反应堆安全分析复习

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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。

核反应堆安全分析

核反应堆安全法规体系
核反应堆安全评估
对核反应堆安全性进行综合评估
全面评估
核安全管理的重要组成部分
重要组成部分
确保核反应堆的安全运行
确保安全性
维护核反应堆的安全性
维护安全
核反应堆运营许可
核安全管理的法定要求
法定要求
确保核反应堆的安全运行
确保安全运行
符合核反应堆安全标准
符合标准
持证经营核反应堆
持证经营
04
第四章核反应堆安全监测与维护
Chapter
核反应堆安全监测系统
用于监测核反应堆各项参数的变化
传感器
01
03
一旦监测到异常情况发出警报
报警装置
02
根据传感器数据实时控制核反应堆运行状态
控制系统
维修工作
修补设备故障
调整操作参数
保养措施
清洁设备表面
检查冷却系统
安全审查
定期安全检查
保障设备运行
核辐射安全法
结语
核反应堆安全分析是核能行业的重要领域，制定合理的法规标准、进行全面的安全评估、落实运营许可和进行应急演练是确保核反应堆安全的关键。只有不断加强安全意识，提升管理水平，才能在核能发展中确保人类的生命财产安全。
06
第六章总结与展望
Chapter
不足
安全意识不够
监管不严格
设备设施老化
对事故后果进行系统评估
后果评估
01
03
制定事故防范策略
事故防范
02
分析事故带来的风险
风险分析
福岛核事故
事故原因
事故后果
Lessons Learned
其他事故案例

《反应堆安全分析》复习题资料

《反应堆安全分析》复习题资料2007年李吉根老师《反应堆安全》课的复习题资料1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）。

答：a强放射性；b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水；e放射性废物的处理与贮存。

2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。

员、公众及环境免遭过量放射性风险。

照射保持在合理可行尽量低的水平，并低于国际辐射防护委员会（ICRP）规定的限制；还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。

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、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。

际屏障。

纵深防御：包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外应急设施五个层次。

分别为：1）高质量的设计、施工和运行，防止异常工况出现；2）停堆保护余热排出，防止异常工况发展为事故；3）专设安全设施，防止事故发展为严重事故；4）事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境；5）厂外应急计划与措施，限制危害和后果。

多层屏障：轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障，即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。

另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。

则、定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的原则、运行人员操作优化的设计。

4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。

厂的运行。

出发点：高可靠性、单一故障准则的要求。

失效。

5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。

答：核反应堆的基本安全功能：反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。

【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。

设施。

专设安全系统：应急堆芯冷却剂系统、安全壳本体、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳消氢和净化系统。

