池式钠冷快堆放射性释放风险概率安全评价事件树分析 被引量：4

1

作者 杨鹏 喻宏 胡文军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第7期1228-1234,共7页

池式钠冷快堆的安全特性和放射性释放机制与压水堆有着显著不同,在核安全新要求下,亟待开展放射性释放风险概率安全评价(PSA)研究。本文以池式钠冷快堆为研究对象,通过分析放射性来源、包容边界及破坏包容边界完整性的严重事故现象,确... 池式钠冷快堆的安全特性和放射性释放机制与压水堆有着显著不同,在核安全新要求下,亟待开展放射性释放风险概率安全评价(PSA)研究。本文以池式钠冷快堆为研究对象,通过分析放射性来源、包容边界及破坏包容边界完整性的严重事故现象,确定了池式钠冷快堆大量放射性释放的主要位置和释放模式,构建分析了放射性释放事件树。本文分析结果可为进一步开展池式钠冷快堆放射性释放风险PSA提供参考。 展开更多

关键词 钠冷快堆 概率安全评价 放射性释放 二级PSA

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AP1000核电厂大量放射性释放源项分析 被引量：8

2

作者 张琨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第9期1107-1111,共5页

在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别(安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效),分别选取典型的... 在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别(安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效),分别选取典型的严重事故序列(蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂),使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。 展开更多

关键词 AP1000 大量放射性释放 严重事故 源项

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低温核供热堆事故放射性释放量的计算方法及其应用 被引量：1

3

作者 刘原中 曹建主 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1997年第4期269-276,共8页

本文根据低温核供热堆的设计原则、堆内结构和系统设置等方面的特点，提出了该堆可能发生的向环境释放较多放射性的事故是：反应堆主冷却剂小管（取样管或仪表管）在安全壳外破裂；废气贮罐泄漏；核疏水系统贮罐泄漏；卸压箱泄漏；燃料... 本文根据低温核供热堆的设计原则、堆内结构和系统设置等方面的特点，提出了该堆可能发生的向环境释放较多放射性的事故是：反应堆主冷却剂小管（取样管或仪表管）在安全壳外破裂；废气贮罐泄漏；核疏水系统贮罐泄漏；卸压箱泄漏；燃料组件操作事故；控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效。根据低温核供热堆的安全特点推导出这些事故放射性释放量的计算方法。结合拟建的大庆２００ＭＷ低温核供热堆具体给出了重要的事故假设和这些事故放射性释放量的计算结果及其对公众成员的辐射剂量，其中对环境影响最大的是控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效事故。在离排放口２５０ｍ处公众成员受到的全身剂量为２．６×１０－２ｍＳｖ、甲状腺剂量为４．５ｍＳｖ。 展开更多

关键词 低温 核供热堆 事故 计算方法 放射性释放量

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HTR－10高温气冷实验堆事故放射性释放及对环境的影响

4

作者 刘原中 曹建主 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1995年第4期286-292,共7页

本文介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷堆可能发生的向环境释放较多放射性的三种事故的释放机制和释放量计算中的假设，并给出了释放量和对公众的辐射剂量的计算结果。这三种事故中，堆芯进水事故引起的公众辐射剂量最大，在离排放点２５０ｍ... 本文介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷堆可能发生的向环境释放较多放射性的三种事故的释放机制和释放量计算中的假设，并给出了释放量和对公众的辐射剂量的计算结果。这三种事故中，堆芯进水事故引起的公众辐射剂量最大，在离排放点２５０ｍ处公众个人受到的全身剂量为５．４４×１０￣（－１）ｍＳｖ，此剂量比核安全法规中规定的要采取隐蔽等场外应急措施的干预水平低１个量级。 展开更多

关键词 高温 气冷堆 事故 环境影响 放射性释放

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严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究 被引量：11

5

作者 种毅敏 石雪垚 +1 位作者 杨志义 王海洋 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期504-509,共6页

核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用... 核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安全壳之间的环形空间及其通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量分析,结果显示双层安全壳及环形空间通风过滤系统能够显著降低放射性气溶胶对环境的释放,对惰性气体也有一定的延缓排放作用。 展开更多

