核安全工程师考试专业实务第一章1(1).ppt

1、核安全专业实务,周志伟 注册核安全工程师考试复习 2010年6月,核安全专业实务,第一章 核反应堆工程 考试要求 了解核动力厂和其他反应堆的主要类型及基本工作原理 熟悉我国核动力厂和其他反应堆的主要系统及功能 熟悉反应堆对本体结构和结构材料的基本安全问题 了解核燃料、燃料组件及其结构材料 熟悉反应性、反应性控制及反应堆的功率分布和影响反应性的因素 熟悉反应堆堆内释热、堆内传热和冷却剂的沸腾 熟悉反应堆及其动力装置功率控制的基本概念 了解反应堆保护系统的工作原理 掌握核动力厂和其他反应堆设计的基本安全要求 了解核动力厂事故分析，严重事故的预防和缓解,核安全专业实务,第一章 核反应堆工程 考试要求

2、 了解核动力厂防火设计 了解核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的应用 熟悉核级机械设备与部件的核安全基本要求以及核级仪表、控制和电力系统部件的核安全基本要求 掌握核动力厂和其他反应堆运行的基本安全要求 掌握核动力厂和其他反应堆运行的安全管理 了解核动力厂的在役检查和定期试验 了解核材料管理 熟悉核核动力厂运营单位的应急准备和应急响应,核安全专业实务,第一章的复习内容： 1.1 核反应堆的基本工作原理 1.2 核反应堆的主要类型 1.3 核反应堆本体结构与核电厂系统及设备 1.4 反应性与反应性控制 1.5 堆内的释热与传热 1.6 反应堆及核动力装置的功率控制 1.7 堆保护系统的工作原理

3、 1.8 核动力厂设计的基本安全要求 1.9 核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解,核安全专业实务,第一章的复习内容： 1.10 核动力厂防火设计 1.11核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的作用 1.12 核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活 动及其质量控制与监督管理方面的基本差异 1.13 核动力厂运行的基本安全要求 1.14 核动力厂运行的安全管理 1.15 核动力厂的在役检查和定期试验 1.16 核材料管制 1.17 核动力厂运营单位的应急准备和应急响应,核安全专业实务,1.1 核反应堆的基本工作原理 知识要点： 中子与原子核的相互作用 核反应截面和核反应率密度 中子的慢

4、化 反应堆临界条件 核燃料的消耗、转化与增殖 堆内中子注量率分布与展平,核安全专业实务,中子与原子核的相互作用 散射反应 俘获反应 裂变反应 核反应截面和核反应率密度 微观截面 宏观截面 中子注量率与核反应率密度 截面随中子能量变化的规律,核安全专业实务,中子的慢化 核燃料原子核裂变时放出的中子平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV 反应堆常用的慢化剂：轻水、重水、石墨和铍 轻水慢化能力大，慢化比小，必须用浓缩铀建反应堆，堆芯体积小 重水、石墨慢化能力比轻水小，慢化比大，可用天然铀建临界反应堆，反应堆体积比轻水堆大得多 238U共振吸收中能中子，逃脱共振吸收几率 与慢化介质原子核处于热平

5、衡状态的中子为热中子 20 oC， v=2200m/s, E=0.0253eV 2MeV的裂变中子，慢化到1eV，平均与水碰撞18次 慢化所需要的时间称为慢化时间，对水6x10-6s 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 10-2s,核安全专业实务,反应堆临界条件 一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出2.5个中子，可能实现链式反应自持 核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数K有效来表示， K有效=(系统内中子的产生率)/(系统内中子的消失率) 系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+泄漏率 链式裂变反应堆的临界条件是K有效

6、=1 核反应堆处于临界状态时堆芯部的大小称为临界尺寸或临界体积；所装载的和燃料量叫做临界质量。 K有效与堆芯材料、尺寸和形状有关 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U8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；,核安全专业实务,核燃料的消耗、转化与增殖 达到临界的反应堆可以实现自续链式反应，不断释放出裂变能。这一过程也是核燃料消耗的过程 核反应堆内存在大量U8，通过U8对中子的俘获，新燃料Pu9原子核将被产生。如

