核电厂应急运行规程与严重事故管理指南接口分析 被引量：4

1

作者 种毅敏 陶书生 杨志义 《核安全》 2013年第1期14-18,F0002,共6页

福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南(SAMG)的制订已经成为国内核安全监管要求。核电厂制定了应急运行规程(EOP)用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为... 福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南(SAMG)的制订已经成为国内核安全监管要求。核电厂制定了应急运行规程(EOP)用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为必须解决的问题。本文详细分析了EOP与SAMG的接口准则和影响因素,并结合国内核电厂SAMG研制现状,对EOP与SAMG接口方案进行了分析和建议,可为其他核电厂SAMG的研制工作提供参考。 展开更多

关键词 严重事故管理指南 堆芯出口温度 EOP与SAMG接口

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压水堆严重事故管理入口标准研究 被引量：1

2

作者 张龙飞 雷世雄 余方伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期381-384,共4页

使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度... 使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化。将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准。 展开更多

关键词 严重事故 事故管理 严重事故管理导则 入口标准

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秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证 被引量：1

3

作者 王勇 魏严凇 +1 位作者 史晓磊 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期666-670,共5页

在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解... 在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解对策,分析实施事故缓解对策对核电厂主要参数的影响,从而验证事故缓解对策的有效性。分析结果表明:在严重事故情况下,按照严重事故管理导则实施缓解对策,可有效地延缓或终止堆芯损坏的过程。 展开更多

关键词 严重事故管理导则 MELCOR程序 严重事故 缓解对策有效性

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严重事故管理导则入口条件研究 被引量：1

4

作者 冯上任 佟立丽 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期80-86,共7页

严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故... 严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故堆芯剧烈氧化机理,得出了燃料温度、氢气产生速率及产氢量、入口集管过冷度以及慢化剂液位的关系。结果表明入口集管过冷度小于0且持续十几分钟,同时慢化剂系统的状态指示慢化剂液位低于6 900mm,可以作为严重事故管理的入口条件。最后,阐述了目前电厂EOP向SAMG转换的机制,并提出了改进的意见。 展开更多

关键词 严重事故 严重事故管理导则 入口条件 慢化剂液位

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核电厂安全壳过滤排放严重事故管理策略研究 被引量：5

5

作者 王高鹏 朱文韬 +1 位作者 牛世鹏 刘宇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期595-600,共6页

本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严... 本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究.得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略在严重管理中的使用条件和相关限制,为严重事故管理导则的开发与安全壳过滤排放系统的优化设计提供支持. 展开更多

关键词 安全壳过滤排放 严重事故管理 安全壳性能 放射性释放

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核电厂严重事故管理要求在“华龙一号”设计中的应用 被引量：1

6

作者 喻新利 孙涛 +5 位作者 孙金龙 卢文魁 王高鹏 李力 魏玮 朱文韬 《中国核电》 2017年第4期489-493,共5页

"华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规标准要求。在国际国内最新核安全法规标准中,针对核电厂应对严重事故措施的设计均提出了明确的要求。在发生严重事故的情况下,核电厂应设置完善的严重... "华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规标准要求。在国际国内最新核安全法规标准中,针对核电厂应对严重事故措施的设计均提出了明确的要求。在发生严重事故的情况下,核电厂应设置完善的严重事故缓解措施,以防止大量放射性物质的释放。为确保"华龙一号"严重事故应对措施设计满足最新核安全法规标准中的相关要求,在"华龙一号"设计中,从严重事故管理要求的角度出发,结合"华龙一号"的严重事故管理总体策略,提出了严重事故缓解措施设计的功能要求、可用性要求、可达性要求、支持系统设计要求等一系列设计要求。这些要求的实现最终显著提高了"华龙一号"应对严重事故能力,并为"华龙一号"安全目标的最终实现提供了充分的保障。 展开更多

关键词 严重事故管理 “华龙一号” 设计要求

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核电厂严重事故日常管理经验总结与发展建议

7

作者 孙峰平 《核安全》 2024年第3期94-98,共5页

福岛核事故后,核电厂高度重视严重事故的应对。核电厂为维持和提升应对严重事故的能力,加强了设备、人员和文件的管理措施,并落实到相应的管理程序中。在严重事故日常管理中,核电厂发现了燃油标号不满足要求、应急移动泵无定期试验项目... 福岛核事故后,核电厂高度重视严重事故的应对。核电厂为维持和提升应对严重事故的能力,加强了设备、人员和文件的管理措施,并落实到相应的管理程序中。在严重事故日常管理中,核电厂发现了燃油标号不满足要求、应急移动泵无定期试验项目、钥匙管理不规范和未开展移动设备充足性评价等典型问题,并提供了相应的改进措施。本文针对严重事故管理导则电子化、移动设备接入系统试验、移动设备操作错配和严重事故管理导则框架更新等当前仍然存在的问题进行了探讨,并给出了建议。 展开更多

