核反应堆安全分析概念复习
第一章核反应堆的安全的基本准则
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。
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。
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（defense in depth）
1：防止偏离正常运行及防止系统失效
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。
多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primary system envelope)，安全壳(containment)
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。
核反应堆运行安全的管理三要素：管理层，操纵员，机组
核安全文化：
核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，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。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
第二章核电厂的安全系统
确保反应堆安全的四种安全性要素：
(1) 自然的安全性。只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。
(2) 非能动的安全性。建立在惯性原理(如泵惰转)、重力法则(如位差)、热传递法则等基础上的非能动设备(无源设备)的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。
(3) 能动的安全性。必须依靠能动设备(有源设备)，即需由外部条件加以保证的安全性。
(4) 后备的安全性。指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。
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。
固有安全堆：具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备安全性的反应堆体系被称为固有安全堆。
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
?故障工况或事故状态
有效地控制反应性，确保堆芯冷却，包容放射性产物
反应性控制类型：
(1) 紧急停堆控制。迅速引入负反应性，紧急停堆。
(2) 功率控制。动作迅速，补偿因负荷、温度和功率水平变化引起的反应性瞬态。
(3) 补偿控制。补偿燃耗、裂变产物积累，也用于改变堆内功率分布。反应性当量大，
动作过程缓慢。
确保堆芯冷却的方法：
正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。
反应堆停闭时，堆芯内链式裂变反应虽被中止，但燃料元件中裂变产物的衰变继续放出热量，即剩余释热。为了避免损坏燃料元件包壳，应通过蒸汽发生器或余热排出系
统，继续导出热量
在反应堆失去正常冷却的事故工况下，有以下导出堆芯热量的方法
(1) 由辅助给水系统提供给水，产生的蒸汽通过蒸汽旁路系统排入大气。
(2) 当一回路温度和压力下降到一定值时，由余热排出系统冷却。一回路处于大气压力下时，可由堆芯换料水池冷却净化系统排出余热。
(3) 当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统向堆芯注入含硼水，以补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。
(4) 当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口流出的液态或气态的冷却剂带到安全壳，安全壳喷淋系统动作，进行循环冷却
包容放射性产物的方法：
(1) 保持现场或厂房的相对负压。
(2) 收集带放射性的气体，送到废气处理系统进行处理、储存和监控。低放射性废气经过滤
后通过烟囱排放。
(3) 放射性废液送到硼回收系统或废液处理系统进行过滤、除盐、除气、蒸发和储存监测后，
送到废液处理系统储存箱储存。达到排放标准后，再向环境进行监控排放。
反应堆的安全功能：
1）有效控制反应性：控制棒、可燃毒物、可燃毒物；紧急停堆控制、功率控制、补偿控制。
⑵、确保堆芯冷却：蒸汽发生器；余热排除系统；安全注射系统、安全喷淋系统；换料水池和乏燃料水池冷却净化系统；
专设安全设施的功能：
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。
专设安全设施的设计原则：
设备必须高度可靠；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
安全注入系统(SIS)，又叫做应急堆芯冷却系统(ECCS)的功能：
1.当一回路系统破裂引起失水事故时，安全注入系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，
防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性。