7、果反应堆中新生产的燃料量超过了它所消耗的核燃料，那么这种反应堆就称为增殖堆 生产核能需要消耗核燃料，1U5裂变可释放出200MeV的能量，3.2x10-11 1MW的功率3.12x1016个U5核裂变，1MWd的能量需要1.05gU5核裂变，实际消耗约1.23g 清华大学5MW低温供热堆，如果满功率供热1天，消耗U5仅6g 电功率30万千瓦的秦山核电厂，每天消耗的U5大约1.1kg。考虑运行中U8转换部分Pu9，实际消化U5还要少一些 目前的商用、军用动力堆都采用U5作核燃料，利用U8资源很少,核燃料的消耗、转化与增殖 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

8、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。 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。 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，Pu9燃料的快堆BR可达1.2 大多数现代轻水堆的转化

9、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。,核安全专业实务,核安全专业实务,堆内中子注量率分布与展平 裸堆的中子注量率分布 无限平板、长方体、圆柱形、球形（表1-1）,大多数的商用核电厂反应堆堆芯都近似布置成圆柱形，根据反应堆物理计算可以得到堆芯中子通量分布： 由此，可以确定堆芯体积发热率分布。其中，J(2.405r/Re)是的径向分布函数（零阶贝塞尔函数）；cos(z/Le)是的轴向分布函数；Re和Le分别是堆芯外推半径和外推高度。 堆芯体积发热率分布还可用来导出燃料元件表面热流密度的分布，以确定冷却系统是否能提供足够的冷却能力，保证反应堆燃料元件在功率运

10、行范围内不出现传热危机或临界热流密度，并保证温度不超过燃料原件材料允许的最高温度。,核安全专业实务,堆内中子注量率分布与展平 带反射层反应堆的中子注量率分布 裸堆的泄漏是较大的，在堆外加反射层，减少泄漏，反应堆堆芯的尺寸可以更小 实际上运行的反应堆都是有反射层的 加反射层可使中子注量率分布更为平坦 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,中子注量率展平的重要性 裂变反应率的强弱决定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的分布，从而间接地影响运行安全等。 提高堆功率水平的有效措施应是在保

11、证最高热负荷不变的情况下，而提高整个堆的中子注量率水平。要提高堆的平均中子注量率水平，就必须对反应堆的中子注量率分布加以改善使之更为均匀平坦，即中子注量率展平。,核安全专业实务,中子注量率分布的展平方法 有若干种方法可以实现中子注量率展平： 堆芯径向分区装载 堆芯径向分区装载不同浓度的燃料来实现中子注量率展平。在堆芯中心区域加入浓度较低的燃料或半径较小的燃料棒，在堆芯边缘区域加入浓度较高的燃料或半径较大的燃料棒，从而达到中子注量率展平的目的。 合理布置控制棒 用控制棒展平中子注量率，更是一般在运行中常用的方法。控制棒栅如果布置得宜，可以在堆内形成一个通量分布平坦区，即在原来堆内中子注量率比较高

12、的区域布置控制棒多一些，通量较低的区域布置控制棒少一些，这样使得堆内的中子注量率趋于均匀化。 引入合理分布的可燃毒物 如果在中子注量率较高的堆芯中央区域的燃料元件表面涂以相应浓度的可燃毒物，既可以达到中子注量率展平的目的，还可以免除为控制棒下插展平径向通量而造成轴向中子注量率不均匀的缺点。 中子注量率展平的方法，就其实质来说，不论是改变燃料棒富集度或半径，增添控制棒或可燃毒物，都是改变中子产生率或吸收率，而造成一个热中于通量的平坦区。,核安全专业实务,1.2 核反应堆的主要类型 目前世界上大小核反应堆有上千座，根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊设计需要等因素，可分成各种不同的类型

13、 不同角度对核反应堆进行分类： (1) 按照功能分类 研究堆，用于研究中子特性 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 动力堆，包括军用动力堆和民用动力堆两方面,核安全专业实务,1.2 核反应堆的主要类型 (2) 按照中子能谱分类 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 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 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 快中子堆和中能中子堆必须使用加浓的核燃料；天然铀、稍加浓铀燃料、 233U，239Pu都可用作热中

14、子堆的核燃料 世界上已建成的堆绝大多数属于热中子堆,核安全专业实务,1.2 核反应堆的主要类型 (3) 按照慢化剂分类 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和BWR都是轻水堆 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） 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 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

15、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,核安全专业实务,1.2 核反应堆的主要类型 (4) 按照冷却剂分类 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 气冷堆，CO2、He 轻水冷却反应堆，PWR、BWR，(石墨水冷堆) 重水冷却反应堆，CANDU 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 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）,核安全专业实务,1.

