注册核安全工程师知识点总结

注册核安全工程师知识点总结


1 、 到目前, 包括人工制造的不稳定元素在内, 人们已经知道了 100 多种元素。 自然界存

在的稳定核素有 280 多个。 天然存在的核素 332 个, 已经发现的包括人工生产的核素约
2600 多个。
2、 1911 年卢瑟福根据阿尔法粒子散射试验提出了核式模型假设。
3、 电子是由英国汤姆逊在 1897 年发现的。
4、 原子的大小是由核外运动的电子所占的空间范围来表征的, 原子的大小即半径大约 10
的(­8) 次方厘米量级。
5、 原子核的线度只有几十飞米,(一飞米约 10 的(­13) 次方厘米)。 核密度高达 10 8 吨每
立方厘米。 入射粒子与核的距离接近 10 ­15 m 时, 就会发生相互作用引起原子核发生变化。
6、 核的化学与物理性质、 光谱特性基本只与核外电子有关, 放射现象主要归因于原子核。
7、 原子的每个壳层最多容纳 2N 2 个电子, l=n­1 为量子数, 支壳层等于 2L+1; MII 表示 M
壳层的第二个支壳层。
8、 电子脱离核的束缚需要外界做功, 结合能是负值, K 层电子能级最低, 结合能的绝对值
最大。
9、 正常状态下, 电子先充满较低的能级, 但受内在或外界因素的作用后, 低能级的电子可
能被激发到高能级上, 此为激发, 或者电子被电离到壳层之外, 此称为电离。
10、 1896 年, 贝克勒尔发现了铀的天然放射现象, 这一重大发现认为是核物理学的开端。
海森堡提出了原子核是由质子与中子组成的假设。
11、 元素符号与质子数 Z 具有唯一, 确定的关系, 质子数 Z 往往可以省略。 只要元素符号
相同, 尽管质量数不同, 但具有基本相同的化学性质、 一般物理性质也相同, 但是是两种
不同的核素, 核性质完全不同。
12、 同位素: 原子序数相同, 但质量数不同的核数称为某元素的同位数, 原子数百分比称
为丰度。
13、 根据原子核的稳定性, 核素可分为稳定的核素和不稳定的放射性核素。 稳定性与质子
数与中子数之间的比例存在密切的关系。
14、 质量和能量是物质同时具有的两个属性, 任何具有一定质量的物体必须与一定的能量
相关联。
15、 比结合能的物理意义是原子核拆散成自由核子时外界对每个核子所做的最小平均功。
或者说, 结合成原子核时平均一个核子所释放的能量, 它表征了原子核结合的松紧程度,
越大越紧, 越稳定。
16、 原子能是指原子核结合能发生变化时释放的能量。
17、 对于轻核可能存在α 粒子的集团结构。
18、 放射性指数衰减规律是一种统计规律。 单个原子核只能说它具有一定的衰变概率, 不
能确定何时衰变。
19、 衰变常数是单位时间内一个原子核发生衰变的概率, 单位是时间的倒数, 值越大衰变
越快。
20、 半衰期与衰变常数成反比, 半衰期与时间的起点无关, 平均寿命是衰变常数的倒数,
是半衰期的 1.44 倍。
21、 放射源在单位时间内发生衰变的原子核数称为放射性活度, 放射活度也随时间增加而
指数衰减。 国际单位为 1Bq=1 次每秒; 一居里=3.7*10 10 Bq。 活度是指单位时间内原子核
衰变的数目, 而不是放射出的粒子数目。
22、 比放射性活度, 单位质量放射源的放射活度, Bq/g。
23、 放射活度与衰变率, 同样的量纲, 后者用于描述衰变过程。
24、 地球上放射性核素只能维系在三个处于长期平衡状态的放射系中: 半衰期都很长, 钍
系(4n) 的钍 232, 半衰期 1.41*1010 年, 铀系(4n+2)­238, 半衰期 4.47*109 年; 錒­
