CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列
核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状
核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状 【摘要】对核电站严重事故下安全壳内氢气燃烧风险相关的火焰加速（FA）与爆燃-爆炸转变（DDT）的关键物理过程、经典分析模型、实验研究进展等进行了介绍。同时，对适用于大尺度空间的燃烧分析软件中存在的问题进行了讨论，对氢气风险研究具有一定参考意义。 【关键词】核电站；严重事故；火焰加速；爆燃-爆轰转变 【Abstract】This paper presents the state of art on Flame Acceleration（FA）and Deflagration Detonation Transit（DDT）researches relate to containment hydrogen combustion risk under nuclear power plant severe accident. Meanwhile，the remained problem in validation of combustion analyzing software is discussed. 【Key words】Nuclear power plant；Severe accident；FA；DDT 0 前言 核电站严重事故条件下，堆芯丧失有效冷却，堆芯余热使得核燃料元件锆包壳不断升温并与水蒸气反应，产生的大量氢气进入安全壳内与空气混合，当氢气浓度等因素满足一
定条件时，即使外界点火源能量较弱，被点燃的可燃混合气也能逐渐由缓慢的层流扩散燃烧逐渐发展为爆燃甚至爆轰，压力载荷可达初始压力的几倍甚至十几倍，这将直接威胁到安全壳的完整性。 三里岛事故（1979）之后，核工业界开始对氢气-空气-水蒸气混合物的燃烧行为开展研究[1]。对于大型干式安全壳，早期的安全分析表明安全壳设计可以承受爆燃（Deflagration）产生的压力冲击。同时，由于导致氢气混合气爆轰（Detonation）所需的能量较高[2]，而安全壳内不存在此类高能火源，因此不可能发生氢气直接爆炸。但在一定条件下氢气燃烧模式可由爆燃转变为爆轰（DDT）。与外点火源引起的爆炸相比，DDT 现象出现不需要点火源提供较高能量，因此更可能在安全壳内发生，但其发生受到混合物组成、几何条件等因素的影响，机理较为复杂，是90年代至今氢气燃烧研究的重点[3]。 本文由火焰加速（FA）及爆燃-爆炸转变（DDT）的基本现象及发展过程出发，介绍了其中涉及的重要的火焰不稳定机制以及经典爆震波理论，同时，对业界开展的大型氢气燃烧实验进行了梳理，并对目前湍流燃烧数值模拟及其在工程中的应用存在的困难进行了分析。 2 火焰加速和爆燃-爆轰转变现象 火焰加速（FA）和爆燃-爆炸转变（DDT）现象本质是
核电站安全性分析报告
核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X
2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。
关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its
核电大修计划管理
核电站大修项目计划管理的新方法 转载自：《项目管理技术》总第26期作者：大亚湾核电运营管理有限责任公司黄晓飞 摘要：本文简介了大亚湾核电运营管理有限责任公司（英文缩写DNMC）核电机组大修项目计划管理的特点，通过分析DNMC大修计划管理方法的演变，揭示核电站大修项目计划管理存在的问题，提出以企业级项目管理软件P3E/C为核心工具解决核电站大修项目计划管理存在问题的新方法。 关键词：核电站；大修；计划；P3E/C 一、 前言 核电机组在运转一个发电循环后，将停机用新燃料组件替换乏燃料组件。核电站运营管理单位均利用这一换料停机的时间窗口，进行大量设备的预防性维修、纠正性维修、在役检查、改造和定期试验，以改善和维持设备的运行特性，保证机组在下一发电循环的安全稳定运行。这就是核电机组的换料大修。 核电机组换料大修是一个巨大且极其复杂的的项目，对项目执行的安全、质量和工期均有很高的标准。DNMC百万级单台机组大修执行的工作票数量在5000-8000张之间，计划控制的活动数量在10000项左右，参与项目的人员（分属不同的承包商或业主）上千人。核电机组大修项目必须严格遵循运行技术规范的要求，系统和设备的停运、恢复，以及各项作业活动间的窗口和逻辑联系都有严格的限制条件。另外，百万级机组单机按目前上网电价每小时将有发电受益40-50万元人民币，故工期控制也非常重要。 由此可见，核电站大修项目对计划管理水平的要求很高。DNMC大修项目的实践表明，推进项目管理方法改进、强化计划功能、重视经验积累，对保证核电机组大修项目的安全和质量，缩短大修工期起决定性作用。 图一：大亚湾D1和D2两台机组的大修工期（D202为十年度大修，D209为非标准年度大修）
