严重事故

摘要： 2011年“3·11”日本福岛第一核电厂严重核事故给世界核工业界造成了巨大影响。本文总结了从福岛核事故中汲取的教训,介绍了主要核电国家,如美国、日本、法国以及中国在福岛核事故后十年来实施的一系列核安全改进行动和核安全法规标准修订。阐述了核安全要求和核安全理念在中国的实施现状及实践,包括实际消除早期或大量放射性释放、事故工况划分、纵深防御概念、移动设施配置等,对后续核安全发展方向进行探讨并提出建议。

摘要： 压水堆核电厂在严重事故下,堆芯换热条件恶劣,此时包含衰变热的堆芯非稳态传热分析过程较为复杂。本文以大亚湾核电厂M310机组一回路热段双端断裂为假想工况,用简化分析方法研究事故后衰变热的传递情况,获得了含时间变量的温度场简化计算公式。采用ANSYS有限元分析软件,用非简化分析的方法计算分析,两种方法对比验证。研究结果显示:在一定条件下,简化计算的误差相对较小,可采取简化分析方法对事故后燃料棒芯块的传热进行计算。本文的简化方法不仅局限于压水堆,其他堆型的事故分析亦可借鉴。

摘要： 电缆在核电站的建设中起到至关重要的作用,电缆的合理应用及自身的高性能是核电站安全运行的有力保障。为此,在严酷环境条件下所使用的电缆的科研工作中对电缆材料和结构设计做出了大量改进,并且需要设计和进行一整套高难度的鉴定型式试验,用以保证电缆在严酷环境下的正常使用。文章重点阐述了该类电缆在设计验证过程中应通过的鉴定试验。包括电缆机械性能、电性能、老化性能及阻燃性能等。该类电缆为满足设计基准及严重事故环境要求还需进行的高温高压高辐照试验和其后的浸没试验。严酷环境下使用的电缆必须满足上述试验要求才能保证电缆在该环境下的正常运用。

摘要： U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式与材料类型和典型压水堆存在明显不同,严重事故下,熔池结构将存在明显不同,其重金属层较厚。对于严重事故缓解措施的制定,判断熔池结构是必要的,但是对于较厚重金属层的熔池结构相关研究较少,需要在当前轻水堆研究的基础上开展熔池结构相关研究。文章改进传统集总参数法,判断重金属层较厚情况下的熔池结构。

摘要： 为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果,基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型,根据该模型,分别对正常运行,正常换料和异常换料三种不同运行状态下的长期丧失电源(SBO)和长期丧失电源叠加冷却管线破口(SBO+LOCA)所导致的严重事故进行了分析。分析结果表明,乏燃料水池事故进程相对缓慢,有较大的时间窗口来进行应对。而当乏燃料组件发生裸露和损伤后,将产生大量的氢气和释放大量的裂变产物。通常来说,电厂设计中没有相应的缓解措施能够应对这种情况。此外,在本文研究过程中,还发现了ASTEC程序在模拟乏燃料水池的一些程序特点。

摘要： 在三代核电厂中,反应堆冷却剂系统设置了严重事故专用卸压阀,防止在严重事故工况下发生高压熔堆。严重事故卸压阀的工作环境恶劣,需对该工况下阀门的运行特性进行分析。根据严重事故工况下阀门的流量、温度和压力情况,对阀门进行瞬态热冲击分析、阀杆完整性评定以及阀门蠕变分析。经分析,阀门在瞬态热冲击下可保持完整性;不会出现阀板脱落情况,不会出现因蠕变大变形导致阀体破坏,阀门不会发生流道堵塞,能够满足在严重事故工况下为反应堆降压的要求。

摘要： 为获得核反应堆燃料元件熔化以及熔融物扩展和消熔过程中的关键实验数据,本研究将典型压水堆中的燃料棒元件作为研究对象,在堆芯材料严重事故现象可视化研究实验装置FROMA上开展了低温条件下的燃料棒熔化实验。实验采用锌-铝的替代材料燃料棒,开展了单棒的熔化凝固可视化研究,获得了严重事故过程中燃料棒包壳的瞬态轴向温度分布特性以及熔融物扩展、迁移和再定位的动态过程。本研究基于实验数据对熔融物的流动、扩展和凝固、迁移等相关的物理现象和过程进行深入分析,为反应堆严重事故现象分析模型的开发提供了数据支持。

摘要： ——树立“可防可控”的理念。有的单位领导抱怨安全问题防不胜防,其实是没有掌握安全问题发生发展的客观规律。海恩法则认为,每一起严重事故的背后,必然有29次轻微事故和300起未遂先兆以及1000起事故隐患。这说明,无论安全问题以什么形式出现,其发生都不是偶然的,都有必然性在里面。

