船用堆大破口失水事故放射性后果分析

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《压水堆核电厂安全》单元10：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故

■ 实验表明，在失水事故喷放阶段中，较长时间处于两相临界流动状态，其临界流速主要受上游工况变化控制，因而需要计算反应堆冷却剂流失过程及系统响应。
单元10：大破口失水事故
临界流对冷却剂丧失事故的影响：
■ 破口处的临界流量大小决定冷却剂丧失速率与系统卸压速率。而卸压速率是过程的主宰量。
■ 在冷却剂管道发生双端断裂时，两个破裂端口上游不同，一个是反应堆压力容器下降段，一个是主泵与蒸汽发生器。由于临界流量是破口上游工况决定，故两个破裂的端口临界流量不同。最终会影响回路中流动滞止点的位置，而滞止点位置强烈影响堆芯的冷却剂流量，从而影响到堆芯的冷却，破裂环路与完整环路之间流动特性与流量分配的不同使得堆芯流量的预测更加复杂化。
■ 喷放时形成的压力波及破口处的喷射力对回路内部构件、冷却剂管道、安全壳结构产生巨大的作用力，可能造成这些部件结构上的损坏。
单元10：大破口失水事故
力学效应
■ 当出现破口时，会形成一个降压波在一回路中传播，破口面积上的压力在每一段中下降一定数量，这样形成的压力波传到整个系统。
■ 在传播的过程中压力波逐渐衰减。但当破口出现在热端时，压降波则几乎没有衰减就传到压力容器。
压水堆核电厂安全
单元10：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
单元10：大破口失水事故
10.1 反应堆冷却剂丧失事故 1、定义：
冷却剂丧失事故是指：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故通常称为：失水事故（LOCA） LOCA： loss of coolant accident
（1）燃料元件包壳的温度不得超过 1204 摄氏度；（2）包壳与水蒸气作用所氧化的包壳壁厚不得超过原壁
厚的 17%；（3）同水或水蒸气发生反应的燃料元件包壳重量不超过

船用堆大破口失水叠加全船断电严重事故源项分析

张彦招，张帆，赵新文，郑映峰
（海军工程大学核能科学与工程系，湖北武汉４３００３３）
摘要：以某船用压水堆为研究对象，采用ＭＥＬＣＯＲ程序建立事故分析模型，研究大破口失水事故叠加
ｒｅｌｅａｓｅＳｆｒｏｍｔｈｅｃｏｒｅ，ａｎｄｔｈｅｍｏｓｔｏｆｉｎｅｒｔｇａｓｅｘｉｓｔｓｉｎｔｈｅｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ．Ａｂｏｕｔ
８３．Ｏ８９／６ｏｆＣｓＩｒｅｌｅａｓｅｆｒｏｍｔｈｅｃｏｒｅ，７２．６６ｏｆｗｈｉｃｈｉｓｄｅｔａｉｎｅｄｉｎｔｈｅｄｅｂｒｉｓａｎｄｔｈｅ
ＳｏｕｒｃｅＴｅｒｍＡｎａｌｙｓｉｓｉｎＳｅｖｅｒｅＡｃｃｉｄｅｎｔＩｎｄｕｃｅｄｂｙＬａｒｇｅＢｒｅａｋＬｏｓｓｏｆＣｏｏｌａｎｔＡｃｃｉｄｅｎｔＣｏｉｎｃｉｄｅｎｔＷｉｔｈＳｈｉｐＢｌａｃｋｏｕｔｆｏｒＳｈｉｐＲｅａｃｔｏｒ
ＣｓＩ从堆芯释放出来，其中，７２．６６滞留在堆坑熔融物到堆舱内，并主要溶解
于舱底水池中。本文分析结果可为舱室剂量评估、核应急管理提供依据。关键词：船用堆；大破口失水事故；裂变产物；源项

