核安全工程师考试专业实务第一章备忘.doc

第一章 核反应堆工程2011-8-281. 核设施：核动力厂和其他反应堆（试验堆、生成堆、核临界装置）2. 热中子堆，裂变是由平均能量约为0.07eV的低能中子引起的，堆内必须有足够的慢化剂。天然铀、稍加浓铀燃料、 233U，239Pu都可用作热中子堆的核燃料。3. 轻水在中子照射下会产生放射性4. 压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR，CANDU）、高温气冷堆（HTGR）前四个都是热中子堆和快中子堆(LMFBR，液态金属冷却快中子增殖堆)。5. 重水堆比轻水堆节约原料20。6. 20t天然水有3kg重水。7. 在发生重大失水事故时保证核电厂反应堆和主厂房安全的系统有：安全注射系统（安全注射箱管系、安全注射泵管系）、安全壳喷淋系统8. 反应性的控制。凡能改变反应堆有效倍增因子的任一方法均可作为反应性控制的手段，例如：向堆芯插入或抽出中子吸收体、改变反应堆燃料富集度、移动反射层及改变中子泄漏法等。9. 裂变能97.4在燃料元件内转化为热能。10. 功率展平主要措施：燃料元件分区布置，合理设计和布置控制棒，堆芯内可燃毒物的合理布置，采用化学补偿及堆芯周围设置反射层。注意与中子注量率展平的区别。11. 堆内中子注量率展平：堆芯径向分区装载；合理布置控制棒、引入合理分布的可燃毒物；其实质都是改变中子产生率和吸收率。12. 2104s发生一次裂变。13. 不能发生瞬发临界（k过剩有效系数增加量缓发中子的总份额，反应堆中子注量率增加e倍时间与缓发中子无关，仅仅由瞬发中子就能使反应堆达到临界的状态瞬发临界。）14. 保护系统的安全准则 单一故障准则保护系统必须采取多重性措施。可以利用相同的设备，或设备的多样性或功能的多样性来实现。 通道和系统的独立性独立性是通过仪表通道、逻辑元件、执行器控制通道、执行器和电源的电气隔离、实体分隔及防护来提供的。目的是一个通道的故障不会影响另一个通道的工作。 故障安全准则 符合逻辑 多样性多样性已作为对性能故障和共因故障的一种防护手段。多样性的类型有：设备的多样性和功能的多样性，重点在保护参数的功能多样性 试验、监测和校准能力保护系统具备反应堆运行情况下进行在线或在役试验的能力。15. 辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境释放。但照射和排放必须受到严格的控制，并且必须符合运行限值和辐射防护标准。16. 核动力厂安全目标的实现（1）为了实现安全目标，在核动力厂设计时必须进行安全分析见教材p72，以便确定所有照射来源，并评估核动力厂工作人员、公众可能受到的辐射剂量，以及对环境的可能影响。（2）此种安全分析必须考察的内容：核动力厂所有计划的正常运行模式；发生预计运行事件时核动力厂的性能；设计基准事故可能导致严重事故的事件序列（3）安全分析采用确定论和概率论方法；（4）在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急相应的要求。17. 这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括：专设安全设施、营运单位制订的厂内事故处理规程以及国家和地方有关部门制订的厂外干预措施。18. 核动力厂设计要求根据核反应堆的安全特性，为确保安全，核电厂的设计必须满足下列总体要求：必须提供安全停堆手段，使反应堆在任何运行工况中，以及事故工况期间和事故后状态下安全停闭，并保持在安全停堆状态；必须提供排除余热的手段，使停堆后能从堆芯排除余热；必须提供减少放射性物质释放可能性的手段，并保证任何放射性释放在运行状态下低于规定限值，在事故工况下低于可接受限值。上述总体要求，简单地可以表述为：安全停堆、最终热阱、放射性包容。19. 为了贯彻纵深防御概念，设计中必须尽可能防止：出现影响实体屏障完整性的情况；屏障在需要它发挥作用的时候失效；一道屏障因另一道屏障的失效而失效。20. 划分某一构筑物、系统和部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断。21. 安全分级根据安全重要物项的安全功能和安全重要性分级22. 构筑物、系统和部件的可靠性设计案例重点可靠性设计要求和实现可靠地承受所有确定的假设始发事件。途径：防止共因故障、单一故障准则和采用故障安全设计。 共因故障定义：由特定的单一事件或起因导致两个或多个构筑物、系统或部件失效的故障。 防止共因故障， 可采用多样性、多重性和独立性。 单一故障准则定义：对某一安全组合或特定的安全系统要求在其任何部位发生可信的单个不能执行其预定安全功能的随机故障及其所有继发性故障时仍能执行其正常功能的准则。应用单一故障准则，采用多重性。 故障安全设计核动力厂系统必须设计成在该系统或部件发生故障时不需要采取任何操作而使核动力厂进入安全状态。 多重性采用多于最少套数的设备，满足单一故障准则 多样性：通过多重系统或部件引入不同属性，采用不同的工作原理、不同的物理变量、不同的运行条件或不同厂的设备，可以减少共因故障的可能。 独立性：在系统设计中采用功能隔离或部件实体分隔来实现。多重系统部件之间的独立性；系统中各部件与假设始发事件效应之间的独立性；不同安全等级的部件或系统之间的独立性安全重要物项与非安全重要物项之间的独立性。