16、2 核反应堆的主要类型 按运行参数还可分为: 高压堆、中压堆、低压堆； 高温堆、低温堆 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）和快中子堆(LMFBR，液态金属冷却快中子增殖堆),核安全专业实务,核反应堆基础,核反应堆的主要类型 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

17、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。 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%,典型压水堆,核安全专业实务,核安全综合知识,核反应堆的主要类型

18、 压水堆 压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀-235的富集度约3。核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块。 柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。几百个组件拼装成压水堆的堆芯。堆芯宏观上为圆柱形。 压水堆的冷却剂是轻水。轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂。轻水有一明显的缺点，就是沸点低。 压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。压水堆冷却剂入口水温一般在300左右，出口水温330左右，堆内压力15.5 MPa。 冷却剂从

19、蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。 蒸汽发生器内有很多传热管，传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280左右的、67MPa的高温蒸汽。 从蒸汽发生器产生的高温蒸汽，流过汽轮机，带动发电机组发电。余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器，通过三回路排放到最终热阱江、河、湖、海或大气。 压水堆核电站的特点：结构紧凑，堆芯的功率密度大；基建费用低、建设周期短。 压水堆核电站的主

20、要缺点：必须采用高压容器；必须采用有一定富集度的核燃料,BWR,核安全专业实务,核安全综合知识,核反应堆的主要类型 沸水堆 沸水堆与压水堆同属于轻水堆家族，都使用轻水作慢化剂和冷却剂，低富集度铀作燃料，燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块，外包锆合金包壳。 堆芯内共有约800个燃料组件，每个组件为88正方排列、其中含有62根燃料元件和2根空的中央捧（水捧）。沸水堆燃料棒束外有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个元件盒内。具有十字形横断面的控制捧安排在每一组四个组件盒的中间。 冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14（重量）被变成蒸汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽水分离器和干燥器。由于堆芯上方被它

21、们占据，沸水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。 沸水堆的冷却剂循环流程特点是堆芯内具有一个冷却剂再循环系统。流经堆芯的水仅有部分变成水蒸汽，其余的水必须再循环。 因为沸水堆与压水堆一样，采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等，注定了沸水堆也有热效率低、转化比低等缺点。但与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有以下几个不同的特点： （1）直接循环 （2）工作压力可以降低 ， 7MPa （3）堆芯出现空泡 与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是： （1）辐射防护和废物处理较复杂 （2）功率密度比压水堆小,重水堆（CANDU核电厂）,核安全专业实务,核安全综合知识,核反应堆的主要类型 重水堆 重水堆是指用重

22、水(D2O)作慢化剂的反应堆。 按结构分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式。采用压力管式时，冷却剂可以与慢化剂相同也可不同。压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。压力壳式重水堆只有立式，冷却剂与慢化剂相同，与压水堆或沸水堆类似。 重水堆燃料元件的芯块也是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷块，这种芯块也是放在密封的外径约为十几毫米、长约500毫米的锆合金包壳管内，构成棒状元件。由19到43根数目不等的燃料元件棒组成长约500毫米、外径为100毫米左右的燃料棒束组件。 反应堆的堆芯是由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成。重水堆压力管水平放置，管内有12束燃料组件，构成水平方向尺度达6米的活性区。作为冷

23、却剂的重水在压力管内流动以冷却燃料元件。 压力管是承受高压重水冲刷的重要部件，是重水堆设计制造的关键设备。作为慢化剂的重水装在庞大的反应堆容器（称为排管容器）内。保持慢化剂处于要求的低温低压状态。同心的压力管和排管贯穿于充满重水慢化剂的反应堆排管容器中，排管容器则不承受多大的压力。总长可达8、9米的排管两端有法兰固定，与排管容器的壳体联成一体。 这种压力管卧式重水堆可以在反应堆运行时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头进行不停堆换料。每次换料时，将8束新组件从压力管的端推进去，同时从同一压力管的另一端将辐照过的燃料组件推出。 重水堆核电站与轻水堆核电站相比较，有以下几点主要差别，这些差别是由重

