核反应堆安全分析概念复习

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1、第一章核反应堆的安全的基本准则安全的总目标：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、居民及环境免遭放射性危害。辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出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发生；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放射性后果的严重事故发生的概率非常低。纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备

2、和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护（defenseindepth）1：防止偏离正常运行及防止系统失效2：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primarysystemenvelope)，安全壳(containment)安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋

3、予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）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）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。核反应堆运行安全的管理三要素：管理层，操纵员，机组核安全文化：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的

4、结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。第二章核电厂的安全系统确保反应堆安全的四种安全性要素：(1)自然的安全性。只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。(2)非能动的安全性。建立在惯性原理(如泵惰转)、重力法则(如位差)、热传递法则等基础上的非能动设备(无源设备)的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。(3)能动的安全性。必须依靠能动设备(有源设备)，即需由外部条件加以保证的安全性。(4)后备的安全性。指由冗余系统的可靠度或

5、阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。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安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。固有安全堆：具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备安全性的反应堆体系被称为固有安全堆。反应堆安全设施有特定的安全功能：在所有情况下：•正常运行或反应堆停闭状态•故障工况或事故状态有效地控制反应性，确保堆芯冷却，包容放射性产物反应性控制类型：(1)紧急停堆控制。迅速引入负反应性，紧急停堆。(2)功率

6、控制。动作迅速，补偿因负荷、温度和功率水平变化引起的反应性瞬态。(3)补偿控制。补偿燃耗、裂变产物积累，也用于改变堆内功率分布。反应性当量大，动作过程缓慢。确保堆芯冷却的方法：正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。反应堆停闭时，堆芯内链式裂变反应虽被中止，但燃料元件中裂变产物的衰变继续放出热量，即剩余释热。为了避免损坏燃料元件包壳，应通过蒸汽发生器或余热排出系统，继续导出热量在反应堆失去正常冷却的事故工况下，有以下导出堆芯热量的方法(1)由辅助给水系统提供给水，产生的蒸汽通过蒸汽旁路系统排入大气。(2)当

7、一回路温度和压力下降到一定值时，由余热排出系统冷却。一回路处于大气压力下时，可由堆芯换料水池冷却净化系统排出余热。(3)当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统向堆芯注入含硼水，以补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。(4)当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口流出的液态或气态的冷却剂带到安全壳，安全壳喷淋系统动作，进行循环冷却包容放射性产物的方法：(1)保持现场或厂房的相对负压。(2)收集带放射性的气体，送到废气处理系统进行处理、储存和监控。低放射性废气经过滤后通过烟囱排放。(3)放射性废液送到硼回收系统或废液处理系统进行过滤、除盐、除

8、气、蒸发和储存监测后，送到废液处理系统储存箱储存。达到排放标准后，再向环境进行监控排放。反应堆的安全功能：1）有效控制反应性：控制棒、可燃毒物、可燃毒物；紧急停堆控制、功率控制、补偿控制。⑵、