飞机对核安全壳撞击破坏效应的数值模拟
第15卷第4期解放军理工大学学报(自然科学版)
Vol.15No.4一2014年8月一
Journal of PLA University of Science and Technology (Natural Science Edition )
Aug.2014一
飞机对核安全壳撞击破坏效应的数值模拟
张一涛,一方一秦,一吴一昊,一龚自明
(解放军理工大学国防工程学院,江苏南京210007)
摘一要:为了研究大型商用客机撞击核电站安全壳的破坏效应,通过建立精细化的空客A320以及岭澳核电站安全壳有限元模型,采用LS-DYNA 软件对飞机撞击安全壳进行了数值模拟三分析结果表明:A320撞击力时程曲线出现3次明显的峰值,分别对应驾驶舱二引擎以及机翼(油箱)受撞击产生,其中引擎撞击导致最大峰值荷载三得到的撞击力时程曲线形状与已有研究结论相似,但因飞机型号二质量及撞击速度不同,撞击持续时间二峰值荷载大小及出现时刻存在明显差别三在飞机速度为100m /s 撞击下安全壳损伤严重,撞击中心发生局部穿透并很有可能引发核泄漏三
关键词:空客A320;核安全壳;飞机撞击;数值模拟;损伤破坏中图分类号:TU378
DOI :10.7666/j.issn.1009-3443.20140103001
Numerical simulation on response and damage of nuclear containment under aircraft impact
ZHANG Tao ,一FANG Qin ,一WU Hao ,一GONG Ziming
(College of National Defense Engineering,PLA Univ.of Sci.&Tech.,Nanjing 210007,China)
Abstract :To analyze the damage failure of the nuclear containment under the impact of large aircrafts,the refined finite element models of aircraft A320and the Lingao nuclear containment were established.The process of the im-
pact was simulated by using the commercial finite element software LS-DYNA.The results show that there are three noticeable peaks in the process,corresponding to the impact of the cockpit,engines and wings(fuel tank)respec-tively.The maximum peak load is mainly caused by the impact of the https://www.wendangku.net/doc/c67637303.html,pared with other related litera-tures,the impact load-time curve is similar.But the time duration and the peak load are obviously different for the differences of the aircraft type,mass and impacting velocity.Under the take-off and landing velocity of 100m /s,
containment is seriously damaged and the impacting centre suffers localized perforation,very probably leading to nuclear leakage.
Key words :airbus A320;nuclear containment;aircraft impact;numerical simulation;damage failure 一一
收稿日期:2014-01-03
基金项目:国家自然科学基金资助项目(51178461);国家自然科学基金创新研究群体科学基金资助项目(51021001)作者简介:张一涛,硕士生,主要研究防护工程,zhangtaonj@https://www.wendangku.net/doc/c67637303.html,
通信作者:方一秦,教授,博士生导师,主要研究武器效应与工程防护,fangqinjs@https://www.wendangku.net/doc/c67637303.html,
一一自20世纪60年代开始,核电站遭受偶然性撞
击成为核安全领域的研究热点三20世纪六七十年代主要针对轻型战斗机(质量20t,翼展10m)撞击进行研究三21世纪初,特别是 9四11 事件以来,大型商用客机(质量80t,翼展40m)偶然性撞击核电站安全壳成为人们关注的焦点[1]三
J.D.Riera [2]假设靶体是刚性的,将撞击力分为
惯性力和压屈力两部分,推导出了刚性荷载函数(rigid load function,RLF)三该函数在飞机撞击的理论分析方面得到广泛的应用[3,4]三日本Kobori 研究中心二日本电能工业中心研究院和美国Sandia 国家实验室联合进行了GE J-79引擎以及幻影F-4原型战斗机(Phantom F4)撞击钢筋混凝土靶体试
验[5~7],得到了撞击力时程曲线,验证了Riera 方法
的可靠性并进行了修正三
数值模拟主要有以下2种方法:一是在安全壳
上直接加载的非耦合方法,二是建立飞机和安全
壳的有限元模型进行撞击的耦合分析方法三左家
