反應堆安全分析整理資料

1、核反應堆安全分析英文縮寫ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先進沸水堆APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先進壓水堆AP Advanced Passive Plant 先進非能動廠ADS Accelerator driven system 加速器驅動機構AFP Auxiliary Feed-water Pump 輔助給水泵ASME American Society of Mechanical Engineers 美國機械工程師協(xié)會ASCOT assessment of safety culture organiza

2、tional teams 安全文化組織機構評價ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的預期瞬態(tài)ANSI American National Standards Institute 美國標準協(xié)會ALARA as low as reasonably achievable 合理可行盡量低原則BWR boiling water reactor 沸水堆BDBA Beyond Design Basic Accident 超設計基準事故BOL Beginning Of Life 壽期初CEFR China Experimental Fast Reacto

3、r 中國實驗快堆CSS Containment Spray System 安全殼噴淋系統(tǒng)CVCS Chemical and Volume Control System 化學容積控制系統(tǒng)CNNC china national nuclear corporation 中國核工業(yè)集團CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驅動機構CHF Critical Heat Flux 臨界熱流密度CIAE China institute of atomic energy 中國原子能科學研究院DBA  design basic&#

4、160;accident  設計基準事故DOE department of energy  美國能源部DCH  direct containment heating  直接安全殼加熱 DNB departure from nucleate boiling 偏離泡核沸騰DNBR departure from nucleate boiling ratio  偏離泡核沸騰比ESD  emergency shutdown device

5、  緊急停堆儀器E S S  emergency shutdown system  緊急停堆系統(tǒng)E C C S emergency core coolant system  應急堆芯冷卻系統(tǒng)EPR  European pressurized reactor  歐洲壓水堆E F S   emergency feed-water system  應急給水系統(tǒng)E F W  emergency feed 

6、water 緊急供水E S F  emergency safety features 專設安全設施EPRI  the electric power research institute  美國電力研究會EOL  end of life  壽期末EFPD  effective full power days  有效滿功率天數(shù)FP full power 滿功率 fission product 裂變產物FRC fuel r

7、od cladding 燃料包殼GFR   gas-cooled fast reactor  氣冷快堆HPIS  high pressure injection system  高壓安注系統(tǒng)HTGR  high-temperature gas-cooled reactor  高溫氣冷堆IFR  integral fast reactor 整體快堆IAEA international atomic energy agency 國際原子能機

8、構ICRP international commission on radiological protection 國際輻射防護委員會INSAG  International nuclear safety advisory group 國際核安全咨詢組LPIS  low pressure injection system 低壓安注系統(tǒng)L O C A  loss of coolant accident  失水事故L OFA loss of flow

9、 accident  失流事故L O F W  loss of feed water 主給水喪失LOOP  loss of off-site power  失去廠外電源MSIV  main  steam  isolation  value 主蒸汽管道隔離閥MSLB  main  steam line break 主蒸汽管道破裂NRC  nuclear regulatory co

10、mmission  美國核管會NSC nuclear safety culture 核安全文化NEA nuclear energy agency 核能局原子委員會PWR pressurized water reactor 壓水堆P S A  probabilistic safety assessment  概率安全評價RCS  reactor coolant system  反應堆冷卻系統(tǒng)RCP  reactor coolant pump 反應堆冷卻劑泵ROH  r

11、eactor outlet header  反應堆出口集管RIH  reactor inlet header 反應堆入口集管RHR  residual heat removal 余熱排出R S S   reactor safety study 反應堆安全研究RSC radiation safety committee 輻射安全委員會RIA  reactivity  insertion  accident 反應堆引入事故SBLOCA  

12、small break loss of coolant accident  小破口失水事故SARP severe accident research program  嚴重事故研究項目S F R   sodium-cooled fast reactor 鈉冷快堆SIR  safe integral reactor  固有安全堆S C W R super-critical-water reactor  超臨界

13、水冷堆SG steam generator 蒸汽發(fā)生器SGTR steam generator tube rupture  蒸汽發(fā)生器傳熱管道破裂S G C C state grid corporation of china  國家電網公司VHTR  very-high-temperature reactor  超高溫氣冷堆名詞解釋1. 冗余度：核電廠安全功能的系統(tǒng)采用多個同樣類型的系統(tǒng)連接起來，用以防止在某一個系統(tǒng)失效后余下的系統(tǒng)能夠保證其安全功能。2. 多樣性：