关键词 双层安全壳 通风过滤 严重事故 放射性释放

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中国实验快堆气载放射性物质释放路径研究 被引量：2

6

作者 杨佳音 王勇 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期123-131,共9页

中国实验快堆是我国建设的第一座钠冷快中子反应堆,2014年实现满功率运行。本文主要阐述中国实验快堆气载放射性物质的来源、堆内迁移以及向环境释放的路径,得出正常工况以及事故工况下放射性物质通过哪些路径向环境排放,目的是有助于... 中国实验快堆是我国建设的第一座钠冷快中子反应堆,2014年实现满功率运行。本文主要阐述中国实验快堆气载放射性物质的来源、堆内迁移以及向环境释放的路径,得出正常工况以及事故工况下放射性物质通过哪些路径向环境排放,目的是有助于了解中国实验快堆通过哪些路径对环境产生放射性影响,从而建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害,防止工作人员和公众接受超剂量的放射性照射。 展开更多

关键词 中国实验快堆 放射性物质释放 通风 超标放射性释放

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对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解 被引量：8

7

作者 林诚格 史国宝 +15 位作者 陈耀东 陈培培 刘伟 孙光弟 沈文权 刘志弢 詹文辉 梅其良 陈松 孙大威 苏夏 杨亚军 李林森 廖敏 崔蕾 邢勉 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第4期337-345,共9页

本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标... 本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标要求两方面提出了"实际消除大量放射性物质释放的可能性"的对应要求,其中概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆·年。为此,需要采取措施,在设计上实际排除能产生大量放射性释放的事故序列;在严重事故条件下尽量恢复堆芯冷却,并保持反应堆压力容器和安全壳的完整性,以及乏燃料池的冷却能力;扩展事故管理导则,提高事故缓解和控制能力。最终在技术上实现实际消除大量放射性物质释放后,无需场区外紧急撤离措施。 展开更多

关键词 核电 核安全 实际消除 大量放射性释放

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核电厂设备闸门开关带来的放射性物质释放风险研究 被引量：1

8

作者 张晓杰 徐田元 +1 位作者 王天月 车娟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第4期842-846,共5页

设备闸门是核电厂整个寿期内大型设备进出安全壳的唯一通道,是核电厂安全壳承压边界的重要组成部分。《核动力厂设计安全规定》(HAF 102—2016)中要求设备闸门必须保证在需要对安全壳进行隔离时能够快速和可靠地关闭。实际上,设备闸门... 设备闸门是核电厂整个寿期内大型设备进出安全壳的唯一通道,是核电厂安全壳承压边界的重要组成部分。《核动力厂设计安全规定》(HAF 102—2016)中要求设备闸门必须保证在需要对安全壳进行隔离时能够快速和可靠地关闭。实际上,设备闸门开启和关闭需要操作人员现场操作,耗时较长,设备闸门开启期间可能会发生预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。本文分别从确定论和概率论的角度对设备闸门开启期间电厂事故进程以及设备闸门开启对大量放射性物质释放频率的影响进行了分析,分析结果表明设备闸门开启对大量放射性物质释放频率具有显著影响。设备闸门开启造成的大量放射性物质释放频率值在内部事件大量放射性物质释放频率值中占比最高可达35.89%。 展开更多

关键词 核电厂 设备闸门 快速关闭 大量放射性物质释放

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双碳背景下多堆厂址核电厂放射性评价研究 被引量：1

9

作者 韦永馨 吴蓓 +4 位作者 唐辉 朱增培 梁凯雯 路长冬 周诗情 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期485-491,共7页

核电建设是实现双碳目标的重要手段之一。双碳背景下,多堆厂址建设要实现“减污降碳”协同效应,应关注多堆厂址中的某一核电厂如何科学确定其放射性限制目标、评估方法和假设原则。本文通过调研分析国内外主要法规标准的要求及已有核电... 核电建设是实现双碳目标的重要手段之一。双碳背景下,多堆厂址建设要实现“减污降碳”协同效应,应关注多堆厂址中的某一核电厂如何科学确定其放射性限制目标、评估方法和假设原则。本文通过调研分析国内外主要法规标准的要求及已有核电厂的实践,对我国多堆厂址内核电机组预计运行事件(DBC-2)的放射性评价限制目标选择方法和评价计算的关键假设原则提出建议。以国内某三代核电厂为计算模型,采用CATHARE程序开展DBC-2包络工况事故分析,进一步依托源项计算和剂量计算评估包络工况的放射性后果,以验证放射性限制目标和分析方法的合理性。本文所述方法和假设为多堆厂址内核电机组DBC-2放射性评估提供了可行性方案,可供实践参考和进一步研究。 展开更多

