安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析

基于18个月换料的堆芯设计，利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故（MSLB）下的质能释放（MEB）量。以此为边界条件，利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为，在假想的MSLB事故下，安全壳的完整性有保障。     

主蒸汽管道破裂事故的安全评价

在进行核电站反应堆的换料设计时，需要对主蒸汽管道破裂事故作出评价分析，采用的方法是关键参数检验。本文以大亚湾核电站二号堆第二循环堆芯为例，给出了主蒸汽管道破裂事故安全评价所采用的关键参数检验方法及其计算结果与分析。     

秦山核电二期工程长期质能释放计算

对大破口失水事故(LOCA)下的质能释放计算程序MEDUSE、PERSEE、REFLET,以及主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放计算程序THEMIS作了介绍,并对程序模型进行简要说明.对秦山核电二期工程的大破口失水事故和主蒸汽管道断裂事故工况下的质能释放进行计算分析.计算结果表明对质能释放而言,主蒸汽管道断裂事故工况最恶劣.     

岭澳核电站1号机组第三循环主蒸汽管道断裂事故堆芯后果分析

在大亚湾和岭澳核电站近几年换料设计的安全评价中,经常出现主蒸汽管断裂(SLB)事故堆芯后果超限的情况,导致该事故需要进行再分析评价。因此,SLB事故堆芯后果分析就成为大亚湾和岭澳换料设计中重要的安全分析工作。该分析基于法马通公司的堆芯设计方法,大亚湾核电运营管理有限责任公司技术部(DNMC)针对岭澳核电站1号机组第三循环所作的换料设计,进行了主蒸汽管断裂事故堆芯后果分析。分析结果表明,在发生主蒸汽管断裂事故条件下,DNMC设计的岭澳核电站1号机组第三循环的堆芯是安全的。     

大亚湾核电站18个月换料非失水事故分析

大亚湾核电站由年换料改为18个月换料，燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G，堆芯中子学参数发生了较大变化。因此，需要对许多事故重新进行分析。本文给出了大亚湾核电站18个月换料设计中非失水事故分析的主要假设和结果，并简要介绍了在18个月换料设计中应用的一些重要方法。分析结果表明，所有的事故均满足安全准则的要求。     

主蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件树分析

用事件树分析方法对压水堆核电厂主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂进行了事故序列分析 ,找出了引起堆芯裸露的支配性事故序列。结果表明 ,由主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂导致堆芯裸露的频率为1 04×10-6/堆·年     

大亚湾核电站18个月换料大破口失水事故的计算分析

大亚湾核电站18个月换料的设计中，堆芯焓升因子和功率峰值因子有了较大的提高，通过采用DRM分析方法和CATHARE程序对LBLOCA事故进行了较为全面的计算、分析和论证，得出了在18个月换料运行方式下，堆芯的包壳温度等参数仍然满足验收准则的结论。在此基础上重新建立了LOCA包络限制线。     

红沿河核电厂VVP/ARE隔室改进超压分析

本文对拟建于严寒地带的红沿河核电厂CPR1000机组中主蒸汽管道和主给水管道(VVP/ARE)隔室与外界环境之间的封堵进行了设计改造,并对改造后方案的隔室墙体重新进行由隔室内管道破裂引起的超压风险分析论证。采用隔室热工响应分析程序对不同封堵方案进行计算分析,对比分析了不同封堵方案下不同隔室发生主蒸汽管道双端剪切断裂（MSLB）事故后的超压后果,论证了封堵方案的可行性。文中还针对封堵方案进行了敏感性研究,并给出了最佳封堵方案。该封堵方案已在红沿河核电厂实施。     

大亚湾核电站实施18个月换料的放射性后果评估

针对大亚湾核电站实施18个月换料技术改造的特点，计算了大亚湾核电站在正常运行工况下以及各种设计基准事故工况下对周围环境的放射性后果。计算结果表明，大亚湾核电站实施18个月换料技术改造后，正常运行工况安全设施的性能满足GB6249－86的要求。     

中小破口失水事故现实估算分析

介绍了以CATHARE和SAHASB计算机程序为基础的中小破口失水事故现实估算方法。在大亚湾18个月换料项目中，为了定义失水事故（LOCA）包络线和检查安全裕量，运用此方法进行了计算分析。结果表明，大亚湾核电站采用18个月换料之后，在中小破口失水事故时仍有较大安全裕量。