核安全工程师考试专业实务第一章1(1).ppt

,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,单击此处编辑母版标题样式,核安全专业实务,周志伟,注册核安全工程师考试复习,2010,年,6,月,核安全专业实务,第一章 核反应堆工程,考试要求,了解,核动力厂和其他反应堆的主要类型及基本工作原理,熟悉,我国核动力厂,和其他反应堆的主要系统及功能,熟悉,反应堆对本体结构和结构材料的基本安全问题,了解,核燃料、燃料组件及其结构材料,熟悉,反应性、反应性控制及反应堆的功率分布和影响反应性的因素,熟悉,反应堆堆内释热、堆内传热和冷却剂的沸腾,熟悉,反应堆及其动力装置功率控制的基本概念,了解,反应堆保护系统的工作原理,掌握,核动力厂和其他反应堆设计的基本安全要求,了解,核动力厂事故分析，严重事故的预防和缓解,核安全专业实务,第一章 核反应堆工程,考试要求,了解,核动力厂防火设计,了解,核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的应用,熟悉,核级机械设备与部件的核安全基本要求以及核级仪表、控制和电力系统部件的核安全基本要求,掌握,核动力厂和其他反应堆运行的基本安全要求,掌握,核动力厂和其他反应堆运行的安全管理,了解,核动力厂的在役检查和定期试验,了解,核材料管理,熟悉,核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,第一章的复习内容：,1.1,核反应堆的基本工作原理,1.2,核反应堆的主要类型,1.3,核反应堆本体结构与核电厂系统及设备,1.4,反应性与反应性控制,1.5,堆内的释热与传热,1.6,反应堆及核动力装置的功率控制,1.7,堆保护系统的工作原理,1.8,核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,238,U,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,20,o,C,，,v=2200m/s,E=0.0253eV,2MeV,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,-6,s,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,-2,s,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,Pu9,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,-11,1MW,的功率,3.12x10,16,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用燃耗深度这一物理量来衡量。在动力堆中，它被定义为堆芯中每吨铀放出的能量，其单位是 兆瓦日吨铀。需注意的是,这里指的铀包括铀,235,和铀,238,，并非只是铀,235,。,目前的商用、军用动力堆都是采用铀,235,作核燃料的。天然铀中大量存在的铀,238,并不能作为核燃料来使用，因为热中子不能使其裂变。快中子虽然能引起铀,238,核裂变，但裂变截面太小。幸好，铀,238,俘获中子后可以变成易裂变同位素钚,239,。反应堆内的强中子场为铀,238,转换成核燃料提供了良好条件。,为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量,CR=,易裂变核的平均生成率,/,易裂变核的平均消耗率，,CR1,称增殖堆，用,BR,表示,，,Pu9,燃料的快堆,BR,可达,1.2,大多数现代轻水堆的转化比,0.6,，高温气冷堆具有较高的转化比，其,0.8,，因此有时被称为先进转化堆。,核安全专业实务,核安全专业实务,堆内中子注量率分布与展平,裸堆的中子注量率分布,无限平板、长方体、圆柱形、球形（表,1-1,）,大多数的商用核电厂反应堆堆芯都近似布置成圆柱形，根据反应堆物理计算可以得到堆芯中子通量分布,：,由此，可以确定堆芯体积发热率分布。其中，,J(2.405r/R,e,),是,的,径向分布函数（零阶贝塞尔函数）；,cos,(,z/L,e,),是,的轴,向分布函数,；,R,e,和,L,e,分别是堆芯外推半径和外推高度。,堆芯体积发热率分布还可用来导出燃料元件表面热流密度的分布，以确定冷却系统是否能提供足够的冷却能力，保证反应堆燃料元件在功率运行范围内不出现传热危机或临界热流密度，并保证温度不超过燃料原件材料允许的最高温度。