实体分隔：几何分隔（如距离、方位）屏障分隔两种组合23. 核动力厂事故分析方法核动力厂事故分析采用概率论安全评价方法（PSA方法）和确定论安全评价方法。用概率论方法找出各种事故发生的频率，用确定论方法计算出事故的后果，用概率论加确定论互补的方法来分析事故。概率安全分析，可以找出源于各种始发事件的事故序列，现实地确定事故发生的频率和后果，还可以确定核动力厂安全的风险水平24. 假设始发事件：定义为在设计时确定的能导致 预计运行事件或事故工况（设计基准事故和严重事故）的事件25. 典型的始发事件：设备故障包括管道破裂、人员差错、人为事件和自然事件。一部分始发事件用确定论确定，一部分用概率论来确定。26. 核安全法规HFA102核动力厂设计安全规定，核动力厂工况按其发生频率分类为：正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。27. 设计基准事故：相当于INES 4级。发生频率在106/堆年104/堆年之间。可能释放出大量放射性物质可能导致燃料元件的严重损伤，但堆芯的几何形状不破坏，以便能适当保持堆芯冷却。不得导致具有限制事故后果功能的系统破坏，反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步损伤。典型事例：反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组弹出事故。典型的有8大类。核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的哪些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值之内。28. 设计基准事故预防措施：依靠依靠核设施固有安全特性和安全故障设计、设置应对设计基准事故的安全专设设施和运行规程，在发生预计的运行事件后将核动力厂引导到可控状态。29. 严重事故：即堆芯严重损坏事故，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人员伤亡。两次严重事故：三哩岛INES 5级、切尔诺贝利事故INES 7级。30. HAF102 “核动力厂安全设计规定”中，把严重事故明确划入设计基准的范畴。要求“必须采用工程判断和概率论相结合的方法，考虑严重事故的序列”31.32. 严重事故的预防和缓解专业实务p831、预防为主（保守的设计、适当的安全裕量、提高设备可靠性），降低初始事件发生概率。2、通过对系统及其自动控制功能的合理设计，改善核电厂瞬态特性，减少安全系统的动作和运行人员的干预。3、通过多重性、多样性的系统和设备，提高安全系统执行安全功能的可靠性，特别注意减少共因故障的因素。4、特别关注停堆状态和安全壳打开状态下，特别是保证排除余热的可靠性。5、采取高度可靠的手段，避免高压熔堆熔融物喷射；6、在严重事故下，维持安全壳的完整性，防止爆炸；7、在严重事故下，应有长期可靠的手段排除安全壳内的热量；8、在严重事故下，应有足够的能力控制放射性物质的泄露；9、在严重事故下，安全壳的贯穿件、隔离装置和空气闸门应有足够能力维持它们的功能。33.34. 严重事故的预防和缓解专业实务p831、预防为主（保守的设计、适当的安全裕量、提高设备可靠性），降低初始事件发生概率。2、通过对系统及其自动控制功能的合理设计，改善核电厂瞬态特性，减少安全系统的动作和运行人员的干预。3、通过多重性、多样性的系统和设备，提高安全系统执行安全功能的可靠性，特别注意减少共因故障的因素。4、特别关注停堆状态和安全壳打开状态下，特别是保证排除余热的可靠性。5、采取高度可靠的手段，避免高压熔堆熔融物喷射；6、在严重事故下，维持安全壳的完整性，防止爆炸；7、在严重事故下，应有长期可靠的手段排除安全壳内的热量；8、在严重事故下，应有足够的能力控制放射性物质的泄露；9、在严重事故下，安全壳的贯穿件、隔离装置和空气闸门应有足够能力维持它们的功能。35. 抗震I类的部件需承受安全停堆地震SSE的荷载，所有的核安全级部件与设备(核安全1、2、3级)均为抗震类，即要求部件与设备能够抵御“安全停堆地震（SSE）” 的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力。 36. 专设安全设施应急堆芯冷却、蒸汽与给水管道隔离、辅助给水、安全壳隔离、安全壳喷淋和氢气复合等37. 核安全一级的部件：“保持反应堆冷却剂压力边界完整性”的功能为核安全1级，主要设备有：反应堆压力容器、冷却剂管道、稳压器、蒸发器一次侧、冷却剂循环泵及管道、与反应堆冷却剂压力边界连接的第一道阀门。38. 安全4级为非核安全级、质量4级（质量D组），执行常规产品相应的标准和质量保证要求39. 核级设备设计的基本核安全要求1. 在核设施（包括核电厂）服役的核级设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运行状态（包括正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载，并保持其设备与部件压力边界的结构完整性；2. 