2.当发生蒸汽管道破裂时，反应堆冷却剂由于受到过度冷却而收缩，稳压器水位下降，安
全注入系统向一回路注入高浓度含硼水，重新建立稳压器水位，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。
安全注射系统(SIS)子系统：高压安全注射系统，蓄压安全注射系统，低压安全注射系统
安注过程：直接注入阶段，再循环注入阶段
安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物。其主要功能是：
1.发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减
少放射性物质向环境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。
2.对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。
3.作为非能动安全设施，能够在全寿期内保持其功能，必须考虑对外部事件(如飞机撞击、
龙卷风)进行防护和内部飞射物及管道甩击的影响
安全壳的主要形式：带密封钢衬的预应力混凝土安全壳，双层安全壳， AP1000的安全壳
安全壳喷淋系统
辅助给水系统的功能
1.在电厂启动、热备、热停和从热停向冷停堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主给水
系统向蒸汽发生器二次侧供水；
2.在事故工况下，该系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达到余热去除系统投
入的运行条件。
第三章核反应堆瞬态分析
反应堆瞬态是指反应堆倍增因子或反应性变化时，中子通量或功率随时间的变化特性。
反应性反馈机理
反应性反馈来源于堆内温度、压力或流量的变化。
温度对反应性的影响是主要反馈效应，决定反应堆对于功率变化的内在稳定性(又称固有安全性)。
反馈效应：燃料的多普勒效应，慢化剂温度效应，空泡效应
反应性系数：是反应堆的反应性相对于某一个参数的变化率。
慢化剂温度系数αTm值可正可负，它与原有设计有关。
大型钠冷快堆的空泡系数可能出现正值。
当堆芯尺寸比较大时，空泡系数为正值
最简单的模型即集总参量模型
第四章确定论安全分析
核电厂安全分析的基本目的是为了证明电厂的运行是安全的，不会造成对公众的健康和安全造成威胁。
核安全分析方法：确定论安全分析，概率论安全分析
电厂的安全分析必须包括对电厂设计和运行的分析，用此来说明核电厂在寿期内在正常运行和瞬态运行情况下的安全边界。同时也要证明电厂在事故预防和缓解时的响应能力。
确定论安全评价方法(Deterministic Safety Assessment)：基本思想是根据纵深防御的原则，以确保核电厂3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，以检验是否满足特定的验收准则。
工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变
(Condition I: Normal operation and operational transients)
措施：无需停堆，依靠控制系统进行调节到所要求的状态，重新稳定运行
工况Ⅱ——中等频率事件，(Condition II: Faults of moderate frequency)
措施：只要保护系统能正常动作，就不会导致事故工况
工况Ⅲ——稀有事故(Condition III: Infrequent faults)
措施：为了防止或限制对环境的辐射危害，需要专设安全设施投入工作
工况Ⅳ——极限事故 (Condition IV: Limiting faults)
措施：依靠专设安全设施减少放射性后果
工况III-IV属于有放射性风险的事故工况
核电厂事故分类：
(1)没有明确地考虑作为设计基准事故，但可为设计基准事故所涵盖的那些事故
(2)没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。
1．异常情况(Anomality) 2．一般事件(Incident) 3．重大事件(Serious Incident) 4．无明显厂外风险事故(Accident Mainly in Installation)
5．有厂外风险事故(Accident with Off- site Risk)
6．重大事故(Serious Accident) 7．特大事故(Major Accident)
确定论事故分析四个基本要素：
1.确定一组设计基准事故——“标准审查大纲”
2.特定事故下选择安全系统中有最大不利后果的单一故障
3.确定分析所用模型和电厂参量是保守的
4.结果与验收准则比较，确认安全系统的设计是充分的
设计基准事故(Design Basic Accident, DBA)：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
参考标准：《标准审查大纲》(NUREG0800)及有关导则，表4.2
设计基准事故选择和分析模型有很大不确定性——通过保守性假定来使分析结果包络最不利后果
分析基本假定：基本假设：
1.单一故障假设：被调用的安全系统失去部分设计功能
2.操作员在事故后短期不干预（30Min）
补充假定：
1.事故同时失去厂外电源
2.反应性价值最大的一组控制棒卡在全提出位置
