ATWS事故的实时模拟及处置

介绍了在清华大学核电站模拟培训中心的全尺寸模拟器上对丧失主给水ＡＴＷＳ事故的实时模拟，模拟结果表明，主要电站参数变化趋势与国外ＡＴＷＳ事故分析结果符合较好，发生ＡＴＷＳ事故后只及时进入应急运行规程，执行停堆，停汽轮机，紧急注硼和启动辅助给水管操作，事故后果可以接受。     

AP1000核电厂ATWS事故分析

对美国三代核电厂(AP1000)所有未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)进行分析,确定失去正常给水ATWS为最极限的ATWS。通过敏感性分析对多样化驱动系统(DAS)控制保护逻辑进行改进:蒸汽发生器(SG)宽量程低水位触发蒸汽旁排隔离及堆芯补水箱(CMT)动作,并立即停运主冷却剂泵(RCP)。按照改进后的DAS逻辑进行最终工况分析,结果表明:在整个电厂寿期内,考虑最极限的慢化剂温度系数(MTC),失去正常给水ATWS的反应堆冷却剂系统(RCS)峰值压力满足验收准则,且有较大的裕度。     

ATWS事故工况下的应急初始条件和应急行动水平在核电厂的应用

本文描述了在未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)事故工况下应急初始条件及应急行动水平在PWR核电厂和CANDU核电厂的应用,并对这两种类型核电厂在ATWS事故工况下相同应急初始条件的应急行动水平的不同进行了比较.     

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。     

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。     

小型模块化熔盐堆误提棒ATWS事故分析

误提棒未能紧急停堆（Anticipated Transient Without Scram,ATWS）事故是熔盐堆的超设计基准事故之一，以125 MW液态熔盐堆为研究对象，采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis ProgramThorium Salt Reactor)程序，针对误提棒ATWS事故，选取三种停堆策略分析反应堆功率和熔盐温度等关键参数的变化。此外对反应性引入价值、提棒速度和温度系数等若干重要因素也开展了相应的敏感性分析。分析结果表明：维持一回路主泵运行、关闭二回路主泵和三回路风机的停堆策略是三种策略中堆芯熔盐温度最低的；在仅维持一回路主泵运行的情况下，温度极值与反应性引入价值、引入速率及温度反应性系数密切相关，温度峰值随反应性引入价值和提棒速度的增加而增大。     

中国先进研究堆ATWS事故缓解系统设计改进安全分析

以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例，对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度和不同的落棒模式(自由落体和1．5s掉落)进行分析计算，找出CARR对失控提棒ATWS所能承受的最大棒速，确定了4mm／s的控制棒最大提升速度。对失控提棒ATWS事故采用保守分析模型进行了敏感性分析。分析结果表明，这种设置和棒速是合理的、安全的。     

乏燃料反应堆ATWS事故分析

低温乏燃料反应堆(FRD反应堆)采用商业压水堆核电站换料卸出的乏燃料组件，利用其剩余的裂变材料，在低温下将裂变能转换为热能。FRD反应堆采用池壳式布置，在低温、常压下运行，设备简化、系统简单，具有良好的固有安全性。反应堆可建在沿海地区或城市附近，用于海水淡化、区域供热或制冷，是一种安全、经济、可靠的洁净能源，具有很好的发展前景。     

CPR1000核电厂DCS机柜失电分析

介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构,以反应堆保护机柜（RPC）为基础,分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行分析及优化,结果表明：对DCS机柜失电分析的研究是必要的,通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配,可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计,提高核电厂的可靠性。     

CARR ATWS事故缓解系统设计改进安全分析

以CARR最严重的失控提棒ATWS为例,对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行了全面的分析,分别就不同的失控棒最大速度(1～12 mm/s)和不同的落棒模式(同速掉落、自由落体和1.5s掉落)进行了分析计算,找出了CARR对与失控提棒ATWS所能承受的最大棒速,确定了4 mm/s的控制棒最大提升速度,对于失控提棒ATWS事故还采用了保守分析模型进行了敏感性分析,分析结果表明这种改进和棒速是合理的、安全的。     

