中国先进研究堆事故源项分析

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国内事故树分析法的事故应用研究综述

未来展望：随着科技的不断进步和应用需求的不断提高，国内事故树分析法将继续不断创新和完善，为事故预防和安全管理提供更加科学、有效的解决方案。
创新点：国内事故树分析法在应用研究方面取得了突破性进展，为事故预防和安全管理提供了新的思路和方法。
代表性成果：成功应用于多个领域的事故预防和安全管理，取得了显著的效果和效益。
国内事故树分析法在各领域的应用研究
04
化工领域
单击添加标题
交通运输领域：国内事故树分析法在交通运输领域的应用研究主要集中在道路交通安全方面，通过对道路交通事故进行原因分析，建立事故树模型，找出导致事故发生的根本原因，提出相应的安全措施，提高道路交通的安全水平。
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建筑领域：国内事故树分析法在建筑领域的应用研究主要集中在高层建筑的结构安全方面，通过对高层建筑的结构设计进行安全性评估，建立事故树模型，预测建筑结构可能出现的风险，提出相应的加固措施，提高高层建筑的结构安全性。
典型案例介绍
案例分析：该案例详细分析了事故树分析法的应用过程，包括事故树的建立、定性分析、定量分析以及相应的安全措施的制定和实施。
案例结论：该案例证明了事故树分析法在化工企业的事故预防和控制中具有重要的作用，能够有效地减少事故的发生，提高企业的安全生产水平。
案例名称：某化工企业事故分析
案例介：该案例介绍了某化工企业如何利用事故树分析法对生产过程中的事故进行分析，识别出事故的根源，并采取相应的措施进行预防和控制。
事故树分析法具有较好的可操作性和可重复性，可以广泛应用于各种行业和领域。
事故树分析法能够提供定量的风险评估结果，有助于企业和政府做出更加科学和合理的决策。
缺点
难以考虑所有可能的事故场景和因素
建模过程复杂，需要专业知识和经验

中国先进研究堆(CARR)抗震Ⅱ类管道系统应力分析与评定研究

中国先进研究堆（CARR）抗震Ⅱ类管道系统应力分析与评定研究中国先进研究堆(CARR)是一座轻水冷却和慢化，重水反射的池式反中子阱型研究堆，也是一座面向21世纪科技发展需要的多用途高性能研究堆，其主要性能指标接近或达到了当前世界研究堆的先进技术水平。

CARR二次水系统(SCS)的功能是将反应堆冷却剂系统及其它系统在正常运行或预期事件中所传递过来的热量传输到最终大气热阱，SCS担负着保证系统设备在各工况下都能得到有效冷却的任务。

本课题首先进行了SCS的应力分析与评定，完成了力学分析任务，可供工程使用；然后根据国内外相关领域的研究现状及发展趋势，围绕二次水系统，主要进行了规范应用分析和抗震分析(包括解耦分析、阻尼比与频率的关系分析、楼层谱分析及刚性截断频率分析)等工作，最终得出了研究结论及建议。

(1)SCS应力分析与评定。

针对SCS系统(包括进厂系统和出厂系统两部分)管道及支架的初始布置对其进行了应力计算，其接管载荷都超过了允许值、部分节点应力也不满足规范要求，采取一系列措施降低了接管载荷和节点应力。

进厂系统：进厂管系刚性较大，热胀推力过大是导致接管载荷超值的主要原因。

利用热膨胀沿管道轴向累积传递的特点，在管道上添加方向约束，大大限制了热膨胀向设备的传递以减轻管端推力。

出厂系统：出厂管系柔性较大，地震载荷在接管载荷的构成中占的比重很大，在管道中添加固定支架，以提高刚度增强抗震能力，从而降低接管载荷。

但是管道节点的热应力也随之增大，阻尼器既能抗震又不导致热应力升高，但费用非常昂贵，通过支吊架调整来降低节点应力具有很大的经济意义。

具体调整方法是选择合理的支吊架类型和约束方向、确定支吊架适当的安装位置和合适的刚度系数，在不使用阻尼器的情况下，使系统节点应力满足了规范的要求，从而降低了经济成本。

支吊架的调整是一个复杂繁琐的反复过程，系统的应力水平、运行的安全可靠性能及经济成本的高低等，都与支吊架的设置密切相关。

中国先进研究堆(CARR)-中国原子能科学研究院

中国先进研究堆（CARR）CARR工程2006年度进展赵铁军2006年CARR工程各项工作取得显著进展，土建工程总体完成，安装工作量完成大半，最终安全分析报告等重要文件编报送审，主泵、燃料元件等主要设备加工完成，调试文件正在准备。

