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90年代新堆型:关于提高压水堆固有安全性的问题
压水堆 固有安全 严重事故对策
2009/1/6
一、引言 1979年三哩岛事故至今,美国核电工业一直处于颓势,近年来,欧洲各国及日本的核电工业也趋于饱和态。三哩岛事件对公众的心理影响对延缓核电发展起了相当大的推波助澜作用,然而核电发展缓慢的主要原因乃是经济性因素。有关人士预测,90年代以后,由于已建电厂的逐渐老化,发展中国家对电力需求的上升,会出现新的装机高潮。
快堆非能动安全研究发展概况
快堆 非能动安全概念
2009/1/6
近年来,在美国快堆研究计划中,提出了一种实现快堆安全目标的新概念,就是以“纵深防御”思想为基础的“非能动安全”(Passive Safety)概念,强调应用非能动的机理保护反应堆和公众的安全,而不是依靠增加能动的专设安全设施。本文扼要介绍有关快中子反应堆“非能动安全”研究的发展概况。
商用微堆安全特性的研究
欠慢化 温度系数 功率漂移
2009/1/6
文章描述了商用微堆反应性温度系数在零功率实验装置、商用微堆稳态运行时和引入不同反应性的暂态试验中的相应结果。文中给出了有关试验的结果图表,将这些图表的数据与原型微堆的有关数据进行比较,可以得出商用微堆的安全特性优于原型微堆的结论。
在深圳大学微堆上建立了计算机安全监督系统。通过计算机和有关的探测器 ,对影响核燃料元件包壳腐蚀和反应堆安全的 pH、电导率和堆水净化柱的γ放射性活度等参数进行实时监测。系统包括缓发中子测铀装置 ,一旦核燃料元件包壳破损 ,系统将即时发出警报
介绍了深圳大学微堆几年来在安全运行的基础上为提高微堆的运行性能所进行的技术改进。目前 ,微堆在额定功率下的最大可运行时间从约 8h提高到约 4 0h ,运行性能大为提高 ,为中短寿命放射性同位素制备和活化分析应用展现了新的前景
400克镭当量钴源倒出事故的排除
镭 事故
2008/12/30
1965年1月9日,我校在调整实验室的过程中,发生了两吨半重的钴源铅罐倒翻,400克镭当量(发生事故时实际强度约为300克镭当量)钴源甩出的严重事故。后来在有关单位的协助下,经过三昼夜的紧急抢救,才顺利地排除了这次事故。
ASTECV1.2程序CPA&IODE模块严重事故源项分析
事故源 ASTECV1.2程序 CPA&IODE模块
2008/12/30
ASTECV1.2程序CPA&IODE模块严重事故源项分析。
PWR冷管段1%小破口失水事故实验研究
ＨＰＩＴＦ ＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序 水封清除 ＥＣＣＳ
2008/12/30
在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故（ＳＢＬＯ－ＣＡ）模拟实验，破口方向为冷管段底部，破口面积为１％（ＮＳＢ－７工况）。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序的计算结果相比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。
低温供热堆断电事故（ATWS）分析
低温供热堆
2008/12/30
文章利用RETRAN-02对清华大学在建5MW低温核供热实验堆断电事故(ATWS)进行了分析,比较了两种注硼模型,给出了事故过程描述、计算方案及计算结果。
非能动应急堆芯余热排出系统对核电厂失去厂外电源事故的影响
非能动余热排出 瞬态特性 失去厂外电源
2008/12/30
研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数据为依据，计算和分析了在失去厂外电源事故典型工况下，该系统投入运行时对瞬态热工水力特性的影响。
秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究
射性裂变产物 源项
2008/12/30
利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。
秦山核电厂各种控制棒弹棒事故的审核计算
点堆模型 热工水力和燃料棒瞬态分析 安全准则
2008/12/30
利用瞬态热工水力分析程序RETRAN02和燃料棒瞬态分析程序FRAPT6,按安全准则的要求,对秦山核电厂各种可能发生的控制棒弹棒事故进行了审核计算。事故工况包括寿期初满功率和零功率以及寿期末满功率和零功率,给出了这4种工况下的事故序列。计算结果符合安全准则要求。
秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析
全厂断电事故 源项 厂外后果 应急防护行动
2008/12/30
采用MELCOR和MACCS程序对秦山核电厂全厂断电事故的源项和厂外后果进行了计算。该事故会引起厂外群体受到较大剂量的放射性照射，但剂量不足以引发早期确定性健康效应。并对可能采取的应急防护行动进行评估，确定最佳防护措施为：安全壳泄漏阶段实施隐蔽；若安全壳超压失效无法避免，应急计划区内应立即实施撤离。