24、水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的：（1） 中子经济性好 （可用天然铀、节约天然铀）, （2） 可以不停堆更换核燃料, （3） 重水堆的功率密度低，（4）重水费用占基建投资比重大 。,典型高温堆,核安全专业实务,核安全综合知识,核反应堆的主要类型 高温气冷堆 除了用水冷却外，还有用气体作为冷却剂的气冷堆。气体的主要优点是不会发生相变。但是气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大。为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压。 气冷堆在它的发展中，经历了三个阶段，形成了三代气冷堆: 天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆 、高温气冷堆。 高温气冷堆是一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂

25、、高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆。 高温气冷堆的冷却剂是氦气。球形元件重叠时，彼此间有空隙可供高温氦气流过。在氦循环风机的驱动下，氦气不断通过堆芯将裂变热带出，进行闭式循环。氦气的压力一般为4MPa。 反应堆运行时，新的燃料球由反应堆的顶部加料机构加入，烧过的燃料球依靠它的自重从反应堆漏斗式底部卸出，经过燃耗分析器检定，将未烧透的燃料球送回堆芯继续使用，这样可以做到连续不停堆装卸料。 目前的高温气冷堆分为三种： (1) 用蒸汽进行间接循环的高温气冷堆, （2）直接循环的高温气冷堆 ,这种堆的氦气出口温度达850， （3）特高温气冷堆 ,这种堆的氦气出口温度达950以上 。 高温气冷堆由于

26、采用包敷颗粒核燃料，取消了燃料元件的金属包壳，又用传热性能较好、化学性能稳定、中子吸收截面小的氦气作冷却剂，因此它具有下列与众不同的特点； （1）核电站选址灵活且热效率高 ，（2）高转化比 ，（3）安全性高 ，（4）对环境污染小 ，（5）有综合利用的广阔前景 ，（6）可实现不停堆换料 。 虽然高温气冷堆有以上这些突出的优点，但是由于技术上还没有达到成熟的阶段，仍有很多技术问题影响着它的迅速发展。这些问题归纳为： (1) 燃料元件复杂的制备工艺, (2）高温高压氦气回路设备的工艺技术问题 , （3）燃料后处理及再加工问题。,气冷快堆钠冷快堆,核反应与核能的释放,核安全综合知识,核反应堆的主要类型

27、 快中子堆 快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆。 快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。 快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的

28、增殖再生区。 反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。 目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。目前前者仅处于探索阶段。钠冷快堆有回路式和池式两种类型。 快中子核电站的主要特点归纳如下： （1）可充分利用核燃料 ， （2） 可实现核燃料的增殖 （3） 低压堆芯下的高热效率 快堆对即将到来的核能大发展是最为重要的堆型。,1.3 核反应堆本体结构与核电厂系统设备,核燃料组件与核反应堆的本体结构 压水堆燃料元件和组件,核安全综合知识,压水堆核电站主要由

29、核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是堆芯、蒸汽发生器（简称蒸发器）、稳压器和主泵。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体、一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。 密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件。一般是将燃料元件排列成1717的组件，其正方形横截面边长约20厘米。加上端部构件，整个燃料组件长约4米。 将一百多个燃料组件（总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。燃料组件组装成的堆芯

30、放在一个很大的压力容器内。压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。一座90或130万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为3.99米和4.39米，壁厚0.2米和0.22米。重330吨和418吨，高13米以上。 控制棒束由上部插入堆芯，在压力容器顶部有控制棒束的驱动机构。 作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形下降段，再从底部下腔室进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。压水堆冷却剂入口水温一般在300左右，出口水温330左右，堆内压力15.5 MPa。一座100万千瓦电功率的压水堆，堆芯冷却剂流量约6万

31、吨/小时。 包括压力容器、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。该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全屏障。 一回路系统和设备都被安置在安全壳内（包容放射性物质的第三道安全屏障），称之为核岛。,压水堆压力容器内结构示意,核安全专业实务,一回路系统及主要设备,二回路系统及设备,饱和蒸汽气冷及组 主发电机组,回路辅助系统及功能 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： 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 为核电厂一回路系

32、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、停堆冷却系统 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、安全壳喷淋系统 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 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 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,核安全专业实务,1.4 反应性与反应性的控制 反应性概念 K过剩=Keff 1，称为过剩增殖系数,； Keff =1，临界；

