亥电规模发展必须提高单堆机组的安全水平

基于概率分析，论证了提高单堆机组安全水平的必要性。     

1980年世界核能会议

美国核学会和欧洲核学会联合举办的1980年世界核能会议于11月16日—21日在华盛顿召开。美国核学会的冬季年会与这次会议合并举行。来自美国的1,500名科学家和工程师和来自其他国家的300名科学家和工程师参加了     

安全壳在事故情况下的完整性分析

现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。     

关于核电站安全的计算机程序(上)

本文在列出196个有关核电站安全的计算机程序的基础上,对一些重要程序进行了分析和评论。这些计算机程序可以用于轻水堆核电站的事故分析,风险分析,堆芯熔化分析,安全壳分析,放射性释放和转移分析,以及事故下的环境分析。所有程序均有对应的文献可供参阅。     

AP1000重要非安全系统的监管处理

AP1000有些非安全相关的能动系统起着纵深防御的作用,有的对满足安全目标有贡献。它们虽然是非安全级的,但也要进行监管,以达到可用性和可靠性要求。本文介绍了确定需监管非安全相关系统的准则、方法、结果和监管的内容。     

压水堆失水事故最佳估算方法研究

传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。     

轻水堆核电站堆芯熔化分析

本文阐述了开展轻水堆核电站堆芯熔化事故分析的必要性,介绍了堆芯熔化事故计算程序MARCH,并针对轻水堆核电站三种不同工况利用 MARCH 程序进行了计算,结合计算结果讨论了堆芯熔化事故的物理过程。     

我国的核安全监督管理

核电发展是以核安全为前提的。我国核电起步较晚,但一开始就以高标准要求,建立了独立的核安全监督管理体系、方法;制定了严格的核安全法规;确立了对核安全负全面责任的营运单位的原则.文中全面介绍了我国核电安全监督管理方面的五条经验.     

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。     

研究性重水反应堆HWRR改建设计研究

原子能研究所重水反应堆HWRR-1于1958年建成并投入使用。經过二十年运行后,反应堆于1978年11月停閉进行改建。在HWRR-1运行期間(1958—1978),主要用于基础研究和同位素生产,也兼作燃料材料的輻照試驗和其它用途。实际上它成为一座多用途研究用堆。在使用期間,不少实驗研究和輻照工作要求改善HWRR-1的技术性能,这包括: 1) 更高的中子通量; 2) 较大的輻照和实驗空間; 3) 中子能譜能够分离以适应各种用途; 4) 较大的过剩反应性。 HWRR-1物理性能的主要不足之处在于:实驗管道的中子通量最大处仅1.2×10~(14)n/cm~2·s,后备反应性也较低(13.2％)。虽然燃料元件出堆最大燃耗已达11650MWD/TU,而无明显肿胀,但由于后备反应性小,出堆燃料元件的平均燃耗只有6000MWD/TU,因而增加了运行費用。 HWRR-1在工程布置上的缺点是沒有重水反射层,除活性区栅格內有9根垂直管道外,其余垂直管道全在石墨反射层,那里中子通量低(2×10~(13)n/cm~2·s),环境温度高(250℃),这些管道的用途受到限制。这样,全堆的有用輻照空間较小,就不能滿足各方面的輻照需求。一座多用途的研究性反应堆常常是重装載的,即装有許多实驗样品、靶料和輻照材料。这既要求反应堆有足够大的实驗空間,还要求有足够多的过剩中子(过剩反应性)。另外,还要求反应堆不同空間具有不同的中子能譜以滿足多种实驗的要求。较高的中子通量是一些要求高輻照强度的实驗所必需的。高中子通量可以縮短实驗輻照时間,可以提高某些实驗的分辨率。正是出于上述考虑,提出了HWRR-1的改建研究。另一方面,經过二十年运行,反应堆的重要部件陆續出現了严重缺陷。如反应堆內壳出現渗漏,燃料管道揷座漏流量高达40％;主热交換器管子4％有严重腐蝕;重水循环泵主叶輪有严重汽蝕,轉子密封套泄漏以及其它等等。这些迹象说明主要部件已接近使用寿期。一般,研究性反应堆設計寿期在二十年左右。这就提出了是关閉反应堆、另建新的反应堆还是改建現有反应堆的問題。經过衡量比较,认为采用改进的途径可以节省大量投资(大約只需新建投资的十分之一)和縮短时間。是符合我国当前情况的。在已經运行二十年之久的反应堆上进行改建設計,受到許多因素的限制。在几何布置方面,由于混凝土生物防护层和石墨反射层砌体保持不作变动,活性区的最大外径和高度已經限定。在冷却和散热能力方面,由于冷却回路是在原有基础上挖掘潜力,反应堆热功率提高的幅度有限。另外,考虑到实施时的强放射性,設計应尽可能使拆卸安装易于进行。提高研究性反应堆的技术性能可从物理和热工二个方面着手考虑。