对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解 被引量：8

1

作者 林诚格 史国宝 +15 位作者 陈耀东 陈培培 刘伟 孙光弟 沈文权 刘志弢 詹文辉 梅其良 陈松 孙大威 苏夏 杨亚军 李林森 廖敏 崔蕾 邢勉 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第4期337-345,共9页

本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标... 本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标要求两方面提出了"实际消除大量放射性物质释放的可能性"的对应要求,其中概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆·年。为此,需要采取措施,在设计上实际排除能产生大量放射性释放的事故序列;在严重事故条件下尽量恢复堆芯冷却,并保持反应堆压力容器和安全壳的完整性,以及乏燃料池的冷却能力;扩展事故管理导则,提高事故缓解和控制能力。最终在技术上实现实际消除大量放射性物质释放后,无需场区外紧急撤离措施。 展开更多

关键词 核电 核安全 实际消除 大量放射性释放

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CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放 被引量：5

2

作者 严锦泉 史国宝 +2 位作者 林诚格 詹文辉 田林 《核安全》 2016年第1期76-83,共8页

本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同... 本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^(-7)/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。 展开更多

关键词 核安全目标 实际消除 大量放射性释放 CAP1400 安全设计

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安全壳在事故情况下的完整性分析 被引量：23

3

作者 林诚格 赵瑞昌 刘志弢 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第2期181-192,共12页

现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较... 现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。 展开更多

关键词 安全壳 安全壳完整性分析 设计基准事故 严重事故 WGOTHIC

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核电厂紧急运行规程的开发与使用 被引量：3

4

作者 林诚格 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1990年第4期304-313,5,共10页

开发和使用核电厂紧急运行规程是保证核电厂运行安全的一个重要措施。本文介绍了事件定向、征兆定向、功能定向和状态定向的紧急运行规程,它们的格式与结构,开发步骤以及实际应用。可为我国即将投运的核电厂制定紧急运行规程作参考。

关键词 核电厂 运行规程 开发 使用

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压水堆失水事故最佳估算方法研究 被引量：15

5

作者 林诚格 刘志弢 赵瑞昌 《核安全》 2010年第1期1-12,共12页

传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事... 传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。 展开更多

关键词 失水事故 最佳估算 不确定性分析 CSAU ASTRUM

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我国今后新建核电站若干安全问题的考虑 被引量：2

6

作者 林诚格 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2000年第3期255-259,共5页

根据国内外经验 ,提出了我国今后新建核电站的若干安全要求 ,包括安全目标、决定论方法和概率论方法、严重事故、安全壳及其系统。

关键词 核电厂 安全 中国 标准化 安全目标 决定论方法

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评苏联核动力厂安全总则ОПБ-88 被引量：1

7

作者 林诚格 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第6期1-6,22,共7页

本文评述苏联从1990年7月1日起执行的核动力厂新的安全法规ОПБ-88。新的法规有许多新内容和新要求,本文评述其中有重大发展的原则,这些原则包括纵深防御原则;超设计基准事故;定量安全目标;概率分析要求;安全素养;质量保证;设备的核... 本文评述苏联从1990年7月1日起执行的核动力厂新的安全法规ОПБ-88。新的法规有许多新内容和新要求,本文评述其中有重大发展的原则,这些原则包括纵深防御原则;超设计基准事故;定量安全目标;概率分析要求;安全素养;质量保证;设备的核安全分级;对营运单位的要求;安全许可证制度;以及设计的基本安全原则。新法规的贯彻执行将对苏联核动力厂的安全提高到国际水平有重大推动作用。 展开更多

关键词 核电厂 安全 苏联

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我国的核安全监督管理 被引量：1

8

作者 林诚格 《电力技术（北京）》 CSCD 1992年第6期8-11,共4页

核电发展是以核安全为前提的。我国核电起步较晚,但一开始就以高标准要求,建立了独立的核安全监督管理体系、方法;制定了严格的核安全法规;确立了对核安全负全面责任的营运单位的原则.文中全面介绍了我国核电安全监督管理方面的五条经验.