在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内，在运行状态（包括正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载的条件下保持其可运行性和功能能力；3. 在核设施的全寿期内，能够对在核设施（包括核电厂）服役的核级部件与设备的可运行性和功能能力，以及压力边界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验。40. 设备鉴定包括：环境鉴定、抗震鉴定，对基于计算机的安全重要系统和设备，设备鉴定还包括软件的鉴定。41. 核级设备的抗震/动力学鉴定目的：保证管道系统、机械设备、反应堆堆内构件和它们支撑件在各种荷载作用下的结构完整性、可运行性和功能能力。42. 设计和鉴定试验应考虑的环境因素：化学物质的影响、放射性的影响。43. 营运单位必须制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件。44. 运行限值和条件必须包括对各种运行状态（包括停堆在内）的要求、必须包括运行人员应采取的行动和应遵守的限制技术方面。必须对运行人员进行充分的培训45. 运行限值和条件分为：4个。安全限值：是为了防止放射性物质不可接受的释放为依据，限值放射性物质释放，制定安全限值是为了保护某些 防止放射性物质不可控制释放的实体屏障的完整性，安全限值表明了安全条件的最终边界。安全系统整定值：超过某些整定值将引起停堆以抑制瞬态，超过另一些整定值将导致其它自动动作以防止超越安全限值。还有一些整定值用于使专设安全设施投入运行。正常运行的限值和条件：监督要求。46. 4、INES评定程序第一步检查事件是否与放射性材料和/或辐射有关的事件，放射性材料运输中发生的事件。第二步对于与放射性材料和/或辐射有关的事件，放射性材料运输中发生的事件，需要分别考虑厂外影响、厂内影响和纵深防御三个方面加以定级。第三步，选取三者中定级最高者。47. 事故停堆管理原则：防止事件升级为严重事故、减轻严重事故后果、实现长期稳定的安全状态。48. 营运单位的应急响应能力的维持主要包括以下几方面内容：1应急计划的修订与完善2应急工作人员培训制度3应急设施、设备的可用状态； 4应急演习1.1 核反应堆的基本工作原理1、 裂变反应：核裂变是堆内最重要的核反应。铀235裂变成两个碎片，发出2.5个中子，释放200MeV能量。2、 核反应截面：定量描述中子与原子核发生反应的概率的物理量。主要反应有：弹射反应、俘获反应、裂变反应；此外还有多种反应，对于各种反应截面。从宏观和微观角度，分为微观截面、宏观截面。核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质。3、 微观截面：中子与单个靶核发生相互作用概率大小的一种度量。是物质的固有特性。物理意义：一个入射粒子入射到单位面积内只有一个靶核的靶子上所发生反应的概率。量纲为面积，1靶1024cm2。核反应中的各种截面均与入射粒子能量有关，截面随入射粒子能量的变化关系称为激发函数。反应截面是入射粒子能量的函数。4、 宏观截面：中子与单位体积内所有原子核发生相互作用的概率的一种度量。量纲是长度倒数，常用1/cm。例如，a0.25/cm，那么，中子在其中穿过1cm，被该材料的原子核吸收的机会就是0.25。5、 中子注量率与核反应率密度：核反应率密度R是单位时间内在单位体积中发生的核反应次数，一般用R表示。中子注量率是单位体积内所有中子在单位时间内飞行的总路程，一般用nV(n中子密度，V中子飞行速度)。R=* 单位时间内单位体积中发生核反应的次数。6、 截面随中子能量变化的规律：核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质。对许多核素，考察其反应截面与入射中子能量E变化的特性，大致分三个区：低能区（E1eV），在该能区吸收截面随中子能量的减小而增大，大致与速度成反比；中能区（1eVE104 eV），共振峰；高能区（104 eV）称为快中子区，截面都很小。因此，在热中子反应堆内核裂变反应都发生在低能区E1eV。7、 核燃料原子裂变时都是高能中子，平均能量2Mev，最高为10Mev。8、 慢化指标：慢化能力：是慢化剂的宏观散射截面与每次碰撞后中子能力损失的乘积；慢化比：慢化能力/吸收截面，全面反映了慢化剂的优劣。9、 常用慢化剂：水、重水（氘）、石墨（碳）。其中水的慢化能力最强，因为它的吸收截面较大。l 反应堆常用的慢化剂：轻水、重水、石墨和铍l 轻水慢化能力大，慢化比小轻水的吸收截面大，必须用浓缩铀建反应堆，堆芯体积小l 238U共振吸收中能中子，逃脱共振吸收几率l 与慢化介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子l 20 oC， v=2200m/s, E=0.0253eVl 2MeV的裂变中子，慢化到1eV，平均与水碰撞18次l 慢化所需要的时间称为慢化时间，对水6x10-6sl 热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常见的慢化剂中， 10-4 10-2s10、 自续 链式裂变反应是核反应堆的物理基础。11、 K有效与堆芯材料成分和结构、尺寸和形状有关。