铀系(4n+3)的铀 235, 半衰期 7.04*108 年, 放射系中的其他元素衰变快, 但是在体系内
都按第一个核素半衰期衰变。
25、 β
— 衰变, 质量数不变, 电荷数加一, 周期表中后移一位。
26、 辐射是指以波或粒子的形式向周围空间或物质发射并在其中传播的能量(声辐射、 热辐
射、 电磁辐射、 粒子辐射等)的统称。 狭义的辐射是高能电磁辐射和粒子辐射, 狭义的辐射
又称射线。
27、 核辐射的种类有α , β , γ , 中子辐射等。 氚与中子不稳定。
28、 β 衰变三种类型, 正负轨道电子俘获。 β 衰变中发射的正负电子能量是连续的。
29、 X 射线和γ 射线都是一定能量范围内的电磁辐射, 又称光子, 其能量与辐射的频率成
正比。X 射线来源于核外电子的跃迁而γ 射线来源于原子核本身的高激发态向低激发态跃迁
或粒子的湮灭辐射。
30、 中子比质子略重。 自由中子不稳定, 自发发生β —衰变, 变成质子电子中微子。 半衰
期 10.6m。
31、 中子主要通过核反应或自发裂变产生。 三种源: 同位素中子源、 加速器中子源、 反应
堆中子源。
32、 中子源产生过程中, 不仅要考虑中子的防护也要考虑 X 射线, γ 射线的防护问题。
33、 能够直接或间接引起介质原子电离或激发的核辐射称为电离辐射。
带点粒子的能量损失方式一: 电离损失, 主要有电离与激发;
方式二: 辐射损失, 韧致辐射, X 光机 X 射线管产生的 X 射线就是韧致辐射。
34、 正电子的湮灭辐射, 正电子除了负电子相同的效应外, 还有γ 湮灭辐射, 需要防护。
35、 γ 射线与物质的相互作用: 光电效应、 康普顿效应、 电子对效应。
中子与物质的作用: 中子散射、 中子俘获。 散射又分弹性散射, 非弹性散射。
36、 核反应分类: 按出射粒子是否与入射粒子相同: 散射; 如果不同, 则有俘获反应等。
37、 入射粒子分类: 中子核反应、 荷电粒子核反应、 光核反应, 电子也可引起核反应。
按能量分类: 100Mev 以下低能, 1Gev 以上高能核反应, 之间的是中能核反应。
38、 微观截面: 一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上发生反应的概率,
量纲为面积, 1b=10­ 24 cm 2
39、 核反应中的各种截面与入射粒子的能量有关, 变化关系称为激发函数, 相应的曲线称
为激发曲线。
40、 1942 年, 费米建立石墨反应堆, 首次实现原子核链式反应。
41、 2010 年, 核电发电量占世界发电总量的 13.8%。
42、 核反应堆由堆芯、 冷却剂系统、 慢化剂系统、 控制与保护系统、 屏蔽系统、 辐射监测
系统等组成。
43、 裂变反应释放的能量绝大部分在燃料元件内转化为热能, 通过热传导, 对流换热、 热
辐射传递给周围冷却剂, 再由冷却剂带到堆芯外。
44、 裂变分为: 自发裂变、 诱发裂变。
45、 自发裂变发生的条件: 两裂变碎片的结合能大于裂变核的结合能。
46、 裂变碎片处于激发态, 同时是丰中子核, 因此自发裂变核是一种很强的中子源。 裂变
后的初级碎片发出中子、 γ 射线后成为次级碎片, 也称为裂变的初级产物。 初级产物仍是
丰中子核。, 经过多次β 衰变变成稳定的核素。 在β 衰变的过程中, 仍有可能发射中子, 即
缓发中子, 约占裂变中子 1%左右。
47、 裂变按裂变碎片的质量数分布是否相等, 可分: 对称裂变、 非对称裂变。 激发能提高,
则向对称裂变过度。
48、 缓发中子的半衰期就是β 衰变母核的β 衰变半衰期。