红[3]采用修正的Riera函数,通过ADINA软件对秦山核电站安全壳结构的动力反应进行了数值模
拟;王晓雯等[8]根据中国核安全导则中规定的标准化荷载函数,采用非耦合方法对先进半球顶安
全壳进行了动态响应分析;M.R.Sadique等[9]基于5种已有的飞机撞击力时程曲线,采用直接加载方法对比分析了安全壳的整体响应和局部破坏三李
笑天等[10]将飞机模型简化为实体方块,运用MSC．DYTRAN软件分析了安全壳在飞机撞击下的动力响应;曹健伟[11]建立了支线飞机新舟600及核安全壳的精细化有限元模型,考虑了飞机速度二撞击位置二安全壳材料强度及壁厚等因素对撞击效应的影响;R.L.Frano等[12]考虑了安全壳壁厚和预应力的影响,建立了均质铝合金飞机模型,分别对波音B720等客机以及幻影F4战斗机撞击安全壳的动力响应进行了数值模拟;J.Arros等[13]通过对比波音B747-400飞机撞击建筑物以及Riera 方法计算得到的撞击力时程曲线,也验证了Riera 方法的可靠性;A.Siefert等[14]建立了较为精细的A320以及安全壳有限元模型,计算不同速度(80二120二160m/s)下的撞击力曲线,但没有考虑钢束的影响以及详细分析安全壳的损伤破坏三
总的来看,已有的数值模拟研究存在以下问题: (1)没有建立飞机有限元模型,而是直接利用Riera 方法或标准化的荷载函数直接加载;(2)建立的飞机模型过于简化,没有考虑飞机的刚度和线密度分布;(3)建立精细化的飞机模型,但所选机型数量较少且吨位较小;(4)没有考虑钢束的影响并缺乏安全壳损伤破坏的详细分析三
本文以A320飞机和岭澳核电站安全壳为研究
对象,针对已有数值模拟研究的不足,建立了飞机及
安全壳的精细化有限元模型,在模型中考虑了飞机
的主要结构(地板纵横梁二隔框二桁条二蒙皮二起落架
和引擎等)和主要附加荷载(燃油二乘客二行李二座椅
设备等),利用LS-DYNA软件模拟分析安全壳的局
部破坏和整体响应三
1一模型建立
1.1一核安全壳模型
岭澳核电站安全壳外形尺寸如图1所示,安全壳由圆柱形筒体和半球形穹顶组成三壳体内部布置了钢束,空间布置形式如图2所示,筒体内布置环向和竖向钢束,穹顶钢束与竖向钢束合二为一,绕过穹顶呈倒U字形布置
三
图1一核安全壳示意图
Fig.1一Schematic diagram of nuclear
containment
图2一钢束空间布置
Fig.2一Spatial arrangement of steel truss
钢筋混凝土有限元模型采用整体式建模方法,单元类型采用六面体实体单元,尺寸划分为0．6m?0．6 m?0．1m,并对距离地面10~30m的环形撞击区域进行加密,单元为边长0．1m的立方体三
环向钢束共223束(19T16型),每束施加拉力4000kN;竖向及穹顶钢束合二为一,共144束(36T16型),每束施加拉力8000kN[15],环向二竖向和穹顶钢束都采用长度150mm的二力杆单元三钢衬里单元采用6mm厚的薄壳单元,二维划分形式同钢筋混凝土部分三
1.2一飞机模型
A320飞机有限元模型总质量74000kg,由28．8万个梁单元二壳单元和光滑粒子流体动力学
633一一一一一一一一一解放军理工大学学报(自然科学版)第15卷一
(smoothed particle hydrodynamics,SPH)单元(模拟燃油)组成三空客A320的相关参数如表1所示,有限元模型如图3所示三
表1一空客A320的相关参数Tab.1一Related parameters of A320
部件参数机长/m 37．57翼展/m 34．10机高/m 11．76最大航速/
(m四s -1
)
280
部件参数动力装置/t 2?2．36=4．72载客质量/t 150?0．07=10．50最大燃油质量/t 21．00最大起飞质量/t
78．00
图3一空客A320有限元模型
Fig.3一Finite element model of A320
2一材料模型参数
混凝土材料按C50考虑,采用K&C(Mat_Con-crete_Damage_REL3)材料模型,泊松比取0．2,其余参数参见文献[16]三
钢束二钢衬里二航空铝合金,航空钛合金和超高强度钢均采用塑性随动硬化模型(Plastic _Kinmat-ic),并考虑应变率效应和材料失效
[17,18]
,材料参数
如表2所示三
表2一金属材料参数
Tab.2一Material parameters of metal
材料
型号
密度(kg四m -3
)弹性模量GPa
泊松比屈服强度
MPa 钢束19/36T16
78501900．291770钢衬里SA516Gr7078502000．29485铝合金2024-T32700730．33500钛合金Beta-21S 45001050．331277超强钢300M
78702050．282000
一一燃油采用SPH 光滑粒子算法,材料模型为Mat_Null,状态方程为EOS_Gruneisen三但燃油的状态方程
参数难以获得,对于仅模拟撞击抛洒过程,用水的状态方程参数代替不会引起较大误差,且材料密度仍采用
燃油密度750kg /m 3,相关参数见文献[19]三
3一计算方法
钢衬里壳单元与混凝土最内层体单元共节点,钢束和混凝土分离建模,忽略了钢束与混凝土之间的黏结滑动摩擦效应,安全壳底部固支三接触算法采用侵蚀面面接触(Contact_
Eroding _Sur-
face_to_Surface),该方法在单元失效删除后仍能够较好地处理接触三SPH 单元采用自动点面光滑接触(Contact_Automatic_Nodes_to_Surface_Smooth)三4一计算结果及分析
飞机撞击事故多发生于飞机起降时,根据国家核安全局颁布的‘核电厂厂址选择的外部人为事件(HAF-0105)“的建议,本文选取客机起降速度(100
m /s)作为撞击速度三考虑最大撞击力,使飞机轴线及速度方向均垂直于安全壳筒体,撞击中心高度为
