核安全专业实务知识要点

核安全专业实务第一章核反应堆工程1、反应堆内的主要核反应有3种：散射反应、俘获反应、裂变反应。散射反应有弹性散射和非弹性散射。俘获反应亦称为（n，Y）反应：中子被原子核吸收后，形成一种新核素，并放曲射线；反应堆内重要的俘获反应为238U+n=239U+Y239U经过^衰变成239Pu。裂变反应是堆内最重要的核反应，235U裂变时产生两个中等质量的核，叫做裂变碎片，同时发出平均2.5个中子，还释放出约200MeV的能量。2、微观截面的单位为靶，1靶=10-24cm2；宏观截面的单位为1/cm；中子注量率是单位体积中所有中子在单位时间内飞行的总路程；反应截面0随入射中子能量E变化的特征有三个区域，低能区（1/V区力IE，中能区（1eV<E<104eV）称为共振峰，高能区（E>104eV）称为快中子区（通常小于10靶）；在20°C时热中子的最可小速度是2200m/s，能量为0.0253eV；2MeV的中子慢化到1eV，与水中氢原子核平均碰撞18次，慢氏时间约为6X10-6S；热中子扩散时间10-4X10-2S。3、有效增殖系数K有效=（系统内中子的产生率）/（系统内中子的消失率），K有效=1称为临界状态，K有效<1称为次临界状态，K有效>1称为超临界状态；K有效与堆芯系统的材料成分和结构有关，也与堆的尺寸和形状有关。产生1MWd的能量实际消耗铀-235为1.23g；天然铀中仅含有约0.7%有铀-235，对轻水堆（CRO0.6）最多只能利用0.7%X2.5=1.75%的铀资源。4、控制棒分为停堆棒、调节棒和补偿棒，压水堆多数由银一铟一镉合金制成；中子注量率分布的展平方法有3种，堆芯径向分区装载、合理布置控制棒、引入合理分布的可然毒物。5、目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）等五种堆型。6、压水堆核电站主要由核岛和常规岛组成，核岛中的中大部件是堆芯、蒸气发生器、稳压器和主泵。压水堆冷却剂入口水温一般在290C，出口水温330C，堆内压力15.5Mpa；一座100万kW电功率的压水堆，堆芯冷却剂流量约6万t/h。一般是将燃料元件排列成17X17的组件。压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压及相关管路的整个冷却系统，有其特定的压力边界，称为一回路压力边界。压水堆三道安全屏障：第一道屏障为燃料芯块和包壳，第二道屏障为压力边界，第三道屏障为安全壳。二回路的水是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机、冷凝器和预热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。7、反应堆在运行过程中反应变化的原因有4种：①燃料和重同位素成份的变化②裂变产物的产生与积累，造成“中毒”和“结渣”效应③温度效应④其它效应：如空洞效应，气泡效应等。“氙毒”：135Xe的热中子吸收截面为2.7X106靶，吸收中子最多，影响堆的运行状态，称为氙毒。“碘坑”：氙毒造成反应性下降至谷值又回升的现象，因为是135I的衰变引起K有效减少而称为碘坑。多卜勒效应：由于燃料的温度升高会使燃料的中子共振吸收增加，这个效应'称为多卜勒效应。8、裂变能的绝大部分（工程上常取97.4%）在燃料元件内转换为热能。在燃料和冷却剂之间的总热阻应该由4部分组成，即燃料芯块的导热热阻，在燃料和包壳之间的气隙热阻，包壳的导热热阻，对冷却剂的传热热阻；燃料棒内UO2燃料的热阻最大，其次是气隙。9、对于池式沸腾，热流密度升高到一定值以后，在壁面附近产生的大量汽泡来不及扩散到主流中去，从而导致加热壁面被一层汽膜所覆盖，恶化了传热，引起热流密度迅速下降，而壁温迅速上升。此过程中所能达到的最大热流密度，就称为临界热流密度CHF）。在流动沸腾中，也有类似于池式沸腾那样的沸腾传热危机，称为DNB偏离泡核沸腾。10、在裂变后约10-14秒内放出的，称为瞬发中子，在裂变后一直持续几分钟的时间内陆续放出的，称为缓发中子；瞬发中子占全部裂变中子的99.35%，而缓发中子占全部裂变中子的0.65%；缓发中子平均寿期最长的是80.6秒。核燃料的温度系数就是通常所说的多普勒系数，它是一个负值。造成负温度系数的原因是由于铀-238截面的共振吸收峰随温度升高而加宽，这使得铀-238的共振吸收增加，反应性降低。11、保证堆的安全：①增加或减少核燃料；②增加或减少慢化剂；③增加或减少反射层；④增加或减少中子吸收剂：包括控制棒、硼酸溶液和固体可燃毒物。12、压水堆机组主要控制系统有：①反应性控制和功率分布控制；②功率调节系统；③一回路系统压力控制；④稳压器水位控制；⑤蒸汽发生器水位控制；⑥蒸汽排放控制。13、典型的功率调节系统要求在15%到100%的功率范围内稳定工作。在出现<±10%阶跃负荷变化后，使电厂恢复至平衡状态而不导致事故停堆、蒸汽排放或卸压阀动作。额定功率的15%以下，一般采用手动控制。与安全有关的各种控制仪表都是按3取2或4取2原则设计的，保证自动做出正确的响应。