49、 弹性散射: 中子的动量和动能守恒; 非弹性散射: 动量守恒但是动能不守恒, 入射中
子的一部分动能变成靶核的内能, 使其处于激发态。 非弹性散射有阈能, 高于第一激发态
才能发生, 高能中子与重核的散射主要是非弹性散射, 热种子堆内慢化主要靠弹性散射,
快堆内无慢化剂但有 U­238 的非弹性散射。
50、 中子吸收(n,a) 包括中子俘获(n,c) 和(n,f);
(n, c) 包括(n, γ ) (n, p) (n, d) (n, α ) (n, 2n) 等。 (γ, n) 反应的阈能(10MeV)
51、 铀­233, 铀­235, 钚­239, 钚­241 在各种能量中子作用下均可以引起裂变, 被称为易
裂变核素; 但钍­232.铀­238 在中子能量高于某一值才发生裂变, 称为可裂变核素或转换材
料。
52、 核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应概率大小的物理量。
53、 宏观截面: 一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率, 也是一个中子
在介质中穿行单位距离与核发生核反应的概率。 量纲是长度的倒数。 与平均自由程的关系:
倒数关系, 连续两次作用之间穿行的距离—平均自由程; 穿行平均自由程的距离时, 就会
发生一次核反应。
54、 核反应率: 单位时间单位体积内中子与物质原子核发生作用的总平均次数。 中子通量
是标量。
55、 核截面的数值取决于入射中子的能量与靶核的性质。 反应截面随入射中子的能量分三
个区: 低能区(<1ev), 与中子的速度成反比, 1/v 区; 中能区(1~1 万 ev) 存在很多共
振峰, 共振区; 大于 1 万 ev 称为快中子区, 截面很小, 小于 10b, 变化也趋于平滑。
56、 裂变放出的中子是高能中子, 平均能量达到 2MeV, 最大达到 10Mev。
57、 中子与氢核的一次碰撞就可损失全部能量, 与 U­238 碰撞一次, 损失的最大能量不到
碰撞前的 1%, 因此采用轻元素来做慢化剂。 2Mev 的中子慢化到 1ev, 平均需要与氢原子
碰撞 18 次。
58、 衡量慢化剂优劣: 慢化能力、 慢化比。 慢化能力不能全面反映材料是好的慢化剂, 好
的慢化剂不仅需要较大的慢化能力, 还需要大的慢化比。 水的慢化能力最强, 所以堆芯做
得小; 重水与石墨的慢化比比较大, 因此可以采用天然铀做燃料, 但由于慢化能力小, 所
以堆芯大。
59、 慢化过程中的 U­238 的共振吸收。
60、 20 度时热中子的最可几速率 2200m/s, 相应能量是 0.0253ev。
61、 水的慢化时间 6*10 ­6 s, 扩散时间要比慢化时间慢得多; 这两个时间越长, 泄露出去的
几率越大。
62、 链式反应持续进行的条件: 新一代中子与老一代中子之比, 产生率与消失率之比, 消
失率等于吸收率加泄漏率。 比为 1 时, 稳定并持续下去, 称为临界。
63、 临界时的芯部大小称为临界体积; 所装载的燃料质量, 临界质量。 有效增值系数与堆芯
系统的材料成分与结构有关, 也与堆的尺寸, 形状有关。
64、 中子循环过程: 快中子倍增过程、 快中子慢化过程中共振吸收、 慢化到热中子后被堆内
材料的吸收、 被燃料吸收中子部分引起裂变, 此外还有快中子的泄露、 热中子的泄露, 即慢
化与扩散过程中的泄露。
65、 增殖堆: 反应堆新产生的燃料量超过了消耗的核燃料量。 转换比 CR: 易裂变核素的平
均生成率/易裂变核的平均消耗率。 现代轻水堆约为 0.6。 最终被利用的易裂变核约为原来的
