摘要：在严重事故下,堆芯燃料棒锆包壳与水蒸气反应产生大量氢气。如果发生压力容器失效,堆芯熔融物与混凝土相互作用,将产生额外的氢气以及一氧化碳等可燃气体。氢气释放到安全壳,达到一定浓度后可能发生燃烧、爆燃甚至爆炸,可能危及安全壳的完整性。本文梳理CAP1000氢气缓解措施设计现状,从序列分析和概率论角度探讨了缓解措施的有效性和可靠性,探索了可能的改进措施并进行效果分析,这些分析和研究有助于对氢气风险的全面理解。

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：文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析,对重要系统进行离散分支(如自动卸压系统),对重要不确定性参数进行抽样处理(如自动卸压系统阀门阻力、内置换料水箱阀门阻力)。修改原概率安全分析模型中较为保守的成功准则概念,建立改进的离散事件树,以系统成功列数为依据建立故障树。针对特定序列进行不确定性参数的抽样并且对每一组工况进行全厂事故仿真模拟。从而,得到每个序列发生的频率以及在该特定条件下的条件失效概率,最终得到基于RISMC方法的堆芯损伤频率值。分析主要针对自动卸压系统配置和敏感性进行,运用基于RISMC方法CARS软件的分析计算,发现各序列的CDF值均有一定程度的减小。文章基于RISMC的案例分析验证了该方法在非能动电厂安全分析中的可行性,也证明该方法能够去掉一些过保守性,更加现实地对事故风险进行评估,有利于更准确地认识核电厂的安全裕量。

摘要：鉴于福岛核事故的教训,国家核安全局在CAP1000核电厂安全评审中十分重视严重事故缓解措施,安全壳长期超压失效问题更是其中的一个重要关注点。本文研究了可能引起安全壳超压失效的原因以及对应的安全壳超压缓解措施,并通过安全壳超压事故序列的计算模拟,分析相关缓解措施投入的时机及其效果。经过梳理和分析,认为:针对安全壳长期超压失效的缓解措施是合理和有效的,这些措施使CAP1000已实际消除了安全壳长期超压失效的可能性。

摘要：堆腔淹没失效将导致安全壳失效,是CAP1400二级概率安全评价(PSA)安全壳有效性分析中的一个保守假设。为更大程度地体现安全壳设计和严重事故缓解措施对安全壳有效性的贡献,对该假设进行了探讨。通过梳理CAP1400能够用于应对堆外严重事故现象的现有设计特性,以扩展事件树的方式评估了CAP1400示范工程安全壳在蒸汽爆炸、熔融物-混凝土相互作用等主要堆外事故进程中保持完整性的概率,进一步研究了CAP1400示范工程安全壳的有效性。重新评估的CAP1400示范工程安全壳有效性结果有较明显的提高,这对论证CAP1400示范工程满足“十三五”新建核电要求也起到了促进作用。