关键词 减污降碳 核电厂 DBC-2 放射性释放评估

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压水堆核电厂事故后厂房内气载放射性源项计算 被引量：1

10

作者 周静 邱海峰 汪细河 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期682-687,共6页

事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面,事故后辐射源项作为事故后辐射分区以及人员剂量率评价的重要输入,其计算模型的确定是事故后辐射防护设计中最重要的部分。本文根据设计基准事故放射性后果的严重性,选取大破口... 事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面,事故后辐射源项作为事故后辐射分区以及人员剂量率评价的重要输入,其计算模型的确定是事故后辐射防护设计中最重要的部分。本文根据设计基准事故放射性后果的严重性,选取大破口失水事故(LOCA)开展事故后辐射防护设计,自主建立事故后气载放射性物质的扩散模型,并验证了源项计算模型的正确性。 展开更多

关键词 大破口失水事故 裂变产物 放射性释放量

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核事故情况下撤离措施的概率风险研究 被引量：1

11

作者 曲静原 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1999年第2期132-136,131,共6页

以概率风险评价的方法，研究了在发生核事故的情况下，撤离措施的必要性及其规模范围对放射性释放源项和剂量干预水平的依赖关系，并研究了在目前轻水堆核电站的事故释放源项下，惰性气体放射性核素释放对撤离措施的决策可能产生的影响。

关键词 核事故 撤离 概率风险评价 放射性释放源项

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福岛核事故后核安全改进行动及安全要求研究 被引量：13

12

作者 柴国旱 杨志义 +3 位作者 肖军 王岳巍 丁超 种毅敏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期399-409,共11页

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... 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。 展开更多

关键词 福岛核事故 核安全 改进行动 实际消除早期或大量放射性释放 严重事故

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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

13

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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核电厂设计上实现实际消除论证方法研究 被引量：2

14

作者 邢继 魏玮 +1 位作者 刘静 喻新利 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第1期1-8,共8页

《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)提出必须实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放的事件序列,但国内尚缺少实际消除明确的验收准则及论证方法,本文对实际消除安全要求进行研究,提出实际消除相关技术见解、验收准则及... 《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)提出必须实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放的事件序列,但国内尚缺少实际消除明确的验收准则及论证方法,本文对实际消除安全要求进行研究,提出实际消除相关技术见解、验收准则及核电厂设计上实现实际消除的论证流程和方法,并开展华龙一号设计上实现实际消除的分析论证。分析结果表明华龙一号通过纵深防御可有效地预防和缓解设计基准事故,充分地考虑了严重事故预防与缓解措施,即使发生设计中考虑的严重事故也可保证安全壳的有效包容,设计上实现了实际消除。 展开更多

关键词 实际消除 大量放射性释放 安全目标 华龙一号

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失去核岛B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故分析 被引量：2

15

作者 李洋龙 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期497-502,共6页

使用秦山第二核电厂CP600全范围模拟机对典型工况下失去B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故进行模拟,发现失去核岛B列48V直流电源对蒸汽发生器传热管小泄漏事故处理带来的影响是远远超出预期的.对产生的事故后果逐一分析,提... 使用秦山第二核电厂CP600全范围模拟机对典型工况下失去B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故进行模拟,发现失去核岛B列48V直流电源对蒸汽发生器传热管小泄漏事故处理带来的影响是远远超出预期的.对产生的事故后果逐一分析,提出解决方案,并给出运行值在处理叠加事故时,应能够准确提炼多本事件导向事故规程关键路径的建议. 展开更多

关键词 叠加事故 超出预期 意外安注 放射性释放 提炼关键路径

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严重事故有限影响准则的环境影响系数计算方法研究 被引量：1

16

作者 石雪垚 黄树明 +3 位作者 丁超 陈巧艳 邱林 杨志义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期485-491,共7页