切尔诺贝利核电站爆炸事故分析
切尔诺贝利核电站爆炸事故分析 事故经过 1986年4月26日，切尔诺贝利核电站的4号反应堆发生爆炸，死16．7万人，损失120亿美元，是世界上最严重的核电站事故。 切尔诺贝利核电站建于基辅市以北130千米，4台机组，总装机400万千瓦，是原苏联最大核电站。1970年切尔诺贝利开始修建第一座核反应堆，但总工程师只有建设火电站的经验，整个设计由乌拉尔电力公司设计院进行。后来由莫斯科Zukh水电设计院接手该项目的设计，该设计院主要是水电设计。因为物质缺乏，几乎不太可能找到设计人员设计的某些特殊部件，因此设计者真好将就使用他们自己制造的部件。 1977年第一座反应堆投入运行，与原定计划推迟了两年。管理人员和操作工并不知道1 975年在列宁格勒与此相同的反应堆发生了熔化事故。对有关规定也进行了修改，因为它们对实际情况不适合，特别是经常移出比规定多的控制棒。操作工还发现当输出功率很低时反应堆极不稳定。 20世纪80年代初，另外两个反应堆投入运行。1982年第三座核反应堆活性区发生爆炸并将放射性物质释放到核电站区域，因为对这次事故保密，其他反应堆的操作人员并不知道此次事故的发生。这期间在整个前苏联的ЯBMK型反应堆还发生了几起类似的事故。1980年在Kursk发生的事故引起了原子能委员会的注意：因为停电导致无动力驱动控制棒和水泵，40秒后才启动备用电源，在此次事故中因：为冷却水的自然循环量较大才避免了严重破坏。 1983年末，估计切尔诺贝利4号反应堆关闭后透平机还能为反应堆水泵提供一定时间的应急电源，曾建议对该系统进行测试，但因为装置到1983年底前未获授权，因此对该系统的测试延期进行。在负责ЯBMK型反应堆的部长处还有其他的事故记录——设计的控制棒因为有裂纹当插入反应堆时引起输出功率剧烈波动，但在操作工的操作记录上没有记录。1984年3月27日，4号反应堆正式投入商业运行。 1985年报纸上出现了对核电站的批评，能源部命令总工程师替换易燃的遮蔽材料和电缆。但是因为无不易燃的材料供应，这项计划被搁置。高层管理人员的注意力集中在应付商业压力，而让总工程师负责装置的操作。 1986年4月，4号反应堆停车检修，并且安排了一系列的测试计划，包括应急电源延迟测试。但仍然不知道当透平的动量下降后是否能产生足够的电能驱动水泵达40秒。测试由装置的制造者进行，他们的测试计划与3号和4号反应堆的总工程师讨论了15分钟后即获同意，并没有征求安全检查员的意见，负责反应堆的总工程师也没有到场，正式的批准文件也没有征求核专家的意见。 13时反应堆的输出功率减为一半，两台发电机一台停车。14时对另一台发电机的测试准备就绪。为了避免被联锁，紧急反应堆活性区冷却系统断开。开始准备测试时，Kiev的电力调度员请求供电到23时。23时重新开始根据拟定的计划对透平机的作用进行测试。控制棒的自动控制系统被断开，输出功率降低，下降到30MW。到这一步就没有按照测试的标准规程进行(按标准规程应该放弃试验>，工程师就下一步如何进行没有形成统一的意见。继续移出控制棒，4月26日1时输出功率稳定在200MW，但这仍然低于推荐的最小功率水平，但是被认为可以继续进行测试。 1时过后，另一台冷却泵很快加入该系统，这就需要移出更多的控制棒。大量的水进入反应堆引起蒸汽压力降低。为了避免因为蒸汽压力低导致反应堆关闭，操作人员切断了联锁信号。1时22分，实验刚刚开始，计算机打印结果表明反应性只有最小保留值的一半。1时23分透平发电机的紧急调节阀门关闭，透平机无蒸汽，计算机显示反应器功率急剧上升，
日本核泄漏事件与我国核电事业发展
日本核泄漏事件与我国核电事业发展
日本核泄漏事件与我国核电事业发展 3月11号当地时间14点46分，日本宫城县发生世纪大地震，引发大规模海啸并造成重大损失，甚至导致福岛第一核电站发生爆炸造成核泄漏。这一事件，照成了国际性的轰动，并引起了我国参加两会的代表及高层们的重视，甚至在国民中也造成了很大的影响，一时间因心思不正的分子的扰乱性行为，而造成“盐慌”等等。当这些风暴渐渐开始平息下来，人们不禁产生了各种问题。如，此次日本核泄漏事件，是否会对我国产生不良反应？我国距离日本如此的近，是否会对我们的日常生活产生影响？核能真的值得人类发展利用吗？在核能的开发中是否存在着安全隐患？等质疑声此起彼伏。 那么，核能的开发是否值得？日本的核泄漏，又对我国产生了哪些影响？ 一直以来，很多人都认为核能是最安全同时最可靠的能源。但是，由于此次日本福岛第一核电站机组发生爆炸、导致放射性物质泄漏的事件让人不得不对核能的安全性产生了置疑。据了解，与常规能源相比，核能主要有三大优势——
