核电厂继发丧失厂外电源事件风险研究

继发丧失厂外电源事件是一类特殊的核电厂始发事件，核电机组如位于较小规模的电网中，其自身的事故紧急停堆将有可能引起所在电网失稳，从而带来事故叠加外电网丧失的风险。因此当核电机组处于典型的“大机小网”系统时，核电厂继发丧失厂外电源风险不可忽视。本文采用概率安全分析方法，探讨了继发丧失厂外电源的风险，对比了不同反应堆型、不同联网模式下继发丧失厂外电源导致的功率工况内部事件堆芯损坏频率，并给出了核电厂在运行和管理方面的建议。     

丧失外电源事件树中电源不可恢复因子的分析和计算

在核电站中,丧失外电源是较为常见的始发事件,丧失外电源事件树中必须考虑电源恢复对各事故序列发生频率的影响。本文通过大亚湾核电站的实例分析,说明在丧失外电源事件树上各种前沿系统电源不可恢复因子计算的方法。     

高温气冷堆地震丧失厂外电的风险评价

地震导致丧失厂外电是核电厂地震情况下的典型始发事件。本研究使用地震概率安全分析方法,以高温气冷堆为研究对象,得到其在地震丧失厂外电事故下的风险水平。研究范围包括分析地震导致丧失厂外电的事故发展情景分析,筛选地震设备清单并结合现场巡访进行调整,建立地震导致丧失厂外电的风险评价模型,并对超过高温气冷堆风险接受准则剂量（概率安全目标）的放射性释放的频率结果进行了间隔分析、割集分析和重要度分析。本文工作可为高温气冷堆的地震概率安全分析在方法实施、建模假设、过程分析等方面提供有益的参考。     

核电厂丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响评价

本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明,堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值,一回路压力峰值低于相应的压力限值,从而证明了该核电厂的设计可以确保汽轮机事故停机叠加丧失厂外电源事件的结果满足安全准则要求。     

国内核电厂丧失厂外电源始发事件频率分析及风险评价

丧失厂外电源（LOOP）是核电厂概率安全分析（PSA）中一个重要的始发事件。本文首先介绍了基于运行经验的始发频率分析方法,然后根据国内核电厂数据进行初步分析并与通用数据比较,最后以一个能动核电厂为例分析LOOP对堆芯损伤频率（CDF）的影响。分析表明,在功率运行工况下国内核电厂LOOP始发频率要明显低于通用数据（约为1/3）,而停堆工况下的频率则接近。LOOP事件是影响核电厂风险的重要因素,本文的分析可为形成国内通用的LOOP始发频率提供参考。     

两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析

利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。     

西德证实了冗余度的价值

联邦德国核电厂的断电事件分析证实了“西德核电厂风险研究”中所应用数据的正确性,并着重说明了在应急电源系统中采用高冗余度设计的优点。【英国《国际核工程》1987年5月号第57页报道】联邦德国的核电厂设计中有三路独立电源的配电系统。这种设计的重要性已被几次因厂外断电要求厂内应急电源系统投入运行的偶然事件所证明。另外,厂内电源和应急电源分成四个系列,保证具有较高的冗余度,这说明:如果厂内有一路电源失效,对于电厂的影响是很     

2×600MW核电厂超基准事故及其处理规程研究

本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论．其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压变注泵和安全壳喷淋泵功能丧失事件进行了具体的分析．并对处理这些特殊事件的规程进行了讨论．     

核电应急柴油发电机组保护跳机原因分析

核电应急柴油发电机组作为核电站正常运行可靠供电系统的交流备用电源,在核电站厂用电系统同时失去外电源(主电源及备用电源)及厂内主电源的情况下,为应急电源供电的设备提供可靠的电源,确保相应设备的安全可靠运行。应急柴油发电机组在核电厂事故工况下按设计要求正确可靠的执行逐级加载程序,对核电厂的安全起着至关重要的作用。本文针对核电厂应急柴油发电机组在调试期间执行逐级加载试验时出现的保护跳机问题,对分析和处理过程进行描述,对处理结论进行阐述,供相关技术人员参考使用。     

