反應(yīng)堆安全分析整理資料

1、核反應(yīng)堆安全分析英文縮寫ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先進(jìn)沸水堆APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先進(jìn)壓水堆AP Advanced Passive Plant 先進(jìn)非能動(dòng)廠ADS Accelerator driven system 加速器驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)AFP Auxiliary Feed-water Pump 輔助給水泵ASME American Society of Mechanical Engineers 美國(guó)機(jī)械工程師協(xié)會(huì)ASCOT assessment of safety culture organiza

2、tional teams 安全文化組織機(jī)構(gòu)評(píng)價(jià)ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的預(yù)期瞬態(tài)ANSI American National Standards Institute 美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)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(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故BOL Beginning Of Life 壽期初CEFR China Experimental Fast Reacto

3、r 中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆CSS Containment Spray System 安全殼噴淋系統(tǒng)CVCS Chemical and Volume Control System 化學(xué)容積控制系統(tǒng)CNNC china national nuclear corporation 中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)CHF Critical Heat Flux 臨界熱流密度CIAE China institute of atomic energy 中國(guó)原子能科學(xué)研究院DBA  design basic&#

4、160;accident  設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故DOE department of energy  美國(guó)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(yīng)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(yīng)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(shè)安全設(shè)施EPRI  the electric power research institute  美國(guó)電力研究會(huì)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(chǎn)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(guó)際原子能機(jī)

8、構(gòu)ICRP international commission on radiological protection 國(guó)際輻射防護(hù)委員會(huì)INSAG  International nuclear safety advisory group 國(guó)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(guó)核管會(huì)NSC nuclear safety culture 核安全文化NEA nuclear energy agency 核能局原子委員會(huì)PWR pressurized water reactor 壓水堆P S A  probabilistic safety assessment  概率安全評(píng)價(jià)RCS  reactor coolant system  反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)RCP  reactor coolant pump 反應(yīng)堆冷卻劑泵ROH  r

11、eactor outlet header  反應(yīng)堆出口集管RIH  reactor inlet header 反應(yīng)堆入口集管RHR  residual heat removal 余熱排出R S S   reactor safety study 反應(yīng)堆安全研究RSC radiation safety committee 輻射安全委員會(huì)RIA  reactivity  insertion  accident 反應(yīng)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(yán)重事故研究項(xiàng)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(guó)家電網(wǎng)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(gè)同樣類型的系統(tǒng)連接起來(lái)，用以防止在某一個(gè)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(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過(guò)多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來(lái)提高系統(tǒng)的可靠性。3. 獨(dú)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(shè)計(jì)中應(yīng)通過(guò)功能隔離或?qū)嶓w分隔，實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計(jì)的獨(dú)立性。4. 故障安全：即核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時(shí)，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動(dòng)作的情況下進(jìn)入安全狀態(tài)。5. 單一故障：導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)定安全功能的隨機(jī)故障，包括由該故障引起的所有繼發(fā)反應(yīng)。6. 單一故障準(zhǔn)則：滿足單一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機(jī)故障時(shí)，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(gè)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(wèn)題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視。8. 始發(fā)事件：能導(dǎo)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(píng)價(jià)的始 發(fā)事件。9. 初因事件：造成核電廠擾動(dòng)并且有可能導(dǎo)致堆芯損害的事件。10. 固有安全性：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時(shí)，不依靠認(rèn)為操作或外部設(shè)備的強(qiáng)制性干預(yù)，只是由堆的自然的安全性和非能動(dòng)的安全性，控制反應(yīng)性或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運(yùn)行和安全停閉。11. 停堆余量(深度)：全部毒物投入堆芯時(shí)，反應(yīng)堆芯達(dá)到的負(fù)反應(yīng)性。12. 熱流量：?jiǎn)挝粫r(shí)間傳遞的熱量。13. 熱通量（熱流密度）q：?jiǎn)挝粫r(shí)間通過(guò)單位面積傳遞的熱量。14. 傳熱系數(shù)K：?jiǎn)挝粫r(shí)間、單位面積

16、、溫差為1時(shí)傳遞的熱量，即單位傳熱量。15. 對(duì)流換熱系數(shù)h：當(dāng)流體與壁面溫度相差1度時(shí)，每單位壁面面積上單位時(shí)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(chǎng)中，同一時(shí)刻溫度相同的點(diǎn)所構(gòu)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(lái)靜止的大容積液體內(nèi)的受熱面所產(chǎn)生的沸騰。20. 飽和沸騰：液體主體溫度達(dá)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(guān)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(guān)的熱工或物理參數(shù)的最大