核能的能量密度非常之大；核能是非常清洁的能源；核能具有较高的经济性。因此，伴随着我国能源的逐渐减少，也就决定了我国核能的开发是趋势所趋。 而在此次照成日本福岛第一核电站机组发生爆炸、导致放射性物质泄漏的主要原因，是由于核裂变产生核反应堆的“剩余发热”照成的。一般为了防止“剩余发热”的危害，对反应堆做了很多可靠的设计，从而大大降低了因“剩余发热”而照成的许多，如地震等问题。然而在此次发生的日本地震，其规模大大超过了预期，从而照成核泄漏事件的发生。而此次日本核泄漏事件不仅并未对我国照成很大的损失，反而为包括我国在内的世界各国敲醒了警钟，并促进了世界各国专家学者们对核能开发问题的重视及研究。 除此之外，此次日本核泄漏事件还推动了我国对核能开发的重视，并建立了相关法案。近日，在中国政法大学举行了首届原子能法论坛。而这一论坛的举行，也体现了我国核能相关法律建立的开端，这对我国具有极重要的意义。 因此，各种事实表明，此次的日本核泄漏事件，或多或少的震动了不少国民的内心，但，对
日本核电事故分析报告
日本福岛核电站核事故分析报告近几天因日本福岛核电站多个反应堆因地震而出现运转故障，导致部分放射性物质泄漏蔓延，对日本本土和周边国家形成了较大的影响，就此从时间历程和技术分析2个方面对上述事件进行分析。 一事件回顾 1.1 地震事件 日本最新发生的地震简要信息如下： ·时间：北京时间3月11日13时46分 ·地点：日本东北部宫城县以东太平洋海域 ·震级：里氏9.0级震源深度：10公里 ·余震：11-13日共发生168次5级以上余震 ·伤亡：截至3月17日，已造成5429人遇难9594人失踪 ·核电站事故：日本福岛第一核电站的6个机组当中，1号至4号均发生氢气爆炸。5、 6 号机组正在进行定期维修。 ·火山喷发：新燃岳火山13日下午喷发。 因日本的抗震技术非常发达，日本人民的抗震经验丰富，因此单就地震而言，对日本的损伤是有限的，最不济危害也局限在日本一国，对周边国家和地区没有太大的影响。目前主要的问题纠结在福岛核电站的核泄漏问题上面。 1.2 福岛核电站核泄漏事故 1.2.1 电站简介[1] 福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。福岛核电站是目前世界世界最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、福岛二站(daini)组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。 福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行，输出电功率净/毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行，输出总功率分别为784、784、784、784、1100兆瓦，负荷因子分别为52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福岛二站4台机组的输出电功率净/毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11
日本核泄漏事件对我国核电事业发展的影响
日本核泄漏事件对我国核电事业发展的影响 摘要：日本特大地震伴随海啸引发了福岛第一核电站爆炸及放射性物 质泄漏，触目惊心的核泄漏事件给我们敲响了警钟，给中国核电事业 的发展提出了警示。 关键词：核泄漏；自然灾害；核能立法；防护措施等。 3月11日下午，日本东部海域发生9级大地震，并伴随特大海啸，次日，福岛第一核电站发生了爆炸和放射性物质泄漏。这是自1986年4月26日苏联乌克兰共和国切尔诺贝利核能发电厂发生严重核泄漏以来，人类发生的最严重的核泄漏事故。虽然日本因地震发生的核泄漏事件 不会改变中国发展核电的决心和安排,但这次事件给中国核电事业的发展敲响了警钟。 首先，中国核电发展必须充分考虑环境变化等自然因素，核电站尽量 建在不易发生重大灾害的地区。此次日本核泄漏是由于特大地震伴随 海啸袭来仍而引发的，而近几年由于人类对环境的破坏，灾害丛生地 震频发。因此，中国核电建设的当务之急就是在设计的层面上充分考