12、 中子循环：裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中核燃料引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程，包括快中子倍增过程、部分裂变中子由于能量高，可引起一些U238裂变；部分共振吸收，部分逃脱共振吸收被慢化成热中子，热中子被各种堆芯材料吸收，被核燃料吸收的大部分要引起裂变；13、 在“负衰变”中，原子核内一个中子转变为一个质子，同时释放一个负电子，即粒子。 14、 反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采用燃耗深度这一物理量来衡量。在动力堆中，它被定义为堆芯中每吨铀放出的能量，其单位是 兆瓦日吨铀。需注意的是,这里指的铀包括铀235和铀238，并非只是铀235。 15、 目前的商用、军用动力堆都是采用铀235作核燃料的。天然铀中大量存在的铀238并不能作为核燃料来使用，因为热中子不能使其裂变。快中子虽然能引起铀238核裂变，但裂变截面太小。幸好，铀238俘获中子后可以变成易裂变同位素钚239。反应堆内的强中子场为铀238转换成核燃料提供了良好条件。 16、 为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量CR=易裂变核的平均生成率/易裂变核的平均消耗率，CR1称增殖堆，用BR表示（增殖比），Pu9燃料的快堆BR可达1.2 大多数现代轻水堆的转化比 0.6，高温气冷堆具有较高的转化比，其 0.8，因此有时被称为先进转化堆。对于轻水堆，由于可实现核燃料的转化，最终利用的易裂变核素约为原来的2.5倍。17、 天然铀中仅含约0.7的铀235，如果仅采用轻水堆，则最多能利用0.72.51.75。18、 堆内中子注量率分布：对于同体积的堆，球形的中子泄露最小，圆柱次之，长方体堆泄露最大。由于加工方面的困难，多数采用圆柱形堆芯。19、 带反射层反应堆的中子注量率分布，更加平坦。20、 圆柱形均匀堆的热中子注量率分布在高度方向上为余弦分布，在半径方向上为零阶贝塞尔分布。一般地，热功率分布与热中子注量率分布一致，但是通过燃料富集度分区布置（在半径方向上分布不是零阶贝塞尔分布）。21、 中子注量率的局部效应：燃料富集度分区布置、控制棒对中子注量率的扰动、水腔对中子注量率的扰动，使热功率分布不再遵循上述规律。22、 控制棒是热中子的强吸收体。对反应堆轴向功率分布也有很大影响。由于控制棒的插入使得堆内中子注量率分布更加不均匀。由于中子注量率不均匀性的提高，堆的平均功率也降低。23、 控制棒分为：停堆棒、调节棒、补偿棒。24、 补偿棒是用于抵消寿期初大量的剩余反应性的。25、 水腔的出现，严重影响水腔及水腔周围热中子注量率分布，水腔四周热中子注量率相对较高。26、 核裂变反应率密度的强弱取决于堆内中子注量率的水平。因此，堆内中子注量率的绝对值与相对分布将直接影响反应堆的功率水平与功率密度。27、 堆内中子注量率展平：堆芯径向分区装载；合理布置控制棒、引入合理分布的可燃毒物；其实质都是改变中子产生率和吸收率。1.2 核反应堆的主要类型了解 (1) 按照功能分类l 研究试验堆，用于研究中子特性l 生产堆，主要是生产新的易裂变材料233U，239Pu和各种不同用途的同位素l 动力堆，包括军用动力堆和民用动力堆两方面(2) 按照中子能谱分类l 快中子堆，裂变是由平均能量约为0.25MeV的高能中子引起的，堆内不能存有中子慢化剂材料l 中能中子堆，堆中存在一些慢化剂，裂变主要是由中能中子引起的；l 热中子堆，裂变是由平均能量约为0.07eV的低能中子引起的，堆内必须有足够的慢化剂。天然铀、稍加浓铀燃料、 233U，239Pu都可用作热中子堆的核燃料l 快中子堆和中能中子堆必须使用加浓的核燃料；l 世界上已建成的堆绝大多数属于热中子堆。(3) 按照慢化剂分类l 轻水堆，堆内中子慢化剂材料为轻水，现在世界上大量建造的动力堆，PWR压水堆和BWR沸水堆都是轻水堆。轻水对中子有较强的吸收，导致轻水堆必须采用加浓铀。水的慢化能力最强，也是良好的冷却剂。l 重水堆，堆内中子慢化剂材料为重水，吸收中子最少，慢化能力却很好，可用天然铀（例如：CANDU）重水是所有慢化剂中中子吸收最弱的材料。秦山三期重水堆l 石墨慢化堆，世界第一批反应堆大都采用石墨作慢化剂。高强度、高密度、耐辐照、耐高温的石墨直到今天，依然在高温气冷堆中扮演不可替代的角色。l 轻水做慢化剂也有局限 冷却剂和慢化剂都是轻水，要提高热效率，必须提高冷却剂温度和压力（存在沸腾传热临界热流密度问题） 轻水对中子有较强的吸收，导致轻水堆必须采用加浓铀 轻水在中子照射下会产生放射性，增加堆屏蔽防护的要求(4) 按照冷却剂分类l 核反应堆内的冷却剂是带载堆内产生的核裂变能到堆外热力系统的工作介质。