摘要： 通过开展严重事故下功能需求分析、中压应急移动电源的带载能力分析,结合人员可达性、操作时效性要求,给出了严重事故期间中压应急移动电源的应用策略,完善了严重事故应对手段。

摘要： U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式同材料类型与典型压水堆存在明显不同,严重事故下,将呈现出明显不同的熔融物迁移行为。文章对U-Al合金燃料元件熔融物迁移行为进行理论分析,对SPERT实验堆严重事故下熔融物迁移开展数值模拟,研究熔融物迁移行为中的影响因素。结果显示包壳开裂数对熔融物迁移行为有明显影响。

摘要： 福岛事故后的核电厂安全审评过程中,核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求的角度出发,有必要对安全壳内氢气行为开展更为细致深入的研究,开展氢气的三维分析,为集总参数程序的分析结果提供有益补充.本文采用一体化严重事故分析程序和流体力学程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气行为及氢气控制系统性能进行分析评价.首先采用一体化严重事故分析程序计算氢气产生源项、氢气产生速率和安全壳内氢气浓度分布等,评价安全壳隔问内的氢气风险.并采用计算流体力学程序,进一步对安全壳内重要隔间的氢气分布进行三维分析,研究安全壳内氢气和水蒸汽的行为,获得重要隔间内的流场、温度场、压力场、氢气分布及浓度变化等计算结果.CFD程序在计算气体分布方面要比集总参数程序更加精确和详细,通过更精细地模拟安全壳内的氢气行为,可以为集总参数程序的计算结果提供补充,为氢气控制系统的设计优化和严重事故氢气风险管理等提供有力的支持.

摘要： 严重事故是目前核电厂安全领域的热点.先进核电厂的设计通常都增加了新的安全特性和系统,用以预防和缓解严重事故.本文运用ASTEC程序,建立华龙一号核电厂的稳态模型,选取大破口事故叠加一系列安全系统失效导致的事故进行初步计算,评价严重事故过程中核电厂的各项物理参数,包括堆芯温度、压力、氢气产量、安全壳气体组分等,为后续华龙一号核电厂严重事故预防和缓解措施的有效性评价奠定模型基础.

摘要： 核电厂发生堆芯融化事故后,就进入严重事故状态.严重事故情况下,核电厂会发生堆芯失去冷却、堆芯融化、压力边界失效、放射性物质向环境释放的情况.由于期间环境烟羽扩散方向不稳定,污染区域扩散广,核电厂需要开展快速响应行动.本文介绍了IAEA推荐的应急行动分区和防护行动,并详细介绍了事故早、中、晚期时段的污染风险、应急环境监测任务和行动,对严重事故情况下核电厂应急环境监测工作准备与响应进行了探讨.严重事故情况下,核电厂应基于堆芯状况,减少对评价系统和会议决策的依赖性,优先在所有周边区域采取防护行动,降低人员辐射危害,尽可能保证公众的健康和安全.

摘要： 严重事故管理导则(SAMG)中反应堆冷却剂系统卸压、向反应堆冷却剂系统注水两项缓解措施对缓解早期大量放射性释放有比较重要的影响,本文结合概率安全评价(PSA)分析工具,以国内某核电厂功率工况早期大量释放频率(LERF)模型为例,给出定量评价结果.结果表明:早期的严重事故缓解手段对缓解早期大量放射性释放是有效的,结果可进一步用于指导电厂严重事故管理导则的实施,以进一步提高核电厂的安全水平.

摘要： 核电厂发生严重事故的概率很低,但是一旦发生,将会造成非常严重的后果.2011年3月在日本发生的福岛核事故是继前苏联切尔诺贝利核事故后又一次7级核事故.在福岛核事故后续处理过程中,持续产生了大量放射性废液,并排放或泄漏至周边海域,给人和环境造成了巨大的影响.因此,在发生严重事故工况下,确保放射性废液对周边水资源安全成为公众及政府迫切关心的问题之一.本文针对AP1000系列堆型,在发生严重事故工况下,提出废液的应急处理措施.对放射性废液开展可存贮,可封堵,可处理和可隔离的方法研究,为工程实施提供建议,对提升我国核电工程应对严重事故的能力提供帮助.

