核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
案例分析课件1核反应堆工程
案例分析课件1核反应堆工程
背景知识
n 1 纵深防御 n 2 监督管理 n 3 分析方法
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案例分析课件1核反应堆工程
纵深防御
n 定义：
n 采用纵深防御概念是为了对潜在的人员 差错和设备故障加以补偿，此概念的核 心是提供多层保护，包括前后设置多层 防止放射性物质向环境释放的屏障。它 也包括在这些屏障不能完全起作用时为 保护公众和环境免受危害而进一步采取 各项措施。
系统不介入，这些事件可能导致事故。这些事件包括设备失效导致电厂
停堆，非予期的复杂化停堆或电厂功率大的变化。
n 2．
缓解系统：该基石测度为防止事故或减轻可能事故后果而设计
的安全系统功能。通过周期试验和性能测试检查这些设备。
n 3．
屏蔽完整性：反应堆燃料高强度辐射物质和厂外公众及环境之
间有三个重要屏蔽。这些屏蔽是装有燃料芯片的密封燃料棒，重的钢反
以一般地关注； n 使用核电厂行为的客观性测度； n 给公众和核工业双方以及时和合理的电厂行为评价； n 减少核设施非必要的监督管理负担； n 以预先发现和坚定执行的态度对待违反法规行为，强调违反法规
的潜在安全隐患。
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案例分析课件1核反应堆工程
监管方式
n NRC新的核电厂监督程序
n 建立安全运行基石
电反应堆的监督员；
n
Atlanta东南地区（地区IV）总负责四个地区工作。
n
n
北京; 上海; 广东; 成都；西北；东北六个监督
站有长驻每个核电厂的监督员。
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案例分析课件1核反应堆工程
监管方式
n NRC新的核电厂监督程序
n 检查集中于潜在风险大的活动； n 加大对有行为问题的核电厂的监督管理，对行为良好的核电厂予
核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
安全的总目标：
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、 居民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，还保证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，甚至对于哪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；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件 或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
2.1、纵深设防（1）
内容： 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷 却剂及与安全有关的结构物 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质 保 部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们 进行定期试验
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
4、核安全法规及安全监督
反应堆工概论整理
第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
核反应堆工程
McCLEAN MILL(CANADA)
ARLIT MILL(NIGER)
有两种浸出方法，即酸法和碱法。 浸出液中，不仅铀含量 低，而且杂质种类多，含量高，必须将这些杂质去除才 能达到核电要求。
这一步溶液纯化过程，有两种方法可供选择，离子交换法 （又称吸附法）和溶剂萃取法。
沉淀出铀化学浓缩物的工艺过程是水冶生产的最后一道工 序。沉淀物经洗涤、压滤、干燥后即得到水冶产品铀化 学浓缩物，又称黄饼。
monazite pitchblende (mostly U3O8)
Autunite: Ca (UO2)2 (PO4)2, 10H2O
二、铀矿的开采
铀矿开采是生产铀的第一步。它的任务是把工业品 位的铀矿厂从地下矿床中开采出来，或将铀经化学溶浸， 生产出液体铀化合物。铀矿的开采与其它金属矿的开采 基本相同，但是由于铀矿有放射性，能放出放射性气体 （氡气），品位较低，矿体分散（单个矿体的体积小） 和形态复杂，所以铀矿开采又有一些特殊的地方。
in Permian sandstones
Orebody level Barren sandstones stockpile
Mining methods (3) : OP + conventionnal UG General scheme of OP followed by UG mining采、地下开采和原地浸出采 铀三种方法。露天开采是按一定程序先剥离表土和覆盖岩石， 使矿石出露，然后进行采矿，这种方法一般用于埋藏较浅的 矿体。地下开采是通过掘进联系地表与矿体的一系列井巷， 从矿体中采出矿石，地下开采的工艺过程比较复杂。一般在 矿床离地表较深的条件下采用这种方法。原地浸出采铀是通 过地表钻孔将化学反应剂注入矿带，通过化学反应选择性地 溶解矿石中的有用成分--铀，并将浸出液提取出地表，而不使 矿石绕围岩产生位移。这种采铀方法与常规采矿相比，生产 成本低，劳动强度小，但其应用有一定的局限性，只适用于 具有一定地质、水文地质条件的矿床。
