浅议大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则

介绍了大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则,重点是大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则的组成和特点,并对福岛核事故后大亚湾和岭澳核电厂所做的改进进行了介绍。

核电厂严重事故日常管理经验总结与发展建议

福岛核事故后,核电厂高度重视严重事故的应对。核电厂为维持和提升应对严重事故的能力,加强了设备、人员和文件的管理措施,并落实到相应的管理程序中。在严重事故日常管理中,核电厂发现了燃油标号不满足要求、应急移动泵无定期试验项目、钥匙管理不规范和未开展移动设备充足性评价等典型问题,并提供了相应的改进措施。本文针对严重事故管理导则电子化、移动设备接入系统试验、移动设备操作错配和严重事故管理导则框架更新等当前仍然存在的问题进行了探讨,并给出了建议。

乏燃料水池严重事故管理导则验证与确认

首先介绍了典型压水堆乏燃料水池的严重事故管理导则,并为了使理论分析工具更贴近实际,基于SAAT-SFP程序分析导则中的关键措施,对其进行了验证与确认(V&V)。发挥SAAT-SFP程序在乏燃料水池安全分析中的作用,进一步拓展SAAT-SFP程序的实际应用,对于发展和完善乏燃料水池的严重事故导则也具有重要的参考价值。

“核电厂严重事故管理导则格式内容标准化研究”项目通过验收

2016年5月10日，能源行业核电标准化技术委员会秘书处在深圳组织召开了核电标准化研究项目“核电厂严重事故管理导则格式内容标准化研究”的验收会。来自环保部核与辐射安全中心、中广核研究院有限公司、中国核动力研究设计院等7家单位的18位专家和代表参会。

福岛第一核电厂严重事故管理研究

日本福岛核事故造成了堆芯熔毁的严重事故,应急处置过程暴露出严重事故管理的种种不足,引起对核电厂严重事故管理的关注。简述了国际原子能机构和日本关于核电厂严重事故管理的规范要求,分析了福岛第一核电厂事故序列和严重事故管理策略,讨论了严重事故管理存在的问题及其可能的改进措施,最后提出了改进核电厂严重事故管理的框架模型和方法。

大亚湾核电站严重事故管理导则的审查和验证

根据大亚湾核电站严重事故管理导则(SAMG)编写过程中的审查和验证行动,介绍了SAMG的审查过程以及验证过程的组织、方法和验证结论。

二代改进型核电厂严重事故下一回路卸压时机敏感性研究

一回路卸压是核电厂缓解严重事故的必要手段,也是严重事故管理导则(SAMG)的重要内容,国内核电厂严重事故管理中对一回路卸压的要求并不相同,本文基于典型二代改进型核电厂SAMG演练的场景,使用一体化计算程序MAAP4,对一回路卸压时机进行敏感性分析,比较不同卸压时机对缓解严重事故效果的影响,所给出的结论可为相同类型核电厂制定严重事故管理策略时提供参考。

压水堆核电厂严重事故与对策浅析

文章以我国普遍的压水反应堆堆型为例,对核电厂严重事故的初因、发展过程、破坏形式及严重事故管理等方面的内容进行了简要分析,进而分析了核电厂严重事故的预防和缓解措施,讨论了加强核电厂严重事故应对能力的相关问题。

核电站严重事故管理导则及存在问题分析

SAMG是严重事故情况下用于主控室和技术支持中心的可执行文件,是现有应急运行规程的扩展,是为了针对性地缓解严重事故后果,使机组恢复到可控、稳定的状态。以美国西屋业主集团的通用严重事故管理导则为参考,结合田湾核电站特定的系统和设备特点开发了适用于VVER机组的SAMG。结合生产实践剖析田湾SAMG体系在应用过程中出现的问题并提出针对性解决办法。经过评估与验证,该SAMG的开发和应用是成功的。

压水堆核电厂严重事故对策

描述了严重事故的过程和现象,分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团(WOG)严重事故管理技术基础和构成:严重事故管理导则(SAMG)的主控室导则、技术支持中心(TSC)使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑,并对我国开展严重事故对策研究提出建议。

