6月注冊核安全工程師考前培訓(xùn)講義-實務(wù)和案例-實務(wù)第一章1

核平安專業(yè)實務(wù)周志偉注冊核平安工程師考試復(fù)習(xí)2021年6月?核平安專業(yè)實務(wù)?第一章核反響堆工程考試要求了解核動力廠和其他反響堆的主要類型及根本工作原理熟悉我國核動力廠和其他反響堆的主要系統(tǒng)及功能熟悉反響堆對本體結(jié)構(gòu)和結(jié)構(gòu)材料的根本平安問題了解核燃料、燃料組件及其結(jié)構(gòu)材料熟悉反響性、反響性控制及反響堆的功率分布和影響反響性的因素熟悉反響堆堆內(nèi)釋熱、堆內(nèi)傳熱和冷卻劑的沸騰熟悉反響堆及其動力裝置功率控制的根本概念了解反響堆保護系統(tǒng)的工作原理掌握核動力廠和其他反響堆設(shè)計的根本平安要求了解核動力廠事故分析，嚴重事故的預(yù)防和緩解?核平安專業(yè)實務(wù)?第一章核反響堆工程考試要求了解核動力廠防火設(shè)計了解核動力廠的概率平安分析及其在平安管理中的應(yīng)用熟悉核級機械設(shè)備與部件的核平安根本要求以及核級儀表、控制和電力系統(tǒng)部件的核平安根本要求掌握核動力廠和其他反響堆運行的根本平安要求掌握核動力廠和其他反響堆運行的平安管理了解核動力廠的在役檢查和定期試驗了解核材料管理熟悉核核動力廠運營單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng)?核平安專業(yè)實務(wù)?第一章的復(fù)習(xí)內(nèi)容：1.1核反響堆的根本工作原理1.2核反響堆的主要類型1.3核反響堆本體結(jié)構(gòu)與核電廠系統(tǒng)及設(shè)備1.4反響性與反響性控制1.5堆內(nèi)的釋熱與傳熱1.6反響堆及核動力裝置的功率控制1.7堆保護系統(tǒng)的工作原理1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求1.9核動力廠事故分析與嚴重事故預(yù)防和緩解?核平安專業(yè)實務(wù)?第一章的復(fù)習(xí)內(nèi)容：1.10核動力廠防火設(shè)計1.11核動力廠的概率平安分析及其在平安管理中的作用1.12核級機械部件、設(shè)備與常規(guī)機械產(chǎn)品在設(shè)計、制造活 動及其質(zhì)量控制與監(jiān)督管理方面的根本差異1.13核動力廠運行的根本平安要求1.14核動力廠運行的平安管理1.15核動力廠的在役檢查和定期試驗1.16核材料管制1.17核動力廠運營單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng)?核平安專業(yè)實務(wù)?1.1核反響堆的根本工作原理知識要點：中子與原子核的相互作用核反響截面和核反響率密度中子的慢化反響堆臨界條件核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖堆內(nèi)中子注量率分布與展平?核平安專業(yè)實務(wù)?中子與原子核的相互作用散射反響俘獲反響裂變反響核反響截面和核反響率密度微觀截面宏觀截面中子注量率與核反響率密度截面隨中子能量變化的規(guī)律?核平安專業(yè)實務(wù)?中子的慢化核燃料原子核裂變時放出的中子平均能量到達2MeV，最大能量可達10MeV反響堆常用的慢化劑：輕水、重水、石墨和鈹輕水慢化能力大，慢化比小，必須用濃縮鈾建反響堆，堆芯體積小重水、石墨慢化能力比輕水小，慢化比大，可用天然鈾建臨界反響堆，反響堆體積比輕水堆大得多238U共振吸收中能中子，逃脫共振吸收幾率與慢化介質(zhì)原子核處于熱平衡狀態(tài)的中子為熱中子20oC，v=2200m/s,E=0.0253eV2MeV的裂變中子，慢化到1eV，平均與水碰撞18次慢化所需要的時間稱為慢化時間，對水～6x10-6s熱中子從產(chǎn)生到被吸收之前所經(jīng)歷的平均時間稱為擴散時間，在常見的慢化劑中，～10-4–10-2s?核平安專業(yè)實務(wù)?反響堆臨界條件一個燃料核俘獲一個中子產(chǎn)生裂變后，平均可放出2.5個中子，可能實現(xiàn)鏈?zhǔn)椒错懽猿趾朔错懚褍?nèi)鏈?zhǔn)椒错懽岳m(xù)進行的條件可以方便地用有效增殖系數(shù)K有效來表示，K有效=(系統(tǒng)內(nèi)中子的產(chǎn)生率)/(系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率)系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率=系統(tǒng)內(nèi)中子的吸收率+泄漏率鏈?zhǔn)搅炎兎错懚训呐R界條件是K有效=1核反響堆處于臨界狀態(tài)時堆芯部的大小稱為臨界尺寸或臨界體積；所裝載的和燃料量叫做臨界質(zhì)量。K有效與堆芯材料、尺寸和形狀有關(guān)中子循環(huán)：裂變中子經(jīng)過慢化成為熱中子、熱中子擊中核燃料引發(fā)裂變又放出裂變中子這一不斷循環(huán)的過程，包括快中子倍增過程、局部裂變中子由于能量高，可引起一些U8裂變；局部共振吸收，局部逃脫共振吸收被慢化成熱中子，熱中子被各種堆芯材料吸收，被核燃料吸收的大局部要引起裂變；?核平安專業(yè)實務(wù)?核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖到達臨界的反響堆可以實現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)椒错?，不斷釋放出裂變能。這一過程也是核燃料消耗的過程核反響堆內(nèi)存在大量U8，通過U8對中子的俘獲，新燃料Pu9原子核將被產(chǎn)生。如果反響堆中新生產(chǎn)的燃料量超過了它所消耗的核燃料，那么這種反響堆就稱為增殖堆生產(chǎn)核能需要消耗核燃料，1U5裂變可釋放出200MeV的能量，3.2x10-111MW的功率3.12x1016個U5核裂變，1MWd的能量需要1.05gU5核裂變，實際消耗約1.23g清華大學(xué)5MW低溫供熱堆，如果滿功率供熱1天，消耗U5僅6g電功率30萬千瓦的秦山核電廠，每天消耗的U5大約1.1kg?？紤]運行中U8轉(zhuǎn)換局部Pu9，實際消化U5還要少一些目前的商用、軍用動力堆都采用U5作核燃料，利用U8資源很少核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖反響堆中核燃料燃燒的充分程度常采用燃耗深度這一物理量來衡量。在動力堆中，它被定義為堆芯中每噸鈾放出的能量，其單位是兆瓦日／噸鈾。