AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。     

概率安全评价在CPR1000机组严重事故预防与缓解措施分析中的应用

文章阐述了概率安全评价（PSA）与严重事故分析之间的关系,介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法,通过PSA分析,发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节,提出相应的改进措施,并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究,说明了PSA在严重事故研究中的应用。     

核电厂严重事故管理诊断和计算辅助研究

在核电厂发生严重事故时,为了防止严重事故的进展和缓解严重事故的后果,而研制核电厂严重事故管理导则。 严重事故诊断是严重事故管理导则的重要组成部分,主要用于判定核电厂所处的状态,选取适当的严重事故对策的必要手段。严重事故诊断包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断     

加强严重事故研究,提高核电厂安全水平

该文是笔者在"2013年核电厂严重事故专题研讨会"上的讲话。讲话回顾了日本福岛事故以来我国实施的核安全改进工作,重点阐述了对核电厂严重事故预防和缓解措施,严重事故研究和实际消除大规模放射性物质释放等问题的思路。     

核电厂严重事故管理诊断

给出了严重事故诊断方法，包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断，明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数，以及这些参数的优先级，以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳定状态。     

基于认知模型与故障树的核电厂严重事故下人因失误分析

为分析核电厂应急人员在处理严重事故时可能发生的人因失误,通过建立不同应急人员的认知模型及识别相应的行为影响因子,在认知功能的基础上识别出13种人因失误模式:信息来源不足、信息可靠性不佳、过早结束对参数的获取、重要数据处理不正确、缓解措施负面影响评估失误、选择不适用当前情景的策略、延迟决策、遗漏重要信息/警报、延迟发觉、软操作失误、信息反馈失效、设备安装/连接/操作失误、延迟实施,并基于故障树分析得出人因失误模式的主要根原因:交流失效、时间压力、事故发展的不确定性、信息接收延误、监视失误、人-机界面不佳和环境因素。分析结果可用于预测严重事故缓解进程中可能出现的人因失误,为核电厂实施严重事故管理和技术改进,以及保障严重事故工况下核电厂安全提供参考。      

核电厂严重事故情况下氢气控制分析

文章首先阐述了核电厂严重事故情况下安全壳内的氢气风险,研究现状,以及缓解、控制氢气风险的具体措施.在此基础上,介绍了田湾核电站严重事故情况下氢气控制的系统和方法,调试结果及历次大修对氢气控制系统的检查结果,表明该方法具备严重事故预防和缓解能力,安全风险处于受控状态,安全是有保障的,符合国家核安全局针对福岛核事故后对核电厂改进行动的通用技术要求.     

简析《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构

在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则.     

二代改进型核电厂严重事故下一回路卸压时机敏感性研究

一回路卸压是核电厂缓解严重事故的必要手段,也是严重事故管理导则(SAMG)的重要内容,国内核电厂严重事故管理中对一回路卸压的要求并不相同,本文基于典型二代改进型核电厂SAMG演练的场景,使用一体化计算程序MAAP4,对一回路卸压时机进行敏感性分析,比较不同卸压时机对缓解严重事故效果的影响,所给出的结论可为相同类型核电厂制定严重事故管理策略时提供参考。     

大型干式安全壳严重事故下超压失效概率研究

核电厂安全壳是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障,严重事故下安全壳压力可能超过设计压力,在超压情况下安全壳的完整性及失效概率的研究,是严重事故重点关注的内容,也是二级PSA安全壳失效和源项分析定量化的基础。结合美国SANDIA实验室安全壳完整性试验及分析的情况,对AP1000、EPR核电厂安全壳超压失效概率进行了分析,重点对国内典型二代改进型核电厂的安全壳超压失效概率进行了建模计算,相关计算方法和结果可为相关电厂实施严重事故管理和二级PSA提供参考。     

核电厂严重事故缓解进程中应急人员行为分析

为了分析核电厂人员处理严重事故的行为特征，本文通过研究严重事故管理导则的特殊性，结合现场调研和操纵员、应急技术支持人员访谈，建立了严重事故缓解进程中的人员决策模型，识别了决策人员、执行人员的关键影响因子，为严重事故下的人因可靠性分析方法研究奠定基础。      

氢气缓解措施中点火器特点及有效性分析

为保证严重事故下安全壳的完整性，氢气缓解措施广泛应用于核电站内。本文应用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了氢气缓解措施中的点火器系统与复合器系统，并总结出各自的特点。点火器通过点燃的方式能够快速有效地降低氢气总量，同时会明显增大安全壳内压力与温度；复合器需长时间运行才能够消除大量的氢气，工作的同时不会引起平均温度与压力的明显上升。如果点火器的布置位置及启动时间均合理，有可能在不引起大范围火焰加速或爆炸的情况下迅速有效地消除氢气。     

严重事故下设备可用性论证要求

核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对在严重事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求也随之成为焦点问题,故进一步明确严重事故下设备质量要求及其验证方法和准则是落实核安全监管要求的重要组成部分。本文回顾了国内外关于核动力厂严重事故对策的发展历程,并解读了不同阶段对严重事故下所用设备的质量要求的内在含义。从我国相关核安全法规要求出发,结合我国核安全规划及远景目标,提出了严重事故下设备可用性论证的相关建议。     

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率（FDF）定量化。结果表明：在所有工况下总的FDF为2.05×10^-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率（约2.41×10^-7/(堆•年)）;即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率（约2.38×10^-8/(堆•年)）低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池（SFP）事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。     

Study on mitigation of in-vessel release of fission products in severe accidents of PWR

During the severe accidents in a nuclear power plant, large amounts of fission products release with accident progression, including in-vessel and ex-vessel release. Mitigation of fission products release is demanded for alleviating radiological consequence in severe accidents. Mitigation countermeasures to in-vessel release are studied for Chinese 600 MW pressurized water reactor (PWR), including feed-and-bleed in primary circuit, feed-and-bleed in secondary circuit and ex-vessel cooling. SBO, LOFW, SBLOCA and LBLOCA are selected as typical severe accident sequences. Based on the evaluation of in-vessel release with different startup time of countermeasure, and the coupling relationship between thermohydraulics and in-vessel release of fission products, some results are achieved. Feed-and-bleed in primary circuit is an effective countermeasure to mitigate in-vessel release of fission products, and earlier startup time of countermeasure is more feasible. Feed-and-bleed in secondary circuit is also an effective countermeasure to mitigate in-vessel release for most severe accident sequences that can cease core melt progression, e.g. SBO, LOFW and SBLOCA. Ex-vessel cooling has no mitigation effect on in-vessel release owing to inevitable core melt and relocation.