反应堆安全分析整理解析解析.docx
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反应堆安全分析整理解析解析
核反应堆安全分析
英文缩写
ABWRAdvancedBoilingWaterReactor先进沸水堆
APWRAdvancedPressurizedWaterReactor先进压水堆
APAdvancedPassivePlant先进非能动厂
ADSAcceleratordrivensystem加速器驱动机构
AFPAuxiliaryFeed-waterPump辅助给水泵
ASMEAmericanSocietyofMechanicalEngineers美国机械工程师协会
ASCOTassessmentofsafetycultureorganizationalteams
安全文化组织机构评价
ATWSAnticipatedTransientWithoutScreen未能停堆的预期瞬态
ANSIAmericanNationalStandardsInstitute美国标准协会
ALARAaslowasreasonablyachievable合理可行尽量低原则
BWRboilingwaterreactor沸水堆
BDBABeyondDesignBasicAccident超设计基准事故
BOLBeginningOfLife寿期初
CEFRChinaExperimentalFastReactor中国实验快堆
CSSContainmentSpraySystem安全壳喷淋系统
CVCSChemicalandVolumeControlSystem化学容积控制系统
CNNCchinanationalnuclearcorporation中国核工业集团
CSRDMControlandSafetyRodDriveMechanism控制棒安全棒驱动机构
CHFCriticalHeatFlux临界热流密度
CIAEChinainstituteofatomicenergy中国原子能科学研究院
DBA design basic accident 设计基准事故
DOEdepartment of energy 美国能源部
DCH direct containment heating 直接安全壳加热
DNBdeparturefromnucleateboiling偏离泡核沸腾
DNBRdeparture from nucleate boiling ratio 偏离泡核沸腾比
ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器
ESS emergency shutdown system 紧急停堆系统
ECCSemergency core coolant system 应急堆芯冷却系统
EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆
EFS emergency feed-water system 应急给水系统
EFW emergency feed water紧急供水
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
FPfullpower满功率
fissionproduct裂变产物
FRCfuelrodcladding燃料包壳
GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆
HPIS high pressure injection system 高压安注系统
HTGR high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆
IFR integral fast reactor整体快堆
IAEAinternationalatomicenergyagency国际原子能机构
ICRPinternationalcommissiononradiologicalprotection国际辐射防护委员会
INSAG International nuclear safety advisorygroup国际核安全咨询组
LPIS low pressure injection system低压安注系统
LOCA loss of coolant accident 失水事故
LOFAloss of flow accident 失流事故
LOFW loss of feed water主给水丧失
LOOP loss of off-site power 失去厂外电源
MSIV main steam isolation value主蒸汽管道隔离阀
MSLB main steam line break主蒸汽管道破裂
NRC nuclear regulatory commission 美国核管会
NSCnuclearsafetyculture核安全文化
NEAnuclearenergyagency核能局原子委员会
PWRpressurizedwaterreactor压水堆
PSA probabilistic safety assessment 概率安全评价
RCS reactor coolant system 反应堆冷却系统
RCP reactor coolant pump反应堆冷却剂泵
ROH reactor outlet header 反应堆出口集管
RIH reactor inlet header反应堆入口集管
RHR residual heat removal余热排出
RSS reactor safety study反应堆安全研究
RSCradiationsafetycommittee辐射安全委员会
