一种高温气冷堆核电厂非能动式堆芯余热排出方法

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核电厂安全重要系统和部件的实体防护

核电厂安全重要系统和部件的实体防护GB 13285-911主题内容与适用范围本标准规定了核电厂安全重要系统和部件的实体防护准则，并为设计者就如何防止这类系统和部件受到危害提供指导。

本标准对要求防护的系统和可能遭受的危害作了阐述，并给出了在什么条件下不需要防护的准则。

本标准适用于轻水慢化和冷却的反应堆(LWR)或石墨气冷堆(HTGR)。

本标准的一些原则也适用于其它堆型。

本标准包括对安全重要系统和部件产生的各种危害的判别，也包括防止这类设备遭受危害的合适措施。

鉴于本标准的目的侧重于提供实体防护的准则，因此设计者必须通过使用其它更详细的标准来实现本标准的要求。

2术语2.1安全停堆状态safe shutdown condition这是反应堆的一种状态。

在这种状态下，反应堆处于次临界并能够继续维持这种次临界。

此时，堆芯保持在一个可冷却的几何布置形状并且以等于或大于冷却衰变热所需的流量带出衰变热，保证堆芯得到足够的连续冷却。

2.2安全停堆地震safe shutdown earthquake (SSE)它是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件，以及分析当地地表下物质特性的基础上所确定的、可能发生的最大地震。

安全停堆地震通常取历史上发生过的最大地震，再加上一个安全裕量。

当发生这种地震时，安全重要的构筑物、系统和部件仍须保证履行其功能。

2.3安全重要部件component important to safety安全重要系统内为执行系统安全功能所需要的部件。

2.4安全重要系统system important to safety具有下列功能的系统称为安全重要系统：a. 有防止事件发生或减轻事件后果的能力；b. 有使电厂达到安全停堆状态并保持这种状态的能力；c. 有将厂区外辐射剂量限制在可接受限度内的能力。

属于这类系统的例子包括为完成以下功能所需要的系统：反应堆停堆(或保持反应堆在停堆状态)、冷却堆芯、限制堆芯破坏、冷却另一安全系统、事故后冷却安全壳、控制安全壳可燃物浓度或在事故中包容、控制或减少放射性物质释放等。

高温气冷堆固有安全特性

I行业观察NDUSTRY INSIGHTS自然安全性、非能动后备安全性等。

自然安全性是指化学及核特性实现安全功能，不固有安全性特指自然燃耗效应、高性能的较大的堆芯热容量、较慢化剂的核特性，压水堆等其他类型反应堆（燃料、慢）温度升高，核反应的速率降低高温气冷堆的温度效应主要是慢化剂燃料的负反应性温度效应共同作用比较有代表性的产物是氙积累和消耗会带来反应性补偿但是在一定程度上引入负的以满足需求。

