压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用 被引量：2

1

作者 魏严凇 李文双 +2 位作者 史晓磊 李载鹏 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期385-388,共4页

事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参... 事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参数评价堆芯损伤状态,压力容器水位作为辅助参数之一来验证评价结果的合理性,但一些核电厂堆芯出口热电偶量程并不能满足严重事故条件下的要求,需要其他替代参数。本工作以压水堆核电厂严重事故分析数据为基础,探讨将压力容器水位作为主要参数应用于堆芯损伤评价方法的可行性。 展开更多

关键词 压力容器水位 堆芯损伤评价 应急响应 MELCOR程序

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应用CDAG方法进行秦山二期大破口LOCA严重事故堆芯损伤研究 被引量：3

2

作者 魏玮 周志伟 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第4期334-340,共7页

应用MELCOR 1.8.5程序模拟了秦山二期无缓解措施的大破口LOCA严重事故序列,并利用西屋公司堆芯损伤评价导则(CDAG)对该事故早期堆芯损伤进行评价,得到了下封头失效前特定时刻的堆芯损伤状态和程度。初步分析结果表明,CDAG可以合理地评... 应用MELCOR 1.8.5程序模拟了秦山二期无缓解措施的大破口LOCA严重事故序列,并利用西屋公司堆芯损伤评价导则(CDAG)对该事故早期堆芯损伤进行评价,得到了下封头失效前特定时刻的堆芯损伤状态和程度。初步分析结果表明,CDAG可以合理地评价秦山二期无缓解措施的大破口严重事故堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性具有重要参考意义。 展开更多

关键词 MELCOR LOCA 堆芯损伤评价

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中国百万千瓦级核电站严重事故下堆芯损伤评价 被引量：2

3

作者 魏玮 周志伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期302-306,共5页

应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析,研究了由西屋公司制定、经美国NRC(Nuclear Regulatory Commission)认证的"堆芯损伤评价导则(CDAG)"应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的... 应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析,研究了由西屋公司制定、经美国NRC(Nuclear Regulatory Commission)认证的"堆芯损伤评价导则(CDAG)"应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的有效性。初步分析结果表明,CDAG可较好地评价百万千瓦级核电站无缓解措施的冷却剂丧失事故(LOCA)堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性、推进现有核电厂建立严重事故管理导则具有重要的参考价值。 展开更多

关键词 堆芯损伤评价 严重事故 MELCOR程序 冷却剂丧失事故

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核电厂堆芯损伤评价研究及软件开发 被引量：2

4

作者 李文静 马如冰 +2 位作者 唐景宇 赵博 付霄华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第1期169-173,共5页

核电厂发生事故后,需要及时准确地判断反应堆堆芯损伤状态,以便为应急决策提供必要的技术支持。基于国际上堆芯损伤评价方法研究现状,重点介绍适用于我国在建和运行压水堆核电厂的堆芯损伤评价方法,并开发堆芯损伤评价软件,从而有效支... 核电厂发生事故后,需要及时准确地判断反应堆堆芯损伤状态,以便为应急决策提供必要的技术支持。基于国际上堆芯损伤评价方法研究现状,重点介绍适用于我国在建和运行压水堆核电厂的堆芯损伤评价方法,并开发堆芯损伤评价软件,从而有效支持核电厂的应急决策,进一步提高核电厂的安全水平。 展开更多

