严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究 被引量：10

1

作者 种毅敏 石雪垚 +1 位作者 杨志义 王海洋 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期504-509,共6页

核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用... 核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安全壳之间的环形空间及其通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量分析,结果显示双层安全壳及环形空间通风过滤系统能够显著降低放射性气溶胶对环境的释放,对惰性气体也有一定的延缓排放作用。 展开更多

关键词 双层安全壳 通风过滤 严重事故 放射性释放

在线阅读 下载PDF 职称材料

二代改进型核电厂严重事故下一回路卸压时机敏感性研究 被引量：2

2

作者 种毅敏 杨志义 +4 位作者 石雪垚 张佳佳 李春 倪曼 徐雨婷 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第1期141-147,共7页

一回路卸压是核电厂缓解严重事故的必要手段,也是严重事故管理导则(SAMG)的重要内容,国内核电厂严重事故管理中对一回路卸压的要求并不相同,本文基于典型二代改进型核电厂SAMG演练的场景,使用一体化计算程序MAAP4,对一回路卸压时机进行... 一回路卸压是核电厂缓解严重事故的必要手段,也是严重事故管理导则(SAMG)的重要内容,国内核电厂严重事故管理中对一回路卸压的要求并不相同,本文基于典型二代改进型核电厂SAMG演练的场景,使用一体化计算程序MAAP4,对一回路卸压时机进行敏感性分析,比较不同卸压时机对缓解严重事故效果的影响,所给出的结论可为相同类型核电厂制定严重事故管理策略时提供参考。 展开更多

关键词 二代加核电厂 严重事故管理 一回路卸压 敏感性分析

在线阅读 下载PDF 职称材料

核电厂应急运行规程与严重事故管理指南接口分析 被引量：4

3

作者 种毅敏 陶书生 杨志义 《核安全》 2013年第1期14-18,F0002,共6页

福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南(SAMG)的制订已经成为国内核安全监管要求。核电厂制定了应急运行规程(EOP)用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为... 福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南(SAMG)的制订已经成为国内核安全监管要求。核电厂制定了应急运行规程(EOP)用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为必须解决的问题。本文详细分析了EOP与SAMG的接口准则和影响因素,并结合国内核电厂SAMG研制现状,对EOP与SAMG接口方案进行了分析和建议,可为其他核电厂SAMG的研制工作提供参考。 展开更多

关键词 严重事故管理指南 堆芯出口温度 EOP与SAMG接口

在线阅读 下载PDF 职称材料

PSA在核电厂技术规范优化中的应用 被引量：9

4

作者 依岩 种毅敏 +2 位作者 李琼哲 李春 郭建兵 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期766-773,共8页

本文阐述了风险指引型技术规范(Risk-informed Technical Specification,RITS)和风险管理型技术规范(Risk-Managed Technical Specification,RMTS)的技术内涵以及对于核电厂运行和安全管理的重要意义,并对PSA技术在技术规范优化中的应... 本文阐述了风险指引型技术规范(Risk-informed Technical Specification,RITS)和风险管理型技术规范(Risk-Managed Technical Specification,RMTS)的技术内涵以及对于核电厂运行和安全管理的重要意义,并对PSA技术在技术规范优化中的应用情况以及具体应用工作中的一些问题进行了分析和讨论。 展开更多

关键词 PSA 技术规范 风险指引型技术规范 风险管理型技术规范

在线阅读 下载PDF 职称材料

大型干式安全壳严重事故下超压失效概率研究 被引量：4

5

作者 杨志义 陈鹏 +4 位作者 种毅敏 李春 张佳佳 吴晓燕 陈越超 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期380-386,共7页

核电厂安全壳是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障,严重事故下安全壳压力可能超过设计压力,在超压情况下安全壳的完整性及失效概率的研究,是严重事故重点关注的内容,也是二级PSA安全壳失效和源项分析定量化的基础。结合美国SAN... 核电厂安全壳是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障,严重事故下安全壳压力可能超过设计压力,在超压情况下安全壳的完整性及失效概率的研究,是严重事故重点关注的内容,也是二级PSA安全壳失效和源项分析定量化的基础。结合美国SANDIA实验室安全壳完整性试验及分析的情况,对AP1000、EPR核电厂安全壳超压失效概率进行了分析,重点对国内典型二代改进型核电厂的安全壳超压失效概率进行了建模计算,相关计算方法和结果可为相关电厂实施严重事故管理和二级PSA提供参考。 展开更多

关键词 严重事故 安全壳超压失效概率 AP1000 EPR 二代改进型核电厂

在线阅读 下载PDF 职称材料

600MW压水堆安注箱设计研究 被引量：2

6

作者 冯进军 冯文卿 +4 位作者 周克峰 杨志义 石俊英 种毅敏 柴国旱 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1611-1618,共8页