20m三
4.1一撞击力时程曲线
计算得到的撞击力时程曲线如图4所示,可以看到撞击力出现3个明显的峰值,分别对应驾驶舱二引擎和机翼(油箱)3个质量和刚度相对较大部位的撞击三
图4一A320撞击力时程曲线(100m /s)
Fig.4一Impact load-time curve of A320(100m /s)
首个撞击力峰值出现在0．02s 左右,约为45
MN;之后由于机身的质量和刚度相对驾驶舱较小,
撞击力下降到一个相对稳定的水平,在15MN 上下波动;在0．1s 时,机身内部油箱撞击安全壳,撞击力又达到一个新的稳定值,约20MN;在0．15s 左右,引擎撞击安全壳,荷载峰值陡升到约95MN;在
0．17s 时,机翼和其内部油箱撞击安全壳,出现第37
33一第4期
一一一一张一涛,等:飞机对核安全壳撞击破坏效应的数值模拟
个荷载峰值55MN,由于体量较大衰减也相对缓慢;在0．28s 后,线密度较小的机尾撞击安全壳,撞击力降低到6MN 左右三在0．34~0．40s 期间,尾翼及其内部油箱撞击安全壳,因此曲线出现较明显波动,数值也有所增大三与已有文献得到的飞机(B707-320[2]
,Phantom
F4
[5]
和A320
[14]
)撞击力时程曲线相比(图5),可以
看出曲线形状大体相似,但由于飞机型号二质量和撞击速度不同,撞击持续时间二峰值大小(数量)和出现时刻有较大差别
三
图5一4种飞机的撞击力时程曲线
Fig.5一Impact load-time curves of four aircrafts
幻影F4战斗机虽然尺寸和总质量小于大型客机,但其质量较集中,纵向刚度和撞击速度较大,因此撞击力相对最大(约160MN),而撞击持续时间相对最短(约0．08s);B707-320客机由于机翼和引擎布置更靠后,因此Riera 推导的撞击力最大峰值出现更晚(约0．22s);与本文相比,Siefert 的A320客机撞击速度更大,因此其撞击力最大峰值出现得更早(约0．14s),撞击持续时间更短(约0．3s)三由于3种客机的质量和撞击速度相近,因此撞击力最大峰值相差并不大(小于10%)三
从本文撞击力曲线可以看出,由于引擎布置突出于机翼,且引擎撞击峰值持续时间很短(0．01s),而机翼和其内部油箱共同撞击时荷载才能达到峰值,因此引擎和机翼(油箱)撞击会导致2个独立的荷载峰值三
4.2一飞机的损伤破坏
飞机在不同时刻的损伤破坏情况如图6所示三可以看出,由于纵向刚度不是客机结构设计的重点,飞机变形严重,在0．4s 时机身几乎全部被压碎,燃油大面积抛洒
三
图6一A320飞机不同时刻的变形
Fig.6一Damage of A320at different time
4.3一安全壳的位移响应
用飞机撞击中心钢衬里位移来表征安全壳在撞击区域的位移响应三钢衬里最大位移时程曲线如图
7所示
三
图7一钢衬里时程曲线
Fig.7一Displacement curve of steel lining
可见,在0．27s 左右位移达到最大值,且最大值超过1．5m三此时撞击位置的混凝土完全破碎,而钢衬里虽然发生较大变形,但因其延性较好,且位移变化过渡区域较大(如图8所示,竖直和水平方向过渡长度分别达到45二16m)而未被穿透破坏三徐征宇[20]对Boeing737(54t)以100m /s 的速度撞击AP1000屏蔽厂房(0．914m 厚的混凝土双面包12．7mm 厚的钢衬里)进行了有限元分析,得出撞击部位的最大位移约0．91m,与本文结果有较大可比性三
在0．27s 时钢衬里沿竖直方向和水平圆弧方向远离撞击中心的位移曲线如图8所示三
由图8(a)可见,在撞击中心区域钢衬里位移最大,安全壳底部因固支而没有发生位移,在筒体顶端位移基本衰减为0三由图8(b)可见,钢衬里水平位
8
33一一一一一一一一一解放军理工大学学报(自然科学版)
第15卷一
移随着远离撞击中心而迅速衰减,在距离撞击中心约8．0m 时已非常小三由于2台引擎(相距约10．0m)的撞击,钢衬里位移在距离撞击中心
4．0m 左右时出现平台(位移衰减缓慢段),钢束导致的筒体变形以及引擎的偏转使平台比引擎位置更接近撞击中心
三
图8一安全壳变形曲线
Fig.8一Deformation of steel lining
4.4一钢筋混凝土壳体的损伤破坏
钢筋混凝土壳体的损伤如图9所示三可见,在飞机直接撞击区域混凝土损伤破坏严重,在0．4s
时压碎面积达到约130m 2,局部被完全穿透,并沿壳体厚度方向产生局部层裂三
钢束的变形在混凝土内引起局部应力集中,导致横向和竖向条状损伤区三粗网格与加密网格之间的尺寸差异造成损伤过渡不太平滑,但并不影响对局部损伤的分析
三
图9一安全壳损伤破坏情况(0．4s)
Fig.9一Damage of containment at t =0.4s
4.5一钢衬里的损伤破坏
在0．4s 时,钢衬里的等效塑性应变如图10所示,由于钢衬里对混凝土的损伤剥落起到了限制作用以及受到引擎的近似点状撞击,因此钢衬里的变形存在褶皱而不是平滑的凹陷
三
图10一钢衬里撞击区域等效塑性应变图(0．4s)
Fig.10一Plastic strain diagram of damaged steel lining at t =0.
4s
5一结一论
本文选用岭澳核电站安全壳和A320客机作为分析对象进行了撞击破坏效应的数值模拟,主要结论如下:
(1)本文计算得到的撞击力曲线与现有研究成
果虽然形状大体相似,但由于飞机型号二质量和撞击速度不同,撞击持续时间二峰值荷载大小及出现时刻
存在明显差别;本文计算得到的撞击力时程曲线中有3个明显峰值,分别是由于驾驶室二引擎和机翼(油箱)撞击所致三
(2)在撞击过程中飞机发生较大变形,机身几乎全部被压碎,燃油大面积抛洒;安全壳混凝土发生严重破坏,损伤面积约达130m 2
,并且局部被穿透;钢衬里撞击中心最大位移超过1．5m,并产生较大等效塑
