简介:描述了我国压水堆燃料制造设施1987~2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。
简介:RCC—C压水堆核电厂燃料组件设计和建造规则,是法国核电六项设计和建造规则之一。本文主要论述将RCC—C转化为我国相应标准的必要性和可行性。1转化的必要性由法国核岛设备设计和建造规程协会(AFCEN)的RCC编辑委员会RCC—C分编辑委员会编写的RCC—C,既讲燃料组件(包括燃料棒和骨架,骨架由上管座、下管座、导向管、仪表管和定位格架组装而成),又讲相关组件(包括控制捧组件、可燃毒物组件、一次中子源组件、二次中子源组件和阻流塞组件);既包括原材料和零部件的特性要求,又包括制造、检验和质量保证,既阐述了设计内容,又阐述了安全要求的比较全面的核燃料标准,而且,六个RCC标准之间联系接口处理得当,使之
简介:安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析(HRA)是概率安全分析(PSA/PRA)模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。
简介:加速器驱动次临界系统(ADS)与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度(keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99)下1s内引入反应性+1β的中子学动态特性对比分析。结果表明:①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。