CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放

本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议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,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。

AP1000核电厂大量放射性释放源项分析

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。

实际消除早期放射性释放或大量放射性释放的安全目标定位研究

对"实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放"安全目标的准确定位,是正确理解HAF 102—2016的安全规定的前提,也是制定相关的监管政策时首先要考虑的问题。本文在研究国内外核安全目标的层次结构、内容范围和发展历程的基础上,针对我国提出"十三五"期间新建核电的安全目标和HAF 102—2016中提出相关的安全要求,提出了在我国核安全监管要求体系中定位方面的建议。

对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解

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。

“实际消除大量放射性物质释放”的概念理解

"实际消除大量放射性物质释放"的概念已经被核工业界广泛接受,本文对"实际消除"和"大量放射性物质释放"两个关键概念进行研究,研究发现"实际消除大量放射性物质释放"概念是核电厂技术安全目标的沿续与补充,建议"实际消除"的概率安全目标考虑工业实现的可行性与发生大量放射性物质释放的频率(LRF)相结合,设计上考虑合理可行的预防缓解措施,做到合理可行降低放射性物质释放的可能性,提高核电厂的安全性。

“实际消除大量放射性物质释放”概念在设计中的考虑

"实际消除大量放射性物质释放"已经被核工业界广泛认同,各国的核安全监管当局对新建核电厂都对此提出了期望或要求,因此有必要对此概念进行深入理解,并将此概念应用在核电厂的设计过程中。本文研究发现"实际消除大量放射性物质释放"概念是核电厂技术安全目标沿续与补充,其目的是为了强化纵深防御,设计中需进一步考虑降低风险需要增加的设计功能、运行措施或事故管理规程,提高核电厂的安全性。

核电厂设备闸门开关带来的放射性物质释放风险研究

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%。

福岛核事故后核安全改进行动及安全要求研究

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。

核电厂风险对比分析

通过对核电厂堆芯损坏频率、放射性大量释放频率、照射致死风险、致癌风险和总风险的分析,并与石油化工行业事故发生频率和致死风险的对比,说明我国在役、在建、拟建核电厂的安全水平能够满足美国NRC提出的"两个千分之一"的定量安全目标要求,且我国核电厂大规模放射性释放概率小于石油化工行业事故发生概率;核电厂照射致死风险、致癌风险和总风险均不高于石油化工行业的致死风险。

核电厂设计上实现实际消除论证方法研究

《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。

严重事故有限影响准则的环境影响系数计算方法研究

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。

核电厂定量安全目标溯源及其存在问题剖析

核电厂定量安全目标的提出是为了回答“多安全才足够安全”的问题,对加深公众对核能的理解以及指导核电安全设计等具有重要意义。基于两个“千分之一”的辅助目标在世界范围内得到了广泛应用,并随着新一代核电厂的提出得到进一步降低。然而,福岛核事故表明,即便满足两个“千分之一”目标,公众仍然无法接受,这让现有定量安全目标的合理性受到质疑,未来即使唯数字论进一步降低概率指标,也可能对恢复公众信心是无益的。为此,本文追溯了核电厂定量安全目标的制订历程,从源头上重点考察了安全目标的制订原则和考虑因素、两个“千分之一”与辅助目标的关系以及安全目标制订过程中的公众参与情况,并指出现有定量安全目标存在的问题,为制订更加合理的核安全目标提供参考。

概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号(HPR1000)的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。

支撑华龙一号严重事故缓解研发设计和安全评审——华龙一号严重事故堆芯熔融物策略研究与试验验证

发生堆芯熔化的严重事故是核电厂大量放射性释放的根本原因,熔融物堆内滞留(IVR)措施是"华龙一号"对抗堆芯熔化严重事故的关键策略.在反应堆熔化后实现熔融物在下封头内冷却与滞留,在极端事故下保持压力容器的完整性,将放射性包容在压力容器内,从而大幅降低大量放射性释放的可能性,是应对类似日本"福岛"等极端核事故的关键手段.

简析核电厂外部事件二级PSA分析的标准化要求

日本福岛核事故是外部事件威胁核电厂安全并导致放射性物质大量不可控释放的惨痛案例,对周边地区环境和居民生活造成了巨大影响。通过对国内外核电厂外部事件二级概率安全分析(PSA)相关的法规、导则的要求和分析方法、现状等方面的调研,结合国内核电厂安全审评的实践经验,研究提出符合国内核电厂实际情况的外部事件二级PSA分析方法,并对该方法的标准化要求推广进行讨论。