需注意的是,這里指的鈾包括鈾－235和鈾－238，并非只是鈾－235。目前的商用、軍用動力堆都是采用鈾－235作核燃料的。天然鈾中大量存在的鈾－238并不能作為核燃料來使用，因為熱中子不能使其裂變?？熘凶与m然能引起鈾－238核裂變，但裂變截面太小。幸好，鈾－238俘獲中子后可以變成易裂變同位素钚－239。反響堆內(nèi)的強中子場為鈾－238轉(zhuǎn)換成核燃料提供了良好條件。為了描述各類反響堆在核燃料轉(zhuǎn)換方面的能力，引入一個稱為轉(zhuǎn)化比的量CR=易裂變核的平均生成率/易裂變核的平均消耗率，CR>1稱增殖堆，用BR表示，Pu9燃料的快堆BR可達1.2大多數(shù)現(xiàn)代輕水堆的轉(zhuǎn)化比≈0.6，高溫氣冷堆具有較高的轉(zhuǎn)化比，其≈0.8，因此有時被稱為先進轉(zhuǎn)化堆。?核平安專業(yè)實務(wù)??核平安專業(yè)實務(wù)?堆內(nèi)中子注量率分布與展平裸堆的中子注量率分布無限平板、長方體、圓柱形、球形〔表1-1〕大多數(shù)的商用核電廠反響堆堆芯都近似布置成圓柱形，根據(jù)反響堆物理計算可以得到堆芯中子通量分布φ：

由此，可以確定堆芯體積發(fā)熱率分布。其中，J(2.405r/Re)是φ的徑向分布函數(shù)〔零階貝塞爾函數(shù)〕；cos(πz/Le)是φ的軸向分布函數(shù)；Re和Le分別是堆芯外推半徑和外推高度。堆芯體積發(fā)熱率分布還可用來導(dǎo)出燃料元件外表熱流密度的分布，以確定冷卻系統(tǒng)是否能提供足夠的冷卻能力，保證反響堆燃料元件在功率運行范圍內(nèi)不出現(xiàn)傳熱危機或臨界熱流密度，并保證溫度不超過燃料原件材料允許的最高溫度。ReRZ=0Z=L/2Z=Le/2r=0?核平安專業(yè)實務(wù)?堆內(nèi)中子注量率分布與展平帶反射層反響堆的中子注量率分布裸堆的泄漏是較大的，在堆外加反射層，減少泄漏，反響堆堆芯的尺寸可以更小實際上運行的反響堆都是有反射層的加反射層可使中子注量率分布更為平坦中子注量率的局部效應(yīng)燃料富集度分區(qū)布置控制棒對中子注量率的擾動水腔對中子注量率的擾動中子注量率展平的重要性裂變反響率的強弱決定于堆內(nèi)中子注量率的水平。因此堆內(nèi)中子注量率的絕對值與相對分布將直接影響反響堆的功率水平與功率密度的分布，從而間接地影響運行平安等。提高堆功率水平的有效措施應(yīng)是在保證最高熱負荷不變的情況下，而提高整個堆的中子注量率水平。要提高堆的平均中子注量率水平，就必須對反響堆的中子注量率分布加以改善使之更為均勻平坦，即中子注量率展平。?核平安專業(yè)實務(wù)?中子注量率分布的展平方法有假設(shè)干種方法可以實現(xiàn)中子注量率展平：①堆芯徑向分區(qū)裝載堆芯徑向分區(qū)裝載不同濃度的燃料來實現(xiàn)中子注量率展平。在堆芯中心區(qū)域參加濃度較低的燃料或半徑較小的燃料棒，在堆芯邊緣區(qū)域參加濃度較高的燃料或半徑較大的燃料棒，從而到達中子注量率展平的目的。②合理布置控制棒用控制棒展平中子注量率，更是一般在運行中常用的方法?？刂瓢魱湃绻贾玫靡?，可以在堆內(nèi)形成一個通量分布平坦區(qū)，即在原來堆內(nèi)中子注量率比較高的區(qū)域布置控制棒多一些，通量較低的區(qū)域布置控制棒少一些，這樣使得堆內(nèi)的中子注量率趨于均勻化。③引入合理分布的可燃毒物如果在中子注量率較高的堆芯中央?yún)^(qū)域的燃料元件外表涂以相應(yīng)濃度的可燃毒物，既可以到達中子注量率展平的目的，還可以免除為控制棒下插展平徑向通量而造成軸向中子注量率不均勻的缺點。中子注量率展平的方法，就其實質(zhì)來說，不管是改變?nèi)剂习舾患然虬霃?，增添控制棒或可燃毒物，都是改變中子產(chǎn)生率或吸收率，而造成一個熱中于通量的平坦區(qū)。?核平安專業(yè)實務(wù)?1.2核反響堆的主要類型目前世界上大小核反響堆有上千座，根據(jù)燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊設(shè)計需要等因素，可分成各種不同的類型不同角度對核反響堆進行分類：(1)按照功能分類研究堆，用于研究中子特性生產(chǎn)堆，主要是生產(chǎn)新的易裂變材料233U，239Pu和各種不同用途的同位素動力堆，包括軍用動力堆和民用動力堆兩方面?核平安專業(yè)實務(wù)?1.2核反響堆的主要類型(2)按照中子能譜分類快中子堆，裂變是由平均能量約為0.25MeV的高能中子引起的，堆內(nèi)不能存有中子慢化劑材料中能中子堆，堆中存在一些慢化劑，裂變主要是由中能中子引起的熱中子堆，裂變是由平均能量約為0.07eV的低能中子引起的，堆內(nèi)必須有足夠的慢化劑快中子堆和中能中子堆必須使用加濃的核燃料；天然鈾、稍加濃鈾燃料、233U，239Pu都可用作熱中子堆的核燃料世界上已建成的堆絕大多數(shù)屬于熱中子堆?核平安專業(yè)實務(wù)?1.2核反響堆的主要類型(3)按照慢化劑分類輕水堆，堆內(nèi)中子慢化劑材料為輕水，現(xiàn)在世界上大量建造的動力堆，PWR和BWR都是輕水堆重水堆，堆內(nèi)中子慢化劑材料為重水，吸收中子最少，慢化能力卻很好，可用天然鈾〔例如：CANDU〕石墨慢化堆，世界第一批反響堆大都采用石墨作慢化劑。高強度、高密度、耐輻照、耐高溫的石墨直到今天，依然在高溫氣冷堆中扮演不可替代的角色輕水做慢化劑也有局限冷卻劑和慢化劑都是輕水，要提高熱效率，必須提高冷卻劑溫度和壓力〔存在沸騰傳熱臨界熱流密度問題〕輕水對中子有較強的吸收，導(dǎo)致輕水堆必須采用加濃鈾輕水在中子照射下會產(chǎn)生放射性，增加堆屏蔽防護的要求?核平安專業(yè)實務(wù)?1.2核反響堆的主要類型(4)按照冷卻劑分類核反響堆內(nèi)的冷卻劑是帶載堆內(nèi)產(chǎn)生的核裂變能到堆外熱力系統(tǒng)的工作介質(zhì)。核反響堆的熱工水力學(xué)性質(zhì)主要取決于選用的冷卻劑，所以從研究反響堆熱工水力學(xué)的角度常常按照冷卻劑來劃分核反響堆的類型氣冷堆，CO2、He輕水冷卻反響堆，PWR、BWR，(石墨水冷堆)重水冷卻反響堆，CANDU液態(tài)金屬冷卻反響堆，鈉冷、鉍冷、鉛冷、鋰冷、鉛鉍合金冷〔5〕按照核燃料分類按燃料加濃程度分為：天然鈾燃料堆、稍加濃鈾燃料堆、加濃鈾燃料堆〔高濃鈾燃料堆，MOX燃料堆〕?