17、值與平均值的比值來(lái)表示的。23. 熱點(diǎn)：在堆芯中集中了所有關(guān)于核的和合理的不利工程因素，在堆熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則中定義為限制條件的點(diǎn)，在堆芯內(nèi)最危險(xiǎn)的燃料元件上的點(diǎn)。24. 偏離泡核沸騰：在泡核沸騰向膜態(tài)沸騰轉(zhuǎn)變過(guò)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(gè)極值的沸騰。25. 子通道模型：認(rèn)為相鄰?fù)ǖ朗窍嗷リP(guān)聯(lián)的，沿著這個(gè)堆芯高度，相鄰?fù)ǖ赖睦鋮s劑間發(fā)生著質(zhì)量、動(dòng)量和熱量的交換。26. 單通道模型：把所要計(jì)算的熱管看作是孤立的，它在整個(gè)堆芯高度上于相鄰?fù)ǖ乐g沒有冷卻劑的動(dòng)量、質(zhì)量和熱量的交換。27. 比放射性活度A/m：?jiǎn)挝毁|(zhì)量放射源的放射

18、性活度Bq/kg。28. 核燃料線功率密度：?jiǎn)挝婚L(zhǎng)度的核燃料在單位時(shí)間內(nèi)產(chǎn)生的熱量，單位kw/m。29. 熱井：吸收熱量的物體。30. 核應(yīng)急：需要立即采取某些超出正常工作程序的行動(dòng)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(yīng)急計(jì)劃：又稱應(yīng)急響應(yīng)計(jì)劃，規(guī)定了核設(shè)施運(yùn)營(yíng)單位、地方政府等向國(guó)家和公眾所承擔(dān)的應(yīng)急響應(yīng)的任務(wù)。32. 反應(yīng)堆有效增值系數(shù)：描述反應(yīng)堆中子產(chǎn)生和消失的一個(gè)物理量，符號(hào)為keff，keff=中子的產(chǎn)生率/中子的消失率。33. 反應(yīng)性：描述反應(yīng)堆運(yùn)行偏離臨界狀態(tài)的一個(gè)物理量，用符號(hào)p表示，p=（keff-1）/keff，單位為pcm。34. 反應(yīng)性溫度

19、系數(shù)：反應(yīng)堆內(nèi)溫度變化1K時(shí)所引起的反應(yīng)性變化量，單位pcm/K。35. 慢化劑：在反應(yīng)堆內(nèi)通過(guò)碰撞對(duì)中子進(jìn)行減速的介質(zhì)。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(shè)施的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故：要求安全設(shè)施達(dá)到最極端設(shè)計(jì)參量的事故。簡(jiǎn)答題1. 核電站安全的特殊性（1） 核裂變釋熱功能率的半無(wú)限功率陡升的可能（2） 強(qiáng)放射性輻射損傷（3） 高溫高壓水融化和噴放（4） 剩余反應(yīng)性潛在的能量來(lái)源（5） 衰變熱停堆后繼續(xù)過(guò)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(dòng)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(shè)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(shè)備監(jiān)督管理系列 HAF 7XX/YY/ZZ 放射性物質(zhì)運(yùn)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(yīng)性控制（2）余熱排除（3）放射性包容5. 核安全輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo) （1）輻射防護(hù)目標(biāo)：確保在正常運(yùn)行時(shí)核電廠及核電廠釋放出的放射性物質(zhì)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(shù)安全目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生，對(duì)于核電廠設(shè)計(jì)中考慮的所有事故，甚至對(duì)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(huì)帶來(lái)嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低。 （3）核安全總目標(biāo)：在核電廠里建立并維持一套有效的防護(hù)措施，以保證工作人員、社會(huì)及環(huán)境免遭放射性危害。6. 牛頓冷卻定律 7. 反應(yīng)性控制的三種類型 （1）緊急停堆控制（2）功率控制（3）補(bǔ)償控制8. 反應(yīng)性控制的四種方法（1）中子體吸收體移動(dòng)（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(dòng)隔離（2） 安全殼噴淋系統(tǒng)（3） 氫氣復(fù)合裝置（4） 砂堆過(guò)濾器（5） 碘過(guò)濾器及核島排氣及流水系統(tǒng)10. 反應(yīng)堆的基本安全功能（1）有效地控制反應(yīng)性（2）確保堆芯冷卻（3）包容放射性產(chǎn)物11. 專設(shè)安全設(shè)施的功能（1） 發(fā)生失水事故時(shí)，向堆芯注入含硼水（2） 阻止放射性物質(zhì)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(yīng)急供水12. 專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計(jì)原則（1） 設(shè)備高度可靠（2）系統(tǒng)要有多重性（3）系統(tǒng)必須各自獨(dú)立（4）系統(tǒng)應(yīng)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(yàn)收準(zhǔn)則（1） 燃料芯塊的最