2.5 倍。 天然铀含 0.7%铀‐235, 最多可利用的铀资源 0.75%*2.5=1.75%。
66、 1 个 U‐235 裂变放出 200M 电子伏, 相当于 3.2*10 ‐11 J, 1MW 的热功率需要 3.12*10 16 个
核发生裂变。 1MWD 的能量需要 2.7*10 21 个核裂变, 相当于 1.05 克 U‐235; 考虑到俘获反应
的浪费, 实际消耗 1.23 克。 300MW 的秦山, 每天消耗 1.1 千克, 折算成核功率是 1100MW。
67、 堆内燃料不能完全烧完, 第一、 可裂变物质的消耗, K EFF 会不断下降, 到 1 以下时就不
能达临界, 第二、 燃料元件的限制, 放置在堆内有时间限制, 因此没烧完就不得不换料了。
68、 燃耗深度来表征燃料燃烧的充分程度。 MWD/tU, 这里指的是铀, 含 235 也含 238。
69、 CR 大于 1, 增殖堆。 CR=BR。 快中子反应堆有可能实现燃料的增殖, 增值比达 1.2。
70、 快中子虽然能使铀 238 裂变, 但截面很小, 热中子不能使铀 238 裂变。
71、 中子通量分布只取决于堆的几何形状。 中子通量由中心向边界时弯曲下降到零, 球形堆
弯曲得最小。 圆柱体的最佳高径比为 1.08。
72、 圆柱型堆芯: 高度方向上是余弦分布, 半径方向上是零阶贝塞尔函数分布。
73、 反射层可以减少中子泄露, 减小堆的尺寸, 使中子通量分布更为平坦。
74、 材料的发展, 目前燃耗深度从过去的 33GMW/TU 提高到45~60; 换料周期从 12 个月变
成 18 个月或 24 个月; 换料方式有四种: 从内到外三区、 从外到内三区、 外内交替、 低泄漏
四区等换料方案。
75、 把控制棒布置在合理的位置, 可以得到理想的功率分布, 径向的分布; 对于轴向的也有
影响。
76、 控制棒分类: 紧急控制的停堆棒、 功率与温度调节的调节棒、 补偿反应性缓慢变化的补
偿棒。 补偿棒是用于抵消寿期初大量的剩余反应性的, 寿期初, 补偿棒插得比较深。
77、 棒插入堆芯后, 通量峰就下移, 但下插到一定位置是, 凸峰还是回升, 插到底后, 通量
峰回到一开始位置。 原因是考虑功率不变, 中子扩散规律。
78、 中子通量不均匀性提高, 则要求堆的平均功率降低, 以防止局部过热, 造成元件事故。
79、 中子通量的局部效应: 燃料分区布置、 控制棒的扰动、 水腔对中子的扰动
80、 功率密度分布展平的方法: 堆芯径向分区装载、 合理布置控制棒、 引入合理分布的可燃
毒物, 上述方法都是改变中子的产生率与吸收率。
81、 过剩增殖系数=有效增殖系数—1; 表示偏离临界的程度。 过剩增殖系数的相对值为反应
性=(有效增殖系数—1) /有效增殖系数。
82、 反应堆中反应性变化的原因: 燃料和重同位素成分的变化、 裂变产物的产生于积累、 温
度效应、 其他效应, 如空洞效应, 气泡效应。
83、 氙毒因氙的吸收截面随中子能量增加而快速下降, 快堆中, 氙毒影响小。
84、 平衡氙毒的浓度与稳定运行的中子通量有关, 功率高通量高, 氙毒大, 约 40 小时后,
碘、 氙达到平衡浓度, 氙毒造成的反应性量 0.04~0.05, 通量增加, 氙不会无限增加, 最大
也不超过裂变造成的碘与氙产额的 0.063; 中子通量大于 10 13 时, 氙浓度达到最大值时间与
通量无关, 约 11 小时。 高中子通量下还可以认为平衡氙毒与中子通量无关, 中子通量大于