33、 Keff 1，超临界； Keff 1，次临界； = K过剩/Keff =(Keff - 1)/ Keff ，称为反应性 反应堆在运行过程中，反应性将不断发生变化。 原因主要有: 燃料和重同位素成分的变化 裂变产物的产生和积累 温度效应 其他效应，如空洞效应、气泡效应等 要保证堆在额定功率下运行一定工作期，必须储备必要的后备反应性以补偿上述各项所引起的反应性变化。为了满足辐照实验的需要、为了调节功率和保证堆的安全停闭，还需要附加额外的反应性当量。,核安全专业实务,1.4 反应性与反应性的控制 影响反应性变化的各种因素 燃料和重同位素成分的变化 氙毒、碘坑与结渣，135Xe的热中子吸收截面a=2

34、.7x106b，产生135Xe有两种途径： 235U直接裂变，产额0.003；135Te两次衰变，产额0.061。 温度效应 T=d/dT， 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 其他效应，与反应堆的堆型有关，如沸水堆的空泡效应、快中子堆的棒弯曲效应、气冷堆的压力效应、实验堆的孔道效应等,核安全专业实务,1.4 反应性与反应性的控制 反应性的控制 根据反应堆运行工况不同可分为三种类型： 紧急停堆控制 功率控制 补偿控制 把吸收体引入堆芯有三种方式： 控制棒 可燃毒物 可溶毒物,核安全专业实务,核安全专业实务,1.5 堆内的释热与传热 堆热源及其分布 裂变会放出巨大的

35、能量，200MeV/每次裂变，在空间有分布 裂变能分配分三类：裂变碎片的动能；裂变产物的衰变；堆内材料(n，)释放的能量。裂变能的绝大部分（工程上通常取97.4%）在燃料元件内转换为热能，少量在慢化剂内释放 堆内释热分配,慢中子诱发核裂变后各过程的能量分配表（MeV）,注：反应堆中可回收能还包括剩余中子的(n, )反应产物的，衰变能7MeV，称Ef200MeV,(p.1-39),核安全专业实务,1.5 堆内的释热与传热 燃料元件传热分析 燃料元件导热傅里叶定律q=-kT 燃料元件内的导热 气隙导热 包壳导热 对流传热 牛顿冷却公式q=h（Tw-Tb) 传热系数h区分层流和湍流、垂直通道和水平通

36、道、加热通道和等温通道，区分不同结构,核安全专业实务,1.5 堆内的释热与传热 两相流分析 在核能系统中，很多情况会出现两相流，主要需要熟悉： 两相流水力分析 垂直流动两相流 水平流动两相流 流型 两相流传热分析 池沸腾曲线 管内流动沸腾 流型和传热分区,核安全专业实务,水平流流型图（Taitel Dukler 1976）,JGS,多相流流型,Nukiyama池沸腾曲线,核安全专业实务,Collier对流沸腾传热分区图,核安全专业实务,饱和沸腾,过冷区,过冷膜沸腾,饱和膜沸腾,典型物理烧毁曲线,过热,q”,x=1,x=0,缺液区,饱和泡核沸腾,DNB过冷,DNB饱和,过冷沸腾区,液体单相强迫对

37、流传热区,两相强迫对流传热区,干涸,蒸汽单相强迫对流传热区,沸腾传热图,核安全专业实务,偏离泡核沸腾,1.6 反应堆及核动力装置的功率控制 影响功率的因素 瞬发中子的时间特性 裂变时释放的中子分两类：瞬发中子，10-14s，约占99.35%；缓发中子，min，约占0.65%； 中子从产生到被吸收的平均时间称为中子平均寿命，包括慢化时间和热扩散时间，在水堆中慢化时间约10-5s，热扩散时间约2.1x10-4s。中子大约在2x10-4s内发生一代裂变。 (t)= (0)eK过剩*（t/l），难于靠控制瞬发中子控制反应堆 缓发中子的时间特性 缓发中子由某些裂变产物（先驱核）衰变时放出，先驱核最长的平

38、均寿命80.6s。考虑缓发中子后的反应堆内中子的平均寿命约为0.085s，反应堆的中子注量率很易控制。,核安全专业实务,1.6 反应堆及核动力装置的功率控制 影响功率的因素 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 温度系数：温度变化1oC所引起的反应性变化量，分为： 慢化剂温度系数 核燃料温度系数 在设计反应堆时，尽量将反应堆设计为具有负温度系数的。 核燃料的温度系数，就是通常所说的多普勒系数，是负值，主要由U8共振吸收特性决定的。,核安全专业实务,1.6 反应堆及核动