本年度土建安装同时开展。

运行楼（03子项）、通风中心（05子项）继续进行安装工作，电气、照明、管道等系统及热室陆续安装完成，并进行精装修；主厂房（01子项）地下室和1层物理大厅的氦气、真空、中放、通风空调、电缆桥架等系统安装完成，2层主工艺厂房建筑层完成后，将换热器、各种泵安装就位，3层密封厂房进行穹顶预应力张拉和厂房密封施工，中子导管大厅（02子项）、辅助设施厂房（04子项）土建主体封顶，双曲冷却塔（07子项）施工完毕，安装即将完成，通风烟囱（06子项）在四季度安装就位；室外工程在四季度开始，为明年工程安装调试做好准备。

CARR调试运行准备与重要文件编制正在进行。

调试队逐步充实了各专业的技术人员，调试大纲编写完成，回路、仪控电、物理启动等项的调试文件正在陆续编制、审核中；在工程建造过程中，对土建、安装和设备加工方案进行了优化，做出了设计变更；装料前所需评审的调试阶段质保大纲、调试大纲、最终安全分析报告编写完成，上报核安全局开始评审。

CARR工程设备大部分均已加工完成或运抵现场。

在本年度对燃料元件、主泵、辐射防护系统、装卸料机等重要设备进行了评审验收；UPS蓄电池、热室等大部分设备已经运抵现场；堆本体第2批设备的加工是工程开展的关键因素之一，由于加工工艺复杂，涉及的制造厂家较多，协调难度大，成立专门技术小组负责处理加工中制造中的问题，并派驻现场监造人员，分别对上海一机床厂、有色院、西航、西北铝厂、原子能院实验工厂等承担的重水箱、导流箱、堆芯容器旋压件、垂直孔道、水平孔道等部件的加工进行认真监造，保证质量和进度的要求；控制棒驱动机构和安全棒在下半年开始加工，明年一季度验收；中子散射终端应用设备研制顺利，从匈牙利引进的冷中子导管和从德国引进的三轴、四圆谱仪正在执行中，完成高分辨粉末中子衍射谱仪的谱仪单色器和探测器的调研与询价工作，并与核技术所签订了单色器屏蔽的计算合同，应力、织构测量中子衍射谱仪机械主体部分配套的单色器和探测器也即将订货，冷中子源设备属于国内首次研制，目前方案正在深化和完善，为订货做好准备。

中国先进研究堆运行中的动态特性研究

工业技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald103DOI：10.16660/ki.1674-098X.2020.14.103中国先进研究堆运行中的动态特性研究靳楠楠王玉林(中国原子能科学研究院北京 102413)摘要：中国先进研究堆（CARR ）是一座多用途、高技术性能的中子束流型研究反应堆。

在CARR堆运行过程中发现，由于磁力驱动机构线圈与衔铁之间存在空程现象，以及吸收体铪的反应性价值较大的问题，导致稳功率运行时反应堆功率波动频繁，给运行人员造成了较大困扰。

因此，开展CARR堆运行过程中的动态变化特性研究具有必要性，同时此研究也可作为驱动机构改进优化验证的一种重要工具。

通过成熟的仿真建模软件Simulink对CARR堆进行建模分析，计算出了其运行过程中有关的重要参数，并将计算结果与运行数据进行比较，验证了模型的正确性。

关键词：中国先进研究堆仿真分析动态特性中图分类号：TL411 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2020)05(b)-0103-03Abstract: China Advanced Research Reactor (CARR) is a multi-purpose, high-tech neutron beam-type research reactor. During the operation of the reactor, it was found that its power f luctuates greatly during stable power operation, which is caused by the air-path phenomenon between the coil and the armature and the large reactive value of the absorber. And the power f luctuation has caused lots of problems for operator. Therefore, it’s necessary to study the dynamic characteristics of CARR. At the same time, the research can also be used as an important tool to verify the improvement of driving mechanism. Through the mature simulation modeling software Simulink, the CARR reactor was modeled and analyzed, and some important parameters were calculated which were compared with the operation data to verify the correctness of the model.Key Words：China advanced research reactor; Simulation analysis; Dynamic characteristics中国先进研究堆（CARR ）是由中国原子能科学研究院自主设计、建造的多用途、高性能研究反应堆，该堆于2010年5月实现首次临界。