哈工程核反应堆的核物理第1章核反应堆的核物理基础
1.1 中子与原子核的相互作用
中子性质
中子质量：原子核的核子之一，静止质量在工程计算中近似 取1u。
中子的电荷：中子不带电，在靠近原子核时不受核内正电的排 斥。
中子的波粒二象性：除非对于能量非常低的中子，一般在反应 堆中讨论中子的运动和原子核的相互作用时，都把中子作为一 个粒子来描述。
( E ) ( E )dE
E
R
(E)dE
要计算平均截面或反应E 率，必须首先知道中子通量密度按能量
的分布
截面随中子能量的变化
考察元素反应截面随入射中子能量E变化的特性，可以发现大体 上存在着三个区域：
低能区（E≤1eV）：在该区吸收截面随中子能量的减小而逐渐 增大，即与中子的速度成反比，该区域也叫做1/v区；
表示：
nv
由于各个中子具有不同的运动方向，因而它和中子的流动并没 有直接的关系，它是标量而不是矢量，所以引入中子通量密度。
平均截面
在实际的反应堆内中子并不具有同一速度或能量而是分布在一 个很宽的能量范围内。
中子数关于能量的分布称为中子能谱分布。 平均截面又称为等效截面。
可裂变同位素：只有在能量高于某一阈值的中子作 用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
1.2 中子截面和核反应率
微观截面
描述：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。
公式表示：
s = -VI = - VI / I IN Vx N Vx
平均自由程
描述：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。
核安全工程师考试——实务
第一章核反应堆工程1.1 核反应堆的基本工作原理知识要点：中子与原子核的相互作用●散射反应（弹性和非弹性，热中子堆中中子慢化为弹性，快中子堆中中子慢化为与U-238的非弹性）●俘获反应（放出γ，U-238转为钚-239，钍-232转换为U-233）●裂变反应（易裂变核素：在各种种子能量下都可反应，如U-235、U-233、钚-239、钚-241；转化材料：能量到达一定值时发生反应。
1个U-235裂变发出200Mev）核反应截面和核反应率密度●微观截面（中子与单个靶核发生反应的几率，单位面积。
1B=10-24Cm2）●宏观截面（中子与单位体积内的核子发生反应的几率，单位面积的倒数）∑●中子注量率（单位体积内所有中子在单位时间内飞行的距离）φ与核反应率密度（单位时间、单位体积发生反应的次数）●截面随中子能量变化的规律（三个区：1.低能区，反比2.中能区，震荡3.高能区，平缓，反应界面小）中子的慢化●核燃料原子核裂变时放出的中子平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV●反应堆常用的慢化剂：轻水、重水、石墨和铍●轻水慢化能力大，慢化比小，必须用浓缩铀建反应堆，堆芯体积小●重水、石墨慢化能力比轻水小，慢化比大，可用天然铀建临界反应堆，反应堆体积比轻水堆大得多●238U共振吸收中能中子，逃脱共振吸收几率●与慢化介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子●20 o C中子，速度v=2200m/s,能量E=0.0253eV●2MeV的裂变中子，慢化到1eV，平均与水碰撞18次●慢化所需要的时间称为慢化时间，对水～6x10-6s●热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常见的慢化剂中，～10-4– 10-2s反应堆临界条件●一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出2.5个中子，可能实现链式反应自持●核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数K有效来表示，●K有效=(系统内中子的产生率)/(系统内中子的消失率)●系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+泄漏率●链式裂变反应堆的临界条件是K有效=1●核反应堆处于临界状态时堆芯部的大小称为临界尺寸或临界体积；所装载的和燃料量叫做临界质量。
华北电力大学 核反应堆物理分析 第1章-核反应堆的核物理基础教材
扩散考虑的新一代核系统，6种潜在堆型：超高温堆、 超临界水冷堆、熔盐堆、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷 快堆
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➢核素，同位素
• 一般把具有相同质子数Ｚ、中子数Ｎ的一 类原子（或原子核）称为一种核素。
• 具有相同质子数，不同中子数的核素称为 同位素。
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t 总截面， s 散射截面， a 吸收截面
或ｃ 俘获截面， f 裂变截面
n, p （n, p）反应截面， n, （n,）反应截面
n,2n （n, 2n)反应截面。
t＝ s＋ a
a＝
＋
f＋
n,＋
n,
p＋
n
＋...