性应变,远超过规范值,密闭性能会受到严重影响三参考文献:
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(责任编辑:汤雪峰)
043一一一一一一一一一解放军理工大学学报(自然科学版)第15卷一
飞机对核安全壳撞击破坏效应的数值模拟
作者：张涛， 方秦， 吴昊， 龚自明， ZHANG Tao， FANG Qin， WU Hao， GONG Ziming
作者单位：解放军理工大学 国防工程学院,江苏 南京,210007
刊名：
解放军理工大学学报（自然科学版）
英文刊名：Journal of PLA University of Science and Technology (Natural Science Edition)年，卷(期)：2014(4)
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引用本文格式：张涛.方秦.吴昊.龚自明.ZHANG Tao.FANG Qin.WU Hao.GONG Ziming飞机对核安全壳撞击破坏效应的数值模拟[期刊论文]-解放军理工大学学报（自然科学版） 2014(4)
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
反应堆安全分析整理资料
核反应堆安全分析 英文缩写 ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆 APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆 AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂 ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构 AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵 ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams 安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会 ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆 BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故 BOL Beginning Of Life 寿期初 CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆 CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统 CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度
核反应堆安全分析复习内容
核反应堆安全分析 Ch1: 1.1安全总目标与两个辅助目标 1.2安全设计的基本原则 1.3核安全文化的定义和含义 1.4不要求 Ch2： 2.1四种安全性因素 2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现 2.3专设安全设施的功能及设计原则 Ch3：不要求 Ch4： 4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图 4.2：看看吧 4.3：P66页的图看懂，反馈的作用 4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧 4.10：大体看看吧 Ch5： 5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点 5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程 5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区 Ch7： 单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧 答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。 安全的总的目标：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。 辅助目标： 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。 核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，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。 安全分析的内容：所有计划的正常运行模式；在预计运行事件下的核电厂性能；设计基准事
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；
反应堆安全分析期末考试复习资料
