反应堆安全第3章

核反应堆物理分析习题答案

1、 H 和O 在1000eV 到1eV 能量范围内的散射截面似为常数，分别为20b 和38b.计算2H O 的ξ以及在2H O 和中子从1000eV 慢化到1eV 所需要的碰撞次数。 解：不难得出，2H O 的散射截面与平均对数能降应有下列关系： 2 2 2H O H O H H O O σξσξσξ?=?+? 即 2(2)2H O H O H H O O σσξσξσξ+?=?+? 2 (2)/(2)H O H H O O H O ξσξσξσσ=?+?+ 查附录3，可知平均对数能降： 1.000H ξ=，0.120O ξ=，代入计算得： 2 (220 1.000380.120)/(22038)0.571H O ξ=??+??+= 可得平均碰撞次数： 221ln()/ln(1.0001)/0.57112.0912.1C H O N E E ξ ===≈ 2．设 ()f d υυυ''→表示L 系中速度速度υ的中子弹性散射后速度在υ'附近d υ'内的概率。 假定在C 系中散射是各向同性的，求()f d υυυ''→的表达式，并求一次碰撞后的平均速 度。 解： 由： 21 2 E m υ'= ' 得： 2dE m d υυ'='' ()(1)dE f E E dE E α' →''=- - E E E α≤'≤ ()f d υυυ''→=2 2,(1)d υυαυ '' -- αυυυ≤'≤ ()f d αυ υ υυυυ= '→'' 322(1)3(1)υ αα= -- 6.在讨论中子热化时，认为热中子源项()Q E 是从某给定分解能c E 以上能区的中子，经过弹性散射慢化二来的。设慢化能谱服从()E φ/E φ=分布，试求在氢介质内每秒每单位体积内由c E 以上能区，（1）散射到能量为()c E E E <的单位能量间隔内之中子数()Q E ;（2）散射到能量区间1g g g E E E -?=-的中子数g Q 。 解：（1）由题意可知： ()()()()c E s Q E E E f E E dE φ∞ = ∑'''→'? 对于氢介质而言，一次碰撞就足以使中子越过中能区，可以认为宏观截面为 常数： /()()()c E S E Q E E f E E dE α φ= ∑''→'?

核反应堆物理分析习题答案-第三章

第三章 1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --?。自右面入射的中子束强度为1221210cm s --??。计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度； （3）设2119.210a m -∑=?，求该点的吸收率。 解：（1）由定义可知：1221310I I cm s φ+---=+=? （2）若以向右为正方向：1221110J I I cm s +---=-=-? 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=????=? 2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aE n n x E e e λμπ -Ω=+u r 其中：,a λ为常数， μ是Ωu r 与x 轴的夹角。求： （1） 中子总密度()n x ； （2） 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3） 中子流密度(,)J x E 。 解：由于此处中子密度只与Ωu r 与x 轴的夹角相关，不妨视μ 为视角，定义Ωu r 在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角?为方向角，则有： （1） 根据定义： 004()(1cos )2x aE n n x dE e e d πμπ+∞ -=+Ω??u r 20000(1cos )sin 2x aE n dE d e e d ππ?μμμπ +∞-=+??? 00 (1cos )sin x aE n e e dE d π λμμμ+∞-=+?? 可见，上式可积的前提应保证0a <，则有： 0000()()(sin cos sin )aE x e n x n e d d a π πλ μμμμμ-+∞=?+?? 0002(cos 0)x x n e n e a a λλπ μ--=--?+=- （2）令 n m 为中子质量，则2/2()n E m v v E =?= 04(,)(,)()(,,)2x x E n x E v E n x E d n e e λπ φ-==ΩΩ=u r u r （等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关

核反应堆物理分析课后习题参考答案

核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有： 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3 222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310() M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?==? 所以，26 352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6 11 7172 1111 PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑???===?∑????

