坩埚式堆芯捕集器熔融物长期冷却过程

堆芯捕集器是三代核电厂常用的严重事故后果缓解措施之一。在中国核电工程有限公司研发的新型堆芯捕集器中,设计者创新性地提出通过内置冷却管提高熔融物的冷却速率的设计方案。以江苏田湾核电厂堆芯捕集器设计为基础,采用FLUENT软件建立了相关数值模拟模型,研究了坩埚式堆芯捕集器中熔融物长期冷却过程,在此基础上探讨了内置冷却管对加快严重事故缓解进程的贡献。计算结果表明,坩埚式堆芯捕集器中氧化物层以由外向内的过程冷却,外部先形成的硬壳会阻碍衰变热的导出,增加了冷却全部熔融物所需的时间。通过增设内置冷却管可以为内部区域提供额外的冷源,从而提升熔融物的冷却速度,加快严重事故后果缓解进程。

PSA在核电厂技术规范优化中的应用

本文阐述了风险指引型技术规范(Risk-informed Technical Specification,RITS)和风险管理型技术规范(Risk-Managed Technical Specification,RMTS)的技术内涵以及对于核电厂运行和安全管理的重要意义,并对PSA技术在技术规范优化中的应用情况以及具体应用工作中的一些问题进行了分析和讨论。

压水堆核电厂余热排出系统设计中一些安全问题的探讨

针对法国900MW压水堆核电厂余热排出系统的设计,探讨了其存在的一些安全问题及其设计改进方案。并指出余热排出系统在事故缓解中的重要性。

高温气冷堆概率安全分析(PSA)报告审评的思考

高温气冷堆是我国重大专项的先进核电厂项目,高温气冷堆PSA报告是其执照申请文件的重要组成部分。简要介绍了高温气冷堆PSA报告的审评情况,并对高温气冷堆PSA审评过程中的有关问题进行了初步的探讨。

试论核电厂闸阀的锅炉效应现象

针对核电厂闸阀的锅炉效应现象,探讨了其产生机理、安全影响以及具体的解决方案,并以具体实例对其进行了分析和说明。

丧失外电源事件树中电源不可恢复因子的分析和计算

在核电站中,丧失外电源是较为常见的始发事件,丧失外电源事件树中必须考虑电源恢复对各事故序列发生频率的影响。本文通过大亚湾核电站的实例分析,说明在丧失外电源事件树上各种前沿系统电源不可恢复因子计算的方法。

国外PSA技术标准和应用导则适用性评价

介绍了国际上对PSA开发质量和应用过程进行规范的技术标准和导则,以ASME标准和RG1.174、RG1.177为例,对这些标准和导则的适用性进行了分析,并结合我国的PSA开发与应用趋势,提出了建立我国技术标准和导则的建议。

标准监管PSA模型开发与应用

本文介绍了NRC标准化电厂风险模型(SPAR)的发展历程以及在风险指引型安全监管活动中的应用情况和发展趋势。基于核电厂性能和风险指引型的安全监管理念,开发国内核电厂的标准监管PSA模型,本文重点介绍了模型开发的技术路线、分析范围、开发周期与计划,并对该模型拟在风险指引型的监管活动中的应用前景。标准监管PSA模型是作为核安全监管当局作为独立评价和验算核电厂PSA应用的重要工具之一,是保证国家核安全局对核电厂的安全监管活动的独立性和技术权威性的重要手段。

DAKOTA法量化AP1000堆芯物理不确定性

应用DAKOTA程序中的超拉丁立方抽样方法开展AP1000堆芯物理关键参数的不确定性量化分析。分析结果表明:AP1000输入参数的不确定性对堆芯关键参数的不确定性影响较小,均未超过设计限值;全参数不确定性分析和敏感参数不确定性分析具有一定的等价性,可通过敏感性参数不确定性分析来获取AP1000堆芯关键参数的不确定性,提高分析计算效率。

基于Sobol法的AP1000堆芯敏感性分析

基于Sobol法,通过对燃料包壳尺寸、燃料富集度等设计输入参数进行拉丁超立方抽样,开展功率峰因子、慢化剂温度系数、控制棒价值等AP1000首循环堆芯物理关键参数对设计输入参数的敏感性分析。分析结果表明:AP1000首循环堆芯物理关键参数对包壳外径、富集度为1.58%、3.20%、3.80%、4.40%的燃料组件、燃料芯块半径、IFBA中硼-10线密度和控制棒导向管尺寸较为敏感。

