核反应堆安全分析-5

第一章核反应堆的安全的基本准则安全的总目标：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，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。

技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；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。

纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护（defense in depth）1：防止偏离正常运行及防止系统失效;2：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;3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。

4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。

多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primary system envelope)，安全壳(containment)安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（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）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。

核反应堆运行安全的管理三要素：管理层，操纵员，机组核安全文化：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。

核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。

核反应堆安全分析Ch1:1.1安全总目标与两个辅助目标1.2安全设计的基本原则1.3核安全文化的定义和含义1.4不要求Ch2：2.1四种安全性因素2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现2.3专设安全设施的功能及设计原则Ch3：不要求Ch4：4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图4.2：看看吧4.3：P66页的图看懂，反馈的作用4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。

（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧4.10：大体看看吧Ch5：5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区Ch7：单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。

先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。

1、安全的总的目标：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。

2、辅助目标：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，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。

技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；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。

3、核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。

核反应堆安全分析论文冷却剂丧失事故详解摘要冷却剂丧失事故是指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露的事故。

对于压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Loss of Coolant Accident），冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。

压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。

根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。

本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。

关键词：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故；PCTRAN；定性分析ABSTRACTLoss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.According to the differences of breach size and physicsphenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on.The article analyses the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN.Keywords:Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis核反应堆安全分析（论文）绪论目录1 绪论 (1)1.1本论文的背景和意义 (1)1.2冷却剂丧失事故概述 (2)1.3设计任务 (2)1.4方案选择 (2)2 PCTRAN 工具介绍 (3)2.1PCTRAN简介 (3)2.2PCTRAN特点 (3)3 方案及总体设计 (5)3.1冷却剂丧失事故的原因以及分类 (5)3.2失水事故的极限——设计基准事故 (5)3.3临界流 (5)3.4大破口失水事故.................................................................... 错误！未定义书签。

核反应堆的社会风险和风险管理核反应堆是一种能源设施，采用核能转变为电能和热能。

虽然核能是一种清洁、高效的能源，但核能的开采和使用却会带来一定的社会风险。

在核反应堆的长期运营过程中，可能会发生各种安全事故，带来不可挽回的破坏和影响。

针对这些风险，需要进行有效的风险管理，保障公众的生命、财产安全。

一、核反应堆的社会风险核反应堆的社会风险主要表现在以下几个方面：1.辐射风险核反应堆运营中可能会生成大量的辐射，如果泄漏或流失到周围环境，会给人体和生态系统带来巨大的危害。

辐射对人体的影响包括急性放射病和慢性辐射影响，后者更难防范和避免。

辐射对环境的影响包括土壤、水源和空气等。

2.事故风险核反应堆最大的风险在于事故，比如切尔诺贝利核电站、福岛核事故等，给周围的人民、经济和环境造成了无法挽回的损失。

核反应堆的意外事故可能会导致放射性物质、热能和力量的释放，破坏设施本身和周围社会系统，引发广泛的社会风险。

3.运输风险核反应堆使用核燃料，这些燃料的运输过程也存在极大的风险。

核燃料不能承受梯度、撞击和热度的变化，如果在运输过程中出现问题，就可能引发安全事故。

此外，核燃料还存在被恐怖分子和不良分子利用的潜在危险，这对社会稳定和国家安全也带来了风险。

二、核反应堆的风险管理为了保障核反应堆的运营安全，需要进行有效的风险管理。

风险管理主要包括以下几个方面：1.核事故应急措施核反应堆事故是预防无效的，因此需要做好各种应急措施。

核事故应急措施包括事故预警、灾难预测、隔离、疏散、救援和抢险等。

应急措施的实行需要针对不同情况的响应预案和指导手册，提高反应速度和效率。

2.安全指标制定安全指标是防范核反应堆安全风险的一种重要措施。

安全指标主要是定义核反应堆运行时的准则和标准，以评估设备的工作状态和安全程度。

如果出现异常行为或异常现象，安全指标提供了相应的应对措施，避免安全事故的发生。

3.技术标准技术标准是制定核反应堆安全政策和措施的重要依据。

核裂变反应堆的工作原理分析核裂变反应堆是一种能够利用核裂变产生能量的重要装置。

本文将对核裂变反应堆的工作原理进行详细分析，探讨其能源产生、控制和安全等方面的关键要点。

一、核裂变反应堆的基本构成核裂变反应堆主要由以下几个部分组成：1. 燃料元件：包含可裂变核素，常见的有铀-235和钚-239等。

2. 燃料棒：将燃料元件密封在金属或陶瓷材料中，以提供足够的保护和导热性能。

3. 导热剂：常用的导热剂有重水、轻水和氦气等，它们负责将燃料的热能传递到工质。

4. 工质：工质负责接收导热剂传递的热能，并将其转化为可用的动力能源，一般为水蒸汽。

5. 反应堆堆芯：燃料棒和导热剂的组合体，是核裂变反应的主要发生地。

二、核裂变反应的发生核裂变反应是指重核的原子核发生裂变，其中释放出大量的能量。

核裂变反应可以通过中子轰击、自发裂变或人工催化等方式进行。

主要核裂变反应方程式如下：$$\mathrm{n} + \mathrm{U}^{235} \rightarrow \mathrm{Kr}^{92} +\mathrm{Ba}^{141} + \mathrm{n} + \text{能量}$$核裂变反应的关键是通过中子轰击将铀-235等可裂变核素撞击成中子，从而引发连锁反应。

三、核裂变反应堆的工作原理核裂变反应堆的工作原理可分为起动阶段和连续运行阶段。

1. 起动阶段在核裂变反应堆启动时，需要引入足够的中子以促使裂变反应的开始。

通常使用启动中子源（如铍-9和钚-239）来产生足够数量的中子。

启动中子源的加入使得少数可裂变核素发生裂变，产生的中子持续引发其他核素的裂变，从而形成连锁反应。

2. 连续运行阶段一旦核裂变反应堆启动，连锁反应就会持续进行。

核裂变反应产生的中子将撞击周围的燃料元件，使其发生裂变，并继续释放更多的中子。

这些中子进一步撞击其他燃料元件，形成裂变链式反应。

在连锁反应中，中子的数量必须保持在一个恒定水平，以维持持续的裂变反应。