,R,e,R,Z=0,Z=L/2,Z=L,e,/2,r=0,核安全专业实务,堆内中子注量率分布与展平,带反射层反应堆的中子注量率分布,裸堆的泄漏是较大的，在堆外加反射层，减少泄漏，反应堆堆芯的尺寸可以更小,实际上运行的反应堆都是有反射层的,加反射层可使中子注量率分布更为平坦,中子注量率的局部效应,燃料富集度分区布置,控制棒对中子注量率的扰动,水腔对中子注量率的扰动,中子注量率展平的重要性,裂变反应率的强弱决定于堆内中子注量率的水平。因此堆内中子注量率的绝对值与相对分布将直接影响反应堆的功率水平与功率密度的分布，从而间接地影响运行安全等。,提高堆功率水平的有效措施应是在保证最高热负荷不变的情况下，而提高整个堆的中子注量率水平。要提高堆的平均中子注量率水平，就必须对反应堆的中子注量率分布加以改善使之更为均匀平坦，即中子注量率展平。,核安全专业实务,中子注量率分布的展平方法,有若干种方法可以实现,中子注量率,展平：,堆芯径向分区装载,堆芯径向分区装载不同浓度的燃料来实现,中子注量率,展平。在堆芯中心区域加入浓度较低的燃料或半径较小的燃料棒，在堆芯边缘区域加入浓度较高的燃料或半径较大的燃料棒，从而达到,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,，更是一般在运行中常用的方法。控制棒栅如果布置得宜，可以在堆内形成一个通量分布平坦区，即在原来堆内,中子注量率,比较高的区域布置控制棒多一些，通量较低的区域布置控制棒少一些，这样使得堆内的,中子注量率,趋于均匀化。,引入合理分布的可燃毒物,如果在,中子注量率,较高的堆芯中央区域的燃料元件表面涂以相应浓度的可燃毒物，既可以达到,中子注量率,展平的目的，还可以免除为控制棒下插展平径向通量而造成轴向,中子注量率,不均匀的缺点。,中子注量率展平的方法，就其实质来说，不论是改变燃料棒富集度或半径，增添控制棒或可燃毒物，都是改变中子产生率或吸收率，而造成一个热中于通量的平坦区。,核安全专业实务,1.2,核反应堆的主要类型,目前世界上大小核反应堆有上千座，根据,燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊设计需要等因素，,可分成各种不同的类型,不同角度对核反应堆进行分类：,(1),按照功能分类,研究堆，,用于研究中子特性,生产堆，,主要是生产新的易裂变材料,233,U,，,239,Pu,和各种不同用途的同位素,动力堆，,包括军用动力堆和民用动力堆两方面,核安全专业实务,1.2,核反应堆的主要类型,(2),按照中子能谱分类,快中子堆，,裂变是由平均能量约为,0.25MeV,的高能中子引起的，堆内不能存有中子慢化剂材料,中能中子堆，,堆中存在一些慢化剂，裂变主要是由中能中子引起的,热中子堆，,裂变是由平均能量约为,0.07eV,的低能中子引起的，堆内必须有足够的慢化剂,快中子堆和中能中子堆必须使用加浓的核燃料；天然铀、稍加浓铀燃料、,233,U,，,239,Pu,都可用作热中子堆的核燃料,世界上已建成的堆绝大多数属于热中子堆,核安全专业实务,1.2,核反应堆的主要类型,(3),按照慢化剂分类,轻水堆，,堆内中子慢化剂材料为轻水，现在世界上大量建造的动力堆，,PWR,和,BWR,都是轻水堆,重水堆，,堆内中子慢化剂材料为重水，吸收中子最少，慢化能力却很好，可用天然铀（例如：,CANDU,）,石墨慢化堆，,世界第一批反应堆大都采用石墨作慢化剂。高强度、高密度、耐辐照、耐高温的石墨直到今天，依然在高温气冷堆中扮演不可替代的角色,轻水做慢化剂也有局限,冷却剂和慢化剂都是轻水，要提高热效率，必须提高冷却剂温度和压力（存在沸腾传热临界热流密度问题）,轻水对中子有较强的吸收，导致轻水堆必须采用加浓铀,轻水在中子照射下会产生放射性，增加堆屏蔽防护的要求,核安全专业实务,1.2,核反应堆的主要类型,(4),按照冷却剂分类,核反应,堆内的冷却剂是带载堆内产生的核裂变能到堆外热力系统的工作介质。