冗余度：核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。 多样性：采用两个或者多个独立的方法或系统来完成同一个功能。 独立性：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，实现系统布置和设计的独立性。 故障安全：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。单一故障：导致某一部件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。 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故障时仍能保持所赋予的功能。 核安全文化：安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电站安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 始发事件：能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件，都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。 初因事件：：造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。 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，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。 停堆余量（深度）：全部毒物都投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。 热流量：单位时间传递的热量。 热通量（热流密度）：单位时间通过单位面积传递的热量。 传热系数：单位时间、单位面积、温度差为1℃时传递的热量，即单位传热量。 对流换热系数h：当流体与壁面温度相差1度时、每单位壁面面积上、单位时间内所传递的热量。 大容器沸腾：由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾 饱和沸腾：液体主体温度达到饱和温度，壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾称为饱和沸腾。热管：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出、最小冷却剂流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。 热点：堆芯集中了所有关于核的和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。 偏离泡核沸腾：冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流量qDNB与该点的实际热流量的比值 子通道模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着整个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量交换。 比放射性活度：单位质量或体积的放射性核素的放射性活度。 核燃料线功率密度：单位长度的核燃料棒所释放的功率。 热阱：接受反应堆排除余热的场所。 核应急：是需要立即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”。 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、地方破府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务。
核反应堆安全分析考试要点
一、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。 纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护 纵深防御目的1：防止偏离正常运行及系统故障 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。 5、减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果 三道屏障：1燃料元件包壳：2一回路压力边界3安全壳 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。 四确保反应堆安全的四种安全性要素：(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。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。四、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1有效地控制反应性，2确保堆芯冷却，3包容放射性产物 五、专设安全设施的原因及功能 原因，当反应堆运行发生异常或事故工况下，仅仅依靠正常的控制保护系统仍不足以保障堆芯的冷却在压水堆核电厂中，一旦发生因冷却系统管道破裂的失水事故是及时反应堆紧急停闭也可以是燃料包壳烧毁，甚至熔化同时会危及安全壳的完整性。功能：1发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；2. 阻止放射性物质向大气释放3.阻止氢气在安全壳中浓集4向蒸汽发生器应急供水。
反应堆保护系统(RPR)
186 §1.6.4 反应堆保护系统（RPR ） 一、 系统功能 反应堆保护系统（RPR ）是指由所有电器件、机械器件和线路（从传感器一直到执行机构的输入 端）组成的产生保护信号的系统，它必须满足以下要求： （1） 能自动触发有关的系统（需要时包括停堆系统）动作，以保证发生预计运行事件时，核 电厂的主要参数不超过规定的限值； （2） 能检测事故工况并触发为减轻这些事故工况后果所需的系统动作； （3） 能抑制控制系统的不安全动作。 图(1)示出反应堆保护系统（RPR ）在整个反应堆安全系统的位置。 图(1) 反应堆安全系统组成图 RPR 系统与全体保护仪表组件的联系可分为 热工仪表 和核仪表两部分，这些仪表组件从模拟测量 中触发逻辑信号，因此， RPR 系统的上游端与以下主要系统相连： 保护系统 保护执行系统 反应堆安全系统（紧急停堆系统工程安全设施系统）
