反应堆安全分析期末考试复习

1、冗余度：核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。多样性：采用两个或者多个独立的方法或系统来完成同一个功能。独立性：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，实现系统布置和设计的独立性。故障安全：核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一故障时仍能保持所赋予的功能。核安全文化：安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立在一种超出一切之上的观念

2、，即核电站安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。始发事件：能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件，都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。初因事件：造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。停堆余量（深度）：全部毒物都投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。热流量：单位时间传递的热量。热通量（热流密度）：单位时间通过单位面积传递的热量。传热系数：单位时间、单位面积、温度差为1时传递的热量，即单位传热量。对流换热系数h：当流

3、体与壁面温度相差1度时、每单位壁面面积上、单位时间内所传递的热量。大容器沸腾：由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾饱和沸腾：液体主体温度达到饱和温度，壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾称为饱和沸腾。热管：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出、最小冷却剂流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。热点：堆芯集中了所有关于核的和合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点。在堆芯内最危险的燃料元件上的点。偏离泡核沸腾：冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流量qDNB与该点的实际热流量的比值子通道模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着整个堆芯

4、高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量交换。比放射性活度：单位质量或体积的放射性核素的放射性活度。核燃料线功率密度：单位长度的核燃料棒所释放的功率。热阱：接受反应堆排除余热的场所。核应急：是需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。应急计划：又称应急响应计划。在应急计划中规定核设施营运单位、地方破府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务。固有安全：指借助材料的选择和设计概念以消除或排除或排除固有危害而实现的安全性。1. 核电站安全的特殊性？核裂变释热功率的半无限、强放射性、高温高压水、剩余反应性、衰变热2.核安全法规的各系统编

5、排情况？HAF 0xx/yy/zz通用系列；HAF 1xx/yy/zz核动力厂系列；HAF 2xx/yy/zz研究堆系列；HAF 3xx/yy/zz核燃料循环设施系列；HAF 4xx/yy/zz放射性废物管理系列；HAF 5xx/yy/zz核材料管制系列；HAF 6xx/yy/zz民用核承压设备监督管理系列；HAF 7xx/yy/zz放射性物质运输管理系列；3.核安全管理的主要三种方式？核安全许可证制度、核安全审评、核安全监督4.核电厂的基本安全功能？反应性控制(Control)、余热排出(Cool)、放射性包容(Contain)5.核安全辐射防护目标和技术安全目标？辐射防护目标：确保在正常运

6、行时核电厂及从核电厂释放的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值；还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。6.牛顿冷却定律公式？ = A h( twtf )q = h( twtf )h整个固体表面的平均表面传热系数;tw固体表面的平均温度;tf 流体温度，对于外部绕流，tf 取远离壁面的流体主流温度；对于内部流动，tf 取流体的平均温度。其中q为热流密度，单位

7、是瓦/平米（W/），为热流，单位是瓦（W）。7.反应性的控制的三种类型紧急停堆控制、功率控制、补偿控制8.反应性的控制的四种方法中子体吸收移动、慢化剂液位控制、燃料控制法、反射层控制法9.事故工况下参与核电厂第三道放射性屏障功能的系统安全壳自动隔离、安全壳喷淋系统、氢气复合装置、砂堆过滤器、碘过滤器及核岛排气及疏水系统收集安全壳内废液及废气。10.反应堆的基本安全功能（3C功能）有效地控制反应性、确保堆芯冷却、包容放射性产物11.专设安全设施的功能发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气释放；阻止氢气在安全壳中浓集；向蒸汽发生器应急供水。12.专设安全设施的设计原则设备高度可靠、

8、系统要有多重性、系统必须各自独立、系统应能定期检查、系统必须备有可靠电源、系统必须具有充足的水源13.核电厂第类和类工况的验收准则燃料芯块的最高温度不超过2260，与燃料末期燃料芯块的熔化温度2590相比，留有大于300裕量；燃料线功率不超过59.0kW/m，压水堆平均线功率约为17.8kW/m，可知堆芯热点因子Fq不得大于3.3；最小偏离泡核沸腾比DNBR在W-3公式中不得小于1.3，这样可以保证在95%的置信度下95%的燃料元件不发生烧毁；燃料元件包壳外壁温度不超过425。14.核电厂第类工况的验收准则包壳最高温度不得超过1204；包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%；包壳氧