欧洲用户要求(EUR)提出的有限影响准则(CLI)常被用于针对严重事故的放射性释放验收标准,由于EUR并未公开关于CLI相关环境影响系数的确定方法,国内相关机构对其进行了尝试性研究,并给出了计算CLI相关系数的计算公式和计算结果。为了制定... 欧洲用户要求(EUR)提出的有限影响准则(CLI)常被用于针对严重事故的放射性释放验收标准,由于EUR并未公开关于CLI相关环境影响系数的确定方法,国内相关机构对其进行了尝试性研究,并给出了计算CLI相关系数的计算公式和计算结果。为了制定适合中国厂址的CLI,本文在国内相关研究成果的基础上,通过对CLI设计理念进行探讨,对CLI相关系数的确定方法进行了修正,并提出了一种新的确定CLI相关环境影响系数的方法,该方法确定的环境影响系数与EUR给出的相关系数相比具有一定的相似性,该方法可进一步推广至其他国内厂址,为制定适用于国内厂址的CLI提供参考。 展开更多

关键词 欧洲用户要求 有限影响准则 环境影响系数 大量放射性释放 华龙一号

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核电厂严重事故的物理过程是怎样的?

17

《江苏电机工程》 2011年第3期47-47,共1页

严重事故的产生是堆芯熔化导致大量放射性释放引起的,主要有两种类型：低压熔化和高压熔化。 低压熔化过程主要以主系统冷却剂丧失为特征。若应急堆芯冷却系统失效,堆芯将自上而下地熔化,直到将压力容器下封头熔穿、熔融物随后与安全... 严重事故的产生是堆芯熔化导致大量放射性释放引起的,主要有两种类型：低压熔化和高压熔化。 低压熔化过程主要以主系统冷却剂丧失为特征。若应急堆芯冷却系统失效,堆芯将自上而下地熔化,直到将压力容器下封头熔穿、熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用,释出CO2、CO、H2等不凝气体,从而造成安全壳晚期超压时效或底板熔穿。 展开更多

关键词 严重事故 物理过程 核电厂 底板混凝土 堆芯熔化 放射性释放 冷却剂丧失 高压熔化

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压水堆核电厂选址假想事故初步研究 被引量：1

18

作者 谢卫亮 胡雨 方栋 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期41-46,共6页

简要介绍了核电厂选址假想事故的发展过程，比较了基于RG1．183和RG1．195选址假想事故源项的计算假设，结合AP1000和CPR1000两种堆型计算了选址假想事故源项，同时结合某核电厂址计算了对公众造成的辐射影响。计算结果表明：1）参照RG1... 简要介绍了核电厂选址假想事故的发展过程，比较了基于RG1．183和RG1．195选址假想事故源项的计算假设，结合AP1000和CPR1000两种堆型计算了选址假想事故源项，同时结合某核电厂址计算了对公众造成的辐射影响。计算结果表明：1）参照RG1．183计算假设，AP1000和CPR1000核电厂公众受照剂量最大的两小时分别为事故后1．25～3．25h和0．7～2．7h；2）无论参考RG1．183还是RG1．195计算假设，CPR1000对公众造成的辐射后果要小于AP1000；3）无论是AP1000还是CPR1000，参照RG1．183比RG1．195计算得出的选址假想事故源项对公众造成的辐射后果均较小。 展开更多

关键词 压水堆核电厂 放射性物质释放 源项 RG 1 183 RG 1 195

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燃料路径PSA应用实践

19

作者 王明 郭丁情 +3 位作者 杨春菊 侯闻宇 张冰 王金凯 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期174-184,共11页

为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险,本研究采用概率安全分析(PSA)的方法,以始发事件分析为起始点,对事件序列分析等相关技术要素进行研究,并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究... 为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险,本研究采用概率安全分析(PSA)的方法,以始发事件分析为起始点,对事件序列分析等相关技术要素进行研究,并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究结果表明,燃料机械损坏频率高于燃料热力损坏频率约4个量级,但燃料机械损坏导致的潜在放射性释放后果要远小于燃料热力损坏。燃料热力损坏频率相对于堆芯损坏频率来说是较小的,但燃料热力损坏可能导致的潜在放射性物质释放量将会非常大,并伴有火灾、氢气爆炸等次生灾害发生。对于可能导致燃料热力损坏的始发事件,事故前期的缓解非常重要。通过对燃料厂房通风系统就地冷却机组的风机进行多样化设计,可以有效降低燃料热力损坏风险。 展开更多

关键词 燃料路径 概率安全分析 燃料损坏频率 放射性物质释放

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