本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包... 本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。 展开更多

关键词 TRACE SNAP 压水堆 大破口失水事故 安注箱

在线阅读 下载PDF 职称材料

基于MC3D软件对核电厂压力容器蒸汽爆炸的重要参数计算及研究 被引量：4

7

作者 李春 杨志义 +4 位作者 丁超 石雪垚 宋明强 种毅敏 李晓洋 《核安全》 2018年第2期58-65,共8页

在福岛核事故核安全问题倍受核工业界及核监管当局重视,蒸汽爆炸是对安全壳完整性的最重要威胁,也对采取堆内熔融物滞留(IVR)造成重大影响,因而成为国内外研究的热点。本文在对蒸汽爆炸机理与现象调研的基础上,使用法国辐射防护研究院(I... 在福岛核事故核安全问题倍受核工业界及核监管当局重视,蒸汽爆炸是对安全壳完整性的最重要威胁,也对采取堆内熔融物滞留(IVR)造成重大影响,因而成为国内外研究的热点。本文在对蒸汽爆炸机理与现象调研的基础上,使用法国辐射防护研究院(IRSN)开发的MC3D软件对国内自主设计核电厂华龙一号核电厂压力容器外蒸汽爆炸现象进行分析,并对设计方计算结果进行独立计算,所得出的结果验证了设计方的计算,为制定华龙一号核电厂严重事故管理策略提供参考。 展开更多

关键词 华龙一号 蒸汽爆炸 MC3D 独立核算

在线阅读 下载PDF 职称材料

关于PRA技术在国内核安全管理中应用的若干问题 被引量：6

8

作者 汤搏 种毅敏 +1 位作者 张和林 依岩 《核安全》 2007年第3期10-15,共6页

简单介绍了PRA技术发展的历史,对确定论和概率论安全分析的不确定性进行了简要的比较,并对国内PRA技术在核安全管理应用中要解决的几个问题给出了分析和建议。

关键词 核安全 概率论 风险

在线阅读 下载PDF 职称材料

关于核电厂设计扩展工况的初步探讨 被引量：4

9

作者 杨志义 种毅敏 +4 位作者 张佳佳 冯进军 陈越超 李春 柴国旱 《核安全》 2015年第4期64-69,共6页

福岛事故后,为进一步提高核电厂核安全水平,主要核电国家和组织正在开展新核安全目标和理念的研究。本文结合当前国际上核安全要求的发展趋势,对"设计扩展工况"(Design Extension Conditions,简称DEC)这一概念进行了初步探讨... 福岛事故后,为进一步提高核电厂核安全水平,主要核电国家和组织正在开展新核安全目标和理念的研究。本文结合当前国际上核安全要求的发展趋势,对"设计扩展工况"(Design Extension Conditions,简称DEC)这一概念进行了初步探讨,主要包括其意义、内涵、可接受准则、对纵深防御原则的影响,以及设计扩展工况安全设施的设计要求等,希望为国内建立新的核安全要求起到抛砖引玉的作用。 展开更多

关键词 核电厂 设计扩展工况 纵深防御原则

在线阅读 下载PDF 职称材料

二级PSA中人员可靠性分析方法研究 被引量：1

10

作者 张佳佳 刘京宫 +2 位作者 肖军 杨志义 种毅敏 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期35-41,共7页

在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)是必不可少的组成部分。国内在一级PSA中的HRA做了大量的研究工作,已有良好的基础和工程实践,但由于核电厂严重事故下人员响应的复杂性,有关二级PSA的HRA还处于摸索阶段。通过研究二级PSA中... 在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)是必不可少的组成部分。国内在一级PSA中的HRA做了大量的研究工作,已有良好的基础和工程实践,但由于核电厂严重事故下人员响应的复杂性,有关二级PSA的HRA还处于摸索阶段。通过研究二级PSA中人员响应特点,调研国内外在二级PSA中采用的HRA方法,最后以我国某三代压水堆核电厂严重事故下一回路快速卸压为例,采用THERP、HCR+THERP以及SPAR-H三种方法,分别进行了HRA,并给出相应的结论和建议。 展开更多

关键词 HRA 二级PSA 严重事故 快速卸压

在线阅读 下载PDF 职称材料

国内先进压水堆核电厂安全壳条件失效概率探讨 被引量：3

11

作者 张佳佳 李春 +3 位作者 杨志义 肖军 柴国旱 种毅敏 《核安全》 2015年第3期82-89,共8页

安全壳是核电厂实现放射性物质包容的最后一道屏障,安全壳条件失效概率是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源,对安全壳条件失效概率指标进行了解读,介绍了国内各先进压... 安全壳是核电厂实现放射性物质包容的最后一道屏障,安全壳条件失效概率是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源,对安全壳条件失效概率指标进行了解读,介绍了国内各先进压水堆核电堆型的安全壳条件失效概率的现状和主要贡献项并给出了相应的结论和建议。 展开更多