关键词 堆芯损伤评价 源项 应急响应

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应用CDAG方法进行EPR机组的严重事故堆芯损伤研究

5

作者 李嘉明 殷煜皓 《辐射防护通讯》 2019年第3期1-9,共9页

介绍了堆芯损伤评价的指导方法,并将西屋公司的CDAG方法论应用于EPR机组进行严重事故堆芯损伤研究。CDAG堆芯损伤程度的评价主要由2个参数判断:安全壳辐射监测值(CRM)和堆芯出口热电偶读数(CET)。本文讨论了CRM与CET的堆芯损伤估算结果... 介绍了堆芯损伤评价的指导方法,并将西屋公司的CDAG方法论应用于EPR机组进行严重事故堆芯损伤研究。CDAG堆芯损伤程度的评价主要由2个参数判断:安全壳辐射监测值(CRM)和堆芯出口热电偶读数(CET)。本文讨论了CRM与CET的堆芯损伤估算结果存在差异的原因,分析结果表明:①CDAG是一种适用于EPR机组严重事故下堆芯损伤评价的方法;②CDAG方法能反映实时的堆内裂变产物释放的份额,能够快速地为应急组织决策提供支持;③基于EPR设计的CRM和CET整定值的保守计算结果显示出一个较为合理的趋势和范围;④释放方式、燃耗、RCS裂变产物滞留等因素对堆芯损伤估算结果有较大的影响。 展开更多

关键词 堆芯损伤评价 CDAG 安全壳辐射监测值 堆芯出口热电偶读数

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CANDU6机组严重事故堆芯损伤状态评价方法

6

作者 赵晓玲 李波 《南方能源建设》 2015年第4期37-42,共6页

描述了一种评价CANDU6机组严重事故工况下堆芯损伤状态的方法。该方法不依赖于对冷却剂系统、反应堆厂房流体的取样分析结果,而是基于在线实时参数,能快速评价堆芯状态。同时给出了评价方法的具体实施思路,借助于信号分析技术,实时评价... 描述了一种评价CANDU6机组严重事故工况下堆芯损伤状态的方法。该方法不依赖于对冷却剂系统、反应堆厂房流体的取样分析结果,而是基于在线实时参数,能快速评价堆芯状态。同时给出了评价方法的具体实施思路,借助于信号分析技术,实时评价堆芯损伤状态。该方法可以作为CANDU6机组堆芯损伤状态评价的技术基础。 展开更多

关键词 严重事故 堆芯损伤状态 评价 方法

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堆芯损伤评价中安全壳内放射性核素浓度的计算

7

作者 李文静 龙亮 《辐射防护通讯》 2014年第2期11-15,23,共5页

安全壳内放射性核素浓度的计算是确定安全壳辐射剂量率的重要环节,而安全壳辐射剂量率是堆芯损伤评价的重要参数之一。本文利用ORIGEN2程序,采用简化分析法和间接计算法分别对事故后3种典型核素在安全壳内的浓度进行分析计算,并对两种... 安全壳内放射性核素浓度的计算是确定安全壳辐射剂量率的重要环节,而安全壳辐射剂量率是堆芯损伤评价的重要参数之一。本文利用ORIGEN2程序,采用简化分析法和间接计算法分别对事故后3种典型核素在安全壳内的浓度进行分析计算,并对两种方法的可用性进行了讨论。根据分析可知,间接计算法能够更好的模拟核素的释放、衰变以及相互转化过程,建议在事故早期堆芯损伤评价过程中使用。但是若考虑事故发生较长时间后的安全壳内核素浓度,短半衰期核素影响已经很小,简化分析法是可用的。 展开更多

关键词 堆芯损伤 安全壳辐射剂量率 放射性核素浓度 ORIGEN2

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PWR堆芯不同状况下安全壳内辐射水平的计算 被引量：2

8

作者 李俊峰 施仲齐 王醒宇 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第1期31-35,共5页

介绍一个用于计算压水堆在正常冷却剂释放、间隙释放和堆芯溶化时安全壳内辐射监测仪表读数值的计算机程序CCRLCC。利用国际原子能机构技术文件中给出的参数输入该程序计算得到的结果和该文件中所给数据进行了比较,从而验证了程序的正... 介绍一个用于计算压水堆在正常冷却剂释放、间隙释放和堆芯溶化时安全壳内辐射监测仪表读数值的计算机程序CCRLCC。利用国际原子能机构技术文件中给出的参数输入该程序计算得到的结果和该文件中所给数据进行了比较,从而验证了程序的正确性。应用CCRLCC可以计算在停堆24 h内任意时刻不同堆芯损伤状况下的安全壳辐射监测仪表读数。该程序可以应用于基于安全壳内辐射水平提高的应急行动水平的制定,为事故期间根据安全壳内辐射监测仪表读数确定堆芯损伤状况提供依据。 展开更多