核平安專業(yè)實務(wù)?1.2核反響堆的主要類型按運行參數(shù)還可分為:高壓堆、中壓堆、低壓堆；高溫堆、低溫堆按結(jié)構(gòu)可分為:壓力殼式、壓力管式、〔池式〕立式、臥式目前，在以發(fā)電為目的的核能動力領(lǐng)域，世界上應(yīng)用比較普遍或具有良好開展前景的主要有：壓水堆〔PWR〕、沸水堆〔BWR〕、重水堆〔PHWR，CANDU〕、高溫氣冷堆〔HTGR〕和快中子堆(LMFBR，液態(tài)金屬冷卻快中子增殖堆)?核平安專業(yè)實務(wù)??核反響堆根底?核反響堆的主要類型核反響堆的主要類型在以發(fā)電為目的的核能動力領(lǐng)域，世界上應(yīng)用比較普遍或具有良好開展前景的，主要有壓水堆〔PWR〕、沸水堆〔BWR〕、重水堆〔PHWR〕、高溫氣冷堆〔HTGR〕和快中子堆〔LMFBR〕等五種堆型。反響堆的根本特征，包括燃料形態(tài)、燃料富集度、中子能譜、慢化劑、冷卻劑、燃料組件設(shè)計、堆芯設(shè)計、熱力循環(huán)回路、以及各種堆型的主要特點等。五種核反響堆的根本特征堆型中子譜 慢化劑 冷卻劑燃料形態(tài)燃料富集度壓水堆熱中子H2OH2OUO23%左右沸水堆熱中子H2OH2OUO23%左右重水堆熱中子D2OD2OUO2天然鈾或稍加濃鈾高溫氣冷堆熱中子石墨氦氣〔Th,U〕O2或UC7~20%或90%鈉冷快堆快中子無液態(tài)鈉〔U,Pu〕O215~20%典型壓水堆

?核平安專業(yè)實務(wù)??核平安綜合知識?核反響堆的主要類型壓水堆壓水堆核電站采用以稍加濃鈾作核燃料，燃料芯塊中鈾-235的富集度約3％。核燃料是高溫?zé)Y(jié)的圓柱形二氧化鈾陶瓷燃塊。柱狀燃料芯塊被封裝在細長的鋯合金包殼管中構(gòu)成燃料元件，這些燃料元件以矩形點陣排列為燃料組件，組件橫斷面邊長約20cm，長約3m。幾百個組件拼裝成壓水堆的堆芯。堆芯宏觀上為圓柱形。壓水堆的冷卻劑是輕水。輕水不僅價格廉價，而且具有優(yōu)良的熱傳輸性能。所以在壓水堆中，輕水不僅作為中子的慢化劑，同時也用作冷卻劑。輕水有一明顯的缺點，就是沸點低。壓水堆是一種使冷卻劑處于高壓狀態(tài)的輕水堆。壓水堆冷卻劑入口水溫一般在300左右，出口水溫330左右，堆內(nèi)壓力15.5MPa。冷卻劑從蒸汽發(fā)生器的管內(nèi)流過后，經(jīng)過冷卻劑回路循環(huán)泵又回到反響堆堆芯。包括壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器及有關(guān)閥門的整個系統(tǒng)，是冷卻劑回路的壓力邊界。它們都被安置在平安殼內(nèi)，稱之為核島。蒸汽發(fā)生器內(nèi)有很多傳熱管，傳熱管外為二回路的水，冷卻劑回路的水流過蒸汽發(fā)生器傳熱管內(nèi)時，將攜帶的熱量傳輸給二回路內(nèi)流動的水，從而使二回路的水變成280℃左右的、6～7MPa的高溫蒸汽。從蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的高溫蒸汽，流過汽輪機，帶動發(fā)電機組發(fā)電。余下的大局部不能利用的能量交給冷凝器，通過三回路排放到最終熱阱——江、河、湖、?；虼髿?。壓水堆核電站的特點：結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯的功率密度大；基建費用低、建設(shè)周期短。壓水堆核電站的主要缺點：必須采用高壓容器；必須采用有一定富集度的核燃料

BWR?核平安專業(yè)實務(wù)??核平安綜合知識?核反響堆的主要類型沸水堆沸水堆與壓水堆同屬于輕水堆家族，都使用輕水作慢化劑和冷卻劑，低富集度鈾作燃料，燃料形態(tài)均為二氧化鈾陶瓷芯塊，外包鋯合金包殼。堆芯內(nèi)共有約800個燃料組件，每個組件為8×8正方排列、其中含有62根燃料元件和2根空的中央捧〔水捧〕。沸水堆燃料棒束外有組件盒以隔離流道，每一個燃料組件裝在一個元件盒內(nèi)。具有十字形橫斷面的控制捧安排在每一組四個組件盒的中間。冷卻劑自下而上流經(jīng)堆芯后大約有14％〔重量〕被變成蒸汽。為了得到枯燥的蒸汽，堆芯上方設(shè)置了汽——水別離器和枯燥器。由于堆芯上方被它們占據(jù)，沸水堆的控制棒只好從堆芯下方插入。沸水堆的冷卻劑循環(huán)流程特點是堆芯內(nèi)具有一個冷卻劑再循環(huán)系統(tǒng)。流經(jīng)堆芯的水僅有局部變成水蒸汽，其余的水必須再循環(huán)。因為沸水堆與壓水堆一樣，采用相同的燃料、慢化劑和冷卻劑等，注定了沸水堆也有熱效率低、轉(zhuǎn)化比低等缺點。但與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站還有以下幾個不同的特點：〔1〕直接循環(huán)〔2〕工作壓力可以降低，7MPa〔3〕堆芯出現(xiàn)空泡與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站的主要缺點是：〔1〕輻射防護和廢物處理較復(fù)雜〔2〕功率密度比壓水堆小重水堆〔CANDU核電廠〕QHQCW?核平安專業(yè)實務(wù)??核平安綜合知識?核反響堆的主要類型重水堆重水堆是指用重水(D2O)作慢化劑的反響堆。按結(jié)構(gòu)分，重水堆可以分為壓力管式和壓力殼式。采用壓力管式時，冷卻劑可以與慢化劑相同也可不同。壓力管式重水堆又分為立式和臥式兩種。壓力殼式重水堆只有立式，冷卻劑與慢化劑相同，與壓水堆或沸水堆類似。重水堆燃料元件的芯塊也是燒結(jié)的二氧化鈾的短圓柱形陶瓷塊，這種芯塊也是放在密封的外徑約為十幾毫米、長約500毫米的鋯合金包殼管內(nèi)，構(gòu)成棒狀元件。由19到43根數(shù)目不等的燃料元件棒組成長約500毫米、外徑為100毫米左右的燃料棒束組件。反響堆的堆芯是由幾百根裝有燃料棒束組件的壓力管排列而成。重水堆壓力管水平放置，管內(nèi)有12束燃料組件，構(gòu)成水平方向尺度達6米的活性區(qū)。。作為冷卻劑的重水在壓力管內(nèi)流動以冷卻燃料元件。壓力管是承受高壓重水沖刷的重要部件，是重水堆設(shè)計制造的關(guān)鍵設(shè)備。作為慢化劑的重水裝在龐大的反響堆容器〔稱為排管容器〕內(nèi)。保持慢化劑處于要求的低溫低壓狀態(tài)。同心的壓力管和排管貫穿于充滿重水慢化劑的反響堆排管容器中，排管容器那么不承受多大的壓力?？傞L可達8、9米的排管兩端有法蘭固定，與排管容器的殼體聯(lián)成一體。這種壓力管臥式重水堆可以在反響堆運行時，由裝卸料機連接壓力管的兩端密封接頭進行不停堆換料。每次換料時，將8束新組件從壓力管的－端推進去，同時從同一壓力管的另一端將輻照過的燃料組件推出。重水堆核電站與輕水堆核電站相比較，有以下幾點主要差異，這些差異是由重水的核特性及重水堆的特殊結(jié)構(gòu)所決定的：〔1〕中子經(jīng)濟性好〔可用天然鈾、節(jié)約天然鈾〕,〔2〕可以不停堆更換核燃料,〔3〕重水堆的功率密度低，〔4〕重水費用占基建投資比重大。典型高溫堆