3.不考虑非安全设备的缓解功能
4.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）：
1.PCT<1204℃(锆水反应：425 ℃出现，850℃显著，1200℃自激励)
2.包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%
3.包壳的氧化的产氢量不超过假设所有锆水反应所释放氢量的1%
4.堆芯必须保持可冷却的几何形状
5.必须保证事故后排出衰变热的长期冷却能力
反应性引入事故：指向堆内突然引入一个意外的反应性，导致反应堆功率急剧上升二发生的事故
反应性引入机理：控制棒失控抽出，控制棒弹出，硼失控稀释，导致二次侧排热增加的事故(瞬变)
超功率瞬变分类
按照引入速率和大小分：准稳态瞬变；超缓发临界瞬变；超瞬发临界瞬变。
按照引入方式可分为：线性；阶跃。
准稳态瞬变：引入速率小，能被温度反馈效应和控制棒调节补偿。如满功率时控制棒组件慢速抽出
超缓发临界瞬变：引入正反应性速率较快，不能被温度反馈效应和控制棒调节补偿总反应性大于零。满功率时2组控制棒组件失控抽出
超瞬发临界：引入正反应性很大，超过了瞬发临界的程度。如弹棒事故
特点 P66 的两个图
失流事故(Loss of Flow Accident)又称作流量丧失事故，属于瞬变。
部分流量丧失：泵机械故障，电源母线失电引起；
如果反应堆功率运行时，主泵因动力电源故障或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故。
全部失流事故：丧失交流电源设施：反应堆停堆保护系统
事故后冷却剂循环可分两个阶段：
1水泵惰转惯性驱动的强迫循环2重力压头驱动的自然循环
热阱丧失事故：由于二回路或三回路故障造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故
原因：1给水泵故障或失电、给水管线阀门意外关闭、给水加热器破坏、凝结水泵故障、管路破损——部分或全部给水丧失
2汽轮机跳闸，同时旁路阀未开——一回路突然丧失热阱
设施：反应堆停堆保护系统、辅助给水系统，余热排出系统、蒸发器安全阀……
信号：汽轮机脱扣；一台蒸发器水位过低、凝结水泵失电
人员：不干预；打开汽轮机旁路阀
以下以蒸发器失主给水为例
?二次侧饱和温度上升或传热系数下降是直接导致一回路失热阱的原因
?恢复给水使蒸发器水位上升可以最终恢复热阱
?一回路的超压可由稳压器的卸压阀或安全阀的打开缓解
结果：会引起堆芯冷却不足，有导致DNB甚至燃料损坏的危险。
超压危胁到第二道屏障的完整性，以致造成放射性释放。
蒸汽发生器传热管破裂事故：
指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂导致的事故。
原因：1. 传热管受机械的和热的应力作用——传热管断裂或裂缝
2. 传热管管板处沉积物腐蚀——传热管破口
设施：化容控制系统、反应堆停堆保护系统、高压安注系统
稳压器、辅助给水系统、余热排出系统、蒸汽旁路系统……
信号：稳压器压力低；稳压器压力低、一台蒸发器压力低于其他蒸发器
人员：隔离事故蒸汽发生器
结果：
1 一回路水污染二回路，若凝汽器不可用，蒸汽的卸压释放会造成向环境大气的放射性释放；
2 断管蒸发器及蒸汽管道可能满溢，导致更严重的放射性排放；蒸发器安全阀也可能卡在开启位置；
3有使堆芯冷却不足的风险。
1、蒸汽管道破裂事故(MSLB)：出了指蒸汽回路的一根管道出现实际的破裂所产生的事故外，还包括蒸汽回路上的一个阀门意外打开所导致的事故。
原因：1 蒸汽管道或管嘴破损
2 蒸汽回路上阀门（安全阀、排放阀、旁路阀）意外打开
设施：反应堆停堆保护系统、安注系统、蒸发器限流喷嘴余热排出系统、安全壳喷淋系统……信号：稳压器压力低；超功率ΔP；两台蒸发器蒸汽流量高，同时蒸发器压力低；两台蒸发器蒸汽流量高，同时一回路平均温度低；
人员：关闭蒸汽和给水管道隔离阀
结果：1二回路载热增加导致一回路降温降压；
2受负温度反应性系数影响，相当于反应性引入，停堆后仍有重返临界危险；
3断管若在安全壳内，蒸汽排放会使安全壳升温超压；
4若事故前蒸汽发生器有破损，则可能使裂变产物释放到汽轮机厂房甚至大气
给水管道破裂事故(MFLB)：所有蒸汽发生器上游的任一给水管道破裂，从而导致给水流量的突然下降，然后至少有一个蒸汽发生器水室的水被排空的现象
原因1热应力或机械应力
2地震或飞射物撞击（极低概率）——有防冲击装置，同时多条管道断裂几乎不可能设施：反应堆停堆保护系统、辅助给水系统，稳压器、安注系统、余热排出系统、安全壳喷淋系统……
信号：蒸发器水位低、超温ΔT；一台蒸发器水位过低
人员：隔离相应蒸汽管线
结果：1一回路严重失冷，有整体沸腾的危险；
2由于通过稳压器卸压，间接造成冷却剂丧失，可能使堆芯裸露、燃料损坏；
3若破口发生在安全壳内，会引起安全壳升温和超压。
冷却剂丧失事故(LOCA)：指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。分大破口、中小破口、气腔小破口、蒸汽发生器传热管破裂等
原因：1假想的冷却剂主管道破裂 2 假想的压力容器破裂（极低概率）
作为极限设计基准事故的大破口(Large Break)失水事故，即反应堆主冷却剂管道冷管段或热管段破裂并同时失去厂外电源的事故
以主管道双段剪切断裂(Double Ended)作为DBA，
设施：安注系统，辅助给水系统、蒸汽旁路系统、余热排出系统、安全壳喷淋系统……