摘要： 开展核电厂严重事故的研究，对于有效缓解严重事故的危害，降低堆芯损坏概率具有重要意义，同时也是事故防御和阻滞的有效手段。采用合适的严重事故分析与仿真软件对各种严重事故的过程和现象进行模拟，从而形成对事故进程及后果的客观评价，可以为重要运行人员和应急指挥人员提供严重事故培训，并可用于应急演习、SAMG验证等。

摘要： 本文结合核与辐射事故应急经验对上述指导意见进行了综述,并提出了应急响应通用剂量准则；轻水堆应急响应通用剂量准则与辐射健康危害分级；应急计划区等我国核电厂场外应急准备与响应安排的建议.福岛核事故之后，国际社会对核应急响应的经验教训进行了深刻的反思，得出了许多有益的见解。针对轻水堆核电厂严重事故引起的场外应急，IAEA明确了应急响应通用准则框架，提出了事故后“要行动、不要开会”，给出了如何有序地组织协调各种响应行动的建议，如何回答公众“我是否安全”的问题并给出了更加实用的应急计划区和操作干预水平制定方法和建议值，这一系列观念对我国核应急准备与响应工作有很深的启示。应当更加注重应急响应原则框架的科学性，注重应急响应的时效性和实用性。在针对我国具体情况进行分析判断后，应当在应急管理法规导则和应急准备中及时反应相关成果。

摘要： 一回路卸压是核电厂缓解严重事故的必要手段,也是严重事故管理导则(SAMG)的重要内容,国内核电厂严重事故管理中对一回路卸压的要求并不相同,本文基于典型二代改进型核电厂SAMG演练的场景,使用一体化计算程序MAAP4,对一回路卸压时机进行了敏感性分析,比较了不同卸压时机对缓解严重事故效果的影响,所给出的结论可为相同类型核电厂制定严重事故管理策略时提供参考.

摘要： CAP1400为中国自行研发的装机容量为140万kW的先进非能动三代核电机组.本文介绍了事故后对公众的几种照射方式,并以MACCS软件为基础,介绍了中国自行设计的CAP1400核电站事故情况下气载流出物对周围公众早期的健康效应影响.这些结果为了解CAP1400示范核电厂事故后对周边地区的辐射环境影响提供了有益的参考信息.

摘要： 用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关,而通用的堆芯源项程序,如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素,如何在大量核素中筛选出重要核素,对于简便、准确地进行放射性后果评估具有重要意义.通过对事故后核素迁移至环境的跟踪,评价每个核素对最终放射性后果的贡献.结果显示30～50个核素的剂量贡献即可包络95％以上的剂量后果,这些核素可作为计算的基准,也是堆芯源项核素选择的依据.计算方法对剂量后果评价具有重要的参考价值.

摘要： 本发明公开了一种双面冷却燃料严重事故进程模拟方法，步骤如下：1、设置双面冷却燃料的计算参数；2、开展初始化计算；3、节点类型判定；4、节点升温过程计算；5、氧化熔化进程计算；6、熔融物迁移过程计算；7、重复步骤3至6，直到达到指定计算时间。本发明方法可以快速准确地计算双面冷却燃料在严重事故工况下的升温、氧化、熔化和熔融物重定位等行为，对双面冷却燃料严重事故进程的分析具有重要意义。

摘要： 一种研究核反应堆严重事故下熔融物分层现象的实验装置及方法，该装置包括熔融物制备装置和分层装置，采用易于获取的三元盐和金属锡分别模拟反应堆严重事故下的金属物和氧化物。在熔融物制备装置内采用石墨坩埚来提供高温环境，同时在石墨坩埚内布置了耐高温的氧化镁坩埚，通过提升与熔融物释放装置连接的坩埚塞子，使熔融物沿着制备装置下部的导流杆释放到分层装置内；分层装置中放有氧化镁坩埚和电磁屏蔽装置，在熔融物分层过程中对三元盐模拟的金属层进行了电磁屏蔽，仅对锡模拟的氧化层进行电磁感应加热，可以有效地模拟严重事故下氧化熔融物的衰变热。通过熔融物在分层装置内维持不同温度和不同时间，至冷却后观察熔融物的分层形态。

摘要： 本发明属于核电厂事故分析鉴定技术领域，具体涉及一种核电厂严重事故下β射线对仪表损伤的量化方法；本发明的目的是，针对现有技术不足，提供一种可用于严重事故仪表可用性分析和鉴定，同时可指导仪表厂家进行仪表设计核电厂严重事故下β射线对仪表损伤的量化方法；包括以下步骤：步骤一、确定严重事故环境β射线源强；步骤二、确定仪表屏蔽模型；步骤三、采用蒙特卡洛方法进行大量粒子仿真。