RIA reactivity insertion accident反应堆引入事故
SBLOCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故
SARPsevere accident research program 严重事故研究项目
SFR sodium-cooled fast reactor钠冷快堆
SIR safe integral reactor 固有安全堆
SCWRsuper-critical-water reactor 超临界水冷堆
SGsteam generator蒸汽发生器
SGTRsteam generator tube rupture 蒸汽发生器传热管道破裂
SGCCstate grid corporation of china 国家电网公司
VHTR very-high-temperature reactor 超高温气冷堆
名词解释
1.冗余度：
核电厂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。
2.多样性：
应用于执行同一功能的多重系统或部件，即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。
3.独立性：
为了提高系统的可靠性，防止发生因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。
4.故障安全：
即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.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反应。
6.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。
7.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。
8.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。
9.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。
10.固有安全性：
当反应堆出现异常工况时，不依靠认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。
11.停堆余量（深度）：
全部毒物投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。
12.热流量：
单位时间传递的热量。
13.热通量（热流密度）q：
单位时间通过单位面积传递的热量。
14.传热系数K：
单位时间、单位面积、温差为1℃时传递的热量，即单位传热量。
15.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所传递的热量。
16.热阻：
阻碍热量传递的阻力。
17.等温面：
温度场中，同一时刻温度相同的点所构成的面。
18.等温线：
一平面与等温面的交线。
19.大容积沸腾：
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。
20.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。
21.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最大积分功率输出，最小冷却流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。
22.热管因子：
热管因子是用各有关的热工或物理参数的最大值与平均值的比值来表示的。
23.热点：
在堆芯中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。
24.偏离泡核沸腾：
在泡核沸腾向膜态沸腾转变过程中，由于加热表面和冷却液体之间形成的气膜减少了从表面到液体的传热，致使在热流密度、温差曲线上出现了一个极值的沸腾。
25.子通道模型：
认为相邻通道是相互关联的，沿着这个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量的交换。
26.单通道模型：
把所要计算的热管看作是孤立的，它在整个堆芯高度上于相邻通道之间没有冷却剂的动量、质量和热量的交换。
27.比放射性活度A/m：
单位质量放射源的放射性活度Bq/kg。
28.核燃料线功率密度：
单位长度的核燃料在单位时间内产生的热量，单位kw/m。
29.热井：
吸收热量的物体。
30.核应急：
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”。
31.应急计划：
又称应急响应计划，规定了核设施运营单位、地方政府等向国家和公众所承担的应急响应的任务。
32.反应堆有效增值系数：
描述反应堆中子产生和消失的一个物理量，符号为keff，keff=中子的产生率/中子的消失率。
33.反应性：
描述反应堆运行偏离临界状态的一个物理量，用符号p表示，
p=（keff-1）/keff，单位为pcm。
34.反应性温度系数
：
反应堆内温度变化1K时所引起的反应性变化量，单位pcm/K。
35.慢化剂：
在反应堆内通过碰撞对中子进行减速的介质。
36.黑棒：
全部吸收打到其表面的中子的控制棒。
37.灰棒：
部分吸收打到其表面的中子的控制棒。
38.核设施的设计基准事故：
要求安全设施达到最极端设计参量的事故。
简答题
1.核电站安全的特殊性