0.756*10 13 时, 氙的两条消失途径相等。 动力堆一般大于此, 所以, 主要靠吸收中子消失。
因此停堆后出现浓度上升, 在停堆后 10‐11 小时达到最大值, 约为稳定功率下的两倍多。
85、 氙毒带来的三个问题, 影响后备反应性、 碘坑、 空间氙振荡。
86、 大尺寸高通量的反应堆中可能出现氙振荡。
87、 平衡钐达到平衡时间是数百小时以上, 中毒在 0.007 左右, 比氙小许多倍。
88、 除氙、 钐之外的裂变产物产生均称为结渣。
89、 燃料温度升高使 U‐238 中子共振吸收增加, 慢化剂温度上升影响慢化能力与慢化剂的吸
收, 中子截面也随温度变化, 化学可溶性毒物溶解度也随温度变化, 这些因素都影响ρ 。
90、 负温度系数使堆具有自稳性。
91、堆的总温度效应是慢化剂与燃料的温度效应之和。燃料的温度效应对功率变化是瞬时的,
慢化剂的温度效应是慢效应。
92、 不同堆不同效应: 沸水堆: 空泡; 快堆: 棒弯曲效应; 气冷堆: 压力效应; 实验堆孔道
效应。
93、 反应性控制设计的主要任务: 控制剩余反应性满足长期运行需要; 通过控制毒物分布和
最佳操作程序保持平坦的功率分布, 并随外界负荷变化调节功率; 事故时能迅速停堆保持停
堆深度。
94、 反应性控制的类型: 紧急停堆控制、 功率调节控制、 补偿控制。
95:、 控制反应性的手段: 改变堆内吸收、 改变中子慢化能力、 改变燃料含量、 改变中子泄
露。
96、 堆芯内加入或提出的控制毒物种类: 控制棒、 可燃毒物棒、 可溶毒物。
97、 钠冷快堆的剩余反应性 0.05, 最小。
98、 裂变能主要集中在裂变碎片上, 占总能量的 84%。
99、 一次裂变平均放出 2.5 个中子, 平均能量 2MEV, 所以总共是 5MEV。 射程几厘米到几
十厘米不等。

100、 压水堆设计中, 取元件释热占堆总释热量的 97.4%。

注册核安全工程师

1、 功率展平的主要措施: 分区布置、 合理设计和布置控制棒、 可燃毒物的合理布置、 化学
补偿溶液、 堆芯设置反射层。
2、 热传递的方式: 热传导、 对流、 热辐射。
3、 气体热传导是靠分子运动相互碰撞; 液体或固体: 振动的弹性波来传导; 金属主要靠自
由电子的扩散。
4、 热传导导热热量与温度变化率及平板面积成正比。 热阻=。。。
5、 芯块是铀内热源的导热, 包壳是无内热源的导热
6、 燃料与冷却剂之间导热热阻有四部分组成: 芯块、 气隙、 包壳、 对冷却剂的传热热阻。
7、 二氧化铀的热阻最大, 其次是气隙。
8、 对流换热: 流体流过固体表面时对流与导热联合起作用的热量传递。 对流: 流体各部分
之间发生相对移动, 把热量带到别处。 层流薄层内是导热, 以外的区域主要是对流。
9、 单相对流换热有单相对流换热和存在两相的沸腾换热, 单相里又分自然和强迫。
影响对流换热的五个因素: 流体流动、 流体的流态, 层紊流; 流体的物理性质; 有无相变;
换热面的几何因素。
热辐射: 通过电磁波传递能量, 可以在真空中传播, 既有能量的转移也有形式的转化, 辐射
能与热能的相互转化。 具有最大辐射本领的理想物体是黑体。 黑体辐射能力与辐射常数、 面
积、 温度的 4 次方成正比。 压水堆事故下需要考虑热辐射的作用。
沸腾传热是最有效的传热机理。 可分为池式沸腾与流动沸腾稳压器池式, 堆芯与蒸发器是流
动沸腾。
低热流密度情况下, 流道一次出现: 单相液体强迫对流换热、 泡核沸腾、 通过液膜的强制对
流蒸发、 缺液区传热、 单相蒸汽对流换热。 在缺液区的起点称为烧干点, 壁面温度跳跃升高。
由泡核沸腾转变为膜态沸腾, 称为偏离泡核沸腾, DNB.