核电厂安全题库与答案

1、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提示7种）压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、2、压水堆核电站有什么优点？①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过矢③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少3、按照相矢规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？由燃料棒包壳构成的第由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的一道屏障、第三道屏障4、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？燃料芯块、带压金属合金包壳及相矢元件5'核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封）稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置）6、核反应堆第三道安全屏障由哪些部件构成？反应堆厂房或安全壳、构成安全壳延伸的某些管道、安全壳隔离系统管道、其他7、如何保证安全壳的完整性？可以通过改进安全系统以减轻施加在安全壳上的载荷，以及加强安全壳结构，使放射性物质的释放量减小到最低程度；加强其在设计、建造、运行和监督等环节的安全质量把尖工作8、核电厂一般设置哪几级防御？（5级）①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？核蒸汽供应系统①压水堆及一回路主系统和设备②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系③以上系统的控制、保护和检测系统核岛的其余组成部分①设备冷却水系统、生水系统、重要厂用水系统②放射性废物处理及硼回收系统③反应堆安全壳及安全壳喷淋系统④核燃料装换料及贮存系统⑤安全壳通风和过滤系统、核辅助厂房通风系统⑥柴油发电机组10、第四代先进反应堆系统有什么特点?①必须具有非常低的堆芯破损概率，堆芯熔化概率小于10A-6/ （堆* 年）②能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性③在事故条件下无厂外放射性物质的释放，不需场外应急，即无论核电厂发生什么事故，都不会对厂外公众造成损害④初始投资低于1000美元/kW⑤建设周期小于3年⑥电力生产成本每度电低于3美分，能够和其他电力生产方式竞争11、广义的核安全含义是什么，包含的内容有哪些？指涉及核材料及放射性核素相矢的安全问题，其主要包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电厂安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等议题12、狭义的核安全含义是什么，包含的内容有哪些，实施措施有哪些?在核电厂的设计、建造、运行和退役期间，为保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害所采取的技术和组织上的措施的综合。

核反应堆大破口失水事故分析

大破口失水事故（保守分析）1.保守分析中所定义的LBLOOA保守分析中定义的LBLOCA为冷管段双端断裂并完全错开，失去厂外电源工况。

其基本假设为：(1) 102%额定功率；(2) 取最大的功率不均匀因子FQ；(3) 轴向功率取截断余弦分布；(4) 燃耗取最大气隙，最大能量储存；(5) 由温度及空泡负反应性停堆；(6) 衰变热取1971ANS标准×1.2倍；(7) 锆水反应取Baker-Just关系式；(8) 考虑金属构件的能量储存；(9) 取Moody喷放关系式，喷放系数取0.6-1.0；(10) 对冷管段破口，全部ECCS在喷放阶段流出破口，破损环路全过程流出；(11) 在CHF之后，在整个Blowdown阶段不再认为是泡核沸腾；(12) 极限单一故障的选择，必须加以论证；(13) 安全壳压力取保守的低值，以加强喷放；(14) 在再淹没阶段，作主泵卡轴假设；(15) 上封头温度假设；64(16) 需考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应（按NUREG-0630）2.典型的事故过程极限工况：喷放系数0.6，最大安注流量。

（1）事件序列破口开始，失厂外电0.0s反应堆停堆0.5安注信号3.0安注箱开始注水15.1安注泵开始注水28.0喷放结束31.5再灌水结束44.8安注箱排空58.2堆芯顶部淹没~500（2）过程描述典型的LBLOCA分为喷放、再灌水、再淹没及长期冷却4 个阶段。

①堆功率变化由于大破口失水事故系统压力降低极快，大约在0.1s内，即65可降至冷却剂的饱和压力，从而生成大量蒸汽，空泡效应引入的负反应性，使反应堆自行停闭，停堆后剩余中子功率迅速减小，此后主要释放衰变热，衰变热功率不大，但持续时间极长。

