核安全专业实务01Word下载.docx

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堆型名称、核燃料种类、核燃料富集度、慢化剂种类、冷却剂种类、燃料元件形状。

6.说明五种主要堆型中，每一种堆型独有的特点。

7.为什么重水堆可以采用天然铀作为核燃料？

8.钠冷快中子堆内有无慢化剂？

为什么快中子堆可以更充分地利用铀资源？

9.简述压水堆堆芯的结构组成。

10.简述压水堆核电站输热系统的系统流程及各回路主要设备。

11.说明停堆冷却系统、安全注射系统、安全壳喷淋系统的功能。

12.说明燃料芯块的释热传输到堆芯以外，所经历的传热过程和相应的传热机理。

13.说明垂直通道内的两相流流型与水平通道内两相流流型的异同。

14.分别说明在流动沸腾中，可能出现的烧干沸腾临界和DNB沸腾临界的沸腾机理。

15.说明“碘坑”形成的机理和对反应堆运行的影响。

16.解释产生燃料温度效应和慢化剂温度效应的原因。

说明温度系数αT的正负号对于反应堆稳定运行的影响。

17.说明压水堆运行中反应性控制的方式。

18.说明缓发中子的时间特性和它在反应堆功率控制中的作用。

19.说明核反应堆保护系统应具备的安全功能。

20.什么是保护系统必须遵循的单一故障准则？

21.什么是总的安全目标？

22.什么是辐射防护目标？

23.什么是技术安全目标？

24.核动力厂设计时如何实现安全目标？

25.纵深防御概念应用于核动力厂的设计时，可提供多少层次的防护？

简要说明每一个层次的目的。

26.简要说明纵深防御在核动力厂设计中的具体体现。

27.为了贯彻纵深防御概念，核动力厂设计中必须尽可能地防止什么？

28.什么是安全功能？

三项基本安全功能是什么？

29.如何对核动力厂所有构筑物、系统和部件进行安全分级？

30.如何在核动力厂设计中使共因故障的影响降低到最小程序？

31.什么是安全组合？

32.什么是多重性？

33.核动力厂系统设计采用多样性有何意义？

34.在核动力厂系统设计中如何实现独立性要求？

35.核动力厂对任何假设始发事件的预期响应必须达到什么样的状态？

36.核动力厂设计必须考虑哪些内部灾害？

37.核动力厂设计必须考虑哪些外部自然事件？

38.安全分析中必须采用哪两种分析方法？

39.纵深防御概念如何应用到火灾防护？

40.如何建立防火区的边界？

41.什么是火灾封锁法？

42.什么是火灾扑灭法？

43.概率安全分析通常分为几个级别？

44.概念安全分析建立事件序列的模型时通常采用什么方法？

45.概念安全分析建立系统失效的模型时通常采用什么方法？

46.1级概率安全分析通常用于确定什么风险？

47.2级概率安全分析通常用于确定什么风险？

48.概率安全分析在核安全管理中主要可以应用到哪些方面？

49.核级部件及机械设备与常规机械设备在设计、制造活动及其质量控制与管理方面的基本差别是什么？

50.如何进行部件与设备的核安全分级，部件与设备核安全分级包括的内容是什么？

51.核级部件与机械设备的安全级别与建造规范、标准之间的关系是什么？

52.《ASME锅炉与压力容器规范》第Ⅲ卷和《压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M》第Ⅰ卷的设计目标是什么？