【精品】核反应堆物理分析习题答案第四章

第四章 1.试求边长为,,a b c （包括外推距离)的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布.设有一边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长方体裸堆， 0.043,L m =42610m τ-=?。 （1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中子通量密度分布. 解:长方体的几何中心为原点建立坐标系，则单群稳态扩散方程为: 222222()0a a D k x y z φφφφφ∞???++-∑+∑=???边界条件：(/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ=== （以下解题过程都不再强调外推距离,可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离） 因为三个方向的通量拜年话是相互独立的，利用分离变量法： (,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将方程化为：22221k X Y Z X Y Z L ∞ -???++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z ???=-=-=- 想考虑X 方向,利用通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+

代入边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a a ππ=?==?= 同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z a a a πππφφ= 其中0φ是待定常数。 其几何曲率：22222()()()106.4g B m a b c πππ-=++= (1)应用修正单群理论，临界条件变为：221g k B M ∞-= 其中:2220.00248M L m τ=+= 1.264k ∞?=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ 322200222 2cos()cos()cos()()a b c a b c f f f f f f V P E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑????3 182102() 1.00710f f P m s E abc π φ--?==?∑ 2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?.试按单群理 论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。 解:对于单群理论：

反应堆安全分析整理资料

核反应堆安全分析 英文缩写 ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆 APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆 AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂 ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构 AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵 ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams 安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会 ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆 BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故 BOL Beginning Of Life 寿期初 CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆 CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统 CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度

核反应堆安全分析复习内容

核反应堆安全分析 Ch1: 1.1安全总目标与两个辅助目标 1.2安全设计的基本原则 1.3核安全文化的定义和含义 1.4不要求 Ch2： 2.1四种安全性因素 2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现 2.3专设安全设施的功能及设计原则 Ch3：不要求 Ch4： 4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图 4.2：看看吧 4.3：P66页的图看懂，反馈的作用 4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧 4.10：大体看看吧 Ch5： 5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点 5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程 5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区 Ch7： 单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧 答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。 安全的总的目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害。 辅助目标： 辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出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。 核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。 安全分析的内容：所有计划的正常运行模式；在预计运行事件下的核电厂性能；设计基准事

核反应堆物理分析名词解释及重要概念整理

第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把 这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子， E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；

反应堆安全分析期末考试复习资料

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，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。

核反应堆安全分析考试要点

一、安全的总目标：核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。 辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出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。 纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护 纵深防御目的1：防止偏离正常运行及系统故障 2：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3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。 5、减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果 三道屏障：1燃料元件包壳：2一回路压力边界3安全壳 安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（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）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。 四确保反应堆安全的四种安全性要素：(1) 自然的安全性。2非能动的安全性。 (3) 能动的安全性。。(4) 后备的安全性。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。四、反应堆安全设施有特定的安全功能：在所有情况下，正常运行或反应堆停闭状态1有效地控制反应性，2确保堆芯冷却，3包容放射性产物 五、专设安全设施的原因及功能 原因，当反应堆运行发生异常或事故工况下，仅仅依靠正常的控制保护系统仍不足以保障堆芯的冷却在压水堆核电厂中，一旦发生因冷却系统管道破裂的失水事故是及时反应堆紧急停闭也可以是燃料包壳烧毁，甚至熔化同时会危及安全壳的完整性。功能：1发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；2. 阻止放射性物质向大气释放3.阻止氢气在安全壳中浓集4向蒸汽发生器应急供水。

