PRC-Ⅱ脉冲反应堆事故分析

介绍了PRC—Ⅱ脉冲反应堆(中国第二座脉冲反应堆)事故分析中所使用的计算模型、计算机程序、瞬态结果、敏感性研究、设计改进和安全评价。该堆建在人口稠密的城市内,它的安全性格外令人瞩目。为此,对几种假想的事故(提棒事故、弹棒事故和失水事故)进行了详细的计算、分析和评价。针对每种事故工况的机理和过程分别建立了一套复杂的数学计算模型,研制出相应的计算机程序。对每种事故工况进行了全面的计算和分析;对影响安全的主要参数进行了敏感性研究;检验了专设安全设施的功能;提出了两项缓解事故后果的改进施工设计的措施;评价了反应堆的安全特性。在失水事故分析中首次提出了一种新的、先进的计算模型(真实堆芯裸露模型)和计算机程序(MCRLOCA)。     

PRC-Ⅱ脉冲反应堆事故分析

介绍了PRC-Ⅱ脉冲反应堆(中国第二座脉冲反应堆)事故分析中所使用的计算模型、计算机程序、瞬态结果、敏感性研究、设计改进和安全评价。该堆建在人口稠密的城市内,它的安全性格外令人瞩目。为此,对几种假想的事故(提棒事故、弹棒事故和失水事故)进行了详细的计算、分析和评价。针对每种事故工况的机理和过程分别建立了一套复杂的数     

大亚湾核电站18个月换料非失水事故分析

大亚湾核电站由年换料改为18个月换料，燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G，堆芯中子学参数发生了较大变化。因此，需要对许多事故重新进行分析。本文给出了大亚湾核电站18个月换料设计中非失水事故分析的主要假设和结果，并简要介绍了在18个月换料设计中应用的一些重要方法。分析结果表明，所有的事故均满足安全准则的要求。     

“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计

本文概述了中国核动力研究设计院(以下简称"核动力院")进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析等,展示了"华龙一号"作为三代核电技术的安全性、经济性和先进性。     

超临界水冷堆研发进展

超临界水冷堆（SCWR）是第四代核能系统国际论坛（GIF）确定的6种堆型中唯一的水冷堆。本文描述了SCWR的技术特点,回顾了我国SCWR的研发历程,简要梳理了国际上加拿大、欧盟、日本等在SCWR方面的最新研发情况。最后,本文总结了SCWR的技术优势、面临的技术挑战和发展机遇。      

秦山核电二期工程瞬态事故分析

介绍了秦山核电二期工程除失水事故以外的瞬态事故的分析方法,确认了包壳温度、燃料芯体温度、反应堆压力和DNBR等电厂关键参数没有超过限制值.     

概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

概率安全评价（PSA）是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号（HPR1000）的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。      

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统（PRS）应用于改进型压水反应堆存在限制条件，构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远，使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计，采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关，管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程，并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明，各方案均能实现系统功能，在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点，结合工程实际，管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。