核反应堆的热工水力学性质主要取决于选用的冷却剂，所以从研究反应堆热工水力学的角度常常按照冷却剂来划分核反应堆的类型,气冷堆，,CO,2,、,He,轻水冷却反应堆，,PWR,、,BWR,，,(,石墨水冷堆,),重水冷却反应堆，,CANDU,液态金属冷却反应堆，钠冷、铋冷、铅冷、锂冷、铅铋合金冷,（,5,）按照核燃料分类,按燃料加浓程度分为：天然铀燃料堆、稍加浓铀燃料堆、加浓铀燃料堆（高浓铀燃料堆，,MOX,燃料堆）,核安全专业实务,1.2,核反应堆的主要类型,按运行参数还可分为,:,高压堆、中压堆、低压堆；,高温堆、低温堆,按结构可分为,:,压力壳式、压力管式、（池式）,立式、卧式,目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有：,压水堆（,PWR,）、沸水堆（,BWR,）、重水堆（,PHWR,，,CANDU,）、高温气冷堆（,HTGR,）和快中子堆,(LMFBR,，液态金属冷却快中子增殖堆,),核安全专业实务,核反应堆基础,核反应堆的主要类型,核反应堆的主要类型,在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆（,PWR,）、沸水堆（,BWR,）、重水堆（,PHWR,）、高温气冷堆（,HTGR,）和快中子堆（,LMFBR,）等五种堆型。,反应堆的基本特征，包括燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路、以及各种堆型的主要特点等。,五种核反应堆的基本特征,堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集度,压水堆 热中子,H,2,O,H,2,O,UO,2,3%,左右,沸水堆 热中子,H,2,O,H,2,O,UO,2,3%,左右,重水堆 热中子,D,2,O,D,2,O,UO,2,天然铀或稍加浓铀,高温气冷堆 热中子 石墨 氦气 （,Th,U,）,O,2,或,UC 720%,或,90%,钠冷快堆 快中子 无 液态钠 （,U,Pu,）,O,2,1520%,典型压水堆,核安全专业实务,核安全综合知识,核反应堆的主要类型,压水堆,压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀,-235,的富集度约,3,。核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块。,柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约,20cm,，长约,3m,。几百个组件拼装成压水堆的堆芯。堆芯宏观上为圆柱形。,压水堆的冷却剂是轻水。轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂。轻水有一明显的缺点，就是沸点低。,压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。压水堆冷却剂入口水温一般在,300,左右，出口水温,330,左右，堆内压力,15.5,MPa,。,冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。,蒸汽发生器内有很多传热管，传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成,280,左右的、,6,7MPa,的高温蒸汽。,从蒸汽发生器产生的高温蒸汽，流过汽轮机，带动发电机组发电。余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器，通过三回路排放到最终热阱,江、河、湖、海或大气。,压水堆核电站的特点：结构紧凑，堆芯的功率密度大；基建费用低、建设周期短。,压水堆核电站的主要缺点：必须采用高压容器；必须采用有一定富集度的核燃料,BWR,核安全专业实务,核安全综合知识,核反应堆的主要类型,沸水堆,沸水堆与压水堆同属于轻水堆家族，都使用轻水作慢化剂和冷却剂，低富集度铀作燃料，燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块，外包锆合金包壳。,堆芯内共有约,800,个燃料组件，每个组件为,88,正方排列、其中含有,62,根燃料元件和,2,根空的中央捧（水捧）。沸水堆燃料棒束外有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个元件盒内。具有十字形横断面的控制捧安排在每一组四个组件盒的中间。,冷却剂自下而上流经堆芯后大约有,14,（重量）被变成蒸汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽,水分离器和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。,沸水堆的冷却剂循环流程特点是堆芯内具有一个冷却剂再循环系统。流经堆芯的水仅有部分变成水蒸汽，其余的水必须再循环。,因为沸水堆与压水堆一样，采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等，注定了沸水堆也有热效率低、转化比低等缺点。