14、應用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。3. 獨立性：為了提高系統(tǒng)的可靠性，防止發(fā)生因故障或共模故障，系統(tǒng)設計中應通過功能隔離或實體分隔，實現(xiàn)系統(tǒng)布置和設計的獨立性。4. 故障安全：即核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)。5. 單一故障：導致某一部件不能執(zhí)行其預定安全功能的隨機故障，包括由該故障引起的所有繼發(fā)反應。6. 單一故障準則：滿足單一故障準則的設備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時，仍能保持所賦予的功能。7. 核安全文化：核安全文化是存在于單位和個人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀

15、念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應有的重視。8. 始發(fā)事件：能導致放射性核素向環(huán)境釋放的所有起因事件，都可作為核電廠概率安全評價的始 發(fā)事件。9. 初因事件：造成核電廠擾動并且有可能導致堆芯損害的事件。10. 固有安全性：當反應堆出現(xiàn)異常工況時，不依靠認為操作或外部設備的強制性干預，只是由堆的自然的安全性和非能動的安全性，控制反應性或移出堆芯熱量，使反應堆趨于正常運行和安全停閉。11. 停堆余量(深度)：全部毒物投入堆芯時，反應堆芯達到的負反應性。12. 熱流量：單位時間傳遞的熱量。13. 熱通量（熱流密度）q：單位時間通過單位面積傳遞的熱量。14. 傳熱系數(shù)K：單位時間、單位面積

16、、溫差為1時傳遞的熱量，即單位傳熱量。15. 對流換熱系數(shù)h：當流體與壁面溫度相差1度時，每單位壁面面積上單位時間所傳遞的熱量。16. 熱阻：阻礙熱量傳遞的阻力。17. 等溫面：溫度場中，同一時刻溫度相同的點所構成的面。18. 等溫線：一平面與等溫面的交線。19. 大容積沸騰：由浸沒在具有自由表面原來靜止的大容積液體內的受熱面所產生的沸騰。20. 飽和沸騰：液體主體溫度達到飽和溫度，壁面溫度高于飽和溫度所發(fā)生的沸騰。21. 熱管：在堆芯中集中了所有關于核的和合理的不利工程因素的最大積分功率輸出，最小冷卻流量和最大冷卻劑焓升的冷卻劑通道。22. 熱管因子：熱管因子是用各有關的熱工或物理參數(shù)的最大

17、值與平均值的比值來表示的。23. 熱點：在堆芯中集中了所有關于核的和合理的不利工程因素，在堆熱工設計準則中定義為限制條件的點，在堆芯內最危險的燃料元件上的點。24. 偏離泡核沸騰：在泡核沸騰向膜態(tài)沸騰轉變過程中，由于加熱表面和冷卻液體之間形成的氣膜減少了從表面到液體的傳熱，致使在熱流密度、溫差曲線上出現(xiàn)了一個極值的沸騰。25. 子通道模型：認為相鄰通道是相互關聯(lián)的，沿著這個堆芯高度，相鄰通道的冷卻劑間發(fā)生著質量、動量和熱量的交換。26. 單通道模型：把所要計算的熱管看作是孤立的，它在整個堆芯高度上于相鄰通道之間沒有冷卻劑的動量、質量和熱量的交換。27. 比放射性活度A/m：單位質量放射源的放射

18、性活度Bq/kg。28. 核燃料線功率密度：單位長度的核燃料在單位時間內產生的熱量，單位kw/m。29. 熱井：吸收熱量的物體。30. 核應急：需要立即采取某些超出正常工作程序的行動以避免核事故發(fā)生或減輕核事故后果的狀態(tài)，又稱“核緊急狀態(tài)”。31. 應急計劃：又稱應急響應計劃，規(guī)定了核設施運營單位、地方政府等向國家和公眾所承擔的應急響應的任務。32. 反應堆有效增值系數(shù)：描述反應堆中子產生和消失的一個物理量，符號為keff，keff=中子的產生率/中子的消失率。33. 反應性：描述反應堆運行偏離臨界狀態(tài)的一個物理量，用符號p表示，p=（keff-1）/keff，單位為pcm。34. 反應性溫度

19、系數(shù)：反應堆內溫度變化1K時所引起的反應性變化量，單位pcm/K。35. 慢化劑：在反應堆內通過碰撞對中子進行減速的介質。36. 黑棒：全部吸收打到其表面的中子的控制棒。37. 灰棒：部分吸收打到其表面的中子的控制棒。38. 核設施的設計基準事故：要求安全設施達到最極端設計參量的事故。簡答題1. 核電站安全的特殊性（1） 核裂變釋熱功能率的半無限功率陡升的可能（2） 強放射性輻射損傷（3） 高溫高壓水融化和噴放（4） 剩余反應性潛在的能量來源（5） 衰變熱停堆后繼續(xù)過熱的可能2. 核安全法規(guī)的各系統(tǒng)編排情況 答：HAF 0XX/YY/ZZ 通用系列 HAF 1XX/YY/ZZ 核動力廠系列 H