39、力装置的功率控制 核反应堆功率控制原理 启动、停堆以及改变反应堆的功率 抵消过剩反应性、补偿燃耗 维持功率水平 保证堆的安全 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,核安全专业实务,1.6 反应堆及核动力装置的功率控制 压水堆核电厂功率控制 压水堆主要控制系统有： 反应性控制和功率分布控制 功率调节控制系统 一回路系统压力控制 稳压器水位控制 蒸汽发生器水位控制 蒸汽排放控制 反应性控制和功率分布控制 反应性控制主要通过改变控制棒在堆芯中的位置 对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,核安全

40、专业实务,1.6 反应堆及核动力装置的功率控制 压水堆核电厂功率控制 功率调节系统 调节特性 平调剂特性 过剩调节特性 中间调节特性 组合调节特性 调节系统的组成 主控制回路 整定值确定回路 出力不一致回路 控制棒驱动回路,核安全专业实务,1.6 反应堆及核动力装置的功率控制 功率调节系统 轴向功率分布调节 美国模式：电离室测得的轴向功率偏差信号与目标带信号比较 德国模式：控制棒分L、D组，根据轴向功率分布测量装置给出的畸变信号进行控制棒分组控制 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

41、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,核安全专业实务,1.6 反应堆及核动力装置的功率控制 核反应堆的仪表控制 大功率的反应堆上，各种情况都是由仪表用数字、曲线、灯光等直接显示或打印； 警告信号，运行记录、音响、灯光，提醒操纵员注意，离事故发生还很远，仅有出现事故的苗头； 反应堆事故停堆系统 反应堆里与安全有关的各种控制系统，是按三取二、四取二的原则设计的，几台仪表同时独立测量，只有当有两台同时发出停堆信号，才会自动停堆。 多样化、多重性设计保证反应堆能自动做出正确的响应。,核安全专业实务,1.7 堆保护系统的工作

42、原理 保护系统的功能 保护系统由两部分组成 停堆触发系统 专设安全设施触发系统 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,核安全专业实务,1.7 堆保护系统的工作原理 保护系统的功能：停堆触发系统、专设安全系统 保护系统完成的任务： 探测电厂变量已达到整定值； 判明需要保护的状况； 按正确的次序触发安全动作 监测电厂变量并向运行人员显示其数值，供手动启动保护动作之用 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

43、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,核安全专业实务,1.7 堆保护系统的工作原理 保护系统故障导致系统误动作称为安全故障；导致系统据动的称非安全故障。保护系统的安全故障将降低核电厂的可用率，引起经济损失。降低误动作率是保护系统主要设计目标之一。保护系统的非安全故障将使反应堆失去保护， 无保护事故率=事故发生率x保护系统非安全故障的的平均概率。目前的标准：10-5-10-6/堆年或更高。 安全性和可靠性这两个主要目标经常互相矛盾。通常安全第一，优化权衡。 保护系统的安全准则 单一故障准则 通道和系统的独立性 故障安全准

44、则 符合逻辑 多样性 试验、监测和校准能力,核安全专业实务,1.7 堆保护系统的工作原理 保护系统的实现 为确定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和保护系统必须具有的性能特性 核反应堆停堆触发系统 启动保护 核功率保护 堆芯保护 冷却剂压力和液位保护 冷却剂流量低保护 蒸汽发生器保护 高能管道破裂保护,核安全专业实务,1.7 堆保护系统的工作原理 保护系统的实现 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

45、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,核安全专业实务,1.8 核动力厂设计的基本安全要求 安全目标 总安全目标：是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。 总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御 辐射防护目标：是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于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,核安全专业实务,1.8 核动力厂设计的基本安全要求 安全目标 技术安

46、全目标：是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过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；并保证有严重事故后果的事故发生的概率极低。 安全目标的实现：要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。为了实现安全目标，在设计时要进行全面的安全分析： 正常运行模式 预期运行事件 设计基准事故 可能导致严重事故的事件序列,核安全专业实务,1.8 核动力厂设计的基本安全要求 纵深防御概念和纵深防御在核动力厂的具体体现 纵深防御 纵深防御概念贯彻于安全有关的全部活动

