注册核安全工程师培训材料 核安全专业实务ppt课件.ppt

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3、动力厂设计的基本安全要求1.9核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解《核安全专业实务》第一章的复习内容：1.10核动力厂防火设计1.11核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的作用1.12核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差异1.13核动力厂运行的基本安全要求1.14核动力厂运行的安全管理1.15核动力厂的在役检查和定期试验1.16核材料管制1.17核动力厂运营单位的应急准备和应急响应《核安全专业实务》1.1核反应堆的基本工作原理知识要点：中子与原子核的相互作用核反应截面和核反应率密度中子的慢化反应堆临界条件核燃料

4、的消耗、转化与增殖堆内中子注量率分布与展平《核安全专业实务》中子与原子核的相互作用散射反应俘获反应裂变反应核反应截面和核反应率密度微观截面宏观截面中子注量率与核反应率密度截面随中子能量变化的规律《核安全专业实务》中子的慢化核燃料原子核裂变时放出的中子平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV反应堆常用的慢化剂：轻水、重水、石墨和铍轻水慢化能力大，慢化比小，必须用浓缩铀建反应堆，堆芯体积小重水、石墨慢化能力比轻水小，慢化比大，可用天然铀建临界反应堆，反应堆体积比轻水堆大得多U238共振吸收中能中子，逃脱共振吸收几率与慢化介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子

5、20oC，v=2200m/s,E=0.0253eV2MeV的裂变中子，慢化到1eV，平均与水碰撞18次慢化所需要的时间称为慢化时间，对水～6x10-6s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，～10-4–10-2s《核安全专业实务》反应堆临界条件一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出2.5个中子，可能实现链式反应自持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K有效来表示，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+泄漏率链式裂变反应堆的临界条件是K有效=1核

6、反应堆处于临界状态时堆芯部的大小称为临界尺寸或临界体积；所装载的和燃料量叫做临界质量。K有效与堆芯材料、尺寸和形状有关中子循环：裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中核燃料引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程，包括快中子倍增过程、部分裂变中子由于能量高，可引起一些U8裂变；部分共振吸收，部分逃脱共振吸收被慢化成热中子，热中子被各种堆芯材料吸收，被核燃料吸收的大部分要引起裂变；《核安全专业实务》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，不断释放出裂变能。这一过程也是核燃料消耗的过程核反应堆内存在大量U8，通过U8对中子的俘获，新燃料Pu

7、9原子核将被产生。如果反应堆中新生产的燃料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生产核能需要消耗核燃料，1U5裂变可释放出200MeV的能量，3.2x10-111MW的功率3.12x1016个U5核裂变，1MWd的能量需要1.05gU5核裂变，实际消耗约1.23g清华大学5MW低温供热堆，如果满功率供热1天，消耗U5仅6g电功率30万千瓦的秦山核电厂，每天消耗的U5大约1.1kg。考虑运行中U8转换部分Pu9，实际消化U5还要少一些目前的商用、军用动力堆都采用U5作核燃料，利用U8资源很少核燃料的消耗、转化与增殖反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采

8、用燃耗深度这一物理量来衡量。在动力堆中，它被定义为堆