（1）核裂变释热功能率的半无限——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
2.核安全法规的各系统编排情况
答：
HAF0XX/YY/ZZ通用系列
HAF1XX/YY/ZZ核动力厂系列
HAF2XX/YY/ZZ研究堆系列
HAF3XX/YY/ZZ核燃料循环设施系列
HAF4XX/YY/ZZ放射性废物管理系列
HAF5XX/YY/ZZ核材料管制系列
HAF6XX/YY/ZZ民用核承压设备监督管理系列
HAF7XX/YY/ZZ放射性物质运输管理系列
3.核安全管理的主要三种方式
（1）核安全许可证制度
（2）核安全审批
（3）核安全监督
4.核电厂的基本安全功能
（1）反应性控制
（2）余热排除（3）放射性包容
5.核安全辐射防护目标和技术安全目标
（1）辐射防护目标：
确保在正常运行时核电厂及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，并且低于规定的限制，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
（2）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）核安全总目标：
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。
6.牛顿冷却定律
7.反应性控制的三种类型
（1）紧急停堆控制
（2）功率控制（3）补偿控制
8.反应性控制的四种方法
（1）中子体吸收体移动
（2）慢化剂液体控制（3）燃料控制法（4）反射层控制
9.事故工况下参与核电厂第三道放射性屏障功能的系统
（1）安全壳自动隔离
（2）安全壳喷淋系统
（3）氢气复合装置
（4）砂堆过滤器
（5）碘过滤器及核岛排气及流水系统
10.反应堆的基本安全功能
（1）有效地控制反应性
（2）确保堆芯冷却（3）包容放射性产物
11.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
12.专设安全设施的设计原则
（1）设备高度可靠
（2）系统要有多重性（3）系统必须各自独立（4）系统应能定期检查
（5）系统必须备有可靠电源（6）系统必须具有充足的水源
13.核电厂第I类和第II类工况的验收准则
（1）燃料芯块的最高温度不超过2260℃
（2）燃料线功率密度不超过59.0kw/m，Fq≤3.3
（3）最小偏离泡核沸腾比DNBR≥1.3
（4）燃料元件包壳外壁温度不超过425℃
14.核电厂第IV类工况的验收准则
（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%
（3）包壳氧化产氢量不得超过假设所有镐均与水反应所释氢总量的1%
（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
15.轻水堆中子通量检测的三个量程
（1）源量程
（2）中间量程（3）功率量程
16.核电厂八大设计基准事故DBA
（1）反应性引入事故
（2）失流事故
（3）热阱丧失事故
（4）蒸汽发生器传热管破裂事故
（5）蒸汽管道破裂事故
（6）给水管道破裂事故
（7）冷却剂丧失事故
（8）未能紧急停堆的预期瞬态
17.大破口失水事故的四个过程
（1）喷放阶段
（2）再灌水阶段（3）再淹没阶段（4）长期堆芯冷却阶段
18.ANSI对核电厂事故的四大分类
（1）工况I：
正常运行和运行瞬变
（2）工况II：
中等频率事件，或称预期运行事件
（3）工况III：
稀有事故
（4）工况IV：
极限事故
19.ANSI对核电厂事故的分类中的六大稀有事故
（1）一回路系统管道小破裂
（2）二回路系统蒸汽管道小破裂
（3）燃料组件误装载
（4）满功率运行时，抽出一组控制棒组件
（5）全厂断电
（6）放射性废气、废液的事故释放
20.ANSI对核电厂事故的分类中的六大极限事故
（1）一回路系统主管道大破裂
（2）二回路系统蒸汽管道大破裂
（3）蒸汽发生器传热管断裂
（4）一台冷却剂泵转子卡死
（5）燃料操作事故
（6）弹棒事故
21.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，可能引发安全壳早期超压失效。
22.低压熔堆的后果
（1）熔融物与水接触可能出现蒸汽爆炸；
（2）熔融物或碎片落到混凝土上并与之产生化学反应，混凝土熔化分解，产生
;
（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。
23.安全壳失效模式的分类
（1）蒸汽爆炸
（2）安全壳隔离故障（3）由于蒸汽燃烧产生的超压
（4）由于蒸汽和不凝气体产生的超压损坏（5）地基熔穿（6）安全壳旁通
24.核电厂事故管理的基本任务
（1）预防堆芯损坏
（2）中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主系统压力边界以内
（3）在一回路压力边界完整性不能确保时，尽可能长时间地维持安全壳的完整性
（4）万一安全壳的完整性不能确保了，尽量减少放射性物质向厂外释放
25.国家核事故应急的任务
（1）应急准备
（2）应急对策和应急防护措施
（3）应急状态的终止和恢复措施
（4）资金和物质的保障
26.核电厂和地方政府的应急计划内容
（1）定义
（2）区域和应用（3）核电厂概况（4）应急计划区（5）应急状态分级（6）组织（7）通知和通信（8）设施和设备（9）评价活动（10）主要防护措施（11）公众教育和公众信息发布（12）培训和演练（13）应急终止和恢复活动（14）附件：
应急计划执行各种合同书或协议书