关键词 安全壳 条件失效概率 大规模释放

在线阅读 下载PDF 职称材料

高温气冷堆概率安全分析(PSA)报告审评的思考 被引量：7

12

作者 依岩 种毅敏 《核安全》 2011年第1期31-35,共5页

高温气冷堆是我国重大专项的先进核电厂项目,高温气冷堆PSA报告是其执照申请文件的重要组成部分。简要介绍了高温气冷堆PSA报告的审评情况,并对高温气冷堆PSA审评过程中的有关问题进行了初步的探讨。

关键词 高温气冷堆 PSA 审评 概率安全目标

在线阅读 下载PDF 职称材料

岭澳核电厂先进燃料管理项目的审评

13

作者 陶书生 种毅敏 朱杰 《核安全》 2007年第2期20-24,共5页

本文简要描述了岭澳核电厂先进燃料管理项目的审评工作,介绍了审评范围和审评中重点问题的审评过程,并给出了审评结论。

关键词 先进燃料管理 审评范围 审评情况

在线阅读 下载PDF 职称材料

核电厂大范围损伤管理导则研究现状 被引量：2

14

作者 余蕴 赵博 +2 位作者 喻新利 孙金龙 种毅敏 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期422-426,共5页

火灾、地震、水淹、极端天气条件等超设计基准外部事件可能造成核电厂大范围损伤,不仅使得电厂的系统与设备大面积失效,还导致正常的应急体系无法运转。目前,国内外都在开展应对核电厂大范围损伤的研究,以完善核电厂的纵深防御体系,降... 火灾、地震、水淹、极端天气条件等超设计基准外部事件可能造成核电厂大范围损伤,不仅使得电厂的系统与设备大面积失效,还导致正常的应急体系无法运转。目前,国内外都在开展应对核电厂大范围损伤的研究,以完善核电厂的纵深防御体系,降低大范围损伤事故产生的后果。本文调研了国内外核电厂大范围损伤的研究现状,分析了美国核电厂的大范围损伤管理导则、灵活多样的处理策略及台湾地区核电厂的断然处置措施,并对国内大范围损伤管理导则的研究与开发提出了一些思路与建议。 展开更多

关键词 核电厂 大范围损伤 EDMG FLEX 外部灾害

在线阅读 下载PDF 职称材料

岭澳核电厂先进燃料管理项目重点问题的审评 被引量：1

15

作者 朱杰 陶书生 种毅敏 《核安全》 2007年第4期27-31,共5页

本文对岭澳核电厂先进燃料管理项目中重点问题的审评进行了探讨,根据相应法规、标准和国际国内相关经验,给出了相关问题的审评结论。

关键词 先进燃料管理 高燃耗 验收准则

在线阅读 下载PDF 职称材料

先进压水堆核电厂氢气控制策略分析研究 被引量：1

16

作者 丁超 杨志义 +4 位作者 周志伟 宋明强 柴国旱 仇苏辰 种毅敏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第7期1221-1227,共7页

新建核电厂的设计必须做到"实际消除"早期与大量放射性释放的可能性,氢气燃爆导致的安全壳失效是必须要"实际消除"的严重事故工况之一。因此对各种消氢措施的特点进行分析研究,建立联合消氢策略评价方法,可为先进... 新建核电厂的设计必须做到"实际消除"早期与大量放射性释放的可能性,氢气燃爆导致的安全壳失效是必须要"实际消除"的严重事故工况之一。因此对各种消氢措施的特点进行分析研究,建立联合消氢策略评价方法,可为先进压水堆核电厂氢气控制策略选择设计评价提供支持手段。根据严重事故管理中对氢气控制策略的考虑,研究安全壳内局部位置的可燃性是相关设计评价的关键问题。根据可燃性准则、火焰加速准则、燃爆转变准则,本文使用三维CFD程序对典型严重事故工况下安全壳蒸汽发生器隔间内的可燃性及氢气风险进行模拟分析。研究结果表明,虽然喷放源项中有大量水蒸气,蒸汽发生器隔间中仍有较大区域处于可燃限值以内,合理布置的点火器能在设计中点燃并消除氢气。本研究建立的分析方法能用于对核电厂氢气控制策略选择设计的评价。 展开更多

关键词 氢气控制 严重事故 氢气可燃性 策略选择

在线阅读 下载PDF 职称材料

福岛核事故后核安全改进行动及安全要求研究 被引量：11

17

作者 柴国旱 杨志义 +3 位作者 肖军 王岳巍 丁超 种毅敏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期399-409,共11页

