六种第四代核反应堆概念
核反应堆物理分析名词解释及重要概念整理
第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把 这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子， E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；
核反应堆工程
2008年上海交通大学研究生入学考试课程《核反应 堆工程》 考试大纲 1．该课程考试内容包括核反应堆物理和核反应堆热工两部分 2．主要参考书目： 核反应堆物理： 谢仲生主编，《核反应堆物理分析（上册）》，原 子能出版社，1994。 谢仲生、张少泓，《核反应堆物理理论与计算方 法》，西安交通大学出版社，2000。 核反应堆热工： 于平安等编著，《核反应堆热工分析》，原子能出 版社，1986。 于平安等编著，《核反应堆热工分析》，上海交通 大学出版社，2001。
核反应堆物理基础 1．核反应堆的核物理基础 1．中子与原子核的相互作用 相互作用的机理、中子吸收和中子散射 2．中子截面和核反应率 截面、自由程、中子通量密度、核反应率的概念 宏观截面的计算，各类型截面随中子能量的变化规律 3．共振现象与多普勒效应 4．核裂变过程 裂变能的释放、反应堆功率和中子通量密度之间的关系、裂变中子、裂变产物 5．链式裂变反应 临界条件、四因子模型 2．中子慢化与慢化能谱 1．中子的弹性散射过程 弹性散射动力学、慢化剂的选择 2．无限均匀介质的慢化能谱 慢化方程、含氢无吸收介质的慢化谱 3．热中子堆的近似能谱 3．中子扩散理论 1．单能中子扩散方程 斐克定律、单能中子扩散方程 2．非增殖介质扩散方程的解 4．均匀反应堆的临界理论 1．均匀裸堆的单群临界理论 均匀裸堆的单群扩散方程、单群临界条件及临界时的中子通量密度分布 2．双区反应堆的单群临界理论 双区反应堆的单群扩散方程、临界条件及临界时的中子通量密度分布 3．双群扩散方程 5．非均匀反应堆 1．栅格的非均匀效应 6．反应性随时间的变化 1．核燃料中铀-235的消耗、钚-239的积累 2．氙-135中毒 平衡氙中毒、最大氙中毒、功率瞬变过程中的氙中毒、氙震荡 3．钐-149中毒 4．燃耗深度与堆芯寿期 5．核燃料的转换与增殖 7．温度效应与反应性控制 1．反应性温度效应 反应性温度效应及其成因、堆芯内各种成分的反应性温度系数、温度反馈对反应堆安全的意义 2．反应性控制的任务 剩余反应性、控制棒价值、停堆深度
反应堆原理
核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 热堆的概念：中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密 封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
辐射防护与核电站安全(标准版)
Safety is the goal, prevention is the means, and achieving or realizing the goal of safety is the basic connotation of safety prevention. （安全管理） 单位：___________________ 姓名：___________________ 日期：___________________ 辐射防护与核电站安全(标准版)
辐射防护与核电站安全(标准版)导语：做好准备和保护，以应付攻击或者避免受害，从而使被保护对象处于没有危险、不受侵害、不出现事故的安全状态。显而易见，安全是目的，防范是手段，通过防范的手段达到或实现安全的目的，就是安全防范的基本内涵。 辐射存在于整个宇宙空间。辐射防护是研究保护人类和其他生物种群免受或少受辐射危害的应用性学科。辐射分为电离辐射和非电离辐射两类。α射线、β射线、γ射线、X射线、质子和中子等属于电离辐射，而红外线、紫外线、微波和激光则属于非电离辐射。在核能领域，人们主要关心的是电离辐射可能产生的健康影响及其防护。通常将电离辐射简称为辐射或辐射照射。 人类有史以来一直受着天然电离辐射源的照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。事实上，辐射无处不在，食物、房屋、天空大地、山水草木乃至人们体内都存在着辐射照射。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射（约76.58％）和医疗（约20％），核电站产生的辐射剂量非常小（约0.25％）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。 核能应用领域的辐射照射来源于核能产生装置（如核电站）在运
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环 第四代核能系统的特点 第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。 2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。 1.超临界水冷堆（SCWR） SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。 超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率 SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。 2.超高温气冷堆（VHTR） VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。 VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。 3.熔盐反应堆（MSR） 熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。
