核反应堆安全分析考试要点
2023年核电厂安全考试重点归纳笔记
2023年核电厂安全考试重点归纳笔记综合测试题(共58个，分值共：)1、设计上如何避免单一故障？采用冗余技术，包括机械设备通道的冗余、电气设备的冗余等2、第四代先进反应堆系统有什么特点？①必须具有非常低的堆芯破损概率，堆芯熔化概率小于10^-6/（堆*年）②能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性③在事故条件下无厂外放射性物质的释放，不需场外应急，即无论核电厂发生什么事故，都不会对厂外公众造成损害④初始投资低于1000美元/kW⑤建设周期小于3年⑥电力生产成本每度电低于3美分，能够和其他电力生产方式竞争3、什么是核电厂运行整定值？触发保护系统自动投入运行的参数值4、国际原子能机构将核电站事故分为哪几个等级？0级偏差、1异常情况、2一般事件、3重大事件、4无明显场外风险的事故、5有场外风险的事故、6重大事故、7特大事故5、安注系统主要周期试验有哪些？①逆止阀的密封性试验②所有泵的启动试验③所有泵的入口阀特性试验④与安全注射系统相关的入口阀的特性试验⑤所有隔离阀性能试验⑥当安注信号发生时，在7000μg/g上隔离阀响应及其流量测定试验6、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提示7种）压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、7、核电厂安全评审和监督包括哪些内容？安全评审方面，应对核电厂安全分析报告的内容和格式作出规定，并按确定的标准审核评价大纲，对安全分析报告进行全面深入的技术审查，实施核安全许可证发放制度；安全监督检查可分为日常的、例行的和非例行的检查，内容包括核电厂建造、调试阶段的焊接质量检查、安全壳混凝土质量检查、设备制造质量检查、质保有效期检查、核电厂运行安全检查8、决定核安全因素有哪些方面？设计、建造、运行、监管、退役9、核电厂设计上采用哪些方面的措施来保证系统和部件的可靠性？应用多重性原则、单一故障原则、多样性原则、独立性原则、故障安全原则，设置可靠的辅助设施，避免共因故障，考虑设备停役的影响10、核电厂在哪些阶段应该申请颁发安全许可？选址、建造、调试、运行、退役11、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件P118 图5-1312、核电厂一般设置哪几级防御？（5级）①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众13、那些事故要求紧急停堆？（重点）①反应堆功率达到超功率整定值或超温温差整定值②一回路压力低③中子注量率高④中子注量率上升速度快⑤蒸汽发生器水位高⑥蒸汽发生器水位极低⑦蒸汽发生器水位低，同时水流量和蒸汽流量不平衡⑧安全注射系统启动14、什么事单一故障准则？指某设备组合在其任何部位发生单一随机故障时仍能执行其正常功能15、核电厂安全状况监测--安全参数显示系统的作用？监督核电厂安全运转的状况，帮助操纵员及时发现机组故障的征兆，为操纵员处理事故提供支持16、什么是静态控制点程序？当机组处于某一运行模式期间，每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序，以确保机组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求17、高压、低压及蓄压注射系统的功能①高压注射管系主要在压水堆冷却机系统小泄漏事故时起作用，主要目的是维持冷却剂系统压力稍低于正常值，是压水堆正常停闭②当一回路管道发生破裂而引起压力急剧下降时，需依靠蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的融化③低压注射管系在冷却剂管道大破裂、冷却剂压力急剧降低时自动投入运行，其主要作用是炎魔堆芯和保证堆芯内水的流动，到处预热。
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。
核反应堆安全分析复习提要
3、核反应堆安全基本设计思想和主 要设计原则
