摘要：由于控制棒驱动机构气空间内的氘气不能完成参与气体复合,而60 Co调节棒提出重水液面后棒表面温度较高,因此,需分析气空间内氘气的可燃性。本文采用理论计算加试验的方法,分别确定了60 Co调节棒提出重水液面后的温度及氘气混合气的可燃浓度和所需的最小点火温度。通过分析表明,在正常运行20个月内,60 Co调节棒提棒不会造成氘气混合气的爆燃。

摘要：使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布。分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算。计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同。氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性。

摘要：本文采用MAAP程序对AP1000核电厂的环廊区域进行建模,计算严重事故下的氢气浓度,以合理评估壳外氢气爆炸风险。分析结果表明:AP1000核电厂所设置的氢气点火器和氢气复合器能很好地控制环廊氢气浓度,防止壳外氢气风险的发生。只有在氢气点火器和氢气复合器均不可用,且产氢量很大的极限工况下,才可能在环廊区域内出现较高的氢气浓度,威胁安全壳的完整性。

摘要：目前的氢气风险分析中,主要采用一体化严重事故分析程序进行分析计算。日本福岛事故后,对氢气风险分析提出了更高的要求。为了实现对集总参数程序的有益补充,本文开展了GOTHIC程序氢气风险三维分析的研究。利用GOTHIC建立了局部氢气风险三维分析模型,在模型验证的基础之上,对典型严重事故序列下的氢气风险进行三维分析研究。研究表明:安全壳上部空间气流混合较好,氢气分层并不是非常明显;对于核电厂压力容器直接注射(DVI)管道破口所在的非能动堆芯冷却系统隔间B(PXS-B),由于破口以下部分区域被水淹没,破口以上区域的氢气浓度较高,但氢气风险较小。

摘要：设备是否能以合理的可信度在严重事故下执行预期功能(设备可用性)是福岛事故后核安全研究的重点之一,而严重事故环境条件的筛选和分析是设备可用性研究的基础。本文以布置着大量严重事故缓解措施的维修平台为例,提出一种对环境条件全面系统的研究方法。根据CAP1400的设计特性,分析得出维修平台可能出现的各类工况。运用MAAP程序分别对这几类工况中的多条序列做了分析,得出典型的环境条件。同时运用概率安全分析(PSA)工具,给出了每类工况发生的频率。通过结合这两方面的信息,获得对维修平台环境条件全面系统的理解。研究表明,在绝大部分情况下,维修平台的环境条件并不恶劣,为后续维修平台设备可用性的分析和验证提供有力的指导。

摘要：本文总结了"秦山核电厂应急操作规程的分析验证和优化建议"的主要研究成果。基于电厂的实际设计及其参数,对秦山核电厂8个应急操作规程的22项步骤和关键参数进行了计算验证,并提出12项优化建议。

摘要：严重事故下用于缓解和监测的设备仪表能否以合理的可信度执行其预期功能,称为设备可用性论证。严重事故环境条件是可用性论证的基础,基于现象分析结合概率安全评价见解,讨论了始发事件及一回路降压、氢气控制等多种缓解措施对热工水力环境条件的影响,选取7个典型严重事故序列并完成计算分析,根据结果的热工水力特征,将其归并为氢气持续点燃、氢气整体爆燃及无氢气燃烧长期升温升压3类热工水力环境条件,其中第1类是主导性的。针对前两类环境条件,建立了高10 m,容积为60 m^(3)的试验台架开展典型设备的氢气燃烧环境可用性试验,为弥补试验台架与实际安全壳的差异,实现燃烧峰值和半峰时间的包络性,采用氢气预混合爆燃叠加持续通氢燃烧的试验方法来模拟氢气燃烧的环境条件。其中,对于不能完全包络的个别第二类条件,考虑热滞后效应,分析了设备的实际升温情况,证明设备承受的环境与安全壳环境的等效性。通过上述试验和方法已完成10类CAP1400严重事故缓解设备和5类测量仪表试验件在氢气燃烧环境下可用性论证。

摘要：日本福岛核事故后,氢气风险对于安全壳完整性的挑战成为反应堆安全设计的热点问题。当前的氢气风险分析普遍采用一体化分析程序,对于局部区域氢气扩散火焰的分析存在缺陷和不足。本文依托CFD程序,建立了安全壳内局部隔间的CFD氢气扩散火焰燃烧的分析方法,研究了扩散火焰的燃烧特性,获得了严重事故下的安全壳温度载荷。研究结果表明,安全壳壁面虽然承受较高的温度载荷,但蠕变失效的概率很低。

摘要：CANDU6核电厂早期设计未考虑严重事故对策,在严重事故下,CANDU6核电厂的安全壳容易失效。为了解决这一问题,本文研究了无过滤安全壳通风模式对CANDU6核电厂安全壳的影响。本文选取典型的全厂断电严重事故,利用重水蒸气回收系统作为无过滤安全壳通风的路径,初步研究了该通风模式下对安全壳完整性的保持和对裂变产物源项的滞留能力。研究表明:该通风模式可以有效保持安全壳的完整性,同时,对裂变产物源项也有一定的滞留能力。

摘要：当核电厂发生严重事故后,操纵员将根据严重事故管理导则(SAMG)开展事故缓解工作,然而严重事故下的高温、高压和高辐射剂量的环境条件可能导致人员难以进入,给事故的缓解带来一定的不确定性。本文以AP1000核电厂为例,考虑高辐射剂量引起的可达性问题,初步探索了严重事故下设备可达性对于缓解策略执行的影响研究,结果表明:大多数的事故缓解操作都能在主控室内完成,即使在少数人员必须就地操作的情况下,仍有时间完成事故缓解动作,预计高辐射剂量引起的可达性问题不会对事故的缓解造成重大影响。