?核平安專業(yè)實務(wù)??核平安綜合知識?核反響堆的主要類型高溫氣冷堆除了用水冷卻外，還有用氣體作為冷卻劑的氣冷堆。氣體的主要優(yōu)點是不會發(fā)生相變。但是氣體的密度低，導(dǎo)熱能力差，循環(huán)時消耗的功率大。為了提高氣體的密度及導(dǎo)熱能力，也需要加壓。氣冷堆在它的開展中，經(jīng)歷了三個階段，形成了三代氣冷堆:天然鈾石墨氣冷堆、改進型氣冷堆、高溫氣冷堆。高溫氣冷堆是一種用高富集度鈾的包敷顆粒作核燃料、石墨作中子慢化劑、高溫氦氣作為冷卻劑的先進熱中子轉(zhuǎn)化堆。高溫氣冷堆的冷卻劑是氦氣。球形元件重疊時，彼此間有空隙可供高溫氦氣流過。在氦循環(huán)風(fēng)機的驅(qū)動下，氦氣不斷通過堆芯將裂變熱帶出，進行閉式循環(huán)。氦氣的壓力一般為4MPa。反響堆運行時，新的燃料球由反響堆的頂部加料機構(gòu)參加，燒過的燃料球依靠它的自重從反響堆漏斗式底部卸出，經(jīng)過燃耗分析器檢定，將未燒透的燃料球送回堆芯繼續(xù)使用，這樣可以做到連續(xù)不停堆裝卸料。目前的高溫氣冷堆分為三種：(1)用蒸汽進行間接循環(huán)的高溫氣冷堆,〔2〕直接循環(huán)的高溫氣冷堆,這種堆的氦氣出口溫度達850℃，〔3〕特高溫氣冷堆,這種堆的氦氣出口溫度達950℃以上。高溫氣冷堆由于采用包敷顆粒核燃料，取消了燃料元件的金屬包殼，又用傳熱性能較好、化學(xué)性能穩(wěn)定、中子吸收截面小的氦氣作冷卻劑，因此它具有以下與眾不同的特點；〔1〕核電站選址靈活且熱效率高，〔2〕高轉(zhuǎn)化比，〔3〕平安性高，〔4〕對環(huán)境污染小，〔5〕有綜合利用的廣闊前景，〔6〕可實現(xiàn)不停堆換料。雖然高溫氣冷堆有以上這些突出的優(yōu)點，但是由于技術(shù)上還沒有到達成熟的階段，仍有很多技術(shù)問題影響著它的迅速開展。這些問題歸納為：(1)燃料元件復(fù)雜的制備工藝,(2〕高溫高壓氦氣回路設(shè)備的工藝技術(shù)問題,〔3〕燃料后處理及再加工問題。

氣冷快堆 鈉冷快堆核反響與核能的釋放?核平安綜合知識?核反響堆的主要類型快中子堆快中子反響堆，簡稱快堆，是堆芯中核燃料裂變反響主要由平均能量為0.1Mev以上的快中子引起的反響堆?？熘凶佣岩话悴捎醚趸櫤脱趸谢旌先剂稀不虿捎锰蓟?碳化钚混合物〕，將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6毫米的不銹鋼包殼內(nèi)，構(gòu)成燃料元件細棒。燃料組件是由多達幾十到幾百根燃料元件細棒組合排列成六角形的燃料盒?？於讯研九c一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩局部。燃料區(qū)由幾百個六角形燃料組件盒組成。每個燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端是由非裂變物質(zhì)天然〔或貧化〕二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)。核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。反響堆的鏈?zhǔn)椒错懹刹迦牒巳剂蠀^(qū)的控制棒進行控制。由于堆內(nèi)要求的中子能量較高，所以快堆中無需特別添加慢化中子的材料，即快堆中無慢化劑。目前快堆中的冷卻劑主要有兩種：液態(tài)金屬鈉或氦氣。根據(jù)冷卻劑的種類，可將快堆分為鈉冷快堆和氣冷快堆。目前前者僅處于探索階段。鈉冷快堆有回路式和池式兩種類型。快中子核電站的主要特點歸納如下：〔1〕可充分利用核燃料，〔2〕可實現(xiàn)核燃料的增殖〔3〕低壓堆芯下的高熱效率快堆對即將到來的核能大開展是最為重要的堆型。1.3核反響堆本體結(jié)構(gòu)與核電廠系統(tǒng)設(shè)備Core~250AssembliesPelletDiameter:8mmLength:10mmFuelRodIncludesabout350pelletsFuelAssembly~270FuelRodsFrstBarrier(FuelPellet)SecondBarrier(FuelRod)核燃料組件與核反響堆的本體結(jié)構(gòu)壓水堆燃料元件和組件?核平安綜合知識?壓水堆核電站主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是堆芯、蒸汽發(fā)生器〔簡稱蒸發(fā)器〕、穩(wěn)壓器和主泵。在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體、一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反響堆平安而設(shè)置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回路等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。密封的燃料元件包殼構(gòu)成了包容放射性物質(zhì)的第一道平安屏障。這些燃料元件用定位格架定位，組成所謂的燃料組件。一般是將燃料元件排列成17×17的組件，其正方形橫截面邊長約20厘米。加上端部構(gòu)件，整個燃料組件長約4米。將一百多個燃料組件〔總共包括四萬多根三米多長、比鉛筆略粗的燃料元件〕組裝在一起，構(gòu)成所謂的壓水堆堆芯。燃料組件組裝成的堆芯放在一個很大的壓力容器內(nèi)。壓水堆中最關(guān)鍵的設(shè)備之一是壓力容器，它是不可更換的。一座90或130萬千瓦的壓水堆，壓力容器直徑分別為3.99米和4.39米，壁厚0.2米和0.22米。重330噸和418噸，高13米以上。控制棒束由上部插入堆芯，在壓力容器頂部有控制棒束的驅(qū)動機構(gòu)。作為慢化劑和冷卻劑的核純輕水，由壓力容器側(cè)面進來后，經(jīng)過吊籃和壓力容器之間的環(huán)形下降段，再從底部下腔室進入堆芯。冷卻水通過堆芯后，溫度升高，密度降低，再從堆芯上部流經(jīng)上腔室流出壓力容器。壓水堆冷卻劑入口水溫一般在300左右，出口水溫330左右，堆內(nèi)壓力15.5MPa。一座100萬千瓦電功率的壓水堆，堆芯冷卻劑流量約6萬噸/小時。包括壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器及相關(guān)管路的整個冷卻劑系統(tǒng)，有其特定的壓力邊界，稱為一回路壓力邊界。