注册核安全工程师实务第一章.doc

1. 目前已有400余座核电机组投入商业运营，是全世界发电站总发电的17%2. 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3. 链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在燃料原件内转化为热能，然后通过热传导、对流传热和热辐射等方式传递给燃料原件周围的冷却剂，再由冷却剂带载到堆芯外，通过热力系统转化为所需的动力4. 中子与原子核的相互作用：散射反应、俘获反应、裂变反应5. 在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠弹性散射在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀-238的非弹性散射，能量也会有所降低6. 俘获反应亦称为（n,Y反应中子被原子核吸收后形成一种新核素，并放出丫射线7. 反应堆内重要的俘获反应：U-238+n—>U-239+丫U-239Np-239Pu-239易裂变核素：U233、U235、Pu239、Pu241Th232、U238只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变,通常称之为转换材料8. 目前热中子反应堆内主要采用U235作核燃料9. 铀裂变时一般产生两个中等质量的核,叫做裂变碎片,同时发出平均2.5个中子,还会释放出约200MeV的能量。

10. 核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应概率的物理量24211. 微观截面量纲：面积单位靶,1靶=10-24cm2.12. 宏观截面量纲：长度的倒数,单位：1/cm13. 利用中子注量率和宏观截面可以计算核反应率密度14. 核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质15. 核截面随入射中子能量E的变化特性：低能区（E<1eV）、中能区（1eV104eV）16. 在热中子反应堆内的核裂变反应基本上都是发生在低能区17. 核燃料源自核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达到2MeV，最大能量达10MeV可以向堆中放置慢化剂让中子与慢化剂核发生散射来降低中子能量18. 中子与U238发生一次碰撞,可损失的最大能量约为碰撞前能量的2%19. 反应堆内常用的慢化剂有：水、重水、石墨、铍等20. 好的慢化剂应具有较大的慢化能力、较大的慢化比21. 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22. 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23. U238共振吸收中能中子，逃脱共振吸收几率P:慢化过程中逃脱共振吸收的中子份额。

24. 与慢化介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子25. 20C时热中子，v=2200m/s,E=0.0253eV26. 2MeV的裂变中子，慢化到1eV，平均与水中的氢原子碰撞18次29•慢化所需要的时间称为慢化时间，对水：6X10-6s30. -4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：10-10-2s31. K有效=（系统内中子的产生率）/（系统内中子的消失率）32. 链式裂变反应堆的临界条件是K有效=1<1：次临界、>1：超临界反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是：K有效=133. 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34. 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U238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35. 核反应堆内存在大量U238，通过U238对中子的俘获，新燃料Pu239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36. 111个U235裂变可释放出200MeV的能量，3.2X10-J37. 1MW的功率3.12X1016个U235核裂变，1MWd的能量需要1.05gU235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U235仅6g电功率30万千瓦的秦山核电厂，每天消耗的U235大约1.1kg考虑运行中U238转换部分Pu239,实际消化U235还要少一些38. 燃耗深度的单位是MWd/t铀包括U235和U23839. 目前的商用、军用动力堆都采用U235作核燃料，利用U238资源很少40. 转化比CR=易裂变核的平均生成率/易裂变核的平均消耗率CR＞1:增值堆41. 轻水堆CR=0.6、高温气冷堆CR=0.8（先进转化堆）、以Pu239作为燃料的快中子反应堆CR=1.2（钠冷快堆）法国在快堆技术上世界领先42. 轻水堆中，最终被利用的易裂变核为原来的2.5倍天然铀中含有0.7%的U235，最终利用0.7%X2.5=1.75%的铀资源43. 对于同体积的堆，中子泄漏率：球形＜圆柱＜长方体。