,2 n
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宏观截面
将(1-12)式改写成微分形式 dI=-NIdx, 对x坐标积分， 得靶厚度为x处未经碰撞的平行中子束强度为： I(x) = I0exp(-Nx)
• 铀235的丰度是： 0.72% • 铀235的富集度是： 0.712%
为什么富集度的值小于丰度的值？
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二、中子与原子核的相互作用
• 1.1.1 中子特性
– 原子核由质子和中子两种核子组成(氢核？) – 静止质量：1.675E-27kg，工程计算取为1u – 中子属性：不带电荷，不产生初级电离 – 自由中子(free neutron)：不稳定（T1/2=10.6 min）
• 某种材料的宏观吸收截面Σa＝0.25/cm，那么中 子在此材料中飞行1cm，被该材料吸收的概率为 0.25
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复合核的形成:
第一阶段：复 合核的形成
第二阶段：复合 核的衰变分解
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复合核的各种衰变方式
1核反应堆工程概论第一章
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压水堆核电厂
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压水堆核电厂
站
位于江苏连云港市连云区高公岛乡 田湾。 1999年10月20日正式开工 。 规划4台百万千瓦核电机组。 一期建设2台单机容量106万千瓦的 俄罗斯AES-91型压水堆核电机组。 设计寿命40年。 反应堆厂房采用双层安全壳。 双堆电站建成价为32.04亿美元，比 投资1511美元/千瓦。
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五、核能的特点
世界第一座反应堆的诞生
1942年12月2日，当地时间下午3时25分，美国芝加 哥大学斯塔格运动场西看台下边的一个网球厅。 40吨天然铀和385吨石墨砖交替堆砌7.5×7.5×6。 世界上第一座核反应堆。 恩里科.费米 43位科学家。
第一次自持链式反应，从而实现了受控的核能释 放，也是原子时代的出生证。
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新一代核电厂 AP1000
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秦山三期
秦山三期（重水堆）核电站 工程是我国首座商用重水堆 核电站。 采用加拿大成熟的坎杜6重水 堆核电技术，建造两台70万 千瓦级核电机组，设计寿命 为40年。项目总投资28.80亿 美元。 1号机组于2002年11月19日首 次并网发电，并于2002年12 月31日投入商业运行 。2号 机组于2003年6月12日首次并 网发电，并于2003年7月24日 投入商业运行 。
第一章 反应堆类型 - 复件
CANDU堆的一回路系 统分左右两个相同的环路， 每一个环路有两台蒸汽发 生器和两台主泵并通过管 道连接而成，每个环路各 带出反应堆一半热量。
排管容器中的慢化剂由 一个慢化剂冷却系统进行 冷却，带走中子慢化过程 中产生的热量。
CAUDU堆的一回路系统
2010.07 27
1.4 重 水 堆
气冷堆是以石墨作为慢化剂，CO2或He作为冷却剂的反应堆。
镁诺克斯气冷堆
特点： 1.石墨中子吸收截面小， 可利用天然铀作为燃料； 2.气体冷却剂能在不高的压 力下得到较高的出口温度， 提高了二回路的热效率； 3.可以在带功率时连续换料， 提高了电站利用率。
镁诺克斯气冷堆
2010.07 29
1.5 气 冷 堆
2010.07 20
上 节 回 顾
压水堆
稳压器 反应堆 循 环 水 給水泵 冷却水源 一回路系统 主冷却剂泵 蒸汽发生器 二回路系统 汽轮发电机
凝汽器
优点：1.结构紧凑、体积小， 功率密高； 2.放射性裂变产物不 易外泄，安全可靠； 3.建造周期短，造价 便宜。 缺点： 1.需要使用低浓缩铀 作为核燃料； 2.压力容器制作要求 高，设备比较复杂。