关键词 堆芯损伤评价 安全壳 辐射水平 应急行动水平 压水堆

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“华龙一号”小破口事故充排研究

9

作者 詹经祥 郑云涛 +1 位作者 黄树亮 杨长江 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期142-147,共6页

小破口叠加丧失辅助给水事故需要执行充排冷却措施以防止堆芯损伤。本文采用RELAP5程序建立了“华龙一号”分析模型,针对小破口叠加丧失辅助给水事故充排冷却进行计算分析。对影响充排冷却成功准则的一些关键因素,例如打开稳压器安全阀... 小破口叠加丧失辅助给水事故需要执行充排冷却措施以防止堆芯损伤。本文采用RELAP5程序建立了“华龙一号”分析模型,针对小破口叠加丧失辅助给水事故充排冷却进行计算分析。对影响充排冷却成功准则的一些关键因素,例如打开稳压器安全阀个数、辅助给水失效时间、安注流量等做了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解该事故,操作员应及时打开三个稳压器安全阀执行充排冷却;辅助给水启动后30 min后丧失会大量增加充排冷却操作时间窗口;SG水装量、稳压器安全阀流量、中压安注流量等对充排冷却操作时间窗口影响较小。该分析结果能为风险指引的安全裕度分析方法研究提供参考。 展开更多

关键词 “华龙一号” RELAP5程序 小破口事故 充排冷却 堆芯损伤 风险指引

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650MW压水堆中破口失水事故事件序列分析

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作者 于渭清 葛炼伟 《中国核电》 2024年第1期86-90,共5页

本文结合650 MW两环路压水堆核电厂发生中破口失水事故的特点、系统参数变化、事故进程以及运行人员的干预对事故发展的影响,运用PSA事件树分析方法对650 MW压水堆核电厂中破口失水事故事件序列进行分析和评价。通过建立事件树模型,计算... 本文结合650 MW两环路压水堆核电厂发生中破口失水事故的特点、系统参数变化、事故进程以及运行人员的干预对事故发展的影响,运用PSA事件树分析方法对650 MW压水堆核电厂中破口失水事故事件序列进行分析和评价。通过建立事件树模型,计算650 MW压水堆核电厂发生一回路中破口失水事故后堆芯损伤的概率,为评价电厂的安全运行提供指导性建议。 展开更多

关键词 中破口失水事故 概率安全评价 堆芯损伤 事件树分析

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压水堆事故期间不同核素对安全壳内辐射监测仪表示值的贡献 被引量：1

11

作者 李俊峰 施仲齐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2004年第z1期24-27,共4页

事故期间安全壳内的辐射水平是堆芯损伤评价和进行防护决策的重要依据,计算不同堆芯状况下安全壳内辐射监测仪表示值是应用该方法的前提条件。文章比较了正常冷却剂释放、间隙释放和堆芯熔化状况下不同核素对安全壳内辐射监测仪表示值... 事故期间安全壳内的辐射水平是堆芯损伤评价和进行防护决策的重要依据,计算不同堆芯状况下安全壳内辐射监测仪表示值是应用该方法的前提条件。文章比较了正常冷却剂释放、间隙释放和堆芯熔化状况下不同核素对安全壳内辐射监测仪表示值的相对贡献。在安全壳内无喷淋情况下,安全壳内辐射监测仪表示值主要来自碘和惰性气体;安全壳内有喷淋情况下的辐射监测仪表示值主要来自于惰性气体。 展开更多

关键词 堆芯损伤评价 安全壳辐射水平 辐射监测仪表示值

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西安脉冲堆满功率运行工况内部始发事件一级概率安全评价 被引量：4

12

作者 王宝生 沈志远 +2 位作者 唐秀欢 朱磊 单建强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第9期1617-1624,共8页