核反应堆课后题
第一章思考题 1.压水堆为什么要在高压下运行？ 2.水在压水堆中起什么作用？ 3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？ 4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？ 5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？ 6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？ 7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？ 8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？ 9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？ 10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？ 11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？ 12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？ 13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？ 14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？ 第二章思考题 1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。 2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ? 3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。 4.述反射层对反应堆的影响。 5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。 6.解释“腆坑”形成的过程。 7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？
8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？ 9.简述缓发中子对反应堆的作用。 10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。 第三章思考题 1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？ 2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？ 3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。 4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。 5.燃料元件的包壳有什么作用？ 6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？ 7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？ 8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？ 9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？ 10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？ 11.控制棒直径较细有什么好处？ 12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？ 13.定位格架有何功用？ 14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？ 15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？ 16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。 17.为什么选用棚酸作为化学控制材料？ 18.试给出可燃毒物的定义。 19.二氧化铀作燃料主要有哪些优缺点？
反应堆安全
安全的总目标：核安全的最终安全目标为：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。辅助目标：1·辐射防护目标2·技术安全目标设计基准事故(DBA)：要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故（DB A）超设计基准：对于有些更严重的事故，这时专设安全设施已不能有效制止事故的发展，这些事故称之为超设计基准事故（BDBA）纵深防御原则分为5个层次：第1层次防御的目的是防止偏离正常运行和系统故障第2层次防御目的是检测和纠正偏离正常运行的情况，以防预计运行事件升级为事故工况设置第3层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或始发事件的升级仍有可能未被前一层次的防御所制止，可能发展为更严重的事件。