风险指引型PSA应用的不确定性分析方法研究

不确定性是这个世界上所有事物与生俱来的特征,本文深入探讨了核电厂PSA不确定性的来源及其分类,研究了参数的不确定性、建模的不确定性以及模型的不完备性的处理方法。结合风险指引型PSA应用相关技术导则、法律法规等文件中对不确定性的相关要求,分别给出了在风险指引PSA应用中此三类不确定性的分析方法和相关可接受准则。风险指引PSA应用的不确定性分析是应用申请中不可或缺的重要组成部分,可为综合决策者提供足够的技术支持。

核电厂PSA数据库平台的创建与应用

本文叙述了我国概率安全分析数据库创建的工作过程,对国家核安全局发布的《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》的内容进行了详细说明,并与国外通用数据库进行了对比分析。最后,总结了概率安全分析数据库平台的应用情况和概率安全分析数据库的下一步工作内容。通过创建概率安全分析数据库,采集整理核电设备的可靠性数据,并在进一步研究的基础上,建立健全了核电行业的可靠性标准体系,为我国核电行业在保证安全性、可靠性基础上的高速发展提供了重要支持。

压水堆核电厂安全壳内碎片源的踏勘方法介绍

安全壳地坑是许多压水堆核电厂设计为在失水事故后为堆芯冷却和安全壳排热提供再循环水的专设安全设施。安全壳内的潜在碎片源在事故中可能堵塞安全壳内的地坑滤网,从而造成安全壳地坑性能下降。为了评价安全壳地坑在破口事故后能否满足设计要求,首先应确定潜在碎片源的类型以及它们在安全壳内的位置。安全壳内现场踏勘就是寻找与定位碎片源的有效方法,并能够提供一些进行安全壳地坑性能分析的必要信息。介绍了压水堆核电厂安全壳内碎片源的一些踏勘方法。

关于PRA技术在国内核安全管理中应用的若干问题

简单介绍了PRA技术发展的历史,对确定论和概率论安全分析的不确定性进行了简要的比较,并对国内PRA技术在核安全管理应用中要解决的几个问题给出了分析和建议。

WOG核电厂风险指引型管道在役检查方法应用研究

为促进概率安全分析技术在核电厂管道在役检查领域的更好应用,本文介绍西屋用户集团(WOG)开发的核电厂管道风险指引型在役检查(RI-ISI)优化方法,并重点从管段失效可能性分析、后果判断、风险重要度划分等三方面分析对比了该方法与EPRI型RI-ISI方法的不同。此外,以国内某M310核电机组为例,本文基于国家安全局牵头开发的标准电厂分析风险(SPAR)模型,在国内当前技术条件基础上使用简化WOG方法完成该核电厂辅助给水系统管道环焊缝的RI-ISI优化分析。计算表明,使用WOG方法开展RI-ISI后,受检焊缝数量减少55%,而相应导致的内部事件一级概率安全分析风险增量则基本为零,可以满足NNSA-0147和NNSA-0153等技术文件中推荐的风险准则。总的结论为,使用WOG方法开展核电厂管道RI-ISI优化是可行的。

《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》的解读

国家核安全局于2017年8月发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,鼓励核电厂逐步开展相关维修活动的优化研究,并建立维修有效性和风险管理体系。本文通过对维修规则技术进行研究并对技术政策的条款进行解读,使核电厂营运单位更充分地理解和执行技术政策,以推进风险指引型维修规则体系的建立和实施。

风险指引型在役检查优化申请的独立审核计算

本文详细介绍了环境保护部核与辐射安全中心针对风险指引型在役检查(RI-ISI)优化申请所开展的独立审核计算。在大亚湾核电厂RI-ISI优化申请的审评工作中,采用国家核安全局标准概率安全分析(PSA)监管模型,计算管段失效后果和拟实施变更后的风险增量,对申请者管段失效后果分析结果进行核算,并独立评价该申请是否满足风险可接受准则。实现了核安全监管部门对PSA应用试点项目的独立审核计算,为核安全决策提供进一步的支持,提高核安全监管的独立性、科学性和有效性。

关于EPRI型风险指引管道在役检查优化方法的探讨及改进建议

当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子(Risk Reduction Worth,简称RRW)和风险增加因子(Risk Achievement Worth,简称RAW)完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

核电厂火灾PSA方法浅析

作为PSA工作中不可缺少的一部分,核电厂火灾PSA正在发挥着越来越重要的作用。本文对核电厂火灾PSA的发展、应用和研究的基本情况进行了论述。

核电厂风险管理活动中的PRA质量要求

基于美国核管理委员会(NRC)推行的在核电厂运用的概率安全评价(PRA)技术,介绍PRA质量的含义、NRC在应用PRA过程中提出的分阶段提高PRA质量的方法以及相应的管理导则。结合国内现状,给出提高PRA质量的可接受方法。