9、化产氢量不得超过假设所有锆与水反应所释氢总量的1%；堆芯必须保持可冷却的几何形态；必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力15.轻水堆中子通量监测的三个量程源量程、中间量程、功率量程16.核电厂的8大设计基准事故DBA反应性引入事故、失流事故、热阱丧失事故、蒸汽发生器传热管破裂事故、蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、冷却剂丧失事故、未能紧急停堆的预期瞬态17.大破口失水事故的4个过程喷放、再灌水、再淹没、长期堆芯冷却18.ANSI对核电厂事故的4大分类正常运行和运行瞬态、中等频率事件（预期运行事件）、稀有事故、极限事故（假想事故）19.ANSI对核电厂事故的分类中的6大稀有事故一回路系统管道

10、小破裂、二回路系统蒸汽管道小破裂、燃料组件误装载、满功率运行时抽出一组控制棒组件、全厂断电(反应堆失去全部强迫流量)、放射性废气、废液的事故释放20.ANSI对核电厂事故的分类中的6大极限事故一回路系统主管道大破裂、二回路系统蒸汽管道大破裂、蒸汽发生器传热管断裂、一台冷却剂泵转子卡死、燃料操作事故、弹棒事故21.高压熔堆的后果裂变碎片自压力容器喷出（高温熔喷），安全壳内快速积聚大量热量，温度和压力迅速提高，可能引发安全壳早期超压失效。22.低压熔堆的后果熔融物与水接触可能出现蒸汽爆炸；熔融物或碎片落到混凝土上并与之产生化学反应，混凝土熔化分解，产生H2、CO、CO2；安全壳被熔穿后，熔融物会继

11、续穿透几米的地下土层，最后与环境达到热平衡。23.安全壳失效模式的分类蒸汽爆炸；安全壳隔离故障；由于氢气燃烧产生的超压；由于蒸汽和不凝气体产生的超压损坏；地基熔穿；安全壳旁通。24.核电厂事故管理的基本任务预防堆芯损坏；中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主系统压力边界以内；在一回路压力边界完整性不能确保时，尽可能长时间地维持安全壳的完整性；万一安全壳完整性了不能确保，尽量减少放射性向厂外的释放25.国家核事故应急的任务应急准备、应急对策和应急防护措施、应急状态的终止和恢复措施、资金和物质保障26.核电厂和地方政府的应急计划内容定义、区域和应用、核电厂概况、应急计划区、应急状态分级、组织、

12、通知和通信、设施和设备、评价活动、主要防护措施、公众教育和公众信息发布、培训和演练、应急终止和恢复活动、附件：应急计划执行各种合同书或协议书27.我国核电厂应急状态的4个等级应急待命、 厂房应急、 厂区应急、场外应急28.核事故应急辐射防护监测内容、方式监测内容：烟羽特性、地面辐射水平、空气中放射性气体和微尘的浓度。监测方式：固定监测网、空中监测、车载监测、船载监测、实验室分析。应急决策：根据后果预测，并考虑社会政治、经济等因素。29.核电厂场外应急的主要措施隐蔽、服用稳定碘、控制通道、控制食物水源、撤离迁移、人员去污、区域去污、医学处理、发布公众信息30.三里岛核事故经验教训更深入地拓宽事故

13、处理规程的内涵以增加其应用范围和有效性；在模拟机上对操作人员进行规定的再培训，使他们不仅熟悉正常操作运行工况，也能应付各种不同的事故工况；改善主控室人机接口；将必要的信息集中在安全监督盘系统（KPS），操作员、安全工程师、应急支持中心各拥有一个终端；在主控室增加必要的参数监督和欠热度测量仪；更换稳压器安全阀，使其在水汽并存的工作环境下仍能回座31.RBMK反应堆的设计缺陷对于一个充分慢化的石墨堆，它可能具有正的反应性系数，不允许以20%以下的功率运行，正反应性效应就不能被多普勒系数的负反应性效应所抵偿；由于反应堆体积巨大(高7米，直径12米)，氙-135引起的不稳定因素使得该堆的控制变得很复杂