核电厂严重事故源项计算及研究进展

步揭露了事故后果的严重性以及及时、合理应对严重
的全过程，并能在程序内部传递不同计算模块间的数据。ＭＥＬＣＯＲ程序的运算速度比ＳＣＤＡＰ／ＲＥＬＡＰ５高约一个数量级，但计算精度较差【２Ｊ。
ＳＴＣＰ程序发展的同时，ＭＡＡＰ模型在ＩＤＣＯＲ组
・ｎｄｍｔｒｉａｌＳａｆｅｔｙａｎｄＥｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌＰｒｏｔｅｃｔｉｏｎ
２０１５年第４１卷第８期
Ａｕｇｕｓｔ２０１５
核电厂严重事故源项计算及研究进展＊
陈海英张春明郭瑞萍毕金生石兴伟党磊
（环境保护部核与辐射安全中心
摘要
北京１００１４２）
介绍了严重事故源项分析程序，论述了严重事故源项模拟与实验研究进展及研究成果，主要包
ｐｅｒｉｍｅｎｔｒｅｓｅａｒｃｈｐｒｏｇｒｅｓｓｏｆｔｈｅｓｅｖｅｒｅａｃｃｉｄｅｎｔ８Ｏｔｉｌ￣ｅｔｅｒｍａｎｄｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓａｒｅａｌｓｏｄｉｓｃｕｓｓｅｄ，ｍａｉｎｌｙｉｒｄＩｌｄｉＩｌｇｔｈｅｍｉｇｒａ－ｔｉｏｎａｎｄｒｄｅａｓｅｂｅｈａｖｉｏｒｓｏｆｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｎｕｃｌｉｄｅｓｕｎｄｅｒｔｈｅｓｅｖｅｒｅａｃｃｉｄｅｎｔｓ，ｔｈｅｉｒｅｘｉｓｉｔｎｇｆｏｒｍｓａｎｄｄｉｓｔｒｉｂｕｔｉｏｎ，ｔｈｅｅｆｅｃｔｓ

中国先进研究堆严重事故辐射后果研究

案，现了ＣＲ工程无场外应急的安全设计目标。实ＡＲ关键词：国先进研究堆；重事故；中严辐射后果；外应急场中图分类号：４１Ｔ７ＴＬ１；Ｌ３文献标识码：Ａ文章编号：００６３（０７０ — ３１０１０ — ９１２０）３０３４
ＺＡＮＧｉｉ，ＬＩＳｎｌ，ＪＡＮＧ — ｎＨＨａ— ａｘＵｅ — ｎＩｉＸｉｗｅ
（ｄｉｔｏａｅｙＤｅｒｍｅｔＲａａｉｎＳｆｔｐａｔｎ，ＣｈｎｎｔｔｔｏＡｔｍｉＥｎｒｙ，Ｂｅｊｎ０４３ｈｎｉａＩｓｉｕｅｆｏｃｅｇｉｉｇ１２１，Ｃｉａ）
ＴｈａｇｔｏＡＲＲｒｊｃａｅｙｄｓｇｈｔｔｅｅｉｏｏｆｓｔｍｅｇｎｙｓｔａｉｎｉｅｔｒｅｆＣｐｏｔｓｆｔｅｉｎｔａｈｒｓｎｆｉｅｅｒｅｃｉｕｔｏｓｅ
ｒａｉｅ．ｅｌｚｄＫｅｗｏｄｙｒｓ：ＣｈｉＡｄｖｎｅＲｅｅｒｈｎａａｃｄｓａｃＲｅｃｏ；ｓｖｒａｃｄｅ；ｒｄｉｌｇｉａｃｎｓ — ａｔｒｅｅｅｃｉｎｔａｏｏｃｌｏｅｑｎｅｏｆｓｔｍｅｇｎｃｕｅｃ；ｆｉｅｅｒｅｙ
ａｃｄｎｔｔｎｖｒｍｅａａｉｌｉａｏｅｅｃｓｕｄｅａｉｓａｃｄｅａｓｈａ — ｃｉｅｓ，ｈｅｅｉｏｎｎｔｌｒｄｏｏｇｃｌｃｎｓｑｕｎｅｎｒｖｒｏｕｃｉｎｔｌｄｉｃｒｇｎｇｓｈｍｅｅｅｒｓａｃｄｗｈｎａｓｖｅｅａｃｄｎｔｐｏｂｌｃｕｒｎＣＡＲＲ．Ａｏ — ｉｃｅｓｗｒｅｅｒｈｅｅｅｒｃｉｅｒｂａｙｏｃｓｉｃｒｎ

核反应堆安全分析论文冷却剂丧失事故详解

摘要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。

对于压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Loss of Coolant Accident），冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。