②压力变化在最初极短的一段时间内为欠热喷放，压力迅速下降，进入饱和喷放阶段后，压力下降稍见缓慢。

在再灌水，再淹没阶段，注入的低温安注水，使堆芯的水蒸汽凝结，此后虽水位在上升，但系统压力仍缓慢下降。

船用堆小破口失水事故处置的影响因素分析

摘要：针对船用堆小破口失水事故处置复杂的特点，利用运行安全分析平台对事故进行了仿真研究，探讨了补水系统、危急冷却系统、二回路设备等对事故处置过程和后果的影响，为运行人员的处理和操作提供了参考，有助于失水事故应急处置规程的制定。关键词：失水事故；影响因素；船用堆；运行安全分析中图分类号：Ｔ３３Ｌ３文献标志码：Ａ文章编号：１０．９１（００Ｏ０２．６００６３２１）Ｓ一２７０
ＩｆｕｅｉｃｏｓｎａｙｅｎｌｎｃｎｇＦａｔｒＡｌｓｓｏｆａｉａｔｒＳｒｎｅＲｅｃｏＢＬＯＣＡｃｉｎｏｃｓｉＭＡｃｄｅｔＰｒｅｓｎｇ
ＸＩｉａＡＩＮＧＷｅ— ｎ，ＺＮＧｎ，ＣＥＹ —ｉｇＥＨａ— ｎ，ＣＩ，ＪＡｉｙＱｉｍｉＨＡＪＨＮｕｑｎｕ
１船用堆小破口失水事故
根据破口大小和物理现象的不同，Ｊ失水事
真软件模拟小破口失水事故过程，探讨其事故
处置规程。本工作从船体动力和反应堆安全出发，运用自动化建模工具集成的仿真平台，详细探讨船用堆小破口失水事故处置过程中人
故通常分为大破口、中小破口、汽腔小破口、蒸汽发生器（Ｇ）传热管破裂等，大、中、小Ｓ

事件树分析法在压水堆核电站失水事故中的研究

传热管中进行：
表破口失水事故
ＲＣＰＯ３ａＲＣＰ０３ａ
变量型变量型
环路一冷管段破口环路一冷管段破口
０．００５０．６
得足够冷却的条件下．冗余设备越少．堆芯损坏可能性越小。研究得出的结论对于核电站的安全性研究具有重要意义。
关键词事件树ＰｓＡＬＯＣＡ核电站
中图分类号：ＴＬ３６２．１
文献标识码：Ａ
文章编号：１６７２ — ９０６４（２０１３）０５ — ０２１ — ０３
水位回升．并使压力和水位高的相关信号报警．核电教学模
拟机给出的图像见图ｌ、图２
（３）反应堆紧急停闭的延迟时问，是稳压器压力降到低整定值的时间，再加上保护信号发出到控制棒组件下插的时
间：
３建立事件树
研究讨
％
事佴衬
莅压罐菝遛站失了ｋ事故巾曲珥宄
钮云龙刘义保王爱星魏强林
ｆ核技术应用教育部工程研究中心东华理工大学核工程与地球物理学院江西南昌３３００１３）
摘要主要对压水堆冷却系统环路冷管段破口事故进行研究，利用概率论安全评价法（ＰＳＡ）分析了大、小破口失水事故。
通过核电教学模拟机得出失水事故（ＬＯＣＡ）事件序列，绘制大、小ＬＯＣＡ事件树，推导出导致堆芯损毁的数学模型，通过模型找

基于抽样的敏感性分析方法在 LBLOCA 质能释放 PIRT评级中的应用

基于抽样的敏感性分析方法在 LBLOCA 质能释放 PIRT评级中的应用扈本学;王喆;王伟伟;王国栋;王章立;唐国锋;张今朝;杨萍;刘鑫【摘要】基于随机抽样的非参量敏感性统计分析方法是一种有效的敏感性分析方法，通过计算热工水力分析程序多个抽样输入参数与输出参数之间的相关系数来评价各输入参数对输出参数影响的重要程度。

通过耦合DAKOTA和WCOBRA／TRAC程序，开发了基于抽样的适用于非能动核电厂大破口失水事故质能释放的敏感性分析方法，该方法可全面定量评估各敏感性参数对计算结果的影响。

计算结果表明：堆芯初始功率、燃耗、衰变热、安注箱初始水温、初始水体积、安注箱管道阻力系数、堆芯补水箱初始水温、喷放系数及破口阻力系数对破口质能释放具有显著影响。

该分析结果可为大破口失水事故质能释放分析现象识别和重要度排序表评级提供定量依据。

%T he sampling based statistical sensitivity analysis is an effective sensitivity analysis method ,and the importance of input parameters of a thermal hydraulic analysis code could be evaluated by calculating the correlation coefficients of input parameters and output parameters .A sampling based sensitivity analysis method for LBLOCA mass and energy release of the large passive plant was developed ,by coupling DAKOTA and WCOBRA/TRAC codes .The calculated results show that the initial core power ,fuel burnup ,decay heat ,initial accumulator water temperature ,initial accumulator water volume ,accumulator pipe friction coefficient ,initial core makeup tank water tempera‐ture ,discharge coefficient and break resistance coefficient affect mass and energy release greatly .The results can provide quantitative support for evaluation ofLBLOCA mass and energy release analysis phenomena identification and ranking table .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)002【总页数】5页(P290-294)【关键词】大破口失水事故;质能释放;敏感性分析;现象识别和重要度排序表;统计法;偏相关系数【作者】扈本学;王喆;王伟伟;王国栋;王章立;唐国锋;张今朝;杨萍;刘鑫【作者单位】上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海200233;上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海200233;上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海200233;上海核工程研究设计院，上海 200233【正文语种】中文【中图分类】TL364对核电厂安全分析程序的开发而言，虽然核电厂中所有的热工水力现象均精确模拟是不现实的，但要求准确模拟在事故下所有的重要热工水力现象。

