安全壳内氢气量和超压的控制

前言　核电站严重事故中，放射性物质将向空气中散发。严重事故是造成安全壳内氢气积聚和安全壳超压的源项。安全壳内氢气的积聚和安全壳超压对安全壳的完整性和功能存在着挑战和威胁。     

反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件研究

本文通过对比分析CPR1000和美国技术规格书中反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件(LCO)的制定原则和依据,结合蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)放射性后果分析的验收准则和国标GB 6249的升版情况,研究我国CPR1000机组反应堆冷却剂放射性比活度运行控制要求中存在的问题,对美系技术规格书的应用进行了探讨,并提出了改进建议。     

SCDAP/RELAP5与MELCOR程序对堆芯损伤过程预测的比较

SCDAP／RELAP5与MELCOR程序是目前得到广泛使用的两个严重事故分析程序．它们在模拟堆芯溶化及压力容器下封头失效过程中采用了基于不同理论的计算模型。本文利用两个程序分别对秦山二期核电厂发生假想的全厂断电事故下的堆芯损伤过程进行预测．并对比分析了这2个严重事故分析程序的优点及相应的计算结果．     

核电厂堆芯损伤评价研究及软件开发

核电厂发生事故后,需要及时准确地判断反应堆堆芯损伤状态,以便为应急决策提供必要的技术支持。基于国际上堆芯损伤评价方法研究现状,重点介绍适用于我国在建和运行压水堆核电厂的堆芯损伤评价方法,并开发堆芯损伤评价软件,从而有效支持核电厂的应急决策,进一步提高核电厂的安全水平。     

核电厂火灾PSA中火灾场景频率分析方法

核电厂的火灾场景频率分析是火灾概率安全分析的核心内容。本文根据美国NRC和EPRI的《核动力设施火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价中,火灾场景频率的分析方法及参数不确定性的处理方法。以福清一期核电厂某房间的电气柜火灾为例,进行了定量分析计算,计算结果表明,在计算中考虑热释放速率参数不确定性的传递可以有效降低计算结果的保守性。     

核级阳离子交换树脂的辐照性能研究

本文模拟压水堆核电厂水化学环境,利用辐照试验装置进行核级阳离子交换树脂辐照试验,选取新树脂和浸泡树脂,对其辐照后的有机物(TOC)和硫酸根(SO_4~(2-))释放量进行测定、计算和分析,研究核级阳树脂的辐照性能。结果表明辐照对TOC释放量影响较小,但会导致核级阳树脂的磺酸基脱落,产生硫酸根,辐照剂量存在阈值,超过阈值后SO_4~(2-)释放量会显著增加。