核反应堆物理分析习题答案 第三章

第三章 1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --?。自右面入射的中子束强度为1221210cm s --??。计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度； （3）设2119.210a m -∑=?，求该点的吸收率。 解：（1）由定义可知：12 21 310I I cm s φ+ - --=+=? （2）若以向右为正方向：12 21 110J I I cm s + - --=-=-? 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=????=? 2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aE n n x E e e λμπ -Ω= + 其中：,a λ为常数， μ是Ω与x 轴的夹角。求： （1） 中子总密度()n x ； （2） 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3） 中子流密度(,)J x E 。 解：由于此处中子密度只与Ω与x 轴的夹角相关，不妨视μ为视角，定义Ω在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角?为方向角，则有： （1） 根据定义： 004()(1cos )2x aE n n x dE e e d λπμπ +∞ -= +Ω?? 20000(1cos )sin 2x aE n dE d e e d ππλ?μμμπ +∞-=+??? 00 (1cos )sin x aE n e e dE d π λ μμμ+∞ -=+? ? 可见，上式可积的前提应保证0a <，则有： 0000()()(sin cos sin )aE x e n x n e d d a π πλ μμμμμ-+∞=?+?? 0002(cos 0)x x n e n e a a λλπ μ--=--?+=- （2）令n m 为中子质量，则2 /2()n E m v v E =?= 04(,)(,)()(,,)2x x E n x E v E n x E d n e e λπ φ-==ΩΩ= （等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关系可得： cos sin cos μθ?= 则涉及角通量的、关于空间角的积分： 240 (1cos )(1sin cos )sin d d π π μθ?θθ+Ω=+?? 2220 sin cos sin d d d d π πππ ?θθ??θθ= +? ??? 00 2(cos )(2sin cos )404d π π πθπ μμμππ =- +=+=?

核反应堆物理分析课后答案(更新版)(1)

核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有： 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?= =? 所以，26 352(5)() 5.4910 ()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得，0.0253eV 时：1 1 2() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210 ()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6题

反应堆安全分析复习

反应堆安全分析复习 核安全的总目标：核电厂建立并维持一套有效的防御措施，以保证人员、社会及环境免收放射性危害。 辐射防护目标：辐射照射低于规定限值并合理可行尽量低。 技术安全目标：预防事故的发生、事故后果小，确保严重事故发生的概率低。 定量安全目标（美国核管会）： （1）紧邻核电厂正常个体人员反应堆事故立即死亡风险其他事故所导致总和1/1000 （2）核电厂邻近区域人口核电厂运行导致癌症死亡风险其他原因导致总和1/1000 每运行堆年严重堆芯损坏频率小于10-4 每运行堆年大规模放射性释放频率小于10-5 核电厂安全特征：强放射性、高温高压水、衰变热、核电厂放射性废料的处置 核电厂安全对策：在所有情况下，有效控制反应性（紧急停堆、功率控制、补偿控制）、确保堆芯冷却、包容放射性产物 核安全文化是存在于单位和个人的种种特征和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 纵深防御措施：多道屏障（燃料元件包壳、一回路压力边界、安全壳）和多级防御措施 安全设计基本原则：单一故障准则、多样化原则、独立性原则、故障安全原则、固有安全性原则、定期实验、维护、检修原则 单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部件发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。 核安全的四要素：自然的安全性、非能动的安全性、能动的安全性、后备的安全性 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，只是由堆的自然的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。 确定论安全评价方法：基本思想是根据纵深防御的原则，以确保核电厂三个基本安全功能为 目标，针对一套确定的基准设计工况，采用一套保守的假设和分析方 法，已检验是否满足特定的验收准则。 分析基本假定：单一故障假设、操作员事故后短期不干预 补充假定：事故同时失去场外电源；反应性最大的一组控制棒租卡在全提出位置；不考虑非安全设备的缓解能力；必要时考虑不利的外部条件。 最终验收准则（大破口失水事故）：包壳最高温度不超过1204℃；包壳局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%；包壳氧化产氢量不超过假设所有锆与水反应产氢总量的1%；事故后排出衰变热的长期冷却能力。 一级PSA——系统分析。对核电厂运行系统和安全系统进行分析，给出每运行年发生堆芯损坏的概率。 二级PSA——一级PSA结果加上安全壳的响应。确定放射性物质从安全壳释放的频率。三级PSA——二级PSA结果加上厂外后果的评价。确定放射性事故造成的厂外后果。PSA基本步骤：确定初因事件； 事件树和故障树分析，确定发生频率； 确定堆芯内和安全壳内放射性物质的沉积和迁移； 确定向环境放射物质的释放量； 对公众及环境的影响评估。 PSA主要任务：识别潜在事故，寻找薄弱环节； 计算放射性物质分布，确定对周围公众和环境的影响； 求出潜在核事故的总风险并评估。