摘要： 本发明属于核电站系统设计技术，具体涉及一种用于核电站设计基准事故和严重事故下安全壳消氢的设计方法。该方法采用2台安全级非能动氢复合器与若干台非安全级非能动氢复合器组合的形式，所述的2台安全级非能动氢复合器设置在布置方案中最高位置的非能动氢复合器当中，该2台氢复合器的距离尽可能远；在设计基准事故下，仅需2台安全级非能动氢复合器启动进行消氢，在严重事故下，所有非能动氢复合器启动进行消氢。本发明可以避免事故后安全壳旁通；简化系统设计，减少运行管理、维修、维护成本，不需要人员操作和干预，减轻操作员的负担，减少人因事故，避免操作人员受到辐照。还可以节约设备投资。

摘要： 本发明公开了一种双面冷却燃料严重事故进程模拟方法，步骤如下：1、设置双面冷却燃料的计算参数；2、开展初始化计算；3、节点类型判定；4、节点升温过程计算；5、氧化熔化进程计算；6、熔融物迁移过程计算；7、重复步骤3至6，直到达到指定计算时间。本发明方法可以快速准确地计算双面冷却燃料在严重事故工况下的升温、氧化、熔化和熔融物重定位等行为，对双面冷却燃料严重事故进程的分析具有重要意义。

摘要： 本发明公开了一种用于核电站严重事故后的核取样装置，涉及核电站取样设备技术领域，其技术方案要点是：包括柜体本体，所述柜体本体的至少一个侧壁内设有填充空隙，填充空隙内填充铅粒形成辐射屏蔽填充层。本发明通过在填充空隙内填充铅粒，在满足取样装置的辐射屏蔽性能的情况下，有效提高了整个取样装置的抗震性能，同时有效降低了辐射屏蔽材料的整体重量和占用体积，简化设备结构，提高操作的安全性；装置的抗震性能符合核电厂使用要求，本发明的取样装置能够在严重事故后依然稳定使用。

摘要： 本发明公开了一种反应堆严重事故中包壳行为多尺度多物理场耦合分析方法，步骤为：1.建立不同尺度下的计算模型；2.开发耦合接口模块实现模型间的数据传递；3.核反应堆系统分析软件计算稳态运行工况并定义初始条件；4.核反应堆系统分析软件开始瞬态事故进程模拟；5.获得下栅格板状态参数后，调用耦合接口模块1传递数据；6.采用Fluent、Abaqus和一维包壳氧化模型分别开展计算；7.若步骤6的计算结果均已收敛，则调用耦合接口模块1，核反应堆系统分析软件继续运行，否则调用耦合接口模块2，并重复步骤6、7；8：若计算时间大于终止时间，则终止计算。否则，进行下一个时间步长的计算，重复步骤5～8。本发明对严重事故进程预测和分析具有重要意义。

摘要： 本申请涉及一种核电站严重事故应对系统、方法和核电站，该核电站严重事故应对系统包括加压水箱组和常压水箱组；加压水箱组包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；常压水箱组包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段连接反应堆压力容器；加压水箱组和常压水箱组，用于在核电站严重事故发生后，且反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。上述核电站严重事故应对系统，相当于采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对系统的应用场景。

摘要： 本发明涉及一种压水堆核电厂严重事故入口自动诊断方法和系统，包括：采集与压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数；对特征参数进行分析处理，并根据分析处理结果判断压水堆核电机组的严重事故入口条件是否达到；若严重事故入口条件达到，输出严重事故报警并显示。本发明通过对压水堆核电机组严重事故工况相关的特征参数进行连续监测，并基于所监测的数据进行分析处理后，根据分析处理结果可自动诊断严重事故入口条件是否达到，并在诊断出严重事故入口条件达到时输出进行报警和显示，从而有效提升操纵员对严重事故的响应速度，降低人因失效概率，同时也为核电厂应急响应组织提供决策依据。

摘要： 一种基于先进粒子法的核反应堆严重事故分析方法，步骤如下：1、几何建模，初始条件和边界条件设置；2、材料物性及关键参数更新；3、机械结构模块计算，更新固体粒子应力、应变、内能、位移和速度；4、热工水力模块计算，更新流体粒子内能、位置和速度；5、化学反应模块计算，更新粒子物质组成和内能；6、中子物理模块计算，更新粒子中子通量密度；7、输出数据。本发明方法考虑核反应堆严重事故过程中的所有现象；基于先进粒子法离散格式，能够精确捕捉界面变化、物质变化和相态变化，相比于网格法，避免大变形中存在网格畸变的问题；算法过程易于实现大规模并行计算。