压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。

根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。

本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。

关键词：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故； PCTRAN；定性分析ABSTRACTLoss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.According to the differences of breach size and physics phenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on.The article analyses the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN.Keywords:Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis核反应堆安全分析（论文）绪论目录1 绪论 (1)1.1本论文的背景和意义 (1)1.2冷却剂丧失事故概述 (2)1.3设计任务 (2)1.4方案选择 (2)2 PCTRAN 工具介绍 (3)2.1PCTRAN简介 (3)2.2PCTRAN特点 (3)3 方案及总体设计 (5)3.1冷却剂丧失事故的原因以及分类 (5)3.2失水事故的极限——设计基准事故 (5)3.3临界流 (5)3.4大破口失水事故.................................................................... 错误！未定义书签。

福岛核电站事故给研究堆运行安全带来的思考

关于研究堆的运行安全的思考
（2）加大安全运行宣传

结合安全生产这一主题及研究堆运行岗位的特殊性，对运行人员进行了安全生产的宣传和教育。针对运行安全作出了进一步的要求，要求全体运行人员重视安全、加强安全教育、提高安全意识、提高安全生产能力等方面。在安全生产方面做到五落实，既：责任落实、措施落实、程序落实、监督落实、奖惩落实，同时要把安全意识融入到研究堆运行工作中的每一个环节，认真思考，切实践行。
关于研究堆的运行安全的思考
（3）安全措施

针对日本福岛核电站发生的核事故，为了确保研究堆核设施的绝对安全，不会对公众造成放射性危害，对于研究堆的的运行安全同样要做到精心准备，力求做到万无一失，我们重点做了以下一些工作： ① 组织运行人员重新学习了操作规程，使每个运行人员的各项操作都做到严格遵守操作规程；
福岛核电站事故的教训

（3）对于备用柴油发电机的依赖。备用发电机一旦无法正常运行，沸水堆的堆芯基本上就会面临着超压的危险。福岛核电站在设计过程中对于反应堆在极端事故条件下的叠加影响考虑得不够，当灾难接二连三的发生时，显得无力应对。（4）厂址的选择应考虑远离地震带，不能片面的为了追求经济效益而忽视了核安全。这些惨痛的教训给我们带来了无尽的思考，深入的了解事故的成因，认识到事故背后深层次的原因，对于从事反应堆堆运行的运行人员是非常有益的。
随后反应堆内温度上升至550摄氏度，堆芯裸露并开始熔化，同时产生了大量的氢气，随着卸压工作的进行，氢气发生剧烈的爆炸从而将大量的放射性物质泄露到大气中，扩大了事故的后果。

福岛核电站事故的教训

像日本这样一个地震多发的国家，为了追求经济利益以及军事上的需要，很多核电站就在宽松的监管下建设起来了，尽管很多核电站在多年的运行中也并没有出现什么大的问题，但在某些偶发因素的作用下，就造成了天灾与人祸的双重打击，最终造成了灾难性的后果。分析福岛核电站事故过程有相当多的教训让人反思：

核反应堆安全分析讲诉

2019年3月23日11时13分
稀有事故
一回路系统管道小破裂（SBLOCA）；二回路系统蒸汽管道小破裂；燃料组件误装载；
满功率运行时抽出一组控制棒组件；
全厂断电SBO(反应堆失去全部强迫流量)；
放射性废气、废液的事故释放；
蒸汽发生器单根传热管断裂事故。
2019年3月23日11时13分
核反应堆安全分析
安全概念
事故分类部分事故分析
2019年3月23日11时13分
2
No.3
安全概念

人类从事创造物质财富的工业活动或谋求各种利益与方便的同时，不可避免的会受到来自各种风险的威胁。

核电厂的风险主要来自于事故工况不可控的放射性核素的释放。
核电厂的三个安全目标总目标：在核电厂建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员，社会及环境免遭放射性危害。辐射防护目标：确保正常运行的核电厂释放的放射性物质辐照保持合理水平，且事故引起的辐照照射程度得到缓减。核技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生。
事故工况：比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。
事故管理：在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动：
防止事件升级为严重事故(预防)；减轻严重事故的后果（缓解）；实现长期稳定的安全状态。
2019年3月23日11时13分
美国标准协会（ANSI）分类法（1970）
2019年3月23日11时13分
No.4
事故分类
我国HAF102的核电厂事故分类
1970年美国标准协会（ANSI）分类
1975年美国核管会（NRC）《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容》（第二次修订版）规定需分析的47 种典型始发事件