球床堆
2010.07 32
1.5 气 冷 堆
球形燃料元件及柱状燃料元件
2010.07 33
1.5 气 冷 堆
主要特点： 1.堆芯具有很大的负温度系数，单靠改变氦气流量就能在 很宽的范围内调节反应堆的功率； 2.由于全部一回路系统都装在预应力混凝土反应堆容器内， 没有外部冷却管道，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性； 3.由于堆内没有金属材料，燃料转换比高达0.8~0.85； 4.冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高。
第一章 核反应堆工程案例
循环，使混合水位下降，加速了堆芯裸露。
4.为了要启动安注箱及低压安注，打开稳压器的释放阀，关 闭高压安注。
5.为启动主泵，关闭稳压器释放阀，打开高压安注，试启动
2.保守的假设应考虑最不利的情况，破口应假设在靠近蒸汽 发生器的给水管道上，如假设在系列A的管道上，单一故
障则应假设B系列的应急柴油发电机或电动应急给水泵B
失效，这样假设，两台电动给水泵都不能提供应急给水， 只能由柴油机驱动泵提供应急给水。
3.柴油机驱动泵至多通过限流阀经破口流失44t/h给水，为
保证向完好蒸汽发生器提供36t/h给水，柴油机驱动泵至 少应有80t/h的流量。
采取什么停堆保护信号，并问比较分析结果，是否可能2泵
失电比3泵失电后果更严重些。
余热导出系统投入与隔离的设计
根据设计需求，余热排出系统和反应堆冷却剂系统相连接的设计，既要保证核电 厂正常运行时可靠地隔离，又要保证需要时余热排出系统可靠地投入。 现有设计如图所示：V11、V21、V12及V22四个阀门均有独立的可靠电源供电。 V11与V21联锁，其动作信号由压力传感器P1发出，V12与V22联锁，其动作信 号由压力传感器P2发出。 试讨论这样的设计是否能“隔离”与“投入”双向满足单一故障准则，如果不能， 有 什么改进措施可使余热排出系统的“隔离”与“投入”双向满足单一故障准则。 P1 P2 v11 v12
限流阀
电动泵
限流阀
柴油机驱动泵
电动泵
问题:
1.两台电动泵的动力取自什么电源？ 2.安全分析时，破口及单一故障应如何保守 地假设？ 3.柴油机驱动泵至少应有多大流量？
核反应堆物理分析课后习题参考答案
1-1.某压水堆采用UO2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为 10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV时，UO2的宏观吸收截 面和宏观裂变截面。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV时： 由289页附录3查得，0.0253eV时： 以c5表示富集铀内U-235与U的核子数之比，表示富集度，则有： 所以， 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H2O和Al组成，各元素所占体积比分别为 0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV时： 由289页附录3查得，0.0253eV时： 可得天然U核子数密度 则纯U-235的宏观吸收截面： 总的宏观吸收截面： 1-3、求热中子（0.025电子伏）在轻水、重水、和镉中运动时，被吸收 前平均遭受的散射碰撞次数。解：设碰撞次数为t 1-4、试比较：将2.0MeV的中子束强度减弱到1/10分别需要的Al，Na， 和Pb的厚度。 解：查表得到E=0.0253eV中子截面数据： Σa Σs Al： 0.015 0.084 Na： 0.013 0.102 Pb： 0.006 0.363 Al和Na的宏观吸收截面满足1/v律。 Q：铅对2MeV中子的吸收截面在屏蔽中是否可以忽略？(在跨越了可分 辨共振区后截面变得非常小) Σa=Σa(0.0253)(0.0253/2×106)^1/2 Σa Al 0.0169×10-4 Na 0.0146×10-4
三章