53.核级机械部件与设备设计的基本核安全要求是什么？

54.什么是压力边界的结构完整性？

55.在核动力厂四种不同的运行工况下核级机械部件与设备的压力边界保持结构完整性的含义是什么？

56.电厂状态和系统运行工况的基本概念是什么？

57.核级机械部件和设备的设计荷载与设计限值、使用荷载与使用限值和试验荷载与试验限值的基本概念是什么？

58.电厂预期运行事件、电厂运行工况、载荷组合以及使用限值之间的关系是什么？

59.核级部件与设备设计的基本步骤有哪些？

60.什么是机械部件与设备的可运行性和功能能力？

61.如何评定机械部件与设备的可运行性和功能能力？

62.核级部件与设备抗震鉴定的目的和方法是什么？

63.核级部件与设备环境鉴定核安全审查的范围、主要内容及验收准则是什么？

64.核级机械部件与设备的基本核安全要求是什么？

65.什么是核动力厂的运行限值和条件？

运行限值和条件分哪几类？

在制定和修改运行限值和条件上，有哪些主要要求？

66.进行核动力厂的安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查活动有哪些主要管理要求？

67.核动力厂的修改包括哪些方面？

进行核动力厂的修改活动，需要哪些主要管理要求？

68.核动力厂运行中的运行含义？

69.核动力厂状态的含义？

70.核动力厂运行状态的含义？

71.核动力厂事故工况的含义？

72.核动力厂正常运行的含义？

73.核动力厂预计运行事件的含义？

74.核动力厂设计基准事故的含义？

75.严重事故的物理过程是什么？

76.严重事故穿便衣把儿一缓解有哪些措施？

77.各类设计基准呑噬的过程有什么特征，主要危害是哪些？

为预防及缓解事故对核电厂设计提出了什么要求？

78.何谓核动力厂技术规格书中的安全限值？

安全系统整定值？

79.何谓核动力厂技术规格书中的正常运行限制条件？

80.正常运行限制条件由哪几部分组成？

81.何谓核动力厂的运行安全监督？

82.何谓核动力厂营运单位？

83.核动力厂营运单位组织机构的管理职能是什么？

84.请给出核动力厂运行人员职务级别。

85.请给出核动力厂主要调试阶段。

86.请列出核动力厂首次装料的必要条件。

87.请列出核事件分级。

88.请简要给出核动力厂事故停堆管理中的处理程序。

89.核动力厂在役检查的目的是什么？

90.核动力厂在役检查的基础是什么？

91.核动力厂在役检查的设计考虑有哪些？

92.核动力厂役前检查和在役检查的关系是什么？

93.系统压力试验需注意的主要问题是什么？

94.核动力厂在役检查大纲编制和实施的要点是什么？

95.核动力厂定期试验的核安全法规要求是什么？

96.核电厂定期试验大纲以及试验程序的主要内容是什么？

97.核电厂定期试验的主要类型有哪些？

98.核电厂定期试验确定试验周期和频度的要素有哪些？

99.核电厂定期试验大纲有效性监督的主要内容有哪些？

100.核材料管理的目的和基本要求是什么？

101.我国对核材料管制的主要对策是什么？

102.什么是核材料、直接使用核材料和间接使用核材料？

103.核材料衡算概括由哪几部分组成

104.核材料衡算管理分为哪两类核设施？

并叙述它们是如何实现核材料衡算控制的。

105.核材料衡算采用闭合平衡的方法，这里的“闭合”和“平衡”是指什么意思？

106.试说明平衡区划分的基本原则是什么？

107.核材料平衡区划分的基本原则是什么？

108.实物保护的基本概念是什么？

核材料和核设施的实物保护级别划分的依据是什么？

我国将实物保护划分几个保护等级？

109.我国对核设施实物保护的要求是什么？

110.说明设计一个有效的实物保护系统需要哪几个步骤？

如何确定实物保护系统的目标？

111.我国核事故应急实物三级管理。

请说明是哪三级，它们分别制定什么应急计划？

112.核事故应急状态分几级？

列出其名称

113.请说明在核与辐射应急情况下，公众实施隐蔽和撤离的通用干预水平（由防护行动可避免的剂量）为多少？

114.我国国家标准中推荐采用的堆核电厂烟羽应急计划区的内区、外区分别为多少？

115.国家核安全局在颁发核电厂首次装料批准书时对营运单位在应急计划与准备方面的要求是什么？

引言

●1942年美国科学家费米在芝加哥大学运行场看台下面的石墨反应堆内，首次实现了原子核链式反应，开创了人类利用核能的新纪元。

●目前已有400余座核电机组投入商业运行，是全世界发电站总发电的17%；

●核能是公认的经济、清洁、技术先进具有广阔发展前景的能源。

●同时三里岛和切尔诺贝利核电站事故也清楚告诉人们核能具有潜在的放射性危险；

●保护人员、社会、环境免受放射性危害是核能发展必须遵循的前提条件。

本章小结：

第一章由以核动力厂安全为中心的三部分内容组成。

首先，从第一节至第七节讲述了核反应堆工程原理，该部分是学习核动力厂安全必备的基础知识。

其次，第八节、第十三节、第十四节、第九节、第十七节构成本章的核心内容，分别系统阐明核动力厂设计安全、运行安全、事故分析、严重事故预防与缓解、营运单位的事故应急。

该内容是核安全工作者应该掌握或熟悉的专业要求和实施方法。

最后，本章的其余各节介绍了核动力厂防火；

核动力厂概率安全评价；

核部件、设备、系统分级和鉴定；

核动力厂在役检查和定期检验；

