简介：给出了严重事故诊断方法，包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断，明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数，以及这些参数的优先级，以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳定状态。

简介：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.

简介：本文简介了AP-1000严重事故主要缓解措施，包括自动卸压（ADS）系统、熔融物堆内保持（IVR）系统、氢气控制系统、严重事故下余热排除系统和事故管理等。

简介：介绍了大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则,重点是大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则的组成和特点,并对福岛核事故后大亚湾和岭澳核电厂所做的改进进行了介绍.

简介：摘要在核电厂诸多的严重事故中，蒸汽爆炸是项危害极大的事故，引发这种事故的主要原因是熔化堆芯与冷却水的相互作用，在蒸汽爆炸的过程中将会产生巨大的能量与压力波，并且很可能会导致安全壳结构的失效，而且还会向环境中释放一些放射性的裂变物质。本文对核电厂严重事故下的蒸汽爆炸现象作出深入的研究，并且对其负面影响作出评价。

简介：摘要：国际标准题具有试验数据准确详实的特点，本文使用一体化系统分析程序MELCOR对燃料元件严重损毁事故国际标准题CORA-13试验进行建模计算，并从机理角度阐述试验中的物理现象，研究了瞬态阶段和再淹没阶段燃料组件棒束温度从开始锆水反应直至达到峰值前后的变化趋势，进而分析了MELCOR程序预测值与试验数据出现差异的可能原因。

简介：摘要安全壳内置换料水箱是位于反应堆厂房筏基层的不锈钢内衬水箱，主要用来存储含硼水，其功能是在反应堆换料停堆或维修停堆工况下向反应堆堆腔池、堆内构件贮存区、反应堆厂房转运隔间内充水，并在事故工况下为安全注入系统和安全壳喷淋系统供水。在事故工况下，尤其是堆芯冷却剂丧失事故工况下，IRWST接收的回流水将杂质带入水箱，其过滤系统需保证下游碎片量满足RIS系统和EHR系统正常运行，并确保过滤系统产生的压力损失不影响RIS泵和EHR泵的吸入压头，以免对循环水泵和重要厂用水泵造成影响。

简介：摘要本文简要介绍了安全壳内氢气的状态，并根据氢气可燃性判断图，计算了各工况下氢气的可燃性，得出了氢气复合器的成功运行对氢气风险有显著影响的结论。

简介：摘要目前，我国的科技发展十分迅速，采用一体化严重事故分析工具,对600MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明相对于小破口失水始发事故和全厂断电始发事故工况,大破口失水始发严重事故堆芯快速熔化,在考虑100%锆-水反应产氢量的条件下,大破口失水始发事故氢气风险较大,有可能发生氢气快速燃烧;在氢气控制系统作用下,发生大破口失水始发严重事故时,安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%,未达到氢气快速燃烧和爆炸的条件,满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则,认为该氢气控制系统是可行、有效的。

简介：摘要目前，我国的科技发展十分迅速，采用一体化严重事故分析工具,对600MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明相对于小破口失水始发事故和全厂断电始发事故工况,大破口失水始发严重事故堆芯快速熔化,在考虑100%锆-水反应产氢量的条件下,大破口失水始发事故氢气风险较大,有可能发生氢气快速燃烧;在氢气控制系统作用下,发生大破口失水始发严重事故时,安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%,未达到氢气快速燃烧和爆炸的条件,满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则,认为该氢气控制系统是可行、有效的。

简介：介绍了秦山第二核电厂发生全厂断电引发的严重事故的初步分析。

简介：摘要：本文使用MELCOR程序对MACE试验进行建模，通过对比试验数据验证了数值仿真结果。文章先简要介绍了研究熔融物与混凝土相互作用的MACE试验及其建模参数，随后叙述了运用MELCOR程序CAV模块建模的过程，并在堆腔熔穿深度、最终形状、熔融物与冷却水换热三方面对试验与数值仿真结果着重进行对比分析。仿真结果中，轴向和径向最大熔穿深度分别为13.1厘米和16.2厘米，熔融物消融混凝土堆腔的熔穿深度和最终形状，与试验结果较为符合；在计算熔融物与冷却水间换热时，引入冷水浸入模型更符合试验观测，热流密度平均为335kW/m2。

简介：2016年5月10日，能源行业核电标准化技术委员会秘书处在深圳组织召开了核电标准化研究项目“核电厂严重事故管理导则格式内容标准化研究”的验收会。来自环保部核与辐射安全中心、中广核研究院有限公司、中国核动力研究设计院等7家单位的18位专家和代表参会。

简介：在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则.

简介：本文利用通用流体计算软件,建立了爆破阀传热模型,采用稳态及瞬态求解器对AP1000型核电厂正常工况和严重事故工况下的爆破阀传热过程进行了计算与研究。计算过程中实时监测药筒壁面最高温度随时间的变化,计算结果为验证爆破阀在严重事故工况下的可用性提供了理论依据。研究结论如下：正常工况下,药筒壁面最高温度约为75℃;严重事故工况下,阀体表面与空气的对流换热系数分别采用10、50及100W·m^-2·K^-1三种条件进行计算,药筒壁面最高温度分别达到95.7℃、124.8℃及154.8℃。计算结果表明,严重事故期间,药筒壁面最高温度不超过160℃,不会对爆破阀所用火药性能产生重大影响。

简介：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。

简介：摘要：放射性裂变产物中碘特性非常活泼，由于其高放射性、高毒性和独特的化学性质，因此在环境影响评价和严重事故后果分析中常被作为关键核素进行研究。使用事故源项评估程序（ASTEC）对核电厂安全壳中放射性裂变产物碘的迁移进行建模，对不同影响因素下碘的迁移和分布进行研究。本文主要分析严重事故下安全壳内裂变产物碘影响因素敏感性分析

简介：本文写于日本311大地震、海啸发生后的不同时段。首先,对福岛核事故的趋向进行了初步探讨,提出了发生堆芯熔化的可能性极大;其次,对我国的核安全检查进行了思考,述说了可能危及核电厂安全的外部自然事件和人为事件;最后结合地震后所发生的一些现象,提出了需要对地质、地震研究的问题。

简介：根据压水堆核电厂严重事故发生机理，基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段，针对AP1000和二代核电厂进行比较，在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同，最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。

简介：核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱.鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用“欧洲用户要求（EUR）”文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同“大量释放”间的关系.研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考.