后福岛时代对我国核电安全理念及要求的重新审视与思考 被引量：9

1

作者 柴国旱 《环境保护》 CAS CSSCI 2015年第7期21-24,共4页

文章回顾了2011年日本福岛核事故的影响及教训,指出核电厂贯彻纵深防御原则的重要性,并需要在核电厂设计和运行中进一步加强。同时,对我国核电安全目标、安全理念及要求进行了重新审视与思考,提出需要提倡核安全合理可达到的尽量高(AHA... 文章回顾了2011年日本福岛核事故的影响及教训,指出核电厂贯彻纵深防御原则的重要性,并需要在核电厂设计和运行中进一步加强。同时,对我国核电安全目标、安全理念及要求进行了重新审视与思考,提出需要提倡核安全合理可达到的尽量高(AHARA)的核安全理念、调整核电厂工况分类、调整纵深防御体系等建议。 展开更多

关键词 核安全 福岛事故 核电厂 《核安全规划》

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福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析 被引量：9

2

作者 陈耀东 周拥辉 +1 位作者 石俊英 柴国旱 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期283-289,共7页

本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的... 本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,结果表明:地震发生后约36h反应堆水位降至堆芯活性区顶部。操纵员未能及时成功对安全壳和反应堆进行快速卸压,以在堆芯底部出现裸露前向反应堆补充冷却水,使得堆芯出现严重的锆水反应,大部分燃料包壳已破损而导致易挥发的放射性裂变产物的释放;但此时堆芯整体依然维持可冷却几何形状;在消防水泵向反应堆注入冷却水期间,由于冷却注入流量出现中断,导致堆芯进一步熔毁坍塌;碎片迁移至下腔室后,进一步的锆水反应(金属-水反应)新增的氢气泄漏并积聚在反应堆厂房上部,引发了安全壳厂房的爆炸;72h内,堆芯内约50%的锆合金发生了氧化,压力容器下封头未发生失效。 展开更多

关键词 福岛 锆水反应 堆芯失效 氢爆

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压水堆核电厂余热排出系统设计中一些安全问题的探讨 被引量：5

3

作者 依岩 柴国旱 张和林 《核安全》 2006年第1期48-52,共5页

针对法国900MW压水堆核电厂余热排出系统的设计,探讨了其存在的一些安全问题及其设计改进方案。并指出余热排出系统在事故缓解中的重要性。

关键词 余热排出系统 压水堆 单一故障准则

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福岛核事故后核安全改进行动及安全要求研究 被引量：7

4

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

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某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探 被引量：5

5

作者 孙锋 潘蓉 +1 位作者 柴国旱 李亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1815-1820,共6页

核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,... 核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。 展开更多

关键词 核电厂 预应力混凝土安全壳 LOCA 温度场 响应规律

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用PARCS／TRACE／ROBIN程序系统研究秦山二期弹棒事故 被引量：5

6

作者 冯进军 胡威 +3 位作者 周克峰 李明 肖红 柴国旱 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第1期148-156,共9页

利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟... 利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。 展开更多

关键词 PARCS TRACE SNAP ROBIN 压水堆 弹棒事故

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核电厂火灾PSA方法浅析 被引量：4

7

作者 宫宇 依岩 柴国旱 《核安全》 2012年第3期75-78,共4页

作为PSA工作中不可缺少的一部分,核电厂火灾PSA正在发挥着越来越重要的作用。本文对核电厂火灾PSA的发展、应用和研究的基本情况进行了论述。

关键词 概率安全分析 火灾 核电厂

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核电厂严重事故工况下放射性废液滞留包容原则和措施 被引量：4

8

作者 徐春艳 刘新华 +4 位作者 柴国旱 毛亚蔚 杨林君 翁明辉 童节娟 《核安全》 2015年第4期12-16,23,共6页

福岛核事故后,严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性,研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容,不向环境排放的原则,并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和... 福岛核事故后,严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性,研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容,不向环境排放的原则,并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施,确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。 展开更多

关键词 核电厂 严重事故 放射性废液 滞留和包容

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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

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TRACE和SNAP程序在深水池式低温供热堆研究中的应用 被引量：4

10

作者 冯进军 柴国旱 +2 位作者 周克峰 胡威 石俊英 《核安全》 2013年第2期7-12,共6页

利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆(Deep-pool Low-temperature Heat Generating Reactor,DLHGR)模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理的分析结果,并发现了设计中存在的优点和不足。

关键词 TRACE SNAP DLHGR 安全分析

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核电厂标准设计审查的初步研究 被引量：3

11

作者 张弛 刘宇 +1 位作者 庞宗柱 柴国旱 《核安全》 2015年第1期71-77,共7页

通过对国外核电厂标准设计发展历程的梳理以及监管机构对标准设计的定位和监管流程的研究,结合我国近期对CAP1000型核电项目的监管创新探索和具体的技术审查实践,提出审查中关键事项,梳理未来标准设计认证工作的难点,并提出建议,以推动... 通过对国外核电厂标准设计发展历程的梳理以及监管机构对标准设计的定位和监管流程的研究,结合我国近期对CAP1000型核电项目的监管创新探索和具体的技术审查实践,提出审查中关键事项,梳理未来标准设计认证工作的难点,并提出建议,以推动我国核电厂标准设计认证工作,不断提升核安全水平。 展开更多