信号：稳压器压力低人员：无
事故序列可以分为4个阶段：
1. 喷放(Blow down)
2. 再灌水(Reflood)
3. 再淹没(Remerge)
4. 长期冷却(Long-term cooling)
1. 大破口失水四个阶段：喷放、再灌水、再淹没、长期冷却的起始点和终点如何判定？
应急冷却水到达压力容器下腔室使水位开始回升——水位到达堆芯底端——水位到达堆芯顶端
2. 欠热卸压和饱和卸压阶段如何界定？压力降至局部饱和压力，冷却剂开始沸腾
3. 为什么不需要紧急停堆系统动作？压水堆负的空泡系数会使裂变过程自发中止
4. 冷管段大破口和热管段大破口会出现几个包壳峰值温度？出现时间和大小有何不同？
冷管段大破口，有明显的两个PCT；热管段大破口，可认为有一个PCT，或可认为还有一个不明显的PCT；冷管段大破口，第一PCT出现较早、较高，第二PCT出现较晚、较高5. 何为骤冷现象？
包壳温度降到约350~550℃时，应急冷却水再湿包壳表面，由于其高得多的冷却速度，使温度急骤下降
6. 何为蒸汽粘结现象？在进口管破裂情况下，由于蒸汽流经蒸汽发生器时，二回路反向传热、蒸汽膨胀；并可能由于蒸汽发生器和主泵间的U形管内积水——使得堆芯和破口间的流动阻力较大，阻碍堆芯水位的上升
7. 高压安注系统在事故中起何作用？为什么？
几乎不起作用。首先，压力下降快，蓄压、低压安注很快启动；其次，流量小，不起明显作用；再次，在失厂外电、需要应急电源时，其启动会延时
8. 哪一阶段堆芯冷却最差？为什么？
再灌水阶段。此时堆芯基本上是裸露的，热辐射和蒸汽的自然对流传热效率低。衰变热继续释放，燃料温度绝热地上升，并随即导致锆合金与蒸汽的反应加剧，进一步提高了温度结果：
?一回路严重失冷，可能使堆芯裸露、燃料严重损坏；
?冷却剂泄漏进入安全壳，伴随放射性物质的释放；
?冷却剂泄漏进入安全壳，引起安全壳升温和超压，甚至失效。
小破口失水事故(SBLOCA)：
压水堆核电厂小破口(small break)失水事故是指由于反应堆冷却剂系统管道或与之相通的部件出现小破口/破裂，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂正常补给能力的冷却剂丧失事故
设施：安注系统辅助给水系统、蒸汽旁路系统、余热排出系统、安全壳喷淋系统……
信号：稳压器压力低人员：无
事故序列可分为3个阶段：喷放、再淹没、长期冷却
4个阶段：1 环路自然循环维持阶段2 环路水封存在阶段3环路水封清除阶段4长期堆芯冷却
结果：
?一回路失冷，可能使堆芯裸露，燃料损坏；
?若冷却剂压力下降不足以使蓄压、低压安注启动，可能在高压阶段造成严重的燃料损坏；
?若冷却剂泄漏进入安全壳，将伴随放射性物质的释放，以及安全壳升温和超压。SGTR事故和小破口失水事故的主要差别有哪些？
1 从一回路装量减少的立场来看，SGTR的严重性完全可以用SBLOCA来包络。
2从放射性释放和操纵员干预的立场上来看，则SGTR与SBLOCA完全不同，主要表现在：- SBLOCA仅失去一回路压力边界完整性，放射性释放被包在安全壳内；而SGTR意味着同时失去一回路压力边界的完整性和安全壳的完整性，放射性物质旁通安全壳而直接释放到环境，因而是一种放射性释放较为严重的事故；
- SBLOCA在30min内不要求操纵员干预，而SGTR事故则要求操纵员必须尽快干预。
未紧急停堆的预期瞬态(ATWS): ，没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态。
在这些瞬态中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。
原因:1. 相关预期瞬态/II类工况随机发生 2. 紧急停堆系统同时发生故障
设施：辅助给水系统、稳压器卸压阀、蒸发器安全阀余热排出系统、蒸汽旁路系统……后果：一回路失热阱且缓解滞后，升温、超压……
完全失去外电源
设施：辅助给水系统、稳压器卸压阀、蒸发器安全阀余热排出系统、蒸汽旁路系统……后果：一回路失热阱且缓解滞后，升温、超压……（比完全失去正常给水更严重）
稳压器卸压阀意外打开
设施：安注系统安喷系统、辅助给水系统、余热排出系统、蒸汽旁路系统……
后果：一回路失冷却剂且缓解滞后，DNB…
第五章核电厂严重事故
核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并可能引发放射性物质泄漏的一系列过程。
严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事故。
堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温、直至堆芯熔化的过程。其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级；三哩岛事故属此类。
堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级。切尔诺贝利事故属此类。
堆芯熔化可以分为高压熔堆和低压熔堆。
低压熔堆：以一回路冷却剂丧失为特征，若应急堆芯冷却系统失效，由于冷却剂不断丧失，造成元件裸露升温，锆包壳与水蒸汽发生化学反应放出热量与氢气堆芯水量进一步减少后，堆芯开始自上而下地熔化，直至将压力容器下封头熔穿，熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用，释出CO2、CO、H2 等不凝气体，从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿
