核安全专业实务第一章.ppt

1、核安全专业实务,注册核安全工程师考试复习 2009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 了解核

2、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 1.8

3、 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 中子的慢化 反应

4、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 U238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衡状态的

5、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=1 核

6、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。如果反应堆

7、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，它被定义为

8、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比 0.

9、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行范围内

10、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 水枪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证最高热

11、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的区域布

12、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 不同角

13、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都可用作热中子堆的核

14、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浓铀 轻

15、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,1.2 核反

16、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）和快中子堆（

17、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,BWR,核安全专业实务,重水堆（CANDU

18、核电厂）,核安全专业实务,典型高温堆,核安全专业实务,气冷快堆钠冷快堆,核反应与核能的释放,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,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

19、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 = K过剩/Keff =(Keff - 1)/ Keff 反应堆在运行过程中，反应性将不断发生变化。原因主要

20、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 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

21、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： 紧急停堆控制 功率控制 补偿控制 把吸收体引入堆芯有： 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 裂变会放出巨大的能量，200MeV/每次裂变，在空间有分布 裂变能分配 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

22、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

23、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,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 缓发中子的时间特性 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,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

24、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 反应性控制和功率分布控制 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 德国模式 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

25、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 核反应堆的仪表控制,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 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 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

26、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 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，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 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

27、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 辐射防护目标 技术安全目标 安全目标的事项 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 纵深防御在核动力厂的具体体现,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 安全分级 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 单一故障准则

28、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设计基准的外

29、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 核实是否符合高律目标,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I