27.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）厂区应急（4）场外应急
28.核事故应急辐射防护监测内容、方式
监测内容：
烟羽特性、地面辐射水平、空气中放射性气体和微尘的浓度。
监测方式：
固定监测网、空中监测、车载监测、船载监测、实验室分析。
29.核电厂场外应急的主要措施
（1）隐蔽
（2）服用稳定碘（3）控制通道（4）控制食物水源（5）撤离迁移（6人员去污（7）区域去污（8）医学处理（9）发布公众信息
30.三厘岛核事故的经验教训
（1）更深入地拓宽事故处理规程的内涵以增加其应用范围和有效性
（2）在模拟机上对操作人员进行规定的再培训，使他们不仅熟悉正常操作运行工况，也能应付各种不同的事故工况
（3）改善主控室人机接口
（4）将必要的信息集中在安全监督盘系统，操作员、安全工程师、应急支持中心各拥有一个终端
（5）在主控室增加必要的参数监督和欠热度测量仪
（6）更换稳压器的安全阀，使其在水-汽并存的工作环境下仍能回座
31.RBMK反应堆的设计缺陷
（1）对于一个充分慢化的石墨堆，它可能具有正的反应性系数，不允许以20%以下的功率运行，正反应性效应就不能被多普勒系数的负反应性效应来抵偿
（2）由于反应堆体积巨大（高7米，直径12米），氙-135引起的不稳定因素使得该堆的控制变得复杂
（3）很低的控制棒插入速度（0.4m/s）使得紧急停堆系统难以跟踪快速瞬变，为此，运行规则要求堆内始终有一定数量（30根）的控制棒插入到一定深度，堆内低于15根控制棒时必须立刻停堆
（4）该核电站没有安全壳
32.切尔诺贝利核事故经验教训
（1）设计缺陷，RBMK型反应堆缺乏固有安全性，控制棒和安全棒存在设计错误，在低功率不稳定的工况下，流量的变化诱发了这次反应性暴涨事故
（2）没有一个整体有效的安全壳来包容核岛部分
（3）安全分析使用了没有经过验证的计算机程序
（4）缺乏安全文化
（5）安全监督不力
（6）对严重事故的预防和缓解没有重视
33.切尔诺贝利核事故操作员的主要违章操作
（1）减少了规定的后备反应性，即把反应堆活性区中吸收剂和控制棒数量降到了允许值以下
（2）突然降低反应堆功率，然后使反应堆运行在低于试验计划中所规定的热功率水平
（3）把全部8台循环泵与反应堆连接，超过了操作规程所规定的单线程流量。
（4）切除了两台汽轮发电机蒸汽信号的反应堆保护装置
（5）切除了在气鼓汽水分离器中的水位和蒸汽压力的反应堆保护系统
（6）切除了产生最大设计事故时规定要求用的应急堆芯冷却系统
34.核应急管理工作方针
（1）常备不懈
（2）积极兼容（3）统一指挥（4）大力协同（5）保护公众（6）保护环境
35.核安全文化发展的三个阶段
（1）初级阶段：
被动接受
（2）中级阶段：
单位自身要求达到
（3）高级阶段：
人人主动加以完善
36.日本福岛核电站设计缺陷表现在哪几个方面
（1）4套应急堆芯冷却系统全部失灵
（2）安全壳设计中未考虑氢氧复合系统
（3）安全壳设计理念存在缺陷
（4）早期沸水堆设计中未考虑堆芯熔融物穿透压力容器的严重后果
（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的高度
37.日本福岛核电站的干井主要包括哪些系统和设备
干井主要包括反应堆压力容器、控制棒驱动机构、外部循环泵、连接管道和阀门。
补充
1.日本福岛核电厂沸水堆一个回路氢气爆炸
沸水堆安全壳包括：
（1）干井
（2）湿井
2.切尔诺贝利核电厂石墨水冷堆水蒸气爆炸
3.乏燃料运输容器的测试实验：
（1）9米坠落实验
（2）1米贯穿实验（3）300℃高温实验（4）200米水深压力试验（查资料验证数据）
4.
0~8s现象：
稳压器压力维持在15.4MPa。
原因：
0s失控提棒，反应堆功率升高，产生的热量增加，由于热滞效应，热量从燃料棒传热到包壳，再传到冷却剂，导致冷却剂温度上升、压力上升的时间有8s的延迟。
8~18s现象：
稳压器压力从15.4MPa较快上升至15.9MPa。
原因：
8s以后失控提棒产生的热量已经传至冷却剂，冷却剂温度升高，压力升高。
18~29s现象:
稳压器压力从15.9MPa缓慢上升至16.8MPa。
原因：
18s以后，由于压力达到15.9MPa之后，启动了稳压器喷淋系统，稳压器喷淋引起的RCS压力下降速率小于失控提棒引起的RCS压力上升速率，总体上仍表现为RCS压力上升，但速率变缓慢，
29~43s现象：
稳压器压力保持在16.8MPa不变。
原因：
当压力达到16.8MPa时，为了保持一回路的压力边界的完整性，稳压器安全阀开启，泄压。
43~47s现象：
稳压器压力从16.8MPa下降到14.6MPa。
原因：
压力达到16.8MPa之后，触发紧急停堆系统，向堆芯引入较大的负反应性，反应堆功率下降，产生的热量减少，稳压器压力减小。
5.核沸四阶段：
（1）自然对流
（2）核态沸腾（3）过渡沸腾（4）稳定膜态沸腾
NCnaturalconvection自然对流
NBnucleateboiling核态沸腾
TBtransitionboiling过渡沸腾
SFBstablefilmboiling稳定膜态沸腾
6.一回路，冷却剂压力、温度：
15.5MPa，320℃。
7.一座100万千瓦级核电站，每年消耗30t铀，整个堆芯有90t，每年换1/3，三区布料：
8.
thermalpower
9.
electricpower
10.停堆0S7%额定功率
停堆3h1%额定功率
停堆4周0.1%额定功率
11.反应堆功率：
12.热中子<1ev中子<0.1ev才可进行诱发裂变
超热中子：
1ev~0.1Mev
快中子>0.1Mev
13.keff>1超临界
提升功率
keff=1临界
稳定功率
Keff<1次临界
降低功率
14.安全壳：
极限温度145℃极限压力：
升级会员 