典型事故下船用堆燃料元件包壳破损份额及源项计算研究

包壳峰值温度，时找到包壳破损对应的临界功率因子；同然后运用堆芯物理粗网格节块程序结合高阶多项
式重构方法对所有组件进行精细功率重构，到组件内的相对功率分布；据堆内功率因子的分布，算得根计
（ＢＬＯＣＡ）ｈｓｅｎｃｒｉｄｏｔｙｈｒｄｏｃｉｅａａｙｉｏｔｒｏｐｅｗｉｈＬａｂｅａｒｅｕｂｔｅａｉａｔｖｎｌｓｓｓｆｗａｅｃｕｌｄｔ
ｒｌｐ／ｄ．ｎｏｅｐｙｉｓｍｏｅ．Ｆｒｔｈｅｋｃａｅｅａｕｅｏｈｒｔａｅａ５ｍｏ３２ａｄｃｒｈｓｃｄ１ｉｓ，ｔｅｐａｌｄｔｍｐｒｔｒｆｔｅｃｉｉｌｃ
典型事故下船用堆燃料元件包壳破损份额及源项计算研究
张帆，商学利，郑忠良，雷于
（军工程大学核能科学与工程系，北武汉４０３）海湖３０３
摘要：准确划分应急等级，为本文采用最佳估算模型，源项计算耦合热工水力分析、芯物理分析程序以堆对船用堆典型事故— — 大破口失水事故进行仿真，先根据ｒａ５ｍｏ３２序计算出事故后临界管元件首ｅｐ／ｄ．程ｌ
应的临界功率因子。堆芯累积放射性总量采用国际通用程序ＯＲＧＥ一ＩＮ２进行计算。由于事故后堆芯能够

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究

１ｗｅｅｕｍ．ｅ１ｗｅｅｄｏｆｒａｔｒｐｅｓｅｖｅｓ１ｆｉｅｔａａｌｉｅａｈｏｒｐｌｎＴｈｏｒｈａｅｃｏｒｓｕｒｓｅａｌｄａｎｅｒｙｔｍｎｄｔｅｃｌｅｒａｓｍｏｒｅｅｅｔｎｔｔｌｇｂｒａｎｐｉｒｏｐｄｉｇＬＢＬＯＣＡ．ｏｄｌｇｂｅｋｉｅｓｖｒｈａｈｅｈｏｅｅｋｉｒｍａｙｌｏｕｒｎＫｅｒ：ｌｒｅｋｌｓｆｃｌｎｃｉｅｔｅｅｅａｃｄｎｔｏｅｍｅｔｐｏｒｓｉｙｗｏｄｓａｇｅｂｒａｏｓｏｏｏａｔａｃｄｎ；ｓｖｒｃｉｅ；ｃｒｌｒｇｅｓｏｎ；
压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究
张龙飞，张大发，王少明
（军工程大学核能科学与工程系，北武汉海湖４０３）３０３
摘要：用机理性严重事故最佳估算程序ＳＤ／ＥＡ５ＭＯ３２以美国西屋公司Ｓｒ采ＣＡＰＲＬＰ／Ｄ．，ｕｒｙ核电站为参考对象，立了１典型的３环路压水堆核电站的严重事故分析模型，别对主回路冷段和热段发生建个分２ｍ大破口失水事故（ＢＯＣ）致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，水堆发生大破１５ｃＬＬＡ导压：３失水事故时，芯熔化进程较快，量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，应堆压力容器下封头失效较早，堆大反且主回路冷段破口比热段破口更为严重。