該壓力邊界構(gòu)成了包容放射性物質(zhì)的第二道平安屏障。一回路系統(tǒng)和設(shè)備都被安置在平安殼內(nèi)〔包容放射性物質(zhì)的第三道平安屏障〕，稱之為核島。壓水堆壓力容器內(nèi)結(jié)構(gòu)示意?核平安專業(yè)實務(wù)?一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備Core~250AssembliesThirdBarrier(Reactor)FirthBarrier(Containment)二回路系統(tǒng)及設(shè)備飽和蒸汽氣冷及組主發(fā)電機組回路輔助系統(tǒng)及功能在核反響堆內(nèi)進行可控鏈?zhǔn)搅炎兎错戇^程中，核能轉(zhuǎn)化為熱能。除核電廠主要的輸熱系統(tǒng)外，還有許多輔助系統(tǒng)，大致分為以下幾類：保證反響堆一回路系統(tǒng)正常運行的系統(tǒng)；化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、主循環(huán)泵軸密封系統(tǒng)為核電廠一回路系統(tǒng)在運行和停堆時提供必要冷卻的系統(tǒng)有：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)在發(fā)生重大失水事故時保證核電廠反響堆和主廠房平安的系統(tǒng)有：平安注射系統(tǒng)、平安殼噴淋系統(tǒng)控制和處理放射性物質(zhì)，減少對自然環(huán)境放射性排放的系統(tǒng)有：疏排水系統(tǒng)、放射性廢液處理系統(tǒng)、廢氣凈化處理系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)、取樣分析系統(tǒng)一回路其他輔助系統(tǒng)：補給水系統(tǒng)、乏燃料冷卻及凈化去污清洗系統(tǒng)二回路輔助系統(tǒng)：主蒸汽排放系統(tǒng)、蒸汽再熱及抽汽系統(tǒng)，凝結(jié)水給水系統(tǒng)、事故給水系統(tǒng)、蒸發(fā)器排污系統(tǒng)、潤滑油系統(tǒng)及循環(huán)冷卻水系統(tǒng)?核平安專業(yè)實務(wù)?1.4反響性與反響性的控制反響性概念K過剩=Keff–1，稱為過剩增殖系數(shù),；Keff=1，臨界；Keff>1，超臨界；Keff<1，次臨界；ρ=K過剩/Keff=(Keff-1)/Keff，稱為反響性反響堆在運行過程中，反響性將不斷發(fā)生變化。原因主要有:燃料和重同位素成分的變化裂變產(chǎn)物的產(chǎn)生和積累溫度效應(yīng)其他效應(yīng)，如空洞效應(yīng)、氣泡效應(yīng)等要保證堆在額定功率下運行一定工作期，必須儲藏必要的后備反響性以補償上述各項所引起的反響性變化。為了滿足輻照實驗的需要、為了調(diào)節(jié)功率和保證堆的平安停閉，還需要附加額外的反響性當(dāng)量。?核平安專業(yè)實務(wù)?1.4反響性與反響性的控制影響反響性變化的各種因素燃料和重同位素成分的變化氙毒、碘坑與結(jié)渣，135Xe的熱中子吸收截面σa=2.7x106b，產(chǎn)生135Xe有兩種途徑：235U直接裂變，產(chǎn)額0.003；135Te兩次β衰變，產(chǎn)額0.061。溫度效應(yīng)αT=dρ/dT，燃料溫度效應(yīng)是快效應(yīng)，慢化劑溫度效應(yīng)是一個慢效應(yīng)，都隨燃耗變化其他效應(yīng)，與反響堆的堆型有關(guān)，如沸水堆的空泡效應(yīng)、快中子堆的棒彎曲效應(yīng)、氣冷堆的壓力效應(yīng)、實驗堆的孔道效應(yīng)等?核平安專業(yè)實務(wù)?1.4反響性與反響性的控制反響性的控制根據(jù)反響堆運行工況不同可分為三種類型：緊急停堆控制功率控制補償控制把吸收體引入堆芯有三種方式：控制棒可燃毒物可溶毒物?核平安專業(yè)實務(wù)??核平安專業(yè)實務(wù)?1.5堆內(nèi)的釋熱與傳熱堆熱源及其分布裂變會放出巨大的能量，～200MeV/每次裂變，在空間有分布裂變能分配分三類：裂變碎片的動能；裂變產(chǎn)物的衰變；堆內(nèi)材料(n，γ)釋放的能量。裂變能的絕大局部〔工程上通常取97.4%〕在燃料元件內(nèi)轉(zhuǎn)換為熱能，少量在慢化劑內(nèi)釋放堆內(nèi)釋熱分配慢中子誘發(fā)核裂變后各過程的能量分配表〔MeV〕靶核235U239Pu輕碎片重碎片裂變中子瞬發(fā)γ射線裂變產(chǎn)物的β射線裂變產(chǎn)物的γ射線中微子（測不到）可探測總能量99.8(燃料材料)；48.2%68.4(燃料材料)；33%4.8(慢化劑)；2.3%7.5(燃料、結(jié)構(gòu)材料)；3.6%7.8(燃料材料)；3.8%6.8(燃料、結(jié)構(gòu)材料)；3.3%(～12；5.8%)195101.873.25.8～7～8～6.2(12)201注：反響堆中可回收能還包括剩余中子的(n,γ)反響產(chǎn)物的β，γ衰變能～7MeV，稱Ef～200MeV(p.1-39)?核平安專業(yè)實務(wù)?1.5堆內(nèi)的釋熱與傳熱燃料元件傳熱分析燃料元件導(dǎo)熱傅里葉定律q=-k▽T燃料元件內(nèi)的導(dǎo)熱氣隙導(dǎo)熱包殼導(dǎo)熱對流傳熱牛頓冷卻公式q=h〔Tw-Tb)傳熱系數(shù)h區(qū)分層流和湍流、垂直通道和水平通道、加熱通道和等溫通道，區(qū)分不同結(jié)構(gòu)?核平安專業(yè)實務(wù)?1.5堆內(nèi)的釋熱與傳熱兩相流分析在核能系統(tǒng)中，很多情況會出現(xiàn)兩相流，主要需要熟悉：兩相流水力分析垂直流動兩相流水平流動兩相流流型兩相流傳熱分析池沸騰曲線管內(nèi)流動沸騰流型和傳熱分區(qū)?核平安專業(yè)實務(wù)?

水平流流型圖〔TaitelDukler1976〕環(huán)狀液滴懸浮流分層流液面波動的分層流彈狀流液滴懸浮流泡狀流JGSJLSm/s多相流流型

Nukiyama池沸騰曲線電爐q”IBMFBDNBIIINIIIIVq”(W/cm2)TW-Tsat(oC)1000100101100101?核平安專業(yè)實務(wù)?Collier對流沸騰傳熱分區(qū)圖TWTLONBDOx=1x=0SCBSNBFCVLFLDR(PDO)FCVVLC-溫度VC-溫度BFSFAFAEFDDFSVSLFCVL?核平安專業(yè)實務(wù)?