10MW高温气冷实验堆事故分析的结果与对策

第20卷第2期核科学与工程Vo1.20No.2 2000年6月Chinese Journal of Nuclear Science and Eng ineering Jun.2000 10M W高温气冷实验堆事故分析的结果与对策吴中旺,曲静原,刘原中,奚树人(清华大学核能技术设计研究院,北京100084)摘要:10M W高温气冷实验堆(HT R-10)的事故分析表明,在设计基准事故和严重事故条件下,HT R-10的堆芯燃料元件的最高温度和反应堆冷却剂系统的压力都低于规定的安全限值,燃料元件和冷却剂系统压力边界都能保持其完整性,不会造成裂变产物大量向外释放。

根据事故分析结果并参照国外高温气冷堆安全运行的管理实践经验,针对HT R-10所提出的一系列事故对策有效地保证了HT R-10在较高的安全水平上进行设计、建造、运行及管理等,能够确保HT R-10、人员、社会以及环境的安全。

关键词:高温气冷堆;核安全;事故分析;事故对策10M W高温气冷实验堆(H TR-10)是国家/8630计划能源领域2000年发展战略目标中的重大项目之一,是核能开发利用的一种先进堆型,要求在2000年建成并投入运行。

HTR-10不仅具有模块式高温气冷堆的固有安全特性,而且由于堆功率规模小以及设计上的改进,因此有更好的安全性能。

反应堆具有热惯性大及负温度系数的特点,其动态过程缓慢,在过热的情况下,借助于负反应性温度反馈能自动停堆。

反应堆的安全设计考虑了阻止放射性物质释放的多重屏障:燃料包覆颗粒、一回路压力边界及密封舱室。

两套独立的反应堆停堆系统和非能动的余热排除系统使得反应堆有良好的安全特性,在正常运行和事故工况下向环境释放的放射性物质的限值都低于国家标准的有关规定。

HTR-10的事故状态是指其事故工况和严重事故两类状态的统称。

事故分析的目的首先是论证HTR-10在各种事故工况下的安全性,具体的做法是对各种可能发生的事故进行分类、分析并作出安全评价,提出有效的防止事故的安全措施,用以改进设计和指导运行。

核安全08(事故分析4)

回路升温升压
卸压阀开启
温度负反馈，逐渐导致停堆热阱不足，温度压力继续上升温度负反馈主泵停运
8.3 完全失去外电源
• 设施：辅助给水系统、稳压器卸压阀、蒸发器安全阀余热排出系统、蒸汽旁路系统…… • 后果：一回路失热阱且缓解滞后，升温、超压……（比8.2更严重）
NRC要求分析的PWR的II类工况
5. 反应堆冷却剂装量增加（2种）
• 5.1 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统(II) • 5.2 化容控制系统故障（或运行人员误操作）使反应堆冷却剂装量增加(II)
NRC要求分析的PWR的II类工况
6. 反应堆冷却剂装量减少（1种）
• 6.1 误打开压水堆稳压器安全阀或沸水堆安全阀（或泄漏阀） (II,III)
8.1 原因/始发事件
1. 相关预期瞬态/II类工况随机发生 2. 紧急停堆系统同时发生故障 • 相当于两个单一故障叠加 • 为什么选择上述7种事故分析？
回顾：预期瞬态
工况Ⅱ——中等频率事件/预计运行事件 (Condition II: Faults of moderate frequency) • 频率： 10-2～1次/(堆·年) • 内容：偏离正常运行的所有运行过程。可能停堆，但不会造成燃料元件棒损坏或一回路、二回路系统超压。 • 措施：只要保护系统能正常动作，就不会导致事故工况
(8) 未能紧急停堆的预计瞬变
(Anticipated Transients Without Scram) 8.1 误提出控制棒(IV) 8.2 失去给水(IV) 8.3 失去交流电源(IV) 8.4 失去电负荷(IV) 8.5 凝汽器真空破坏(IV) 8.6 汽轮机跳闸(IV) 8.7 主蒸汽管道隔离阀关闭(IV)

某研究堆破损元件分析判断方法

工参数监测及电气设备控制。

系统流程如图1所示。

图1破损检查系统流程图
图2元件破损检查时核素结果影响因素
在元件破损检查过程中,理论上,元件破口越大,
裂变核素释放能力越强,破口的方式也影响裂变核素的
释放,停堆时间长短对裂变核素的释放也有影响,同样
介质环境(包括温度、PH值等)也会对裂变核素的释放
产生一定的影响[1]。

