双层安全壳人员闸门力学分析

在事故工况下,人员闸门需承担防止放射性物质不可接受释放的功能。采用ANSYS有限元分析软件,建立人员闸门的三维模型对三代核电厂双层安全壳人员闸门进行力学分析,并结合土建影响(强迫位移),得到闸门各部分的应力分布以及变形量,以实现安全壳完整性所必须达到的功能。     

压水堆核电厂安全壳过滤排放系统卸压策略分析

压水堆核电厂可采用过滤排放的方式来应对严重事故下安全壳超压失效的风险。本文采用一体化事故分析程序,建立了压水堆(PWR)核电厂大型干式安全壳节点模型以及过滤排放通道模型,选取全厂断电(SBO)始发的严重事故序列,分别计算了无安全壳过滤排放的工况、过滤排放系统(EUF)在安全壳压力上升到安全壳设计压力0.52 MPa(a)时启动但不关闭工况下,安全壳的压力情况以及放射性物质向外释放的量。并分析EUF不同开启压力0.52 MPa(a)/0.625 MPa(a)/0.73 MPa(a),不同关闭压力0.30 MPa(a)/0.35 MPa(a)/0.40 MPa(a)对安全壳卸压的影响,分析表明:EUF系统的投入可以在避免安全壳超压失效的同时,有效减少气溶胶类放射性物质的释放;EUF关闭整定值较高时,相同时间段内开启次数相应增加,向环境的放射性释放量也较少;提高EUF的开启压力,会延迟放射性物质向环境释放的时间。     

AP1000核电厂大量放射性释放源项分析

在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别（安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效）,分别选取典型的严重事故序列（蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂）,使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。     

非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价

非能动安全壳热量导出系统（PCS）是华龙一号（HPR1000）设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程，分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性，并从概率安全分析指引的角度，分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明：PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果，可有效提升HPR1000的安全性。     

秦山核电二期工程人员闸门的设计和调试过程中的设计改进

人员闸门贯穿安全壳，是反应堆核电厂在运行期间和热停堆情况下的唯一通道，人员闸门作为安全壳压力边界的一部分，无论是在正常运行还是事故工况下，均应保证安全壳的防护性和密封性，人员闸门的传动系统非常复杂，且传动链长，开关门动作要求准确，可靠，同时要求两扇门联锁以保证不破坏安全壳的密封性，本文简单地介绍了人员闸门的设计要求和主要功能，并着重介绍了设备的调试和设计改进工作。     

压水堆严重事故后安全壳内辐射环境计算分析

为了确保有效的缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估.而温度、压力、湿度、辐射等参数是可用性评估的重要输入条件.本文针对百万千瓦级压水堆核电机组,参考美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》(NUREG-1465)关于严重事故后放射性物质的释放阶段和释放份额的假设,计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项.对于放射性物质在安全壳内的分布,不考虑喷淋和泄漏的影响,计算并分析了严重事故后安全壳内的γ和β辐射环境条件,并与APl000的设备鉴定源项进行了对比分析.本文的计算对于设备和仪表在严重事故后的可用性分析以及其所需耐受的辐射条件具有重要的参考意义.     

核电厂严重事故下双层安全壳环形空间通风系统延迟投运的放射性后果影响分析

核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱。鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用"欧洲用户要求(EUR)"文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同"大量释放"间的关系。研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考。     

防止和缓解核电厂严重事故的对策

过去核电厂的安全设计主要考虑设计基准事故,认为反应堆堆芯不会严重损坏和熔化,放射性物质不会大量释放。我国新的核电厂设计安全现定要求适当考虑严重事故。本文提出了防止和缓解这种超设计基准事故的对策,包括定量安全目标、事故处置、保持安全壳完整性的措施和应急措施,作为执行新的设计安全规定的技术说明提供参考。     

秦山核电厂安全壳对主蒸汽管道破裂事故的响应

一、概述核电厂安全壳是防止事故后放射性物质大量释放到坏境的最后一道屏障,是保护公众免受超剂量放射性照射的关键设施。人们对安全壳的重要性虽已认识有年,但得到明显事实验证的却是近年发生的美国三哩岛事故和苏联切尔诺贝利灾害性核事故。由表1可知,安全壳的有无对公众的影响是截然不同的。     

严重事故下气载放射性排放控制研究

为评价"华龙一号"核电厂严重事故下气载放射性排放控制措施的有效性和先进性,开展了"华龙一号"严重事故下气载放射性排放控制研究。首先,介绍了核电厂中放射性物质的产生及放射性物质向环境释放的4个途径。其次,阐述了放射性物质的主要去除机制,包括自然沉积、池式洗涤、过滤和喷淋等,以及各去除机制所涉及的气溶胶行为如气溶胶凝聚、气溶胶沉积和吸湿效应、碘化学反应等,和各去除机制所应用的设备或系统。然后,梳理了"华龙一号"在严重事故工况下所采用的几种放射性释放控制和管理措施,包括双层安全壳与环形空间通风系统、安全壳喷淋系统、安全壳过滤排放系统和严重事故管理导则中针对安全壳旁通释放的管理策略,并对不同措施控制放射性释放的效果进行计算分析。计算结果显示采用相关放射性释放控制措施比未采用时向环境的放射性物质释放能够降低1～3个数量级,说明"华龙一号"的设计及严重事故管理措施,能够有效减少事故下的放射性后果,从而减少气载放射性排放对公众和环境的影响。     