第4层防御的目的是应付可能已超出设计基准的严重事故，并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平第5层次即最后层次的防御目的是减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。三道屏障：第一道屏障是燃料元件包壳第二道屏障是将反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力边界第三道屏障是安全壳，即反应堆厂房。单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。核安全许可证制度几个阶段：1核电厂的选址地点2核电厂的建造3核电厂的调试4核电厂的运行5核电厂的退役安全分析报告包括如下内容：1厂址及其环境的描述2建厂的目的，反应堆设计，运行和实验所遵循的基本原则（包括所用的法规，标准和规范），设计基准内部和外部始发事件，以及为保护厂区人员和公众安全为目的的安全系统性能的描述；3核电厂系统的描述，包括目的，接口，仪表，检查维护和所有运行工况以及事故工况下的性能4设计，采购，建筑，调试和运行方面的质量保证大纲的描述5对预计安排在反应堆内进行的，对安全具有重要影响的任何形式的实验的安全问题的检查6相类似核电厂的运行经验的回顾7假设始发事件及其后果的安全分析条件，包括足够的资料和计算，以便有条件进行独立评价8核电厂的支持安全技术条件，包括安全限制和安全系统整定值，安全运行的限制条件，设备检测要求，组织和管理上的要求。确保反应堆安全的4种安全性要素：1自然的安全性2非能动的安全性3能动的安全性4后备的安全性反应堆安全设施的三大安全功能：1有效地控制反应性2确保堆芯冷却3包容反射性产物根据反应堆运行工况的不同，可把反应性控制分为3种类型：1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制控制棒按其作用不同可分为：补偿棒，调节棒，安全棒（停堆棒）核电厂运行工况分为4类：工况Ⅰ-正常运行和运行瞬变工况Ⅱ-中等频率事件，或称预期运行事件；工况Ⅲ-稀有事故；工况Ⅳ-极限事故（这类事故的发生频率约为10-6-10-4次/（堆·年）安全分析报告分析的典型始发事故安全分析报告的典型始发事故：1二回路系统排热增加2二回路系统排热减少3反应堆冷却剂系统流量减少4反应性和功率分布异常5反应堆冷却剂装量增加6反应堆冷却剂装量减少7系统或设备的放射性释放8未能紧急停堆的预期瞬变最终验收准则：1包壳最高温度不得超过1204℃2包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17％，以防止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂3包壳氧化产氢量不得超过假设所有锆均与水反应所释氢总量的1％，以限制安全壳内氢爆的危险4堆芯必须保持可冷却的几何形状5必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力。反应性引入事故是指向堆内突然引入一个意外的反应性，导致反应堆功率急剧上升而发生的事故。反应性引入机理：1控制棒失控提升2控制棒弹出3硼失控稀释失流事故概念：核电厂反应堆是借助于主冷却剂泵唧送冷却剂实现强迫循环来冷却的。如果反应堆功率运行时，主泵因动力电源故障或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故。失流事故包括：流量部分丧失流量完全丧失主泵卡轴和主泵断轴4种，其中后两种属于极限事故。 流量瞬变：取一长度为L，流量横截面为Ai的控制体，则控制体内流体 的压降关系为： 这个公式的物理意义是，任何一段流道流体压降等于该流道的惯性压降，加速压降，摩擦压降和重力压降之和再减去泵所提供的压头。热阱丧失事故定义：热阱丧失事故是由于二回路或三回路故障造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故。热阱丧失事故的始发事件主要可以归结为两方面：1部分或全部给水中断2汽轮机跳闸，同时旁路阀门未打开。冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。大破口失水事故是指反应堆主冷却剂系统冷管段或热管段出现大孔直至双端剪切断裂并同时失去厂外电源的事故。未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）是指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态，在这些瞬态中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。ATWS的事故发生概率等于紧急停堆发生故障的概率和未紧急停堆时由明显后果的事故瞬态频率的乘积。可能导致比较严重后果的始发事件有：失去主给水，汽轮机停机，失去交流电源，失去凝汽器真空，控制棒组意外抽出和稳压器卸压阀意外开启等。其中以主给水丧失引发的ATWS 最具代表性。蒸汽爆炸：蒸汽爆炸是一种声波压力脉冲，由快速传热引起。在压水堆发生严重事故时，当熔化的堆芯物质与水接触时就可能发生这种快速传热。烟羽应急计划区以反应堆为中心7-10km为半径。在此区域内需要依据实际情况作好实际防护措施的准备。在该区域还要考虑在3-5km半径的区域内，作好人员撤离的准备。 食入应急计划区以反应堆为中心，30-50km为半径。在此区域内，应加强辐射监测，并作好食物和饮水控制的准备。风险的定义：风险R（损害/单位时间）=P（事件/单位时间）*C （损害/事件）整个故障树分析工作大致可以分为以下5步：1选择合理的顶事件和系统的分析边界和定义范围，并确定成功与失败的准则；2建造故障树，这是FTA的核心部分之一。通过对已收集的技术资料，在设计，运行管理人员的帮助下，建造故障树；3对故障树进行简化或者模块化；4定性分析。求出故障树的全部最下割集，当割集的数量太多时，可以通过程序进行概率截断或割集阶数截断；5定量分析。