船用堆失水事故元件包壳破损温度阈值及气隙释放后果计算研究

ｇｉｖｅａｒｅｆｅｒｅｎｃｅｆｏｒｅｖａｌｕａｔｉｎｇｃａｂｉｎｄｏｓｅａｎｄｅｎｓｕｒｉｎｇｔｈｅｓａｆｅｔｙｆｏｒｏｐｅｒａｔｏｒｓ．
ＺＨＡＮＧＦａｎ，ＺＨＡＮＧＹａｎ — ｚｈａｏ，ＺＨＡＯＸｉｎ — ｗｅｎ，ＳＨＡＮＧＸｕｅ — ｌｉ（ＤｅｐａｒｔｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，ＮａｖａｌＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙｏｆＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，Ｗｕｈａｎ４３００３３，Ｃｈｉｎａ）
第４８卷第１期
２０１４年１月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ１．４８，ＮＯ．１
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
Ｊａｎ．２Ｏ１４
船用堆失水事故元件包壳破损温度阈值及气隙释放后果计算研究
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ａｉｍｉｎｇａｔｔｈｅｐａｒｔｉｃｕｌａｒｓａｆｅｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆｓｈｉｐｒｅａｃｔｏｒ，ｔｈｅｒｅｓｅａｒｃｈｏｎｆｕｅｌｃｌａｄｄｉｎｇｆａｉｌｕｒｅｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅｃｒｉｔｅｒｉａｆｏｒＬ０ＣＡｗａｓｃａｒｒｉｅｄｏｕｔ．Ｔｈｅｃｏｎｓｅｒｖａｔｉｖｅａｓｓｕｍｐｔｉｏｎｗａｓａｂａｎｄｏｎｅｄ，ｔｈｅｒｅａｓｏｎａｂｌｅｆｕｅｌｃｌａｄｄｉｎｇｆａｉｌｕｒｅｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅｃｒｉｔｅｒｉａｗａｓｇａｉｎｅｄｗｉｔｈｔｈｅｂｅｓｔｅｓｔｉｍａｔｅｍｏｄｅｌ，ａｎｄｔｈｅｆｒａｃｔｉｏｎｏｆｆａｉｌｕｒｅａｎｄｇａｐｒｅｌｅａｓｅｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅａｆｔｅｒｅｆｆｅｃｔｗｅｒｅｃａｌｃｕｌａｔｅｄｂｙＭＥＬＣＯＲｃｏｄｅ．Ｔｈｅｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｒｅｓｕｌｔｓｃａｎ

压水堆核电站大破口失水事故分析

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大破口失水事故过程中燃料包壳鼓胀爆破模拟

DOI：10.16660/ki.1674-098X.2005-9712-5110大破口失水事故过程中燃料包壳鼓胀爆破模拟韩智杰何晓军刁均辉季松涛(中国原子能科学研究院北京 102413)摘要：为了模拟大破口失水事故中包壳鼓胀爆破大变形过程，利用圆筒厚壳应力计算公式，结合包壳材料塑性应变曲线及“流动法则”，开发包壳大变形计算模块。

通过耦合燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC（Fuel Transient Performance Analysis Code），考虑了包壳变形对间隙传热及包壳温度的影响，完成事故工况下包壳鼓胀失效行为模拟。

采用燃料试验数据对程序计算结果进行验证，结果表明包壳鼓胀大变形计算模块能够较好地预测包壳变形及失效过程，计算结果合理可信。

关键词：包壳鼓胀失水事故燃料性能大变形中图分类号：TL364+.4 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2020)09(C)-0078-04 The Simulation of Cladding Ballooning and Burst During LBLOCAHAN Zhijie HE Xiaojun DIAO Junhui JI Songtao( China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China )Abstract:In order to simulate the cladding ballooning and burst during Loss of Coolant Accident, the cladding large deformation model is developed with the expression of local stress used for thick walled cylinder and the basic equation of plastic strain and Prandtl-Reuss f low rule for cladding material. By applying this model to FTPAC (Fuel Transient Performance Analysis Code), considering the effect of cladding geometry change on gap conductance and cladding temperature, the capability of simulating cladding deformation under accident condition is obtained. The verification by fuel test data shows that cladding large deformation model gives reasonable results for cladding ballooning and burst.Key Words: Cladding ballooning; LOCA; Fuel performance; Large deformation随着核能技术的发展，反应堆的安全性受到了公众的格外关注。