虑发生地震的可能性，在抗震方面的设计应该做好最坏的打算。只有这样，才能确保不出问题。在当前东部率先发展的大趋势下，我国沿海地区的经济和人口密度急剧增大。各级政府必须高度重视海洋灾害可能造成的影响，切实提高沿海地区的灾害防御能力。 其次，中国核电设施应该做好严格的监测和维护,严格禁止这些设施出现超期服役现象，而且不管在怎样的紧急情况下，电站内都必须拥有稳定可靠的“多路”供电系统。据报道，泄漏的最主要原因是海啸超出了设想的水平，海啸引起的滔天洪水将柴油发电机房淹没，造成应急供电系统不能工作。并且福岛一期核电站原本设计寿命已经到期，但出于成本考量而继续运作，尽管在今年2月份的评估报告中，东京电力认为这种超期服役不存在风险，但由于其安全设计存在缺陷，最终导致了目前事态的恶化。中国目前有13座核电站正在运行，虽然已经有严格的监测和维护机制，但仌然马虎不得，尤其是一旦监测出问题，一定要及时处理，才能确保安全。 第三，我国在核安全和辐射安全方面存在法律空白,核能领域基本法原子能法立法一拖再拖,至今依然没有出台,中国核安全法律缺位 问题突出。在核安全形势严峻的背景下,我国必须高度重视和积极推进
解析核电设备管理对核电运行安全的影响
解析核电设备管理对核电运行安全的影响 发表时间：2019-10-16T15:16:38.760Z 来源：《电力设备》2019年第11期作者：俞践[导读] 摘要：核能事业的大力发展,促使核电站投资力度不断加大,站内拥有的核电设备也愈发复杂，更加先进。 （中国能源建设集团浙江火电建设有限公司浙江省杭州市 310016）摘要：核能事业的大力发展,促使核电站投资力度不断加大,站内拥有的核电设备也愈发复杂，更加先进。通过长期探索不难发现，核电站建设与核能利用不仅需要专业技术支撑,而且应确保核电设备稳步运行。只有挑选性能优良的核电设备，方可实现核电站的正常运行，推动核电事业的发展进程。 关键词：核电设备；管理；安全；影响 一、核电设备安全管理的重要性 由于核电运行具有一定的危险性，在实际的生产过程中对于核电设备的要求较高，为了保障核能发电的安全性，有关人员应当逐步提高核能发电安全管理的水平，以此才能提高核能发电的经济效益，凸显其环保特性。所以强化核电设备管理对于我国核电事业的发展具有重要的价值，近年来，科学技术的发展速度较快，提升核电设备的管理质量不仅是核电生产的要求，也是快速实现新能源开发与利用的有效切入点。现阶段，我国核电设备的发展逐渐趋于智能化、高效化发展，这就要求核电设备管理人员应当树立正确的观念，保障核电运行的安全性。实现核电设备的规范化管理，一方面应当确保核电设备的规范使用，按照使用标准利用设备，意识到核电设备管理的积极作用。另一方面，在实际的管理过程中，核电站应重视管理人员的专业知识水平及职业技能水平，通过核电设备的安全管理，为核电站的健康发展奠定良好的基础。在核电设备的运行维修环节，管理人员不仅要求具备相关专业技能，更应当具备较高的职业道德，实行定期维修与检查，不断提高设备运行的安全性。 二、核电设备管理对核电运行安全的影响 2.1管理制度方面 管理制度方面来看，由于核电站多数属于国家设施，设备管理上可能存在着安全意识不够强的问题，这对运行安全有一定的不良影响。 核电站的辐射问题以及泄露等严重事故，某种程度上说均和管理不力有一定关系，比如美国三里岛事故，1979年3月28号，其核反应堆发生堆芯失水熔化，放射性物质大量外泄，附近20万居民撤离，并举行大规模游行示威，导致美国核电事业发展一度受挫。事故发生的原因是二回路水泵出现故障，SG应急给水系统自动投入工作，但在此前的检修工作结束后未将应急给水系统的阀门恢复开启，导致二回路的给水依然处于断流状态，反应堆的温度和压力因此迅速升高，卸压阀在此情况下自动打开，反应堆中的汽水混合物外泄，但在压力下降后，卸压阀由于系统的故障而无法回座，堆芯冷却剂仍在外泄，压力迅速降至正常值之下，应急堆芯的冷却系统自动投入工作，操纵员在短时间内无法判断事故原因，未判明卸压阀没有回座，反而选择关闭应急堆芯冷却系统，停止向堆芯注水，最终导致堆芯温度急剧升高，在短短的120秒内造成了堆芯融化、放射性物质外泄的严重事故，结合三里岛事件的起因、过程，不难发现核电设备管理制度的重要性。 2.2设备质量方面 一般来说，核电所用原料，包括铀等，均有一定的放射性，设备质量是保持设备本身工作能力以及人员、生产安全的重要基础，主要包括防护装备质量、设备本身质量和安装质量三个方面。 防护装备质量指人员所装备的衣服、头盔等的防辐射能力，必须做到质量达标，目前虽然尚无由于装备不合格造成的事故，但也需重点管理。设备本身质量是指核电站所用设备，抗热、抗辐射等指标是否合格，仪表类设备在辐射条件下是否精准等。