与低压熔堆过程相比，高压熔堆过程有如下特点：
1.高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时两级，因而有比较充裕的干预时间；
2.燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变产物的释放而言，
高压过程是“湿环境”，气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果；
3.压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后堆芯熔融物的分布范围比低压
过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热(DCH)。因而，高压熔堆过程
具有更大的潜在威胁。
下封头损坏模式：喷射冲击，下封头贯穿件阻塞和损坏，下封头贯穿件的喷出物，蠕变断裂
导致安全壳早期失效的主要原因：
安全壳大气直接加热(DCH)；氢气燃烧；蒸汽爆炸；安全壳隔离失
安全壳晚期失效主要原因：晚期可燃气体燃烧；安全壳缓慢超压；地基熔穿(堆芯熔融物与
混凝土作用)。
第7章概率安全评价法
概率风险评价方法是一种以概率论为基础的系统分析方法，是核电站两种安全分析的方法之一。它善于分析各种因素之间的关联和相互作用，可以定量评估核电站的安全性，找出核电站设计、建造和运行中的薄弱环节，提出核电站安全运行的改进建议。
两种评价方法的比较
确定论方法：核电站安全分析的传统方法。以一假想的设计基准事故为基础，将此事故看作最大可信的、最严重的事故。如所设置的安全设施在满足单一故障准则条件下能够对付此事故，则必定能满足其它事故的要求。
概率风险分析方法：认为一切事故均属于随机事件，不存在“可信”和“不可信”的截然界限，只有发生概率的大小之别。
“风险：
风险定义加入非线性： 事件树最上层按顺序列出可能影响事故进程的一系列事件，也称为事件树题头
故障树是事件之间的一种逻辑关系图。它表示部件、系统和人为失误等事件引起不希望发生事件的逻辑关系。
=?风险不确定性不利的后果=灾害风险防护措施1M v i i
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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
辐射防护与核电站安全(标准版)
Safety is the goal, prevention is the means, and achieving or realizing the goal of safety is the basic connotation of safety prevention. （安全管理） 单位：___________________ 姓名：___________________ 日期：___________________ 辐射防护与核电站安全(标准版)
辐射防护与核电站安全(标准版)导语：做好准备和保护，以应付攻击或者避免受害，从而使被保护对象处于没有危险、不受侵害、不出现事故的安全状态。显而易见，安全是目的，防范是手段，通过防范的手段达到或实现安全的目的，就是安全防范的基本内涵。 辐射存在于整个宇宙空间。辐射防护是研究保护人类和其他生物种群免受或少受辐射危害的应用性学科。辐射分为电离辐射和非电离辐射两类。α射线、β射线、γ射线、X射线、质子和中子等属于电离辐射，而红外线、紫外线、微波和激光则属于非电离辐射。在核能领域，人们主要关心的是电离辐射可能产生的健康影响及其防护。通常将电离辐射简称为辐射或辐射照射。 人类有史以来一直受着天然电离辐射源的照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。事实上，辐射无处不在，食物、房屋、天空大地、山水草木乃至人们体内都存在着辐射照射。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射（约76.58％）和医疗（约20％），核电站产生的辐射剂量非常小（约0.25％）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。 核能应用领域的辐射照射来源于核能产生装置（如核电站）在运
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
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。
反应堆安全