裂变核素释放到破损检查系统介质后,有些核素半衰期短,在检查过程和样品测量过程中
不断衰变,核素分析的数据波动太大,不能反映破损程
度,如132I;有些核素释放后化学性能呈现单原子分子,且极易挥发,在系统开路情况下很容挥发到系统外,水质核素分析结果不能反映该核素在系统中的释放量,如卤素裂变核素类131I等;另外,有相当多的核素如95Zr、。

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

１引言中国先进研究堆（ＡＲ）ＣＲ是我国２世纪核科１
学可持续发展的重要基础研究设施，是一座轻水慢化和冷却、重水做反射层的池内罐式反中子阱
型多用途研究堆。
２程序数学模型
ＣＲＡＲ结构复杂，运行模式多样化。主要热工水力设计参数如表１所示，冷却剂流程见图１。在高功率运行工况下，冷却剂在主泵的驱动下从
Ｆｒｎ程序没汁吾言发了ＣＲ瞬态热工水力ｏｒｔａ：ＡＲ计算程序ＴＡＣ，并利用程序对ＣＲＳＣＡＲ无应急冷却、未能停堆的全厂断电这一严重事故工况进行了计算分析。
参
数
名
参数值
５．６４６０６Ｏ８．５
反应堆热功－／：ＭＷ￣ｇ反应堆冷却剂流量／ｓＩ唔・反应堆进口压力／ａＭＰ
中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析
田文喜，秋穗正，苏光辉，贾斗南，张建伟２
（．西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室，７０４；２１１０９．中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所
，
北京，１２１０４３）
明了ＣＲ具有很高的固有安全性。计算结果同时发现：在自然循环建立过程中，堆芯冷却剂流量出现了ＡＲ短暂的密度波流动不稳定现象。关键词：中国先进研究堆；未能停堆的全厂断电；事故分析；反应性反馈；密度波流动不稳定
中图分类号：Ｔ２ＫＩ４文献标识码：Ａ
摘要：针对中国先进研究堆（ｃ

中国自主研发核反应堆堆芯分析软件填补国内空白

中国自主研发核反应堆堆芯分析软件填补国内空白近日，我国拥有完整自主知识产权的核电厂反应堆堆芯物理分析与燃料管理软件系统（ORIENT V1.0），获得国家软件著作权登记证书。

该软件系统的成功研制打破了我国长期以来缺乏该类国产高水平商用软件的局面，其总体技术达到国际同类产品先进水平，并有多项国际领先的自主创新技术，对实现我国核电堆芯设计技术的自主化具有重要意义。

该软件系统由中核核电运行管理有限公司和上海核星核电科技有限公司联合开发，适用于方形组件压水堆核电厂的堆芯核设计和技术支持，具备不同压水堆堆型通用的高度灵活性。

据悉，该软件的研发还大大提升了换料设计自主校算的能力。

目前中核运行已具备自主承担换料设计校算工作的能力，通过运行该软件系统每年可为公司节省数百万元的换料设计校算费用，并为今后提供对外换料设计校算服务奠定了强有力的技术基础。

中国实验快堆正常运行工况下一盒燃料组件瞬时完全堵塞事故分析(1)

７．５
ＣＥＦＲ尚无覆盖气体监测系统，包括放射性活度监测仪表与７能谱分析仪。但是，该系统的响应时间长，不能满足快速监测燃料组件瞬时全部堵塞事故的要求。ＣＥＦＲ设有４个缓发中子探测站，分别放置在与主热交换器相对的堆容器外面，距堆芯中心８
反应堆安全分析、严重事故和数值仿真
４６５
中国实验快堆（ＣＥＦＲ）是小型池式钠冷快中子反应堆，它具有一般钠冷快堆的运行压力低、一回路热惯性大等优点，同时ＣＥＦＲ强调固有安全性的设计，相比大型钠冷快堆，ＣＥＦＲ设计具有全堆芯负的钠空泡反应性系数和很大的安全优势。然而，钠冷快堆的堆芯燃料布置比较密集，功率密度高，这些特点致使钠冷快堆存在一些潜在的危险，如果堆芯燃料发生局部冷却恶化同时得不到有效的探测，是否会发生局部堆芯燃料组件熔化并扩展到全堆芯，对整个堆芯安全造成威胁。这样，对于钠冷快堆，就需要研究局部的堆芯燃料组件堵塞是否会成为堆芯大范围熔化的初因。由于很难定义一个实际可能形成的对堆芯安全存在潜在危险的局部堵塞，通常考虑假想的最严重的情况，即正常功率运行工况下，一盒燃料组件入口处发生瞬时
监测手段。
１）被堵燃料组件内的钠沸腾；２）包壳干涸和熔化；３）下部轴向反射区位置形成比较低的钢
堵塞；
１