秦山核电厂ATWS及其处置研究

利用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂几种典型的ATWS进行了分析计算,对该厂主给水丧失ATWS后失去全部给水事故及其处置作了研究。结果可为秦山核电厂应急运行规程的研制提供技术依据。     

广东核电站的人可靠性分析

人的可靠性分析是广东核电站PSA研究中的一个重要部分,其目的是研究电站中人的行为对反应堆堆芯熔化频率的影响,文章对广东核电站事故序列中可能出现的人误进行了定性和定量化分析,给出了PSA研究中需要的人误概率值。详细的人因分析将在以后的工作中进行。     

低温供热堆断电事故（ATWS）分析

文章利用RETRAN-02对清华大学在建5MW低温核供热实验堆断电事故(ATWS)进行了分析,比较了两种注硼模型,给出了事故过程描述、计算方案及计算结果。     

用于压水堆核电站瞬态分析的微机程序──MACONP

提出了一个能在微机上运行的ＰＷＲ核电站瞬态分析程序ＭＡＣＯＮＰ。该程序可对有关运行瞬态和大部分设计基准事故进行分析计算。计算精度高、速度快、程序操作简单、使用方便，并给出了几种ＡＴＷＳ瞬态工况的分析结果，与大程序ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２和ＲＥＴＲＡＮ０２／ＭＯＤ２计算结果相比较，两者符合良好。     

广东大亚湾核电站厂用电力系统可靠性分析

运用故障树分析方法，对广东大亚湾核电站（ＧＮＰＰ）厂用电力系统的可靠性作了分析。建造了电力系统６．６ｋＶ交流应急母线（ＬＨＡ）、２２０Ｖ交流不间断电源母线（ＬＮＥ）和１２５Ｖ直流电源母线（ＬＢＡ）的失电故障树。利用ＳＥＴＳ程序及法国标准９００ＭＷ压水堆核电站２００堆·年运行经验反馈的可靠性数据，对电力系统的可靠性作了定性、定量分析。给出了电力系统故障树支配性最小割集和顶事件的发生概率，并对支配性最小割集作了描述和分析。     

一例压水堆核电站对环境的辐射影响的初步分析

核能是能源的一个重要组成部分。目前它主要用于发电——核电站。它一方面提供了强大的电力,另一方面也对环境造成一定的有害影响。这种影响主要来自放射性:核电站在正常运行时将释放少量的放射性,还可能发生严重事故。根据国外的经验表明,它对环境的有害影响是微不足道的——常规排放的放射性很少;发生严重事故的概率极低。     

大型核电站全厂断电事故的失效模式分析

运用故障树分析方法，对核电站全厂断电事故进行分析。建造了全厂断电事故即厂用电力系统Ａ、Ｂ两列６．６ｋＶ交流应急母线ＬＨＡ和ＬＨＢ同时失电故障树。利用ＳＥＴＳ程序及法国标准９０万千瓦压水堆核电站２００堆年运行经验反馈的可靠性数据，对全厂断电故障树作了定性、定量分析，得到了全厂断电事故的发生概率。给出了全厂断电事故的主要失效模式及发生的概率和事件的重要度。     

改进的TOPSIS法在核电站事故应急决策中的应用

考虑到核事故应急背景下多属性决策的复杂性,本文在综合考虑了各评价指标的主观权重和客观权重的基础上,运用改进的TOPSIS法,建立了多属性决策模型。将该模型应用于核电站事故应急决策中,并与模糊层次决策模型进行比较。结果表明,基于改进的TOPSIS法的多属性决策模型具有较好的评价效果。     

秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的分析研究

文章给出了压水堆核电厂主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的概述、分析模型及主要假设,讨论了秦山核电厂影响MSLB的参数特点,并给出了极限工况的分析结果及敏感性分析得到的结论。