1、核安全專業(yè)實務(wù),注冊核安全工程師考試復(fù)習(xí) 2009年6月,核安全專業(yè)實務(wù),第一章 核反應(yīng)堆工程 考試要求 了解核動力廠和其他反應(yīng)堆的主要類型及基本工作原理 熟悉我國核動力廠和其他反應(yīng)堆的主要系統(tǒng)及功能 熟悉反應(yīng)堆對本體結(jié)構(gòu)和結(jié)構(gòu)材料的基本安全問題 了解核燃料、燃料組件及其結(jié)構(gòu)材料 熟悉反應(yīng)性、反應(yīng)性控制及反應(yīng)堆的功率分布和影響反應(yīng)性的因素 熟悉反應(yīng)堆堆內(nèi)釋熱、堆內(nèi)傳熱和冷卻劑的沸騰 熟悉反應(yīng)堆及其動力裝置功率控制的基本概念 了解反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的工作原理 掌握核動力廠和其他反應(yīng)堆設(shè)計的基本安全要求 了解核動力廠事故分析，嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解,核安全專業(yè)實務(wù),第一章 核反應(yīng)堆工程 考試要求 了解核

2、動力廠防火設(shè)計 了解核動力廠的概率安全分析及其在安全管理中的應(yīng)用 熟悉核級機(jī)械設(shè)備與部件的核安全基本要求以及核級儀表、控制和電力系統(tǒng)部件的核安全基本要求 掌握核動力廠和其他反應(yīng)堆運(yùn)行的基本安全要求 掌握核動力廠和其他反應(yīng)堆運(yùn)行的安全管理 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(yùn)營單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng),核安全專業(yè)實務(wù),第一章的復(fù)習(xí)內(nèi)容： 1.1 核反應(yīng)堆的基本工作原理 1.2 核反應(yīng)堆的主要類型 1.3 核反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)與核電廠系統(tǒng)及設(shè)備 1.4 反應(yīng)性與反應(yīng)性控制 1.5 堆內(nèi)的釋熱與傳熱 1.6 反應(yīng)堆及核動力裝置的功率控制 1.7 堆保護(hù)系統(tǒng)的工作原理 1.8

3、 核動力廠設(shè)計的基本安全要求 1.9 核動力廠事故分析與嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解,核安全專業(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核動力廠的概率安全分析及其在安全管理中的作用 1.12 核級機(jī)械部件、設(shè)備與常規(guī)機(jī)械產(chǎn)品在設(shè)計、制造活 動及其質(zhì)量控制與監(jiān)督管理方面的基本差異 1.13 核動力廠運(yùn)行的基本安全要求 1.14 核動力廠運(yùn)行的安全管理 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(yùn)營單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng),核安全專業(yè)實務(wù),1.1 核反應(yīng)堆的基本工作原理 知識要點(diǎn)： 中子與原子核的相互作用 核反應(yīng)截面和核反應(yīng)率密度 中子的慢化 反應(yīng)

4、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,核安全專業(yè)實務(wù),中子與原子核的相互作用 散射反應(yīng) 俘獲反應(yīng) 裂變反應(yīng) 核反應(yīng)截面和核反應(yīng)率密度 微觀截面 宏觀截面 中子注量率與核反應(yīng)率密度 截面隨中子能量變化的規(guī)律,核安全專業(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達(dá)到2MeV，最大能量可達(dá)10MeV 反應(yīng)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，必須用濃縮鈾建反應(yīng)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應(yīng)堆，反應(yīng)堆體積比輕水堆大得多 U238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

5、中子為熱中子 20 oC， v=2200m/s, E=0.0253eV 2MeV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(kuò)散時間，在常見的慢化劑中， 10-4 10-2s,核安全專業(yè)實務(wù),反應(yīng)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)椒磻?yīng)自持 核反應(yīng)堆內(nèi)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)自續(xù)進(jìn)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)搅炎兎磻?yīng)堆的臨界條件是K有效=1 核

6、反應(yīng)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、部分裂變中子由于能量高，可引起一些U8裂變；部分共振吸收，部分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，被核燃料吸收的大部分要引起裂變；,核安全專業(yè)實務(wù),核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖 達(dá)到臨界的反應(yīng)堆可以實現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，不斷釋放出裂變能。這一過程也是核燃料消耗的過程 核反應(yīng)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。如果反應(yīng)堆

7、中新生產(chǎn)的燃料量超過了它所消耗的核燃料，那么這種反應(yīng)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，3.2x10-11 1MW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(yùn)行中U8轉(zhuǎn)換部分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 反應(yīng)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

8、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。反應(yīng)堆內(nèi)的強(qiáng)中子場為鈾238轉(zhuǎn)換成核燃料提供了良好條件。 為了描述各類反應(yīng)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，CR1稱增殖堆，用BR表示，Pu9燃料的快堆BR可達(dá)1.2 大多數(shù)現(xiàn)代輕水堆的轉(zhuǎn)化比 0.