ＴＩＢ事故分类及其验收准则由于钠冷快堆的堆芯燃料棒柬布置比较
４）燃料芯块坍塌和熔化；５）形成钢和燃料的熔融池，熔融池中钢开
始沸腾；
密集、功率密度高，对于堆芯燃料组件局部堵塞事故必须予以特别关注。中国实验快堆在堆芯燃料组件局部堵塞事故分析方面，充分参考国际上的分析经验，除了对燃料组件流道面积部分堵塞事故进行分析外，还考虑了局部堵塞的假想最严重工况，即正常功率运行工况下，一盒燃料组件入口流道处发生瞬时完全堵塞（ＴＩＢ）。ＴＩＢ事故的发生并没有明确的实际原因，只是为了涵盖可能引起组件熔化的所有可信事故，选取正常运行工况下的ＴＩＢ事故作为所有可能的燃料组件局部堵塞事故的包络性事故进行分析。根据法国的安全法规，将超设计基准事故分为２类：１）限值事件，要求有事故保护和缓解措施，以防止事故扩散为全堆芯事故；２）残余风险事件，不要求对事故后果进行分析。其中，将ＴＩＢ事故作为限值事件考虑。

中国实验快堆设计阶段内部事件一级概率安全评价

中国实验快堆设计阶段内部事件一级概率安全评价为解决人类长期的能源问题，建设快堆依然被公认为是增殖核燃料、焚烧核废物的现实途径。

快堆的安全性一直受到世界公众的关注，概率论分析技术是对核反应堆进行安全分析的确定论方法的有益补充，概率安全评价(PSA)技术通过对核反应堆进行全面的风险评价，形成用于分析核反应堆特定问题和普遍问题的信息库，同时可定量地度量潜在的事故对公众造成的风险，并对核反应堆的设计和运行的安全特征作出全面分析。

一级PSA通过对核反应堆设计和运行分析，尤其着重于对能引起堆芯熔化的事故序列、基本原因和发生频率的分析，对反应堆安全作出评价，对设计和运行规程作出评价，并从防止堆芯熔化的观点给出电站的系统分析模式，获得核反应堆总的堆芯熔化频率(CDF)。

在系统调研国际国内核反应堆PSA分析以及快堆PSA研究进展的基础上，研究和阐述了实施快堆一级PSA的方法论，重点研究了确定快堆初因事件并进行分类、确定事故序列、建立安全系统的可靠性模型、进行定量分析、不确定性分析和重要度分析的实施方法和技术，从而确定了实施CEFR一级PSA分析的技术路线与方法。

在研究和掌握中国实验快堆(CEFR)安全设计及确定论分析的基础上，分析了CEFR内部初因事件并进行了分类和归集，界定了事故序列分析和系统模化的边界与范围，通过详细分析CEFR的各种事故保护模式设计，建立了完整的CEFR 内部事件一级PSA事故序列分析模型。

通过对重要安全系统及部件故障和失效模式分析，建立了这些系统的可靠性分析模型。

然后，采用广泛调研和与实际设计相结合的方法，收集和确定了各种可靠性参数，应用小事件树与大故障树相结合的技术，在国际著名核反应堆一级PSA分析软件RiskSpectrum平台上，完成了事故序列与系统故障树的各种定量分析、不确定性分析和重要度分析。

获得了重要系统的不可用度及CDF，得到了导致系统不可用和堆芯熔化的支配性最小割集及事故序列。

反应堆安全分析

1957年美国建成 Shiping Port （PWR）
1960年美国建成 Dresden－1（BWR）
0.10核电发展历史与现状
商用动力反应堆
核电发展的第二阶段：高速发展阶段（60年代－70年代） ——大量建设核电站 ——积极发展多种堆型
，包括快中子增殖堆、高温气冷堆等这一时期基本形成了目前世界核电的格局
表 1. 各种能源系统每单位能量输出造成的劳动日损失
能源种类职业危险性公众危险性
煤
73
2010
石油
18
1920
核电站
8.7
1.4
天然气
5.9
海洋热
30
1.4
风能
282
539
太阳能空间加热 103
9.5
太阳能热电式
103
510
太阳能光电池
188
511
木醇
1270
0.4
0.7核电是清洁的能源
对环境的影响
一回路系统集中布置在一个圆筒形混凝土建筑物内，此建筑物称为安全壳，是防止放射性外泄的安全屏障之一。
冷却剂压力由稳压器控制，基本保持不变。工作时，稳压器上半部为蒸汽，下半部为水，直接和冷却剂连通。当压力升高时，向稳压器汽空间喷入温度较低的一回路水，使蒸汽凝结，造成压力回降；当压力降低时，稳压器水空间中的电加热器通电，加热稳压器里面的水使其蒸发成汽，造成压力回升。
在我国，由于严重的环境污染和酸雨造成的经济损失平
煤电链在正常情况下排出SO2和NOx均等每对年森就GD达林P的3、750%亿，美元,占
农作物等有明显影响
核电链除切尔诺贝利事故外，未发现可察觉的影响。
固体废物占地面积