基本设计思想：纵深设防，多层屏障 纵深设防一般包括下列五个层次： • 高质量的设计、施工和运行 采用工程实践确认的和保守的设计；选用实践和试验验证过的材料和设备； 在设计、选材、制造、运输、建设、安装、调试、运行和维修等各个环节， 采取严格的质量管理和监督；加强运行人员的安全素养和培训，保证核电厂 具有极高的运行稳定性和可靠性，从而降低偏离正常运行状态的出现概率。 • 停堆保护及余热排出系统 停堆保护及余热排出系统能限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等 参数的变化，使反应堆运行在安全限度所允许的范围内。一旦出现有损于反 应堆安全的异常工况，这些系统能完成停堆保护动作，保证余热导出，将反 应堆导至并保持在安全停堆状态，从而防止运行中出现的偏差发展成为事故。 • 专设安全设施 压水堆的专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷 淋系统、应急电源和消氢系统等。反应堆一旦发生事故，这些系统能用来限 制事故的后果，把事故后果降低到可以接受的水平。从而防止万一出现的事 故发展成为堆芯熔化的严重事故。
（３）反应堆冷却剂系统流量减少，包括： －一个或多个反应堆主泵停止运行 －反应堆主泵泵轴卡死 －反应堆主泵泵轴断裂 （４）反应性和功率分布异常，包括； －次临界或低功率启动时，控制棒组件失控抽出，包括换料时误 提出控制棒或暂时取出控制棒驱动机构 －功率运行时，控制棒组件失控抽出 －由于系统故障或操纵员误操作所致的控制棒误操作，包括部分 长度控制棒误操作 －启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下 启动一条再循环环路 －化学与容积控制系统故障导致冷却剂硼浓度降低 －在不适当的位置误装或操作一组燃料组件 －各种控制棒弹出事故 （５）反应堆冷却剂装量增加，包括： －功率运行时误操作应急堆芯冷却系统 －化学容积控制系统故障（或运行人员误操作）导致反应堆冷却 剂装量增加
核安全分析复习提纲
复习提纲一、填空：123、我国国家核安全局于每运行堆年低于每运行堆年低于4、列举安全设计的基本原则：单一故障准则、多样性、独立性、故障安全原则、定期试验、维护、检查的措施、固有安全性。
5、固有安全性是指：反应堆利用其自身的自然安全性和非能动的安全性来控制反应即：直接喷淋和再循环喷淋，其分别从换料水是指反应堆倍增因子或反应性变化时，14二、名词解释（共6题，每题3分，共18分）1、设计基准事故答：核电站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。
2、严重事故答：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，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。
3、三大安全功能答：有效控制反应性control、堆芯有效冷却cool、包容放射性物质contain。
4、堆芯时间常数答：表征堆内燃料组件向冷却剂传热快慢的一种度量。
5、主回路时间常数答：表征热量从主回路传递到二回路所需时间的一种度量。
6、30分钟不干预原则答：即在事故发生最初30分钟内，操纵员不干预电厂的运行。
这主要是针对核电厂的设计而言，实际运行过程中，鼓励操纵员采取积极的干预措施。
7、汽腔小破口事故答：就是指发生在稳压器汽空间的小破口事故，如卸压阀、安全阀突然故障打开并保持在打开的位置。
8、堆芯重新定位机理答：燃料棒的液化和再固化；先前固化的燃料芯基体硬壳上及上部堆芯的坍塌形成碎片床；堆芯熔化物跌入下腔室。
1、我国对核电站规定了哪三个安全目标？具体内容是什么？答：P2一个总目标两个辅助目标。
总目标：有效的防护措施、放射性危害辐射防护目标：正常运行时；事故工况下技术安全目标：预防事故的发生；DBA确保其放射性后果小；BDBA发生频率非常低。
2、维持一回路自然循环对压水堆核电站的运行有什么作用？建立自然循环流动必须具备的条件是什么？答：当电站发生失流事故时，失去强迫循环，这时维持自然循环对堆芯的衰变热导出具有重要意义。
核反应堆安全分析概念复习
核反应堆安全分析概念复习
1.设计安全分析：核反应堆的设计安全分析是在反应堆设计阶段进行的，主要目的是确定是否能满足特定的安全标准和要求。
它需要评估系统的设计是否足够可靠，包括燃料棒的配置、冷却剂循环系统、安全壳的设计等。