由于具有固有安全性，不需要辅助安全系统，高温气冷堆的系统大为简化，投资可大幅降低。

高温气冷堆产业化推广情况随着20万千瓦高温气冷堆示范工程顺利进行和60万千瓦高温气冷堆项目稳步推进，高温气冷堆产业化推广取得了显著进展。

在国内，中国核建已在福建、广东、江西、浙江等省份开展了前期工作。

2015年4月，中国核建江西瑞金高温气冷堆项目初步可行性研究报告通过电力规划设计总院组织的评审。

此后，中国核建高温堆控股公司与瑞金市政府签订了厂址保护协议。

2016年4月，中国核建福建万安高温堆电站初步可行性研究报告通过电力规划设计总院组织的评审。

在海外，作为高温气冷堆技术产业化推广和高温气冷堆核电“走出去”的责任主体，中国核建在多个国家和地区积极推广高温气冷堆技术。

继与阿联酋迪拜、南非等国家和地区签署了项目合作协议（MOU ）后，2016年1月，中国核建、沙特核能与可再生能源城签订了《沙特高温气冷堆项目合作谅解备忘录》。

2016年8月，中国核建与印尼原子能机构签署了《中国核建集团与印尼原子能机构关于印尼高温气冷堆发展计划的联合项目协议》，为高温气冷堆“走出去”再添浓重一笔。

（作者单位：中国核建高温堆控股公司、清华大学）第一座球床模块式高温气冷实验堆26反应性，使反应堆趋于安全。

（三）燃耗效应随着裂变反应的进行，核燃料中的铀-235会逐渐减少，从而使核反应的速率下降。

这种现象也具有负的反应性效应。

燃料裂变越完全、越彻底，燃耗深度就越大。

压水堆核电厂非能动余热排出系统对比研究

（．ＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙｏｎＲｅａｃｔｏｒＳｙｓｔｅｍＤｅｓｉｇｎＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙＬａｂｏｒａｔｏｒｙ，ＣｈｅｎｇｄｕＳｉｃｈｕａｎ６１０２１３，Ｃｈｉｎａ）
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核反应堆安全分析考试重点

核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源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。

缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。

LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：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。

PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设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。

辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站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；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。

3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。

4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。

④对每个核电站制定应急计划。

（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。

（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。

超高温气冷堆介绍

超高温气冷堆（VHTR）调研报告目录0．引言 (3)1．发展历史 (3)1.1 高温气冷堆—实验堆 (3)1.2 高温气冷堆—原型堆 (3)1.3 高温气冷堆-模块式 (4)2．目前各个国家的发展状况 (4)3．VHTR反应堆结构 (5)4．VHTR堆型的优缺点 (8)5．VHTR发展趋势 (9)5.1 前景展望 (9)5.2 VHTR需要填补的技术缺口 (10)6．总结 (11)参考文献 (12)0．引言未来十几年，全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足日益增长的电力和运输用燃料的需要。

第四代国际核能论坛（GIF）确定的6种核能系统概念具有满足良好的经济性、安全性、可持续性、防核扩散和防恐怖袭击等目标的绝对优势。

在第四代核能系统概念中，超高温气冷反应堆VHTR（Very High Temperature Reactor）作为高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，第四代国际核能论坛(GIF)已将VHTR列入研发计划。

VHTR将反应堆出口温度比HTGR提高100℃，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。

目前，多个国家和组织投入力量，正给予重点研发。

我国也将高温气玲堆电站列入中长期科学和技术发展重大专项规划，希望近期取得重大技术突破。

1．发展历史VHTR（Very High Temperature Reactor）是高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，而高温气冷堆的发展主要经历了以下阶段[1]。

1.1 高温气冷堆—实验堆英国1960年建造20MW实验堆“龙堆”（Dragon）。

美国1967年建成40MW的桃花谷（Peach Bottom）实验堆。

德国1967年建成15MW的球床高温气冷堆（A VR），并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温堆。

这三座实验堆的成功运行，证明了高温气冷堆在技术上是可行的。

1.2 高温气冷堆—原型堆美国1968年建造330MW圣·符伦堡（Fort Stvrain）电站，1976年并网发电。

第1章核反应堆设计概论

产生动力的热力循环分析及有关系统设备的设计4215动力反应堆设计法规标准和质量保证国家法律国务院条例国务院各部委部门规章我国核安全法律体系批准与发布我国法律体系结构核安全领域法律法规全国人大常委会批准主席令发布国务院批准国务院发布各部委批准和发布放射性污染防治法民用核安全设备监督管理条例核电厂核事故应急管理条例核材料管制条例核设施安全监督管理条例放射性同位素与射线装置安全和防护条例注册核安全工程师岗位培训丛书核安全相关法律法规中国环境科学出版社2009434415动力反应堆设计法规标准和质量保证中华人民共和国放射性污染防治法2003年6月28日第十届全国人民代表大会常务委员会第三次通过中华人民共和国主席令第6号公布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例1986年10月29日国务院发布中华人民共和国核材料管制条例1987年6月15日国务院发布核电厂核事故应急管理条例1993年8月4日国务院令第124号发布民用核安全设备监督管理条例2007年7月11日国务院发布放射性同位素与射线装置安全和防护条例2005年9月14日国务院令第449号发布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一1993年12月31日国家核安全局发布1993修改中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二1995年6月14日国家核安全局发布1995修改中华人民共和国核材料管制条例实施细则1990年9月25日国家核安全局能源部国防科工业委发布核电厂核事故应急管理条例实施细则之一1998年5月12日国家核安全局发布城市放射性废物管理办法1987年7月16日国家环境保护局发布中华人民共和国国家标准电离辐射防护与辐射源安全基本标准gb1887120022002年10月8日发布注册核安全工程师职业资格制度暂行规定2004年11月9日人事部国家环境保护总局颁布核安全法律法规体系4515动力反应堆设计法规标准和质量保证压水堆电厂运行及事故工况分类核安全法规和标准中核电厂工况分类的相互对照王继东核安全no4200846国内一些核设计院所中国核动力研究设计院成都一环路南三段