RPN系统的下游端与给出停堆或保护动作安全命令的传递系统相连，安全命令的种类有：停闭反应堆停闭 反应堆冷却剂泵跳闸 汽机脱扣 保护信号蒸汽管隔离 安全壳隔离状态A，B 安全注射 安全壳喷淋 给水隔离 辅助给水启动 柴油发电机组启动 保护系统的安全作用是： 在下面两种情况下： 1、当控制系统失效而导致产生错误指令时 187
2、在异常的事件情况下，包括故障(incidents)和事故（accidents）状态 保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性，当运行参数达到危及三大屏障完整性的阈值时，紧急停闭反应堆和启动专设安全设施。 二、系统描述 1、系统设计准则 双重二取一 M=A（A+B）（C+D） 三取二 M=A C+AB+BC 四取二 M=AB+AC+AD+BC+BD+CD 图(2) 逻辑符合电路例（断电方式） 188
反应堆安全分析复习
反应堆安全分析复习 核安全的总目标：核电厂建立并维持一套有效的防御措施，以保证人员、社会及环境免收放射性危害。 辐射防护目标：辐射照射低于规定限值并合理可行尽量低。 技术安全目标：预防事故的发生、事故后果小，确保严重事故发生的概率低。 定量安全目标（美国核管会）： （1）紧邻核电厂正常个体人员反应堆事故立即死亡风险其他事故所导致总和1/1000 （2）核电厂邻近区域人口核电厂运行导致癌症死亡风险其他原因导致总和1/1000 每运行堆年严重堆芯损坏频率小于10-4 每运行堆年大规模放射性释放频率小于10-5 核电厂安全特征：强放射性、高温高压水、衰变热、核电厂放射性废料的处置 核电厂安全对策：在所有情况下，有效控制反应性（紧急停堆、功率控制、补偿控制）、确保堆芯冷却、包容放射性产物 核安全文化是存在于单位和个人的种种特征和态度的总和，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。 纵深防御措施：多道屏障（燃料元件包壳、一回路压力边界、安全壳）和多级防御措施 安全设计基本原则：单一故障准则、多样化原则、独立性原则、故障安全原则、固有安全性原则、定期实验、维护、检修原则 单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部件发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。 核安全的四要素：自然的安全性、非能动的安全性、能动的安全性、后备的安全性 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，只是由堆的自然的安全性和非能动的安全性，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。 确定论安全评价方法：基本思想是根据纵深防御的原则，以确保核电厂三个基本安全功能为 目标，针对一套确定的基准设计工况，采用一套保守的假设和分析方 法，已检验是否满足特定的验收准则。 分析基本假定：单一故障假设、操作员事故后短期不干预 补充假定：事故同时失去场外电源；反应性最大的一组控制棒租卡在全提出位置；不考虑非安全设备的缓解能力；必要时考虑不利的外部条件。 最终验收准则（大破口失水事故）：包壳最高温度不超过1204℃；包壳局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%；包壳氧化产氢量不超过假设所有锆与水反应产氢总量的1%；事故后排出衰变热的长期冷却能力。 一级PSA——系统分析。对核电厂运行系统和安全系统进行分析，给出每运行年发生堆芯损坏的概率。 二级PSA——一级PSA结果加上安全壳的响应。确定放射性物质从安全壳释放的频率。三级PSA——二级PSA结果加上厂外后果的评价。确定放射性事故造成的厂外后果。PSA基本步骤：确定初因事件； 事件树和故障树分析，确定发生频率； 确定堆芯内和安全壳内放射性物质的沉积和迁移； 确定向环境放射物质的释放量； 对公众及环境的影响评估。 PSA主要任务：识别潜在事故，寻找薄弱环节； 计算放射性物质分布，确定对周围公众和环境的影响； 求出潜在核事故的总风险并评估。
核反应堆及其工作原理
核反应堆及其工作原理 日本地震引发的核泄漏危机使得人心惶惶，网上各种瞎扯的消息铺天盖地，与其在假消息中挣扎，倒不如来普及一下科学知识。核反应堆究竟是什么东西？它的工作原理是怎样的？今天我们就来图解福岛核电站故障。 核反应堆相关词汇表： core 核心 control rod s 控制棒 reactor vessel反应堆 suppression pool 抑压池 primary containment vessel 第一层安全壳（反应堆外壳） secondary containment building 第二层安全壳 turbine涡轮 condenser冷凝器 backup steam generator备用蒸汽发电机 Normal operation 正常状态 In operation since the early 1970s, Japan's Fukushima Daiichi nuclear plant uses six boiling water reactors, which rely on uranium nuclear fission to generate heat. Water surrounding the core boils into steam that drives turbines to generate electricity.