安全的总目标：核安全的最终安全目标为：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：1·辐射防护目标2·技术安全目标设计基准事故(DBA)：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（DB A）超设计基准：对于有些更严重的事故，这时专设安全设施已不能有效制止事故的发展，这些事故称之为超设计基准事故（BDBA）纵深防御原则分为5个层次：第1层次防御的目的是防止偏离正常运行和系统故障第2层次防御目的是检测和纠正偏离正常运行的情况，以防预计运行事件升级为事故工况设置第3层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或始发事件的升级仍有可能未被前一层次的防御所制止，可能发展为更严重的事件。第4层防御的目的是应付可能已超出设计基准的严重事故，并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平第5层次即最后层次的防御目的是减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。三道屏障：第一道屏障是燃料元件包壳第二道屏障是将反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力边界第三道屏障是安全壳，即反应堆厂房。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随机故障时，仍能保持所赋予的功能。核安全许可证制度几个阶段：1核电厂的选址地点2核电厂的建造3核电厂的调试4核电厂的运行5核电厂的退役安全分析报告包括如下内容：1厂址及其环境的描述2建厂的目的，反应堆设计，运行和实验所遵循的基本原则（包括所用的法规，标准和规范），设计基准内部和外部始发事件，以及为保护厂区人员和公众安全为目的的安全系统性能的描述；3核电厂系统的描述，包括目的，接口，仪表，检查维护和所有运行工况以及事故工况下的性能4设计，采购，建筑，调试和运行方面的质量保证大纲的描述5对预计安排在反应堆内进行的，对安全具有重要影响的任何形式的实验的安全问题的检查6相类似核电厂的运行经验的回顾7假设始发事件及其后果的安全分析条件，包括足够的资料和计算，以便有条件进行独立评价8核电厂的支持安全技术条件，包括安全限制和安全系统整定值，安全运行的限制条件，设备检测要求，组织和管理上的要求。确保反应堆安全的4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后备的安全性反应堆安全设施的三大安全功能：1有效地控制反应性2确保堆芯冷却3包容反射性产物根据反应堆运行工况的不同，可把反应性控制分为3种类型：1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制控制棒按其作用不同可分为：补偿棒，调节棒，安全棒（停堆棒）核电厂运行工况分为4类：工况Ⅰ-正常运行和运行瞬变工况Ⅱ-中等频率事件，或称预期运行事件；工况Ⅲ-稀有事故；工况Ⅳ-极限事故（这类事故的发生频率约为10-6-10-4次/（堆·年）安全分析报告分析的典型始发事故安全分析报告的典型始发事故：1二回路系统排热增加2二回路系统排热减少3反应堆冷却剂系统流量减少4反应性和功率分布异常5反应堆冷却剂装量增加6反应堆冷却剂装量减少7系统或设备的放射性释放8未能紧急停堆的预期瞬变最终验收准则：1包壳最高温度不得超过1204℃2包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17％，以防止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂3包壳氧化产氢量不得超过假设所有锆均与水反应所释氢总量的1％，以限制安全壳内氢爆的危险4堆芯必须保持可冷却的几何形状5必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力。反应性引入事故是指向堆内突然引入一个意外的反应性，导致反应堆功率急剧上升而发生的事故。反应性引入机理：1控制棒失控提升2控制棒弹出3硼失控稀释失流事故概念：核电厂反应堆是借助于主冷却剂泵唧送冷却剂实现强迫循环来冷却的。如果反应堆功率运行时，主泵因动力电源故障或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故。失流事故包括：流量部分丧失流量完全丧失主泵卡轴和主泵断轴4种，其中后两种属于极限事故。 流量瞬变：取一长度为L，流量横截面为Ai的控制体，则控制体内流体 的压降关系为： 这个公式的物理意义是，任何一段流道流体压降等于该流道的惯性压降，加速压降，摩擦压降和重力压降之和再减去泵所提供的压头。热阱丧失事故定义：热阱丧失事故是由于二回路或三回路故障造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故。热阱丧失事故的始发事件主要可以归结为两方面：1部分或全部给水中断2汽轮机跳闸，同时旁路阀门未打开。冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。大破口失水事故是指反应堆主冷却剂系统冷管段或热管段出现大孔直至双端剪切断裂并同时失去厂外电源的事故。未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）是指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态，在这些瞬态中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。ATWS的事故发生概率等于紧急停堆发生故障的概率和未紧急停堆时由明显后果的事故瞬态频率的乘积。可能导致比较严重后果的始发事件有：失去主给水，汽轮机停机，失去交流电源，失去凝汽器真空，控制棒组意外抽出和稳压器卸压阀意外开启等。其中以主给水丧失引发的ATWS 最具代表性。蒸汽爆炸：蒸汽爆炸是一种声波压力脉冲，由快速传热引起。在压水堆发生严重事故时，当熔化的堆芯物质与水接触时就可能发生这种快速传热。