核环境学.docx

第一章：1.核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的可控自持链式裂变。核反应堆由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制和保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。2. 铀裂变时一般产生两个中等质量的核，叫裂变碎片，平均放出2.5个中子，以及200MeV的能量。3. 微观截面()是中子与单个靶核发生相互作用概率大小的量度，单位：靶，1b=10-24cm2=10-28m2 。4. 计算核反应率密度：R= 例如已经知道了堆芯中核燃料的浓度和分布，就可以算出堆芯的宏观裂变截面f ；如果还知道了堆芯的中子注量率 ，就可计算出每秒钟在每立方厘米堆芯体积内发生多少次裂变反应，进而可以算出堆芯的发热强度等.5. 核燃料原子裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2MeV，最大能量可达10MeV。6.慢化能力：轻水重水石墨。慢化比：s /a7. 1MWd的能量实际需要铀-235：1.23g8. 讨论：堆中的核燃料能否全部燃烧完？原因：#、随着可裂变核的减少，K有效会降低，可能小于1，从而无法达到临界，链式反应无法进行。#、反应堆运行时，燃料元件处于高温、高压、强中子辐照条件，包壳会受到一定损伤，为防止包壳损伤导致放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中的放置时间是受到严格控制的。即：有一定燃耗深度。9. 转化比（CR）: CR=（易裂变核平均生产率）/（易裂变核平均消失率）.轻水堆CR=0.6，高温气冷堆CR=0.8。10. 增值比（BR）：转化比CR1时，即为增值。11. 堆的不同几何形状（无限平板、长方体、圆柱形和球形）的中子注量率分布规律：总的趋势相近而相差不大，中心分布平坦，随着向边界趋近，中子注量率向下弯曲而下降为零。12. 中子注量率分布的展平方法：1.堆芯径向分区装载，2.合理布置控制棒，3.引入合理可燃毒物。13.按慢化剂分类(堆)：I. 轻水堆：压水堆、沸水堆，其主要优点为：轻水慢化能力最强，慢化剂需用量少，热功密度大，堆芯小，尤其是核动力船的理想堆型。其主要缺点：1. 同时作为冷却剂和慢化剂的轻水运行在高温下，轻水沸点低，需要加压（如压水堆为15.5MPa）；2. 轻水吸收中子能力强，需要用加浓铀。3. 轻水在中子辐照下会产生放射性，增加了堆屏蔽防护的要求。14.压水堆：（蒸汽发生器）蒸汽发生器是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。特点：（1）结构紧凑，堆芯的功率密度大（2）经济上基建费用低、建设周期短 （3）必须采用高压的压力容器（4）必须用浓缩铀15.沸水堆（特点）：1. 直接循环2. 工作压力可以降低3. 堆芯出现空泡（空泡的反应性负反馈）缺点：1. 辐射防护和废物处理较复杂2.功率密度比压水堆小16.重水堆（作为冷却剂的重水与慢化剂无交混地在压力管内循环流动）特点：1. 中子经济性好，可以采用天然铀作为核燃料2. 中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀 3. 可以不停堆更换核燃料4. 重水堆的功率密度低5. 重水费用占基建投资比重大17.高温气冷堆：高温气冷堆是一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆。（特点）：1. 核电站选址灵活且热效率高。2. 高转化比（转化比可达0.85 左右）3. 安全性高（预应力混凝土压力壳）4. 对环境污染小5. 有综合利用的广阔前景6. 可实现不停堆换料18.快中子反应堆（平均能量为0.1MeV以上的快中子）分为燃料区和增殖再生区两部分。快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同。19.两种堆型：回路式钠冷块堆电站（维修方便，但系统复杂，容易出事故。）池式钠冷块堆电站：池式结构复杂、不便检修，用钠多。20.快中子反应堆的特点：1. 可充分利用核燃料2.可实现核燃料的增殖3. 低压堆芯下的高热效率4. 存在问题（在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与水（或蒸汽）相遇就会产生剧烈的化学反应，并可能引起爆炸；钠与空气接触就会燃烧；钠中含氧量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的腐蚀；堆内的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔会引入正的反应性，其结果会使反应堆的功率激增，容易导致反应堆堆芯熔化事故的发生；快堆为提高热利用率和适应功率密度的提高，燃料元件包壳的最高温度可达650，远远超过压水堆燃料元件约350的最高包壳温度。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。）