47、，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。在整个设计和运行中贯彻纵深防御，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。 纵深防御概念应用于核动力厂设计，提供一系列多层次的防御，用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。 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； 第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态； 第三层次防御的目的是稀有事故发生后，固有安全特性或专设安全措施能够将核动力厂引导到可控制状态，然后引导到安全停堆状态，并且至少维持

48、一道包容放射性物质的屏障； 第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的，并保证放射性释放保持在尽可能的低； 第五层次防御的目的是减轻事故工况潜在的放射性物质释放造成的放射性后过。要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急计划。 纵深防御概念应用的另一方面是在设计中设置一系列的实体屏障，以包容规定区域的放射性物质。水冷堆：燃料基体、包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳。,核安全专业实务,1.8 核动力厂设计的基本安全要求 纵深防御在核动力厂的具体体现 设计必须提供多重的实体屏障； 设计必须是保守的，建造必须是高质量的； 设计必须利用固有特性和专设设施在发生假设始发事件期间及之后

49、控制核动力厂的行为； 设计必须对核动力厂提供附加控制，采用安全系统的自动触发； 设计必须尽实际可能提供事故过程和限制其后果的设备和规程； 设计必须提供多种手段来保证实现每项基本安全功能，即控制反应性、排出热量和包容放射性物质，从而保证各道屏障的有效性和减轻任何假设始发事件的后果。 为了贯彻纵深防御概念，核动力厂设计必须尽实际可能地防止： 出现影响实体屏障完整性的情况； 屏障在需要它发挥作用时失效； 一道屏障因另一道屏障的失效而失效,核安全专业实务,1.8 核动力厂设计的基本安全要求 安全功能和安全分级 安全功能：是为安全而必须达到的特定目的，包括为预防事故工况以及为减轻事故工况后果所必须的安全

50、功能；满足设计安全要求的设施的安全功能包括， 防止发生不可接受的反应性瞬变； 停堆后，将反应堆保持在安全停堆状态； 防止预期运行事件发展成为设计基准事故和停堆以减轻设计基准事故的后果； 在事故工况期间和之后，保持足够的反应堆冷却剂总量以冷却堆芯； 在设计基准中所考虑的所有假设始发事件期间和之后，保持足够的反应堆冷却剂总量以冷却堆芯； 在反应堆压力边界失效后，从堆芯排出热量以限制燃料损坏； 将其他安全系统的热量传递到最终热阱； 为安全系统提供必要的公用设施； 保持堆芯内的燃料包壳可接受的完整性； 保持反应堆冷却剂压力边界的完整性；,核安全专业实务,1.8 核动力厂设计的基本安全要求 安全功能和安

51、全分级 安全功能 限制放射性物质从安全壳向外释放； 设计基准事故和选定的严重事故期间和之后，限制放射性物质对于公众和厂区人员的辐射照射； 所有运行状态下将放射性物质的排放或释放限制在规定的限值以内； 对核动力厂内的环境状况保持控制，为操纵员提供必要的可居留性； 在所有运行状态下，对厂区内运输或贮存中的已辐照燃料的放射性释放进行控制； 从贮存在反应堆冷却剂系统以外，但仍在厂区以内的已辐照燃料中排出衰变热； 使贮存在反应堆冷却剂系统以外，但仍在厂区以内的燃料保持足够的次临界度； 当某一构筑物、系统或部件的损坏会损害某一安全功能时，防止其发生损坏或限制其损坏所引起的后果。,核安全专业实务,1.8 核

52、动力厂设计的基本安全要求 安全功能和安全分级 安全分级：首先确定属于安全重要物项，然后根据安全功能和安全重要性分级 划分安全重要性的方法主要基于确定论方法，适当辅以概率论方法和工程判断，考虑如下因素： 该物项要执行的安全功能； 未能执行其功能的后果； 需要该物项执行某一安全功能的可能性； 假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或持续运行时间 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，以保证划分为较低级别的系统中的任何故障不会蔓延到划分为较高级别的系统。,核安全专业实务,1.8 核动力厂设计的基本安全要求 构筑物、系统和部件的可靠性设计 可靠性设计要求和实现 共因故障 单

