核反应堆安全分析复习提要

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。

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时间不多，快快快
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反应性控制方式：改变堆内种子吸收；改变中子慢化性能；改变燃料的含量；改变中子泄漏 目前反应堆采用的反应性控制方式：控制棒控制；固体可燃毒物控制；化学补偿控制。 控制棒控制反应性的快速变化：燃料的多普勒效应；慢化剂的温度效应和空泡效应；变工况时，瞬态 氙效应；硼冲稀效应；热态停堆深度。 控制棒材料要求：具有很大的中子吸收截面；要求控制棒材料有较长的寿命；要求控制棒材料具有抗 辐照、抗腐蚀和良好的机械性能，价格便宜。 控制棒积分价值：当控制棒从一初始参考位置插入到某一高度时，所引入的反应性。控制棒在堆芯不 同高度处移动单位距离所引起的反应性变化。 控制棒之间的干涉效应：当一根控制棒插入堆芯后将引起堆芯中中子通量密度分布的畸变，势必会影 响其它控制棒的价值。这种现象称之为控制棒间的相互干涉效应。 可燃毒物材料的要求：具有比较大的吸收截面；要求由于消耗了可燃毒物而释放出开的反应性基本上 要与堆芯中由于燃料燃耗所减少的剩余反应性相等；在吸收中子后，它的产物的吸收截面要尽可能地 小；在维芯寿期末，可燃毒物的残余量应尽可能少；要求可燃毒物及其结构材料应具有良好的机械性 能。 非均匀布置： 非均匀布置的主要特点是在可燃毒物中形成了强的自屏效应，使可燃毒物的有效吸收截 面减小。 化学补偿控制：在一回路冷却剂中加入可溶性化学毒物，以代替补偿滓的作用，因此称为化学补偿控 制。 对化学毒物的要求：能溶解于冷却刑中，化学性质和物理性质稳定；具有较大的吸收截面；对堆芯结
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一．名词解释
中子核反应类型：势散射、直接相互作用、复合核的形成 微观截面：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。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率。 中子通量：表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增 加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 截面随中子能量的变化规律：1） 低能区（E<1eV） ，吸收截面随中子能量减小而增大，大致与中子 的速度成反比，亦称吸收截面的 1/v 区。 2） 中能区（1eV<E<10keV）,在此能区许多重元素核的截 面出现了许多峰值，这些峰一般称为共振峰。 3） 快中子区（E>10keV）,截面一般都很小，通常小 于 10 靶，而且截面随能量变化也趋于平滑。 中子循环：快中子倍增系数ε：由一个初始裂变中子所得到的，慢化到 U-238 裂变阈能以下的平均中 子数。 逃脱共振几率 P：慢化过程中逃脱共振吸收的中子所占的份额。热中子利用系数 f:(燃料吸收 的热中子数)/（被吸收的全部热中子数，包括被燃料，慢化剂，冷却剂，结构材料等所有物质吸收的 热衷子数） 。 有效裂变中子数η：燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。快中子不泄漏几 率 Vs：快中子没有泄漏出堆芯的几率。 热中子不泄漏几率 Vd：热中子在扩散过程中没有泄漏出堆 芯的几率。 四因子公式：＝εPfη 六因子公式：K＝εPfηVsVd

复习提纲一、填空：123、我国国家核安全局于每运行堆年低于每运行堆年低于4、列举安全设计的基本原则：单一故障准则、多样性、独立性、故障安全原则、定期试验、维护、检查的措施、固有安全性。

5、固有安全性是指：反应堆利用其自身的自然安全性和非能动的安全性来控制反应即：直接喷淋和再循环喷淋，其分别从换料水是指反应堆倍增因子或反应性变化时，14二、名词解释（共6题，每题3分，共18分）1、设计基准事故答：核电站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。

2、严重事故答：严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。

3、三大安全功能答：有效控制反应性control、堆芯有效冷却cool、包容放射性物质contain。

4、堆芯时间常数答：表征堆内燃料组件向冷却剂传热快慢的一种度量。

5、主回路时间常数答：表征热量从主回路传递到二回路所需时间的一种度量。

6、30分钟不干预原则答：即在事故发生最初30分钟内，操纵员不干预电厂的运行。

这主要是针对核电厂的设计而言，实际运行过程中，鼓励操纵员采取积极的干预措施。

7、汽腔小破口事故答：就是指发生在稳压器汽空间的小破口事故，如卸压阀、安全阀突然故障打开并保持在打开的位置。

8、堆芯重新定位机理答：燃料棒的液化和再固化；先前固化的燃料芯基体硬壳上及上部堆芯的坍塌形成碎片床；堆芯熔化物跌入下腔室。

1、我国对核电站规定了哪三个安全目标？具体内容是什么？答：P2一个总目标两个辅助目标。

总目标：有效的防护措施、放射性危害辐射防护目标：正常运行时；事故工况下技术安全目标：预防事故的发生；DBA确保其放射性后果小；BDBA发生频率非常低。

2、维持一回路自然循环对压水堆核电站的运行有什么作用？建立自然循环流动必须具备的条件是什么？答：当电站发生失流事故时，失去强迫循环，这时维持自然循环对堆芯的衰变热导出具有重要意义。

2019年3月23日11时13分
稀有事故
一回路系统管道小破裂（SBLOCA）； 二回路系统蒸汽管道小破裂； 燃料组件误装载；
满功率运行时抽出一组控制棒组件；
全厂断电SBO(反应堆失去全部强迫流量)；
放射性废气、废液的事故释放；
蒸汽发生器单根传热管断裂事故。
2019年3月23日11时13分
核反应堆安全分析
安全概念
事故分类 部分事故分析
2019年3月23日11时13分
2
No.3
安全概念

人类从事创造物质财富的工业活动或谋求各种利益与方便的同时， 不可避免的会受到来自各种风险的威胁。

核电厂的风险主要来自于事故工况不可控的放射性核素的释放。
核电厂的三个安全目标 总目标：在核电厂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。 辐射防护目标：确保正常运行的核电厂释放的放射性物质辐 照保持合理水平，且事故引起的辐照照射程度得到缓减。 核技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生。
事故工况：比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严 重事故。
事故管理：在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动：
防止事件升级为严重事故(预防)； 减轻严重事故的后果（缓解）； 实现长期稳定的安全状态。
2019年3月23日11时13分
美国标准协会（ANSI）分类法（1970）
2019年3月23日11时13分
No.4
事故分类
我国HAF102的核电厂事故分类
1970年美国标准协会（ANSI）分类
1975年美国核管会（NRC） 《轻水堆核电厂安全分析报告 标准格式和内容》（第二次修订版）规定需分析的47 种典型始发事件