2.事故分析：事故分析是核反应堆安全分析的核心内容之一，它主要是通过模拟和分析不同类型的事故情景，预测事故发生的可能性和影响，并提出相应的防护和应对措施。
事故分析需要考虑诸如燃料过热、压力爆破、冷却剂突然减少等各种可能的事故情景。
3.辐射风险评估：核反应堆安全分析还需要进行辐射风险评估，以确定可能的辐射泄漏情况对人类和环境的影响。
辐射风险评估需要考虑不同的辐射途径和暴露途径，并根据剂量效应和暴露路径确定可能的健康风险和环境影响。
4.安全壳系统分析：安全壳是核反应堆系统中的一个重要组成部分，它起到封闭和屏蔽核辐射的作用。
安全壳系统分析主要是评估安全壳的性能和可靠性，包括在事故情况下，安全壳是否能够有效地防止辐射泄漏和核燃料的释放。
5.应急计划和应对措施评估：核反应堆安全分析还需要考虑突发事故的应急计划和相应的应对措施。
应急计划需要明确不同类型事故的应对策略和紧急救援措施。
应对措施评估需要分析各种应对措施的有效性和可行性，以确保在事故发生时能够采取适当的措施进行应对。
核反应堆安全分析需要综合考虑工程安全、辐射安全和应急安全等多个方面的要求。
它是一个复杂而综合的过程，需要使用各种工程技术和科
学方法，如数值模拟、风险评估、决策分析等。
通过对核反应堆系统进行全面的安全分析，可以有效地识别潜在的安全风险和问题，并提出相应的措施和建议，以确保核能的安全和可靠性。
核反应堆物理分析考试重点复习资料及公式整理
核反应堆物理分析考试重点复习资料及公式整理核反应堆物理复习分析资料整理中⼦核反应类型：势散射、直接相互作⽤、复合核的形成微观截⾯：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。
中⼦通量：表⽰单位体积内所有中⼦在单位时间内穿⾏距离的总和。
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)。
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。
截⾯随中⼦能量的变化规律：1）低能区（E<1eV），吸收截⾯随中⼦能量减⼩⽽增⼤，⼤致与中⼦的速度成反⽐，亦称吸收截⾯的1/v区。
2）中能区（1eV10keV）,截⾯⼀般都很⼩，通常⼩于10靶，⽽且截⾯随能量变化也趋于平滑。
中⼦循环：快中⼦倍增系数ε：由⼀个初始裂变中⼦所得到的，慢化到U-238裂变阈能以下的平均中⼦数。
逃脱共振⼏率P：慢化过程中逃脱共振吸收的中⼦所占的份额。
热中⼦利⽤系数f:(燃料吸收的热中⼦数)/（被吸收的全部热中⼦数，包括被燃料，慢化剂，冷却剂，结构材料等所有物质吸收的热衷⼦数）。
有效裂变中⼦数η：燃料每吸收⼀个热中⼦所产⽣的平均裂变中⼦数。
快中⼦不泄漏⼏率Vs：快中⼦没有泄漏出堆芯的⼏率。
热中⼦不泄漏⼏率Vd：热中⼦在扩散过程中没有泄漏出堆芯的⼏率。
四因⼦公式：＝εPfη六因⼦公式：K＝εPfηVsVd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。
2023年核电厂安全考试必考知识点归纳
2023年核电厂安全考试必考知识点归纳综合测试题(共58个，分值共：)1、什么是静态控制点程序？当机组处于某一运行模式期间，每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序，以确保机组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求2、什么是核安全文化？研究核安全文化意义何在？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，即核安全问题由于它的重要性须得到应有的重视。
3、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件4、核电厂在哪些阶段应该申请颁发安全许可？选址、建造、调试、运行、退役5、核电站运行工况是如何分类的？①正常运行和运行瞬态过程②瞬态事故（中等频率事故）③稀有事故④极限事故6、画出压水堆核电厂安注系统的原理图。