核反应堆的热工水力学性质主要取决于选用的冷却剂，所以从研究反应堆热工水力学的角度常常按照冷却剂来划分核反应堆的类型l 气冷堆，CO2、He l 轻水冷却反应堆，PWR、BWR，(石墨水冷堆) l 重水冷却反应堆，CANDU PHWRl 液态金属冷却反应堆，钠冷、铋冷、铅冷、锂冷、铅铋合金冷（5）按照核燃料分类l 按燃料加浓程度分为：天然铀燃料堆、稍加浓铀燃料堆、加浓铀燃料堆（高浓铀燃料堆，MOX燃料堆）其他l 按运行参数还可分为: 高压堆、中压堆、低压堆； 高温堆、低温堆l 按结构可分为: 压力壳式、压力管式、（池式） 立式、卧式 目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有：压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR，CANDU）、高温气冷堆（HTGR）前四个都是热中子堆和快中子堆(LMFBR，液态金属冷却快中子增殖堆)核反应堆的主要类型 l 核反应堆的主要类型 在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）等五种堆型。反应堆的基本特征，包括燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路、以及各种堆型的主要特点等。l 五种核反应堆的基本特征 堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集度压水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右沸水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右重水堆 热中子 D2O D2O UO2 天然铀或稍加浓铀高温气冷堆 热中子 石墨 氦气 （Th,U）O2或UC 720%或90%钠冷快堆 快中子 无 液态钠 （U,Pu）O2 1520%1.3 核反应堆本体结构与核电厂系统及设备28、 燃料组件关键部件是定位格架29、 压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界，称为一回路压力边界。30、 100万千瓦核电站堆芯冷却剂流量6万t/h。31、 蒸汽发生器是分隔并连接一、二回路的关键设备；32、 主循环泵也是一回路的重要设备，泵的关键是保持轴密封，要求电机绝缘性能好。33、 主发动机能带动主循环泵进行不低于2030s的运转。34、 回路辅助控制系统：在核反应堆内进行可控链式裂变反应过程中，核能转化为热能。除核电厂主要的输热系统外，还有许多辅助系统，大致分为以下几类： （1）保证反应堆一回路系统正常运行的系统；化学和容积控制系统、主循环泵轴密封系统主循环泵采取机械密封和水密封两种（2）为核电厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：设备冷却水系统闭式、停堆冷却系统事故时作为安注系统的一部分（3）在发生重大失水事故时保证核电厂反应堆和主厂房安全的系统有：安全注射系统（安全注射箱管系、安全注射泵管系）、安全壳喷淋系统（4）控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：疏排水系统、放射性废液处理系统、废气净化处理系统、硼回收系统、取样分析系统（5）一回路其他辅助系统：补给水系统、乏燃料冷却及净化去污清洗系统（6）二回路辅助系统：主蒸汽排放系统、蒸汽再热及抽汽系统，凝结水给水系统、事故给水系统、蒸发器排污系统、润滑油系统及循环冷却水系统1.4 反应性与反应性的控制熟悉35、 通过控制反应性来控制堆芯的链式反应，从而控制反应堆的运行。凡是能够有效地影响反应堆内反应性的任何装置、机构和过程都可以用作反应性的控制。36、 反应堆在运行过程中，反应性将不断发生变化。影响反应性变化的因素：燃料和重同位素成分的变化裂变产物的产生和积累，造成“中毒”与“结渣”温度效应其他效应，如空洞效应、气泡效应等37、 在几百种裂变产物中，对反应堆链式反应危害最大的是氙135Xe，吸收中子最多。反应堆产生氙135Xe有两种途径：氙135Xe衰变和吸收中子而消失。氙135Xe的积累，使K有效大幅降低。（1）由235U直接裂变产生，产额0.003；份额比较小。（2）由裂变产物碲（135Te）经过两次衰变得到。235U吸收中子裂变直接生成碲（135Te），碲（135Te）很快衰变成135I，135I又经衰变半衰期6.7h成135Xe。大量的氙毒由135I裂变产物经过衰变而来。38、 平衡氙毒的浓度与稳定运行的中子注量率水平有关。功率高，平衡氙毒浓度越大。39、 温度效应：燃料温度升高，使燃料的中子共振吸收增加，中子减小；慢化剂温度升高，密度降低，引起慢化能量减弱。40、 燃料温度效应是快效应，慢化剂温度效应是一个慢效应，都随燃耗变化 41、 在反应堆运行过程中，随着核燃料的不断消耗和裂变产物的增加，反应堆反应性不断减少，而功率变化也使反应性变化。因此，堆芯寿命初期具有足够的剩余反应性。42、 为了补偿反应堆，在堆芯必须引入适量的可随意调节的负反应性。补偿剩余反应性、调节反应堆功率、停堆手段。43、 凡能改变反应堆有效倍增因子的任一方法均可作为控制反应性手段。例如，向堆芯插入或抽出中子吸收体最常见方法，通常称中子吸收体为控制元件，控制元件不仅仅是控制棒、改变反应堆的燃料富集度、移动反射层以及改变中子泄露等。44、 控制元件总的反应性等于剩余反应性和停堆余量之和。