飽和沸騰過冷區(qū)過冷膜沸騰飽和膜沸騰典型物理燒毀曲線過熱q〞x=1x=0缺液區(qū)飽和泡核沸騰DNB過冷DNB飽和過冷沸騰區(qū)液體單相強迫對流傳熱區(qū)兩相強迫對流傳熱區(qū)干涸蒸汽單相強迫對流傳熱區(qū)沸騰傳熱圖?核平安專業(yè)實務(wù)?偏離泡核沸騰1.6反響堆及核動力裝置的功率控制影響功率的因素瞬發(fā)中子的時間特性裂變時釋放的中子分兩類：瞬發(fā)中子，10-14s，約占99.35%；緩發(fā)中子，~min，約占0.65%；中子從產(chǎn)生到被吸收的平均時間稱為中子平均壽命，包括慢化時間和熱擴散時間，在水堆中慢化時間約10-5s，熱擴散時間約2.1x10-4s。中子大約在2x10-4s內(nèi)發(fā)生一代裂變。Φ(t)=Φ(0)eK過剩*〔t/l〕，難于靠控制瞬發(fā)中子控制反響堆緩發(fā)中子的時間特性緩發(fā)中子由某些裂變產(chǎn)物〔先驅(qū)核〕衰變時放出，先驅(qū)核最長的平均壽命80.6s?？紤]緩發(fā)中子后的反響堆內(nèi)中子的平均壽命約為0.085s，反響堆的中子注量率很易控制。?核平安專業(yè)實務(wù)?1.6反響堆及核動力裝置的功率控制影響功率的因素溫度效應(yīng)冷卻劑、慢化劑單位體積內(nèi)的核數(shù)變化核燃料的密度變化反射層的密度變化溫度變化引起的堆內(nèi)材料的熱中子吸收截面改變核燃料溫度變化，使超熱中子吸收性能改變溫度系數(shù)：溫度變化1oC所引起的反響性變化量，分為：慢化劑溫度系數(shù)核燃料溫度系數(shù)在設(shè)計反響堆時，盡量將反響堆設(shè)計為具有負溫度系數(shù)的。核燃料的溫度系數(shù)，就是通常所說的多普勒系數(shù)，是負值，主要由U8共振吸收特性決定的。?核平安專業(yè)實務(wù)?1.6反響堆及核動力裝置的功率控制核反響堆功率控制原理啟動、停堆以及改變反響堆的功率抵消過剩反響性、補償燃耗維持功率水平保證堆的平安增加或減少核燃料增加或減少慢化劑增加或減少反射層增加或減少中子吸收劑：包括控制棒、硼酸溶液和固體可燃毒物?核平安專業(yè)實務(wù)?1.6反響堆及核動力裝置的功率控制壓水堆核電廠功率控制壓水堆主要控制系統(tǒng)有：反響性控制和功率分布控制功率調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)一回路系統(tǒng)壓力控制穩(wěn)壓器水位控制蒸汽發(fā)生器水位控制蒸汽排放控制反響性控制和功率分布控制反響性控制主要通過改變控制棒在堆芯中的位置對燃耗和氙中毒引起的緩慢的反響性變化，通過改變冷卻劑中的硼酸濃度來補償?核平安專業(yè)實務(wù)?1.6反響堆及核動力裝置的功率控制壓水堆核電廠功率控制功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)調(diào)節(jié)特性平調(diào)劑特性過剩調(diào)節(jié)特性中間調(diào)節(jié)特性組合調(diào)節(jié)特性調(diào)節(jié)系統(tǒng)的組成主控制回路整定值確定回路出力不一致回路控制棒驅(qū)動回路?核平安專業(yè)實務(wù)?1.6反響堆及核動力裝置的功率控制功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)軸向功率分布調(diào)節(jié)美國模式：電離室測得的軸向功率偏差信號與目標(biāo)帶信號比較德國模式：控制棒分L、D組，根據(jù)軸向功率分布測量裝置給出的畸變信號進行控制棒分組控制功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)性能要求15%～100%的功率范圍穩(wěn)定工作出現(xiàn)小于10%階躍變化后，使電廠回復(fù)到平衡，不引起事故停堆出現(xiàn)小于5%時，系統(tǒng)有較好的負荷跟蹤能力，并且在負荷變化以后，將核反響堆冷卻劑平均溫度維持在調(diào)節(jié)特性規(guī)定的限度內(nèi)額定功率的15%以下，采用手動控制?核平安專業(yè)實務(wù)?1.6反響堆及核動力裝置的功率控制核反響堆的儀表控制大功率的反響堆上，各種情況都是由儀表用數(shù)字、曲線、燈光等直接顯示或打印；警告信號，運行記錄、音響、燈光，提醒操縱員注意，離事故發(fā)生還很遠，僅有出現(xiàn)事故的苗頭；反響堆事故停堆系統(tǒng)反響堆里與平安有關(guān)的各種控制系統(tǒng)，是按三取二、四取二的原那么設(shè)計的，幾臺儀表同時獨立測量，只有當(dāng)有兩臺同時發(fā)出停堆信號，才會自動停堆。多樣化、多重性設(shè)計保證反響堆能自動做出正確的響應(yīng)。?核平安專業(yè)實務(wù)?1.7堆保護系統(tǒng)的工作原理保護系統(tǒng)的功能保護系統(tǒng)由兩局部組成停堆觸發(fā)系統(tǒng)專設(shè)平安設(shè)施觸發(fā)系統(tǒng)保護系統(tǒng)完成的任務(wù)探測核電廠已經(jīng)到達整定值判明需要保護的狀況按正確的次序觸發(fā)響應(yīng)平安任務(wù)所需要的所有平安動作監(jiān)測電廠變量并向運行人員顯示其數(shù)值，供手動保護動作之用?核平安專業(yè)實務(wù)?1.7堆保護系統(tǒng)的工作原理保護系統(tǒng)的功能：停堆觸發(fā)系統(tǒng)、專設(shè)平安系統(tǒng)保護系統(tǒng)完成的任務(wù)：探測電廠變量已到達整定值；判明需要保護的狀況；按正確的次序觸發(fā)平安動作監(jiān)測電廠變量并向運行人員顯示其數(shù)值，供手動啟動保護動作之用保護系統(tǒng)的功能安排，其設(shè)計應(yīng)滿足以下要求能自動觸發(fā)有關(guān)的系統(tǒng)，保證發(fā)生預(yù)期事件時不超過規(guī)定的設(shè)計限制能檢測到設(shè)計基準(zhǔn)事故，并觸發(fā)為把這些事故后果限制在設(shè)計基準(zhǔn)范圍內(nèi)所需的的系統(tǒng)動作能抑制控制系統(tǒng)的不平安動作?核平安專業(yè)實務(wù)?1.7堆保護系統(tǒng)的工作原理保護系統(tǒng)故障導(dǎo)致系統(tǒng)誤動作稱為平安故障；導(dǎo)致系統(tǒng)據(jù)動的稱非平安故障。保護系統(tǒng)的平安故障將降低核電廠的可用率，引起經(jīng)濟損失。降低誤動作率是保護系統(tǒng)主要設(shè)計目標(biāo)之一。保護系統(tǒng)的非平安故障將使反響堆失去保護，無保護事故率=事故發(fā)生率x保護系統(tǒng)非平安故障的的平均概率。目前的標(biāo)準(zhǔn)：10-5-10-6/堆年或更高。平安性和可靠性這兩個主要目標(biāo)經(jīng)?；ハ嗝堋ＭǔＦ桨驳谝唬瑑?yōu)化權(quán)衡。保護系統(tǒng)的平安準(zhǔn)那么單一故障準(zhǔn)那么通道和系統(tǒng)的獨立性故障平安準(zhǔn)那么符合邏輯多樣性試驗、監(jiān)測和校準(zhǔn)能力?