但与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有以下几个不同的特点：,（,1,）直接循环,（,2,）工作压力可以降低，,7MPa,（,3,）堆芯出现空泡,与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是：,（,1,）辐射防护和废物处理较复杂,（,2,）功率密度比压水堆小,重水堆（,CANDU,核电厂）,Q,H,Q,C,W,核安全专业实务,核安全综合知识,核反应堆的主要类型,重水堆,重水堆是指用重水,(D,2,O),作慢化剂的反应堆。,按结构分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式。采用压力管式时，冷却剂可以与慢化剂相同也可不同。压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。压力壳式重水堆只有立式，冷却剂与慢化剂相同，与压水堆或沸水堆类似。,重水堆燃料元件的芯块也是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷块，这种芯块也是放在密封的外径约为十几毫米、长约,500,毫米的锆合金包壳管内，构成棒状元件。由,19,到,43,根数目不等的燃料元件棒组成长约,500,毫米、外径为,100,毫米左右的燃料棒束组件。,反应堆的堆芯是由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成。重水堆压力管水平放置，管内有,12,束燃料组件，构成水平方向尺度达,6,米的活性区。作为冷却剂的重水在压力管内流动以冷却燃料元件。,压力管是承受高压重水冲刷的重要部件，是重水堆设计制造的关键设备。作为慢化剂的重水装在庞大的反应堆容器（称为排管容器）内。保持慢化剂处于要求的低温低压状态。同心的压力管和排管贯穿于充满重水慢化剂的反应堆排管容器中，排管容器则不承受多大的压力。总长可达,8,、,9,米的排管两端有法兰固定，与排管容器的壳体联成一体。,这种压力管卧式重水堆可以在反应堆运行时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头进行不停堆换料。每次换料时，将,8,束新组件从压力管的端推进去，同时从同一压力管的另一端将辐照过的燃料组件推出。,重水堆核电站与轻水堆核电站相比较，有以下几点主要差别，这些差别是由重水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的：（,1,）中子经济性好（可用天然铀、节约天然铀）,（,2,）可以不停堆更换核燃料,（,3,）重水堆的功率密度低，（,4,）重水费用占基建投资比重大,。,典型高温堆,核安全专业实务,核安全综合知识,核反应堆的主要类型,高温气冷堆,除了用水冷却外，还有用气体作为冷却剂的气冷堆。气体的主要优点是不会发生相变。但是气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大。为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压。,气冷堆在它的发展中，经历了三个阶段，形成了三代气冷堆,:,天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆、高温气冷堆。,高温气冷堆是一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆。,高温气冷堆的冷却剂是氦气。球形元件重叠时，彼此间有空隙可供高温氦气流过。在氦循环风机的驱动下，氦气不断通过堆芯将裂变热带出，进行闭式循环。氦气的压力一般为,4MPa,。,反应堆运行时，新的燃料球由反应堆的顶部加料机构加入，烧过的燃料球依靠它的自重从反应堆漏斗式底部卸出，经过燃耗分析器检定，将未烧透的燃料球送回堆芯继续使用，这样可以做到连续不停堆装卸料。,目前的高温气冷堆分为三种：,(1),用蒸汽进行间接循环的高温气冷堆,（,2,）直接循环的高温气冷堆,这种堆的氦气出口温度达,850,，（,3,）特高温气冷堆,这种堆的氦气出口温度达,950,以上。,高温气冷堆由于采用包敷颗粒核燃料，取消了燃料元件的金属包壳，又用传热性能较好、化学性能稳定、中子吸收截面小的氦气作冷却剂，因此它具有下列与众不同的特点；（,1,）核电站选址灵活且热效率高，（,2,）高转化比，（,3,）安全性高，（,4,）对环境污染小，（,5,）有综合利用的广阔前景，（,6,）可实现不停堆换料。