23、高溫度不超過(guò)2260（2） 燃料線功率密度不超過(guò)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(guò)42514. 核電廠第IV類工況的驗(yàn)收準(zhǔn)則（1） 包殼最高溫度不得超過(guò)1204（2） 包殼的局部最大氧化量不超過(guò)反應(yīng)前包殼總厚度的17%（3） 包殼氧化產(chǎn)氫量不得超過(guò)假設(shè)所有鎬均與水反應(yīng)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(zhǎng)期冷卻能力15. 輕水堆中子通量檢測(cè)的三個(gè)量程（1）源量程（2）中間量程（3）功率量程16. 核電廠八大設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故DBA（1） 反應(yīng)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(yù)期瞬態(tài)17. 大破口失水事故的四個(gè)過(guò)程（1）噴放階段（2）再灌水階段（3）再淹沒階段（4）長(zhǎng)期堆芯冷卻階段18. ANSI對(duì)核電廠事故的四大分類（1） 工況I：正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變（2） 工況II：中等頻率事件，或稱預(yù)期運(yùn)行事件（3） 工況III：稀有事故（4） 工況IV：極限事故19. ANSI對(duì)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(yùn)行時(shí)，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(duì)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(tái)冷卻劑泵轉(zhuǎn)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(nèi)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(chǎn)生化學(xué)反應(yīng)，混凝土熔化分解，產(chǎn)生;（3） 安全殼被熔穿后，熔融物會(huì)繼續(xù)穿透幾米的地下土層，最后與環(huán)境達(dá)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(chǎn)生的超壓（4）由于蒸汽和不凝氣體產(chǎn)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(wù)（1） 預(yù)防堆芯損壞（2） 中止已經(jīng)開始的堆芯損壞過(guò)程，將燃料滯留于主系統(tǒng)壓力邊界以內(nèi)（3） 在一回路壓力邊界完整性不能確保時(shí)，盡可能長(zhǎng)時(shí)間地維持安全殼的完整性（4） 萬(wàn)一安全殼的完整性不能確保了，盡量減少放射性物質(zhì)向廠外釋放25. 國(guó)家核事故應(yīng)急的任務(wù)（1） 應(yīng)急準(zhǔn)備（2） 應(yīng)急對(duì)策和應(yīng)急防護(hù)措施（3） 應(yīng)急狀態(tài)的終止和恢復(fù)措施（4） 資金和物質(zhì)的保障26. 核電廠和地方政府的應(yīng)急計(jì)劃內(nèi)容（1）定義（2）區(qū)域和應(yīng)用（3

27、）核電廠概況（4）應(yīng)急計(jì)劃區(qū)（5）應(yīng)急狀態(tài)分級(jí)（6）組織（7）通知和通信（8）設(shè)施和設(shè)備（9）評(píng)價(jià)活動(dòng)（10）主要防護(hù)措施（11）公眾教育和公眾信息發(fā)布（12）培訓(xùn)和演練（13）應(yīng)急終止和恢復(fù)活動(dòng)（14）附件：應(yīng)急計(jì)劃執(zhí)行各種合同書或協(xié)議書27. 我國(guó)核電廠應(yīng)急狀態(tài)的4個(gè)等級(jí)（1）應(yīng)急待命（2）廠房應(yīng)急（3）廠區(qū)應(yīng)急（4）場(chǎng)外應(yīng)急28. 核事故應(yīng)急輻射防護(hù)監(jiān)測(cè)內(nèi)容、方式監(jiān)測(cè)內(nèi)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(cè)方式：固定監(jiān)測(cè)網(wǎng)、空中監(jiān)測(cè)、車載監(jiān)測(cè)、船載監(jiān)測(cè)、實(shí)驗(yàn)室分析。29. 核電廠場(chǎng)外應(yīng)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(xué)處理（9）發(fā)布公眾信息30. 三厘島核事故的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)（1） 更深入地拓寬事故處理規(guī)程的內(nèi)涵以增加其應(yīng)用范圍和有效性（2） 在模擬機(jī)上對(duì)操作人員進(jìn)行規(guī)定的再培訓(xùn)，使他們不僅熟悉正常操作運(yùn)行工況，也能應(yīng)付各種不同的事故工況（3） 改善主控室人機(jī)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(yīng)急支持中心各擁有一個(gè)終端（5） 在主控室增加必要的參數(shù)監(jiān)督和欠熱度測(cè)量?jī)x（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(yīng)堆的設(shè)計(jì)缺陷（1） 對(duì)于一個(gè)充分慢化的石墨堆，它可能具有正的反應(yīng)性系數(shù)，不允許以20%以下的功率