45、 反应性的控制类型：根据反应堆运行工况不同可分为：l 紧急停堆控制l 功率控制 l 补偿控制46、 把中子吸收体引入堆芯有三种方式： 控制棒、可燃毒物Cd B、可溶毒物47、 控制棒补偿棒、调节棒和安全棒，由中子吸收截面较大的材料，如镉、铟、硼和金合。常用银铟镉合金。安全棒用于紧急停堆；l 可燃毒物 硼和Cd（金属鉔）。l 可溶毒物：硼酸溶液1.5 堆内的释热与传热48、 U235、U233、PU239 每个原子核裂变能约200MeV，分为三类：第一类是瞬间释放的，主要集中在裂变碎片动能（在燃料元件内释放）；第二类是裂变后发生的各种过程释放的能量停堆以后仍然继续释放，堆芯余热、乏燃料发热；第三类是活性区燃料、结构材料和冷却剂吸收中子而产生的中子俘获反应（n，）放出的能量。49、 裂变能97.4在燃料元件内转化为热能。50、 反应堆的功率输出是由传热能力来决定的，因此局部的功率峰值会限制整个反应堆的输出功率，因此需要进行功率展平。51、 功率展平主要措施：燃料元件分区布置，合理设计和布置控制棒，堆芯内可燃毒物的合理布置，采用化学补偿及堆芯周围设置反射层。注意与中子注量率展平的区别。52、 燃料元件传热分析：53、 包壳为中子吸收率很低的锆合金结构材料。54、 包壳和燃料芯块之间存在一层很薄的充满氦气的气隙。55、 燃料棒内UO2的燃料热阻最大，其次是气隙；56、 核反应是强迫对流传热。57、 单相冷却剂的对流传热公式：牛顿冷却公式q=h（Tw-Tb) 58、 流动沸腾的沸腾临界DNB，是在热流密度很大的情况下壁面生成的气泡来不及扩散到主流中去的时候，壁面被汽膜覆盖造成传热恶化，壁面温度跳跃性升高的现象。59、 偏离泡核沸腾比DNBR最小值=1.3,双95控制。防止传热恶化。1.6反应堆及核动力装置的功率控制 60、 中子平均寿命2104s，也就是说，2104s发生一次裂变。在反应堆启动或提升功率时，由于k过剩0，中子注量率随时间按指数规律增加，在k过剩0.001，中子注量率每隔0.1s增加e倍。反之亦然。但有了缓发中子后，情况变化了。61、 缓发中子的时间特性：缓发中子的平均寿期最长的是80.6s，考虑缓发中子的影响后，反应堆内中子的平均寿命为0.085s，与中子平均寿命为0.001s相比约大850倍。因此，中子注量率增加e倍的时间需要85s。缓发中子起到非常重要作用。62、 不能发生瞬发临界（k过剩有效系数增加量缓发中子的总份额，反应堆中子注量率增加e倍时间与缓发中子无关，仅仅由瞬发中子就能使反应堆达到临界的状态。） 正过剩增殖系数过大，否则缓发中子不起作用，发生瞬发临界。63、 温度效应 冷却剂、慢化剂单位体积内的核数变化 核燃料的密度变化 反射层的密度变化 温度变化引起的堆内材料的热中子吸收截面改变 核燃料温度变化，使超热中子吸收性能改变。为了衡量温度效应的大小，反应性温度系数，表示温度变化1所引起的反应性变化量，是堆的一种特性（有正、有负，负的具有自动调节作用，正的没有，尽量将反应堆设计成负温度系数）。反应性温度系数分为慢化剂温度系数（大多数情况为负，也有正的时候）。核燃料温度系数（为负值，因为温度升高，铀238截面的共振吸收峰随温度升高而增加，中子能力增加，形成共振吸收，反应性降低）。64、 核反应堆功率控制原理（1）启动、停堆以及改变反应堆的功率：直接控制反应堆堆内中子数目来改变反应堆有效增殖系数（2）抵消过剩反应性、补偿燃耗（3）维持功率水平（4）保证堆的安全 直接控制反应堆堆内中子数目来改变反应堆的核裂变数进行控制。增加或减少核燃料增加或减少慢化剂增加或减少反射层增加或减少中子吸收剂：包括控制棒、硼酸溶液和固体可燃毒物65、 压水堆主要控制系统：反应性控制和功率分布控制、功率调节系统、一回路压力控制、稳压器水位控制、蒸发器水位控制、蒸汽排放控制等6个。66、 反应性控制和功率分布控制压水堆反应性控制主要通过改变控制棒在堆芯的位置来实现。对于燃耗和氙中毒引起的缓慢的反应性变化，通过改变冷却剂中的硼酸浓度来补偿。功率分布控制也是如此。67、 功率调节系统（1）调节特性 平调剂特性：一回路平均温度不变，蒸汽参数变化； 过剩调节特性：蒸汽参数不变，一回路平均温度变化 中间调节特性 应用广泛 组合调节特性 应用广泛（4）功率调节系统性能要求 15%100%的功率范围稳定工作 出现小于10%阶跃变化后，使电厂回复到平衡，不引起事故停堆 出现小于5%时，系统有较好的负荷跟踪能力，并且在负荷变化以后，将核反应堆冷却剂平均温度维持在调节特性规定的限度内 额定功率的15%以下，采用手动控制68、 反应堆中与安全有关的各种控制系统，是按三取二或四取二原则设计。1.7 堆保护系统的工作原理了解69、 保护系统必须可靠。保护系统由两部分组成 反应堆停堆触发系统 专设安全设施应急堆芯冷却、蒸汽与给水管道隔离、辅助给水、安全壳隔离、安全壳喷淋和氢气复合等触发系统70、 保护系统的功能：用来探测反应堆工况偏离正常运行状态，一旦超过安全限值，发出保护动作。目标是保持三道安全屏障的完整性，并且还必须能减轻这些屏障中的任何一个或更多个破裂所造成的后果。71、 保护系统完成的任务 探测核电厂已经达到整定值 判明需要保护的状况 按正确的次序触发响应安全任务所需要的所有安全动作 监测电厂变量并向运行人员显示其数值，供手动保护动作之用72、 保护系统的功能安排，其设计应满足下列要求： 能自动触发有关的系统，保证发生预期事件时不超过规定的设计限制 能检测到设计基准事故，并触发为把这些事故后果限制在设计基准范围内所需的的系统动作 能抑制控制系统的不安全动作；73、 保护系统故障导致系统误动作的称为安全故障；相反，导致系统拒动的称为非安全故障。