The reactor vessel is surrounded by a thick steel-and-concrete primary containment vessel, equipped with a water reservoir designed to suppress overheating of the vessel. 反应堆由一个钢与混凝土构成的厚实外壳（第一层安全壳）保护着，另外还配有一个蓄水库，防止反应堆过热。The suppression pool is designed to protect the primary vessel if the core gets too hot. Valves release steam into the pool, where it condenses, relieving dangerous pressure. 当核心过热时，抑压池可以起到保护第一层安全壳的作用。这时阀门会打开，水蒸气就能进入抑压池内冷凝，减缓压力过大造成的危险。 Earthquake damage 地震时 The earthquake initiated a rapid shutdown of the reactors, but the disaster cut power to controls and pumps, and the tsunami disabled backup generators. New diesel generators were delivered after batteries used to control the operation of the reactor were exhausted. 周五的地震切断了各种控制系统和水泵的电力供应，而海啸又使备用发电机组无法工作。在控制反应堆运作的电池报废后，不得不启用第二套柴油发电机。 Since the quake hit, fuel rods in the cores of reactor 1, 2 and 3 have overheated because of a lack of cooling water. 自地震以来，由于冷却用水的缺少，1、2、3号反应堆核心中的燃料棒一直处于过热状态。 Control rods were inserted into the cores to stop fission, but cores need several days to cool down. 控制棒已经插入，但是核心需要好几天时间来冷却。
反应堆安全分析英文缩写
ABWR advanced boiling water reactor 先进沸水堆 APWR advanced pressurized water reactor 先进压水堆 AP advance passive plant 先进非能动电厂 ADS accelerator driven system加速器驱动机构 AFP auxiliary feedwater pump 辅助给水泵 ATWS anticipated transient without screen 未能停堆的预计瞬变 ANSI American national standards Institute 美国标准协会 BDBA beyond design basic accident 超设计基准事故 BOL beginning of life 寿期初 CEFR china experimental fast reactor 中国实验快堆 CSS containment spray system 安全壳喷淋系统 CVCS chemical and volume control system 化容控制系统 CSRDM control and safety rod drive mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF critical heat flux 临界热流密度 DHX direct heat exchanger直接热交换器 DBA design basic accident 设计基准事故 DOE department of energy 美国能源部 DCH direct containment heating 直接安全壳加热 DNBR departure from nuclear boiling ratio 偏离泡核沸腾比 ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器 ECCS emergency core cooling system 应急堆芯冷却系统 EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆 ESS emergency shutdown system 紧急停堆系统 EFS emergency feedwater system 应急给水系统 ESF emergency safety features 专设安全设施 EPRI the electric power research institute 美国电力研究会 EOL end of life 寿期末 EFPD effective full power days 有效满功率天数 EM evaluation model 评价模型 EFW emergency feed water 紧急供水 GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆 HEM homogeneous equilibrium model 均相平衡模型 HPIS high pressure injection system 高温安注系统 HTGR high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆 HTTR high-temperature test reactor 高温工程试验堆 IFR integral fast reactor 整体快堆 IHX integral heat exchanger 中间热交换器 INSAG International nuclear safety 国际核安全咨询 IDCOR industry degraded core rule making 工业退役堆芯规则 LFR lead-cooled fast reactor 铅冷快堆 LPIS low pressure injection system 低压安注系统 LOCA loss of coolant accident 失水事故 LOFA loss of flow accident 失流事故 LOFW loss of boilen feed water 丧失蒸汽发生器给水
核电站反应堆冷却剂系统讲义参考模板
核电站 反应堆冷却剂系统讲义