安装质量是指相关人员进行设备安装作业时是否规范，能否保证设备的正常工作等。福岛核电站事故是最近的一次核电事故，事故发生一定程度上是受地震影响，但如果在建设时充分考虑抗震性，对设备防泄露能力做进一步加强，依然可能降低事故影响，福岛事故也体现了核电设备管理对运行安全的影响。 三、核电设备管理举措 3.1重视风险管理 设备的常规建设与安全运行是其前进发展的必要条件，核电设备管理人员需重视核电设备建设，做好运行风险管理工作。风险管理具体指代在核电设备的基本建设与正常运行过程，要求管理人员科学剖析设备运行与使用，有效监控可能出现的故障。风险管理存在于核电设备安装以及使用的每一个过程。一个达标的核电企业，务必要具备健全的风险管理机制，系统掌控运行风险。在日常工作活动中，管理人员务必要仔细观察设备运行，科学编排工作技术，让核电设备可稳步运行。同时，管理人员应认真分析设备的情况，合理调整运行技术，达到高效生产。 核电设备风险管理除应对核电设备运行过程实施风险管理外，也应对管理工作的基本流程与设备保养实施风险管理，依据标准和规范开展，保障安全质量。在设备的日常维护过程，应合理采取新技术，既要达到安全维护，也应减小成本。 3.2科学设计 为实现核电站的稳步运行，科学设计尤为重要。在常规设计过程应遵守多样性原则，维护核电站的常规运行。在核电站的设计工作中，核电设备设计为重点内容，若想达成核电站的正常运行，则务必要科学设计。首先，做好设备配备，保证设备充足，准备一定的备用设备，一旦出现故障，可启用备用，以免影响发电工作。其次，应设计制作自动更换系统，待设备出现故障时，便可自动调节至备用设备中，让设备正常运行，并节省时间，通常不会对工作产生任何不良影响。最后，做好有效停堆的设置，待设备或反应堆发生故障问题时，可通过快速停堆装置全面调控核反应，让反应马上停止。同时，核电设计还应思量许多其他问题，应打造安全设备，防范故障事故，当出现故障时能够在第一时间发现，并及时处理。 3.3保障安装质量 核电事业的大力和高速发展，促使核电设备不断朝现代化与高效化前进发展。而安装质量是实现核电设备正常运行的重要保障，只有设备安全运行，方可实现核电站的可持续发展。核电站不建议片面强调核电设备数量、拓展核电站的规模，也应严格要求设备质量，让核电设备正常运行，进而实现核电站的全面发展。在核电设备质量方面，应严格控制，认真检查，系统维修，切实保障运行安全。 3.4合理预判设备故障
第三章 核电厂事故分析基本知识
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
核能的发展与应用
核能的发展与应用 摘要:核电是一种清洁、安全、技术成熟、供应能力强、能大规模应用的发电方式，目前，我国核电已由起步进入发展阶段，具有自主设计建造第一代核电的能力，我国已做出积极推进核电发展的重大决定，加快我国核电建设，提高核电在电力供给中的比重，这将有助于缓解电力增民与交通运输的矛盾，核能利用的发展前景将越来越广阔。 关键词：核能利用、前景、核能发展、核电 核电是安全、清洁、经济的能源。发展核电对推进我国能源多元化，提高能源的安全性，合理开发利用能源，促进可持续发展，扮演着越来越重要的角色。人类的进步离不开能源，新能源开发是我们走出困境的必由之路，目前进行试探性利用的新能源主要是太阳能、地热能、风能、海洋能、生物质能和核聚变能等。现阶段，国际上发展较快的是运用核能发电，在法国，核能发电量占整个国民用电量的78%是世界上核能发电量比重最大的国家，我国的核能发电量仅占2%，随着国家经济的发展需要，我国正在大力发展核电事业。核电是供应能力强、能大规模应用的发电方式；加快我国核电建设，提高核电在电力供给中的比重，有助于缓解电力增长与交通运输、环境保护的矛盾；发展核电对带动高科技产业和装备制造业的发展，促进经济增长，调整能源结构，保障能源安全，实施可持续发展战略，都有重要意义。 核能是由小小的原子核发生某种变化而释放出来的。较轻的原子核融合成一个新核或重核分裂成其它新核都将释放出能量，我们分别称之为核聚变和核裂变，目前人类能加以控制的是核裂变，我们的核电站都是利用核裂变进行发电的。核能发电利用铀燃料进行核分裂连锁反应所产生的热，将水加热成高温高压，核反应所放出的热量较燃烧化石燃料所放出的能量要高很多（相差约百万倍）。核裂变，又称核分裂，是指由较重的原子，主要是指铀或钚，分裂成较轻的（原子
三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用-华南理工大学