核平安專業(yè)實務(wù)?1.7堆保護系統(tǒng)的工作原理保護系統(tǒng)的實現(xiàn)為確定保護參數(shù)的動作整定值，必須進行平安分析，主要步驟：確定可能發(fā)生的事故分析事故的影響和后果規(guī)定事故工況下反響堆特性的平安界限選擇用于觸發(fā)系統(tǒng)動作的保護參數(shù)和敏感元件確定保護動作的類型和保護系統(tǒng)必須具有的性能特性核反響堆停堆觸發(fā)系統(tǒng)啟動保護核功率保護堆芯保護冷卻劑壓力和液位保護冷卻劑流量低保護蒸汽發(fā)生器保護高能管道破裂保護?核平安專業(yè)實務(wù)?1.7堆保護系統(tǒng)的工作原理保護系統(tǒng)的實現(xiàn)專設(shè)平安設(shè)施觸發(fā)系統(tǒng)：應(yīng)急堆芯冷卻觸發(fā)平安殼噴淋觸發(fā)系統(tǒng)蒸汽和給水管道隔離觸發(fā)系統(tǒng)平安殼隔離觸發(fā)系統(tǒng)輔助給水觸發(fā)系統(tǒng)氫氣復(fù)合觸發(fā)系統(tǒng)?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求平安目標(biāo)總平安目標(biāo)：是在核動力廠中建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護人員、社會和環(huán)境免受危害。總的核平安目標(biāo)由輻射防護目標(biāo)和技術(shù)平安目標(biāo)所支持，這兩個目標(biāo)互相補充、相輔相成，技術(shù)措施與管理性和程序性措施一起保證對電離輻射危害的防御輻射防護目標(biāo)：是保證在所有運行狀態(tài)下核動力廠內(nèi)的輻射照射或由于該核動力廠任何方案排放放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持低于限值并且合理可行盡量低，保證減輕任何事故的放射性后果?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求平安目標(biāo)技術(shù)平安目標(biāo)：是采取一切合理可行的措施防止核動力廠事故，并在一旦發(fā)生事故時減輕其后果；對于在設(shè)計核動力廠時考慮過的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小且低于規(guī)定限值；并保證有嚴重事故后果的事故發(fā)生的概率極低。平安目標(biāo)的實現(xiàn)：要求核動力廠的設(shè)計和運行使得所有輻射照射的來源都處在嚴格的技術(shù)和管理措施控制之下。為了實現(xiàn)平安目標(biāo)，在設(shè)計時要進行全面的平安分析：正常運行模式預(yù)期運行事件設(shè)計基準(zhǔn)事故可能導(dǎo)致嚴重事故的事件序列?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求縱深防御概念和縱深防御在核動力廠的具體表達縱深防御縱深防御概念貫徹于平安有關(guān)的全部活動，包括與組織、人員行為或設(shè)計有關(guān)的方面，以保證這些活動均置于重疊的防御之下，即使有一種故障發(fā)生，它將由適當(dāng)?shù)拇胧┨綔y、補償或糾正。在整個設(shè)計和運行中貫徹縱深防御，以便對由廠內(nèi)設(shè)備故障或人員活動及廠外事件等引起的各種瞬變、預(yù)計運行事件及事故提供多層次的保護?？v深防御概念應(yīng)用于核動力廠設(shè)計，提供一系列多層次的防御，用以防止事故并在未能防止事故時保證提供適當(dāng)?shù)谋Ｗo。第一層次防御的目的是防止偏離正常運行及防止系統(tǒng)失效；第二層次防御的目的是檢測和糾正偏離正常運行狀態(tài)；第三層次防御的目的是稀有事故發(fā)生后，固有平安特性或?qū)ＴO(shè)平安措施能夠?qū)⒑藙恿S引導(dǎo)到可控制狀態(tài)，然后引導(dǎo)到平安停堆狀態(tài)，并且至少維持一道包容放射性物質(zhì)的屏障；第四層次防御的目的是針對設(shè)計基準(zhǔn)可能已被超過的嚴重事故的，并保證放射性釋放保持在盡可能的低；第五層次防御的目的是減輕事故工況潛在的放射性物質(zhì)釋放造成的放射性后過。要求有適當(dāng)裝備的應(yīng)急控制中心及廠內(nèi)、廠外應(yīng)急方案。縱深防御概念應(yīng)用的另一方面是在設(shè)計中設(shè)置一系列的實體屏障，以包容規(guī)定區(qū)域的放射性物質(zhì)。水冷堆：燃料基體、包殼、反響堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界和平安殼。?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求縱深防御在核動力廠的具體表達設(shè)計必須提供多重的實體屏障；設(shè)計必須是保守的，建造必須是高質(zhì)量的；設(shè)計必須利用固有特性和專設(shè)設(shè)施在發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件期間及之后控制核動力廠的行為；設(shè)計必須對核動力廠提供附加控制，采用平安系統(tǒng)的自動觸發(fā)；設(shè)計必須盡實際可能提供事故過程和限制其后果的設(shè)備和規(guī)程；設(shè)計必須提供多種手段來保證實現(xiàn)每項根本平安功能，即控制反響性、排出熱量和包容放射性物質(zhì)，從而保證各道屏障的有效性和減輕任何假設(shè)始發(fā)事件的后果。為了貫徹縱深防御概念，核動力廠設(shè)計必須盡實際可能地防止：出現(xiàn)影響實體屏障完整性的情況；屏障在需要它發(fā)揮作用時失效；一道屏障因另一道屏障的失效而失效?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求平安功能和平安分級平安功能：是為平安而必須到達的特定目的，包括為預(yù)防事故工況以及為減輕事故工況后果所必須的平安功能；滿足設(shè)計平安要求的設(shè)施的平安功能包括，防止發(fā)生不可接受的反響性瞬變；停堆后，將反響堆保持在平安停堆狀態(tài)；防止預(yù)期運行事件開展成為設(shè)計基準(zhǔn)事故和停堆以減輕設(shè)計基準(zhǔn)事故的后果；在事故工況期間和之后，保持足夠的反響堆冷卻劑總量以冷卻堆芯；在設(shè)計基準(zhǔn)中所考慮的所有假設(shè)始發(fā)事件期間和之后，保持足夠的反響堆冷卻劑總量以冷卻堆芯；在反響堆壓力邊界失效后，從堆芯排出熱量以限制燃料損壞；將其他平安系統(tǒng)的熱量傳遞到最終熱阱；為平安系統(tǒng)提供必要的公用設(shè)施；保持堆芯內(nèi)的燃料包殼可接受的完整性；保持反響堆冷卻劑壓力邊界的完整性；?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求平安功能和平安分級平安功能限制放射性物質(zhì)從平安殼向外釋放；設(shè)計基準(zhǔn)事故和選定的嚴重事故期間和之后，限制放射性物質(zhì)對于公眾和廠區(qū)人員的輻射照射；所有運行狀態(tài)下將放射性物質(zhì)的排放或釋放限制在規(guī)定的限值以內(nèi)；對核動力廠內(nèi)的環(huán)境狀況保持控制，為操縱員提供必要的可居留性；在所有運行狀態(tài)下，對廠區(qū)內(nèi)運輸或貯存中的已輻照燃料的放射性釋放進行控制；從貯存在反響堆冷卻劑系統(tǒng)以外，但仍在廠區(qū)以內(nèi)的已輻照燃料中排出衰變熱；使貯存在反響堆冷卻劑系統(tǒng)以外，但仍在廠區(qū)以內(nèi)的燃料保持足夠的次臨界度；當(dāng)某一構(gòu)筑物、系統(tǒng)或部件的損壞會損害某一平安功能時，防止其發(fā)生損壞或限制其損壞所引起的后果。?