3.1 有两束方向相反的平行热中子束射到235U薄片上，设其上某点自左 面入射的中子束强度为1012 cm-2·s-1。自右面入射的中子束强度2×1012 cm-2·s-1。计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度； （3）设Σa = 19.2×102 m-1，求该点的吸收率。 解：（1）由定义可知：3×1012 (cm-2·s-1) （2）若以向右为正方向：-1×1012 (cm-2·s-1) 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）19.2•3×1012 = 5.76×1013 (cm-3·s-1) 3.2 设在x处中子密度的分布函数是 其中：λ，ɑ为常数，μ是与x轴的夹角。求：
核反应堆工程
• 一、福岛核电厂事故最新报道 • 二、沸水反应堆简介 • 三、核反应堆不是原子弹 • 四、深大微堆简介
• 日本福岛核电站
• 福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141 度2分，地处日本福岛工业区。它是目前世 界最大的核电站，由福岛一站、福岛二站 组成，共10台
1987 1,100 MW Hi核电厂卫星地图
3月14日福岛第一核电站3号机组爆炸后景象。
• 事故：
• 由于地震的影响，福岛第一核电站1、2、3号反应堆 先后发生氢气爆炸。4号反应堆爆炸起火燃烧。
• 后果：反应堆内部设备损毁，堆芯可能熔化。
放射性物质外泄。
• 控制棒：控制棒为十字形，它由几十根装有碳化 硼粉末的不锈钢细管组成，安置在四个燃料组件 盒中间间隙内。沸水堆的冷却剂内一般不加硼， 因此控制棒是停闭反应堆的主要手段。控制棒驱 动机构通过液压系统传动，使控制棒从堆芯底部 插入。因为堆芯下部蒸汽份额较小，功率密度较 高，所以从堆芯底部插人控制棒可降低堆芯下部 的反应性，有利于轴向功率的展平。控制棒的这 种布置也有利于为压力容器上部留出充分的空间， 作为安置气水分离器和蒸汽干燥器之用，反应堆 停堆后控制棒不影响换料操作。
• 沸水堆循环中，把通过堆芯的1/3流量抽出 压力容器，用两台外部循环泵将其加压后 重新打入压力容器，驱动18—24台喷射泵 抽吸其余2/3的流量。两股水流合并通过扩 散器增压而达到到所需的压头。
• 堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成， 同压水堆一样也采用2％—3％富集度235U的 UO2作为核燃料，将UO2制成圆柱状芯块后 装入锆合金包壳内。
• 沸水堆的一个较大的缺点是从反应堆产生的蒸汽 会把放射性物质直接带到汽轮机、冷凝器、给水 泵等设备，污染的范围较大。
核工程与核技术作业指导书
核工程与核技术作业指导书第1章核工程基础理论 (3)1.1 核反应堆物理 (3)1.1.1 核反应堆的基本工作原理 (3)1.1.2 中子与物质的相互作用 (3)1.1.3 核反应堆临界理论 (4)1.1.4 核反应堆物理设计 (4)1.2 核反应堆热工水力学 (4)1.2.1 热能传递基本原理 (4)1.2.2 流体力学基本原理 (4)1.2.3 核反应堆热力循环 (4)1.2.4 核反应堆热工设计 (4)1.3 核材料科学 (4)1.3.1 核燃料材料 (4)1.3.2 结构材料 (4)1.3.3 控制材料 (5)1.3.4 辐照效应 (5)第2章核电站设计与安全 (5)2.1 核电站设计原理 (5)2.1.1 核反应堆 (5)2.1.2 能量转换 (5)2.1.3 辅助系统 (5)2.1.4 防护与屏蔽 (5)2.2 核电站安全分析 (5)2.2.1 设计基准分析 (5)2.2.2 系统可靠性分析 (6)2.2.3 安全裕度分析 (6)2.2.4 应急计划 (6)2.3 核电站严重预防与缓解 (6)2.3.1 设计安全性 (6)2.3.2 设备可靠性 (6)2.3.3 安全监控系统 (6)2.3.4 严重缓解措施 (6)第3章核反应堆类型及关键技术 (6)3.1 压水堆核电站 (6)3.1.1 基本原理 (6)3.1.2 关键技术 (7)3.2 沸水堆核电站 (7)3.2.1 基本原理 (7)3.2.2 关键技术 (7)3.3 高温气冷堆核电站 (7)3.3.1 基本原理 (7)第4章核燃料循环 (8)4.1 核燃料的提取与制备 (8)4.1.1 提取方法 (8)4.1.2 制备过程 (8)4.2 核燃料的利用与后处理 (8)4.2.1 核燃料利用 (8)4.2.2 核燃料后处理 (8)4.3 核废物处理与处置 (8)4.3.1 核废物处理 (8)4.3.2 