核电厂安全壳过滤排放严重事故管理策略研究

本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究。得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略在严重管理中的使用条件和相关限制,为严重事故管理导则的开发与安全壳过滤排放系统的优化设计提供支持。     

核电厂严重事故下关于操作人员的可达性分析

本文基于国内典型压水堆核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故的管理操作人员可达性分析方法,并针对具体核电厂进行了相关分析,为严重事故管理导则及其有效实施提供了支持。主要内容包括对严重事故管理所需仪表/设备的操作分析、就地操作及操作位置/路径、操作区域环境条件的计算、严重事故下相关操作人员的可达性评估以及对严重事故管理的影响分析。     

三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究

安全壳直接加热（DCH）是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法（ROAAM）,利用双隔间平衡（TCE）模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明：熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。