反应堆安全分析期末复习资料

1.单一故障：导致某一部分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。

2.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。

3.核应急：核应急是需要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”。

4.应急计划：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，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务

5.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，控制反映性或一出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停用。

6.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，可能引发安全壳早起超压实效。

7.核安全文化：是存在于单位和个人种种特性和状态的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电安全问题由于它的重要性要保证得到重视。

8.核应急：是需要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，又称为核紧急状态;应急计划：也称应急响应计划，再应急计划中规定核设施营运单位，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应任务。

9.剩余反应性：没有控制毒物时的反映控制10.停堆深度：把所有毒物投入堆芯时，所达到的负反应性11.热管：在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出，冷却剂通道。热点：在堆芯集中了所有关于核的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。12.子（单）通道模型：认为相邻通道是相互联系的，沿着整个堆芯的的高度相邻通道的冷却剂之间发生着，动量，热量和质量的交换。13.核燃料线功率密度：单位长度的核燃料在单位时间所释放出的能量。热阱：接受反映堆排出余热的系统。14.核安全辐射防护目标和技术安全目标？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。辐射防护目标，确保正常运行时核电厂及核电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水平，并且低于规定限值，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：有绝大把握御防核电厂事故的发生，对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对那些发生概率很小的事故都要确保其放射性后果的严重事故发生概率非常低。15.完全设计的基本原则1）单一故障原则：任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。2）多样性功能：采用两个或多个独立的方法或系统完成同一个功能3）独立性原则：系统设计中应通过功能隔离或实体分离，实现系统布置和设计的独立性4）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。5）冗余度原则：核电厂完成安全功能的系统采用多个同种类的系统能够保证其安全功能。16.核电厂的基本安全功能（3G功能）Control 反应性控制Cool 余热排出Contain 放射性包容。17.辐射防护目标：确保在正常运行时电厂以及从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放生；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的放射性后果的严重事故发生的概率非常低。18.牛顿冷却定律：Q=Ah（）;q=h（）;h整个固体表面的平均表面传热系数，固体表面的平均温度,液体表面的平均温度。19.我国核事故应急管理工作的方针：常备不懈，积极兼容，统一大力协调，保护公众，保护环境；我国核事故应急工作实行国家，地方，核电厂三级管理体系。20.低

压熔堆后的效果：1）熔融物与火接触可能出现蒸汽爆炸；2）熔融物或碎片落到混凝土并与之产生化学反应，混凝土熔化分解，产生、CO、C；3）安全壳被熔穿后，熔融物会继续穿透几米的地下土层，最后与环境达到热平衡。21.核事故应急辐射防护监测内容，方式：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；方式：固定监测网，空中监测网，车载监测，船载监测，实验室分析22.日本福岛核电站设计缺陷在哪方面1）4应急堆芯却系统全部失灵；2）安全壳设计中未考虑氢氧复合系统；3）安全壳的设计理念存在缺陷；4）早起沸水堆设计中未考虑堆芯熔融物穿透压力容器壁的严重后果；5）反应堆厂房设计抵御海啸高度为6.5米，低于极端条件下海啸高度。23.四不放过原则：1）事故原因没查清不放过2）广大职工没受过教育不放过3）事故责任者没有严肃处理不放过4）防范措施不落实不放过。24.核电站安全的特殊性：1）核裂变释热功率的半无限——功率陡升的可能2）强放射性——辐射损伤3）高温高压水——融化和喷放4）剩余反应性——潜在的能量来源5）衰变热——停堆后继续过热的可能。25.核安全管理的主要三种方式：1）核安全许可证制度2）核安全评审3）核安全监督。26.反应性的控制的三种类型：1）紧急停堆控制安全棒2）功率补偿调节棒3）补偿控制补偿棒。27.传热的三种方式：1）辐射2）对流3）传导。28.大容器沸腾的四个过程：1）自然对流2）核态沸腾3）过渡沸腾4）稳定膜态沸腾。29.反应性的控制的四种方法:1)中子体吸收移动2)慢化剂液位控制3)燃料控制4)反射层控制。30.专设安全设施的功能1)放生失水事故时，向堆芯注入含硼水2)阻止放射性物质向大气释放3)阻止氢气在安全壳内的浓集4)向蒸汽发生器应急供水。31.大破口失水事故的4个过程：1）喷放2）再灌水3)再淹没4)长期堆芯冷却。32.小破口失水事故:1)喷放2)再淹没3)长期堆芯冷却。33.ANSI对核电厂事故的4大分类:1)正常运行核运行瞬态2)中等频率事件3)稀有事故4)极限事故。34.PWR在FP时，0S时刻发生控制棒失控提升，请描述0－9S，9－18S，18－28S，43－47S五个阶段内稳压器压力变化的现象，并应用所学《核反应堆安全分析》知识分析压力变化的原因？1）0－9S现象：稳压器压力保持15.4MPA原因：0s时刻发生控制棒失控提升，由于热滞效应，冷却剂温度没有上升，压力也没有上升。2）9－18s现象：稳压器压力由15.4上升岛15.9MPA，原因：由于控制提棒，给堆芯引入正反应性，导致堆芯产热没有上升，一回路冷却剂上升，压力也随之上升3）18－28s现象：稳定器压力缓慢上升，由15.9上升岛17.3MPA，原因：由于稳压器压力超过限定值，稳压器喷淋阀开启，对气象空间降压，压力下降速率小于提棒引起的压力上升速率，所以压力缓慢上升4)28－42s现象：稳压器压力保持在17.3MPA原因：已经达到稳定器泄压阀达到的限定值，稳压器的高温气体向外界排放，所以压力保持不变。5）43－47s现象：稳压器压力迅速下降原因：压力达到17.3MPA，反应堆由于超高压，紧急停堆开启，引入大的负反应性，产热量减少，温度下降，所以压力下降的很快。35.我国核电厂应急状态的4个等级:1)应急待命2)厂房应急3)场区应急4）场外应急。36.核电厂放射性物质的释放4种机理：1）气隙释放2）融化释放3）气化释放4）蒸汽爆炸。37.5种典型的烟云形状：链形、锥形、扇形、漫烟形、屋脊形。38.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：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)通过食物链的内照射。39.辐射防护三原则：1）辐射事业的正当化原则2）防护水平的合理最优化原则3）个人所受剂量的限量原则。40.外照射防护措施：1）控制照射时间2）增大与辐射源的距离3）屏蔽。

41.核电厂控制区内照射的防护措施：1）戴呼吸保护装置2）控制区不吃，不喝，不吸烟3）伤口没密封不进入控制区4）建立通风与负压系统，减少放射性气溶胶浓度