9、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(jìn)轉(zhuǎn)化堆。,核安全專業(yè)實務(wù),核安全專業(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)的商用核電廠反應(yīng)堆堆芯都近似布置成圓柱形，根據(jù)反應(yīng)堆物理計算可以得到堆芯中子通量分布： 由此，可以確定堆芯體積發(fā)熱率分布。其中，J(2.405r/Re)是的徑向分布函數(shù)（零階貝塞爾函數(shù)）；cos(z/Le)是的軸向分布函數(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)出燃料元件表面熱流密度的分布，以確定冷卻系統(tǒng)是否能提供足夠的冷卻能力，保證反應(yīng)堆燃料元件在功率運(yùn)行范圍內(nèi)

10、不出現(xiàn)傳熱危機(jī)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。,核安全專業(yè)實務(wù),堆內(nèi)中子注量率分布與展平 帶反射層反應(yīng)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，反應(yīng)堆堆芯的尺寸可以更小 實際上運(yùn)行的反應(yīng)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 水槍對中子注量率的擾動,中子注量率展平的重要性 裂變反應(yīng)率的強(qiáng)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應(yīng)堆的功率水平與功率密度的分布，從而間接地影響運(yùn)行安全等。 提高堆功率水平的有效措施應(yīng)是在保證最高熱

11、負(fù)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，就必須對反應(yīng)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。,核安全專業(yè)實務(wù),中子注量率分布的展平方法 有若干種方法可以實現(xiàn)中子注量率展平： 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)域加入濃度較低的燃料或半徑較小的燃料棒，在堆芯邊緣區(qū)域加入濃度較高的燃料或半徑較大的燃料棒，從而達(dá)到中子注量率展平的目的。 合理布置控制棒 用控制棒展平中子注量率，更是一般在運(yùn)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

12、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。 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)域的燃料元件表面涂以相應(yīng)濃度的可燃毒物，既可以達(dá)到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(diǎn)。 中子注量率展平的方法，就其實質(zhì)來說，不論是改變?nèi)剂习舾患然虬霃剑鎏砜刂瓢艋蚩扇级疚?，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)。,核安全專業(yè)實務(wù),1.2 核反應(yīng)堆的主要類型 目前世界上大小核反應(yīng)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

13、度對核反應(yīng)堆進(jìn)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,核安全專業(yè)實務(wù),1.2 核反應(yīng)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

14、燃料 世界上已建成的堆絕大多數(shù)屬于熱中子堆,核安全專業(yè)實務(wù),1.2 核反應(yīng)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，世界第一批反應(yīng)堆大都采用石墨作慢化劑。高強(qiáng)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(qiáng)的吸收，導(dǎo)致輕水堆必須采用加濃鈾 輕

15、水在中子照射下會產(chǎn)生放射性，增加堆屏蔽防護(hù)的要求,核安全專業(yè)實務(wù),1.2 核反應(yīng)堆的主要類型 (4) 按照冷卻劑分類 核反應(yīng)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)。核反應(yīng)堆的熱工水力學(xué)性質(zhì)主要取決于選用的冷卻劑，所以從研究反應(yīng)堆熱工水力學(xué)的角度常常按照冷卻劑來劃分核反應(yīng)堆的類型 氣冷堆，CO2、He 輕水冷卻反應(yīng)堆，PWR、BWR，(石墨水冷堆) 重水冷卻反應(yīng)堆，CANDU 液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆，鈉冷、鉍冷、鉛冷、鋰?yán)?、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）,核安全專業(yè)實務(wù),1.2 核反

16、應(yīng)堆的主要類型 按運(yùn)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發(fā)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),核安全專業(yè)實務(wù),核反應(yīng)堆基礎(chǔ),核反應(yīng)堆的主要類型 核反應(yīng)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發(fā)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（

17、LMFBR）等五種堆型。 反應(yīng)堆的基本特征，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(diǎn)等。 五種核反應(yīng)堆的基本特征 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 H2O H2O UO2 3%左右 沸水堆 熱中子 H2O H2O UO2 3%左右 重水堆 熱中子 D2O D2O UO2 天然鈾或稍加濃鈾 高溫氣冷堆 熱中子 石墨 氦氣 （Th,U）O2或UC 720%或90% 鈉冷快堆 快中子 無 液態(tài)鈉 （U,Pu）O2 1520%,典型壓水堆,核安全專業(yè)實務(wù),BWR,核安全專業(yè)實務(wù),重水堆（CANDU