P102 图5-37、哪些情况安注系统必须启动？（重点）①稳压器低压力和低水位信号相符合②各蒸汽管道之间有高压差③任意两条蒸汽管道的高蒸汽流量和低蒸汽压力信号相符合，或者高蒸汽流量和冷却剂低平均温度相符合④安全壳出现高—高压力信号8、各种工况下应该遵循哪些安全准则？①对第一类工况，燃料元件不应受到任何损坏；不应启动任何保护系统或专设安全设施②对第二类工况，燃料元件不应受到任何损坏；除本身故障外，任何屏障不应受到损坏；采取措施后机组应能再启动；不应是后果更严重的第三类事故或第四类事故的起源③对第三类工况，一些燃料元件可能损坏，但其数量应该是有限的；除本身故障外，一回路和安全壳的完整性不应受到影响；不应是后果更为严重的第四类事故的起因④对第四类工况，燃料元件损坏的数量应悠闲；保持安全壳完整性所必需的系统功能不应当丧失9、广义的核安全含义是什么，包含的内容有哪些？指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，其主要包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电厂安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等议题10、核电厂运行人员的作用？保证反应堆的安全运行、实现反应堆的技术反馈、探讨反应堆的故障预兆、什么是核电厂纵深防御？纵深防御理念是核电厂设计安全原理的重要组成部分。
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。
核反应堆安全分析复习内容
核反应堆安全分析复习内容核反应堆安全分析是指对核反应堆系统的设计、运行和事故处理等方面进行全面、系统的安全评估和分析。
本文将对核反应堆安全分析的一些重要内容进行复习，包括核反应堆的基本原理、核反应堆事故、核反应堆的设计与控制措施、核反应堆的防护屏障与安全壳等。
一、核反应堆的基本原理核反应堆是一种能够维持核链式反应的装置，通过控制核反应速率，产生一定的能量。
核反应堆中使用的燃料为铀或钚等放射性物质，通过控制核反应链的速率来控制热能的释放。
核反应堆可以分为热中子反应堆和快中子反应堆两种类型。
二、核反应堆事故核反应堆事故是指在核反应堆系统中发生的意外事件，导致辐射泄漏或其他安全风险。
常见的核反应堆事故有燃料棒泄漏、冷却剂失效、控制棒失效等。
核反应堆事故可能导致辐射泄漏、安全壳破裂等严重后果，因此对核反应堆事故进行分析和预防非常重要。
三、核反应堆的设计与控制措施核反应堆的设计和控制措施是保证核反应堆安全运行的重要环节。
核反应堆设计需要考虑冷却剂循环、燃料棒、控制棒等的布局和选用，以确保核反应堆的稳定性和冷却性能。
核反应堆的控制措施包括控制棒的插拔、冷却剂流量的调节，以确保核反应链的稳定和热能的控制。
四、核反应堆的防护屏障与安全壳核反应堆的防护屏障与安全壳是核反应堆事故发生时保护人员和环境安全的重要措施。
防护屏障主要包括燃料棒外壳、反应堆本体壳体等，用于阻挡辐射和防止燃料泄漏。
安全壳则是一个更加完整的屏障，可以在事故发生时封闭核反应堆，并防止辐射和热能的泄漏。
五、其他安全问题除了以上内容外，核反应堆安全分析还需要关注其他一些安全问题，如辐射防护、应急准备、运行监测等。
辐射防护是保护工作人员免受核反应堆辐射的伤害，需要合理设置防护设施和个人防护措施。
应急准备包括事故应急预案的制定和应急演练的进行，以应对可能发生的事故。
运行监测则是对核反应堆的运行状态进行实时监测和数据分析，以确保核反应堆在正常工作条件下运行。
核反应堆热工分析半期考试
核反应堆热工分析半期考试一、名词解释1、净蒸汽产生点：流动欠热沸腾中气泡开始脱离加热面，产生净蒸汽的点，是单相流和两相流的分界点；2、积分热导率：考虑热导率κ随温度变化的影响后，将热导率0κ对温度积分作为一个整体进行计算，记为⎰dt t u)(κ，称为积分热导率；3、裂变能量的组成：裂变碎片的动能，裂变中子的动能，裂变或衰变而产生的射线能量及过剩中子引发的（n,r）反应，每次裂变的总能量约为200Mev，其中裂变碎片的动能占绝大部分；4、膜态沸腾：在加热面上，由于蒸汽的产生而形成了一层稳定的蒸汽膜，主要通过加热面的辐射和蒸汽对流想蒸汽传热，这样的沸腾状态称为膜态沸腾；5、气隙导热模型：认为燃料芯块不发生变形与包壳接触，燃料芯块到包壳的传热是通过环形气隙进行导热传热，这样燃料芯块到包壳内表面的物理模型称为气隙导热模型；6、体积释热率：单位体积内释放的热量；7、燃料的自屏效应：慢化剂中慢化的中子在输运到燃料棒内部时，会逐渐被铀吸收，导致到达中心时中子通量低于燃料棒表面处的中子通量的现象；8、快速烧毁：在低含气率下，由于气泡的产生使加热面上形成一层蒸汽膜，传热恶化，温度上升，产生沸腾临界，在此时若热流密度继续提高，则温度会跃升到下一个稳定的膜态沸腾点，导致大的温度飞升，加热面发生迅速烧毁。