,虽然高温气冷堆有以上这些突出的优点，但是由于技术上还没有达到成熟的阶段，仍有很多技术问题影响着它的迅速发展。这些问题归纳为：,(1),燃料元件复杂的制备工艺,(2,）高温高压氦气回路设备的工艺技术问题,（,3,）燃料后处理及再加工问题。,气冷快堆钠冷快堆,核反应与核能的释放,核安全综合知识,核反应堆的主要类型,快中子堆,快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为,0.1Mev,以上的快中子引起的反应堆。,快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀,-,碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为,6,毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。,快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。,反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。,目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。目前前者仅处于探索阶段。钠冷快堆有回路式和池式两种类型。,快中子核电站的主要特点归纳如下：,（,1,）可充分利用核燃料，,（,2,）可实现核燃料的增殖,（,3,）低压堆芯下的高热效率,快堆对即将到来的核能大发展是最为重要的堆型。,1.3,核反应堆本体结构与核电厂系统设备,Core,250 Assemblies,Pellet,Diameter:8mm,Length:10mm,Fuel Rod,Includes about 350 pellets,Fuel Assembly,270 Fuel Rods,Frst,Barrier,(Fuel Pellet),Second Barrier,(Fuel Rod),核燃料组件与核反应堆的本体结构,压水堆燃料元件和组件,核安全综合知识,压水堆核电站主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是堆芯、蒸汽发生器（简称蒸发器）、稳压器和主泵。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体、一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。,密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件。一般是将燃料元件排列成,1717,的组件，其正方形横截面边长约,20,厘米。加上端部构件，整个燃料组件长约,4,米。,将一百多个燃料组件（总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。燃料组件组装成的堆芯放在一个很大的压力容器内。压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。一座,90,或,130,万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为,3.99,米和,4.39,米，壁厚,0.2,米和,0.22,米。重,330,吨和,418,吨，高,13,米以上。,控制棒束由上部插入堆芯，在压力容器顶部有控制棒束的驱动机构。,作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形下降段，再从底部下腔室进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。压水堆冷却剂入口水温一般在,300,左右，出口水温,330,左右，堆内压力,15.5,MPa,。一座,100,万千瓦电功率的压水堆，堆芯冷却剂流量约,6,万吨,/,小时。,包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界，称为一回路压力边界。该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全屏障。,一回路系统和设备都被安置在安全壳内（包容放射性物质的第三道安全屏障），称之为核岛。