摘要：在CAP1400小破口失水事故中,非能动堆芯冷却系统所有设备均投入,显现复杂且独特的物理现象,为验证设计和程序以及识别重要现象,开展了CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验。整体试验台架主要特征为:1∶3高度比、最大工作压力9.2 MPa、等压模拟。试验结果表明,在小破口失水事故中堆芯不裸露,试验过程中发现了冷管段分层流产生机制、安注箱排空后氮气注射及其影响以及压力容器下降段流体温度不均匀性等关键物理现象。最后利用RELAP5程序对整体试验关键现象进行了分析和验证。

摘要：恰希玛核电厂2号机组是我国自主设计出口到巴基斯坦的第二座300 MW压水堆核电厂,根据PAK911的原则要求,结合核电先进国家对严重事故的法规要求和具体实践,改进了严重事故预防措施,全面系统地开展了严重事故分析,在此基础上系统地实施了严重事故缓解措施,提高了C-2核电厂核安全水平。

摘要：通过引进及自行研制,建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序;结合300MW核电厂二期工程(C-2)设计,对一、二级PSA技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。建造了C-2一、二级PSA模型,通过在C-2设计过程中基于PSA的发现进行了一些重要设计改进,如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进;化容系统的往复式上充泵的设计改进;重要厂用水系统的设计改进等,得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.25×10-6/堆年,LERF定量化结果为3.24×10-7/堆年。

摘要：本文根据非能动安全壳冷却系统排热机理，以安全壳内部大气压力和温度为边界条件，编写PCS—FT程序模拟钢安全壳内外的传热过程和环形空间大气的自然循环流动．并通过与WGOTHIC程序对APl000核电厂安全壳某事故工况的计算结果相比较，验证了程序的可信性。使用PCS—FT程序并采用保守的假设估算非能动安全壳外液膜温度．评价不同设计及工况参数对液膜温度的影响和液膜沸腾的可能性．讨论了液膜稳定的条件以及WGOTHIC程序液膜传热模型用于堆芯功率更高、安全壳尺寸更大的先进非能动核电厂安全壳分析的适宜性。

摘要：本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议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,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。

摘要：A historical review of in-vessel melt retention （IVR） is given, which is a severe accident mitigation mea- sure extensively applied in Generation III pressurized water reactors （PWRs）. The idea of IVR actually originated from the back-fitting of the Generation 11 reactor Loviisa WER-440 in order to cope with the core-melt risk. It was then employed in the new deigns such as Westinghouse APIO00, the Korean APR1400 as well as Chinese advanced PWR designs HPRIO00 and CAP1400. The most influential phe- nomena on the IVR strategy are in-vessel core melt evolution, the heat fluxes imposed on the vessel by the molten core, and the external cooling of the reactor pressure vessel （RPV）. For in-vessel melt evolution, past focus has only been placed on the melt pool convection in the lower plenum of the RPV; however, through our review and analysis, we believe that other in-vessel phenomena, including core degradation and relocation, debris formation, and coolability and melt pool formation, may all contrib- ute to the final state of the melt pool and its thermal loads on the lower head. By looking into previous research on relevant topics, we aim to identify the missing pieces in the picture. Based on the state of the art, we conclude by proposing future research needs.

摘要：基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。