整体平衡的核安全观和能动与非能动先进核电厂

现有核安全体系已经发展了七十年,但是正面临着诸如导致系统过度复杂这样的潜在挑战。深层次的原因涉及纵深防御概念、确定论安全分析和可靠性设计准则的固有局限,要求更多关注整体安全性和安全要素之间的平衡。基于系统论和系统工程思维,本文提出了整体平衡的核安全观作为现有核安全体系的修正,旨在通过平衡设计的手段提高核电厂的整体安全性,也就是寻求纵深防御层次之间的平衡、冗余性和多样性之间的平衡、确定论和概率论之间的平衡,投入和产出之间的平衡。整体平衡的核安全观指导了“华龙一号”的研发,形成了采用能动与非能动安全设施的最显著特征,本文结合“华龙一号”的实践对该特征进行了诠释。在传统核安全观念获得革命性理解的假设下,本文也对能动与非能动先进核电厂的未来创新进行了展望。整体平衡的核安全观和能动与非能动先进核电厂分别从理论和实践的角度,为解决核安全与成本效益之间的困境提供了潜在的解决方案。

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。

先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。

核电厂安全运行对策研究

以核电厂事故为例叙述了核电厂安全运行对策研究的重要性 ;介绍了代表新一代先进反应堆的非能动安全系统设计原则和针对人因差错应采取的管理和培训对策。

核电厂常规岛含油废水处理系统改进研究

遵循先进核电厂纵深防御、持续改进的基本原则,探讨常规岛含油废水处理系统改进方法,提出采用非能动部件的重力式含油废水处理系统,无污泥副产物,运行安全可靠,降低了潜在放射性污染的风险,保障环境安全。

AP1000核电厂压力容器保温绝热系统安装

文章从压力容器保温绝热系统(RVIS)的设计功用出发,详细阐述了该系统设计的功能要求、尺寸及形状要求、位置及接口要求、材料要求等,并以此为出发点介绍了压力容器保温绝热系统的构成及其关键要素。然后阐述其施工安装过程,并以其功用为基础论证了施工过程中的施工要点,再结合海阳1号核电站的工程实际、分析在安装过程中出现的问题、解决的途径并进行了问题的总结,为后续AP1000核电站压力容器保温施工提供指导。

德法联合开发的先进压水堆将于1998年开始建造

【《瑞士原子能协会通报》1992年第4期第10页报道】法马通和西门子公司在1989年组建的联合子公司——国际核动力公司(NPI)时,曾就共同研制和销售先进压水堆核电厂达成协议。在法国,法马通与法国电力公司合作,继续发展压水堆 N4,并使其成为 N4^+型;在德国。

纵深防御在"华龙一号"设计中的应用

纵深防御贯穿于核电厂整个寿期(设计、建造、运行和退役)的各个阶段,以保证核电厂所有活动均置于重叠措施的防御之下,当有一种防御措施失效时,它将由适当的措施探测、补偿或纠正.本文介绍了纵深防御的目标和分层,结合"华龙一号"的基本技术特征,采用最新提出的能动与非能动相结合的安全系统设计理念,对纵深防御在"华龙一号"中的应用进行分析.结果表明,"华龙一号"具有更高的安全性和经济性,满足最新的安全要求和国际上第三代核电的用户要求.