核废物处置 (8)第5章核电站运行与维护 (9)5.1 核电站运行原理 (9)5.2 核电站运行监控 (9)5.3 核电站设备维护 (9)第6章核电站辐射防护 (10)6.1 辐射防护基础 (10)6.1.1 辐射类型及危害 (10)6.1.2 辐射防护原则 (10)6.1.3 辐射防护标准 (10)6.2 辐射防护措施 (10)6.2.1 设计阶段的辐射防护 (10)6.2.2 运行阶段的辐射防护 (10)6.2.3 维修与退役阶段的辐射防护 (11)6.3 辐射防护监测与评价 (11)6.3.1 辐射监测 (11)6.3.2 辐射评价 (11)6.3.3 辐射防护管理体系 (11)第7章核电站质量保证与安全管理 (11)7.1 核电站质量保证体系 (11)7.1.1 质量保证体系概述 (11)7.1.2 质量保证体系构建 (11)7.1.3 质量保证体系实施 (12)7.2 核电站安全管理 (12)7.2.1 安全管理概述 (12)7.2.2 安全管理体系构建 (12)7.2.3 安全管理体系实施 (12)7.3 核电站应急预案与应急响应 (12)7.3.1 应急预案概述 (13)7.3.2 应急预案编制 (13)7.3.3 应急响应实施 (13)第8章核电站经济性分析 (13)8.1 核电站投资与成本分析 (13)8.1.1 投资构成 (13)8.2 核电站电价与市场分析 (13)8.2.1 电价制定原则 (13)8.2.2 市场分析 (14)8.3 核电站经济性评价 (14)8.3.1 评价指标 (14)8.3.2 评价方法 (14)8.3.3 影响因素 (14)第9章核能发展现状与前景 (14)9.1 我国核能发展现状 (14)9.2 国际核能发展动态 (15)9.3 核能发展前景与挑战 (15)第10章核工程技术创新与发展 (15)10.1 核工程新技术 (15)10.1.1 先进反应堆技术 (15)10.1.2 核燃料循环技术 (16)10.1.3 核安全与防护技术 (16)10.2 核工程技术创新趋势 (16)10.2.1 数字化与智能化 (16)10.2.2 资源整合与协同创新 (16)10.2.3 绿色环保与可持续发展 (16)10.3 核工程可持续发展策略与实践 (16)10.3.1 政策法规与标准体系 (16)10.3.2 科技创新与人才培养 (16)10.3.3 社会责任与公众参与 (16)10.3.4 国际合作与交流 (17)第1章核工程基础理论1.1 核反应堆物理核反应堆物理是研究核反应堆中中子与物质的相互作用及其控制的基础科学。
核反应堆安全 第一章 绪论
世界核电站分布示意图
3 我国核电站发展状况
我国现核电装机总容量仅532万千瓦，7台机组， 约为全国电力装机容量的1.4％; 在建4台机组， 328万千瓦；全部建成后约为全国电力装机容 量的3％。
中国运行和在建的核电厂（截至2004年底）
名称 秦山一期 大亚湾-1 大亚湾-2 秦山二期-1 岭澳-1 秦山三期-1 类型 压水堆 压水堆 压水堆 压水堆 压水堆 重水堆 状态 运行 运行 运行 运行 运行 运行 地点 浙江 广东 广东 浙江 广东 浙江 净发电 发电量 量 MW（电） MW(电) 278 944 944 610 935 665 300 984 984 642 985 728 并网时间 1991.12.15 1993.08.31 1994.02.07 2002.02.06 2002.02.26 2002.11.19
核反应堆安全
第一章 绪 论
第一节 几个基本概念
1 核能
裂变能：较重的原子核分裂成几个较轻的原子核，同时 释放大量的能量，这种能量叫裂变能，这种反应叫裂变 反应。 应用：原子弹 核电 聚变能：两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核， 同时放出巨大的能量， 这种反应叫轻核聚变反应。 应用：氢弹 热核聚变反应装置
1979年，发生美国三哩岛事故，安全运行问题引起 关注，注重非技术性问题，如组织、管理、培训、 应急处理等。核安全研究成为一项国际性活动，逐 步形成和完善了核安全体系。
2 世界核电站发展状况
世界核电站状况（2005.9.9）
运行中的反应堆 机组数 442 总净装机容量 (KMWe)
368175
我国核电站分布示意图