6、核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。

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。

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。

核反应堆安全分析考试重点

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。

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。

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。

反应堆工程学复习总结

反应堆工程学复习总结反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。

2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。

3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。

压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。

堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。

4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。

沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。

5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。

但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。

（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。

尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。

（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。

（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。

（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。

总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。

6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。

重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。

7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。

高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。

核反应堆安全分析

核反应堆安全分析核反应堆是一种用于发电或产生其他形式能量的设备，它能快速反应并控制核材料的裂变或聚变过程。

然而，核反应堆也存在着一些潜在的安全风险，如辐射泄漏和核材料失控等问题。

因此，对核反应堆的安全性进行全面的分析至关重要。

本文将对核反应堆安全性进行分析。

首先，核反应堆的结构设计是确保安全的关键因素之一、核反应堆通常由燃料棒、冷却剂、反应堆压力容器和控制装置等组成。

在设计过程中，需要考虑到防止辐射泄漏的措施，例如使用容器和屏蔽材料等，以降低辐射水平。

此外，核反应堆的结构还应具备足够的强度和稳定性，以防止事故发生时的结构破坏。

其次，核反应堆的燃料管理对安全性也有着重要影响。

燃料棒中的核燃料经过一定时间的使用后会产生高水平的辐射，因此需要及时更换。

此外，还需要对燃料进行合理的储存和处理，以避免燃料失控和核材料泄漏等问题。

在这方面，使用合适的燃料储存容器和采取合适的处理措施是必要的。

同时，冷却剂的管理也是确保核反应堆安全运行的关键因素之一、核反应堆中使用的冷却剂可以帮助控制反应速率和温度，以保持核反应堆的稳定。

然而，冷却剂的选择和管理需要仔细考虑。

一方面，冷却剂需要具备良好的热导率和冷却性能，以避免过热。

另一方面，冷却剂也需要具备适当的化学性质，以避免与燃料发生不可逆的反应或腐蚀装置的风险。

此外，核反应堆的控制装置和安全系统的设计和管理也对安全性具有重要影响。

控制装置能够监测和控制核反应堆的反应速率和功率，以维持反应在安全范围内进行。

安全系统则用于监测和响应事故，并采取适当的措施以防止事态进一步发展。

因此，控制装置和安全系统的可靠性和高效性是确保核反应堆安全的关键要素。

其应具备良好的故障监测能力和自动切断体系，以确保反应堆在异常或危险情况下能迅速响应并确保关键部件的安全。

最后，人员的操作和管理对核反应堆的安全性也有着不可忽视的影响。

核反应堆的操作人员需要经过专门的培训和资质认证，以确保其具备足够的技能和知识来操作和管理反应堆。

核反应堆安全分析复习提要

8、压水堆核电厂设计基准事故的物理分类
从物理现象上来看，压水堆核电厂设计基准事故又可分为8组，具体是：（1）二回路系统排热增加，包括：－给水系统故障导致给水温度降低－给水系统故障导致给水流量增加－蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量增加－误打开蒸汽发生器泄压阀或安全阀－安全壳内、外各种蒸汽管道破裂（２）二回路系统排热减少，包括：－蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量减少－失去外部电负荷－汽轮机跳闸（截止关闭）－误关主蒸汽管线隔离阀－冷凝器真空破坏－同时失去厂内及厂外交流电源－失去正常给水流量－给水管破裂
4、冗余度和多样性设计原则及其出发点
冗余度：采用多个类似的系统并联起来，以使某个系统失效时不影响电厂的运行。其出发点是：满足高可靠性和单一故障准则的要求。多样性：采用多个独立的和不同的方法实现同一目的。其出发点是：对付共模失效
5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统
核反应堆的基本安全功能：反应性控制、堆芯冷却、放射性包容。与安全有关的系统和设施主要包括：反应堆保护系统、停堆冷却系统和专设安全设施。压水堆核电厂的主要专设安全设施有：1）应急堆芯冷却系统；2）安全壳；3）安全壳喷淋系统；4）辅助给水系统；5）安全壳消氢和净化系统等。
多层屏障：多层屏障
为防止放射性物质的释放，压水堆核电厂普遍采用了多层实体屏障。这些屏障主要包括燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳。另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。
主要设计原则单一故障原则冗余度和多样性原则独立性原则故障安全原则固有安全原则
6、核反应堆瞬变分析理论基础
总体上点堆动力学方程质量、动量和能量守恒方程具体事故反应性事故瞬态特性失流事故流量衰减规律热阱丧失事故升温升压规律破口类事故的系统降压特性

(完整版)反应堆期末复习资料

1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂？慢化剂的工作原理是什么？并举出几种常用的慢化剂。

①反应堆内产生的中子能量相当高，其平均值约为2MeV；而微观裂变截面在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区，所以在热中子反应堆中使用慢化剂。

②在热中子反应堆中，慢化过程中弹性散射起主要作用，因为裂变中子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞，中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下，这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。

③水、重水、石墨等。

1、缓发中子是如何产生的？在反应堆动力学分析计算中，份额不足1%的缓发中子与份额超过99%的瞬发中子相比是否可以忽略不计？为什么？①缓发中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，占裂变中子的不到1%②缓发中子不可以忽略不计③缓发中子份额虽然很少，但它的发射时间较长，缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔，从而滞缓了中子密度的变化率。

反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。

2、解释碘坑现象和强迫停堆时间。

船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，请问在设计上应如何考虑。

①刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变成135Xe的速率高于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低，这种现象称为碘坑现象。