大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序改进

根据大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序接口,介绍了大亚湾核电站应急运行规程接口的确定办法及核电站应急计划的修改内容。

大亚湾核电站严重事故管理导则

根据大亚湾核电站严重事故管理导则的编写过程,介绍了大亚湾核电站严重事故管理导则的框架结构和主要内容,对导则编写过程中需要解决的几个问题及其解决办法作了简要的描述。

浅析M310核电机组严重事故管理导则

文章介绍了M310核电机组的严重事故管理导则,以及严重事故管理导则在发生类似福岛核事故时的应用。

CPR1000核电厂全厂断电事故情况下严重事故缓解措施有效性研究

福岛核事故发生后,国内外对严重事故更加重视,严重事故管理导则SAMG的编制和实施已成为监管要求。在建核电厂首次装料前,要制定并实施严重事故管理导则,定期对导则进行修订并验证严重事故管理指南和缓解措施的有效性。本文在调研其他核电机组严重事故缓解措施的基础上,利用严重事故仿真验证系统(VVS),选取全厂断电(Station Blackout,简称SBO)加一回路大破口事故作为CPR1000机组的重要严重事故序列,研究了反应堆功率运行(RP)模式下严重事故缓解措施PSAMG的有效性,重点研究了机组在NS/RRA模式下发生严重事故后,现有导则SSAMG缓解措施的有效性,为CPR1000机组严重事故管理导则SSAMG的完善提供参考。

严重事故管理导则在田湾VVER机组的应用

严重事故管理导则(SAMG)是严重事故下用于主控室(MCR)和技术支持中心(TSC)的可执行文件,是现有应急运行规程(EOP或SOP)的扩展。建立严重事故管理导则,是为了在可能发生的严重事故工况下,针对性地缓解严重事故后果,进而减少对环境的放射性释放,最后使机组恢复到可控、稳定的状态。田湾核电厂1、2号机组是俄罗斯设计的VVER-1000机组。在深入了解田湾核电厂的设计和运行特点以及相关系统设备的基础上,以国际普遍使用的严重事故管理导致框架为参考,同时结合电厂特定的系统和设备特点而开发了适用于VVER机组的严重事故管理导则。论文主要介绍了田湾SAMG在经过改进之后,在田湾现场应用的实践。经过评估与验证,田湾VVER机组的严重事故管理导则的开发和应用是成功的。

秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证

在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解对策,分析实施事故缓解对策对核电厂主要参数的影响,从而验证事故缓解对策的有效性。分析结果表明:在严重事故情况下,按照严重事故管理导则实施缓解对策,可有效地延缓或终止堆芯损坏的过程。

严重事故管理导则入口条件研究

严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故堆芯剧烈氧化机理,得出了燃料温度、氢气产生速率及产氢量、入口集管过冷度以及慢化剂液位的关系。结果表明入口集管过冷度小于0且持续十几分钟,同时慢化剂系统的状态指示慢化剂液位低于6 900mm,可以作为严重事故管理的入口条件。最后,阐述了目前电厂EOP向SAMG转换的机制,并提出了改进的意见。

加拿大颁布新的核电厂老化管理导则

【加拿大核安全委员会网站2014年3月19日报道】加拿大核安全委员会（CNSC）已颁布一份新的核电厂老化管理导则即《老化管理》（REGDOC-2.6.3）,以替代2011年6月颁布一份导则即《核电厂老化管理》（RD-334）。

压水堆严重事故管理入口标准研究

使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化。将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准。

核电厂智能化SAMG软件框架研究与应用

研发了一种核电厂智能化严重事故管理导则(SAMG)软件框架,描述了智能化SAMG软件系统在插拔式软件扩展架构方面和智能文档驱动方面的关键技术,并将该软件框架应用于方家山核电厂智能化严重事故管理导则系统。结果表明,该软件框架能够通过对SAMG数据资源和界面程序库的插拔式配置,快速实现核电厂SAMG智能化,并提供功能丰富的智能文档使用界面。