当沸腾的机理变化引起传热系数降低、 壁面温度骤然升高的现象称为沸腾危机, 流动沸腾有
两种危机: 偏离泡核沸腾、 干涸。 前者在热流密度大、 含气率很低或欠热液体中, 后者在低
热流密度, 含气率很高的环状两相流中。 堆芯传热恶化主要来自 DNB, 大破口失水可能干
涸。 DNB 后果更严重是因为: 热流密度大, 且传热系数降幅很大。
临界热流密度受影响因素: 质量流速、 通道进口处水的欠热度、 工作压力、 发生 DNB 处冷
却剂的焓、 加热面的粗糙度。 DNBR 越大越不容易发生 DNB。
民用核设施包括: 核动力厂、 核动力厂以外的其他反应堆、 核燃料循环、 放射性废物的处理
处置设施、 其他需要严格监管的核设施。
核反应堆类型: 研究堆、 生产堆、 动力堆、 特殊用途的反应堆。
中子能量分: 快中子堆、 中能中子堆、 热中子堆。 快中子堆和中能中子堆内都需使用高富集
度的铀。
慢化剂种类分: 轻水堆、 重水堆、 石墨慢化堆、 铍或铍化合物堆等。 第一批反应堆都是石墨
慢化堆, 至今, 石墨仍在高温气冷堆中扮演不可替代的角色。
重水是中子吸收最弱的材料, 慢化能力很好, 重水堆可用天然铀。
压水堆、 轻水堆都用轻水做慢化剂, 轻水堆功率密度高, 可用于核动力舰船。 也有一些局限:
提高热效率需要高温, 高温需要加压防止沸腾; 轻水由于吸收强, 需要富集铀; 轻水在中子
照射下产生放射性, 需要屏蔽。
按冷却剂分类: 气冷堆(CO 2 ,HE)、 液体冷却堆(轻水冷却的压水堆与沸水堆; 重水冷却的重
水堆)、 液态金属冷却堆(钠, 钠钾、 铋冷、 锂冷、 铅铋合金)。
核反应堆的热工水力学性质取决于冷却剂类型。
按燃料富集度: 天然铀燃料堆、 低富集铀燃料堆、 高富集铀燃料堆, 钍增殖堆。
按运行参数分: 高压堆、 中压堆、 低压堆。 高温堆、 低温堆。 压力壳式压力管式。 燃料形态
分: 固体燃料堆、 液态燃料堆、 半流态燃料堆。
目前比较好的有前景的堆: 压水堆、 沸水堆、 重水堆、 高温气冷堆、 快中子堆。 快中子堆的
热效率最高 40%; 重水堆最低, 29.3%。
压水堆沸水堆富集度在 3%; 重水堆天然铀或低富集度的铀; 高温气冷堆 7~20%或 90%; 快
中子堆 15~20%。
压水堆首先用于核潜艇, 1957 年用于希平港核电站。 占整个核电机组的 60%以上。 压水堆
是处于高压状态下的轻水堆, 冷却剂人口 290 度, 出口 330 度, 堆内压力 15.5MPa。
压水堆从 18.5 到 140 万千瓦; 热效率从 28%提高到 33%以上, 堆芯体积湿热率从 50MW/M 3
提高到 100; 140 万千瓦的汽轮机长 56 米。
压水堆特点: 结构紧凑、 堆芯功率密度大。 水的慢化能力最强。 第二、 经济上基建费用低、
建设周期短。 缺点两个: 高压, 富集铀。
压水堆发展快的历史原因: 军用堆的研究基础; 轻水的长期使用经验; 核工业发展为浓缩铀
提供条件; 技术上非常成熟。
AP1000/EPR 满足《核动力厂用户要求》 文件对下一代核动力厂的要求。
压水堆核电厂由核岛与常规岛组成。 核岛四大部件: 反应堆本体、 蒸汽发生器、 稳压器、 主
泵。 核岛设备系统有压水堆本体、 一回路系统、 辅助系统; 常规岛主要是汽轮机组与二回路。
堆本体由堆芯、 压力容器、 上部堆内构件、 下部堆内构件组成。
3.85m 高的元件棒装有 271 块二氧化铀芯块。 预充 3MPA 的氦气改善传热减小内外压差。
锆作为燃料包壳的缺点: 820 度时与水开始锆水反应, 产生氢气, 带来安全问题。
堆内构件: 上部堆内构件、 下部堆内构件、 堆芯仪表支撑结构。
功能: 支撑固定燃料、 承受堆芯重量; 控制棒导向与对中; 引导分配流量; 为仪表提供导向
与支撑; 为压力容器提供热屏, 减少辐照。
旁通流量 6.04%, 控制棒导向管旁路流向 2.24%最大。 堆芯冷却剂流量约为 6 万吨每小时。