绝大部分动力堆采用圆柱形堆芯圆柱形均匀堆的热中子注量率分布：高度方向上为余弦函数，半径方向上为零阶贝塞尔函数44. 为减少中子泄露，节省燃料，实际上运行的反应堆都带反射层，把泄露的中子散射返回堆芯加反射层可使中子注量率分布更为平坦45. 燃料富集度：I区＜11区＜111区换料程序：新燃料放在III区，III区的燃料挪到II区，II区的燃料挪到I区，I区的乏燃料浸入乏燃料储存池46. 控制棒分类：停堆棒、调节棒、补偿棒停堆棒在需要停堆时才迅速插入堆芯在寿期初，补偿棒插的深，寿期末慢慢地拔出47. 控制棒插入不同深度对轴向中子注量率分布的扰动，对于反应堆运行安全与提高功率都有直接影响容易造成元件事故，由于中子注量率不均匀性的提高，堆的平均功率也应降低48. 在堆内由于各种原因常常出现水腔或水隙，水腔周围的热中子注量率提高49. 中子注量率的局部效应：1.燃料富集度分区布置2.控制棒对中子注量率的扰动3.水腔对中子注量率的扰动50. 中子注量率分布的展平方法：1.堆芯径向分区装载2.合理布置控制棒3.引入合理分布的可燃毒物51. 核反应堆按功能分类：1.研究试验堆2.生产堆3.动力堆52. 核反应堆按中子能谱分类：1.快中子堆（0.25MeV的高能中子，无慢化剂）2.中能中子堆（有慢化剂）3.热中子堆（0.07eV低能中子）。

53. 快、中中子堆使用加浓核燃料，热中子堆使用天然铀、稍加浓铀、铀233、钚239做燃料54. 核反应堆按慢化剂分类：1.轻水堆2.重水堆3.石墨慢化反应堆等55. 世界上第一批反应堆大都采用石墨做慢化剂，目前，依然在高温气冷堆中扮演不可替代的角色56. 重水（D2O）是所有慢化剂中中子吸收最弱的材料，同时它的慢化能力很好，重水堆可以用天然铀做核燃料57. 压水堆、沸水堆使用轻水作为慢化剂轻水的慢化能力强，单位体积的发热功率（功率密度）高，适用于核动力舰船58. 轻水堆的局限：1•高压下运行2•水对热中子的吸收导致必须使用加浓铀3.轻水在中子照射下产生放射性，增加了堆屏蔽的防护要求59. 核反应堆按冷却剂分类：1.气冷堆（CO2、He）2•轻水堆（压水堆、沸水堆）3•重水堆4•液态金属冷却堆（钠、铋、锂、铅铋合金）60. 核反应堆按燃料分类（U235）：1.天然铀燃料堆2.稍加浓铀燃料堆3.加浓铀燃料堆61. 按运行参数还可分为：高压堆、中压堆、低压堆；高温堆、低温堆62. 按结构可分为：压力壳式、压力管式；立式、卧式63. 按核燃料的形态：固体燃料堆、流态燃料堆、半流态燃料堆压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）、快中子堆（LMFBR）。

66.五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H2OH2OUO23%沸水堆热中子H2OH2OUO23%重水堆［热中子D2OD2OUO2天然铀或稍加浓铀高温气冷堆「热中子石墨氦气(Th,U)O2或UC7%-20%或90%快中子堆快中子无液态钠(Pu,U)O215%-20%67. 压水堆冷却剂入口水温290C,出口水温330C,堆内压力15.5Mpa68. 冷却剂回路压力边界：压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门它们都被安置在安全壳内，称为核岛69. 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280C左右的、6〜7MPa的高温蒸汽70. 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一一江、河、湖、海或大气71. 蒸汽发生器是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备72. 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73. 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沸水堆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，堆芯上方设置了汽一一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：直接循环、工作压力可以降低到7Mpa、堆芯出现空泡（使反应堆运行更稳定）74. 与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是：辐射防护和废物处理较复杂、功率75. 密度比压水堆小按结构分，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76. 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77. 轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重78. 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。

79. 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80. 高温气冷堆核燃料1mm小球，包裹后直径达60mm81. 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4MPa82. 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850C,（3）特高温气冷堆，这种堆的氦气出口温度达950C以上。