AP1000外部灾害情形下乏燃料池缓解策略研究

日本福岛核事故后,乏燃料池（SFP）在事故中的安全性得到广泛的关注。AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是一非安全相关的系统,不需在事故后运行以缓解设计基准事故。但乏燃料池在超设计基准事故或外部灾害事件（包括自然灾害和人为事件）下的安全性一直是核电厂设计的重点。本工作结合美国核能研究所（NEI）给出的扩大损害的缓解导则（EDMG）提出了针对AP1000外部灾害情形下的SFP缓解策略（包括内部策略和外部策略）,并对策略进行了评估。本工作结论有助于AP1000 SFP EDMG的建立,对AP1000核电厂的设计、建造、运行管理和事故管理均有很强的参考价值。     

集成化核电厂核应急指挥与决策支持系统开发

集成化核电厂核应急指挥与决策支持系统用于核电厂的应急指挥、工况评价、环境影响预测评估、决策支持和应急数据管理等。该系统实时采集机组工艺运行、气象、环境监测等基础监测数据,通过画面组态显示机组主要核安全参数,并基于实时数据和手动输入,开展应急状态等级辅助判断、堆芯损伤评估、源项计算、环境影响预测分析、操作干预水平计算等。系统针对事故不同阶段,如:启动应急时刻、放射性释放前、放射性释放后,分别建立单独的防护行动分析模型,开展不同阶段的决策支持。系统通过Web GIS的方式,对主要的应急资源设施、应急评价结果(等剂量曲线、防护行动区域等)在地图上进行直观显示。本文主要介绍了该系统的业务流程、功能模块设计、开发方案设计,以及主要应急评价模型等。     

滨河核电厂厂址河运外部人为事件的研究

长江是我国第一大河,有黄金水道之称,长江所具有的庞大运输能力,与危险品事故的发生并存。当核电厂的选址移向长江沿岸时,需要将长江上运输的危险品作为移动源考虑,对可能最大爆炸源TNT等效当量、受约束爆炸、非受约束爆炸、毒性气体等的评价,将成为需要探讨的课题。     

核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究

本文使用RELAPSCDAPSIM3.4程序建立核电厂事故分析模型,选取了典型的中、小冷段破口事故作为分析序列,针对堆芯冷却恶化现象采取恢复安注措施进行了详细的热工水力计算。着重分析了在辅助给水有效情况下,重启安注的时间窗口、启动上充应对安注失效情况下的有效性、有无安注箱注入敏感性等。分析结果表明:当堆芯出口温度超过923K(即650℃),恢复安注建立应急堆芯冷却流量措施对于中、小破口是有效的;启动上充对较小破口效果明显;安注箱有效注入对中破口冷却恶化事故缓解有重要作用。     

简析核电厂外部事件二级PSA分析的标准化要求

日本福岛核事故是外部事件威胁核电厂安全并导致放射性物质大量不可控释放的惨痛案例,对周边地区环境和居民生活造成了巨大影响。通过对国内外核电厂外部事件二级概率安全分析(PSA)相关的法规、导则的要求和分析方法、现状等方面的调研,结合国内核电厂安全审评的实践经验,研究提出符合国内核电厂实际情况的外部事件二级PSA分析方法,并对该方法的标准化要求推广进行讨论。     

核电厂周围液态有毒化学品类外部人为事件危险源评价方法研究

核电厂附近如果存在有毒化学品类潜在危险源,可能会对核电厂的安全构成严重威胁,因此在核电厂外部人为事件影响分析评价时必须评估其是否会对核电厂安全构成潜在影响。对于核电厂周围液态有毒化学品类潜在危险源,可采用筛选距离值的方法进行初步筛查。对于无法筛查掉的危险源,由于相关的核安全法规和导则中未给出针对有毒化学品类潜在危险源的具体评价方法,通过对国内外相关标准和文献的分析研究,提出了一套有毒液体危险化学品对核电厂影响的评价方法:首先采用适当的事故泄漏模型计算出泄漏量和蒸发量,再采用适当的扩散模型计算出到达核电厂处的浓度,最后通过与毒性浓度限值比较,判断是否会对核电厂安全构成潜在危险。本文提出的分析和评价方法可为核电厂周围有毒化学品类外部人为事件潜在危险源的影响评价提供参考。     

核电厂严重事故下的传质传热的研究

核电厂严重事故下的传质传热的研究杨志林徐济均金金竹南（上海交通大学）关键词核电站堆芯压力壳熔化物１引言核电厂的严重事故在八十年代就引起人们的高度重视，特别是近几年来，随着对核电厂安全提出了更高及更新的要求。根据核电厂严重事故的发展和其物理过程的特征，...     

