撤离的时间要求。关键词: 海上浮动核电站; 核应急; 应急计划区;应急响应; 应急撤离     

秦山一期核电站未能紧急停堆的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究

选择失去主给水、失去厂外电和正常运行情况下控制棒失控提升3个典型的导致未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)的初因事故,采用自行研制的基于SCDAP／RELAP5／MOD3．1的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站ATWS初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,对防止ATWS导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。计算分析结果表明,二回路补水和一回路卸压的事故缓解措施能有效地阻止堆芯熔化进程。     

基于FPGA的核安全级仪控系统设计与验证

为解决基于微处理器技术的核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）中软件共因故障（CCF）的问题,通过多样性手段避免当未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）发生或反应堆保护系统（RPS）因CCF导致丧失安全功能的风险,本文设计了一种基于现场可编程逻辑门阵列（FPGA）技术的核安全级DCS系统平台,并以核电厂中RPS为实例测试验证平台的功能性能。结果表明:基于FPGA的核安全级DCS系统平台在可用性、适用性和可靠性等方面都满足核电厂安全级数字化仪控系统的要求。      

ATWS缓解系统可靠性分析

未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统是保证中国先进研究堆（CARR）安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件,因此对该系统的可靠性给予了高度重视。本文以ATWS缓解系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对ATWS缓解系统进行了定性和定量的分析,得到了ATWS缓解系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了改进措施和建议,其可靠性水平已达到CARR工程的设计要求,验证了设计,为CARR其他系统分析和验证奠定了基础。     

A study on the minimum steam cooling pressure of EOP for BWR power plants

The minimum steam cooling pressure (MSCP) is an important parameter for safe operation of boiling water reactor (BWR)-type nuclear power plant for the anticipated transient without scram (ATWS) scenario with reactor pressure vessel (RPV) water level unknown. Under such situation, the operator is requested to open the safety/relief valves (SRVs) and control the RPV pressure slightly above the MSCP so that adequate core cooling can be maintained. It is derived based on steam cooling strategy.The MSCP, defined to be the lowest RPV pressure at which the covered portion of the core, is capable of generating sufficient steam to preclude peak cladding temperature (PCT) in the uncovered portion of the core from exceeding 1088 K (1500 °F). It is calculated by two parameters - (1) the minimum bundle steam flow (Wg-1500) to maintain PCT < 1088 K (1500 °F) and (2) the number of SRVs available for opening.For current emergency operating procedure (EOP), only one set of MSCP derived based on one value of Wg-1500 for the ATWS condition. Furthermore, it is derived based on decay power of 2.2% rated power. Thus, the current MSCP used for the ATWS accident scenarios was deemed inadequate. The purpose of this paper (work) is to study the MSCP used in the ATWS conditions. For case of ATWS of 13% full power, controlling RPV pressure at MSCP of current approach ends up with core melt. The Wg-1500 is suggested to be replaced by the steam generation rate at minimum steam cooling RPV water level (MSCRWL), which is a function of power level. Simulation result indicates controlling RPV pressure at MSCP is equivalent to controlling the RPV water level at MSCRWL. The revised MSCP is dependent on the ATWS power level.     

核电厂应急操作规程的现状及其发展趋势

本文叙述了核电厂应急操作规程的现状及不足之处,介绍了世界上在这方面的发展趋势:以基于征兆的应急操作规程来补充或替代基于事件的应急操作规程;采用现代微机数据处理技术改进规程的编制、修改、打印和显示;利用人工智能技术最终开发出核电厂运行专家系统,以帮助运行人员处理事故,减少人因错误。     

核电厂应急柴油发电机组定期试验启动方式的探讨

分析了国内外关于核电厂EDG定期试验启动方式的相关研究以及最新的标准和规范。介绍了国外核电厂的相关改善措施及其效果,对国内核电厂在EDG定期试验中使用慢启动的方式进行了必要性论证。为EDG启动方式改进提供了两种方案,详细分析了两种方案的风险和失效概率,为核电厂的相关改进提供了重要参考。