提棒事故的瞬态特性

本文主要分析压水堆在次临界或低功率下发生的失控提捧事故的瞬态特性。研究了温度反应性系数,失控反应性引入率,初始功率水平和有效缓发中子份额对事故瞬态特性的影响。     

核动力装置小破口失水事故的瞬态性模拟与处置研究

以非均匀不平衡态两相流模型为基础,采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行求解,研制了核动力装置运行分析程序,并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性,提出了事故处置方法。     

核动力装置小破口失水事故的瞬态特性模拟与处置研究

以非均匀不平衡态两相流模型为基础,采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行了求解,研制了核动力装置运行分析程序,并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性,提出了事故处置方法。     

（前）苏联压水堆核动力装置事故分析

本文介绍了（前）苏联压水堆核电厂及核潜艇的较重大事故的起因、过程及后果，分析了事故原因，指出了应从中吸取的经验教训。     

压水堆核动力系统瞬态热工水力特性分析仿真软件

采用点堆中子动力学模型、两相漂移流蒸汽发生器模型、三区不平衡稳压器模型、主循环泵四象限特性模型和非能动应急余热导出系统模型,并利用Compaq Visual Fortran 6.0语言开发了微机型压水反应堆瞬态热工水力特性分析程序,并利用Microsoft Visual Studio.NET语言实现输入参数的可视化、输出结果的实时处理和动态显示。利用RELAP5程序对本瞬态安全分析软件进行了可靠性验证,结果表明,本软件求解精度较高、速度快、界面新颖、功能完善、可操作性强。此外,利用本软件对秦山核电站事故瞬态工况下的热工水力特性进行了分析,得出了一些具有工程价值的结论。     

SDG故障诊断方法在核动力装置中的应用研究

核动力装置运行状态的诊断关系到装置运行的安全性和可靠性。针对核动力装置系统复杂,难以建立数学模型的特点,本文将基于定性模型的符号有向图（SDG）方法应用于核动力装置中进行故障诊断,并以核动力装置主冷却剂系统为研究对象,提出了相应的建模方法并建立了SDG模型,根据所建立的模型开发了基于SDG方法的核动力装置故障诊断系统,并以蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故和弹棒事故为例对该系统的诊断推理过程进行了分析。仿真结果表明,基于SDG的方法在核动力装置中能有效诊断故障,并能提供故障传播路径,具有良好的解释性,可为运行人员决策提供帮助。     

次临界或低功率启动工况下提棒事故分析

由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。该事故中,燃料棒表面可能发生偏离泡核沸腾(departure from nucleate boiling,简称DNB),导致燃料元件包壳烧毁;燃料芯块也可能发生熔化,对包壳产生不利影响。文章对岭澳混合堆芯和提高富集度论证次临界或低功率启动工况下提棒事故进行了分析。分析结果表明,事故瞬态中不会发生燃料芯块熔化或燃料元件包壳烧毁,可以保证燃料元件的完整性,燃料设计满足限制准则。     

小型核动力装置自然循环运行特性分析

本文以小型一体化自然循环反应堆为研究对象,用RELAP5/MOD3.2对反应堆系统、中间回路及二回路系统进行建模,对反应堆单双环路切换及偏环路运行时反应堆的自然循环运行特性进行数值模拟研究。计算结果表明:在反应堆自然循环运行工况下,进行单双环路切换及偏环路运行时,堆芯能重新建立稳定的自然循环。双环路切换至单环路后,堆芯出口温度降低,堆芯自然循环平衡流量降低但仍大于初始值的1/2;单环路切换至双环路运行时,堆芯流量、温度均与双环路稳定工况的一致;偏环路运行时故障环路循环流量降低,正常环路自然循环流量升高,堆芯总流量降低的数值为二者之差。     

船用核动力SGTR事故安全分析

本文论述了船用核动力装置蒸汽发生器传热管断裂事故（SGTR）安全分析的重要性。并以陆奥号核动力商船为例，运用事件树分析技术，对SGTR事故进行了安全分析。得出了事故后可能导致堆芯熔化的事故序列，确定了堆芯熔化数学模型，并进行了定量化分析。最后根据对支配性事故序列和各题头事件重要度的分析，提出了降低SGTR事故导致堆芯熔化发生概率应采取的相应措施。     

日本福岛核电站事故泄漏放射性核素漂移扩散状况分析

利用自主研发的放射性核素大气扩散模拟计算软件RADCES模拟计算了日本福岛第一核电站事故泄漏放射性核素的漂移扩散情况,给出了放射性核素云团的漂移扩散路径及到达CTBT国际监测系统部分核素监测台站的时间。结果表明,理论预测放射性核素云团到达时间与台站监测到异常样品的时间基本一致。     

关于CPR1000核电机组低功率运行停运一台CRF泵的影响分析

文章对北方某核电站机组电功率850MW运行时停运一台CRF泵进行了分析,得出在保证设备可靠的情况下,停运一台CRF泵,机组可以正常运行,增加机组经济效益约6MWh;并对机组满功率时若单列凝汽器海水泄漏,一台CRF泵运行时,机组电功率的运行平台提供了借鉴。     

基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析

应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明：在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可得到保证,相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。     

大亚湾核电站的成功运作

本文简要回顾了大亚湾核电站投产以来的业绩,重点介绍了几种有特色的管理实践。     

秦山核电厂自备应急电源系统可靠性分析

本文应用故障树分析方法,计算了秦山核电厂自备应急电源系统的瞬时和稳态无效度,并对秦山核电厂自备应急电源系统的设计进行了评价。     

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。     

秦山核电厂调试

本文综合介绍了秦山核电厂的调试,其中包括无核和带核调试的试验内容、进度、调试网络、调试机构、人员和管理。总结了调试经验。调试结果证明,秦山核电厂的设计、建造是成功的。     

田湾核电基地废物最小化

田湾核电基地目前有4台WWER核电机组和两台M310改进型核电机组。为了降低待处置固体废物包产生量,满足废物最小化管理目标,田湾核电基地在从源头减少放射性废物的同时,建造了6台机组共用的放射性废物处理中心。采用烘干、超级压实和水泥固定工艺处理放射性废物,配合采用混凝土高完整性容器,在废物包满足近地表处置要求的前提下,各机组每年需要处置的废物量不超过50 m³。具有良好的经济效益和社会效益,对多堆核电厂址的废物最小化有一定的借鉴意义。     

核电厂温度调节棒频繁动作的原因分析

简单介绍了核电厂温度调节棒的工作原理,并对国内外核电厂运行过程中出现的温度调节棒频繁动作的现象进行了原因分析。     

停棒子系统与控制棒组操作范围监测试验

本文叙述了反应堆保护系统停棒与汽轮机降功率子系统的系统功能、保护参数和秦山核电站控制棒组插入监测器的设计与参数选择,确定了控制棒提升上极限值和在不同工况下棒插入低位、低-低位整定值,并在热态零功率条件下加以验证。试验证明参数选择是合理的,为功率运行阶段提供了数据。