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。     

CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进

CPR1000核电厂发生丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)时,若温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的调节功能不能及时作用或丧失,存在一回路超压的风险。为降低瞬态过程中的一回路压力峰值,避免超压的风险,本文提出了瞬态过程中增设反应堆冷却剂泵停运的保护信号及缓解系统改进方案,并采用THEMIS程序进行改进方案的验证分析。结果表明,该改进方案可有效降低LOFW-ATWS事故下一回路压力峰值,消除一回路超压的风险。     

广东核电站ATWS事故分析研究

针对广东核电站给出了具有包络意义的三类ＡＴＷＳ分析结果，它们是：失去主给水ＡＴＷＳ（ＬＯＦＷ－ＡＴＷＳ）、失去非应急交流电源ＡＴＷＳ（ＬＯＮＥＰ－ＡＴＷＳ）、控制棒失控提升ＡＴＷＳ（ＵＣＲＷ－ＡＴＷＳ），并与广东最终安全分析报告所提供的ＡＴＷＳ分析做了比较，最后对其中后果较为严重的ＬＯＦＷ－ＡＴＷＳ作了部分参数的敏感性分析，并对低于３０％功率下的ＬＯＦＷ－ＡＴＷＳ作了讨论。     

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.     

CARR保护系统可靠性分析

保护系统是保证中国先进研究堆（CARR）安全的重要系统之一,它的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件。本工作以保护系统为研究对象,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,对保护系统进行了定性和定量的分析,得到了保护系统发生故障的概率和最小割集,其可靠性水平达到了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。     

CARR应急供电系统可靠性分析

应急供电系统是保证中国先进研究堆（CARR）安全的重要系统之一,它的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件。本文以应急供电系统为研究对象,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,对应急供电系统进行定性和定量的分析,得到了该系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了有效提高该系统可靠性的建议和措施,为保证CARR安全可靠地运行提供支撑。     

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。     

大亚湾及岭澳核电站ATWT保护失电风险

为分析没有紧急停堆的预期瞬态(ATWT)保护与其他反应堆保护实现方式的不同,本文以大亚湾及岭澳核电站为依据,从反应堆保护系统的设计原理入手,用系统接线图详细分析了ATWT反应堆保护的实现方式和供电电源丧失对机组的影响。综合上述分析,给出了大亚湾及岭澳核电站在ATWT保护叠加供电电源丢失工况下,重新恢复供电电源时的开关送电顺序。     

IRC提前饱和对ATWT功能影响分析及应对研究

某压水堆核电厂调试启动期间核仪表系统（RPN）中间量程通道（IRC）的输出电流在核功率（Pn）小于30%FP时提前达到饱和值。首循环换料设计方案（FCRS）确定后,IRC提前饱和的主要影响因素是探测器出厂热中子灵敏度（SF）。根据未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）设计功能和RPN安全准则,得出IRC提前饱和造成ATWT允许信号实际阈值低于设计期望阈值是可接受的结论。IRC提前饱和时,必须在饱和点以下选择Pn作为ATWT允许信号阈值,以确保ATWT允许信号可正确触发。提出采用首循环18个月换料设计方案（FCRS18）的机组应选用SF较小的探测器,以降低IRC提前饱和问题发生的几率。      

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。     

200MW池式供热堆未能紧急停堆的预期瞬变事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＴＥＴＲＡＮ－０２,对２００ＭＷ池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变事故。即断电ＡＴＷＳ事故,误提棒ＡＴＷＳ事故,外负荷丧失ＡＴＷＳ事故等进行了计算和分析。结果表明,在事故过程中,订参数没有超出鸡范围;不需任何设备动作和人员干预,反应堆就能自动降功率,维持长期堆芯冷却,具有较高的安全性。     

铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析

铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却.铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响.本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分...     

高温气冷堆示范工程反应堆保护系统故障树模型的建立和分析

数字化保护系统正逐步取代模拟系统,应用于新建和升级的核电厂中,数字化保护系统的可靠性分析已成为仪控领域的热点研究课题。本工作以高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的反应堆保护系统为研究对象,研究数字化保护系统故障树模型的建立和分析方法,主要研究内容包括：故障树顶事件的选取;基于失效模式与影响分析（FMEA）的故障树搭建方法,重点研究保护系统冗余通道的“2/4”表决逻辑以及通道旁通的处理方法;对故障树模型进行定性分析,并根据故障树的最小割集讨论保护系统的薄弱环节。该研究对于分析数字化保护系统的可靠性并改进系统设计具有重要意义。     

CARR ATWS缓解系统设计

为保证事故工况下反应堆的安全,CARR除设置保护系统外,还设置了ATWS缓解系统。本文介绍了CARR ATWS缓解系统的功能与组成以及技术特点,系统采用数字化技术,并进行了试验验证,其可靠性达到了CARR工程应用的要求。     

FMEA法评估反应堆控制棒驱动机构可靠性

控制棒驱动机构是反应堆本体中唯一的能动设备,其运行的可靠性对反应堆的反应性控制具有重要的作用。本文在介绍失效模式及影响分析(FMEA)方法的基础上,以我国新设计的反应堆控制棒驱动机构为对象,使用该方法进行可靠性评价。评价结果明确了各设备部件的失效原因和失效模式,确定了各部件的严重性等级和风险等级,为今后控制棒驱动机构的可靠性管理提供支持。     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆（简称49-2泳池堆）用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。