核材料管制和实物保护，便于读者进一步了解或熟悉核动力厂安全的部分专业工业细节，有利于读者深入认识核动力厂安全工作全貌。

第一节核反应堆的基本工作原理

●核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的可控自持链式裂变反应；

●核反应堆由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成；

●核反应堆堆芯是核燃料存放的区域，是核动力厂的心脏，核裂变链式反应就在其中进行；

●链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在燃料元件内转化为热能，然后通过热传导、对流传热和热辐射等方式传递给燃料元件周围的冷却剂，再由冷却剂带载到堆芯外，通过动力系统转化为所需的动力。

一中子与原子核的相互作用

1、散射反应

●中子与原子核发生散射反应，中子改变了飞行方向和飞行速度。

●散射反应有两种不同的机制，一种称为弹性散射、另一种称为非弹性散射。

●非弹性散射的反应式如下：

X（A,Z）+n（1,0）→[X（A+1,Z）]*→[X（A,Z）]*+n（1,0）;

[X（A,Z）]*→X（A,Z）+γ；

●能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步减少，这种过程称为中子的慢化；

●在热中了反应堆中，中了慢化主要依靠弹性散射；

●在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀238的非弹性散射，能量也会有所降低。

2、俘获反应

●俘获反应也称为（n,γ）反应，中子被原子核吸收后，形成一种新核素，并放出γ射线；

●一般反应式如下：

X（A,Z）+n（1,0）→[X（A+1,Z）]*→[X（A+1,Z）]+γ

●反应堆内重要的俘获反应有：

U（238,92）+n（1,0）→U（239,92）+γ

●U（239,92）→（β-,2-3d）→Np（239,93）→（β-,23min）→Pu（239,94）,这就是在反应堆内将铀238转化为核燃料钚239的过程；

●类似的反应还有：

Th（232,90）+n（1,0）→U（233,90）+γ

●Th（233,90）→（β-,22min）→Pa（233,91）→（β-,27d）→U（233,92）,这就是将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀233的过程；

3、裂变反应

●核裂变是堆内最重要的核反应；

●铀233、铀235、钚239和钚241等核在各种能量的中子作用下均能发生裂变，通常被称为易裂变核素；

●而钍232和铀238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为转换材料；

●目前热中子反应堆内主要采用铀235作核燃料

●铀裂变时一般产生两个中等质量的核，叫做裂变碎片；

同时发出平均2.5个中子，还释放出约200MeV的能量。

二、核反应截面和核反应率密度

核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应概率的物理量。

1、微观截面

●ΔI=σNIΔX，式中的σ是比例系数，称为“微观截面”

●微观截面σ是中子与单个靶发生相互作用概率大小的一种度量，它的量纲是面积。

通常采用靶作为微观截面的单位，1靶=10-24cm2；

●为了区分不同的核反应，要给微观截面带上不同的下标，通常用下标s、e、in、f、r、a、t分别表示散射、弹性散射、非弹性散射、裂变俘获、非裂变俘获、吸收和总的作用截面；

2、宏观截面

●工程实践中要处理的是中子与大量原子核发生反应的问题，引入宏观截面Σ；

●宏观截面的定义：

Σ=Nσ；

核密度N的常用单位是1/cm3，N可用下式计算N=N0（ρ/A）

●宏观截面是中子与单位体积中所有原子核发生相互作用的概率的一种度量；

量纲是长度的倒数，常用1/cm为单位。

3、中子注量率与核反应率密度

●核反应率密度是单位时间内在单位体积中发生的核反应的次数；

一般用R表示；

●中子注量率Ф（中子通量密度或中子通量）：

Ф=nV，其中n为中子密度，即单位体积中的中子数目，V是中子飞行速度；

中子注量率是单位体积中所有中子在单位时间内飞行的总路程。

●利用中子注量率和宏观截面就可以计算核反应率密度：

R=ΣФ

●这个公式可以从宏观上了解核反应的强度；

4、截面随中子传递能量变化的规律

●核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质；

●对于许多核素考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性，可以发现大体上存在三个区域：

●首先是低能区（一般指E小于1eV）：

在该能区吸收截面σ随中子能量的减小而逐渐增大，大致与中子的速度成反比，故这个区域也称为吸收截面的1/V区；

●接着是中能区（1eV<

E<

104eV）：

在此能区内许多重元素的截面出现了许多峰值，这些峰一般称为共振峰；

●在E>

104eV以后的区域称为快中子区，那里的截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面随能量的变更也趋于平滑。