附件4： 2018年度广东省科学技术奖公示表 项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用 主要完成单位中山大学 中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学 主要完成人（职称、完成单位、工作单位）1. 陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 2. 张小英（教授、中山大学、中山大学） 3. 展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 4. 刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 5. 杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 6. 张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 7. 梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 8. 李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学） 9. 王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 10. 王彪（教授、中山大学、中山大学） 11．林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15．段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 项目简介 项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序；形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。主要技术创新包括： 1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。 2.建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5
发展核电对中国能源具有战略意义
发展核电对中国能源具有战略意义ＴｈｅｎｕＣＩｅａｒｅｌｅＣｔｒｉＣｉｔ、，ｆｕｔＵｒｅｉｎｔｈｅｅｎｅｒｇＶａｎｄｄｅｍａｎｄＩｎｅｎＵＣＩｅａｒｅｌｅＣｔｎＣＩＷｆＵｔＵｒｅｌｎｔｎｅｅｎｅｒｇｙＳＵｐｐｌｙａｎａａｅｍａｎａｂａｌａｎＣｅｗｉ¨ｈＯｌｄｔｈｅｉｍｐＯｒｔａｎｔＳｔａｔｕＳｉｎＯＵｒＣＯｕｎｔｒｙ 电装机容量需要从现在的４００Ｇｗｅ提高到２０２０年的９６０Ｇｗｅ左 右，需要新增加５６０Ｇｗｅ。 积极发展核电具有战略意义 我国目前的电力供应中煤电占７４菇，水电占２４篙，核电 仅占１．６％。考虑到我国能源结构的历史与现实状况，２０２０ 年之前我国能源供应仍将无法摆脱以煤炭为主的格局，即 在新增加５６０Ｇｗｅ中将有一半以上仍依赖于煤电，２０２０年水 电装机容量即使新增１６０Ｇｗｅ左右，电力需求仍存在较大缺 口，这个缺口将主要由核电来填补，即２０２０年我国核电装 机容量应达到４０００万ｋｗ左右（届时约占全国总装机容量的我国未来能源供应面临三大挑战４％）ｏ 党的十六大提出了全面建设小康社会和到２０２０年ＧＤＰ国家发展和改革委员会能源研究所所长周大地认为，产值比２０００年翻两番的战略目标。按照这个目标进行我国解决令中国经济尴尬的能源供需问题，积极发展核电具有未来的能源需求预测，结果表明到２０１０年一次能源需求总战略意义。核电发展速度可以进一步加快，核电市场为核量将达到２０．４亿吨标准煤，２０２０达到３０．４亿吨标准煤。这电发展提供了机会。要两条腿走路，加快核电发展，进一样的预测结果要求在２００卜２０１０年期间年均节能率必须达步开放核电市场。加快核电商业化步伐，沿海地区可以考到２．２％，２０ｌｏ一２０２０年期间必须达到３％。虑以核为主的电力发展路线，要开拓国际能源合作的新途到２０１０年，我国对煤炭的需求达到１５．６６亿吨，２０２０径。国际能源安全架构需求不断改进。 年达到１７．９７亿吨，这个预测结果是建立在我国未来的优质据专家估计，到本世纪中叶，如果我国核能发电比例能源都能以较快速度发展的基础上。如到２０２０年要求石要达到现在的世界平均水平（１６％），总装机容量将为油、天然气的供应量分别达到６．３７亿吨与１２５４亿立方米。１５０。ｏ一２４∞ｏ万ｋｗ。偌大的核电市场需求是我国核能工业经测算，如果优质能源在未来需求总量中每降低１个生存和发展的依据，同时也对我国核能工业的全面、协百分点，增加的煤炭需求为４２５８万吨。