大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序改进

根据大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序接口,介绍了大亚湾核电站应急运行规程接口的确定办法及核电站应急计划的修改内容。     

浅议大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则

介绍了大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则,重点是大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则的组成和特点,并对福岛核事故后大亚湾和岭澳核电厂所做的改进进行了介绍.     

严重事故管理导则入口条件研究

严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故堆芯剧烈氧化机理,得出了燃料温度、氢气产生速率及产氢量、入口集管过冷度以及慢化剂液位的关系。结果表明入口集管过冷度小于0且持续十几分钟,同时慢化剂系统的状态指示慢化剂液位低于6 900mm,可以作为严重事故管理的入口条件。最后,阐述了目前电厂EOP向SAMG转换的机制,并提出了改进的意见。     

基于SAMG事故序列的严重事故模拟软件开发

介绍严重事故模拟软件的开发背景,描述模拟软件在显示平台、场景动态建模、数据管理方面的关键技术.给出该模拟软件对秦山第二核电厂严重事故现象模拟的1个应用实例.结果表明,该模拟软件能够快速建立模拟场景,并能有效地对事故模拟进程进行控制.     

秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证

在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解对策,分析实施事故缓解对策对核电厂主要参数的影响,从而验证事故缓解对策的有效性。分析结果表明:在严重事故情况下,按照严重事故管理导则实施缓解对策,可有效地延缓或终止堆芯损坏的过程。     

核电站技术支持中心严重事故管理导则研究

在核电站发生严重事故时，为了防止严重事故的进展和缓解严重事故的后果，正在研制核电站严重事故管理导则。其中技术支持中心严重事故管理导则是严重事故缓解对策的重要组成部分，包括严重事故导则和严重威胁导则。     

大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究

在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。     

压水堆严重事故管理入口标准研究

使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化。将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准。     

压水堆核电厂严重事故对策

描述了严重事故的过程和现象，分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团（WOG）严重事故管理技术基础和构成：严重事故管理导则（SAMG）的主控室导则、技术支持中心（TSC）使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑，并对我国开展严重事故对策研究提出建议。     

核电厂严重事故缓解进程中应急人员行为分析

为了分析核电厂人员处理严重事故的行为特征，本文通过研究严重事故管理导则的特殊性，结合现场调研和操纵员、应急技术支持人员访谈，建立了严重事故缓解进程中的人员决策模型，识别了决策人员、执行人员的关键影响因子，为严重事故下的人因可靠性分析方法研究奠定基础。      

大亚湾核电站放射源和放射性物品的监管

大亚湾核电站自投入运行以来，逐步建立和完善了对放射源和放射性物品的监管体系，保证了放射源的安全,避免了放射性物质的扩散和进入环境。     

大亚湾核电站堆芯换料设计

介绍了大亚湾核电站堆芯换料设计准则、计算机程序、设计内容以及设计预计值与测量值的比较。结果表明,中国核动力研究设计院承担的两个机组反应堆第四至第六循环换料设计均满足该电站的安全和经济性要求,设计预计值与实测值符合良好。     

大亚湾核电站周围海域海洋环境介质中110mAg含量

广东省环境辐射研究监测中心在对大亚湾核电站进行常规监测的基础上，对岭澳核电站装料前环境辐射水平进行了调查。监测和调查结果表明，大亚湾核电站排放放射性液态流出物中的^110mAg，在部分珍珠贝、马尾藻、墨鱼等海洋生物样中能检测到，离核电站较近的东山（西大亚湾）珍珠贝、墨鱼样中的^110mGg明显高于澳头（东大亚湾）样。     

大亚湾核电站全范围模拟机硬件I／O实现

广东大亚湾核电站全范围模拟机(以下简称模拟机)是从法国汤普森公司引进的。它是用数字仿真技术对大亚湾核电站主控制室进行1:1高保真模拟的大型设备,用于培训核电站的操作运行人员、系统分析包括对操作规程的验证等。模拟机的 I/O 接口系统是计算机与各种开关、仪表交换信息的桥梁。本文力求从数据传输的角度,结合程序流程图论述 I/O 接口系统的工作原理。     

大亚湾核电厂全厂失电的后果及应急措施

本文介绍了大亚湾核是厂全厂失电后的现象，后果以及采取的应急措施（包括技术措施及事故处理程序）。最后简单介绍了核电厂全厂失电后的剩余风险指标分析计算方法及结果。     

大亚湾核电站安装氢气复合器方案计算分析

针对大亚湾核电站在严重事故条件下安全壳内氢气的产生、释放以及氢气复合器对氢气浓度的影响进行了研究。在假设安全壳内安装一定数量的NIS型被动催化式氢气复合器的条件下,研究了氢气浓度在安全壳内的变化。结果表明,当安全壳内安装大约50个氢气复合器时,最大氢气浓度可以控制在10%左右。     

大亚湾核电站的成功运作

本文简要回顾了大亚湾核电站投产以来的业绩,重点介绍了几种有特色的管理实践。     

大亚湾核电站的老化和寿命管理

首先简要介绍了国际原子能机构(IAEA)对核电厂老化管理的基本要求以及所推荐的实施老化和寿命管理方法,然后对大亚湾核电站实施老化和寿命管理工作的进展进行了描述。文中指出,老化和寿命管理的首要任务是关注核电站的关键设备。随着经验数据的积累,工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。     

大亚湾核电站18个月换料大破口失水事故的计算分析

大亚湾核电站18个月换料的设计中，堆芯焓升因子和功率峰值因子有了较大的提高，通过采用DRM分析方法和CATHARE程序对LBLOCA事故进行了较为全面的计算、分析和论证，得出了在18个月换料运行方式下，堆芯的包壳温度等参数仍然满足验收准则的结论。在此基础上重新建立了LOCA包络限制线。