PSA study of the effect of extreme snowfall on a floating nuclear power plant:case study in the Bohai Sea

This study presents a probabilistic safety analysis(PSA)method for the external event of extreme snowfall on a floating nuclear power plant(FNPP)deployed in the Bohai Sea.We utilized the Weibull and Gumbel extreme value distributions to fit the collected meteorological data and obtained a hazard curve for the event of an extreme snowfall where the FNPP is located,providing a basis for the frequency of extreme snowfall-initiating events.Our analysis indicates that extreme snowfall primarily affects the ventilation openings of the equipment,leading to the failure of devices such as the diesel generators.Additionally,extreme snowfall can result in a loss of off-site power(LOOP).Therefore,the developed extreme snowfall PSA model is mainly based on the LOOP event tree,considering responses such as snowfall removal by personnel.Our calculations indicate a core damage frequency(CDF)of 1.13×10^(-10) owing to extreme snowfall,which is relatively low.The results of the cut-set analysis indicate that valve failures in the core makeup tank(CMT),passive residual heat removal system(PRS),and in-containment refueling water storage tank(IRWST)significantly contribute to the CDF.

船体式浮动核电站牵引技术

文章根据海洋油田平台经验,结合国际核动力商船的相关规定以及我国核安全相关法规的要求,对这类船体式浮动核电站FNPP的牵引程序进行了探讨,包括FNPP拖航证办理、牵引出港、引水、海上牵引、气象保障,以及拖航过程中的指挥小组,被拖对象FNPP、主辅牵引船等,详细论述了各方的职责和任务,针对FNPP牵引的实际工程施工、项目组织等具有较强的参考价值。

浮动核电站载体平台安全性设计初探

海上浮动核电站具有独特的优势,具有广阔的应用前景。作为核电站载体平台对充分发挥浮动核电站的优势,确保浮动核电站核安全具有重要作用。文章分析浮动核电站的优势及技术难点,并从浮动核电站外部事件、安全评价方法、核电站基本要求、平台选型及载体平台结构、总体安全设计等方面,对浮动核电站载体平台安全设计进行探讨分析,为浮动核电站载体平台安全设计提供技术参考。

贝叶斯方法在浮动式核电站事故风险因素分析中的适用性研究

为探讨贝叶斯方法在浮动式核电站事故风险分析中的适用性,通过相关调研、文献资料、数据统计等,总结浮动式核电站事故风险因素分析的特点,即有限的空间布置,搭载平台与环境的特殊性,多态、动态与不确定性。结合以上分析,提出静态、动态、结合FMEA及灰色状态下的4种贝叶斯方法。得出贝叶斯方法在浮动式核电站风险因素分析过程中更加直观且具有连续性,既适用于定性分析也适用于定量分析。

海洋环境条件下浮动堆安全壳设计

[目的]浮动堆经过在军用舰船上几十年的发展和运行经验积累,反应堆的安全性得到了很大提高,在民用领域的推广应用逐渐被认可,目前亟需解决反应堆装船的适配性问题。安全壳是浮动堆与船体结合的接口,是反应堆装船的船体舱室,其设计不仅要适应船舶的海洋环境条件,还要满足反应堆运行的核安全要求。[方法]首先,从浮动堆安全壳的适应性要求出发,分析安全壳压力与船舶主尺度和重量之间的主要矛盾关系,提出一种浮动堆安全壳分析设计流程。然后,参考陆上核电站和核动力舰船安全壳的特点,以及国外核动力船舶和民用核设施设计规范要求,从安全壳构型与压力控制维度的角度出发,提出一种方形双层抑压安全壳方案。[结果]对安全壳压力特性以及结构强度的分析显示,在设计基准事故工况下,安全壳结构安全,重量和空间指标可控,安全壳的船堆适配性较好。[结论]参考工程经验表明,基于该方案的浮动堆总体指标较好,可为工程人员设计提供参考。

福清核电商运后邻近海域锶-90放射性水平的调查与分析

采用二-(2-乙基已基)磷酸萃取技术中锶-90的快速测量法,对2017年~2019年福清核电商运后邻近海域的海水、海洋沉积物(底泥)以及水生生物样品中的锶-90放射性水平进行连续调查与分析。结果表明,福清核电商运后邻近海域锶-90放射性水平未发现异常,与对照点以及运行前本底值相比没有增高趋势,均处于本底水平。

基于ANN-MCS的浮动核电站船舶碰撞危险性分析

为分析船舶碰撞对浮动核电站的危险性,提出计算相关船只撞击核电站的年频率,使用人工神经网络(ANN)和蒙特卡洛模拟(MCS)相结合的方法,得到碰撞损伤指标的概率密度分布,综合年碰撞频率和概率密度分布计算浮动核电站的直接堆芯损坏年频率和最大加速度超越频率曲线。以“罗蒙诺索夫院士”号为对象,使用该方法分析船舶碰撞的危险性。守护船和补给船的年碰撞频率分别为1.63×10^(-3),2.12×10^(-3);由船舶撞击直接导致“罗蒙诺索夫院士”号堆芯损坏的年频率为7.636×10^(-21),且得到了碰撞时最大加速度的危险性曲线。

浮动核电站堆舱舷侧与底部辐射分区研究

浮动核电站是驻泊在海上的核动力电厂,主要辐射源集中在堆舱区域。堆舱内部是包容反应堆及一回路系统等辐射源的船舶舱室,堆舱外包括舷侧和船底两大区域。堆舱内部的辐射分区与陆上核电站相似,而堆舱外区域则需要重新考虑,导致在浮动核电站在辐射分区标准选择方面,堆舱内可参考陆上核电站设计方法,但堆舱外区域则缺乏参考标准。本文给出了浮动核电站辐射分区的总体特征,重点研究了影响浮动核电站堆舱外区域辐射分区的制约因素,给出了堆舱舷侧与底部分区设计的解决方案,兼顾了辐射安全、较高辐射区管理成本和经济成本要求,可供工程人员设计参考。

一种船体式海上核动力平台系泊方式的力学计算分析研究

针对一种船舶式浮动核电站,采用多点锚链固定方法,在风、浪、流、浮冰等外界各类作用力的影响下和某海域百年一遇和两百年一遇的海况下,计算分析了该浮动平台的受力情况,得到锚链在最恶劣的海况叠加条件下不会断裂,锚链承受的最大张力和最大偏移符合要求,安全系数没有超过最大限值。结果表明,采用多点锚链固定,可以满足浮动核电站的运行要求。