国内外放射性物品运输安全事故案例分析

建立完善的人员管理制度，包括定期考核、健康检查和辐射剂量监测等，确保人员符合相关要求。
完善设备设施和安全检测系统
确保运输容器和设备符合国际标准和规定，具备有效的辐射防护措施和安全装置。
建立完善的放射性物品安全检测系统，对运输过程进行实时监控，确保运输安全。
强化应急预案和演练
针对可能发生的各种紧急情况，制定详细的应急预案，包括事故报告、人员疏散、应急抢险等方面的内容。
03
事故原因分析
人为因素导致的事故
操作失误
01
工作人员对放射性物品运输的流程和规范不熟悉，导
致在操作过程中出现失误，引发事故。
管理不当
02 放射性物品运输过程中，管理部门对运输过程监督不
力，管理不当，导致事故发生。
责任心不强
03
工作人员在运输过程中缺乏对放射性物品安全运输的
责任心，忽视安全规定，导致事故发生。
识别了放射性物品运输过程中的主要风险因素，包括设备故障、人为错误、自然灾害等。
分析了事故发生的机理和演变过程，揭示了管理、监管制度等方面存在的问题。
提出了加强预防措施、提高应急响应能力的建议，为保障放射性物品运输安全提供了有益参考。
研究不足与展望
01
案例选取不够全面，未能涵盖各种类型和等级的放射
02
国内外放射性物品运输安全事故案例
国内放射性物品运输安全事故案例
2017年山东乳山放射源失踪事件
01
在运输过程中，放射源被盗，造成严重社会影响和辐射污染。
2016年广东佛山放射源泄露事件
02
由于管理不善，放射源泄漏，导致人员受伤和环境污染。
2015年四川绵阳放射源丢失事件
03
在运输过程中，放射源被盗，后被警方找回，避免了更大的危

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

船用堆大破口失水事故放射性后果分析王伟;陈力生;张帆;刘海鹏【摘要】Based on the severe accident analysis program MELCOR as computational tool ,computational model of the marine reactor was established in the paper .Both the source behavior and radioactive consequence were researched when the double‐ended rupture large‐break LOCA happened on the cold leg of a typical ship reactor . T herelease ,migration and reactor cabin distribution of the noble gas and CsI were analyzed , and the plunge criterion of ventilation system was researched .The results show that in order to assure the radiation dose of the cabin adjacent reactor cabin in the dose limits , the whole ship ventilation system should be plunged within 10 min after the accident . Otherwise ,the protective measure should be used before the whole body dose and thyroid dose reach the dose limits .%本文以严重事故分析程序M ELCOR为计算工具，建立了某型船用堆的计算模型，研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站大破口失水事故分析马胜超;银华强;何学东;李俊;孟颖超;杨星团;姜胜耀【摘要】压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容.本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险.计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升.通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)006【总页数】8页(P1036-1043)【关键词】压水堆;大破口失水事故;安全分析;RELAP5【作者】马胜超;银华强;何学东;李俊;孟颖超;杨星团;姜胜耀【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;中国核动力研究设计院核动力设计研究所,四川成都 610231;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084【正文语种】中文【中图分类】TL364.4失水事故(LOCA)是反应堆冷却剂系统压力边界破裂导致冷却剂流失，堆芯失去冷却的事故，严重威胁反应堆的安全。