20、AF 2XX/YY/ZZ 研究堆系列 HAF 3XX/YY/ZZ 核燃料循環(huán)設施系列 HAF 4XX/YY/ZZ 放射性廢物管理系列 HAF 5XX/YY/ZZ 核材料管制系列 HAF 6XX/YY/ZZ 民用核承壓設備監(jiān)督管理系列 HAF 7XX/YY/ZZ 放射性物質運輸管理系列3. 核安全管理的主要三種方式 （1）核安全許可證制度 （2）核安全審批 （3）核安全監(jiān)督4. 核電廠的基本安全功能（1）反應性控制（2）余熱排除（3）放射性包容5. 核安全輻射防護目標和技術安全目標 （1）輻射防護目標：確保在正常運行時核電廠及核電廠釋放出的放射性物質引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且

21、低于規(guī)定的限制，還確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。 （2）技術安全目標：有很大把握預防核電廠事故的發(fā)生，對于核電廠設計中考慮的所有事故，甚至對于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果是小的；確保那些會帶來嚴重放射性后果的嚴重事故發(fā)生的概率非常低。 （3）核安全總目標：在核電廠里建立并維持一套有效的防護措施，以保證工作人員、社會及環(huán)境免遭放射性危害。6. 牛頓冷卻定律 7. 反應性控制的三種類型 （1）緊急停堆控制（2）功率控制（3）補償控制8. 反應性控制的四種方法（1）中子體吸收體移動（2）慢化劑液體控制（3）燃料控制法（4）反射層控制9. 事故工況下參與核電廠第三道放射性屏障功能

22、的系統(tǒng)（1） 安全殼自動隔離（2） 安全殼噴淋系統(tǒng)（3） 氫氣復合裝置（4） 砂堆過濾器（5） 碘過濾器及核島排氣及流水系統(tǒng)10. 反應堆的基本安全功能（1）有效地控制反應性（2）確保堆芯冷卻（3）包容放射性產物11. 專設安全設施的功能（1） 發(fā)生失水事故時，向堆芯注入含硼水（2） 阻止放射性物質向大氣釋放（3） 阻止氫氣在安全殼中濃集（4） 向蒸汽發(fā)生器應急供水12. 專設安全設施的設計原則（1） 設備高度可靠（2）系統(tǒng)要有多重性（3）系統(tǒng)必須各自獨立（4）系統(tǒng)應能定期檢查（5）系統(tǒng)必須備有可靠電源（6）系統(tǒng)必須具有充足的水源13. 核電廠第I類和第II類工況的驗收準則（1） 燃料芯塊的最

23、高溫度不超過2260（2） 燃料線功率密度不超過59.0kw/m，F(xiàn)q3.3（3） 最小偏離泡核沸騰比DNBR1.3（4） 燃料元件包殼外壁溫度不超過42514. 核電廠第IV類工況的驗收準則（1） 包殼最高溫度不得超過1204（2） 包殼的局部最大氧化量不超過反應前包殼總厚度的17%（3） 包殼氧化產氫量不得超過假設所有鎬均與水反應所釋氫總量的1%（4） 堆芯必須保持可冷卻的幾何形狀（5） 必須能保證事故后排出衰變熱的長期冷卻能力15. 輕水堆中子通量檢測的三個量程（1）源量程（2）中間量程（3）功率量程16. 核電廠八大設計基準事故DBA（1） 反應性引入事故（2） 失流事故（3） 熱阱喪

24、失事故（4） 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（5） 蒸汽管道破裂事故（6） 給水管道破裂事故（7） 冷卻劑喪失事故（8） 未能緊急停堆的預期瞬態(tài)17. 大破口失水事故的四個過程（1）噴放階段（2）再灌水階段（3）再淹沒階段（4）長期堆芯冷卻階段18. ANSI對核電廠事故的四大分類（1） 工況I：正常運行和運行瞬變（2） 工況II：中等頻率事件，或稱預期運行事件（3） 工況III：稀有事故（4） 工況IV：極限事故19. ANSI對核電廠事故的分類中的六大稀有事故（1） 一回路系統(tǒng)管道小破裂（2） 二回路系統(tǒng)蒸汽管道小破裂（3） 燃料組件誤裝載（4） 滿功率運行時，抽出一組控制棒組件（5） 全廠斷電

