AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究

应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。     

浮动式核电厂烟羽应急计划区划分

介绍了小型堆应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序列条件下,ACP100S和AP1000向环境的释放份额相差不大,但ACP100S堆芯积存量较小,因此ACP100S向环境释放源项也较小;在500m范围内,2d及7d有效剂量与7d甲状腺剂量均不超过相应的干预水平,由此可知ACP100S的烟羽应急计划区可划至500m的厂址边界,从而取消厂外应急。     

陆上小型堆烟羽应急计划区划分初步研究

小型堆烟羽应急计划区(EPZ)大小作为其市场推广和应用的重要外部约束条件之一,意味着制定合适的划分准则和确立其大小范围具有十分重大的意义。结合现行大堆烟羽应急计划区(EPZ)的划分准则,本文分析了国内外小型堆烟羽应急计划区(EPZ)划分方法,提出陆上小型堆采用剂量/距离的划分方法。在研究中,基于MAAP程序对某小型堆进行建模计算,从中得出了较为合理的机理性应急源项;并通过大气扩散计算软件MACCS程序进行烟羽应急计划区(EPZ)计算;同时对厂址差异进行相关的灵敏性分析。     

核电厂烟羽应急计划区划分方法研究

结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初步应用。初步研究结果表明,HTR-PM在厂址边界处满足烟羽应急计划区的划分准则,相对于目前的大型轻水堆,可以明显减小其烟羽应急计划区。     

先进压水堆核电厂应急计划区探讨

探讨了影响核电厂应急计划区大小的主要因素并阐述了作者的技术见解,提出了在先进压水堆核电厂应急计划区范围测算过程中,严重事故截断概率取10^(-8)的建议。     

基于二级PSA的EPR机组烟羽应急计划区划分

参考NUREG-0396中烟羽应急计划区划分方法与接受准则,基于EPR机组的二级PSA结果中的严重事故释放类,对各堆芯熔化事故释放类采用概率加权,用MACCS程序计算得到某EPR机组烟羽应急计划区的大小,并以截断频率10-8/(堆·年)选取最严重事故序列的释放类(RC205)对结果进行复核.计算得到某EPR机组烟羽应急计划区内区半径3 km、外区半径7 km能满足接受准则.     

压水堆核电站应急源项的选定和应急计划区的划分

从我国已建压水准核电站的具体实例出发，结合国外的先进经验，对核电站应急源项的选定及应急计划区的划分工作进行研究和总结，对新建核电站的应急源项的选定和应急计划区的划分提出一些个人的看法。     

台山核电厂EPR核电机组烟羽应急计划区评估

采用事故后果分析程序(MACCS2)对台山核电厂欧洲压水堆(EPR)机组应急计划区范围进行评估。气象数据采用厂址气象塔2007年9月至2008年8月逐时气象数据,源项和释放特征等数据采用二级概率安全分析(PSA)研究成果。对台山核电厂应急计划进行评估的结果表明,台山核电厂应急计划区半径应小于0.5 km,这与EPR的设计目标是一致。但根据国家法律法规要求,结合厂址特征,推荐台山核电厂应急计划区内区半径为4 km,外区半径为7 km。     

小型堆应急计划区划分研究

利用一体化严重事故分析程序(MELCOR)对小型堆断电事故进行仿真分析,并将结果作为大气扩散计算软件MACCS的输入,计算分析某滨海地区放射性后果。结合建立的小型堆应急计划区划分准则,通过计算确定适用于小型堆的应急计划区大小。     

核电站食入应急计划区的划分研究

借助于欧共体的核事故后果评价程序包ＰＣ ＣＯＳＹＭＡ,以我国广东大亚湾核电站为参考厂址,分析了源项和剂量干预水平对食入应急计划区大小的影响。分析表明：对Ｓ３源项而言如果采用确定论的研究方法,并以我国食入有效剂量干预水平的下限值作为食入应急计划区划分的剂量准则,则大亚湾核电站食入应急计划区划定为５０ｋｍ左右是合适的。     

概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响

1997年,美国核管会（NRC）在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。     

压水堆核燃料循环情景模式初步研究

根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期（2030、2050）发展战略研究,假设2050年前我国压水堆核电发展规模,基于压水堆乏燃料后处理,回收的钚做成MOX燃料放入压水堆中使用,MOX燃料只使用1次的循环模式,进行核能发展情景研究。基于压水堆可装载30%比例MOX燃料的已有研究结果,考虑我国主要的两种压水堆堆型M310和AP1000,进行压水堆核燃料循环分析。利用核能发展情景动态分析程序DESAE-2,给出了不同情景模式下天然铀需求量、乏燃料累计量等。结果表明：至2050年,B₁和B₂模式较A模式分别节省天然铀4.1万t和2.9万t。     

压水堆核电厂内部水淹危害性分析方法初步探索

内部水淹是威胁核电厂安全的风险源之一。根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准及实践,归纳提炼出具有工程参考意义的内部水淹危害性分析方法(源方法和设备分析方法),并以国内百万千瓦级压水堆核电厂特定房间为研究对象,采用源方法进行水淹危害性分析。分析结果表明该房间内的水淹对电厂安全不构成威胁,验证了内部水淹危害性分析方法的合理性和有效性。     

大型先进压水堆熔融物堆内滞留初步研究

参考国外熔融物堆内滞留(IVR)稳态包络工况计算编写相关程序,并与ERI、DOE及INEEL的结果进行比较,对程序进行验证。通过对大型先进压水堆熔池参数和不确定性分析可知,如果使用ULPU-2000台架Ⅳ的流道设计,压水堆发生超CHF事故的可能性小于7%,但压力容器壁厚最大熔化量超过15 cm的可能性很大,如果没有其他缓解措施,建议将大型先进压水堆压力容器厚度增加至20 cm以上。热流分配是影响熔池行为的主要因素,建议采取措施调整熔融池热流分配,以缓解氧化物层和金属层交界面处的传热危机。