29、運(yùn)行，正反應(yīng)性效應(yīng)就不能被多普勒系數(shù)的負(fù)反應(yīng)性效應(yīng)來(lái)抵償（2） 由于反應(yīng)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(fù)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(yùn)行規(guī)則要求堆內(nèi)始終有一定數(shù)量（30根）的控制棒插入到一定深度，堆內(nèi)低于15根控制棒時(shí)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(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)（1） 設(shè)計(jì)缺陷，RBMK型反應(yīng)堆缺乏固有安全性，控制棒和安全棒存在設(shè)計(jì)錯(cuò)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(yīng)性暴漲事故（2） 沒有一個(gè)整體有效的安全殼來(lái)包容核島部分（3） 安全分析使用了沒

30、有經(jīng)過(guò)驗(yàn)證的計(jì)算機(jī)程序（4） 缺乏安全文化（5） 安全監(jiān)督不力（6） 對(duì)嚴(yán)重事故的預(yù)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(yīng)性，即把反應(yīng)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(yīng)堆功率，然后使反應(yīng)堆運(yùn)行在低于試驗(yàn)計(jì)劃中所規(guī)定的熱功率水平（3） 把全部8臺(tái)循環(huán)泵與反應(yīng)堆連接，超過(guò)了操作規(guī)程所規(guī)定的單線程流量。（4） 切除了兩臺(tái)汽輪發(fā)電機(jī)蒸汽信號(hào)的反應(yīng)堆保護(hù)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(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)（6） 切除了產(chǎn)生最大設(shè)計(jì)事故時(shí)規(guī)定要求用的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)34. 核應(yīng)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(hù)公眾（6）保護(hù)環(huán)境35. 核安全文化發(fā)展的三個(gè)階段（1） 初級(jí)階段：被動(dòng)接受 （2）中級(jí)階段：?jiǎn)挝蛔陨硪筮_(dá)到（3） 高級(jí)階段：人人主動(dòng)加以完善36. 日本福島核電站設(shè)計(jì)缺陷表現(xiàn)在哪幾個(gè)方面（1）4套應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)全部失靈（2） 安全殼設(shè)計(jì)中未考慮氫氧復(fù)合系統(tǒng)（3） 安全殼設(shè)計(jì)理念存在缺陷（4） 早期沸水堆設(shè)計(jì)中未考慮堆芯熔融物穿透壓力容器的嚴(yán)重后果（5） 反應(yīng)堆廠房設(shè)計(jì)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(shè)備 干井主要包括反應(yīng)堆壓力容器、控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)、外部循環(huán)泵、連接管道和閥門。補(bǔ)充1

32、. 日本福島核電廠 沸水堆 一個(gè)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(yùn)輸容器的測(cè)試實(shí)驗(yàn)：（1）9米墜落實(shí)驗(yàn)（2）1米貫穿實(shí)驗(yàn)（3）300高溫實(shí)驗(yàn)（4）200米水深壓力試驗(yàn) （查資料驗(yàn)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(yīng)堆功率升高，產(chǎn)生的熱量增加，由于熱滯效應(yīng)，熱量從燃料棒傳熱到包殼，再傳到冷卻劑，導(dǎo)致冷卻劑溫度上升、壓力上升的時(shí)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(chǎn)生的熱量已經(jīng)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(dá)到15.9MPa之后，啟動(dòng)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(dāng)壓力達(dá)到16.8MPa時(shí)，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(dá)到16.8MPa之后，觸發(fā)緊急停堆系統(tǒng)，向堆芯引入較大的負(fù)反應(yīng)性，反應(yīng)堆功率下降，產(chǎn)生的熱量減少，穩(wěn)壓器壓力減小。5. 核沸四階段：（1）自然對(duì)流（2）核態(tài)沸騰（3）過(guò)渡沸騰（4）穩(wěn)定膜態(tài)沸騰 NC natural convection 自然對(duì)流 NB nucleate boiling 核態(tài)沸騰 TB trans