这一阶段的任务是很多的，它包括计算顶事件发生概率即系统的点无效度和区间无效度，此外还要进行重要度分析和灵敏度分析。 在核电厂事故释放下，核电厂附近居民可能受到的主要辐射途径有以下4个方面：1放射性烟云的外照射2烟云地面沉积放射性的外照射3吸入空气中的放射性的内照射4通过食物链造成内照射辐射防护工作的基本原则：1辐射事业的正当化原则：除非对社会确有贡献，否则任何涉及辐射照射的活动都是不合适的；2防护水平的合理最优化原则：辐射剂量必须同时考虑经济和社会因素，做到合理可行尽量低；3个人所受到剂量的限制原则：个人所受的最高剂量当量不得超过规定限值，并留有一定的余地。个人剂量当量限值推荐值如下：职业工作人员的剂量当量在5年内平均每年不超过20mSv,其中剂量当量最高的一年不得超过50mSv。 p gH z z g A W e A W iAi A A A dt dW A L p - - - - - - - - - - - - + + - + = ? ρ ρ ρ ρ ρ ρ ρ ρ ) ( 2 2 ] ) ( ) [( 1 2 2 1 2 2 2 2
核反应堆类型简介
核反应堆类型简介 核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。 核反应堆分类有： 按时间分可以分为四代： 第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。 第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。 第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。 第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的
程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。 按反应堆慢化剂和冷却剂分： 轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂； 重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂； 石墨气冷堆；石墨液冷堆。 按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。 核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。 按用途分：将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等；生产放射性同位素的核反应堆；生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆；提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆；为发电而发生热量的核反应，称为发电堆；用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。 如此多的反应堆种类，意味着很多的人才空缺，让我感觉到核电事业亟待人才的加入，我决心努力学习，将来为我国核电事业作出一番贡献。
核电站环境影响与安全
核电站环境影响与安全 摘要根据国家能源发展的中长期规划,我国未来十年将有大批核电建成投产。介绍核电运行的基本原理,分析历史上的重大核泄漏事故的原因及危害,讨论核电站的辐射等因素对周围环境与人员的影响,以及为保证核电站的安全所采取的部分保障措施。 关键词核电站;核事故;核安全;核辐射 核能是一种经济的能源。来自欧盟的报告显示,欧洲通过比较各种燃料循环的外部成本得出的结论是:燃煤和燃油发电,相关的外部成本5美分左右,天然气约1美分,核电的平均成本在0.35美分左右。我国第一座自己研究、设计和建造的核电站是秦山核电站,该电站于1984年破土动工,1991年12月15日并网发电,从那时起走到今年,我国投入运行的核电装机只有908万千瓦,即未来十年的核电装机量将比现阶段总量大的多。 核电站大体可分为相对独立的两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛,包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。核电站用的燃料是铀,铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器通过热交换使二回路内产生蒸汽,蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。这就是世界上最普及的压水反应堆核电站的工作原理。 从第一座反应堆运行至今出现过三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故两次重大核事故。1986年4月26日,前苏联切尔诺贝利核电站研究人员在做一次安全实验时,切断了反应堆所有的安全措施,却又要启动反应堆,这个实验方案严重违反了安全规程,制订的计划又极不认真,极不负责。这个试验造成第四号反应堆大厅起火,并发生化学爆炸,反应堆厂房顶盖被炸掀,放射性物质随着蒸汽和烟云进入大气,造成了对周围环境的严重污染。事故当时有2人被炸死,1人死于心脏病,救火中有29人受辐射损伤,其中28人因患急性放射性病致死。事故后周围30公里范围内撤离了21万居民。这是一次严重的责任事故,而且前苏联开发的这种石墨水冷堆具有较大的缺陷,它有一段正温度系数的正反馈工作区。在该工作区时温度增加后核反应会加剧而不是减慢,这在反应堆的设计上是不能允许的。另外,切尔诺贝利核电站没有绝大多数核电站具有的安全壳,这也使该事故危害加大。 三哩岛和切尔诺贝利核电站事故,促使有核电站运行的所有国家重新仔细检查了核电站的基本安全特性。通过经验教训分析反馈,促进了更先进的反应堆的研究与开发工作,以提高核反应堆的安全性和可靠性。这两次事故也促进了正在运行的核电站安全可靠性的提高。核电其实是一种安全性能好的能源,采取了各种安全措施,并且正确的选择核反应堆的堆型,就可以做到核电站发生事故的机率为4×10-6/堆·年,即100个核电站运行2500年,才有可能发生一次堆芯熔化的事故。而且随着时代的发展和科技的进步,人们还可以进一步地减小这一机率。即