二、简答题1、举两种比较常见的商业反应堆堆型，并简述各种反应堆的基本特征及各参数的相互关系答：压水堆：使用热中子谱，通过裂变反应产能，使用具有一定富集UO芯块作为燃料，用锆合金作为包壳材料，冷却剂与慢化剂均度的2UO燃料的产热，慢化中子，采用燃料棒为水，用来冷却堆芯，带走2式的栅格式燃料组件，堆芯结构为压力壳式，需要停堆换料；重水堆：使用热中子谱，通过裂变反应产能，使用天然铀作为燃料，冷却剂与慢化剂分离，重水冷却慢化，使用较小的燃料棒，堆芯具用压力管式的结构，能够不停堆换料；2、讨论反应堆停堆后的功率组成和特性，并讨论如何保证停堆后核反应堆的安全答：停堆后的热量来自于饶辽内储存的显热情，剩余中子引发的裂变以及裂变产物和中子俘获产物的衰变；显热和剩余中子的裂变会在停堆后较短时间内消失，其后堆内热量主要取决于衰变热，衰变热仍具有一定的量级，需要足够的冷却以导出热量；停堆后应保证有足够的冷却剂将堆内余热导出，余热排出系统等系统和设备应能正常投入工作，同时在设计上也应考虑反应堆具备一定自然循环能力，增加主循环泵的转动惯量，若是事故停堆，安注系统、应急柴油机等相应系统和设备应能及时启动工作；3、简述均匀裸堆的概念，并在均匀裸堆的假设下，给出堆芯的释热率分布答：不考虑反射层，外推距离等因素下，反应堆使用相同富集度的燃料采用均匀布置情况下的反应堆，称为均匀裸堆；对圆柱形堆芯，其径向为零阶贝塞尔函数分布，轴向为余弦函数分布，总释热率分布为：L z R r J q z r q v πcos )405.2(),(0max ,=其中),(z r q 为堆芯任一位置（r,z ）处的释热率，max ,v q 为堆内最大体释热率；4、简述控制棒、可燃毒物对核反应堆功率展平的影响答：控制棒能较快速的调节堆内功率，使径向功率得到展平，但加剧了轴向功率分布的不均匀性，并且在寿期末时，由于控制棒的提升，轴向上中子通量向堆芯顶部歪斜，不利于堆芯的热工安全；可燃毒物对堆芯功率的展平是通过在中子通量密度比较高的区域插入一些吸收截面较高的可燃毒物，能够在特定位置上展平堆芯的功率，可燃毒物吸收中子后的产物吸收截面较小，不会影响堆芯寿期；5、简述棒状燃料元件在反应堆正常运行条件下冷却剂、燃料包壳外表面及燃料芯块中心温度沿轴向分布的特点及简要的燃料元件中心温度的计算关系式，并简要讨论造成这种分布的原因答：冷却剂温度)(z t f ，燃料包壳外表面温度)(z t cs ，燃料芯块中心温度)(z t cs 沿轴向分布如图1所示：冷却剂温度沿轴向不断升高，在中间高度时，升温较快；燃料包壳外表面温度在通道中点与出口之间出现最高温度，芯块中心温度也会在中点与出口间出现最高温度，但比包壳最高温度点更靠近中间位置；图1 各温度沿轴向分布冷却剂温度因为燃料包壳的不断传热而温度上升，由于堆芯燃料释热分布加上温差的减小而产生在靠近上部是冷却剂温度升高减缓；燃料包壳外表面温度受冷却剂温度和膜温差的共同影响，由于膜温差沿冷却剂通道中间大，两端小，导致其最高温度发生在中间与出口之间；芯块中心温度主要受芯块、包壳等温度的温差影响，温差的影响相对冷却剂温度影响比包壳外表面温度更显著，因此，温度最大值点更靠近中心；燃料芯块中心温度的计算式：∑∆++∆+=ReRe Re ,0cos )]0([sin )0(2)(L z L z W L q t t z t cp l fin f πθππ 其中：)0()0()0()0()0(u g c f θθθθθ∆+∆+∆+∆=∆∑,max三、计算题1、解：由平板导热dx dt q λ-= （1）、)/(10496.11050)300100(37426311m w dx dt q ⨯=⨯-⨯-=-=-λ （2）、)/(10452.11050)300100(3.3625322m w dx dt q ⨯=⨯-⨯-=-=-λ 2、解： 可将圆管当成平壁处理对流换热热阻：)/(10149.18700112411w k m R •⨯===-α导热热阻：)/(10916.3383105.12632w k m R •⨯=⨯==--κδ凝结换热热阻：)/(1056.51800112423w k m R •⨯===-α 总传热系数：)/(679.148312321k m w R R R h •=++=因为三个热阻中凝结热阻最大，对总热阻的影响最大，所以应首先从减小凝结换热热阻这个环节来增强传热。
