CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。

事故进程中操作人员决策的认知模型

介绍和分析了Worledge认知模型并对已知转移率的条件下各种事故进程的人的不响应概率进行了分析与比较，并通过模拟机实验中采集的数据进行了模型的验证与分析核电站操作员的失误概率．

基于累积效应的事故进程研究

为研究事故孕育与发展过程中失误的积累作用,引入累积效应的研究思想。首先,运用理论分析、案例研究等方法,分析事故中失误的累积特点,研究失误的累积效应与事故发展过程的关系;然后,基于失误的累积效应将事故进程划分为6个阶段,在此基础上构建基于失误累积效应的事故致因模型,明确在每一阶段失误的累积特点;最后,将该模型应用于案例分析,验证模型在分析具体事故时的有效性与可行性。研究表明:在企业社会技术系统中,事故是失误逐步累积并由触发事件触发导致,事故预防的源头措施是安全文化建设。

“死水区”对模块式小型堆事故进程的影响

为研究严重事故下"死水区"对模块式小型堆事故进程的影响,采用一体化严重事故分析程序,建立了某模块式小型堆(SMR)的系统模型;并分别对"DVI(direct vessel injection)管线双端断裂"和"DVI管线小破口"事故进行了计算分析。研究结果表明,对DVI管线双端断裂事故而言,虽然"死水区"的存在或消除对堆芯损坏等主要事件的发展进程并不会产生明显影响;但"死水区"的消除却能有效减少氢气的产生。对DVI管线小破口事故而言,"死水区"的消除会延缓堆芯损坏等主要事件的发展进程;但由于手动卸压操作的影响,不会明显减少氢气的产生。因此,"死水区"对模块式小型堆事故进程的影响会因破口尺寸的大小等而不同;而且根据计算结果,建议在小型堆的设计过程中应注意尽量避免"死水区"结构的存在。

二回路耗汽运行对船用堆全部电源丧失事故进程缓解分析

针对船用核动力装置的特点,建立了船用堆一、二回路及控制系统的RELAP5模型,用RELAP5/MOD3.2程序对典型船用堆经济巡航工况下发生全部电源丧失事故进行模拟,分析了4种耗汽工况对事故进程的缓解效果。分析表明:事故后合理的耗汽运行方案能明显延缓事故进程,延缓时间为小时级别;耗汽量越小,二回路设备运行时间越长,二回路热阱持续时间也越长,一回路事故进程越缓慢。但太小的耗汽量会引起事故过程中蒸汽发生器(SG)二次侧水位过高甚至满水,进而威胁二回路设备的正常运行。同时,二回路设备数量众多,不同设备的最低运行汽量也不尽相同,应选择最有用和最低耗汽量的设备耗汽运行。本研究能对实际船用堆事故下的应急处理提供参考。

基于情景认知的煤矿瓦斯爆炸事故进程研究

通过对典型事故的分析,探究了煤矿瓦斯事故过程中事故系统要素的相互作用机理,得出煤矿瓦斯事故的发生主要是由于人的不安全行为诱发了作业环境中的危险因素造成的;为进一步分析其作用机理,借鉴了航空领域中人的情景认知过程的研究成果,分析了煤矿井下作业人员的情景认知过程:认为在作业过程中作业人员对安全信息的感知受工作负荷、工作目标、日常工作习惯等因素影响,并随着工作负荷的加大、工作目标的强化,对安全信息感知的注意力将会削弱,从而使得作业人员不能够及时感知作业环境中重大变化;在此情景下,如仍然按原有不安全行为操作,将导致事故的发生,并由此提出了基于情景认知的事故模型;最后从强化异常环境的监测报警、合理确定工作负荷等方面提出了预防措施。

压水堆乏燃料水池冷却丧失事故分析

基于开发的SAAT-SFP程序对大亚湾核电站乏燃料水池假想冷却丧失事故进行分析,计算得到不同初始水位下较为全面的严重事故进程,包括乏燃料组件裸露和过热、包壳氧化和氢气产生、裂变产物释放、乏燃料组件坍塌和熔融物-混凝土反应(MCCI)等。同时,讨论了恢复冷却系统作为重要的事故缓解措施对事故进程的缓解作用。

CPR1000机组满功率运行发生严重事故后缓解举措有效性研究

为对严重事故管理导则(SAMG)的编写和实施做进一步改进,本文在调研国内其他核电厂严重事故后缓解有效举措后,选择冷却剂主管道冷段部分双端断裂(LBLOCA)叠加丧失应急堆芯冷却(无高、低安注投入,无安全壳主/辅喷淋)、主蒸汽管道断裂(MSLB)叠加丧失喷淋、失水(LOFW)未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)严重事故状态等作为CPR1000机组的最重要的严重事故的事故序列,利用核与辐射安全中心全范围验证仿真模拟机包含严重事故发生情况下的仿真验证系统(VVS),在严重事故发生后,实时跟踪采取缓解举措与未采取缓解举措事故的发展后果,从而验证CPR1000核电机组满功率运行时(RP模式),严重事故发生后SAMG缓解举措的有效性,为CPR1000机组SAMG的改进提供借鉴。仿真结果表明,采取SAMG缓解举措,能够有效抑制严重事故的进一步恶化。

蒸汽发生器传热管诱发破裂风险评估

蒸汽发生器传热管的诱发破裂是核电厂二级概率安全分析(PSA)中要重点评价的严重事故现象之一。首先识别引起该事故的关键因素,对此建立事故进程事件树(APET),并通过风险导向的事故分析方法(ROAAM),结合热工-水力计算和参数抽样,确定APET中重要现象节点的发生概率,定量评估堆芯损坏严重事故阶段诱发蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的发生频率和条件概率,并对降低SGTR风险的设计特征进行讨论。