对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解

本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标要求两方面提出了"实际消除大量放射性物质释放的可能性"的对应要求,其中概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆·年。为此,需要采取措施,在设计上实际排除能产生大量放射性释放的事故序列;在严重事故条件下尽量恢复堆芯冷却,并保持反应堆压力容器和安全壳的完整性,以及乏燃料池的冷却能力;扩展事故管理导则,提高事故缓解和控制能力。最终在技术上实现实际消除大量放射性物质释放后,无需场区外紧急撤离措施。     

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故（LOCA）是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法（DRM）对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。     

设备闸门提升与导向装置运行特性仿真分析

对核电厂设备闸门提升与导向装置在设备闸门封头开启与关闭过程中的运动特性进行了分析研究，该研究借助动力学仿真软件ADAMS展开，分别对提升与导向装置可能出现的同步提升操作和不同步提升操作两种工况进行了仿真分析。分析结果表明:在同步提升操作工况下，设备闸门封头两侧导向箱位移一致，提升与导向装置不会产生卡滞；在不同步提升操作工况下，设备闸门封头两侧导向箱最大允许高度差为54 mm，否则提升与导向装置将产生卡滞。      

核电厂仪控系统纵深防御和多样性设计

针对事件发生时用于保护堆芯和限制放射性扩散的功能,核电厂设计有多层次的防御,仪控系统的设计支持这一理念,通过纵深防御和多样性设计,保证保护屏障和措施的完整性和有效性,抵御潜在的共因故障的影响,有利于限制核电厂事故的发展,减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全,防止放射性物质向周围环境的释放。     

核电厂仪控系统纵深防御和多样性设计

针对事件发生时用于保护堆芯和限制放射性扩散的功能,核电厂设计有多层次的防御,仪控系统的设计支持这一理念,通过纵深防御和多样性设计,保证保护屏障和措施的完整性和有效性,抵御潜在的共因故障的影响,有利于限制核电厂事故的发展,减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全,防止放射性物质向周围环境的释放。     

燃料路径PSA应用实践

为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险，本研究采用概率安全分析（PSA）的方法，以始发事件分析为起始点，对事件序列分析等相关技术要素进行研究，并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究结果表明，燃料机械损坏频率高于燃料热力损坏频率约4个量级，但燃料机械损坏导致的潜在放射性释放后果要远小于燃料热力损坏。燃料热力损坏频率相对于堆芯损坏频率来说是较小的，但燃料热力损坏可能导致的潜在放射性物质释放量将会非常大，并伴有火灾、氢气爆炸等次生灾害发生。对于可能导致燃料热力损坏的始发事件，事故前期的缓解非常重要。通过对燃料厂房通风系统就地冷却机组的风机进行多样化设计，可以有效降低燃料热力损坏风险。     

先进核电厂半球顶安全壳抗震分析

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施.因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能.地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏.本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算.计算表明,半球顶安全壳结构在SSE作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震Ⅰ类结构的规定.     

核电厂关键设备事故工况下密封性能研究

本文应用ANSYS软件对安全壳人员闸门承压部件和密封结构建立了有限元模型,分析了人员闸门在事故工况下的密封性能。采用实体单元建立内筒节和外筒节主要承压部件、密封门以及锁紧轴销的模型。计算结果表明,事故工况下,门板和门框变形产生的相对位移小于密封圈所需压缩量,锁紧轴销的剪切强度小于许用值,密封性能满足要求。本文采用的有限元分析方法综合考虑了设备自重、压力载荷、通过载荷以及SSE地震载荷等各种复杂因素对人员闸门密封性能的影响,该方法对人员闸门在事故工况下的密封性能设计和校核具有一定的实际意义,对核电厂内其他设备密封结构的设计和研究具有借鉴意义。     

基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究

在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1.183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。     

9·11事件和福岛核事故后美国核电厂乏燃料水池事故缓解对策

核电厂建有乏燃料水池(以下简称"乏池"),以贮存堆芯卸出的含有大量放射性物质的乏燃料组件。如果乏池发生恐怖袭击、爆炸、火灾等超设计基准事故,就可能导致乏燃料直接损伤或乏池的结构性损伤而使水池排空,乏燃料失去冷却,放射性物质大量释放进入环境。美国9·11事件和日本福岛核事故发生后,美国修订了联邦法规并发布了相关命令以及一系列技术指导文件,要求核电厂考虑在遭遇由于爆炸或火灾导致的大面积损伤后,维持和恢复乏燃料冷却的措施,本文对9·11事件和福岛核事故后美国核电厂乏池事故缓解对策进行了介绍。