原苏联切尔诺贝利事故前曾发生过堆芯熔化事故

【德国《法兰克福汇报》1991年12月11日报道】人们曾一直认为,反应堆运行人员的操作错误是切尔诺贝利事故的主要原因。但是实际上,核电厂控制室的操作人员根本不可能对该事件的进程作出适当的反应。正如有关负责人当时所知道的那样,该反应堆本身存在着许多无法排除的严重的技     

法国将进行反应堆堆芯熔化事故试验

法国将于1993年11月30日至12月2日在卡达拉希核研究中心进行一系列试验,其目的是为了确定核反应堆在发生概率极小的严重事故中的行为。 这个叫做Phebus FP的项目已得到法国核设施安全局长的批准。该项目是一项多国资助的项目,旨在了解严重核事故的影响。切尔诺贝利和三里岛事故以后,核电厂事故可     

稳压器安全阀卡开导致的堆芯熔化事故

采用SCDAP/RELAP5程序分析了大亚湾核电站蒸汽发生器(SG)给水完全丧失后叠加稳压器安全阀卡开导致的堆芯熔化事故.基准事故分析的结果表明,该事故具有潜在的高压熔堆风险.缓解措施的研究表明,"充-排"措施可以有效地冷却堆芯.     

控制棒对防护堆芯熔化无效

【奥地利《旗帜报》1996年1月26日报道】 核电站反应堆堆芯发生熔化的几率比原先设想的要大。这是法国核安全防护研究所(IPSN)的科学家们在法国南部卡达拉希核研究中心菲布斯实验堆上研究严重核事故的伴生状况后所得出的结论。     

EPR堆芯熔化的环境保护

ＥＰＲ堆芯熔化的环境保护Ｒ．Ｈｏｃｋ（西门子公司电力部）欧洲压水堆ＥＰＲ（ＥｕｒｏｐｅａｎＰｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒ）是一种新型反应堆电站，由法国电力公司（ＥＤＦ）、法玛通（Ｆｒａｍａｔｏｍｅ）和西门子（Ｓｉｅｍｅｎｓ）共同开发。...     

三里岛事故中反应堆堆芯熔化达70％

[英国《国际核工程》1986年5月号报道]美国能源部TMI-2机组事故评价计划的管理者Donald Mcpherson在3月11日告诉核管理委员会,在破损的TMI-2反应堆中,堆芯熔化可能达70％。他着重说明这个估计是代表他自己的意见,能源部和TMI-2的所有者通用公用事业公司(GPU)。均尚未得出关于破损的堆芯状态的结论。虽多达70％堆芯可能熔化,但可能只有     

秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的研究

采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SAN ONOFRE核电站的1PE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理。通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证：     

用分子动力学方法研究反应堆堆芯熔化机理

用分子动力学方法数值模拟了反应堆发生堆芯熔化严重事故时,熔化后的熔融金属颗粒从燃料组件上脱落,并落到下管板上,随后继续变形和延展这一过程.通过对此过程物理机理的计算与描述,计算出液滴颗粒的形状及其变化过程,从而揭示、研究堆芯融化严重事故下反应堆堆芯熔化后的力学机理.     

核电厂事故后果的概率安全评价方法学

本文主要介绍概率安全评价中的事故后果评价方法学以及与此相关的内容，如ＡＣＡ输入的源项、模式参数对后果的影响，评价ＡＣＡ结果的概率安全准则；同时结合广东大亚湾核电站ＰＳＡ中的后果和风险分析，说明ＡＣＡ中模式和参数的使用。文中还列举说明了ＡＣＡ在应急计划中的应用。     

船用堆控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性研究

采用船用堆三维动态安全分析仿真软件对发生控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性进行了仿真分析,研究了反应堆分别处于高、低功率运行工况下1组或1束控制棒以不同的速率失控抽出时堆芯燃料芯块中心最高温度、最小烧毁比和冷却剂出口温度等参数的变化规律,并进行了比较,得出了一些有益的结论,对于考察反应堆安全状况和事故发生后反应堆操纵人员制定安全措施具有重要的指导意义。     