14、安全限值：为防止放射性物质的释放超过国家核安全法规中对任何设计基准事故所规定的限额。为了满足这个总要求，保护系统必须及时发出保护动作，以保持防止放射性物质释放的三道安全屏障（燃料包壳、一回路冷却剂压力边界和安全壳）的完整性，并且还必须能减轻这些屏障中的任何一个或更多个破裂所造成的后果。保护系统由两部分组成：核反应堆停堆触发系统、专设安全设施触发系统。15、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）符合逻辑、（5）多样性、（6）试验、监测和校准能力。16、停堆触发系统由7个分系统组成：①启动保护、②核功率保护、③堆芯保护、④冷却剂压力和液位保护、⑤冷却剂低流量保护、⑥蒸汽发生器保护、⑦高能管道破裂保护。专设安全设施驱动系统分为：①应急堆芯冷却触发系统、②安全壳喷淋触发系统、③蒸汽和给水管道隔离触发系统、④安全壳隔离触发系统、⑤辅助给水触发系统、⑥氢气复合触发系统。17、核动力厂总安全目标：建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。由辐射防护目标和技术安全目标支持。基本安全功能：控制反应性、排出热量和包容放射性物质。在对核动力厂进行安全分析时应包括的内容：核动力厂所有计划的正常运行模式、发生预计运行事件时核动力厂的性能、设计基准事故、可能导致严重事故的事件序列。18、安全分级主要基于确定论方法，适当辅以概率论方法和工程判断，同时考虑以下因素：该物项要执行的安全功能、未能执行其功能的后果、需要该物项执行某一安全功能的可能性、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。19、外部自然事件：地震、洪水、狂风、龙卷风、海啸（潮汐波）和极端气象条件。20、核电厂事故分析采用两种方法：概率论安全评价方法与确定论安全评价方法。用概率论方法找出各种事故发生的频率，用确定论方法计算出事故的后果。21、核电厂运行工况的分类：工况1一正常运行；工况11一中等频率事件（预计运行事件）发生频率F>10-2/堆年；工况111一稀有事故，发生频率10-4/堆年VFV10-2/堆年；工况0一极限事故（设计基准事故），发生频率10-6/堆年VFV10-4/堆年。22、事故分析的四项基本假设：假设失去厂外电源、假设最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置、仅考虑安全级设备的缓解事故的作用、需假设极限的单一故障。23、核动力厂防火纵深防御的三个层次：第一个层次是防止发生火灾；第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害；第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重要功能的影响减至最低。封锁法。应考虑火灾和灭火系统的二次效应。24、概率安全分析通常可以在三个级别上进行：1级概率安全分析用以确定严重堆芯损坏的频率；2级概率安全分析用以确定安全壳失效和大规模放射性释放的频率；3级概率安全分析用以评价放射性释放的厂外后果，以及公众的风险。25、概率安全分析在核动力厂的运行过程中也可以提供很好的的帮助：（1）评估核动力厂的技术规格书等；（2）为维修、试验和检查等活动确定合理的次序；（3）评估运行经验；（4）事故管理。26、部件与设备核安全分级的内容：安全级、抗震分级、质量分组、质量保证级。安全级：分安全1级、安全2级、安全3级和安全4级（非安全级）；抗震分类：分抗震I类和抗震II类。抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载，抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载；所有的核安全级部件与设备（核安全1、2、3级）均为抗震I类，即要求部件与设备能够抵御“安全停堆地震（SSE）”的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力。27、核级设备的抗震鉴定方法：①分析法、②试验法、③分析和试验相结合的方法、④利用经验数据鉴定设备。28、设计地震动分为两类：a运行基准地震动水平（代号SL-1,也称OBE）,b安全停堆地震动水平（代号SL-2,也称SSE）,一般取OBE沱1/3SSE。设计地震动参数包括：二个水平方向、一个竖直方向的加速度峰值、设计反应谱和一组加速度时程，通常竖向加速度峰值取为水平值的2/3。安全停堆地震动SSE有取值：分别用地震构造法、最大历史地震法和综合概率法估算，取三者中的最大值为SSE值，且水平加速度峰值不得小于0.15g。29、机械部件与设备的环境鉴定：①机械老化试验，②热老化试验，③辐照老化试验，④抗震试验，⑤失水工况模拟试验30、运行限值和条件这一概念是指：经国家核安全监管部门批准的，为核动力厂的安全运行列举的参数限值、设备的功