53、一故障准则 故障安全设计 多重性 多样性 独立性,核安全专业实务,1.8 核动力厂设计的基本安全要求 事故预防和核动力厂安全特性 依靠核动力厂的固有特性，使假设始发事件不产生与安全有关的重大影响 发生假设始发事件后，核电厂借助非能动安全设施或连续运行的安全系统的作用，以控制该事件，使核动力厂趋于安全 发生假设始发事件后，借助需要投入的安全系统的作用，使核动力厂趋于安全 发生假设始发事件后，借助专门规程，使核动力厂趋于安全 内部和外部事件 内部事件：必须分析假设始发事件，确定所有内部事件，包括设备故障或误操作 火灾和爆炸 其他内部灾害 外部事件：核动力厂必须针对核动力厂址和核动力厂的组合确定作为

54、设计基准的外部自然事件和外部人为事件 厂址特征事件：地震、洪水、狂风、海啸和极端气象条件 外部人为事件：描述厂址特征已确定的那些事件和导出的设计基准事件,核安全专业实务,1.8 核动力厂设计的基本安全要求 经验证的工程实践 安全分析 确定论方法 确认运行限值和条件符合核动力厂正常运行设计的假设和要求； 适合于核动力厂设计和厂址假设始发事件的特征 源自假设始发事件的事件序列的分析和评价 各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较 设计基准的制定和确认 论证通过安全系统的自动响应结合所规定的操纵员动作能够管理预期运行事件和实际基准事故 概率论方法：必须完成核动力厂的PSA，达到以下目的： 提供

55、系统性的分析，确信设计符合总的安全目标 证明整个设计是平衡的，。 确认核动力厂参数小的偏差不会引起核动力厂性能严重异常； 提供发生堆芯严重损坏状态的概率评价以及要求厂外早期响应的风险评价 提供外部灾害事件的概率和后果评价 鉴别通过设计改进或运行规程的修改降低严重事故概率或减轻其后果的系统 评价核动力厂应急规程的充分性 核实是否符合概率目标,核安全专业实务,1.9 核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解 核动力厂事故分析方法 确定论方法和PSA方法 核动力厂运行工况的分类 工况I-正常运行 工况II预期运行事件，发生频率10-2/堆年 工况III稀有事故，发生频率10-4/堆年- 10-2/堆年

56、工况IV极限事故，发生频率10-6/堆年- 10-4/堆年 按核事件影响核安全和辐射安全的严重程度分类，分7级： 1级异常 2级事件 3级严重事件 4级主要在核设施内的事故 5级具有厂外风险的事故 6级严重事故 7级极严重事故 1-3级称事件，4-7级称事故，IAEA/OECD的INES,核安全专业实务,1.9 核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解 验收准则 对于工况II事件 燃料元件不烧毁 一回路压力小于110% 放射性后果按正常排放 对工况IIIIV 燃料元件保持可冷却，PCT1204 oC 一回路压力小于120% 放射性后果，。 事故分析的基本假设 初始条件及各项参数 4项基本假设 假设

57、失去厂外电源 最大价值组棒卡在全抽出棒位 仅考虑安全级设备的缓解事故的作用 需假设极限的单一故障,核安全专业实务,核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解,设计基准事故 典型设计基准事故 ,1.9 核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解 严重事故的预防和缓解 概述 严重事故初因事件 严重事故的物理过程 针对严重事故必须考虑的事项（6条事项） 对工况IIIIV PWR核电厂需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施14条 改进系统和设备的运行可靠性，降低始发事件发生频率 自动控制功能的合理设计，改善瞬态特性，减少安全系统动作和人员的干预 通过多重性和多样性的系统设备，提高安全系统的可靠性 全场断电的处理 。

58、,核安全专业实务,严重事故的预防和缓解 概述 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身伤亡，产生十分巨大的损失。 现有核电厂基于纵深防御思想，设置了多道屏障及专设安全设施，采取了严格质量管理和操纵员选拔培训制度，同时，核电厂选址也有严格要求，因而核电厂抵御外来灾害和内部事变的能力很强。只有在连续发生多重故障，包括操纵员失误，使核电厂长期失去热阱，才会导致严重事故。对比于以考虑单一故障为特征的设计基准事故，严重事故又称为超设计基准事故。（先进反应堆用户要求文件规定的重要内容） 严重事故的发生频率虽然低，但并不是不可能发生的。,核安全专业实务,严重事故的初因事件 研究分析发现，