核反应堆物理分析习题答案第三章

第三章 235 1?有两束方向相反的平行热中子束射到 U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度 12 2 1 12 2 1 为10 cm- s-。自右面入射的中子束强度为 2 10 cm- s-。计算： (1) 该点的中子通量密度； (2) 该点的中子流密度； (3) 设'I =19.2 102m J ，求该点的吸收率。 解：(1)由定义可知：；，=|「|「=：3 1012cm's 」 (2) 若以向右为正方向： J=『_|-=_1 1012cm's 」 可见其方向垂直于薄片表面向 左。 2 12 o 13 3 1 (3) R a 八a ■ =19.2 10 3 10 10 =5.76 10 cm s n “ X* ■ aE 2?设在X 处中子密度的分布函数是： n(x, E,0)=—"e (1 + cosP) 2 其中：■ ,a 为常数， 」是门与X 轴的夹角。求： (1) 中子总密度n(x)； (2) 与能量相关的中子通量密度 (X , E); (3) 中子流密度J(X , E) o 解：由于此处中子密度只与 门与X 轴的夹角相关，不妨视」为视角，定义■■在Y-Z 平面影上与Z 轴的夹角「为方向角，则有： =[dE 二 (才 e%aE (1+cos P)si n ?d ? .r, "bC Jf =n 0e ■ e dE L (1+cos?)sin A d # 可见，上式可积的前提应保证 a ：：： 0，则有： e aE 占兀 H n(x) =n 0 e“r—)l 0 「(『 sin 卩 +『cos^sin Ad#) a n 0e / IJ. I 応丄 c\ 2n 0e (—cos 0 0) z a a (2)令 g 为中子质量，则 E =g v 2/2= v(E) f[2E g (x,E)二 n(x,E)v(E)「2E m ； n(x,EJ W2 n °「e 七 2E_m . (等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关系可得： cos 」=sin J cos : 则涉及角通量的、关于空间角的积分： 2 二 . (1 cos ')d = (1 sin^cos )si 4 二 0 2 2 一. d ， si 门冷亠 i cos sin^d- 0 0 0 - 0 =2二(-cos 710 ) (2二 p sin 」cos'd ") = 4 0 = (1)根据定义： n(x)二；dE L 暑 e%aE (1 +cos4)d0

反应堆安全分析英文缩写

ABWR advanced boiling water reactor 先进沸水堆 APWR advanced pressurized water reactor 先进压水堆 AP advance passive plant 先进非能动电厂 ADS accelerator driven system加速器驱动机构 AFP auxiliary feedwater pump 辅助给水泵 ATWS anticipated transient without screen 未能停堆的预计瞬变 ANSI American national standards Institute 美国标准协会 BDBA beyond design basic accident 超设计基准事故 BOL beginning of life 寿期初 CEFR china experimental fast reactor 中国实验快堆 CSS containment spray system 安全壳喷淋系统 CVCS chemical and volume control system 化容控制系统 CSRDM control and safety rod drive mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF critical heat flux 临界热流密度 DHX direct heat exchanger直接热交换器 DBA design basic accident 设计基准事故 DOE department of energy 美国能源部 DCH direct containment heating 直接安全壳加热 DNBR departure from nuclear boiling ratio 偏离泡核沸腾比 ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器 ECCS emergency core cooling system 应急堆芯冷却系统 EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆 ESS emergency shutdown system 紧急停堆系统 EFS emergency feedwater system 应急给水系统 ESF emergency safety features 专设安全设施 EPRI the electric power research institute 美国电力研究会 EOL end of life 寿期末 EFPD effective full power days 有效满功率天数 EM evaluation model 评价模型 EFW emergency feed water 紧急供水 GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆 HEM homogeneous equilibrium model 均相平衡模型 HPIS high pressure injection system 高温安注系统 HTGR high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆 HTTR high-temperature test reactor 高温工程试验堆 IFR integral fast reactor 整体快堆 IHX integral heat exchanger 中间热交换器 INSAG International nuclear safety 国际核安全咨询 IDCOR industry degraded core rule making 工业退役堆芯规则 LFR lead-cooled fast reactor 铅冷快堆 LPIS low pressure injection system 低压安注系统 LOCA loss of coolant accident 失水事故 LOFA loss of flow accident 失流事故 LOFW loss of boilen feed water 丧失蒸汽发生器给水