电厂基本设计

1. 电厂基本设计高温气冷堆示范工程（HTR-PM）厂址中心位置的地理坐标为东经122°30'，北纬36°58'。

本工程布置主要分主厂房区、辅助生产区、三修仓库区、厂前办公区。

核岛主要建筑物包括：反应堆厂房、核辅助厂房、电气厂房、乏燃料厂房。

反应堆厂房与乏燃料厂房组成一座外形为长方形的建筑。

HTR-PM示范工程由两座反应堆和相应的两个蒸汽发生器系统组成，每一座反应堆的热功率为250MWt，共同向一台蒸汽透平发电机组提供高参数的过热蒸汽，发电功率为200MWe。

HTR-PM为球床模块式高温气冷堆，采用全陶瓷包覆颗粒球形燃料元件，氦气作冷却剂，石墨作慢化剂。

反应堆由活性区、控制棒和吸收球停堆系统、陶瓷堆内构件和金属堆内构件所构成，支承和包容在反应堆压力容器内。

反应堆活性区为圆柱形球床堆芯，每个堆由42万个球形燃料元件组成，采用连续装料多次（15次）循环的运行方式。

每个堆芯燃料装量(平衡堆芯)是2777.3kg。

HTR-PM的燃料元件最大限度地把燃料和裂变产物约束在燃料元件内，以保证工作人员和环境的安全。

事故条件下燃料元件可承受的温度安全限值为1620℃，破损率小于万分之五。

反应堆堆芯是由陶瓷堆内构件砌体构成的近似圆柱形的腔室，分为顶部反射层、侧反射层、底部反射层三部分，可以有效地防止中子向环境泄露，并且能耐高温。

每座反应堆设置两套独立的停堆系统，即控制棒系统和吸收球停堆系统。

控制棒系统的反应性当量能满足功率调节、紧急停堆、热停堆的要求。

当反应堆需要冷停堆时，存放在堆芯上部贮球罐中的吸收球，依靠重力落入吸收球孔道，使反应堆从任何状态进入冷停堆状态，保证反应堆的安全。

反应堆堆芯用氦气作为冷却剂，一回路系统氦气工作压力为7MPa，额定工况下冷却剂质量流量为96kg/s。

温度为250℃的冷氦气由一回路主氦风机压送入反应堆压力容器后，通过侧反射层石墨块内的30个冷却剂孔道自下而上进入堆芯顶部，然后自上而下流过堆芯球床，被加热后进入堆芯底部的热气混合室。

核电技术与控制工程基础知识单选题100道及答案解析

核电技术与控制工程基础知识单选题100道及答案解析1. 核电站利用核能发电，其能量转化过程是（）A. 核能→机械能→电能B. 核能→内能→机械能→电能C. 化学能→内能→机械能→电能D. 核能→内能→电能答案：B解析：核电站先将核能转化为内能，使水变成水蒸气，水蒸气推动汽轮机转动，将内能转化为机械能，汽轮机带动发电机发电，将机械能转化为电能。