百万千瓦级核电厂电网故障甩负荷到厂用电瞬态研究

在核电厂机组运行时，如果母线断路器找开，机组与外电网失去连接，交流发电机继续向机组厂用设备供电，该瞬态称为甩负荷到厂用电，由于电网故障的原因。机组保护系统自动找开母线断路器，称为电网故障甩负荷。甩负荷到厂用电运行可以提高机组的可用性和运行的安全性。本文采用CATIA2－A程序分析了百万千瓦级核电厂在电网故障导致甩负荷到厂用电运行的瞬态变化，由于寿期初、末的反应性系数不同，会导致中子通量峰值的不同，从而决定了瞬态能否成功。     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

The safety of the floating nuclear power plant is closely related to the merits of the reactor power supply system. In order to improve the safety factor of floating nuclear power plant, it is necessary to analyze the reactor power supply system. In this paper, the configuration of the reactor power supply system of the floating nuclear power plant is analyzed, and the auxiliary power system and nuclear emergency power system under two schemes are compared. The results show that the optimized scheme 2 is better than scheme 1 in reliability and safety, and scheme 2 is more economical. The optimization scheme proposed in this paper can provide a direction for the design of the reactor power supply system of the subsequent nuclear powered ships and has a strong reference significance.     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连,为提高浮动核电厂的安全系数,需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点,分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置,对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明,优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优,且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。      

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

田湾核电站失去外电源的概率风险评估

对江苏田湾核电站失去外部电源(Loss of offsite power，LOSP)事件进行概率风险评估。考虑了核电站接入华东电力系统后电网与系统间的相互影响．指出导致核电站失去外电源的4个事件：①主网稳定破坏：②计划检修与故障重迭，导致4个回路联络线全部不可用；③飓风导致断线．使4个回路联络线全部不可用；④500kV及220kV主变电站电气设备故障，主变全部停电。使核电站失去外电源。给出这4个事件的计算方法和定量计算结果．并给出了提高可靠性的措施。     

浅谈我国核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表配置优化

对于运行核电厂来说,重要厂用水系统与质量和安全密切相关.核电厂重要厂用水系统用于导出设备冷却水系统所传输的热量,将其输送到海水中,因此是核岛的最终热阱.本文描述了当前我国大部分核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表的配置现状,分析了包括美国、法国以及国际原子能机构对于重要厂用水系统设计要求的相同点与不同点,...     

田湾核电站失去厂外电源事故处理

考虑到核电站在安全方面的重要性,在核电站的厂用负荷电源的设计中,通常设计为多电源的冗余配置,以保证在事故工况下维持核反应堆的安全和放射性的包容。因此,在田湾核电站的设计中,厂外电源就包括了从500kV侧引入的主电源和从220kV侧引入的备用电源。如果两路外电源同时失去的情况下,将只能依靠电站本身的安全系统柴油机来维持反应堆堆芯的安全,将对机组的安全系数产生较大的影响。针对2009年10月31日田湾核电站1号机组满功率情况下发生的同时失去所有厂外电源的事故隋况,阐述运行人员应如何应对和处理这种事故,以达到反应堆安全停堆的效果;并针对实际过程中发生的异常,探讨系统改进及操作方面的优化。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

Application of PSA Methodology to Design Improvement of JAERI Passive Safety Reactor (JPSR)

A probabilistic safety assessment (PSA) technique was applied to the design of JAERI Passive Safety Reactor (JPSR). A PSA was performed to clarify safety features and identify vulnerabilities of the original design. Based on the PSA results and considering thermal-hydraulic analyses and experiments, the JPSR design was improved to enhance plant safety. The improved design was re-evaluated with the PSA. Initiating events selected in this study were: large-break LOCA, medium- and small-break LOCAs, SGTR, main steam line break, loss of offsite power, loss of feed water, and other transients. Fault tree analyses were used to evaluate the system unavailabilities. The total core damage frequency due to internal events was estimated to be less than 10^?7/RY. The contribution of high frequency non-LOCA events could be significantly reduced by the design modification. The dominant initiating event was the small break LOCA and the dominant sequence was the failure of residual heat removal system. The present study indicated that the improved JPSR design has sufficient safety margin and the PSA methodology is very effective to improve reactor safety systems in a conceptual design phase.