IRIS反应堆严重事故分析的开题报告

IRIS反应堆严重事故分析的开题报告题目：IRIS反应堆严重事故分析研究背景：国家能源战略的发展要求在能源安全的前提下，推进清洁、高效能源的发展，核能作为一种清洁、高效能源形式具有广阔的应用前景。

因此，核能的发展已成为当前世界各国共同关注和研究的重要领域。

在核能技术研究中，反应堆安全问题一直是一个重要的研究方向。

特别是在核能发展的早期阶段，反应堆安全问题凸显，发生的严重核事故对人类和环境造成了巨大的破坏，因此，对反应堆严重事故的分析和研究显得尤为重要。

研究内容：本研究以IRIS（国际先进反应堆技术创新系统）反应堆为研究对象，分析IRIS反应堆可能发生的严重事故类型及其机理，探讨事故引起的原因及事故应急预案，制定应急处置方案。

具体内容包括：1. IRIS反应堆的概述，包括反应堆结构、工作原理等。

2. IRIS反应堆可能发生的严重事故类型及机理。

3. 事故发生的原因分析及合理的应对措施，制定应急处置方案。

4. 对IRIS反应堆的安全控制措施进行探讨，分析安全问题的解决措施。

研究意义：通过对IRIS反应堆的可能发生的严重事故进行分析、研究，深入探讨事故的原因及应对措施，制定应急处置方案，可为IRIS反应堆的安全保障提供科学依据，为反应堆安全研究提供新的思路和方法，具有重要的理论与实践意义。

研究方法：本研究采用资料研究法、实验研究法、数值模拟法等多种研究方法，对IRIS反应堆的反应堆物理、热工、力学及过程系统进行全面分析，结合相关实验数据进行数据验证，确定IRIS反应堆的安全工作范围，设计事故场景，进行数值模拟，获取事故发生时的温度、压力分布等数据，并通过数据分析找出事故的根本原因。

同时，分析IRIS反应堆的应急预案和应对措施，制定现场应急处置方案。

预期成果：本研究旨在对IRIS反应堆可能发生的严重事故进行分析，深入探讨事故的原因及应对措施，制定应急处置方案，预期获以下几个成果：1. 确定IRIS反应堆的安全控制措施，提出优化方案，提高反应堆的安全性能；2. 确定IRIS反应堆的安全工作范围，预测反应堆在不同条件下的安全性能水平；3. 针对可能的严重事故，提出合理的应对措施，制定应急处置方案；4. 为反应堆严重事故的研究提供新的思路和方法，为核能安全研究提供参考和借鉴。

中国先进研究堆二次水系统应力分析与评定

为瑞士的ＰＰＳＲＳ。ＩＥＴＥＳ２进厂系统应力计算
进厂系统初始状态模型如图２所示。计算
时根据解耦原则将细小管道解耦，２９３９点２、４、
４９５９分别连接Ａ、Ｃ、６、９Ｂ、Ｄ换热器。由设计提
表２进厂系统初始状态接管载荷数值
管嘴点号
２９３２（）．
３９１４（）１
ＦＮ）ｘ（
６２．５０
１８２０３．
ＦＮ）ｙ（
１４２４６．
７９．８０
ＦＮ）ｚ（
２０９９９．
４０．３５
ＭＮｘ（ｍ）
５３．７６
供的初始数据和管道支吊架的初步布置建立计
算模型，运行ＰＰＳＲＳ序对系统进行计ＩＥＴＥＳ程
算。进厂系统初始状态管道应力和接管载荷数值结果分别见表１表２、。
图２进厂系统初始状态模型
表１进厂系统初始状态应力比及出现位置
２１—
高，但是粗大的直长管道热膨胀积累将造成管
一
维普资讯
磁电Ｚ程与丝木２００７年第３朝
图１二次水系统三维模型图
计工况、常工况和异常工况，正不要求做紧急工况和事故工况分析。ＡＲ设计运行温度较低，ＣＲ不要求做热疲劳和热瞬态分析；管内介质流速不高，要求做水锤冲击分析。算使用的软件不计