针对西安脉冲堆(XAPR)2 MW满功率运行工况,建立了内部始发事件一级概率安全评价(PSA)模型,对始发事件识别、事故序列分析及可靠性数据处理等进行了研究。应用小事件树-大故障树方法,在Risk Spectrum平台上完成XAPR堆芯损伤事故序列的定... 针对西安脉冲堆(XAPR)2 MW满功率运行工况,建立了内部始发事件一级概率安全评价(PSA)模型,对始发事件识别、事故序列分析及可靠性数据处理等进行了研究。应用小事件树-大故障树方法,在Risk Spectrum平台上完成XAPR堆芯损伤事故序列的定量分析。结果表明,XAPR内部事件导致的堆芯损伤频率(CDF)为4.14×10^(-6)/(堆·年),对CDF贡献最大的为堆水池堆芯高度处大破口失水事故,支配性事故序列是大破口失水事故后紧急排水系统失效。研究结果证明XAPR具有较高的安全性。 展开更多

关键词 概率安全评价 西安脉冲堆 堆芯损伤频率 可靠性

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核电站安全目标综述 被引量：2

13

作者 谢英武 薛大知 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第2期177-180,185,共5页

合理的安全目标对核电设计、运行和管理工作也具有重要的指导意义。本文以核管会安全目标为例概括介绍了安全目标的种类和体系,并对目前各国已有的安全目标在应急计划实施、概率安全目标等方面进行综述和简单分析。

关键词 核电站 安全目标 应急计划 概率论 堆芯损伤 土壤污染

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多堆厂址始发事件分析探讨

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作者 冯琬昕 徐志新 +2 位作者 玉宇 刘灌钰 彭礼韬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2043-2047,共5页

多堆厂址一级概率安全评价(PSA)研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础,本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法,提出利用堆芯损伤频率(CDF)上下限值评估方法,分析厂址内不同机组... 多堆厂址一级概率安全评价(PSA)研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础,本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法,提出利用堆芯损伤频率(CDF)上下限值评估方法,分析厂址内不同机组数对厂址CDF的影响。结果表明,双机组厂址适合优先进行具体分析。针对双机组核电站,对多堆厂址内各始发事件进行筛选。结果表明,丧失厂外电、丧失热阱等事件适合建模分析,并对其他筛选结果给出后续分析建议,为多堆厂址一级PSA后续事故序列建模工作提供了重要基础。 展开更多

关键词 多机组核电厂 概率安全评价 始发事件 堆芯损伤

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船用核动力内部事件一级概率安全分析

15

作者 王帅 邓飞云 王俊新 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2023年第3期231-236,共6页

[目的]旨在采用概率安全分析方法来全面审查船用核动力装置的安全性。[方法]为此,建立船用核动力装置内部事件功率工况的一级概率安全分析(PSA)模型,针对可能引起反应堆堆芯损伤的17组始发事件,建立17棵事件树;针对8个前沿/支持系统,建... [目的]旨在采用概率安全分析方法来全面审查船用核动力装置的安全性。[方法]为此,建立船用核动力装置内部事件功率工况的一级概率安全分析(PSA)模型,针对可能引起反应堆堆芯损伤的17组始发事件,建立17棵事件树;针对8个前沿/支持系统,建立42棵故障树,进而对船用核动力装置进行一级PSA分析。[结果]计算结果表明:堆芯损伤频率(CDF)为4.38×10–6/堆年,并确定了各始发事件组对CDF的贡献;根据重要度分析结果,人误事件和电力系统故障是对CDF贡献最大的2个因素;根据敏感性分析结果,接入第3台柴油发电机可以显著降低堆芯损伤的概率。[结论]研究成果可为船用核动力装置的安全性设计提供参考。 展开更多

关键词 船用核动力 一级概率安全分析 反应堆堆芯损伤 始发事件

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PSA技术在“华龙一号”核电机组运行优化中的应用研究 被引量：1

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作者 张佶翱 陈国才 +5 位作者 况慧文 孔凡鹏 沙平川 潘延卿 魏兴 杨赟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期1073-1078,共6页