●铀235、钚239和铀233等易裂变核的裂变截面σf随中子能量的变化呈现相同的规律；

●在低能区其裂变截面随中子能量减小而增加，且σf值很大。

如当中子能量E=0.0253eV时，铀235的σf约为583靶，钚239的σf为744，因此在热中子反应堆内的核裂变反应基本上都是发生在低能区；

●对于中能区的中子，铀235核的裂变截面出现共振峰，共振能量延伸至千电子伏；

●在千电子伏至几兆电子伏的能区内，裂变截面降低到只有几靶。

三、中子的慢化

●核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV；

●要建造低能中子引发裂变的反应堆就一定要设法让中子的能量降下来，这可以通过向堆中放置慢化剂，让中子与慢化剂核发生散射反应来实现。

●必须采用轻元素来做慢化剂，核反应堆中常用的慢化剂有水（氢）、重水（氘）和石墨（碳）等；

●在核反应堆物理中常用慢化能力和慢化比这两个物理量来衡量慢化剂的优劣。

●慢化能力是慢化剂的宏观截面Σs与每次散射碰撞后中子损失能量ξ的乘积。

其值越大，说明中子与慢化剂发生散射的机会越多；

ξ越大则说明每次散射中子损失能量越多。

两种乘积反映了慢化剂慢化中子的能力；

●慢化比：

Σsξ/Σa这个物理量才比较多面地反映了慢化剂的优劣。

好的慢化剂不仅应该具有较大的慢化能力，还应该有大的慢化比。

●在几种慢化剂中，水的慢化能力最强，故用水作慢化剂的反应堆芯体积可以做得较小，但水的慢化比较小，这个因为它的吸收截面较大，所以水堆必须用浓缩铀作燃料；

●重水和石墨的慢化比都比较大，因为它们的吸收截面很小，因此重水堆和石墨堆都可以采用天然铀作核燃料；

但这两种物质的慢化能力比水要小得多，故重水堆和石墨堆（尤其是后者）的堆芯比轻水堆大得多。

●裂变放出的高能中子（也称为快中子）在慢化到低能的过程中，必须会经过中能阶段。

中子慢化到这一能区时必然有一部分被铀238核共振吸收，其余的中子继续慢化。

在慢化过程中逃脱共振吸收的中子份额就称为逃脱共振几率，一般用P来表示。

●逃脱共振吸收后的中子继续通过散射反应而慢化，但中子的速度不可能最后慢化到零。

当中子的速度降低到一定程度后就与周围介质中的核处于热平衡状态了，慢化过程也就结束了。

与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。

在20℃时热中子的最可小速度是2200m/s，相应的能量是0.0253eV。

●裂变中子慢化为热中子需要经历与慢化剂核的多次碰撞。

假设将能量为2MeV的中子慢化到1eV，那么中子必须与水中的氢原子核平均碰撞18次。

●慢化所需的时间称为慢化时间，对于水时间约6E-6s。

●裂变中子慢化为热中子后还会继续在介质中进行扩散，直至被吸收。

热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常见的慢化剂中，热中子的扩散时间一般在1E-4～1E-2s；