烟羽应急计划区以反应堆为中心7-10km为半径。在此区域内需要依据实际情况作好实际防护措施的准备。在该区域还要考虑在3-5km半径的区域内，作好人员撤离的准备。 食入应急计划区以反应堆为中心，30-50km为半径。在此区域内，应加强辐射监测，并作好食物和饮水控制的准备。风险的定义：风险R（损害/单位时间）=P（事件/单位时间）*C （损害/事件）整个故障树分析工作大致可以分为以下5步：1选择合理的顶事件和系统的分析边界和定义范围，并确定成功与失败的准则；2建造故障树，这是FTA的核心部分之一。通过对已收集的技术资料，在设计，运行管理人员的帮助下，建造故障树；3对故障树进行简化或者模块化；4定性分析。求出故障树的全部最下割集，当割集的数量太多时，可以通过程序进行概率截断或割集阶数截断；5定量分析。这一阶段的任务是很多的，它包括计算顶事件发生概率即系统的点无效度和区间无效度，此外还要进行重要度分析和灵敏度分析。 在核电厂事故释放下，核电厂附近居民可能受到的主要辐射途径有以下4个方面：1放射性烟云的外照射2烟云地面沉积放射性的外照射3吸入空气中的放射性的内照射4通过食物链造成内照射辐射防护工作的基本原则：1辐射事业的正当化原则：除非对社会确有贡献，否则任何涉及辐射照射的活动都是不合适的；2防护水平的合理最优化原则：辐射剂量必须同时考虑经济和社会因素，做到合理可行尽量低；3个人所受到剂量的限制原则：个人所受的最高剂量当量不得超过规定限值，并留有一定的余地。个人剂量当量限值推荐值如下：职业工作人员的剂量当量在5年内平均每年不超过20mSv,其中剂量当量最高的一年不得超过50mSv。 p gH z z g A W e A W iAi A A A dt dW A L p - - - - - - - - - - - - + + - + = ? ρ ρ ρ ρ ρ ρ ρ ρ ) ( 2 2 ] ) ( ) [( 1 2 2 1 2 2 2 2
核反应堆类型简介
核反应堆类型简介 核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。 核反应堆分类有： 按时间分可以分为四代： 第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。 第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。 第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。 第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的
程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。 按反应堆慢化剂和冷却剂分： 轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂； 重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂； 石墨气冷堆；石墨液冷堆。 按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。 核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。 按用途分：将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等；生产放射性同位素的核反应堆；生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆；提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆；为发电而发生热量的核反应，称为发电堆；用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。 如此多的反应堆种类，意味着很多的人才空缺，让我感觉到核电事业亟待人才的加入，我决心努力学习，将来为我国核电事业作出一番贡献。
核电站环境影响与安全
核电站环境影响与安全 摘要根据国家能源发展的中长期规划,我国未来十年将有大批核电建成投产。介绍核电运行的基本原理,分析历史上的重大核泄漏事故的原因及危害,讨论核电站的辐射等因素对周围环境与人员的影响,以及为保证核电站的安全所采取的部分保障措施。 关键词核电站;核事故;核安全;核辐射 核能是一种经济的能源。来自欧盟的报告显示,欧洲通过比较各种燃料循环的外部成本得出的结论是:燃煤和燃油发电,相关的外部成本5美分左右,天然气约1美分,核电的平均成本在0.35美分左右。我国第一座自己研究、设计和建造的核电站是秦山核电站,该电站于1984年破土动工,1991年12月15日并网发电,从那时起走到今年,我国投入运行的核电装机只有908万千瓦,即未来十年的核电装机量将比现阶段总量大的多。 核电站大体可分为相对独立的两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛,包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。核电站用的燃料是铀,铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器通过热交换使二回路内产生蒸汽,蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。