《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。

答：核反应堆的四种安全性要素：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。

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。

1.四因子式k∞=εрfη，由于燃料、冷却剂、结构材料的温度、

压力、流量、密度等因素的变化导致中子泄漏、利用率发生变化，引入了反应性，如由于多普勒效应，燃料的温度升高，导致共振吸收峰降低展宽，总吸收利用率下降；2.反应性反馈产生于堆内温度、压力或流量的变化。但是，在一般情况下，冷却剂流量比较稳定，故此效应可以忽略不计。压力效应也很小。因此，只有温度对反应性的影响是一项主要的反馈效应，它决定了反应堆对于功率变化的内在稳定性（又称固有安全性）。这种内在稳定性是由燃料多普勒效应、慢化剂温度效应和空泡效应表现出来的。

7、核反应堆运行工况分类的原则和方法。

答：核电厂运行工况分类是指按事件预计发生的频率分类，其目的是确定各种事件的验收准则，原则是：出现频繁的工况要求其后果轻微；后果严重的工况要求其发生频率极低。

核电厂运行工况可按照三类五级的方法分类：【答四工况即可】

第一类为正常运行和运行瞬变，包括：工况I（正常运行和运行瞬态——核电厂的正常稳定功率运行、停堆状态、带有允许偏差的运行（如少量燃料包壳泄漏、蒸汽发生器传热管泄漏）、启动和停堆过程、冷却卸压过程及负荷变化过程）、工况II(常见故障、中等频率事故和预期运行瞬变——发生频率F大于10-2/堆年，即在核电厂的寿期内可能发生一次或数次，这里“预期”的意思即在一个核电厂寿期内很可能发生的意思。这类事件如汽轮机停车、全部主泵失去电源等。)；第二类为假想事故，包括：工况III（稀有事故——发生频率F大于10-4/堆年，小于10-2/堆年，即对于单个核电站运行经验积累来说，有可能出现，如一二回路管道小破裂。）、工况IV （极限事故——发生频率F大于10-6/堆年，小于10-4/堆年，这种事故预期不会发生，用来对核电厂的安全设施提出要求，这类事故危害大，如大破口失水事故，运行历史中发生过）；第三类为严重事故，燃料元件严重损坏，堆芯熔化，安全壳完整性受到破坏，有大量放射性物质释放的事故。工况I、II、III、IV为设计基准事件。

8、压水堆核电厂设计基准事故的物理分类。

答：1）二回路系统排热增加；2）二回路系统排热减少；3）反应堆冷却剂系统流量减少；4）反应堆冷却剂系统流量增加；5）反应性和功率分布异常；6）反应堆冷却剂装量减少；7）系统或设备的放射性释放；8）未能紧急停堆的预期瞬态。

9、单一故障准则及其使用方法。

能，需要N个系统或部件，设计时至少要设计N+1的子系统或部件，以允许系统或设备具有承受发生一个随机故障而不丧失其安全功能的能力。

1）单一事件引发的多重故障仍归为单一故障；2）整个核电厂系统只考

虑一个故障；3）整个事故期间只考虑一个故障，短期阶段只考虑能动故障，长期阶段可考虑能动也可考虑非能动；4）单一故障准则是针对安全级设备而言的对非安全级设备不考虑其缓解效果，只考虑其不利影响；5）只有在设备调用时才考虑失效问题；6）在技术规格书中确定的定期维护、检修和实验的设备，不认为其是不可用的；7）全部设备正常工作时造成最严重的后果，单一故障准则可以考虑是无故障；8）必须把事故与故障区分开来，事故分析中只考虑初因事件加单一故障，而不考虑事故的迭加；9）失去厂外电和最大价值的一组控制棒卡在堆外是事故分析的附加条件，不能作为单一故障准则考虑；10）某一故障的继发故障仍作为单一故障；11）对不同的验收准则要求，可以假设不同的单一故障；12）事故分析时必须要找出最保守的单一故障，即极限单一故障。

10、设计基准事故的通类验收准则。

答：工况I 定性：不应触发反应堆保护停堆。定量：各种参数变化不超过停堆保护限值。

工况II 定性：保护系统能够停堆；必要的校正动作后可重新投入运行；不引发更严重的工况；确保燃料包壳完整性；不超过一二回路压力限值；放射性后果不超过正常限值。定量：燃料系统不烧毁MDNBR>极限值；一回路压力<110％设计压力；放射性后果<10％10CFR100限值。

工况III 定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制。定量：包壳峰值温度<=1204℃（持续高温，堆芯不裸露）、<=1482℃（瞬时高温，堆芯不裸露）；一回路压力<120％设计压力；放射性后果<25％10CFR100限值。

工况IV 定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制；不导致缓解设施丧失功能。定量：放射性后果<100％10CFR100限值；压力、温度要求同工况III。

11、反应性引入事故的三种瞬变特性。

答：准稳态瞬变：在功率运行工况，向堆内引入的反应性比较缓慢，以致这个反应性被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的瞬变。如满功率时控制棒组件慢速抽出的瞬变。