福岛工程/ MAAP5先进功能严重事故

BWR反应器类似于Fukushima Daiichi Unit 1（福岛Daiichi核现场鸟瞰图在背景中）。

SAMG更新*Maap5分析*二级风险分析*严重事故现象*用于在线事故管理的模块化事故响应系统（MARS）代码*PRA支持*FLEX设备评价*ELAP的电力应对策略（延长丢失交流电源）事件

Fauske & Associates, LLC (FAI)密切参与了国际社会对TMI-2、切尔诺贝利和福岛第一核电站事故的响应，其建立基于商业领域对严重事故建模、评估和缓解方面的专业知识核电厂．FAI采用概率风险评估、模块化事故分析程序和其他严重事故建模技术和工具来创建全面的风险概况，从而降低未来发生事故的风险。

FAI与核工业合作，了解和准备电力反应堆的严重事故:

• 1980年，FAI促成了基金会NSAC-1报告的发展，第一次分析了TMI-2事故。
• 1986年，FAI是美国维也纳，奥地利维也纳的一部分，苏联提供了对西欧国家切尔诺贝利事故的第一次技术简报。
• 2011年，FAI帮助Man在东京中的“战争室”，在活动期间监测福岛Daiichi（1F）事故进展，并考虑事故反应和缓解策略。
• 2012年，FAI加入了日本联盟，由政府机构Meti任务，以了解技术进展，以及在1F站点的单位1,2和3的后续最终配置的技术。这提供了对关键现象的理解，这对对1F特定进展的基本理解至关重要。

FAI系统建模主任James Burelbach博士说:“由于它涉及多个反应堆，而且它发生在传统的西方风格的动力反应堆设计中，福岛第一核电站是一个分水岭事件，对全世界的动力反应堆都有影响。“FAI在该领域30多年的深入研究和成就，最终使我们在行业领先的努力揭示了Daiichi的基本教训。对于负责执行《严重事故管理指南》(SAMGs)的工厂运营和技术支持委员会(TSC)人员来说，这些易于处理、实用的教训是立竿见的好处。现在，他们可以根据第一核电站的经验，以更先进的预期完成任务。”

FAI利用概率风险评估(PRAs)和相应的工程计算来量化风险概况。这决定了在核电站中发生超出设计基础的现象的可能性和潜在严重程度。FAI支持许多植物的I级和II级PRA分析，可追溯到原始的单个植物检验(IPE)研究。此外，FAI还开发或改进了评估严重事故进展的软件和方法。

使用MAAP图形界面的工程师

FAI是模块化事故分析计划（MAAP）的原始开发人员，现在是一个电力研究所（EPRI）拥有和许可的计算机软件。Maap是一种快速运行的计算机代码，模拟轻水和重水中调节核电站的响应，用于电流和先进的轻型水反应器（ALWR）设计。它可以模拟对PRA应用以及严重事故序列的冷却液事故（LOCA）和非LOCA瞬变，包括作为严重事故管理指南（SAMG）的一部分所采取的行动。最初由FAI开发作为行业的一部分，退化核心规则训练（IDCOR）计划，现在有几个并行版本的Maap for Bwrs，Pwrs，Candu设计，Fugen设计和俄罗斯Vver PWR设计。FAI继续支持毛泽东开发的ePRI，我们与用户合作，满足他们对模型定制和PRA应用的特殊需求，包括成功标准，操作员行动的时机，以及房间加热，以及SAMG开发，全部范围模拟器和自动敏感性研究。

FAI以合作方式支持公用事业/供应商，以便所有严重事故问题，包括氢气，源期，设备生存能力和大气分散和剂量。FAI通过一些关键实验，有许多关键实验开发的独特体验，以扩大对与：的严重事故的理解

• 直接遏制加热
• Drywell Shell热互动与核心碎片（衬垫熔融电位）
• 电反应器压力容器（RPV）下压力芯片中的芯碎片外部冷却。
• 内部（“血管”）核心碎片在RPV下压力液中的冷却。
• 下静压室对岩心碎片热侵的响应
• 同心管冷却
• 岩心碎片对相邻管对喷射热侵

通过订阅我们下面的博客，了解最新的严重事故建模、测试和解决方案，以及其他过程安全新闻。