《核反应堆热工分析》复习资料.docx
《核反应堆热工分析》复习资料《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 —239Pu239Pu + n -A+B+n+Q（占能量—半•设备®二重•沸酬咏球中充修加•化（整）, . 群仲气财：• 具有• 4^5^） .•建造同I 腿 d 年）,造价便宜表1-1各种反应堆的基本特征堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集压水堆 热中子 H 2O H 2Ouo 2 3%左右 沸水堆 热中子 H 2O H 2O uo 2 3%左右重水堆 热中子 D 2OD 2O uo 2天然铀或高温气冷堆热中子 石墨 嬴气 UC.T11O 2 7 〜20% 钠冷快堆快中子无液态钠UO2/P11O215〜20%）南华大学 班级：核工程与核技术064班 学号：（20064530421）姓名：李军《核反应 堆热工分析》复习资料 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D20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°C,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。
反应堆安全分析期末考试复习
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。
核安全分析复习资料
核反应堆安全分析第一章安全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，且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射得到缓解。
技术安全目标有很大把握预防事故发生；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。
核电厂的安全设计中辐射防护应遵循原则：正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。
（大事故概率低，概率高事故轻，正常情况要达标）第二章反应堆安全性分类：○1自然的安全性（设计）：内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。
○2非能动的安全性：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：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：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。
专设安全设施功能：事故工况下，保证堆芯冷却；堆芯的余热导出，防止堆芯熔化；包容放射性废物。
主要功能：（1）发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；（2）向安全壳大气喷淋除碘，阻止放射性物质向大气排放；（3）阻止安全壳中氢气浓集；（4）向蒸汽发生器事故供水。
安全堆注射系统的功能：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。
重大事故时，迅速冷却堆芯，导走燃料热量，保持燃料包壳完整性。
事故后堆芯长期冷却。
安全壳系统包括哪些系统几各自的功能：1、安全壳贯穿件系统：所有的安全壳贯穿件，在大多数情况下是由封闭套筒构成的双屏障组件。
(整理)核反应堆安全分析考试
核反应堆安全分析考试题目纵深防护在核电厂设计中实施方法：预防：防止偏离这正常运行和系统故障，该层次要求按照恰当的质量水平和工程实践正确并保守地设计、建造和运行核电厂。
检测：检测和纠正偏离正常运行的情况。