14、；很低的控制棒插入速度(0.4m/s)使得紧急停堆系统难以跟踪快速瞬变，为此，运行规则要求堆内始终有一定数量（30根）的控制棒插入到一定深度，堆内低于15根控制棒时必需立刻停堆；该核电站没有安全壳32.切尔诺贝利核事故经验教训设计缺陷，RBMK型反应堆缺乏固有安全性，控制棒和安全棒存在设计错误，在低功率不稳定的工况下，流量的变化诱发了这次反应性暴涨事故；没有一个整体有效的安全壳来包容核岛部分；安全分析使用了没有经过验证的计算机程序；缺乏安全文化；安全监管不力；对严重事故的预防和缓解没有重视。33.切尔诺贝利核事故操作员的主要违章操作减少了规定的后备反应性，即把反应堆活性区中吸收剂和控制棒的数量

15、降到了允许值以下；突然降低反应堆的功率，然后使反应堆运行在低于实验计划中所规定的热功率水平；把全部8台循环泵与反应堆连接，超过了操作规程所规定的单线程流量。这一错误在实验计划中已经存在了；切除了两台汽轮发电机蒸汽信号的反应堆保护装置；切除了在汽鼓汽水分离器中的水位和蒸汽压力的反应堆保护装置；切除了产生最大设计事故时规定要求用的应急堆芯冷却系统。34.核应急管理工作方针常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众、保护环境35.日本福岛核电站设计缺陷表现在哪几方面？4套应急堆芯冷却系统全部失灵；安全壳设计中未考虑氢氧复合系统；安全壳的设计理念存在缺陷；早期沸水堆设计中未考虑堆芯熔融物穿透压力

16、容器壁的严重后果；反应堆厂房设计抵御海啸高度为6.5米，低于极端条件下的海啸高度36.日本福岛核电站的干井主要包括哪些系统与设备？干井包容反应堆压力容器、控制棒驱动机构、外部循环泵，以及连接管道和阀门。37.核电厂放射性物质的释放4种机理气隙释放、熔化释放、汽化释放、蒸汽爆炸38.5种典型的烟云形状链形、锥形、扇形、漫烟形、屋脊形（城堡形）39.核电厂事故释放下，核电厂附近居民可能受到的主要辐射途径放射性烟云的外照射；烟云地面沉积放射性的外照射；吸入空气中的放射性的内照射；通过食物链造成的内照射。40.辐射防护三原则1）辐射事业的正当化原则；防护水平的合理最优化原则；个人所受剂量的限量原则（A

17、LARA ）41.外照射防护措施控制受照时间、增大与辐射源的距离、屏蔽42.核电厂控制区内照射的防护措施戴呼吸保护装置（面具、充气防护衣等）；控制区不吃、不喝、不吸烟；伤口没密封保护不进控制区；建立通风与负压系统，减少放射性气溶胶浓度43.URD规定先进压水堆的特点：1.提高安全性。要求堆芯熔化概率小于105/ (堆年)；严重事故放射性外泄概率106(堆年)；提高自然循环能力；采用非能动的安全保护系统。2.提高经济性：简化系统，降低投资，延长电厂寿命至60年，缩短建造周期至小于48个月。3.改善电厂运行特性：提高可利用率达到8790，换料周期达到1824个月，改善负荷跟踪能力，减少放射性废物，

18、小于73M3/堆年，作人员辐射剂量小于1人SV/堆年。4.简化安全审批过程。44.AP600提高经济性的措施采用非能动安全系统简化了安全系统的设计；减少了设备和部件的数量，简化了设计;采用设备标准化，简化了采购；采用经过验证的系统设备和先进的人机接口，简化了运行和维修。45.CAP600的总体设计目标基本投资比目前标准型600MW核电厂低20；堆芯损坏频率应小于1.010-6(堆年) ；电厂可利用率应大于90；换料周期为18个月；建造周期4年；电厂寿期为60年；电厂工作人员辐照剂量70 人rem年。46.CAP600非能动堆芯冷却系统的3种非能动水源堆芯补水箱、安全注射箱、安全壳内换料水箱47

19、.固有安全的概念设计中的重要特性由于过剩反应性很低，不可能发生核反应堆功率骤增现象；不需要电源或不要求向最终热阱进行能动的热量传输，而是采用热传导、自然对流或热辐射方式在停堆后进行排热；在冷却剂丧失事故后采用非能动方法进行热量排出；通过设计预防冷却剂丧失事故；在异常事件发生后完全不需要操纵员采取行动。48.PIUS的工作原理存在两个水循环回路：强迫循环环路，自然循环环路；水力密度锁：具有热屏蔽障作用，将冷的池水和一回路中热水隔离开；停堆后，循环泵停止运转，依靠重力建立健全起来的自然循环将继续冷却堆芯，把衰变热带走；反应堆从停堆状态启动进，利用气体锁方法，在一回路与安度锁之间的气阀空间充满氦气，