《核反应堆热工分析》复习资料大全
第一章绪论（简答） 1. 核反应堆分类： 按中子能谱分快中子堆、热中子堆 按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点： 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点： 6.重水堆优缺点：优点： ●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） ●废料中含235U极低，废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)
缺点： ●重水初装量大，价格昂贵 ●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3） ●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点： ●高温，高效率（750～850℃，热效率40％） ●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好
四代快堆特性分析及前景展望
龙源期刊网 https://www.360docs.net/doc/7116575197.html, 四代快堆特性分析及前景展望 作者：李伟哲覃国秀 来源：《科技信息·下旬刊》2017年第06期 摘要：四代核电技术共六种堆型，其中三种为热堆，三种为快堆。快堆由于其独特的自身优势，受到广泛的关注。本文分析了铅冷快堆、气冷快堆以及钠冷快堆的特性，并对其发展前景进行了探讨。 关键词：气冷快堆；铅冷快堆；钠冷快堆 近几年，我国的核电技术发展迅速，不仅研发了具有自主知识产权的压水堆技术，并且已经将核电技术输出到了国外。我国在大范围建设压水堆核电站的同时，也在积极研发四代堆技术。 四代反应堆包括六种堆型，包括气冷快堆、铅合金液态金属冷却快堆、液态钠冷却快堆、熔盐反应堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆。前三种为快堆，后三种为热堆。快堆比热堆最大的优势是燃料的可增殖。热堆的能量主要来源于热中子引起铀235裂变产生的热量，以及裂变产物产生的衰变热。快堆由快中子引发裂变，主要用钚239作为核燃料。在反应堆堆芯，钚239的外围区域放有铀238，堆内的快中子撞击钚239使其发生裂变，裂变产生的快中子被外区的铀238吸收，生成铀239，铀239属于不稳定核素，经过几次衰变后会转化为钚239。也就是说随着反应的进行，堆芯的核燃料会反而会变多，这种现象就叫做燃料的增殖。因此快堆技术优于热堆技术，快堆不仅可以节省燃料，还可以提高反应堆的能效。 1 气冷快堆 气冷快堆，英文缩写为GFR。是由快中子引发裂变，用氦气作为冷却剂的反应堆。气冷 快堆的燃料主要有复合陶瓷型、先进颗粒型和锕系元素混合物陶瓷包壳元件型三种，燃料循环的形式为闭式。运行时的出口温度约为850℃。 堆芯布局可以是棱柱块状或者是针状或板状燃料组件。GFR参考堆有一个一体化的场内 乏燃料处理和再处理厂。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，将长寿命放射性废物的产生量降到最低[1]。由于冷却剂使用的是气体，因此其热导率较低，目前对气冷快堆的 研究较少。 2 铅冷快堆 铅合金液态金属冷却快堆，英文缩写为LFR。由快中子引发裂变，用铅或铅/铋液态合金作为冷却剂的反应堆。堆芯装载的核燃料有铀钚混合的氧化物或氮化物两种，其采用的燃料循环方式与气冷快堆一样，属于闭式循环。运行时的冷却剂出口温度一般为550℃，如果使用的是先进的核材料，温度可达800℃。核电站的额定功率可在几种方案中进行选择，包括一个换
核电站环境安全与保护
编号：SM-ZD-94085 核电站环境安全与保护Organize enterprise safety management planning, guidance, inspection and decision-making, ensure the safety status, and unify the overall plan objectives 编制：____________________ 审核：____________________ 时间：____________________ 本文档下载后可任意修改
核电站环境安全与保护 简介：该安全管理资料适用于安全管理工作中组织实施企业安全管理规划、指导、检查和决策等事项，保证生产中的人、物、环境因素处于最佳安全状态，从而使整体计划目标统一，行动协调，过程有条不紊。文档可直接下载或修改，使用时请详细阅读内容。 能源是人类社会和经济发展的保障性资源，同时能源问题也是世界性的问题。目前人类所使用的能源主要是化石能源，自19世纪70年代产业革命以来，化石燃料的消费量急剧保持增长，90%以上的世界经济活动所需的能源都依靠化石能源提供，由于大量消耗，这类资源正趋于枯竭；同时化石 燃料的大规模利用也带来了严重的环境污染，导致了温室效应和全球气候变暖等一系列环境问题。能源危机与环境危机日益紧迫，寻找新的清洁、安全、高效的能源是人类所面临的共同任务。 现代社会中，除了煤炭、石油、天然气、水力资源外，还有许多可利用的能源，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等，但是由于技术问题和开发成本等因素，这些能源很难在近期内实现大规模的工业生产利用；而核能是一种经济、安全、可靠、清洁的能源，同各种化石能源相比起来，核能