我国在其他核能领域的研究： 在快中子增殖堆技术方面，65MWt中国实验快堆正在建设中， 预计2005年底达到临界； 5MWt低温核供热堆早在1989年就建成，200MWt低温核供热 堆已批准立项； 10MWt高温气冷实验堆装置已于2000年底建成，为开展相关 技术研究提供了试验基地。
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绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
核电占世界装机容量17％。
此外，核动力舰船、核供热站、核能海水淡化、空间核动力（卫星，宇宙飞船）、研究堆1.1 核能基础1.1.1原子结构和同位素1.1.2核的结合能1.1.3核的稳定性1.1.4放射性1.1 核能基础1.1.1 原子结构和同位素（1）原子核组成①原子核由质子（p）和中子（n）组成，中子不带电。
质子带正电，相当于氢原子核，电量为e。
②中子和质子统称为核子。
③质量数=核子数，一般用A表示。
④电荷数为Z的原子核含有Z个质子，Z即核电荷数。
核电荷数Z同时表示：原子序数，核内质子数，核的电荷数，核外电子数。
⑤可见核中的中子数为:A –Z。
1.1 核能基础1.1.1 原子结构和同位素(2)摩尔，原子质量单位:Na：阿佛加德罗常数，Na=一摩尔（mole）元素包含Na个原子。
一个原子的质量很小，用原子质量单位u表示。
质子质量为1.007276u，中子质量为1.008665u，电子质量仅为0.000549u，所以整个原子质量几乎就是质子和中子的质量。
1u=1.661×10-27kg1211u(12C=原子质量)236.02214210×1.1 核能基础1.1.1 原子结构和同位素（3）核素①核素（nuclide）具有相同质子数Z和中子数N的一类原子核。
②同位素（isotope）质子数Z相同、中子数N不同的核素。
1.1核能基础1.1.1 原子结构和同位素(4)核燃料的同位素：铀在自然界至少存在着三种同位素形式，质量数分别为234（0.0055%），235（0.720%）和238（99.274%）。
能直接用于裂变能的，主要是铀-235。
铀-234在矿石中的比例很小，在实际应用中可以忽略。
钍的原子序数为90，它在自然界中几乎只存在一种核素，质量数为232。
其他同位素的比例微不足道。
1.1 核能基础1.1.2 核的结合能（1）质量亏损原子核质量<核内质子质量＋核内中子质量>组成某一原子核的核子质量之和与该原子核质量之差，称为该原子核的质量亏损.Δm (Z , A )=Z(m(p))+(A −Z )m(n)−m (Z , A)实际计算中常用氢原子质量M (H)和M (Z , A )：Δm(Z , A ) = Z m (H) + (A −Z )m(n )−Ｍ(Z , A )原子核质量亏损原子核质量中子质量质子质量原子质量亏损氢原子质量1.007825u原子质量中子质量1.1 核能基础1.1.2 核的结合能(2)相对论相关①相对论给出，物体质量随运动状态变化而变化。
运动物体的质量与静止时的质量关系：②质量和能量都是物质的属性。
任何具有一定质量的物体都与一定的能量相联系：③如果物体质量发生变化，能量也发生相应的变化:2)(1c v mm −=2mc E =2mc E Δ=Δm0为静止质量有效（相对论）质量质能联系方程1.1 核能基础1.1.2 核的结合能(2)相对论相关④质能等价实例一个原子质量单位u 对应的静止能量:用电子伏特单位表示：Jmc E 102827210492418.1)1099792458.2(106605387.1−−×=×××==10131.49241810931.4940MeV 931.491.6021764610/MeVJE E MevJ −−×==→=×电子的静止能（质）量：Ee = 0.511 MeV 质子的静止能（质）量：Ep = 938.272 MeV 中子的静止能（质）量：En = 939.565 MeV1.1 核能基础1.1.2 核的结合能（Binding Energy ）（3）结合能：由自由核子组成原子核时所释放出的能量.（由质量亏损和质能联系方程计算出）.如果给出的核的质量亏损用原子质量单位表示，则将它乘以149.2或931.5便可得到以PJ(微微焦耳)或Mev 表示的相应结合能.(1Mev=0.1602PJ)（4）比结合能：每个核子的平均结合能，它是总结合能（B.E ）除以该核中的核子数，也就是除以质量数A. 这个平均结合能又称为比结合能.B.E./ A=931.5 [1.007825Z+1.008665（A-Z)-M] /A1.1 核能基础1.1.2 核的结合能（4）比结合能（续）原子核由质子和中子组成。