20、使一回路水与池水隔开，然后稀释一回路水硼浓度使堆芯重新达到临界49.快堆的作用充分合理地利用有限的核资源，保证核能长期稳定地发展；引入快堆可达到合理的核燃料封闭循环；快堆有利于解决长寿命锕系元素的最终处置问题50.92U238 和90Th232的转换增殖方程92U238 + 0n192U239+ (Fertile) (n, ) 93Np239 + 1 0 (Fissile) 94Pu239+ 1 090Th232 + 0n190Th233+ (Fertile) (n, ) 91Pa233 + 1 0 (Fissile) 92U233+ 1 051.快堆池式布置方式的优点一回路钠设备和很短的管线

21、都布置在主容器中，它们即使发生泄漏，也不会引起堆芯失冷，主容器外层还有保护容器，可确保不使放射性外泄。池式快堆钠容量大，有很大的热惰性，钠的热导率又大，堆芯不易过热，即使失去全部热阱，一回路钠的升温也很慢，抗瞬变能力强。所以，池式快堆有固有安全性。池式快堆布置紧凑，经济性好，对生物屏蔽要求简化。52.快堆回路式布置方式的优点和缺点回路式布置的优点：回路式分散布置，各设备间隔开，总体结构简单，维护、维修均比较方便；中间热交换器可布置于较高位置，提高了自然循环能力。回路式布置的缺点：管线长、焊缝多，一回路钠温度高，增加了一回路放射性钠从一次钠设备和从管线泄漏的可能性。53.核能发展所经历的四个阶段

22、原理验证、工程开发、工程示范、商业示范54. 快堆的固有安全性负的功率反应性系数自然的安全性；冷却剂压力低；热容量大非能动安全性；多道安全屏障后备的安全性55.快堆的典型主要设计基准始发事件反应堆误停闭；在燃料传输和贮存系统中的多重故障；常规的火灾；组件跌落； 部分组件冷却故障；主泵和二次泵故障；主泵与栅板连接内部构件的泄漏和破裂；中间热交换器(IXH)二次回路或反应堆直接冷却回路(DRC)大泄漏；极端的天气状况；内部或外部溢流； 一根控制棒的不可控提出；地震；在二次安全池内主钠回路泄漏；蒸汽发生器大泄漏；气体不正常通过堆芯；覆盖气体的大泄漏；燃料误装载；主钠池泄漏56.快堆钠火问题的两种类型

23、池式钠火、雾式钠火57. 快堆钠火的起因池式钠火可能出现于钠逸人设备间或反应堆厂房的地板上时；钠雾火是由于管道破裂或者在堆芯破坏事故下钠从堆芯顶部喷出形成的。ASME american society of mechanical engineers 美国机械工程师协会 ASCOT Assessment of Safety Culture in Organizations Team Service 组织团队服务的安全文化评价CVCS chemical and volume control system化学容积控制系统 RCP reactor coolant pump 主泵RHR residual

24、 heat removal 余热排出SG steam generator 蒸汽发生器 NRC nuclear regulatory commission美国核管会 INSAG international nuclear safety advising group国际核安全咨询组 LOCA loss of coolant accident失水事故 LOFW loss of boilen feed water 丧失蒸汽发生器给水 LPIS low pressure injection system低压安注系统 LOFA loss of flow accident 失流事故LOOP loss of

25、offsite power 失去场外电事故 SGTR steam generator tube rupture 蒸汽发生器传热管道破裂事故ANSI American national standards institute美国国家标准协会 DNBR departure from nuclear boiling ratio偏离泡核沸腾比 MSLB main steam line break 主蒸汽管道破裂事故ECCS emergency core coolant system应急堆芯冷却系统 ESF engineered safety features专设安全设施 RIA reactivity

26、insertion accident 反应性引入事故 CHF critical heat flux临界热流密度 SBLOCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故CSS containment spray system安全喷淋系统 ATWS anticipated transient without scream未能停堆的预计瞬变初因事故 EOL end of life堆芯寿期末BOL beginning of life 堆芯寿期初 BDBA beyond design basic accident超设计基准事故ESD emergency shutdown system紧急停堆系统 MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔离阀CSRDM control and safety rod drive mechanism 控制棒安全棒驱动机构HPIS high pressure injection system高压安注系统EFS emergency feedwater sys