,压水堆压力容器内结构示意,核安全专业实务,一回路系统及主要设备,Core,250 Assemblies,Third Barrier,(Reactor),Firth Barrier,(Containment),二回路系统及设备,饱和蒸汽气冷及组,主发电机组,回路辅助系统及功能,在核反应堆内进行可控链式裂变反应过程中，核能转化为热能。除核电厂主要的输热系统外，还有许多辅助系统，大致分为以下几类：,保证反应堆一回路系统正常运行的系统；化学和容积控制系统、主循环泵轴密封系统,为核电厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：设备冷却水系统、停堆冷却系统,在发生重大失水事故时保证核电厂反应堆和主厂房安全的系统有：安全注射系统、安全壳喷淋系统,控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：疏排水系统、放射性废液处理系统、废气净化处理系统、硼回收系统、取样分析系统,一回路其他辅助系统：补给水系统、乏燃料冷却及净化去污清洗系统,二回路辅助系统：主蒸汽排放系统、蒸汽再热及抽汽系统，凝结水给水系统、事故给水系统、蒸发器排污系统、润滑油系统及循环冷却水系统,核安全专业实务,1.4,反应性与反应性的控制,反应性概念,K,过剩,=,K,eff,1,，称为过剩增殖系数,；,K,eff,=1,，临界；,K,eff,1,，超临界；,K,eff,10,-2,/,堆年,工况,III,稀有事故，发生频率,10,-4,/,堆年,-10,-2,/,堆年,工况,IV,极限事故，发生频率,10,-6,/,堆年,-10,-4,/,堆年,按核事件影响核安全和辐射安全的严重程度分类，分,7,级：,1,级,异常,2,级,事件,3,级,严重事件,4,级,主要在核设施内的事故,5,级,具有厂外风险的事故,6,级,严重事故,7,级,极严重事故,1-3,级称事件，,4-7,级称事故，,IAEA/OECD,的,INES,核安全专业实务,1.9,核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解,验收准则,对于工况,II,事件,燃料元件不烧毁,一回路压力小于,110%,放射性后果按正常排放,对工况,IIIIV,燃料元件保持可冷却，,PCT1204,o,C,一回路压力小于,120%,放射性后果，。,事故分析的基本假设,初始条件及各项参数,4,项基本假设,假设失去厂外电源,最大价值组棒卡在全抽出棒位,仅考虑安全级设备的缓解事故的作用,需假设极限的单一故障,核安全专业实务,核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解,设计基准事故,典型设计基准事故,1.9,核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解,严重事故的预防和缓解,概述,严重事故初因事件,严重事故的物理过程,针对严重事故必须考虑的事项（,6,条事项）,对工况,IIIIV,PWR,核电厂需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施,14,条,改进系统和设备的运行可靠性，降低始发事件发生频率,自动控制功能的合理设计，改善瞬态特性，减少安全系统动作和人员的干预,通过多重性和多样性的系统设备，提高安全系统的可靠性,全场断电的处理,。,核安全专业实务,严重事故的预防和缓解,概述,严重事故即堆芯严重损坏事故，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生十分巨大的损失。,现有核电厂基于纵深防御思想，设置了多道屏障及专设安全设施，采取了严格质量管理和操纵员选拔培训制度，同时，核电厂选址也有严格要求，因而核电厂抵御外来灾害和内部事变的能力很强。只有在连续发生多重故障，包括操纵员失误，使核电厂长期失去热阱，才会导致严重事故。对比于以考虑单一故障为特征的设计基准事故，严重事故又称为超设计基准事故。（先进反应堆用户要求文件规定的重要内容）,严重事故的发生频率虽然低，但并不是不可能发生的。,核安全专业实务,严重事故的初因事件,研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。但归纳起来，共同的,主要初因事件,大致是：,失水事故后失去应急堆芯冷却；,失水事故后失去再循环；,全厂断电后未能及时恢复供电；,一回路系统与其他系统结合部的失水事故；,蒸汽发生器传热管破裂后减压失败；,失去公用水或失去设备冷却水。,初因事件中如考虑外部事件，还应加上地震和火灾。初因事件分析表明，可能导致堆芯严重损坏的主要初因事件并不很多，因此，便于进一步考虑设计改进或事故预防。