摘要：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。

摘要：采用一体化严重事故仿真程序,对600 MW核电厂严重事故下氢气控制系统进行功能分析及优化设计,并提出工程上可实施的氢气控制系统优化准则。结果表明:该氢气控制系统能确保大破口失水始发严重事故下安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%,满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则;改变非能动氢气复合器的布置方案,在有效缓解氢气风险的前提下,尽量降低复合器数量,优化结果为优化方案2优于优化方案1,优化方案1优于原拟定方案。

摘要：选取导致堆芯熔化频率最高的始发严重事故——直接注入(DVI)管线断裂事故,以及典型高压熔堆事故——丧失主给水始发事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反应堆堆芯热工水力行为,并对正常余热排出系统(RNS)堆芯注水策略的有效性与负面效应进行评估。分析结果表明,在DVI管线断裂事故和LOFW严重事故序列中,利用RNS进行堆芯注水可有效终止堆芯熔化进程,维持堆芯长期冷却。但堆芯再淹没会产生更多的氢气,存在增加安全壳氢气燃烧风险的可能性。此外通过分析利用严重事故管理导则中辅助计算文件给出的堆芯最小流量实施堆芯注水策略,讨论注水流量对堆芯冷却的影响,结果表明,在实施堆芯注水策略时,建议在系统允许的情况下采用更高的流速进行堆芯冷却。

摘要：在先进压水堆核电厂中,堆腔注水是重要的严重事故管理措施之一。采用RELAP5程序对堆腔淹没情况下反应堆压力容器(RPV)外壁与保温层间隙内的自然循环进行研究。通过对韩国APR1400堆腔注水系统实验的模拟,证明RELAP5程序模拟此类自然循环的适用性。对美国AP1000堆腔自然循环的分析表明,保温层间隙内建立的自然循环有足够的热量排出能力,可以有效防止RPV下封头的热失效。敏感性分析结果表明,冷却水入口面积越大,自然循环的流量越大;为了使产生的蒸汽顺利排出以建立稳定的自然循环,汽-水出口面积应足够大,且汽-水出口应布置在不会被堆腔水淹没的位置;在堆腔注水措施的实施中,应保证堆腔被淹没到足够高的位置以提供足够的循环静压驱动力。

摘要：采用一体化严重事故仿真程序对600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对于惰性气体类,释入环境份额较小;(2)事故进程中安全壳与环境之间较小的压差和安全壳较晚的失效时间,分别使得在安全壳隔离失效和晚期失效事故中裂变产物较为缓慢地释入环境;(3)安全壳早期失效事故中,在安全壳直接加热(DCH)现象发生后熔融物颗粒与安全壳大气换热过程中,从熔融物释出的挥发性与非挥发性裂变产物在安全壳失效后快速地释入环境。上述结论可为严重事故源项缓解措施研究、厂外后果评价以及应急策略制定提供技术支持。

摘要：冗余设计使核电厂系统广泛存在复杂时序失效行为,而基于静态故障树(Static fault tree,SFT)的事故风险评价无法对时序失效行为进行准确模拟。为解决这一问题,本工作提出一种基于事件树+动态故障树(Dynamic Fault Tree,DFT)的事故风险分析框架,并以典型三代压水堆主蒸汽管道破裂事故为例,开展动态事故风险案例分析。首先,建立主蒸汽管道破裂事故的事件树模型以及相关系统的DFT模型;其次,将系统故障树分为DFT模块和SFT模块,并将DFT树模块替换为超级事件参与后续计算;最后,采用割集法计算案例结果,并在相同条件下与传统SFT方法进行对比。案例分析结果表明:(1)相较于SFT方法,所提方法更为贴近系统的真实失效场景;(2)针对文中案例所提方法可以降低相关系统失效概率与部分事故序列的发生频率、有助于释放保守风险。

摘要：当前应急设施可居留性评价越来越多地使用二级PSA释放类源项,但是释放类源项如何选取,法规标准并无明确的规定,业界的实践也尚未统一。本文调研了先进三代堆应急设施可居留性的源项选取方法,提出了基于二级PSA释放类选取应急设施可居留性评价中严重事故源项的方法和流程。以某先进压水堆核电厂应急指挥中心为研究对象,利用本文提出的方法给出了4种不同的源项选取方案,计算了应急指挥中心工作人员的有效剂量。通过绩效评估方法,推荐了2种优选的二级PSA释放类选取方案,为应急设施可居留性评价中严重事故源项选取提供指导。

摘要：为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险,本研究采用概率安全分析(PSA)的方法,以始发事件分析为起始点,对事件序列分析等相关技术要素进行研究,并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究结果表明,燃料机械损坏频率高于燃料热力损坏频率约4个量级,但燃料机械损坏导致的潜在放射性释放后果要远小于燃料热力损坏。燃料热力损坏频率相对于堆芯损坏频率来说是较小的,但燃料热力损坏可能导致的潜在放射性物质释放量将会非常大,并伴有火灾、氢气爆炸等次生灾害发生。对于可能导致燃料热力损坏的始发事件,事故前期的缓解非常重要。通过对燃料厂房通风系统就地冷却机组的风机进行多样化设计,可以有效降低燃料热力损坏风险。

摘要：用动态故障树弥补传统故障树对系统时序失效行为建模能力的不足,改进和完善现有核电厂系统可靠性和概率风险评价方法,已成为核电厂概率安全研究的一种发展趋势。近30年来,动态故障树的建模理论和分析技术已日趋成熟,并初步形成了以蒙特卡洛(MC)数值模拟、马尔科夫链模型以及组合法三类主要分析方法。本文将从动态故障树的分析方法、在核能系统可靠性评价中的应用、未来的发展趋势三个方面进行阐述,着重分析动态故障树分析方法的特点,提出了核电厂时序失效行为与特性以及未来动态故障树在核能系统中的发展方向,为动态故障树方法在核能系统可靠性和概率风险分析中的应用提供理论依据和实践指导。