●扩散过程要比慢化过程慢得多。

快中子的慢化时间和热中子的扩散时间越长，则中子在介质中慢化和扩散时越容易泄漏出去。

四、核反应堆临界条件

●裂变反应产生中子的几种结果：

被裂变材料吸收、从堆芯中泄漏出去、即使被裂变材料吸收的中子也只有一部分能引发裂变产生下一代中子，其余的引发俘获反应，不产生中子；

●所以下一代中子数不一定比上一代多，必须具体分析；

●核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数来表示：

K有效=（系统内中子的产生率）/（系统内中子的消失率）

●系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+系统内中子的泄漏率

●K有效=1：

堆芯内中子的产生率恰好等于中子的消失率，这样在堆芯内进行的链式裂变反应将以恒定的速率不断进行下去，也就是说链式反应过程处于稳定状态。

这时反应堆的状态称为临界状态；

●K有效<

1：

堆芯内中子数目将随时间而不断减少，链式反应不能自己延续下去，此时反应堆的状态称为次临界状态；

●K有效>

堆芯内的中子数目将随时间而不断地增加，这种状态称为超临界状态。

●反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是：

K有效=1。

即反应堆处于临界状态。

这时核反应堆芯部的大小称为临界尺寸（或临界体积），在临界情况下反应堆所装载的核燃料量叫做临界质量；

●有效增殖系数与堆芯系统的材料成分和结构（如易裂变核素的富集度、燃料与慢化剂的比例等）有关，同时也与堆的尺寸和形状有关。

●中子循环就是指裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中燃料核引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程；

它包括若干个环节：

⏹首先是快中子倍增过程，部分裂变中子由于能量较高（高于铀238的裂变阈能）可引起一些铀238核裂变；

⏹快中子在慢化过程中要经过共振能区必然有平分中子被共振吸收而损失掉；

⏹逃脱了共振吸收的中子被慢化成热中子，热中子在擴过程中被堆芯的各种材料吸收，被慢化剂、冷却剂和结构材料等物质吸收造成热中子损失；

⏹部分被核燃料吸收的热中子很大可能要发生裂变，但也有较小的可能不发生裂变；

⏹上述讨论尚未考虑中了泄漏的影响。

五、核燃料的消耗、转化与增殖

●达到临界的反应堆可以实现自续链式反应，不断地释放出裂变能。

这一过程也是核燃料的消耗过程；

●由于堆内存在大量中子和铀238原子核，通过铀238对中子的俘获，新燃料钚239原子核将被生产出来。

如果反应堆中新生产出来的燃料的量超过了它所消耗的核燃料，那么这种反应堆就称为增殖堆。

●一个铀235核裂变可以释放出200MeV的能量，相当于3.2E-11J。

因此1MW的功率相当于每秒钟有3.12E16个铀235核裂变，每日有2.70E21个铀235裂变。

相当于1.05g铀235，这就是说反应堆每发出1MWd的能量需要1.05g铀235裂变。

●考虑到在裂变的同时必要有一部分铀235由于发生（n,γ）反应而浪费掉（对铀235其σf=583靶，σr=101靶）因此发出1MWd的能量实际上需要消防的铀235为1.05g（σf+σr）/σf≈1.23g

●如果考虑在运行过程中产生的钚也能为产生能量做出部分贡献，那么铀235的消耗量还会更小一点。

●有两个因素影响着核燃料的燃耗浓度：

在元件尚剩不少铀235（以及运行中生成的钚239）时就不得不换料：

⏹第一随着可裂变核的消耗反应堆的有效增殖系数K有效会不断下降，当降到1以下时，堆就不能达到临界了，当然也不能再燃烧了；

⏹第二，反应堆运行时燃料元件处于高温、高压、强中子辐照条件下，元件包壳会受到一定损坏。

为防止包壳破损导致的放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置的时间是受到严格控制的。

●核燃料燃烧的充分程度常采用燃耗深度这一物理量来衡量。

●在动力堆中它被定义为堆芯中每吨铀放出的能量，其单位是MWd/t铀。

注：

这里指的铀包括铀235和铀238，并非只是铀235。

●目前商用和军用动力堆均采用铀235作核燃料；

●天然铀中大量存在的铀238并不能作为核燃料来使用，因为热中子不能使其裂变，快中子虽然能引起铀238核裂变，但裂变截面太小。

幸好铀238俘获中子后可以变成易裂变同位素钚239，反应堆内的强中子场为铀238转换成核燃料提供了良好条件。

●为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，记为CR，其定义是：

CR=易裂变核的平均生成率/易裂变核的平均消耗率；

●大多数现代轻水堆的转化比约为0.6，高温气冷堆具有较高的转化比，为0.8，因此有时被称为先进转化堆。

●对于轻水堆由于可实现核燃料的转化，最终被利用的易裂变核约为原来的2.5倍。

天然铀中仅含有约0.7%的铀235，如果仅采用轻水堆则最多只能利用0.7%×

2.5=1.75%的铀资源；

●若CR=1，则每消耗一个易裂变核便可以产生出一个新的易裂变核，此时可转换材料（铀-238等）可以在反应堆内不断转换为易裂变材料达到自给自足，