25、（6） 放射性廢氣、廢液的事故釋放20. ANSI對核電廠事故的分類中的六大極限事故（1） 一回路系統(tǒng)主管道大破裂（2） 二回路系統(tǒng)蒸汽管道大破裂（3） 蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂（4） 一臺冷卻劑泵轉子卡死（5） 燃料操作事故（6） 彈棒事故21. 高壓熔堆的后果裂變碎片自壓力容器噴出（高溫熔噴），安全殼內快速積聚大量熱量，溫度和壓力迅速提高，可能引發(fā)安全殼早期超壓失效。22. 低壓熔堆的后果（1） 熔融物與水接觸可能出現(xiàn)蒸汽爆炸；（2） 熔融物或碎片落到混凝土上并與之產生化學反應，混凝土熔化分解，產生;（3） 安全殼被熔穿后，熔融物會繼續(xù)穿透幾米的地下土層，最后與環(huán)境達到熱平衡。23. 安全殼失

26、效模式的分類（1） 蒸汽爆炸（2）安全殼隔離故障（3）由于蒸汽燃燒產生的超壓（4）由于蒸汽和不凝氣體產生的超壓損壞（5）地基熔穿（6）安全殼旁通24. 核電廠事故管理的基本任務（1） 預防堆芯損壞（2） 中止已經開始的堆芯損壞過程，將燃料滯留于主系統(tǒng)壓力邊界以內（3） 在一回路壓力邊界完整性不能確保時，盡可能長時間地維持安全殼的完整性（4） 萬一安全殼的完整性不能確保了，盡量減少放射性物質向廠外釋放25. 國家核事故應急的任務（1） 應急準備（2） 應急對策和應急防護措施（3） 應急狀態(tài)的終止和恢復措施（4） 資金和物質的保障26. 核電廠和地方政府的應急計劃內容（1）定義（2）區(qū)域和應用（3

27、）核電廠概況（4）應急計劃區(qū)（5）應急狀態(tài)分級（6）組織（7）通知和通信（8）設施和設備（9）評價活動（10）主要防護措施（11）公眾教育和公眾信息發(fā)布（12）培訓和演練（13）應急終止和恢復活動（14）附件：應急計劃執(zhí)行各種合同書或協(xié)議書27. 我國核電廠應急狀態(tài)的4個等級（1）應急待命（2）廠房應急（3）廠區(qū)應急（4）場外應急28. 核事故應急輻射防護監(jiān)測內容、方式監(jiān)測內容：煙羽特性、地面輻射水平、空氣中放射性氣體和微塵的濃度。監(jiān)測方式：固定監(jiān)測網、空中監(jiān)測、車載監(jiān)測、船載監(jiān)測、實驗室分析。29. 核電廠場外應急的主要措施（1）隱蔽（2）服用穩(wěn)定碘（3）控制通道（4）控制食物水源（5）撤離

28、遷移（6人員去污（7）區(qū)域去污（8）醫(yī)學處理（9）發(fā)布公眾信息30. 三厘島核事故的經驗教訓（1） 更深入地拓寬事故處理規(guī)程的內涵以增加其應用范圍和有效性（2） 在模擬機上對操作人員進行規(guī)定的再培訓，使他們不僅熟悉正常操作運行工況，也能應付各種不同的事故工況（3） 改善主控室人機接口（4） 將必要的信息集中在安全監(jiān)督盤系統(tǒng)，操作員、安全工程師、應急支持中心各擁有一個終端（5） 在主控室增加必要的參數(shù)監(jiān)督和欠熱度測量儀（6） 更換穩(wěn)壓器的安全閥，使其在水-汽并存的工作環(huán)境下仍能回座31. RBMK反應堆的設計缺陷（1） 對于一個充分慢化的石墨堆，它可能具有正的反應性系數(shù)，不允許以20%以下的功率

29、運行，正反應性效應就不能被多普勒系數(shù)的負反應性效應來抵償（2） 由于反應堆體積巨大（高7米，直徑12米），氙-135引起的不穩(wěn)定因素使得該堆的控制變得復雜（3） 很低的控制棒插入速度（0.4m/s）使得緊急停堆系統(tǒng)難以跟蹤快速瞬變，為此，運行規(guī)則要求堆內始終有一定數(shù)量（30根）的控制棒插入到一定深度，堆內低于15根控制棒時必須立刻停堆（4） 該核電站沒有安全殼32. 切爾諾貝利核事故經驗教訓（1） 設計缺陷，RBMK型反應堆缺乏固有安全性，控制棒和安全棒存在設計錯誤，在低功率不穩(wěn)定的工況下，流量的變化誘發(fā)了這次反應性暴漲事故（2） 沒有一個整體有效的安全殼來包容核島部分（3） 安全分析使用了沒