质子间存在静电斥力，为什么还能结合在一起？核子之间还存在巨大的引力，它克服质子之间的静电斥力而把核子集聚在一起，这种核力(短程引力作用范围10－15m )比质子之间的静电斥力大很多，二者之差即是使核子结合在一起的力，与之相应的能量称为核的结合能。
核力另一个特征是核力的作用与核子的性质无关，即中子与中子，中子与质子，质子与质子间的核力大致相等。
由于原子内存在结合能，若把原子核拆成自由核子，需要消耗与结合能相等的能量克服核力。
原子核的结合能与其核子数之比，称为平均结合能或比结合能。
比结合能可看作对把原子核拆成自由核子，对每个核子所做的功。
比结合能越大，原子核结合得越紧，稳定性好；比结合能越小，原子核结合得越松，稳定性差。
1.1 核能基础1.1.2 核的结合能（4）比结合能例题1.1 确定铀-235每个核子的结合能。
铀的原子序数为92，铀-235的同位素质量为235.0439。
解：B.E./ A=931.5 [1.007825Z+1.008665（A-Z)-M] /A 于是，对于铀-235：B.E./A=931[(1.007825×92)+(1.008665×143)-235.0439]/235=7.59Mev=1.21PJ 此即铀-235每个核子的结合能（4）比结合能核素的比结合能曲线（比结合能对质量数A 作图）稳定核素分布N =Z同位素稳定线对于轻核(A <40)范围：稳定线近似为直线，中质子比(N /Z )=1。
对于A>40核范围：稳定线逐渐向N >Z 的区域偏离，中质比>1。
Z 为中等数值时N /Z ~ 1.4,锡(Z=50,N=70)Z ~90时，N /Z ～1.6。
如Pb-208(Z=82)，N /Z ＝1.54。
1.2核裂变裂变反应释放其他射线可解释如下：以上述方式放出的实际中子数很少，不足以使生成的裂变碎片具有稳定性。
大部分裂变碎片的中子-质子比仍然太高，因此，它们是放射性的，并且发生负β衰变。
平均来说，裂变碎片在形成稳定核之前大约要经过四级放射性衰变。
由裂变碎片以及它们的各种衰变产物组成的复杂的高放射性混合体统称为裂变产物。
1.2.4 裂变过程（续）1.2核裂变1.2.5裂变能单个铀-235（或类似的）核的裂变伴随释放200Mev 以上的能量。
与燃烧一个碳原子放出的4ev 能量相比较，铀裂变产生的能量相当于同样质量的碳燃烧所产生能量的三百万倍。
裂变总能量中，80%为裂变碎片的动能，并且立即表现为热能形式。
90%在堆内，5%在反射层、5%在屏蔽层内。
其中：可利用能，约200MeV （除中微子能量之外）。
可利用能量，97%在燃料内，不到1%在屏蔽层内，其余在冷却剂和结构材料中。
确切点说，每次裂变的可利用能因堆型而异，铀-235200MeV 。
1.2.5裂变能（续）每次裂变能量的近似分布(Mev)裂变碎片的动能瞬发r射线能量裂变中子的动能裂变产物放出的贝塔射线能量裂变产物放出的r射线能量中微子能量1687687121.3 核裂变反应堆1.3.1 核反应堆的一般特点（1）快中子堆中子刚刚被释放时，能量分布在(0.05～10)MeV 范围内，平均具有2MeV 能量，称快中子；当反应堆堆芯中低质量元素受到限制时，则大部分裂变由能量约0.1MeV 的快中子引起。
快中子堆必须包含足够比例的易裂变核素。
堆内不需要慢化剂，有害吸收少.中子俘获产生的易裂变物质有可能多于所消耗的易裂变物质，这种反应堆叫做增殖堆。
1.3 核裂变反应堆1.3.1 核反应堆的一般特点（2）热中子堆释放的快中子；当他们穿过介质时，与同介质各种核发生碰撞，丧失大量动能，成为1eV 以下的慢中子；最后，他们的平均动能可能降低到同介质原子的动能差不多的程度，由于这个时候的动能取决于温度，所以叫做热能。
能量降低到这种程度的中子叫热中子。
常温下，热中子的平均能量小于0.04eV.主要靠热中子裂变获取能量的反应堆为热中子堆，下面讨论主要针对热中子堆。
1.3 核裂变反应堆1.3.1 核反应堆的一般特点热中子反应堆的要素：燃料：易裂变核素，实现自持核裂变反应，通常还含有可转换物质；慢化剂：使裂变生成的快中子减速，慢化的热中子；冷却剂：带走裂变热；反射层：将许多已经逃出堆芯的中子散射回来，以减少中子的损失.控制材料：中子吸收体，控制反应堆。