关键词 严重事故 日常管理 严重事故管理导则 SAMG 福岛 移动设备

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乏燃料水池严重事故现象及管理策略研究 被引量：3

8

作者 王高鹏 李博 喻新利 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第9期1652-1657,共6页

针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故(LOCA)引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了严重事故进程和乏燃料组件加热、熔化以及氢气的产生等主要现象。结果表明,乏燃料水池严重事故进程相对... 针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故(LOCA)引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了严重事故进程和乏燃料组件加热、熔化以及氢气的产生等主要现象。结果表明,乏燃料水池严重事故进程相对缓慢,但乏燃料组件的熔化及产生的氢气风险还是可能最终造成放射性向环境的大量释放。此外,本文还对乏燃料水池严重事故管理导则中的应急注水策略和氢气风险管理策略的有效性进行了计算分析,得到了严重事故下执行相关策略的时间窗口,从而为同类型核电厂严重事故管理导则的开发和有效执行提供支持。 展开更多

关键词 乏燃料水池 严重事故 氢气风险 严重事故管理

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“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR风险管理 被引量：1

9

作者 牛世鹏 余蕴 +2 位作者 刘宇 牛岳鹏 张佳佳 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第1期48-56,共9页

"华龙一号"严重事故下可能发生蠕变诱发SGTR事故,导致一回路放射性物质旁通安全壳,进而造成放射性物质大量释放。因此,在核电厂严重事故管理和二级PSA中,需要开展蠕变诱发SGTR风险研究和管理。基于Larson-Miller蠕变失效模型... "华龙一号"严重事故下可能发生蠕变诱发SGTR事故,导致一回路放射性物质旁通安全壳,进而造成放射性物质大量释放。因此,在核电厂严重事故管理和二级PSA中,需要开展蠕变诱发SGTR风险研究和管理。基于Larson-Miller蠕变失效模型,结合ROAAM方法,综合考虑了传热管缺陷和过渡段水封对蠕变诱发SGTR的影响,开发了"华龙一号"一回路蠕变失效模型。在此基础上,自主开发了"华龙一号"严重事故下蠕变诱发SGTR概率计算程序PACIS。采用PACIS程序,以"华龙一号"为研究对象,选取了一回路高压且二次侧丧失给水的典型事故序列进行了蠕变诱发SGTR概率分析。为"华龙一号"严重事故管理导则中蠕变诱发SGTR事故预防和缓解策略提供了理论支持。结果表明通过开展"华龙一号"严重事故下蠕变诱发SGTR风险研究,并在严重事故管理和二级PSA中进行了应用,有效提高了"华龙一号"应对严重事故的能力。 展开更多

关键词 “华龙一号” 蠕变诱发SGTR 严重事故管理 二级PSA

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全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究 被引量：5

10

作者 陈宝文 毛欢 +1 位作者 孔翔程 陈彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1026-1030,共5页

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦... 全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行"严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水(SAG-1)"时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心(TSC)最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361s可能出现蠕变失效;自事故后16 610s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。 展开更多

关键词 严重事故管理导则 全厂断电 蠕变失效 蒸汽发生器传热管破裂

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二代改进型核电厂严重事故下一回路卸压时机敏感性研究 被引量：2

11

作者 种毅敏 杨志义 +4 位作者 石雪垚 张佳佳 李春 倪曼 徐雨婷 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第1期141-147,共7页

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... 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敏感性分析,比较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。 展开更多

关键词 二代加核电厂 严重事故管理 一回路卸压 敏感性分析

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严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析 被引量：2

12

作者 李亚冰 郭丁情 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第3期446-453,共8页

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... 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。 展开更多

关键词 严重事故管理 正常余热排出系统 堆芯注水

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先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究 被引量：1

13

作者 李亚冰 佟立丽 曹学武 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期836-842,共7页

依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本... 依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。 展开更多

关键词 防火喷淋 严重事故缓解 严重事故管理导则 非能动先进压水堆

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CPR1000核电厂全厂断电事故情况下严重事故缓解措施有效性研究 被引量：3

