IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。     

CAP1400核电站非能动堆芯冷却系统性能试验验证

CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源。相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理发生了根本变化,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异。此外,CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对非能动安全系统开展试验验证。本文对CAP1400非能动堆芯冷却系统性能验证试验台架ACME进行介绍。相比原有AP600/1000开展的试验,ACME台架的试验参数范围更广,测量更加精细。通过试验结果及分析,研究了非能动堆芯冷却系统的事故响应特性及关键物理现象,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了重要的试验结果支撑。     

严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析

使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算.计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同.氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性.     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。     

压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究

采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2，建立美国Surry-2核电站的详细计算模型，对完全丧失给水（TLFW）引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程，为二级概率安全评价提供可信的初始条件，计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效，并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明，由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人们担心的高压熔堆；反应堆压力容器下封头的失效位置不是在其底部，而是在其侧面；通过打开稳压器释放阀对一回路实施主动卸压能够大大推迟事故的进程。     

主循环泵瞬态特性计算

1 前言 一回路主循环泵的设计和制造,对核电站的运行和安全将起着十分关键的作用。只有在一回路主循环泵工作可靠的情况下,核电站连续地正常供电才有保证。在事故工况下,主循环泵还起着阻止事故扩大的作用。 全厂断电时,主循环泵失去电源而惰转,通过堆芯的冷却流量突然减少,给堆芯元件的安全带来威胁。因此,在设计压水堆核电站时,要求主循环泵具有较长的惰转时间,以便确保全厂断电后堆芯安全。     

核电厂“半环”运行工况一回路事故进程研究

压水堆核电厂"半环"运行时丧失余热排出系统的事故后果非常严重.为研究该事故进程,本工作以300 MW级压水堆核电厂为研究对象,对"半环"运行工况下丧失余热排出系统的事故进程进行研究.分析发现,主泵检修和蒸汽发生器人孔打开工况易因丧失冷却剂而使堆芯裸露,堆芯温度迅速升高,并引发熔堆的事故风险.而当一回路系统闭口时,系统压力将升高很快,存在系统超压风险.     

小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。     

AC600非能动安全壳冷却系统的概率安全分析

ＡＣ６００是我国改进型压水堆核电站，本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析（ＰＳＡ）。文中采用故障树技术，定旧计算出了系统的不可用度及置信区间，主要部件故障对不同度的贡献和各组成单元的重要度等，并将计算结果与国内外现有压水堆核电站进行了比较，经比较得出ＡＣ６００采用非能动安全冷却系统，将能明显提高核电站的安全性，可靠性和经济性，由于它是一种新的设计，因此围绕     

核安全文化与核安全监管

系统回顾和总结了核安全文化的发展进程及其阶段特征,分析了核安全文化的内涵特性。总结了我国核安全监管取得的成就,剖析了核安全监管面临的挑战和存在的问题。重点研究了核安全文化与核安全监管的关系,两者既有本质的区别,又有密切的联系。核安全监管要引入核安全文化理念,注重人文关怀,提高文化含量,提升核安全监管的层次和效率。核安全监管当局必须加强核安全文化的培育,指导核安全文化的发展。发挥核安全文化的作用。     

Safety and Environmental Activities for ITER

This paper will summarize highlights of the safety approach and discuss the ITER EDA safety activities. The ITER safety approach is driven by three major objectives: (1) Enhancement or improvement of fusion's intrinsic safety characteristics to the maximum extent feasible, which includes a minimization of the dependence on dedicated safety systems; (2) Selection of conservative design parameters and development of a robust design to accommodate uncertainties in plasma physics as well as the lack of operational experience and data; and (3) Integration of engineered mitigation systems to enhance the safety assurance against potentially hazardous inventories in the device by deploying well-established nuclear safety approaches and methodologies tailored as appropriate for ITER.     

进口民用核安全设备安全检验工作中的设备审查

在进口核安全设备的安全检验中,对这些设备进行审查可以避免有缺陷的或不能证明其满足相关标准的设备用于我国核电厂,从而保障核电厂的安全运行。本文介绍了安检工作的目的、流程、内容和审查范围,重点介绍了对安检工作中设备文件的审查依据,提出了安检工作中设备文件的审查要点。     

秦山核电二期扩建工程施工安全总体业绩指标及相关性实证研究

对秦山核电二期扩建工程建设期间施工安全总体业绩进行了介绍,对各事故指标之间的相关性情况进行了实证分析,进一步验证了海因利希法则在国内大型核电工程项目施工安全管理中的适用性,对于后续大型核电项目安全事故预防和安全管理水平提升具有借鉴意义。     

Approach for fusion reactor safety and fusion safety work in Russia

Main directions of work on experimental fusion reactors safety assurance in Russia are given. Work on safety includes: the elaboration of the main criteria and principles of safety assurance, the development of the first priority standards in safety on the basis of the fission experience and international safety documents requirements, fusion reactor safety analysis, and work to provide a base for the standards development and for the safety analysis activity. The results of some work on fusion safety are presented. They include: assessments of safety and reliability of Liquid Metal Cooling System draft design, evaluations of the buildings and equipment response on external dynamic influences, and analysis of radiological situation in th environment as a result of tritium-containing dust release.     

IAEA《工业射线探伤辐射安全》安全导则草案及几点思考

根据国际原子能机构(IAEA)新发布的《工业射线探伤辐射安全》安全导则草案关于γ探伤安全评估、检查与维护等方面的要求,结合国内情况给出了关于γ探伤的几点思考,以便为提高我国工业射线探伤单位辐射防护水平提供指导。     

HTR-10安全功能与设备分级

参照有关的核安全法规,结合我国设计、建造各类研究堆的经验,根据HTR-10的安全特性和对构筑物、系统和部件安全功能的要求,制定了HTR-10的构筑物、系统和部件等物项的安全分级原则和相应的设计、制造要求及验证措施等,对HTR-10的设计和建造具有实际的指导和应用价值,确保了HTR-10的安全与可靠。     

模块式高温气冷堆的固有安全特性

通过对高温气冷堆安全特性的研究,简要分析了高温气冷堆阻止放射性释放的多重屏障、反应性瞬变的固有安全性、非能动的余热排出系统及其他安全特性,从而表明高温气冷堆具有固有安全性的特点。     

浅谈核安全文化体系的建立与完善

通过对核电设备制造企业核安全文化存在问题的探讨,提出核安全文化体系建立的设想,并提出推动核安全文化体系完善的一些建议。     

法国CP1-CP2系列核电机组安全重要设备分级的经验反馈

本文介绍了在法国900MWeCP1-CP2系列核电机组定期安全审查中制定安全重要设备清单时确定安全分级所用的原则和方法.除了对分级清单增补机械设备和电气设备项目外,还引入了安全重要的非安全级(IPS-NC)设备的概念、原则和有关要求.