反应堆安全分析复习题资料

2007年李吉根老师《反应堆安全》课的复习题资料 1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）。 答：a强放射性；b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水；e放射性废物的处理与贮存。 2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。 员、公众及环境免遭过量放射性风险。 照射保持在合理可行尽量低的水平，并低于国际辐射防护委员会（ICRP）规定的限制；还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 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。 3、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。 际屏障。 纵深防御：包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外应急设施五个层次。分别为：1）高质量的设计、施工和运行，防止异常工况出现；2）停堆保护余热排出，防止异常工况发展为事故；3）专设安全设施，防止事故发展为严重事故；4）事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境；5）厂外应急计划与措施，限制危害和后果。 多层屏障：轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障，即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。 则、定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的原则、运行人员操作优化的设计。 4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。 厂的运行。出发点：高可靠性、单一故障准则的要求。 失效。

5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。 答：核反应堆的基本安全功能：反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。 【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。 设施。 专设安全系统：应急堆芯冷却剂系统、安全壳本体、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳消氢和净化系统。 6、核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。 答：核反应堆的四种安全性要素：自然的安全性、非能动的安全性、能动的安全性、后备的安全性。 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。 1.四因子式k∞=εрfη，由于燃料、冷却剂、结构材料的温度、 压力、流量、密度等因素的变化导致中子泄漏、利用率发生变化，引入了反应性，如由于多普勒效应，燃料的温度升高，导致共振吸收峰降低展宽，总吸收利用率下降；2.反应性反馈产生于堆内温度、压力或流量的变化。但是，在一般情况下，冷却剂流量比较稳定，故此效应可以忽略不计。压力效应也很小。因此，只有温度对反应性的影响是一项主要的反馈效应，它决定了反应堆对于功率变化的内在稳定性（又称固有安全性）。这种内在稳定性是由燃料多普勒效应、慢化剂温度效应和空泡效应表现出来的。 7、核反应堆运行工况分类的原则和方法。 答：核电厂运行工况分类是指按事件预计发生的频率分类，其目的是确定各种事件的验收准则，原则是：出现频繁的工况要求其后果轻微；后果严重的工况要求其发生频率极低。 核电厂运行工况可按照三类五级的方法分类：【答四工况即可】 第一类为正常运行和运行瞬变，包括：工况I（正常运行和运行瞬态——核电厂的正常稳定功率运行、停堆状态、带有允许偏差的运行（如少量燃料包壳泄漏、蒸汽发生器传热管泄漏）、启动和停堆过程、冷却卸压过程及负荷变化过程）、工况II(常见故障、中等频率事故和预期运行瞬变——发生频率F大于10-2/堆年，即在核电厂的寿期内可能发生一次或数次，这里“预期”的意思即在一个核电厂寿期内很可能发生的意思。这类事件如汽轮机停车、全部主泵失去电源等。)；第二类为假想事故，包括：工况III（稀有事故——发生频率F大于10-4/堆年，小于10-2/堆年，即对于单个核电站运行经验积累来说，有可能出现，如一二回路管道小破裂。）、工况IV （极限事故——发生频率F大于10-6/堆年，小于10-4/堆年，这种事故预期不会发生，用来对核电厂的安全设施提出要求，这类事故危害大，如大破口失水事故，运行历史中发生过）；第三类为严重事故，燃料元件严重损坏，堆芯熔化，安全壳完整性受到破坏，有大量放射性物质释放的事故。工况I、II、III、IV为设计基准事件。

《核反应堆热工分析》复习资料

第一章绪论（简答） 1. 核反应堆分类： 按中子能谱分快中子堆、热中子堆 按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点： 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点： 6.重水堆优缺点：优点： ●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） ●废料中含235U极低，废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)

缺点： ●重水初装量大，价格昂贵 ●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3） ●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点： ●高温，高效率（750～850℃，热效率40％） ●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好