海洋核动力平台大破口事故下安全壳压力控制与影响

安全壳是海洋核动力平台的核安全二级耐压舱室,包容反应堆及一回路系统,是设计基准事故工况下限制放射性物质对环境释放的重要屏障。海洋核动力平台采用分散式压水堆型,主管道大破口是一种严重的设计基准事故,导致安全壳内产生高压高温的放射性气体。文章通过对安全壳压力控制技术的对比研究,提出了海洋核动力平台安全壳设计适合采用湿阱抑压控制措施的建议,并研究了压力控制对总体方案改进带来的收益,对海洋核动力平台总体方案设计具有指导意义。     

安全壳内氢气浓度测量技术及其应用综述

对当前世界各国核电行业采用的安全壳氢气浓度测量技术和相关产品进行综合论述,并指出由于严重事故工况条件的特殊性,一些技术和产品还需改进和完善。最后,对中国自主研发的CH-15型安全壳氢气浓度测量装置进行简要介绍。随着核电行业对核事故认识的不断深入,先进的氢气浓度测量装置必将大量应用于世界各国的核电厂。     

浮动核电站安全壳泄漏率指标分配

[目的]为了探索船用堆安全壳整体和局部泄漏率水平,明确安全壳密封性试验验收准则标准,并开展安全壳周围舱室的气载放射性物质浓度分析。[方法]基于陆上核电站安全壳密封性试验标准,根据"标准分析-提出指标-验证指标"的总体思路,开展浮动核电站泄漏率指标分配、泄漏率计算和可行性分析研究。[结果]结果表明,设计基准事故工况下,浮动核电站安全壳整体泄漏率应控制在3‰/24 h左右,B类和C类贯穿件泄漏率分配分别占整体泄漏率的10%和50%;在试验工况下,安全壳整体泄漏率考虑25%的设计余量。[结论]泄漏率数值分析计算结果满足指标要求,并具有较好的设计余量,对明确安全壳密封性试验验收准则具有重要参考价值。     

海上浮动核电站堆舱碰撞安全研究

海上浮动核电站是小型核反应堆与船舶工程的有机结合,目前国内外均不存在海上浮动核电站相关的设计规范,为了评估海上浮动核电站堆舱碰撞安全水平,本文研究并总结了国际核商船安全规则的堆舱碰撞安全设计要求,对比具有类似特殊安全要求的使用气体或低闪点燃料船舶的燃料舱碰撞安全设计要求,将概率分析法引入堆舱碰撞安全评估,提供了一种海上浮动核电站堆舱碰撞安全评估方法。