核反应堆本体结构：。核岛中的四大部件是堆芯、蒸汽发生器（简称蒸发器）、稳压器和主泵。21.一回路系统及主要设备：包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界，称为一回路压力边界。该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全屏障。压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在安全壳内，称之为核岛。22. 回路辅助系统及其功能：(1) 保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有：化学和容积控制系统，主循环泵轴密水系统。(2) 为核电站一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：设备冷却水系统，停堆冷却系统。(3) 在发生重大失水事故时保证核电站反应堆及主厂房安全的系统有：安全注射系统，全壳喷淋系统。23. 反应性及反应性的控制: 反应堆中K有效总是会由于这种或那种因素而使之偏离1。K过剩= K有效-1。K过剩称之为过剩增殖系数，它代表堆内有效增殖系数超过临界的余额，作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。24. 影响反应性变化的因素：1、燃料和重同位素成分的变化，2、氙毒、碘坑与结渣3、温度效应4、其他效应25.反应性的控制方法：(1)紧急停堆控制(2)功率控制(3)补偿控制26控制棒（棒多数由银-铟-镉合金制成。此外，控制棒材料还必须:具备耐辐射、抗腐蚀和易于机械加工等方面的良好性能）27：可燃毒物（优点:延长堆芯的寿期、减少可移动控制棒的数目、简化堆顶结构，若布置得当，还能改善堆芯的功率分布等。可燃毒物材料通常选用钆(Gd)或硼(B)，将其制成小片弥散在燃料中，在压水堆中，堆芯初始装载时用硼硅酸盐玻璃管作为可燃毒物棒装入堆芯。）28可溶毒物：优点：分布均匀和易于调节，补偿反应性大，减少控制棒数量，简化堆芯设计。缺点：反应性的引人速率相当小。因此，化学补偿控制只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓慢的反应性变化.28. 反应堆内功率展平的方法: （1）原料元件的分区布置（2）合理设计和布置控制棒（3）堆芯可燃毒物的合理布置（4）采用化学补偿液（5）堆芯周围设置反射层29. 瞬发中子的时间特性：是在裂变后约10-14s内放出的，称为瞬发中子（占99.35%）30.缓发中子的时间特性: 缓发中子的平均寿期最长的是80.6s。因为缓发中子的存在使得中子平均寿命增加了，考虑缓发中子的影响后，中子的平均寿命为0.085s，比瞬发中子的平均寿命0.0001s，长约为850倍.31. 压水堆主要控制系统有：反应性控制和功率分布控制；功率调节系统；一回路系统压力控制；稳压器水位控制；蒸汽发生器水位控制；蒸汽排放控制。32.堆保护系统的工作原理（保护系统的功能）: 保护系统用来探测核反应堆工况偏离正常运行状态，一旦超过安全限值，发出保护动作。33.保护系统的安全准则（1）单一故障准则（2）通道和系统的独立性（3）故障安全准则（4）符合（5）多样性34.核动力厂设计的基本安全要求（技术安全目标）：采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。35. 纵深防御概念 贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。（1） 第一层次防：防止偏离正常运行及防止系统失效（2） 第二层次：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。36. 核动力厂设计必须尽实际可能地防止：（1）出现影响实体屏障完整性的情况；（2）屏障在需要它发挥作用时失效；（3）一道屏障因另一道屏障的失效而失效。37.划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，同时考虑如下因素：（1）该物项要执行的安全功能；（2）未能执行其功能的后果；（3）需要该物项执行某一安全功能的可能性；（4）假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或持续运行时间。38. 国际核事件分级1 级异常，核电厂运行偏离规定的功能范围。2 级事件，核电厂运行中发生具有潜在安全后果的事件。3 级严重事件，核电厂的纵深防御措施受到损害。厂内严重污染，工作人员受到过度的辐照。向厂外环境释放极少量放射性物质，公众受到的照射远低于规定限值。4 级主要在核设施内的事故，核电厂反应堆堆芯部分损坏，对工作人员具有严重的健康损害，厂外环境释放少量放射性物质，公众受到规定限值量级的照射。5 级具有厂外风险的事故，核电厂反应堆堆芯严重损坏。向厂外环境有限度地释放放射性要部分地实施当地应急计划。6 级严重事故，核电厂向厂外明显地释放放射性物质，需要全面地实施当地应急计划。7 级极严重事故，核电厂向厂外大量释放