保护系统的非安全故障，将导致反应堆失去保护。保护系统的安全故障，将降低核电厂的利用率，引起经济损失。74、 保护系统的安全准则 单一故障准则保护系统内的单一故障或单件事件引起的多个故障不应导致保护功能的丧失。为了满足单一故障准则，保护系统必须采取多重性措施。多重性，即运用多个通道、多个装置完成一个通道、一个装置给定的功能，使任何一个通道、装置的故障不会引起该功能的失效。实现多重性，可以利用相同的设备，或设备的多样性或功能的多样性来实现。 通道和系统的独立性独立性是通过仪表通道、逻辑元件、执行器控制通道、执行器和电源的电气隔离、实体分隔及防护来提供的。目的是一个通道的故障不会影响另一个通道的工作。 故障安全准则保护系统应设计成对故障是安全的。使系统处于安全故障状态，提高安全性。 符合逻辑在采取保护动作之前必须至少有两个或以上的冗余信号相符合。常用的符合逻辑有，三取二或四取二逻辑。 多样性多样性已作为对性能故障和共因故障的一种防护手段。多样性的类型有：设备的多样性和功能的多样性，重点在保护参数的功能多样性 试验、监测和校准能力保护系统具备反应堆运行情况下进行在线或在役试验的能力。75、 保护系统的实现 为确定保护参数用以检测事故工况并触发系统动作的核电厂变量，通常称为保护参数的动作整定值，必须进行安全分析，主要步骤： 确定可能发生的事故 分析事故的影响和后果 规定事故工况下反应堆特性的安全界限 选择用于触发系统动作的保护参数和敏感元件 确定保护动作的类型启动反应堆停堆触发系统、启动相应的专设安全设施和保护系统必须具备的性能特性系统相应时间和仪表的精确度。整定值必须具有一定安全裕量。76、 核反应堆停堆触发系统 启动保护 核功率保护 堆芯保护防止偏离泡核沸腾比过小和堆芯线功率密度过大，参数为堆芯线功率和DNBR-偏离泡核沸腾比 冷却剂压力和液位保护 冷却剂低流量保护 蒸汽发生器保护 高能管道破裂保护启动专设安全设施77、 专设安全设施触发系统 应急堆芯冷却触发 安全壳喷淋触发系统 蒸汽和给水管道隔离触发系统 安全壳隔离触发系统 辅助给水触发系统 氢气复合触发系统78、 DNB临界沸腾：当热流密度达到由泡核沸腾转变为膜态沸腾所对应的值时，加热表面上的气泡很多，以致使很多气泡连成一片，覆盖了部分加热面。由于气膜的传热系数低，加热面的温度会很快升高，而使加热面烧毁。这一临界对应点又称为沸腾临界点、偏离泡核沸腾DNB或临界热流密度CHF。79、 DNBR偏离泡核沸腾比：在反应堆设计中，为了保证反应堆的安全，在设计中总是要求燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。为了定量地表达这个安全要求，引入了DNBR。 DNBR值是随着冷却剂通道轴向位置z而变化的，其最小值称为MDNBR，如果临界热流量的计算公式没有误差，则当MDNBR = 1时，表示燃料元件发生烧毁。因此MDNBR通常是水堆的一个设计准则。对于稳态工况和预计的事故工况，都要分别定出MDNBR的值，其具体值和所选用的计算公式有关，例如选W-3公式，压水堆稳态额定工况时一般可取MDNBR = 1.8 2.2， 而对预计的常见事故工况，则要求MDNBR 1.3。1.8 核动力厂设计的基本安全要求1.8和1.9是要害章节，与综合知识第五章第二节、第四节交叉80、 安全目标 （1）、总的安全目标建立并保持对放射性危害的有效防御，保护厂区工作人员、公众和环境免受危害。总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持。（2）、辐射防护目标保证在所有运行状态下核动力厂内辐射照射或核动力厂任何有计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。（3）、安全技术目标采取一切合理可行的措施，防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果。对于在设计核动力厂时考虑的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高置信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；并保证有严重放射性后果的事故 发生的概率极低。（4）安全目标的实现安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源处在严格的技术和管理措施控制之下。辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境释放。但照射和排放必须受到严格的控制，并且必须符合运行限值和辐射防护标准。为了实现安全目标，在核动力厂设计时必须进行安全分析见教材p72，以便确定所有照射来源，并评估核动力厂工作人员、公众可能受到的辐射剂量，以及对环境的可能影响。尽管采取措施使所有运行状态下的辐射照射控制在合理可行尽量低，并将将能导致辐射照射来源失控的可能性减至最小，但仍有可能发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括：专设安全设施、营运单位制订的厂内事故处理规程以及国家和地方有关部门制订的厂外干预措施。