以防止运行事件升级为事故工况，这一层次要求设置由安全分析所确定的专用系统并制定运行规程，以防止或尽量减少这些假设始发实践所造成的损坏。
保护：防止可能未被前一层次的防御制止而可能发展为更为严重的事件的情况。
必须提供固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程以控制器后果，并在这些事件之后达到稳定的、可接受的状态。
包容：应付可能超过设计基准事故的严重事故，并保证放射性后果保持在尽量低的水平。
这个层次最重要的目标是保护包容功能。
应急：减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。
该层次要求具有适当装备的应急控制中心，制定和实施厂区内应急响应计划。
纵深防御在运行中的实施方法：（朱继洲，《核反应堆安全分析》，P7）运行限值和条件：运行前制定并经国家核安全监管部门的评价和批准，并对操作员充分培训。
运行规程：以保证核动力厂运行在运行限值和条件之内．对预计运行时间和设计基准事故．要制定事件导向规程或征兆导向规程．对严重事故制定严重事故管理指南．堆芯管理和燃料装卸：保证燃科在反应堆中的安全使用及在厂区转移和储存期间的安全人员的资格和培训：所有和安全相关的人员（维修人员，合同商人员）：技术方面＋管理方面：定期培训＋再培训维修、在役实验、检查和监督：由资格合格的人员按设计要求的标准和领度进行（核电厂有详细指令和程序）应急准备：首次装料前．必须进行应急演习．以验证应急计划。
水冷核电厂的三道屏障：燃料元件包壳：压水堆核燃料采用低富集度二氧化铀，将其烧结成芯块，叠装在锆合金包壳内，两端用端塞封焊。
裂变产物封装在包壳内。
包壳的工作条件十分苛刻，既要受到中子流的强烈辐射。
高温高速冷却剂的腐蚀和侵蚀，又要受到热和机械应力的作用。
一回路压力边界：一回路压力边界将反应堆冷却剂全部包容在内，由反应堆压力容器和堆外冷却剂环路组成，包括蒸汽发生器、泵和连接管道等。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
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。
五、核电厂运行分为四类
工况Ⅰ正常运行和运行瞬变措施：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，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，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(措施：依靠专设安全设施减少放射性后果
六、确定论事故分析四个基本要素1确定一组设计基准事故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
七、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
八、失流事故：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
九、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
十、蒸汽发生器管道破裂事故的主要事故后果：1一回路水污染了二回路。
如果再加上凝汽器不可用，出故障的蒸汽发生器的释放阀门就被污染的蒸汽排向大气2有使短管蒸汽发生器和蒸汽管道充满水的风险。
有水排放的放射性比蒸汽排放的大的多，液态放射性排放更危险，此外，蒸汽发生器的安全阀带水操作可能造成它们卡在开启的位置2与所有一回路失水事故一样，蒸汽发生器传热管破裂事故还具有使堆芯冷却不足的风险
十一、蒸汽管道破裂事故后果：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堆外环境,。
十二、未紧急停堆的预期瞬态：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。
十三、严重事故管理即严重和事故的对策，两方面：1，采用一切可用的措施，防止堆芯熔化，这一部分称为事故预防2若堆芯开始熔化，采用各种手段，尽量减少放射性向厂外的释放，这一部分称为事故的缓解，重点应该放在事故预防。