波因特滩核电厂的2号机组恢复运行

【欧洲核学会《核新闻网》 1999年 3月8日报道】　美国威斯康星电力公司波因特滩核电站 2号机组换料工作已经结束 ,并于3月 7日恢复运行 ,在这次换料后 ,该机组将经历第一个为期 18个月的运行周期。波因特滩核电站 2号机组于 3月 7日下午 1时开始向电网输送电力 ,预计在 3月 10日左右达到满功率运行。作为波因特滩核电站改进计划的一部分 ,该电厂所有机组的运行周期都将从 12个月增加为 18个月。这次换料的数量较过去增加 ,同时燃料的浓度也有提高 ,这将保证它能运行 18个月。在换料期间进行的另一项改进是汽轮机的升级改进 ,使 2号机组的输…     

核电厂关键设备事故工况下密封性能研究

本文应用ANSYS软件对安全壳人员闸门承压部件和密封结构建立了有限元模型,分析了人员闸门在事故工况下的密封性能。采用实体单元建立内筒节和外筒节主要承压部件、密封门以及锁紧轴销的模型。计算结果表明,事故工况下,门板和门框变形产生的相对位移小于密封圈所需压缩量,锁紧轴销的剪切强度小于许用值,密封性能满足要求。本文采用的有限元分析方法综合考虑了设备自重、压力载荷、通过载荷以及SSE地震载荷等各种复杂因素对人员闸门密封性能的影响,该方法对人员闸门在事故工况下的密封性能设计和校核具有一定的实际意义,对核电厂内其他设备密封结构的设计和研究具有借鉴意义。     

核电厂严重事故下氢气燃烧单步模型研究

通过改变指前因子和活化能系数，构建氢气燃烧单步反应机理，利用构建的单步机理开展严重事故下氢气燃烧计算分析，将计算结果与试验数据进行对比分析，同时利用机理开展不同氢气浓度条件下氢气燃烧数值计算。结果表明:单步机理在氢气火焰传播速度方面计算值与试验值符合很好，修正后的氢气燃烧单步机理可用于核电厂氢气燃烧计算分析。      

核电厂火灾薄弱环节的研究与应用

根据《压水堆核电站防火设计和建造规则》RCC-I,本文对百万千瓦级压水堆核电厂火灾薄弱环节的的分析方法进行了研究。设计了火灾薄弱环节的分析流程;分析了可能导致共模失效的执行机构或传感器的4种类型;对符合准则d的潜在共模点进行了确认,保障火灾不会导致事故或超设计基准事故工况;对纯机械、机电、电气、贮油转动设备共模点制定了定量的火灾风险判定准则。在某核电厂十年安全评审(PSR)中利用该方法进行了防火安全分析。     

核电厂设计安全规定与核电厂的安全设计

1 前言 核电厂设计安全规定和核电厂选址、运行、质量保证安全规定是我国核安全法规体系中第二层次的法规文件。该套文件经国务院授权由国家核安全局批准发布,是强制性法规。 制定这套文件的目的,是为了保证核电厂和环境的安全,使厂区人员和公众在核电厂正常运行期间和事故情况下受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。     

地下水穿透情形下玻璃固化体的蚀变研究

玻璃固化体在高放废物处置库中的长期处置行为,是处置库安全评价的关键环节之一。本研究模拟极端情形下,地下水穿透包装容器与固化体接触后,固化体中元素的浸出和蚀变行为。结果表明,地下水与固化体接触后,各元素的浸出浓度迅速增大,在200 d后逐渐下降并趋于稳定;温度对固化体中不同元素浸出速率的影响不同,B和Si的浸出速率随温度的增加而增大,U和Re的浸出速率随温度的降低而增大;固化体蚀变程度随温度的升高而加重,但其蚀变层的形成会阻滞元素在其中的扩散,客观上降低了固化体蚀变速率;富Si处置环境有利于抑制固化体中元素的浸出。     

核电厂停堆工况下事故及其处置研究

核电厂停堆工况下事故及其处置研究@李吉根@杜春@刘洋@周红     

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。     

CPR1000核电厂严重事故下设备可用性论证研究

文章简述福岛核电厂在严重事故应对、设备可用性方面的经验教训,并简要介绍国际上先进压水堆AP1000、EPR设备可用性论证的方法,同时阐述CPR1000严重事故下设备可用性论证的现状,最后提出CPR1000设备可用性论证需要进一步开展研究的方向。     

事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。     

核电厂集约型一体化管理体系的研究与建议

核电厂因为国家、社会、上级或客户的要求,逐渐建立了质量保证体系等多个管理体系,每个管理体系的要求和所负责的部门都不完全一样,造成了很多重复性的工作,甚至同一个活动有不同的描述和不一样的要求。为解决上述问题,文章从核电厂管理体系的演化过程进行分析和研究,指出了集约型一体化意义,提出了核电厂集约型一体化的可能性和几点建议,可为核电厂集约型一体化管理体系建设提供借鉴。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。