本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中,提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程,并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践,提出并实施“应急硼注入系统管理优化”,“附加柴油机接入方式优化”两项重要的... 本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中,提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程,并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践,提出并实施“应急硼注入系统管理优化”,“附加柴油机接入方式优化”两项重要的管理与设计优化,研究表明,实施变更后机组功率运行内部事件一级PSA堆芯损伤频率降低约10%。本方法对于核电机组的PSA见解应用与运行安全提升,具有重要现实意义与推广价值。 展开更多

关键词 概率安全分析(PSA) 风险见解 堆芯损伤频率(CDF) 核电机组(NPP) “华龙一号”(HPR1000)

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浅论秦山核电厂事故后恢复主给水运行降低堆熔频率

17

作者 龚渊 《核安全》 2006年第1期34-40,共7页

按照现有的设计和遵循的相关规程,秦山核电厂事故工况下主给水系统隔离后不能恢复运行,对核电厂总的堆芯损伤频率的贡献较大。本文应用PSA的模型及结果,阐明主给水系统恢复运行的必要性。探讨恢复主给水系统运行的可能性,给出了相关可... 按照现有的设计和遵循的相关规程,秦山核电厂事故工况下主给水系统隔离后不能恢复运行,对核电厂总的堆芯损伤频率的贡献较大。本文应用PSA的模型及结果,阐明主给水系统恢复运行的必要性。探讨恢复主给水系统运行的可能性,给出了相关可行性方案,以便抛砖引玉,展开对秦山核电厂事故后恢复主给水系统运行的专题研究。 展开更多

关键词 核电厂 堆芯损伤 主给水 规程

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岭澳核电站主要技术改进对安全性的影响

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作者 陈捷飞 郗海英 《核安全》 2004年第1期25-32,共8页

为了评价实施了技术改造后岭澳核电站(LNPS)的安全性,在岭澳核电站1997年版和大亚湾核电站(GNPS)1999年版概率安全评价(PSA)的基础上,完成了岭澳核电站一级PSA第2版的编制。对于一些重大的技术改进,例如启动给水系统、自动补水系统、水... 为了评价实施了技术改造后岭澳核电站(LNPS)的安全性,在岭澳核电站1997年版和大亚湾核电站(GNPS)1999年版概率安全评价(PSA)的基础上,完成了岭澳核电站一级PSA第2版的编制。对于一些重大的技术改进,例如启动给水系统、自动补水系统、水核支线和备用柴油发电机组,都作了详细的分析。对于人因可靠性、外电网可靠性、热工水力分析、可靠性数据及模型完善都进一步做了工作。分析得出:岭澳核电站总的堆芯损伤频率(CDF)为1.03E-5/堆年,较大亚湾核电站有所降低,从"平衡设计"看,也比大亚湾核电站有所改进。岭澳核电站主蒸汽管破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件序列的CDF仍然较高(1.19E-6/堆年)。建议做进一步的改进的研究。 展开更多

关键词 岭澳核电站 技术改进 概率安全评价 堆芯损伤频率 初因事件

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东电承认曾低估福岛核事故事态 致日本政府失误

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作者 伍浩松 赵宏 《国外核新闻》 2016年第3期29-29,共1页

【中新网2016年2月25日电】据日媒报道，日本东京电力公司（TEPCO）2016年2月24日表示，曾坚称福岛第一核电厂事故发生时的反应堆状况不是极其严重的“堆芯熔化”而是前一阶段的“堆芯损伤”的解释存在错误，造成向日本政府及相关地方... 【中新网2016年2月25日电】据日媒报道，日本东京电力公司（TEPCO）2016年2月24日表示，曾坚称福岛第一核电厂事故发生时的反应堆状况不是极其严重的“堆芯熔化”而是前一阶段的“堆芯损伤”的解释存在错误，造成向日本政府及相关地方政府说明时低估了事态。 展开更多

关键词 日本政府 日本东京电力公司 故事 堆芯损伤 堆芯熔化 事故发生 地方政府 反应堆

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