摘要：随着我国核电机组的数量和运行时间的增加,核电厂退役工作越来越重要。如何安全、经济、环保地退役,关系着核工业持续发展,以及生态环境安全和子孙后代的健康。本文从国际核电退役经验反馈和市场发展的角度出发,结合我国核退役规划要求,提出我国未来核电厂退役应开展的重点工作,包括:完善退役相关法规、标准;坚持自主化、企业化、市场化、专业化道路,合作共赢;落实全生命周期对于退役的要求;加快退役关键技术和设备研发;保障退役费用。

摘要：根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),新设计核电厂需要考虑设计扩展工况,包括复杂事故序列和严重事故。国内、外核安全法规和技术标准没有给出确定设计扩展工况中复杂事故序列的具体方法。本文系统分析和研究了设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法,提出基于核安全法规、导则和技术标准要求,基于概率安全评价(PSA)的风险见解,基于工程判断和基于类似核电厂设计经验四种具体方法,并应用于防城港核电厂3号、4号机组工程设计。本方法可用于指导新建核电厂设计,合理选择复杂事故序列和开展相关的安全特征设计,以进一步提高核电厂的安全水平。

摘要：本文探讨了评价压水堆全压双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路,特别是如何识别潜在旁路泄漏途径和如何确定旁路泄漏率,提出环廊初始维持较大负压使事故后不出现"正压"阶段从而不需评价"正压"期间旁路泄漏,和环廊初始维持较小负压且需评价事故后"正压"阶段持续时间两种主要设计思路,可指导研发先进压水堆核电厂时选择系统设计方案。

摘要：《"十二五"期间新建核电厂安全要求》(报批稿)要求"宜设置地震自动停堆系统",文章通过调研国际原子能机构、美国、日本、韩国、中国台湾地区、俄罗斯等主要核电国家、地区和组织关于地震自动停堆的监管要求和工程实践,总结了决策是否设置地震自动停堆需要考虑的因素和评价是否设置地震自动停堆的方法,探讨了地震自动停堆系统设计问题,对落实《"十二五"期间新建核电厂安全要求(报批稿)》具有一定借鉴意义。

摘要：在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现有H4管线进行改进,克服现有H4管线只能用于远期互备的缺点,实现事故后安注系统和安全壳喷淋系统快速互备的目的,提高CPR1000核电站的安全性。此外,通过本改进的实施,可以在事故稳定后适时停止安全壳喷淋,从而终止事故后对安全壳地坑滤网危害性较大的化合物的产生过程,提高事故后ECCS的长期安全性。

摘要：针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验,根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力、流动不稳定性等过渡特性。结果表明:基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性,可实现事故工况下安全壳内热量的顺利导出,且能够在启动阶段实现安全壳压力的快速下降。系统具有流动不稳定性工况区域,其影响因素与冷却水箱温度、安全壳压力及系统输入功率有关,流动不稳定性未对安全壳内压力趋势造成明显影响。