小型压水堆小破口失水事故诱发的严重事故序列分析

小型压水堆小破口失水事故诱发的严重事故序列分析陈黎俊;赵新文;刘家磊【摘要】Lose of Coolant Accident(LOCA) is one of the main inducements of PWR(Pressurized Water Reactor) severe accident and it should be intensively protect against. Based on the method of combination of event tree and deterministic analysis, the severe accident sequence induced by a small LOCA was analyzed. Firstly, the uncertainty of the severe accident sequence after a small LOCA was found out, which was based on the event tree analysis. Secondly, based on the SCDAP-RELAP5 code, the response characteristic of the main latent parameter in different accident consequence was simulated. The accident consequence that can result in core melt was given out and the vulnerable spot of coping with small PWR severe accident was ascertained, which will provide a scientific base in making related prevention measures and improving the ability of deal with a severe accident.%小型压水堆冷却剂丧失事故(LOCA,Lose of Coolant Accident)是诱发反应堆堆芯熔化的主要初因之一,需要重点防范应对.为分析确定小破口失水事故诱发的严重事故序列,论文首先基于事件树分析方法研究小破口失水事故可能的响应序列,然后基于SCDAP-RELAP5程序模拟计算不同事故序列下系统主要特征参数的响应特征,确定导致堆芯熔化的事故序列,给出小型压水堆应对严重事故的薄弱环节,为后续有针对性地制定预防措施提供了科学依据.【期刊名称】《科技创新导报》【年(卷),期】2015(000)028【总页数】3页(P119-121)【关键词】小破口失水事故;严重事故;事件树;SCDAP-RELAP5【作者】陈黎俊;赵新文;刘家磊【作者单位】海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033;海装舰船技术保障部北京 100841;海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033;海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033【正文语种】中文【中图分类】TL364国内外的研究表明，可能导致核反应堆堆芯熔化的严重事故序列有100多种，要在设计中考虑到所有事故的缓解措施是不现实的，因此需要对严重事故进行分析、分类，并有针对性地给出事故缓解措施[1]。

大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用

大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用于爱民;苟军利;丁文杰;单建强;张斌;张博【摘要】在对大破口失水事故进程和物理现象进行深入剖析的基础上，确定了事故中对包壳峰值温度有重要影响的现象及对应的RELAP5／MOD3.3流动传热模型：临界热流密度模型、膜态沸腾传热模型和临界流模型。

通过文献调研获得了对应流动传热模型的实验数据。

将模型计算值和实验数据进行对比，对这3个模型的不确定性进行评价，并应用正交序列法得到模型不确定范围和概率分布。

最后将概率评价结果应用于LOFT LP‐02‐6大破口失水事故的不确定性分析中，分析结果表明，对RELAP5流动传热模型的概率评价合理。

%Based on the analysis of the process and the phenomena during a large break loss of coolant accident (LBLOCA) ,three models utilized in RELAP5/MOD3.3 (CHFmodel ,film boiling heat transfer model and critical flow model ) were identified to have a great impact on the peak claddingtemperature .Through the literature review ,the cor‐responding experiment data of these three models were obtained .Meanwhile ,based on the comparison between the experiment data and the calculation results of the models , the uncertainty ranges and probability distributions of these three models were obtained by applying the orthogonal series estimation method .The uncertainty analysis of LOFT LP‐02‐6 LBLOCA experiment by applying probability assessment results shows that the uncertainty ranges of the RELAP5 heat transfer models are reasonable .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(000)001【总页数】6页(P92-97)【关键词】大破口失水事故;不确定性范围;概率分布;正交序列法【作者】于爱民;苟军利;丁文杰;单建强;张斌;张博【作者单位】西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安710049【正文语种】中文【中图分类】TL331自1988年对10CFR50.46管理导则进行修订以来，大破口失水事故(LBLOCA)的分析计算广泛采用最佳估算加不确定性分析方法(BEPU)。

《反应堆安全分析》复习题资料

20０7年李吉根老师《反应堆安全》课的复习题资料1、核反应堆安全性特征(即安全考虑的出发点)。

答:a强放射性;b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水;e放射性废物的处理与贮存。

2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。

在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施,以保证工作人员、公众及环境免遭过量放射性风险。

确保在正常运行时核电厂及从系统释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平,并低于国际辐射防护委员会(ＩＣＲＰ)规定的限制;还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。

故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的;确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。

3、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。

答际屏障。

纵深防御:包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外应急设施五个层次。

分别为：1）高质量的设计、施工和运行,防止异常工况出现；2）停堆保护余热排出,防止异常工况发展为事故；3)专设安全设施，防止事故发展为严重事故;4)事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境;5)厂外应急计划与措施,限制危害和后果。

多层屏障:轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障,即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。