反应堆冷却剂系统分为冷却系统、 压力调节系统、 超压保护系统, 包括四大设备。 一回路压
力边界内所有设备是安全一级、 质保一级、 抗震一类设备, 均为最高等级。
冷却剂为除盐含硼水。 SG 将一二回路分开, 蒸汽不带放射性。
目前压水堆一回路参数: 入口温度 280‐300; 变工况时, 平均温度变化 17‐25 度; 设计温度
约 350 度, 冷却剂流量较大(每 10MW 热功率对应 160‐250 吨/小时); 主管道内冷却剂流速
15m/s, 一回路系统总阻力 0.6~0.8MPa。
传热管断裂事故在核动力厂设备事故中占首要地位, 占非计划停堆的 25%, 面积占一回路承
压边界的 80%, 壁厚 1‐1.2 毫米。
蒸发器的种类: 自然循环、 强迫循环; U 型管、 直管、 螺旋管; 立式、 卧式; 带预热器蒸发
器、 不带预热器蒸发器。
压水堆核电厂用三种: 立式 U 型管; 卧式蒸汽发生器; 立式直流蒸汽发生器。
主泵电机功率约为 5‐9MW。 泵的关键是保证轴密封, 要求电机的绝缘性好。 分为两大类:
全密封泵、 轴封泵。
主泵的要求: 长期无人维护情况下可靠安全运行; 结构简单, 维修方便; 足够大的转动惯量;
过流部件表面材料耐腐蚀; 带放射性的冷却剂泄漏小。
稳压器: 利用蒸汽的弹性来维持冷却剂的压力稳定。
稳压器的功能: 稳定运行时, 维持压力恒定; 系统瞬态时限制压力变化范围; 事故时防止超
压, 维持完整性; 一回路的缓冲箱; 正常升降压的实现。
安全壳是包容冷却剂系统的气密承压构筑物, 既承受内压又承受外压。
三种形式: 带密封钢衬的预应力混凝土安全壳; 双层安全壳; 负压安全壳。
化学容积控制系统功能: 容积控制、 化学控制、 反应性控制。
余热排出系统是核安全相关系统, 按专设安全设施要求设计。
从冷态到热态零功率, 水体积增加到 40%。 化容系统分担容积变化的 30‐40%。
一回路放射性增加: 水及其中杂质活化; 裂变产物释放; 腐蚀产物活化; 化学添加物的活化。
选 LI‐7 占 99%的氢氧化锂, 因为锂‐6 与中子反应生成氚。
硼酸控制的反应性占总的反应性控制量的 70%左右。
化容系统的辅助功能: 轴封水; 辅助喷淋; 水实体时的压力控制; 上充泵兼做高压安注泵。
设备冷却水是闭式回路, 因为冷却核安全设备, 所以该系统是部分与质量和核安全相关。
功能: 冷却; 隔离; 事故下作为专设的支持系统。
余热排出系统排出的热量: 余热、一回路水和设备的显热; 运行主泵在一回路中产生的热量。
余热排出系统一般有两个独立的系统组成。
每个安注箱能提供淹没堆芯所需容积的 50%, 该系统是非能动的。 不用安注信号启动电气设
备。
安全壳喷淋系统是设计基准事故下可以排除安全壳热量的唯一系统。
百万千瓦机组, 三回路每小时需要 40 多万吨冷却水。
汽轮机是将蒸汽的热能转换成机械能的蜗轮式机械。 以汽轮机为核心, 包括凝气设备、 回热
加热设备、 调节与保护装置、 供油系统等附属设备在内的组合。
沸水堆, 堆芯压力下降至 7MPA; 第一座沸水堆是 50 年代建成的德累斯顿沸水堆核动力厂,
目前 BWR 占总功率的 23%。
沸水堆燃料组件有组件盒隔离流道; 四个组件盒之间有十字形横断面的控制棒组件。
压水堆与沸水堆特点: 直接循环; 工作压力降低; 堆芯出现空泡; 控制棒, 从底部插入; 反
应性控制手段与需求量也不同, 正常由控制棒, 可燃毒物棒、 空泡效应完成; 压力控制不同,
主要是控制给水流量和卸压阀; 控制功率方式: 改变冷却剂流量来改变功率。
缺点: 辐射防护与废物处理复杂; 功率密度小。
重水堆是重水作慢化剂的反应堆; 重水费用占基建费用比较大, 占全世界核动力厂 6.5%。
重水堆分为压力管式, 压力壳式。 主要是压力管式, 冷却剂和慢化剂可以不同。 管式也可以