2. 核反应堆中的控制棒是用来控制（）A. 反应速度B. 反应温度C. 燃料的燃烧D. 反应产物答案：A解析：控制棒通过吸收中子来控制核反应的速度。

3. 以下哪种核反应堆使用天然铀作为燃料（）A. 压水堆B. 沸水堆C. 重水堆D. 快中子增殖堆答案：C解析：重水堆可以使用天然铀作为燃料。

4. 核电站中防止放射性物质泄漏的关键屏障是（）A. 燃料包壳B. 压力容器C. 安全壳D. 以上都是答案：D解析：燃料包壳、压力容器和安全壳都是防止放射性物质泄漏的重要屏障。

5. 在核电厂中，将蒸汽的热能转化为机械能的设备是（）A. 锅炉B. 汽轮机C. 发电机D. 冷凝器答案：B解析：汽轮机将蒸汽的热能转化为机械能。

6. 核反应堆冷却剂的主要作用不包括（）A. 带走热量B. 慢化中子C. 防止堆芯过热D. 产生蒸汽答案：D解析：产生蒸汽不是冷却剂的主要作用。

7. 以下哪种材料常用于核反应堆的结构材料（）A. 铝B. 铜C. 不锈钢D. 塑料答案：C解析：不锈钢具有较好的强度和耐腐蚀性，常用于核反应堆的结构材料。

8. 核电厂的核废料通常具有（）A. 高放射性B. 低放射性C. 无放射性D. 放射性不稳定答案：A解析：核废料通常具有高放射性。

9. 控制核反应堆功率的主要手段是（）A. 改变燃料浓度B. 调整控制棒位置C. 改变冷却剂流量D. 调节蒸汽压力答案：B解析：调整控制棒位置来控制中子数量，从而控制反应堆功率。

10. 以下哪种不是核电厂的安全系统（）A. 紧急停堆系统B. 余热排出系统C. 燃料加注系统D. 安全注射系统答案：C解析：燃料加注系统不属于安全系统。

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一种高温气冷堆核电厂非能动式堆芯余热排
出方法
高温气冷堆核电厂非能动式堆芯余热排出方法
高温气冷堆核电厂是一种新型的核能发电技术，它利用高温气体作为热传导介质，通过有效地排出堆芯的余热来实现发电。

在这种核电厂中，非能动式堆芯余热排出方法被广泛采用。

非能动式堆芯余热排出方法是指利用自然对流和辐射传热的方式，将堆芯产生
的余热传递至环境中。

这种方法无需使用额外的能源来推动热传导过程，因此具有较低的能耗和运维成本。

具体来说，非能动式堆芯余热排出方法依靠以下几个步骤来实现，首先，堆芯
内产生的高温冷却剂通过燃料元件、燃料包壳等热交换界面将热量传递给气冷堆芯外壁。

随后，高温气体与堆芯外壁的热交换使得高温冷却剂中的热量被传递到外部冷却介质中。

最后，通过自然对流和辐射传热的方式，热量被散发至环境中。

非能动式堆芯余热排出方法的优势在于其简单性和可靠性。

与传统的能动式余
热排出方法相比，非能动式方法无需额外的冷却系统或设备，从而减少了故障和维护的风险。

此外，非能动式方法还具有更好的稳定性和适应性，能够在不同的工况和环境下保持高效的热传导和排热效果。

然而，非能动式堆芯余热排出方法也存在一些挑战。

由于依赖自然对流和辐射
传热，热传导效率相对较低，无法满足某些应用场景的需求。

因此，在实际应用中，需要综合考虑各种因素，包括堆芯设计、气冷系统配置以及环境条件等，以实现最佳的堆芯余热排出效果。

总之，非能动式堆芯余热排出方法是一种高温气冷堆核电厂中常用的排热技术。

通过充分利用自然对流和辐射传热的方式，将堆芯产生的余热传导至环境中，实现
了节能、高效的发电过程。

尽管存在一些挑战，但随着技术的不断发展，相信非能动式堆芯余热排出方法将进一步完善和推广应用。