②在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。

③船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的后备反应性，按照最大氙中毒设计。

3、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。

《核反应堆热工分析》复习资料大全

《核反应堆热工分析》复习资料大全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.各种反应堆的差不多特点: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。

第二是工作压力能够降低。

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〔要紧由于D吸取中子截面远低于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(占能量一半)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D2O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℃，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，而石墨吸取中子截面小。

转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T〔铀〕〕●安全性高〔反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大〕●环境污染小〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu 〔消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu 〕●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀〔达～33％〕●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是爽朗金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性〔简答〕1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。

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。

核反应堆安全分析-核安全-核技术-2.1核反应的安全系统-

池式快堆
自然的安全性非能动的安全性
固有安全性
固有安全堆
模块式高温气冷堆
能动的安全性后备的安全性
现行的反应堆
PWR BWR
过程固有最终安全反应堆
IFR（Integral Fast Reactor）
高温气冷堆
MHTGR（Modular High Temperature Gas Reactor）
PIUSR（Process Inherent Ultimately Safety Reactor）
反应堆安全分析
第二章:核反应堆安全的安全系统
目录
2.1 反应堆的安全性 2.2 反应堆的安全功能 2.3 专设安全设施
2.1 反应堆的安全性 1）固有安全（Inherent Safety）定义
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。
2）反应堆的4种安全性要素
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
2.1 反应堆的安全性 2）反应堆的4种安全性要素自然的安全性
负反应性温度系数燃料的多普勒效应控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则
非能动的安全性
惯性原理（如泵的惰转）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）
2.1 反应堆的安全性 2）反应堆的4种安全性要素能动的安全性依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性
后备的安全性
由冗余系统反应堆的安全性 2）反应堆的4种安全性要素
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。

反应堆安全性问题分析与控制

反应堆安全性问题分析与控制随着全球能源需求的不断增长，核电站已成为许多国家的重要能源来源。

然而，反应堆事故的发生仍然可能会对人类和环境带来灾难性的后果。

因此，如何确保核电站的反应堆安全性成为一个极其重要的问题。

本文将深入分析反应堆安全性问题，并提出一些有效的控制措施。

反应堆安全性问题分析反应堆安全性问题普遍指核反应堆的重大异常情况和事故。

造成反应堆事故的原因有很多，如人为失误、技术问题、以及自然灾害等。

最常见的问题包括燃料棒熔毁、燃料棒开裂、燃料棒膨胀、和水冷剂失效等。

此外，反应堆事故还会导致辐射污染，从而对人类和环境造成不可逆转的影响。

反应堆安全性问题控制为确保反应堆的安全性，必须采取相应的措施来预防和控制反应堆事故。

以下是一些有效的控制措施：1. 监控和检查监控和检查是确保反应堆安全性的基本措施。

必须对核反应堆的每个部分进行监测和检查，以确保其正常运行。

此外，必须建立完善的设备维护和检修制度，及时发现和处理问题。

2. 管理和培训管理和培训是确保反应堆安全性的关键因素。

必须建立完善的管理制度和安全编程，对员工进行持续的培训和教育，提高员工的安全意识和技术素质。

3. 设计和建设设计和建设是确保反应堆安全性的另一个重要方面。

必须从设计和建设阶段开始，考虑所有可能的风险和问题，并采取相应的措施，确保反应堆的安全性。

4. 紧急响应和应急准备即使采取了充分的预防和控制措施，反应堆事故仍然可能发生。

因此，应建立完善的紧急响应和应急准备体系，以保证能够及时有效地处理和控制事故。

5. 科技创新科技创新是确保反应堆安全性的另一个重要措施。

必须不断开展基础研究和技术创新，寻求更加安全、高效和可靠的核电技术。

同时，尽可能降低辐射污染和排放的温室气体。

结论反应堆安全性是核电站可持续发展的关键和前提条件。

必须采取一系列的控制措施，最大限度地降低反应堆事故的发生概率，确保反应堆安全、高效运行，在满足人类对能源需求的同时保障环境和人类健康。

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。