本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。 第一章、反应堆冷却剂系统（RCP） 反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。反应堆冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。 一、RCP系统的主要安全功能和要求 RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。当发生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。 为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是： 1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。 2．在正常运行及预期瞬态工况下能对堆芯提供适当的冷却，并保证足够的烧毁余量，防止发生燃料包壳损伤。在事故工况下，为保证反应堆具有冷源，系统的布置要能够使冷却剂淹没堆芯并形成充分的自然循环，以导出堆芯余热，避免燃料超过温度极限。 3．系统应做到冷却剂中含硼浓度均匀；能限制冷却剂温度变化的速率，以保证不出现由这些因素而引起的反应性变化失控。 4．RCP压力边界应能适应与运行瞬态工况相应的温度、压力，并留有余度。 5．任一冷却剂环路管道断裂，不会导致其他管道的损坏，并仍能确保堆芯的冷却。 6．主泵应能提供足够的流量以满足热量转移和堆芯冷却要求。系统和主泵在事故状态下应具有足够的惯性流量；即使在一台主泵转子卡死时也不影响堆芯冷却。 7．蒸汽发生器是系统中唯一与二回路存在交界面的设备，因此要求蒸汽发生器的管子、管板的边界面尽可能避免将堆芯产生的放射性物质泄漏到二回路系统。 8．应能对系统进行泄漏检测。对预料的泄漏，如压力壳密封、主泵及某些阀杆的密封，应通过引漏系统进行收集，防止一回路冷却剂释放到安全壳空间。 9．稳压器应能维持系统正常运行压力，在电站负荷变化和冷却剂温度、体积变化时，压力能被限制在规定的范围内。在电站满功率下甩负荷而反应堆功率未能及时跟踪情况下，反应堆与汽轮机功率失配而引起系统压力上升时，稳压器超压保护应能及时动作。安全阀的排放能力应能使压力波动限制在规定范围内。
反应堆安全分析复习题资料
2007年李吉根老师《反应堆安全》课的复习题资料 1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）。 答：a强放射性；b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水；e放射性废物的处理与贮存。 2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。 员、公众及环境免遭过量放射性风险。 照射保持在合理可行尽量低的水平，并低于国际辐射防护委员会（ICRP）规定的限制；还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 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。 3、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。 际屏障。 纵深防御：包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外应急设施五个层次。分别为：1）高质量的设计、施工和运行，防止异常工况出现；2）停堆保护余热排出，防止异常工况发展为事故；3）专设安全设施，防止事故发展为严重事故；4）事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境；5）厂外应急计划与措施，限制危害和后果。 多层屏障：轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障，即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。 则、定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的原则、运行人员操作优化的设计。 4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。 厂的运行。出发点：高可靠性、单一故障准则的要求。 失效。
5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。 答：核反应堆的基本安全功能：反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。 【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。 设施。 专设安全系统：应急堆芯冷却剂系统、安全壳本体、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳消氢和净化系统。 6、核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。 答：核反应堆的四种安全性要素：自然的安全性、非能动的安全性、能动的安全性、后备的安全性。 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，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。 1.四因子式k∞=εрfη，由于燃料、冷却剂、结构材料的温度、 压力、流量、密度等因素的变化导致中子泄漏、利用率发生变化，引入了反应性，如由于多普勒效应，燃料的温度升高，导致共振吸收峰降低展宽，总吸收利用率下降；2.反应性反馈产生于堆内温度、压力或流量的变化。但是，在一般情况下，冷却剂流量比较稳定，故此效应可以忽略不计。压力效应也很小。因此，只有温度对反应性的影响是一项主要的反馈效应，它决定了反应堆对于功率变化的内在稳定性（又称固有安全性）。这种内在稳定性是由燃料多普勒效应、慢化剂温度效应和空泡效应表现出来的。 7、核反应堆运行工况分类的原则和方法。 答：核电厂运行工况分类是指按事件预计发生的频率分类，其目的是确定各种事件的验收准则，原则是：出现频繁的工况要求其后果轻微；后果严重的工况要求其发生频率极低。 核电厂运行工况可按照三类五级的方法分类：【答四工况即可】 第一类为正常运行和运行瞬变，包括：工况I（正常运行和运行瞬态——核电厂的正常稳定功率运行、停堆状态、带有允许偏差的运行（如少量燃料包壳泄漏、蒸汽发生器传热管泄漏）、启动和停堆过程、冷却卸压过程及负荷变化过程）、工况II(常见故障、中等频率事故和预期运行瞬变——发生频率F大于10-2/堆年，即在核电厂的寿期内可能发生一次或数次，这里“预期”的意思即在一个核电厂寿期内很可能发生的意思。这类事件如汽轮机停车、全部主泵失去电源等。)；第二类为假想事故，包括：工况III（稀有事故——发生频率F大于10-4/堆年，小于10-2/堆年，即对于单个核电站运行经验积累来说，有可能出现，如一二回路管道小破裂。）、工况IV （极限事故——发生频率F大于10-6/堆年，小于10-4/堆年，这种事故预期不会发生，用来对核电厂的安全设施提出要求，这类事故危害大，如大破口失水事故，运行历史中发生过）；第三类为严重事故，燃料元件严重损坏，堆芯熔化，安全壳完整性受到破坏，有大量放射性物质释放的事故。工况I、II、III、IV为设计基准事件。
《核反应堆热工分析》复习资料
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
核反应堆安全分析概念复习
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（defense in depth） 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(primary system envelope)，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。