调、可持续发展提出了更高的要求。 通过上述分析表明，中国未来能源供应面临三大挑２００５年１２月，国务院总理温家宝近日在人民大会堂接战，首先是能源供需矛盾极为尖锐。再者，以煤炭为主的受法国（（费加罗报》副总编鲁斯兰和该报驻京分社社长米能源结构不合理，大量燃煤造成严重环境污染，能源替代伟文采访时表示，到２０２０年，中国的核电总装机容量将达的任务很重。此外，在替代能源中，核电与可再生能源担到４０００万千瓦，那时在建的还有１８００万千瓦。与此同时，负的任务很重，希望能有一个大的发展。中国的核电技术正在从第二代向第三代升级，为此，中国按照规划，如果满足上述经济翻两番的目标，我国发核电在发展过程中还需要加强对外核电合作。臣殛圈 万方数据
核电厂运行风险管理
核电厂运行风险管理 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理
根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求，界定出不同机组状态必须可用的系统和设备，对每一状态都制定了静态检查点试验规程，对状态变化则制定了动态检查点试验规程。静态检查点试验是对机组停留在某一标准状态时所进行相关的试验，要求操纵员每班(8 h)实施1次，以便通过试验及时发现人因或设备的偏差；动态检查点则是为了确保反应堆状态转变时，安全相关系统和设备满足技术规范的要求。无论是静态检查点还是动态检查点，都是从保障核安全的3大功能来考虑的，控制点的释放必须由安全评价会议或当班安全工程师批准。 在机组换料大修期间，通过实行运行主隔离管理，将机组系统或设备停运、复役和隔离活动用同一主隔离文件反映。即用运行规程控制机组状态，用隔离计划管理系统的隔离与复役，使主控室操纵员在控制机组状态的同时控制系统的主隔离活动。因全部运行活动控制归一，从而杜绝了隔离经理与主控室操纵员信息不一致而可能导致的人因失效。 1.2 风险指引型的核安全监督 大亚湾核电厂安全工程师岗位的设置源于法国核电厂的实践。安全工程师独立于运行值而对机组安全状态实施监督和控制，其职责是
核电汽轮机介绍-考试答案-82分
核电汽轮机介绍 1. 由上海电气供货的我国首台出口325MW 核电汽轮机用于哪个哪个国家？ （ 3.0 分） A. 印度 B. 土耳其 C. 巴基斯坦 2. 上海电气百万等级核电机组26 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（ 3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： B √答对 3. 上海电气百万等级核电机组适用于AP1000 的高压缸模块型号为？（ 3.0 分） A. IDN70 B. IDN80 C.IDN90 我的答 B √答对 4. 上海电气百万等级核电汽轮机组转速？（ 3.0 分）
A. 1500RPM B. 3000RPM C.3600RPM 我的答 A √答对 5. 上海电气百万等级核电机组20 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： A √答对 6. 上海电气的山东石岛湾200MW 项目是什么堆型？（3.0 分） A. M310 B. 华龙一号 C. 高温气冷堆 我的答案： C √答对 7. 上海电气出口巴基斯坦的300MW 等级核电汽轮机共有几台？（ 3.0 分） A. 2 台 B. 3 台 C. 4 台 我的答案： C √答对 8. 至2018 年 6 月，上海电气已投运核电汽轮机多少台？（ 3.0 分）
A. 10 台 B. 11 台 C. 12 台我的答案： C √答对 9. 上海电气百万等级核电机组30 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： C √答对 10. 上海电气百万等级核电汽轮机高压缸模块运输方式为?（3.0 分） A. 整缸发运 B. 散件发运 C. 其他 我的答案： A √答对 1. 以下哪些为高温气冷堆堆核电汽轮机特点？（ 4.0 分）） A. 进汽参数高 B. 无MSR C.低压缸加强除湿 我的答ABC √答对 2. 以下哪项说法是错误的？（ 4.0 分）） A. 2008 年上海电气获得阳江和防城港CPR1000 核电汽轮机订单 6 台
美国三哩岛核电站事故分析与对策
美国三哩岛核电站事故分析与对策 39055207 马喆前言 美国三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是压水堆型核电站发生的一次最大事故。1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三哩岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。 三哩岛核电站