关键词 核电厂 标准设计 标准设计认证 监管

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压水堆核电厂地坑滤网下游效应问题的解决方案 被引量：3

12

作者 张庆华 李春 +1 位作者 刘宇 柴国旱 《核安全》 2011年第3期69-72,78,共5页

地坑滤网问题是压水堆核电厂应关注的安全重要问题。介绍了压水堆核电厂地坑滤网问题的技术背景,回顾了地坑滤网下游效应问题的发展与现状,并对下游效应可能的解决方案进行了分析讨论。

关键词 压水堆 地坑滤网 下游效应 解决方案

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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

13

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

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对临界热流密度计算关系式FC-2000的审评 被引量：4

14

作者 柴国旱 王小海 +1 位作者 陈召林 陶书生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第S2期84-87,96,共5页

介绍了针对临界热流密度关系式FC-2000的审评过程、审评关注问题和审评意见,给出了FC-2000应用的限制条件。

关键词 临界热流密度 计算关系式 FC-2000 审评

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600MW压水堆安注箱设计研究 被引量：2

15

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

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高温气冷堆HTR-PM安全审评中有关燃料最高温度的考虑 被引量：2

16

作者 陈召林 李斌 柴国旱 《核安全》 2012年第2期16-20,F0004,共6页

高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战。本文针对高温气冷堆... 高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战。本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨。 展开更多

关键词 高温气冷堆 安全裕度 统计学分析方法

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秦山核电厂运行许可证延续安全审评经验分析 被引量：2

17

作者 孙海涛 吕云鹤 +6 位作者 高晨 马若群 毛玉仙 房永刚 柴国旱 杨堤 孙造占 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期65-69,共5页

为开展秦山核电厂运行许可证延续(OLE)申请的核安全审评,采用文件审查和现场踏勘的方式,依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策(试行)》,并参考美国执照更新(LR)的法规和标准等技术文件,针对老化管理审查(AMR)的筛选、... 为开展秦山核电厂运行许可证延续(OLE)申请的核安全审评,采用文件审查和现场踏勘的方式,依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策(试行)》,并参考美国执照更新(LR)的法规和标准等技术文件,针对老化管理审查(AMR)的筛选、AMR的结果、时限老化分析(TLAA)、安全分析报告增补、老化管理大纲(AMP)等方面开展了深入的研究,形成了相应的审评技术见解和审评经验,为秦山核电厂OLE申请的行政批复提供了重要支撑,为后续核电厂的OLE申请和安全审评提供了重要参考。 展开更多

关键词 核电厂 运行许可证延续(OLE) 老化管理 安全审评 执照更新(LR) 老化管理审查(AMR)

原文传递

AP1000核电厂地坑滤网下游效应分析 被引量：1

18

作者 张庆华 刘宇 柴国旱 《核安全》 2010年第4期45-49,55,共6页

根据相关法规和导则的要求,AP1000核电厂地坑滤网的设计考虑了LOCA事故工况下碎片堵塞对滤网性能的影响,并对其"下游效应"进行了分析论证。简要介绍了地坑滤网问题的技术背景、国内AP1000核电厂地坑滤网的设计情况以及AP1000... 根据相关法规和导则的要求,AP1000核电厂地坑滤网的设计考虑了LOCA事故工况下碎片堵塞对滤网性能的影响,并对其"下游效应"进行了分析论证。简要介绍了地坑滤网问题的技术背景、国内AP1000核电厂地坑滤网的设计情况以及AP1000核电厂针对地坑滤网问题的设计特性。在此基础上重点阐述了AP1000核电厂地坑滤网"下游效应"的分析方法、验收准则和分析结果,旨在为国内传统压水堆核电厂的地坑滤网下游效应分析提供参考和借鉴。 展开更多

关键词 AP1000 核电厂 地坑滤网 下游效应

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模块化高温气冷堆反应堆设计重点安全问题分析 被引量：1

19

作者 李斌 樊赟 +2 位作者 张巧娥 柴国旱 杨海峰 《核电子学与探测技术》 北大核心 2015年第3期226-230,共5页

本文介绍了模块化高温气冷堆的安全特点,对反应堆堆芯设计核安全审评重点关注的核安全问题进行了分析,并提出解决方案以供设计和审评人员参考。

关键词 模块化高温气冷堆 核安全 审评

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田湾核电厂1号机组主泵水润滑径向-止推轴承失效原因分析和改进方案 被引量：1

20

作者 周善元 柴国旱 《核安全》 2008年第3期30-32,56,共4页

本文从田湾核电厂水润滑径向-止推轴承的工作原理出发,对其失效的原因进行了分析,并提出了改进方案的建议。

关键词 水润滑 径向-止推轴承 失效原因 改进方案

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