14

作者 吴鹏 王冠一 张阳 《核安全》 2020年第2期78-85,共8页

福岛核事故发生后,国内外对严重事故更加重视,严重事故管理导则SAMG的编制和实施已成为监管要求。在建核电厂首次装料前,要制定并实施严重事故管理导则,定期对导则进行修订并验证严重事故管理指南和缓解措施的有效性。本文在调研其他核... 福岛核事故发生后,国内外对严重事故更加重视,严重事故管理导则SAMG的编制和实施已成为监管要求。在建核电厂首次装料前,要制定并实施严重事故管理导则,定期对导则进行修订并验证严重事故管理指南和缓解措施的有效性。本文在调研其他核电机组严重事故缓解措施的基础上,利用严重事故仿真验证系统(VVS),选取全厂断电(Station Blackout,简称SBO)加一回路大破口事故作为CPR1000机组的重要严重事故序列,研究了反应堆功率运行(RP)模式下严重事故缓解措施PSAMG的有效性,重点研究了机组在NS/RRA模式下发生严重事故后,现有导则SSAMG缓解措施的有效性,为CPR1000机组严重事故管理导则SSAMG的完善提供参考。 展开更多

关键词 严重事故管理导则 RP模式 RRA模式 缓解措施

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核电厂严重事故下关于操作人员的可达性分析 被引量：1

15

作者 牛世鹏 王聪 +1 位作者 王高鹏 刘宇 《核安全》 2019年第2期90-94,共5页

本文基于国内典型压水堆核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故的管理操作人员可达性分析方法,并针对具体核电厂进行了相关分析,为严重事故管理导则及其有效实施提供了支持。主要内容包括对严重事故管理所需仪表/设备的操作分... 本文基于国内典型压水堆核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故的管理操作人员可达性分析方法,并针对具体核电厂进行了相关分析,为严重事故管理导则及其有效实施提供了支持。主要内容包括对严重事故管理所需仪表/设备的操作分析、就地操作及操作位置/路径、操作区域环境条件的计算、严重事故下相关操作人员的可达性评估以及对严重事故管理的影响分析。 展开更多

关键词 严重事故管理 操作人员 可达性分析

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严重事故缓解系统薄弱环节分析与对策

16

作者 杨永灯 《核安全》 2021年第6期98-102,共5页

本文介绍了秦山第二核电厂严重事故管理导则概况,分析了核电厂系统设施在预防或缓解严重事故后果方面的能力,找出了对应的系统和设备相关的薄弱环节;此外,对核电厂严重事故缓解系统薄弱环节对应的系统和设备的定期试验监督进行了分析,... 本文介绍了秦山第二核电厂严重事故管理导则概况,分析了核电厂系统设施在预防或缓解严重事故后果方面的能力,找出了对应的系统和设备相关的薄弱环节;此外,对核电厂严重事故缓解系统薄弱环节对应的系统和设备的定期试验监督进行了分析,提出了相关建议。 展开更多

关键词 薄弱环节 缓解系统 严重事故管理导则 定期试验 核安全监督

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安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究 被引量：2

17

作者 刘汉臣 孙明军 佟立丽 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期106-112,共7页

严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算... 严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。 展开更多

关键词 安全壳 氢气风险 非能动安全壳冷却 严重事故管理

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安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究

18

作者 刘汉臣 孙明军 佟立丽 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期995-1001,共7页

严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算... 严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。 展开更多

关键词 安全壳 氢气风险 非能动安全壳冷却 严重事故管理

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非能动安全壳严重威胁状态下的氢气风险分析

19

作者 袁嘉琪 唐钢 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期505-510,共6页

以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象,结合电厂现行严重事故管理导则(SAMG),研究安全壳严重威胁状态下的氢气风险控制。使用一体化事故分析程序建立了电厂模型,分析了热段2英寸破口叠加专设安全设施失效导致... 以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象,结合电厂现行严重事故管理导则(SAMG),研究安全壳严重威胁状态下的氢气风险控制。使用一体化事故分析程序建立了电厂模型,分析了热段2英寸破口叠加专设安全设施失效导致产生超过100%活性区锆水反应产氢量的严重事故序列。在此假想工况下安全壳水冷功能失效导致事故后安全壳处于惰化环境中,而产生了安全壳超压风险和氢气风险并存的不利情况。对比分析了仅执行严重威胁导则-2(SCG-2)恢复安全壳水冷和执行SCG-2后执行SCG-3控制安全壳氢气风险的两种情况,结果表明开启/关闭安全壳水冷功能在一定程度上缓解了安全壳的超压风险和氢气风险,可为严重事故管理导则的具体实施提供技术支持。 展开更多

关键词 安全壳惰化环境 严重事故管理 氢气风险 安全壳超压

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Evaluations of fission product reduction strategies for severe accident management in CANDU6

20

作者 Sooyong Park Yongmann Song 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2014年第A01期45-50,共6页

关键词 严重事故管理 CANDU6 裂变产物 评价 减排 空气冷却系统 反应器 缓解作用

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