事故描述与分析 事故经过简介 1979年3月28日，美国都市爱迪生公司设在宾夕法尼亚州哈里斯堡城附近的三哩岛核电站二号动力堆发生了一次严重事故。事故是由一系列设备故障和操作失误引起的。当天凌晨4时，反应堆二回路（即用来产生蒸汽推动汽轮机的回路）给水泵发生故障，使蒸汽发生器中的供水量和蒸汽产生量迅速降低，热量带不走。本应立即投入备用供水系统，但两周前被操作人员违反操作规程给关闭了。于是，造成一回路（它将反应堆中的热量带出来在热交换器中传给二回路产生蒸汽）水的温度和压力升高。这时，一回路中的安全装置——减压安全阀自动开启，把一回路中的高压高温水向排放箱排除，以降低堆内压力保证安全。在正常情况下，当堆内压力下降到正常值时，安全阀会自动关闭，但这次安全阀又恰好失灵，未能关闭，使大量水和中蒸汽不断排出，排放箱容纳不了，从而排放到反应堆大厅里（它在一个巨大的安全壳内）。这时，反应堆已自动停堆，堆芯自动冷却系统自动向堆内注水，以控制堆芯还在大量释放的热量。如果到此结束，尚不能形成放射性外溢的重大事故，但操作人员又进行了一次误操作，两次关闭紧急冷却系统共十五分钟，使堆内温度急剧上升，造成部分核燃料元件（内装二氧化铀，外有金属锆的包壳）损坏，从而造成了两个严重后果：第一，由于燃料元件破损，使大量放射性物质进入一回路的水中，通过未闭合的安全阀进入反应堆大厅，通过辅助设备排入周围大气。次日，在电站外3.2公里处测得放射性最大剂量为核工业人员允许剂量的十九倍，这一数值随时间而减弱。第二，由于堆芯温度过高，元件的包壳材料锆可能与冷却水发生化学反应产生大量氢，聚在堆和大厅的顶部。氢与氧混合在一起，随时可能发生爆炸，这将是灾难性的事故（后来业已证明氧不可能发生）。因此，美国政府极为重视，采取了各种可能的措施来防止发生爆炸，并做了在最坏的情况下撤退居民的准备。但最后控制了态势，没有发生爆炸，也没有人员的伤亡。 造成事故发生的要点 1、蒸汽发生器给水系统出现故障； 2、反应堆冷却剂系统压力升高，稳压器卸压阀开启，反应堆停堆；稳压器卸压阀开启后未 能关闭，反应堆冷却剂系统泄露； 3、操作人员将稳压器卸压阀“（要求）开”指示灯误理解为稳压器卸压阀已关闭；
核电厂小破口事故分析
3.3 小破口冷却剂丧失事故 压水堆核电厂小破口失水事故( SBLOCA )是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。 3.3.1 环路自然循环维持阶段 在此阶段，由于环路存在自然循环，堆芯的释能及时经蒸汽发生器排出，一回路压降较快，蒸汽发生器在此阶段起着重要热阱作用。该阶段的压力容器水位下降主要由破口冷却剂欠热排放所致。 3.3.2 环路水封存在阶段 在此阶段，由于环路自然循环终止及环路水封的出现，蒸汽发生器排热手受阻，堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内的冷却剂从破口排放出。由于这两种方式排热率较低，不足以及时排去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室积累迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及包壳升温。该阶段是事故的主要阶段，一回路处于准稳压状态，堆芯出现裸露，燃料包壳急剧升温。该阶段中，蒸汽发生器二次侧热阱仍然起着重要作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故后果。 3.3.3 环路水封清除阶段 在此阶段，由于环路水封清除，积累在上腔室的蒸汽可经环路从破口喷出，上腔室压力降低，压力再平衡迫使下降段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却，该阶段堆芯衰变热主要靠堆芯冷却剂蒸发并从破口的排放而带出。由于蒸汽热排率高，堆芯衰变能及时从破口排出，一回路压力恢复。由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在，冷却剂装量没有明显回升，堆芯再次裸露的可能性仍存在。 3.3.4 长期堆芯冷却阶段 在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂装量明显回升，堆芯水位也整体回升。安注箱排空后，抵压安注系统将投入注水并切换成再循环工况，实现长期堆芯冷却。