,核安全专业实务,严重事故的物理过程,堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为两个不同的类型，即高压熔化过程和低压熔化过程。,低压过程以主系统冷却剂丧失为特征,，若应急堆芯冷却系统失效，由于冷却剂不断丧失，造成元件裸露升温，锆包壳与水蒸汽发生化学反应放出热量与氢气堆芯水量进一步减少后，堆芯开始自上而下地熔化，直至将压力容器下封头熔穿，熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用，释出,CO,2,、,CO,、,H,2,等不凝气体，从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。,高压过程一般以失去二次侧热阱为先导事件。,主系统在失去热阱后升温升压，直至到达稳压器释放阀开启定值后，阀自动开启排汽。如二次侧不能恢复热阱，一次侧又失去强迫注水能力，则释放阀会持续启闭循环，使主冷却剂不断丧失，堆芯在较高压力下开始裸露，随后开始熔化。此后的过程，有可能与低压过程相似。但也有可能压力容器下封头熔穿等，由于主系统存在高压发生熔融物质喷射弥散，熔融的小颗粒与空气中的氧发生热化学反应，又加上小颗粒与空气的接触面积大，加强了传热，造成了“直接安全壳加热“，使安全壳超压失效。压力容器熔穿之前，裂变产物从破损或熔融元件释出后，在主系统内会有迁移、沉移和再悬浮过程。主系统压力边界破损这后，裂变产物进入安全壳后又会经受类似的输运过程。这各输运过程十分复杂，与源项的确定有密切关系，有待于仔细研究但分析表明，若安全壳能维持一段较长时间,(,三天以上,),的完整性，大部分裂变产物因重力而沉降，释出的源项会大大降低。,安全壳作为最后一道放射性屏障，其功能至为重要。在各种安全壳失效模式中，特别重要的是事故发生前的意外开口，安全壳旁路和晚期失效。,核安全专业实务,设计中应对严重事故做如下考虑,：,（,1,）使用概率论方法、确定论方法并结合合理的工程判断来确定可能导致严重事故的重要事件序列；,（,2,）,对照一套准则审查这些事件序列，以确定哪些严重事故应该给予考虑；,（,3,）,对于所选定的事件序列，应该评价设计和规程能否修改来减少其发生的可能性和减轻其后果。如果这些修改合理可行，就应该付诸实施；,（,4,）,应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些系统（安全系统和非安全系统），和使用附加的临时系统，使严重事故返回到受控状态或减轻它们的后果。应证明这些系统在预期环境条件下可以起到这些作用。,（,5,）,对于多堆厂址，可以考虑使用其他机组可用的手段和可能的支持，前提是不会危害其他机组的安全运行；,（,6,）,对有代表性的和主导性的严重事故，应该制定相应的事故管理规定。,核安全专业实务,压水堆核电厂需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施,（,1,）,通过改进系统和设备的运行可靠性，,降低发生始发事件的频率,；,（,2,）,通过对系统及其自动控制功能的合理设计，改善核电厂的瞬态特性，,减少安全系统的动作和运行人员的干预,；,（,3,）,通过多重性和多样性的系统和设备，提高安全系统执行安全功能的可靠性，应特别注意,减少导致共因故障的因素,；,（,4,）,应认真研究,全厂断电的可能性和处理措施,；,（,5,）,应特别关注停堆状态和安全壳打开状态，特别是,保证余热排出的可靠性,；,（,6,）,应采取适当的设计措施排除由于冷水或不含硼水的快速注入而导致的严重堆芯损坏；,（,7,）,应采取设计措施排除安全壳旁路型严重事故；,（,8,）,应采取高度可靠的手段避免高压堆芯熔融物喷射；,（,9,）,压力容器的支撑和堆腔结构应能承受压力容器熔穿的影响，对安全壳内部构筑物应考虑局部氢爆燃等影响；,核安全专业实务,压水堆核电厂需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施,（,10,）在严重事故下应能维持安全壳的完整性。要考虑可燃气体的燃爆效应，必须消除威胁安全壳完整性的大体积氢爆燃，应研究可能威胁安全壳完整性的压力容器内和压力容器外的蒸汽爆炸，并采取适当的措施；,（,11,）应有措施冷却堆芯熔融物并减轻堆芯熔融物与安全壳底部相互作用引起的后果；,（,12,）在严重事故下，安全壳的贯穿件、隔离装置和空气闸门应有足够能力维持它们的功能；,（,13,）在严重事故下，应有长期可靠的手段排出安全壳内的热量；,（,14,）在严重事故下，应有足够的能力控制放射性物质的泄漏。,核安全专业实务,