2011年“3·11”日本福岛第一核电厂严重核事故给世界核工业界造成了巨大影响。本文总结了从福岛核事故中汲取的教训,介绍了主要核电国家,如美国、日本、法国以及中国在福岛核事故后十年来实施的一系列核安全改进行动和核安全法规... 2011年“3·11”日本福岛第一核电厂严重核事故给世界核工业界造成了巨大影响。本文总结了从福岛核事故中汲取的教训,介绍了主要核电国家,如美国、日本、法国以及中国在福岛核事故后十年来实施的一系列核安全改进行动和核安全法规标准修订。阐述了核安全要求和核安全理念在中国的实施现状及实践,包括实际消除早期或大量放射性释放、事故工况划分、纵深防御概念、移动设施配置等,对后续核安全发展方向进行探讨并提出建议。 展开更多

关键词 福岛核事故 核安全 改进行动 实际消除早期或大量放射性释放 严重事故

在线阅读 下载PDF 职称材料

核电厂严重事故管理指南(SAMG)实施阶段若干问题的思考与建议 被引量：4

18

作者 杨志义 张佳佳 +2 位作者 冯进军 李春 种毅敏 《核科学与技术》 2014年第3期26-34,共9页

福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南(Severe Accident Manage Guideline, SAMG)的制定已经成为国内核安全监管要求,目前国内大部分核电厂已编制完成电厂特定的SAMG并面临实施过程。本文总结了S... 福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南(Severe Accident Manage Guideline, SAMG)的制定已经成为国内核安全监管要求,目前国内大部分核电厂已编制完成电厂特定的SAMG并面临实施过程。本文总结了SAMG在核电厂现场实施中可能遇到的问题,调研了国际上SAMG的实施过程和福岛事故后SAMG实施的进展,结合国内一些核电厂SAMG现场实施的情况,对SAMG实施阶段的一些问题进行了总结和讨论,并提出了相关建议,为加强国内核电厂SAMG实施的有效性提供参考。 展开更多

关键词 严重事故管理指南 现场实施 培训与演练

在线阅读 下载PDF 职称材料

福岛核事故后美国超设计基准事故管理监管要求研究

19

作者 杨志义 张宁娜 +4 位作者 王岳巍 丁超 宋明强 种毅敏 赵丹妮 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期661-669,共9页

福岛核事故对核能和核安全造成了深远影响,此后主要核电国家和组织均开展了经验反馈和法规制修订工作,自2011年7月美国发布“21世纪提高反应堆安全的建议”至2019年9月颁布MBDBE法规(10CFR§50.155),美国核管会(NRC)和核工业界在8... 福岛核事故对核能和核安全造成了深远影响,此后主要核电国家和组织均开展了经验反馈和法规制修订工作,自2011年7月美国发布“21世纪提高反应堆安全的建议”至2019年9月颁布MBDBE法规(10CFR§50.155),美国核管会(NRC)和核工业界在8年期间开展了一系列的研究,发布了相关命令(Order),编写了监管导则(RG)和对应的核能研究所(NEI)技术文件以满足相关法规和监管导则的要求。本文在调研了福岛核事故后美国的响应行动和具体过程的基础上,对MBDBE法规的技术内容进行了解读,对配套的导则和NEI技术文件进行了较为详细的归纳和总结。在上述工作的基础上,总结了对国内相关工作有借鉴意义的若干关键问题,并对国内相关工作提出建议。 展开更多

关键词 福岛核事故 超设计基准事故管理 美国核管会

在线阅读 下载PDF 职称材料

严重事故下安全壳排气对乏燃料厂房氢气风险影响研究 被引量：1

20

作者 杨志义 石雪垚 +2 位作者 张佳佳 丁超 种毅敏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第5期163-167,共5页

以我国某三代压水堆核电厂为例,选取了2个典型严重事故工况,采用严重事故一体化程序MAAP开展建模与计算,对安全壳排气的过程及对乏燃料厂房造成的氢气风险进行了分析。结果表明,如果不考虑乏燃料厂房的通风系统,从安全壳内释放的混合气... 以我国某三代压水堆核电厂为例,选取了2个典型严重事故工况,采用严重事故一体化程序MAAP开展建模与计算,对安全壳排气的过程及对乏燃料厂房造成的氢气风险进行了分析。结果表明,如果不考虑乏燃料厂房的通风系统,从安全壳内释放的混合气体由于水蒸气的冷凝,会对乏燃料厂房造成一定的氢气风险;如果考虑乏燃料厂房通风系统的作用,乏燃料厂房的氢气风险将会消除。 展开更多

关键词 严重事故 安全壳排气 乏燃料厂房 氢气风险

原文传递