核动力厂安全设计适用以下原则：能导致高辐射剂量或大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低、概率较大的核动力厂状态只有较小或没有放射性后果。81、 核动力厂设计要求根据核反应堆的安全特性，为确保安全，核电厂的设计必须满足下列总体要求：必须提供安全停堆手段，使反应堆在任何运行工况中，以及事故工况期间和事故后状态下安全停闭，并保持在安全停堆状态；必须提供排除余热的手段，使停堆后能从堆芯排除余热；必须提供减少放射性物质释放可能性的手段，并保证任何放射性释放在运行状态下低于规定限值，在事故工况下低于可接受限值。上述总体要求，简单地可以表述为：安全停堆、最终热阱、放射性包容。为达到安全目标，满足总体要求，核电厂的设计采用了纵深防御的战略和多道屏障的措施。82、 纵深防御贯穿于安全有关的全部活动。83、 纵深防御所谓纵深防御战略是指与核电厂安全有关的全部活动，包括与组织、设计、建造、运行或人员行为有关的方面，以保证这些活动都置于重叠防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。纵深防御应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御（固有特性、设备及规程），用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的防护。84、 纵深防御在核动力厂的体现：多层次的防御纵深防御在核动力厂设计中的基本实施方法：（1）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。预防高质量的设计、建造、运行、在役检查，保证正常运行，防止偏离和系统失效。（2）第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。检测设置控制和保护系统以及在安全分析中确定的专用系统，并制订规程，以防止和减小假设始发事件所造成的损害。（3）第三层次防御的目的是控制事故工况的后果保护通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程 控制事件的后果。设置专设安全系统，引导到可控制状态，然后引导到安全停堆，并且至少保持一道包容放射性物质的屏障。（4）第四层次防御的目的是针对超基准事故，保证放射性物质释放尽可能低。最重要的目的是保护包容功能。包容（缓解）（5）第五层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。应急。以及实体屏障多道屏障为了防止放射性物质的外逸，压水堆核电厂普遍采用了多道实体屏障：燃料基体、燃料元件包壳、反应堆冷却剂压力边界、安全壳。四道屏障。纵深防御在核动力厂运行中的基本实施方法1. 运行限值和条件；2. 运行规程3. 堆芯管理和燃料装卸4. 人员资格和培训5. 维修、在役试验、检查和监督6. 应急准备。85、 反应堆基本安全功能：控制反应性、排除热量、包容放射性物质。86、 为了贯彻纵深防御概念，设计中必须尽可能防止：出现影响实体屏障完整性的情况；屏障在需要它发挥作用的时候失效；一道屏障因另一道屏障的失效而失效。87、 安全功能 安全功能包括为预防事故工况以及为减轻事故工况后果所必需的安全功能。保证停堆、排除余热、包容放射性-三个基本安全功能。88、 安全分级安全分级首先必须确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件， 包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级。划分某一构筑物、系统和部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，同时考虑以下因素：（1）该物项要执行的安全功能；（2）该物项未能执行其功能的后果；（3）需要该物项执行某一安全功能的可能性；（4）假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或持续运行的时间。安全分级必须在不同级别的构筑物、系统和部件之间提供合适的接口设计。89、 构筑物、系统和部件的可靠性设计案例重点1. 可靠性设计要求和实现可靠地承受所有确定的假设始发事件。途径：防止共因故障、单一故障准则和采用故障安全设计。2. 共因故障定义：由特定的单一事件或起因导致两个或多个构筑物、系统或部件失效的故障。 防止共因故障， 可采用多样性、多重性和独立性。3. 单一故障准则定义：对某一安全组合或特定的安全系统要求在其任何部位发生可信的单个不能执行其预定安全功能的随机故障及其所有继发性故障时仍能执行其正常功能的准则。应用单一故障准则，采用多重性。4. 故障安全设计核动力厂系统必须设计成在该系统或部件发生故障时不需要采取任何操作而使核动力厂进入安全状态。5. 多重性：采用多于最少套数的设备，满足单一故障准则6. 多样性：通过多重系统或部件引入不同属性，采用不同的工作原理、不同的物理变量、不同的运行条件或不同厂的设备，可以