这就是世界上最普及的压水反应堆核电站的工作原理。 从第一座反应堆运行至今出现过三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故两次重大核事故。1986年4月26日,前苏联切尔诺贝利核电站研究人员在做一次安全实验时,切断了反应堆所有的安全措施,却又要启动反应堆,这个实验方案严重违反了安全规程,制订的计划又极不认真,极不负责。这个试验造成第四号反应堆大厅起火,并发生化学爆炸,反应堆厂房顶盖被炸掀,放射性物质随着蒸汽和烟云进入大气,造成了对周围环境的严重污染。事故当时有2人被炸死,1人死于心脏病,救火中有29人受辐射损伤,其中28人因患急性放射性病致死。事故后周围30公里范围内撤离了21万居民。这是一次严重的责任事故,而且前苏联开发的这种石墨水冷堆具有较大的缺陷,它有一段正温度系数的正反馈工作区。在该工作区时温度增加后核反应会加剧而不是减慢,这在反应堆的设计上是不能允许的。另外,切尔诺贝利核电站没有绝大多数核电站具有的安全壳,这也使该事故危害加大。 三哩岛和切尔诺贝利核电站事故,促使有核电站运行的所有国家重新仔细检查了核电站的基本安全特性。通过经验教训分析反馈,促进了更先进的反应堆的研究与开发工作,以提高核反应堆的安全性和可靠性。这两次事故也促进了正在运行的核电站安全可靠性的提高。核电其实是一种安全性能好的能源,采取了各种安全措施,并且正确的选择核反应堆的堆型,就可以做到核电站发生事故的机率为4×10-6/堆·年,即100个核电站运行2500年,才有可能发生一次堆芯熔化的事故。而且随着时代的发展和科技的进步,人们还可以进一步地减小这一机率。即
《核反应堆热工分析》复习资料大全
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
核电站环境安全与保护
编号：SM-ZD-94085 核电站环境安全与保护Organize enterprise safety management planning, guidance, inspection and decision-making, ensure the safety status, and unify the overall plan objectives 编制：____________________ 审核：____________________ 时间：____________________ 本文档下载后可任意修改
核电站环境安全与保护 简介：该安全管理资料适用于安全管理工作中组织实施企业安全管理规划、指导、检查和决策等事项，保证生产中的人、物、环境因素处于最佳安全状态，从而使整体计划目标统一，行动协调，过程有条不紊。文档可直接下载或修改，使用时请详细阅读内容。 能源是人类社会和经济发展的保障性资源，同时能源问题也是世界性的问题。目前人类所使用的能源主要是化石能源，自19世纪70年代产业革命以来，化石燃料的消费量急剧保持增长，90%以上的世界经济活动所需的能源都依靠化石能源提供，由于大量消耗，这类资源正趋于枯竭；同时化石 燃料的大规模利用也带来了严重的环境污染，导致了温室效应和全球气候变暖等一系列环境问题。能源危机与环境危机日益紧迫，寻找新的清洁、安全、高效的能源是人类所面临的共同任务。 现代社会中，除了煤炭、石油、天然气、水力资源外，还有许多可利用的能源，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等，但是由于技术问题和开发成本等因素，这些能源很难在近期内实现大规模的工业生产利用；而核能是一种经济、安全、可靠、清洁的能源，同各种化石能源相比起来，核能
核反应堆及发展
核反应堆的类型 核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具 有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。 下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。 压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸 腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。 沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容 器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。 重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。 前景看好的快堆 现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。 具体点说，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。 早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能
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。
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。