关键词 核电 安全监督 管理

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对于非能动压水堆核安全监管要求的变化 被引量：1

9

作者 林诚格 《核安全》 2007年第3期5-9,共5页

本文对非能动压水堆核安全监管要求的变化作了具体的叙述和分析。13项重要的改变涉及:非安全级系统的监管处理、安全停堆状态、全厂断电法则、未能自动停堆的预计瞬态法则、安全参数显示系统问题、事故后取样系统、蒸汽发生器多管破裂... 本文对非能动压水堆核安全监管要求的变化作了具体的叙述和分析。13项重要的改变涉及:非安全级系统的监管处理、安全停堆状态、全厂断电法则、未能自动停堆的预计瞬态法则、安全参数显示系统问题、事故后取样系统、蒸汽发生器多管破裂、氢的控制、重新定义运行基准地震、现实放射性源项、安全壳C型试验的最大时间隔、关于非能动流体系统的单一故障以及ITAAC问题。 展开更多

关键词 核安全 非能动压水堆 监管

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AP1000重要非安全系统的监管处理 被引量：1

10

作者 林诚格 《核电工程与技术》 2008年第1期7-10,共4页

AP1000有些非安全相关的能动系统起着纵深防御的作用，有的对满足安全目标有贡献。它们虽然是非安全级的，但也要进行监管，以达到可用性和可靠性要求。本文介绍了确定需监管非安全相关系统的准则、方法、结果和监管的内容。

关键词 核安全 监管处理 压水堆 能动系统 非安全系统 AP1000

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防止和缓解核电厂严重事故的对策

11

作者 林诚格 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1993年第1期8-13,5,共6页

过去核电厂的安全设计主要考虑设计基准事故,认为反应堆堆芯不会严重损坏和熔化,放射性物质不会大量释放。我国新的核电厂设计安全现定要求适当考虑严重事故。本文提出了防止和缓解这种超设计基准事故的对策,包括定量安全目标、事故处... 过去核电厂的安全设计主要考虑设计基准事故,认为反应堆堆芯不会严重损坏和熔化,放射性物质不会大量释放。我国新的核电厂设计安全现定要求适当考虑严重事故。本文提出了防止和缓解这种超设计基准事故的对策,包括定量安全目标、事故处置、保持安全壳完整性的措施和应急措施,作为执行新的设计安全规定的技术说明提供参考。 展开更多

关键词 核电站 安全设计 事故 核事故

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秦山核电厂ATWS及其处置研究

12

作者 孙礼亚 濮继龙 林诚格 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期295-303,共9页

利用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂几种典型的ATWS进行了分析计算,对该厂主给水丧失ATWS后失去全部给水事故及其处置作了研究。结果可为秦山核电厂应急运行规程的研制提供技术依据。

关键词 ATWS 核电站 事故 反应堆 处理

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下一站,核能海水淡化

13

作者 林诚格 《海洋世界》 2006年第8期20-23,共4页

位于江苏连云港市的田湾核电站是中国一个大型能源基地,目前在建的有一期2台100万千瓦机组,二期工程的2台机组已经开挖,预留的三、四期工程位置可以安装4台150万千瓦的机组,最终形成总装机容量达1000万千瓦的安全可靠、先进高效的大型电... 位于江苏连云港市的田湾核电站是中国一个大型能源基地,目前在建的有一期2台100万千瓦机组,二期工程的2台机组已经开挖,预留的三、四期工程位置可以安装4台150万千瓦的机组,最终形成总装机容量达1000万千瓦的安全可靠、先进高效的大型电城,成为21世纪我国重要的电力供应中心。 展开更多

关键词 核能海水淡化 淡水资源 经济竞争力 能源供应 保护环境 核电工业 常规燃料 常规能源 核能淡化 多样化

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亥电规模发展必须提高单堆机组的安全水平

14

作者 林诚格 易湘红 《核电工程与技术》 2009年第1期7-8,共2页

基于概率分析，论证了提高单堆机组安全水平的必要性。

关键词 堆芯熔化概率 核风险 AP1000

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