反应堆安全分析期末复习资料.docx

反应堆安全分析期末复习资料.docx

ID:59220324

大小:15.10 KB

页数:3页

时间:2020-09-09

反应堆安全分析期末复习资料.docx_第1页
反应堆安全分析期末复习资料.docx_第2页
反应堆安全分析期末复习资料.docx_第3页
资源描述:

《反应堆安全分析期末复习资料.docx》由会员上传分享,免费在线阅读,更多相关内容在教育资源-天天文库

1、1.单一故障:导致某一部分不能执行其预定安全功能的随机故障,包括由该故障引起的所有继发故障。2.轻水堆中子通量监测的三个量程:源量程、中间量程、功率量程。3.核应急:核应急是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态,又称“核紧急状态”。4.应急计划:应急计划又称应急响应计划,在应急计划中规定核设施营运单位,地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务5.固有安全性:当反应堆出现异常工况时,不依靠人为操作或外部设备的强制性干预,只是由堆的自然安全性和非能动的安全性,

2、控制反映性或一出堆芯热量,使反应堆趋于正常运行和安全停用。6.高压熔堆的后果:裂变碎片自压力容器喷出(高温熔喷),安全壳内快速积聚大量热量,温度和压力迅速提高,可能引发安全壳早起超压实效。7.核安全文化:是存在于单位和个人种种特性和状态的总和,它建立在一种超出一切之上的观念,即核电安全问题由于它的重要性要保证得到重视。8.核应急:是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态,又称为核紧急状态;应急计划:也称应急响应计划,再应急计划中规定核设施营运单位,地方政府等向国家和公

3、众所承担的应急准备和响应任务。9.剩余反应性:没有控制毒物时的反映控制10.停堆深度:把所有毒物投入堆芯时,所达到的负反应性11.热管:在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出,冷却剂通道。热点:在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素,在堆热工设计准则中定义为限制条件的点,在堆芯内最危险的燃料元件上的点。12.子(单)通道模型:认为相邻通道是相互联系的,沿着整个堆芯的的高度相邻通道的冷却剂之间发生着,动量,热量和质量的交换。13.核燃料线功率密度:单位长度的核燃料在单位时间

4、所释放出的能量。热阱:接受反映堆排出余热的系统。14.核安全辐射防护目标和技术安全目标?在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施,以保证工作人员,社会及环境免遭放射性危害。辐射防护目标,确保正常运行时核电厂及核电释放的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低水平,并且低于规定限值,还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。技术安全目标:有绝大把握御防核电厂事故的发生,对于核电厂设计中考虑的所有事故,甚至对那些发生概率很小的事故都要确保其放射性后果的严重事故发生概率非常低。15.完全设计的基本原则1)单

5、一故障原则:任何部位发生单一随机故障时,仍能保持所赋予的功能。2)多样性功能:采用两个或多个独立的方法或系统完成同一个功能3)独立性原则:系统设计中应通过功能隔离或实体分离,实现系统布置和设计的独立性4)故障安全原则:核系统或部件发生故障时,电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。5)冗余度原则:核电厂完成安全功能的系统采用多个同种类的系统能够保证其安全功能。16.核电厂的基本安全功能(3G功能)Control反应性控制Cool余热排出Contain放射性包容。17.辐射防护目标:确保在正常运

6、行时电厂以及从电厂释放的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平,并且低于规定的限值;还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。技术安全目标:有很大把握预防核电厂事故的放生;对于核电厂设计中考虑的所有事故,甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果(如果有的话)是小的;确保那些会带来严重的放射性后果的严重事故发生的概率非常低。18.牛顿冷却定律:Q=Ah();q=h();h整个固体表面的平均表面传热系数,固体表面的平均温度,液体表面的平均温度。19.我国核事故应急管理工作的方针:常备不

7、懈,积极兼容,统一大力协调,保护公众,保护环境;我国核事故应急工作实行国家,地方,核电厂三级管理体系。20.低压熔堆后的效果:1)熔融物与火接触可能出现蒸汽爆炸;2)熔融物或碎片落到混凝土并与之产生化学反应,混凝土熔化分解,产生、CO、C;3)安全壳被熔穿后,熔融物会继续穿透几米的地下土层,最后与环境达到热平衡。21.核事故应急辐射防护监测内容,方式:内容:烟羽特性,地面辐射水平,空气中放射性气体和微尘的浓度;方式:固定监测网,空中监测网,车载监测,船载监测,实验室分析22.日本福岛核电站设计缺陷在哪

8、方面1)4应急堆芯却系统全部失灵;2)安全壳设计中未考虑氢氧复合系统;3)安全壳的设计理念存在缺陷;4)早起沸水堆设计中未考虑堆芯熔融物穿透压力容器壁的严重后果;5)反应堆厂房设计抵御海啸高度为6.5米,低于极端条件下海啸高度。23.四不放过原则:1)事故原因没查清不放过2)广大职工没受过教育不放过3)事故责任者没有严肃处理不放过4)防范措施不落实不放过。24.核电站安全的特殊性:1)核裂变释热功率的半无限——功率陡升的可能2)强放射性——辐射损伤3)高

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文

此文档下载收益归作者所有

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文
温馨提示:
1. 部分包含数学公式或PPT动画的文件,查看预览时可能会显示错乱或异常,文件下载后无此问题,请放心下载。
2. 本文档由用户上传,版权归属用户,天天文库负责整理代发布。如果您对本文档版权有争议请及时联系客服。
3. 下载前请仔细阅读文档内容,确认文档内容符合您的需求后进行下载,若出现内容与标题不符可向本站投诉处理。
4. 下载文档时可能由于网络波动等原因无法下载或下载错误,付费完成后未能成功下载的用户请联系客服处理。