18、核電廠）,核安全專業(yè)實務(wù),典型高溫堆,核安全專業(yè)實務(wù),氣冷快堆鈉冷快堆,核反應(yīng)與核能的釋放,1.3 核反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)與核電廠系統(tǒng)設(shè)備,核燃料組件與核反應(yīng)堆的本體結(jié)構(gòu) 壓水堆燃料元件和組件,壓水堆壓力容器內(nèi)結(jié)構(gòu)示意,核安全專業(yè)實務(wù),一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備,二回路系統(tǒng)及設(shè)備,飽和蒸汽氣冷及組 主發(fā)電機(jī)組,回路輔助系統(tǒng)及功能 在核反應(yīng)堆內(nèi)進(jìn)行可控鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)過程中，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： 保證反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)正常運(yùn)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(yùn)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)

19、在發(fā)生重大失水事故時保證核電廠反應(yīng)堆和主廠房安全的系統(tǒng)有：安全注射系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(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(bǔ)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),核安全專業(yè)實務(wù),1.4 反應(yīng)性與反應(yīng)性的控制 反應(yīng)性概念 K過剩=Keff - 1 = K過剩/Keff =(Keff - 1)/ Keff 反應(yīng)堆在運(yùn)行過程中，反應(yīng)性將不斷發(fā)生變化。原因主要

20、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(yùn)行一定工作期，必須儲備必要的后備反應(yīng)性以補(bǔ)償上述各項所引起的反應(yīng)性變化。為了滿足輻照實驗的需要、為了調(diào)節(jié)功率和保證堆的安全停閉，還需要附加額外的反應(yīng)性當(dāng)量。,核安全專業(yè)實務(wù),1.4 反應(yīng)性與反應(yīng)性的控制 影響反應(yīng)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 溫度效應(yīng) T=d/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)，與反應(yīng)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,核安

21、全專業(yè)實務(wù),1.4 反應(yīng)性與反應(yīng)性的控制 反應(yīng)性的控制 根據(jù)反應(yīng)堆運(yùn)行工況不同可分為： 緊急停堆控制 功率控制 補(bǔ)償控制 把吸收體引入堆芯有： 控制棒 可燃毒物 可溶毒物,核安全專業(yè)實務(wù),核安全專業(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 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）,注：反應(yīng)堆中可回收能還包括剩余中子的(n, )反應(yīng)產(chǎn)物的，衰變能7MeV，稱Ef200MeV,(p.1-39),核安全專業(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=-kT 燃料元件內(nèi)的導(dǎo)

22、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),核安全專業(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),核安全專業(yè)實務(wù),水平流流型圖（Taitel Dukler 1976）,JGS,多相流流型,Nukiyama池沸騰曲線,核安全專業(yè)實務(wù),Collier對流沸騰傳熱分區(qū)圖,核安全專業(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

23、燒毀曲線,過熱,q”,x=1,x=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(qiáng)迫對流傳熱區(qū),兩相強(qiáng)迫對流傳熱區(qū),干涸,蒸汽單相強(qiáng)迫對流傳熱區(qū),沸騰傳熱圖,核安全專業(yè)實務(wù),1.6 反應(yīng)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 緩發(fā)中子的時間特性 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,核安全專業(yè)實務(wù),1.6 反應(yīng)堆及核動力裝置的功率控制 核反應(yīng)堆功率控制原理 啟動、停堆以及改變反應(yīng)堆的功率 抵消過剩反應(yīng)性、補(bǔ)償燃耗 維持功率

24、水平 保證堆的安全 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,核安全專業(yè)實務(wù),1.6 反應(yīng)堆及核動力裝置的功率控制 壓水堆核電廠功率控制 反應(yīng)性控制和功率分布控制 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,核安全專業(yè)實務(wù),1.6 反應(yīng)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 德國模式 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