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求平安功能和平安分級平安分級：首先確定屬于平安重要物項，然后根據(jù)平安功能和平安重要性分級劃分平安重要性的方法主要基于確定論方法，適當(dāng)輔以概率論方法和工程判斷，考慮如下因素：該物項要執(zhí)行的平安功能；未能執(zhí)行其功能的后果；需要該物項執(zhí)行某一平安功能的可能性；假設(shè)始發(fā)事件后需要該物項投入運行的時刻或持續(xù)運行時間平安分級必須在不同級別的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件之間提供適宜的接口設(shè)計，以保證劃分為較低級別的系統(tǒng)中的任何故障不會蔓延到劃分為較高級別的系統(tǒng)。?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的可靠性設(shè)計可靠性設(shè)計要求和實現(xiàn)共因故障單一故障準(zhǔn)那么故障平安設(shè)計多重性多樣性獨立性?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求事故預(yù)防和核動力廠平安特性依靠核動力廠的固有特性，使假設(shè)始發(fā)事件不產(chǎn)生與平安有關(guān)的重大影響發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件后，核電廠借助非能動平安設(shè)施或連續(xù)運行的平安系統(tǒng)的作用，以控制該事件，使核動力廠趨于平安發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件后，借助需要投入的平安系統(tǒng)的作用，使核動力廠趨于平安發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件后，借助專門規(guī)程，使核動力廠趨于平安內(nèi)部和外部事件內(nèi)部事件：必須分析假設(shè)始發(fā)事件，確定所有內(nèi)部事件，包括設(shè)備故障或誤操作火災(zāi)和爆炸其他內(nèi)部災(zāi)害外部事件：核動力廠必須針對核動力廠址和核動力廠的組合確定作為設(shè)計基準(zhǔn)的外部自然事件和外部人為事件廠址特征事件：地震、洪水、狂風(fēng)、海嘯和極端氣象條件外部人為事件：描述廠址特征已確定的那些事件和導(dǎo)出的設(shè)計基準(zhǔn)事件?核平安專業(yè)實務(wù)?1.8核動力廠設(shè)計的根本平安要求經(jīng)驗證的工程實踐平安分析確定論方法確認運行限值和條件符合核動力廠正常運行設(shè)計的假設(shè)和要求；適合于核動力廠設(shè)計和廠址假設(shè)始發(fā)事件的特征源自假設(shè)始發(fā)事件的事件序列的分析和評價各項分析結(jié)果與放射性的驗收準(zhǔn)那么和設(shè)計限值的比較設(shè)計基準(zhǔn)的制定和確認論證通過平安系統(tǒng)的自動響應(yīng)結(jié)合所規(guī)定的操縱員動作能夠管理預(yù)期運行事件和實際基準(zhǔn)事故概率論方法：必須完成核動力廠的PSA，到達以下目的：提供系統(tǒng)性的分析，確信設(shè)計符合總的平安目標(biāo)證明整個設(shè)計是平衡的，。。。確認核動力廠參數(shù)小的偏差不會引起核動力廠性能嚴重異常；提供發(fā)生堆芯嚴重損壞狀態(tài)的概率評價以及要求廠外早期響應(yīng)的風(fēng)險評價提供外部災(zāi)害事件的概率和后果評價鑒別通過設(shè)計改進或運行規(guī)程的修改降低嚴重事故概率或減輕其后果的系統(tǒng)評價核動力廠應(yīng)急規(guī)程的充分性核實是否符合概率目標(biāo)?核平安專業(yè)實務(wù)?1.9核動力廠事故分析與嚴重事故預(yù)防和緩解核動力廠事故分析方法確定論方法和PSA方法核動力廠運行工況的分類工況I--正常運行工況II—預(yù)期運行事件，發(fā)生頻率>10-2/堆年工況III—稀有事故，發(fā)生頻率10-4/堆年--10-2/堆年工況IV—極限事故，發(fā)生頻率10-6/堆年--10-4/堆年按核事件影響核平安和輻射平安的嚴重程度分類，分7級：1級—異常2級—事件3級—嚴重事件4級—主要在核設(shè)施內(nèi)的事故5級—具有廠外風(fēng)險的事故6級—嚴重事故7級—極嚴重事故1-3級稱事件，4-7級稱事故，IAEA/OECD的INES?核平安專業(yè)實務(wù)?1.9核動力廠事故分析與嚴重事故預(yù)防和緩解驗收準(zhǔn)那么對于工況II事件燃料元件不燒毀一回路壓力小于110%放射性后果按正常排放對工況III—IV燃料元件保持可冷卻，PCT<1204oC一回路壓力小于120%放射性后果，。。。事故分析的根本假設(shè)初始條件及各項參數(shù)4項根本假設(shè)假設(shè)失去廠外電源最大價值組棒卡在全抽出棒位僅考慮平安級設(shè)備的緩解事故的作用需假設(shè)極限的單一故障?核平安專業(yè)實務(wù)?核動力廠事故分析與嚴重事故預(yù)防和緩解設(shè)計基準(zhǔn)事故典型設(shè)計基準(zhǔn)事故<主給水管道破裂事故><反響堆冷卻劑泵泵軸卡死及泵軸斷裂><控制棒彈出事故><蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故><大破口失水事故><小破口失水事故><未能停堆的預(yù)期運行瞬變〔ATWAS〕>1.9核動力廠事故分析與嚴重事故預(yù)防和緩解嚴重事故的預(yù)防和緩解概述嚴重事故初因事件嚴重事故的物理過程針對嚴重事故必須考慮的事項〔6條事項〕對工況III—IVPWR核電廠需要考慮典型的嚴重事故預(yù)防和緩解措施14條改進系統(tǒng)和設(shè)備的運行可靠性，降低始發(fā)事件發(fā)生頻率自動控制功能的合理設(shè)計，改善瞬態(tài)特性，減少平安系統(tǒng)動作和人員的干預(yù)通過多重性和多樣性的系統(tǒng)設(shè)備，提高平安系統(tǒng)的可靠性全場斷電的處理。。。?核平安專業(yè)實務(wù)?嚴重事故的預(yù)防和緩解概述嚴重事故即堆芯嚴重損壞事故，并有可能破壞平安殼的完整性，從而造成環(huán)境放射性污染及人身傷亡，產(chǎn)生十分巨大的損失?，F(xiàn)有核電廠基于縱深防御思想，設(shè)置了多道屏障及專設(shè)平安設(shè)施，采取了嚴格質(zhì)量管理和操縱員選拔培訓(xùn)制度，同時，核電廠選址也有嚴格要求，因而核電廠抵御外來災(zāi)害和內(nèi)部事變的能力很強。只有在連續(xù)發(fā)生多重故障，包括操縱員失誤，使核電廠長期失去熱阱，才會導(dǎo)致嚴重