另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。

则、定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的原则、运行人员操作优化的设计。

4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。

答采用多个类似的系统并联或串联起来,以使某个系统失效时不影响电厂的运行。

出发点：高可靠性、单一故障准则的要求。

(公因)失效。

5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。

答：:反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。

【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。

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王伟，陈力生，张帆。，刘海鹏。
（１．海军潜艇学院动力系，山东青岛２６６０００；２．海军工程大学核能科学与工程系，湖北武汉４３００３３
３．海军驻４３１厂军事代表室，辽宁葫芦岛１２５０００）
中图分类号：ＴＬ３６４文献标志码：Ａ文章编号：１０００ — ６９３１（２０１５）０４ — ０６７４ — ０６
ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２０１５．４９．０４．０６７４
ａｎｄｔｈｅｐｌｕｎｇｅｃｒｉｔｅｒｉｏｎｏｆｖｅｎｔｉｌａｔｉｏｎ，ｓｙｓｔｅｍｗａｓｒｅｓｅａｒｃｈｅｄ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｉｎ
ｏｒｄｅｒｔｏａｓｓｕｒｅｔｈｅｒａｄｉａｔｉｏｎｄｏｓｅｏｆｔｈｅｃａｂｉｎａｄｊａｃｅｎｔｒｅａｃｔｏｒｃａｂｉｎｉｎｔｈｅｄｏｓｅＩｉｍｉｔｓ。
ｔｏｏｌ，ｃｏｍｐｕｔａｔｉｏｎａｌｍｏｄｅｌｏｆｔｈｅｍａｒｉｎｅｒｅａｃｔｏｒｗａｓｅｓｔａｂｌｉｓｈｅｄｉｎｔｈｅｐａｐｅｒ．Ｂｏｔｈｔｈｅ
ｓｏｕｒｃｅｂｅｈａｖｉｏｒａｎｄｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｃｏｎｓｅｑｕｅｎｃｅｗｅｒｅｒｅｓｅａｒｃｈｅｄｗｈｅｎｔｈｅｄｏｕｂｌｅ — ｅｎｄｅｄ
ｒｕｐｔｕｒｅｌａｒｇｅ — ｂｒｅａｋＬＯＣＡｈａｐｐｅｎｅｄｏｎｔｈｅｃｏｌｄｌｅｇｏｆａｔｙｐｉｃａｌｓｈｉｐｒｅａｃｔｏｒ．Ｔｈｅｒｅｌｅａｓｅ，ｍｉｇｒａｔｉｏｎａｎｄｒｅａｃｔｏｒｃａｂｉｎｄｉｓｔｒｉｂｕｔｉｏｎｏｆｔｈｅｎｏｂｌｅｇａｓａｎｄＣｓ１ｗｅｒｅａｎａｌｙｚｅｄ，
（１＿ＣｏｌｌｅｇｅｏｆＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，ＮａｖｙＳｕｂｍａｒｉｎｅＡｃａｄｅｍｙ，Ｑｉｎｇｄａｏ２６６０００，Ｃｈｉｎａ；
２．ＤｅｐａｒｔｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，ＮａｖａｌＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙｏｆＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，Ｗｕｈａｎ４３００３３，Ｃｈｉｎａ；３．ＭｉｌｉｔａｒｙＲｅｐｒｅｓｅｎｔａｔｉｖｅｏｆＮａｖｙ４３１Ｆａｃｔｏｒｙ，Ｈｕｌｕｄａｏ１２５０００，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：ＢａｓｅｄｏｎｔｈｅｓｅｖｅｒｅａｃｃｉｄｅｎｔａｎａｌｙｓｉｓｐｒｏｇｒａｍＭＥＬＣＯＲａｓｃｏｍｐｕｔａｔｉｏｎａｌ
摘要：本文以严重事故分析程序ＭＥＬＣＯＲ为计算工具，建立了某型船用堆的计算模型，研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体ｘｅ与挥发性气体ＣｓＩ的释放、迁移和舱室分布规律，并对通风系统投入时机进行研究。结果表明：为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内，应于事故发生后１０ｍｉｎ内投入全船通风。否则，应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。关键词：ＭＥＬＣＯＲ；船用堆；大破口失水事故；放射性后果
ＲａｄｉｏａｃｔｉｖｅＣｏｎｓｅｑｕｅｎｃｅＡｎａｌｙｓｉｓｏｎＬａｒｇｅ。ｂｒｅａｋＬＯＣＡｏｆＭａｒｉｎｅＲｅａｃｔｏｒ
ＷＡＮＧＷｅｉ，ＣＨＥＮＬｉ — ｓｈｅｎｇ。，ＺＨＡＮＧＦａｎ，ＬＩＵＨａｉ — ｐｅｎｇ。
第４９卷第４期
２０１５年４月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ１．４９，ＮＯ．
Ａｐｒ．２０１５
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
船用堆大破口失水事故放射性后果分析