反应堆热工水利分析复习题+答案
1下列关于压水堆的描述错误的是 A、一回路压力一般在15MPa左 右B、水用作冷却剂 C、水用作慢化剂 D、热效率一般大于40% 2下列关于AP1000与EPR的说法不正确的是： A、AP1000是革新型压水堆，采用非能动系统 B、EPR是改进型压水堆 C、EPR通过增加能动部件数和系列数来增加安全性 D、AP1000和EPR的设计寿命都是40年 3下列关于沸水堆的描述不正确的是： A、相对于压水堆慢化能力有所提高 B、蒸汽温度不高热效率低 C、带有放射性蒸汽与汽轮机接触，放射防护难度增大 D、压力容器要求相对较低 4下列关于重水堆的描述错误的是： A、采用重水做慢化剂 B、可以采用低富集铀做燃料 C、轻水和重水都可以用作冷却剂 D、不需要蒸汽发生器 1反应堆按照冷却剂类型可分为： A、轻水堆 B、重水堆 C、气冷堆 D、快中子堆 2反应堆按照慢化剂类型可分为: A、轻水堆 B、重水堆 C、石墨慢化堆 D、快中子堆 3下列不属于第四代反应堆堆型的有 :A、AP1000 B、EPR C、熔盐堆 D、超高温气冷堆 4下列属于第四代反应堆堆型的有 A、钠冷快递 B、超临界水堆 C、熔盐堆 D、超高温气冷堆 5下列属于核能发电的优点有 ：A、空气污染少 B、不产生二氧化碳 C、能量密度高，运输成本低
D、发电成本受国际经济影响小 6核能发电的缺点有： A、产生高放射性废物 B、热效率低，热污染较大 C、不适宜做尖峰、离峰之随载运转 D、潜在危险较大 7下列关于我国第三代堆型华龙一号说法正确的是： A、华龙一号是由中核集团与中广核集团联合开发的 B、华龙一号充分吸收了AP1000和EPR的先进核电技术 C、华龙一号的安全性充分考虑了能动与非能动的结合 D、山东威海采用的是华龙一号堆型 8下列关于重水堆描述正确的有： A、中子利用率高 B、重水作慢化剂 C、废料中含235U极低，废料易处理 D、天然铀作燃料 9下列关于快堆的说法正确的有：A、充分利用铀资源 B、堆芯无慢化材料 C、需用高浓铀作燃料 D、中子裂变截面大 10关于第四代反应堆描述正确的是：A、在反应堆和燃料循环方面有重大创新意义 B、其安全性和经济性更加优越 C、废物量极少、无需厂外应急 D、具有防核扩散能力 1WWER 反应堆以100%FP 运行了几周,假定此时轴向功率分布关于堆芯二分之一高度处的轴向中平面呈对称分布。如果在控制棒全提出堆芯的情况下,通过硼化将堆功率降低到50%FP,那么轴向功率峰位置的变化趋势是: A、功率峰将会向堆芯顶部偏移 B、功率峰将会向堆芯底部偏移 C、功率峰位置维持不变 2下列关于停堆后热源的描述不正确的是。 A、停堆后的热源一部分来自于燃料棒内储存的显热 B、停堆后的热源一部分来自于剩余中子引起的裂变 C、停堆后的热源一部分来自于裂变产物和中子俘获产物的衰变 D、停堆后的热量很少,可以不予考虑 3下列不属于慢化剂中的热量来源是。 A、中子的慢化 B、伽马射线的吸收 C、β射线的吸收 D、裂变碎片的动能 4关于控制棒中的热源不正确的是 A、吸收堆芯的γ 射线 B、棒材料中的(n,α)反应 C、裂变碎片动能
核反应堆工程---复习参考题-资料讲解
核反应堆工程复习参考题 1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么？ 沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。 2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理？ 沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。 压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。 3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低，哪种堆型对燃料的燃尽性更 好？ 因为卸料燃耗较浅，用重水（D2O,D为氘）作慢化剂，其热中子吸收截面约
为轻水（H2O)的1/700，慢化中子能力不如后者，需要更多的碰撞次数，可直接利用天然铀作核燃料。 4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点？ 优：快中子堆没有慢化剂，所以体积小，功率密度高。 缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度，初装量也大。快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高，快中子辐照通量率大，对材料要求苛刻。平均寿命比热中子堆短，控制困难。 5、压水堆堆芯中水主要起什么作用？ 作冷却剂和慢化剂。 6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点？ 优：能在不高的压力下得到较高的出口温度，可提高电站二回路蒸汽温度，从而提高热效率。 缺：镁合金包壳不能承受高温，限制了二氧化碳气体出口温度，限制了反应堆热工性能的进一步提高。 7、什么是原子核的结合能及比结合能，如何计算？ 结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量，ΔE=ΔmC2 定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比（ΔE/A） 8、什么是核反应截面，分哪几类，其物理意义是什么？ 如果某种物质受到中子的作用，则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度，以及该物质中核的数目和性质。“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度