30、有經過驗證的計算機程序（4） 缺乏安全文化（5） 安全監(jiān)督不力（6） 對嚴重事故的預防和緩解沒有重視33. 切爾諾貝利核事故操作員的主要違章操作（1） 減少了規(guī)定的后備反應性，即把反應堆活性區(qū)中吸收劑和控制棒數(shù)量降到了允許值以下（2） 突然降低反應堆功率，然后使反應堆運行在低于試驗計劃中所規(guī)定的熱功率水平（3） 把全部8臺循環(huán)泵與反應堆連接，超過了操作規(guī)程所規(guī)定的單線程流量。（4） 切除了兩臺汽輪發(fā)電機蒸汽信號的反應堆保護裝置（5） 切除了在氣鼓汽水分離器中的水位和蒸汽壓力的反應堆保護系統(tǒng)（6） 切除了產生最大設計事故時規(guī)定要求用的應急堆芯冷卻系統(tǒng)34. 核應急管理工作方針（1）常備不懈（2）

31、積極兼容（3）統(tǒng)一指揮（4）大力協(xié)同（5）保護公眾（6）保護環(huán)境35. 核安全文化發(fā)展的三個階段（1） 初級階段：被動接受 （2）中級階段：單位自身要求達到（3） 高級階段：人人主動加以完善36. 日本福島核電站設計缺陷表現(xiàn)在哪幾個方面（1）4套應急堆芯冷卻系統(tǒng)全部失靈（2） 安全殼設計中未考慮氫氧復合系統(tǒng)（3） 安全殼設計理念存在缺陷（4） 早期沸水堆設計中未考慮堆芯熔融物穿透壓力容器的嚴重后果（5） 反應堆廠房設計抵御海嘯高度為6.5米，低于極端條件下海嘯的高度37. 日本福島核電站的干井主要包括哪些系統(tǒng)和設備 干井主要包括反應堆壓力容器、控制棒驅動機構、外部循環(huán)泵、連接管道和閥門。補充1

32、. 日本福島核電廠 沸水堆 一個回路 氫氣爆炸 沸水堆安全殼包括：（1）干井（2）濕井2. 切爾諾貝利核電廠 石墨水冷堆 水蒸氣爆炸3. 乏燃料運輸容器的測試實驗：（1）9米墜落實驗（2）1米貫穿實驗（3）300高溫實驗（4）200米水深壓力試驗 （查資料驗證數(shù)據(jù)）4.08s 現(xiàn)象：穩(wěn)壓器壓力維持在15.4MPa。 原因：0s失控提棒，反應堆功率升高，產生的熱量增加，由于熱滯效應，熱量從燃料棒傳熱到包殼，再傳到冷卻劑，導致冷卻劑溫度上升、壓力上升的時間有8s的延遲。818s 現(xiàn)象：穩(wěn)壓器壓力從15.4MPa較快上升至15.9MPa。 原因：8s以后失控提棒產生的熱量已經傳至冷卻劑，冷卻劑溫度升

33、高，壓力升高。1829s 現(xiàn)象:穩(wěn)壓器壓力從15.9MPa緩慢上升至16.8MPa。 原因：18s以后，由于壓力達到15.9MPa之后，啟動了穩(wěn)壓器噴淋系統(tǒng)，穩(wěn)壓器噴淋引起的RCS壓力下降速率小于失控提棒引起的RCS壓力上升速率，總體上仍表現(xiàn)為RCS壓力上升，但速率變緩慢，2943s 現(xiàn)象：穩(wěn)壓器壓力保持在16.8MPa不變。 原因：當壓力達到16.8MPa時，為了保持一回路的壓力邊界的完整性，穩(wěn)壓器安全閥開啟，泄壓。4347s 現(xiàn)象：穩(wěn)壓器壓力從16.8MPa下降到14.6MPa。 原因：壓力達到16.8MPa之后，觸發(fā)緊急停堆系統(tǒng)，向堆芯引入較大的負反應性，反應堆功率下降，產生的熱量減少，穩(wěn)壓器壓力減小。5. 核沸四階段：（1）自然對流（2）核態(tài)沸騰（3）過渡沸騰（4）穩(wěn)定膜態(tài)沸騰 NC natural convection 自然對流 NB nucleate boiling 核態(tài)沸騰 TB trans