25、事故停堆 出現(xiàn)小于5%時，系統(tǒng)有較好的負(fù)荷跟蹤能力，并且在負(fù)荷變化以后，將核反應(yīng)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 核反應(yīng)堆的儀表控制,核安全專業(yè)實務(wù),1.7 堆保護(hù)系統(tǒng)的工作原理 保護(hù)系統(tǒng)的功能 保護(hù)系統(tǒng)由兩部分組成 停堆觸發(fā)系統(tǒng) 專設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)系統(tǒng) 保護(hù)系統(tǒng)完成的任務(wù) 探測核電廠已經(jīng)達(dá)到整定值 判明需要保護(hù)的狀況 按正確的次序觸發(fā)響應(yīng)安全任務(wù)所需要的所有安全動作 監(jiān)測電廠變量并向運(yùn)行人員顯示其數(shù)值，供手動保護(hù)動作之用,核安全專業(yè)實務(wù),1.7 堆保護(hù)系統(tǒng)的工作原理 保護(hù)系統(tǒng)的功能 保護(hù)系統(tǒng)的功能安排，其設(shè)計應(yīng)滿足下列要求 能自動觸發(fā)有關(guān)的系統(tǒng)，保

26、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)的不安全動作 保護(hù)系統(tǒng)的安全準(zhǔn)則 單一故障準(zhǔn)則 通道和系統(tǒng)的獨(dú)立性 故障安全準(zhǔn)則 符合邏輯 多樣性 試驗、監(jiān)測和校準(zhǔn)能力,核安全專業(yè)實務(wù),1.7 堆保護(hù)系統(tǒng)的工作原理 保護(hù)系統(tǒng)的實現(xiàn) 為確定保護(hù)參數(shù)的動作整定值，必須進(jìn)行安全分，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)定事故工況下反應(yīng)堆特性的安全界限 選擇用于觸發(fā)系統(tǒng)動作的保護(hù)參數(shù)和敏感元件 核反應(yīng)堆停堆觸發(fā)系統(tǒng) 啟動保護(hù) 核功率保護(hù) 堆芯保護(hù) 冷卻劑壓力和液位保護(hù) 冷卻劑流量低保護(hù) 蒸汽發(fā)生器保

27、護(hù) 高能管道破裂保護(hù),核安全專業(yè)實務(wù),1.7 堆保護(hù)系統(tǒng)的工作原理 保護(hù)系統(tǒng)的實現(xiàn) 專設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)系統(tǒng) 應(yīng)急堆芯冷卻觸發(fā) 安全殼噴淋觸發(fā)系統(tǒng) 蒸汽和給水管道隔離觸發(fā)系統(tǒng) 安全殼隔離觸發(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),核安全專業(yè)實務(wù),1.8 核動力廠設(shè)計的基本安全要求 安全目標(biāo) 總安全目標(biāo) 輻射防護(hù)目標(biāo) 技術(shù)安全目標(biāo) 安全目標(biāo)的事項 縱深防御概念和縱深防御在核動力廠的具體體現(xiàn) 縱深防御 縱深防御在核動力廠的具體體現(xiàn),核安全專業(yè)實務(wù),1.8 核動力廠設(shè)計的基本安全要求 安全功能和安全分級 安全功能 安全分級 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)則

28、故障安全設(shè)計 多重性 多樣性 獨(dú)立性,核安全專業(yè)實務(wù),1.8 核動力廠設(shè)計的基本安全要求 事故預(yù)防和核動力廠安全特性 依靠核動力廠的固有特性，使假設(shè)始發(fā)事件不產(chǎn)生與安全有關(guān)的重大影響 發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件后，核電廠借助非能動安全設(shè)施或連續(xù)運(yùn)行的安全系統(tǒng)的作用，以控制該事件，使核動力廠趨于安全 發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件后，借助需要投入的安全系統(tǒng)的作用，使核動力廠趨于安全 發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件后，借助專門規(guī)程，使核動力廠趨于安全 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

29、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,核安全專業(yè)實務(wù),1.8 核動力廠設(shè)計的基本安全要求 經(jīng)驗證的工程實踐 安全分析 確定論方法 確認(rèn)運(yùn)行限值和條件符合核動力廠正常運(yùn)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)則和設(shè)計限值的比較 設(shè)計基準(zhǔn)的制定和確認(rèn) 論證通過安全系統(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(yùn)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，達(dá)到以下目的： 提供系統(tǒng)性的分析，確信設(shè)計符合總的安全目標(biāo) 證明整個設(shè)計是平衡的，。 確認(rèn)核動力廠參數(shù)小的偏差不會引起核動力廠性能嚴(yán)重異常； 提供發(fā)生堆芯嚴(yán)重?fù)p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(jìn)或運(yùn)行規(guī)程的修改降低嚴(yán)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 核實是否符合高律目標(biāo),核安全專業(yè)實務(wù),1.9 核動力廠事故分析與嚴(yán)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(yùn)行工況的分類 工況I-正常運(yùn)行 工況I