世界上最大的堆芯熔化试验装置投入使用

【美国《核新闻》1983年10月第60页报道】世界上最大的模拟反应堆燃料熔化事故的装置,已在美国桑迪亚国家研究所投入使用。该装置能够熔化500公厅二氧化铀,并把它加热到2,700℃。该装置的主要部件是一台1,000赫兹、250千瓦的感应炉。该炉装在一个高平台上,平台下面就是一试验小室及有关的自控和数据收集装置。试验时,先把贫化的二氧化铀粉末熔化,然后加入模拟反应堆燃料、包壳和裂变产物(例如氧化锆和氧化钇的非放射性物质),最后迅速排入小     

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。     

审批压水堆核电站安全的事故后果分析方法

本文总结了目前美国在审批压水堆核电站设计基准事故的后果时所采用的安全标准、主要假定、计算分析方法和计算机程序。在我国核电起步阶段,这套方法可供借鉴。     

切尔诺贝利核电站事故释放量及其对中国公众造成放射学后果的初步估计

本文用三种方法估算了Chernobyl核电站RBMK-1000堆的事故释放量:1.与Windsccie反应堆的类比推算;2.按堆芯贮量估算;3.按波兰、芬兰等国的测量结果推算。估算结果:~(131)I释放量为(0.1～1.5)EBq,约占其堆芯贮量的4％～50％,~(103)Ru的释放量与~(137)Cs的相近,均约为~(131)I释放量的5％～10％;较易浑发核素~(99)Mo、~(103)Ru、~(132)Te、~(137)Cs的总释放量约为0.4EBq;其它难挥发核素的释放量约为0.2EBq;惰性气体及其它裂变产物的释放量约为10EBq,总释放量约为20EBq,占堆芯贮量的8％。放射性云团于5月初掠过我国,大气中~(131)I总量约为1.6PBq~(137)Cs约为0.3PBq;~(103)Ru约为0.2PBq。在国境内的沉积量:~(131)I约为3PBq,~(137)Cs约为0.1PBq,~(103)Ru约为0.3PBq。关键居民组个人所受有效剂量当量负担约为60μSv,群体有效剂量当量负担为1×10~4·人·Sv。     

压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故（LOCA）叠加丧失紧急堆芯冷却系统（LOECC）事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。      

核事故后果的现实估计

一、序言如果发生核反应堆事故,放射性辐照量的估计是制定紧急反应计划的基础。现行估算的再校核表明,这些估算可能高了10倍或更多。若果真如此,公众对核安全问题的担心可能是过份了。我们对于处理事故的策略特別是撤离政策,可能有不正确的偏向。例如,对于反应堆事故和由此而引起的实际可能出现的放射性释放,居民的大量撤离不是最安全的策略,掩蔽似乎更好些(某些时候靠近的地点     

基于严重事故剂量后果的堆芯重要核素选择

用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关,而通用的堆芯源项程序,如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素,如何在大量核素中筛选出重要核素,对于简便、准确地进行放射性后果评估具有重要意义。通过对事故后核素迁移至环境的跟踪,评价每个核素对最终放射性后果的贡献。结果显示30～50个核素的剂量贡献即可包络95%以上的剂量后果,这些核素可作为计算的基准,也是堆芯源项核素选择的依据。计算方法对剂量后果评价具有重要的参考价值。     

固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨

利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明:非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显,但长期作用较明显,投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定;对于固态熔盐堆来说,即使非能动余热排出系统失效,燃料元件温度上升也很缓慢,给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。     

核设施事故后果的季节性

一、引言1.季节性人类食物链的放射性污染程度除其它因素以外还取决于污染在一年中的发生时间。(1)定义季节性定义为由于污染发生在一年里的不同时间所导致的环境样品对放射性污染不同响应的现象。     

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。