分为立式和卧式。
重水堆本体称为排管容器, 里面盛有低温低压的慢化剂。 排管与压力管关系。
重水堆: 可采用天然铀; 更节约天然铀, 节约 20%; 不停堆换料; 功率密度低, 要比压水堆
体积大 10 倍; 重水占基建费用比例高。 重水堆燃耗低。 轻水堆失水事故比重水堆严重。
第一代气冷堆: 天然铀石墨气冷堆。 石墨对中子吸收小, 可以使用天然铀。 高温气冷堆是第
三代气冷堆, 氦气为冷却剂, 全陶瓷包覆颗粒为燃料, 石墨作慢化剂和机构材料, 堆芯出口
温度达到 950 度, 甚至更高。 球床堆的特点: 运行时可以连续装卸。 球床模块式高温气冷堆
具有非能动的安全特性。 我国研制的 10MW HTR‐10 高温气冷试验堆是世界建成的第一座具
有非能动安全的模块式球床气冷堆。 高温气冷堆也设置了四道安全屏障。 球星燃料元件外层
的石墨包壳是第二道屏障。 压力边界、 一回路舱室是 3、 4 道屏障。 高温气冷堆不需要专设
余热排出系统, 非能动安全性。 高温气冷堆堆芯直径小, 功率密度低。 高温气冷堆: 单一控
制棒控制反应性, 压力调节靠氦气的吞吐; 余热排出是非能动的, 无应急给水系统、 安注系
统; 有应急柴油机但柴油机是非安全级, 安全壳不承压无气密性要求 0.03MPA。 中子扩散长
度长, 控制棒当量大, 单靠控制棒已足够。 高温气冷堆应用: 发电; 提供高温工艺热; 生产
液态燃料。
快堆是核裂变主要有平均能量 0.1MEV 以上的快中子引起的反应堆。 发展快堆可以使轻水堆
的 1%提高到 60~70%。 快堆燃料四种形式: 金属合金燃料, 氧化物、 碳化物、 氮化物燃料。
氧化物已经是快堆成熟的燃料。 快堆堆芯分燃料区和增殖再生区。 燃料区的四周是二氧化铀
棒束组成的再生区。 可分为钠冷快堆, 气冷快堆。 后者对提高增值比有好处。 钠冷却剂只需
要两三个大气压, 缺点是化学性质活泼。 钠冷快堆两种类型: 池式和回路式。
回路式有三个回路: 一回路、 二回路、 中间回路。 池式: 堆芯、 钠泵、 中间热交换器浸泡在
钠池内。 池式结构安全性要好。 液态钠沸腾产生的气泡引入正反应性。
快堆的优点: 充分利用核燃料, 利用 70%的铀资源, 比热堆提高了 80 倍; 实现核燃料的增
殖; 低压堆芯下的高热效率。
第一座实现核能发电的是快堆。
研究堆是指主要用来做中子源的反应堆。
第三代核电机组要求堆芯损坏频率小于 10 ‐5 /堆年。 不需要操纵员干预的时间: 非能动性型:
72 小时, 改进型是 30 分钟。
EPR 专设安全设置: 安注/余热排出系统、 应急给水系统、 应急电源系统、 设备冷却水系统、
重要服务水系统。
功率调节四种方案: 平调、 过调、 中间调节、 组合调节。
保护系统有两个触发系统组成: 停堆触发系统、 专设安全设施触发系统。
保护系统完成的任务: 四个; 探测、 判明、 触发动作、 监测显示
安全故障: 保护系统故障导致系统误动作; 导致系统拒动称为非安全故障。
无保护事故率=事故发生率*非安全故障的平均概率, 允许值 10 ‐5 ~10 ‐6
保护系统的安全准则: 单一故障、 冗余性和独立性、 多样性、 故障安全、 逻辑符合、 可试验
性可维修性。
核安全设备: 执行和安全功能的设备。 包括: 机械和电气设备。 核安全设备是民用核设施安
全防护实体屏障的核心。
机械零件失效中大约 80%属于疲劳破坏。
压水堆堆內构件由不锈钢型的高合金钢制成; 惰转飞轮为余热排出相关的核 3 级部件。
人工辐射源最大贡献医疗照射
天然铀的监测: 分光光度法、 固体荧光法、 激光荧光法、 X 射线荧光法, 测量排放废水用分
光光度法。 Ra-226, 监测方法是沉淀法、 射气法。 氡-222 测量法:电离室-静电计、 闪烁
室法、 双滤膜法。



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