核環(huán)境學(xué).docx

第一章：1.核反應(yīng)堆是一種綜合的技術(shù)裝置，用來實(shí)現(xiàn)重元素的可控自持鏈?zhǔn)搅炎?。核反?yīng)堆由堆芯、冷卻劑系統(tǒng)、慢化劑系統(tǒng)、控制和保護(hù)系統(tǒng)、屏蔽系統(tǒng)、輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)等組成。2. 鈾裂變時(shí)一般產(chǎn)生兩個(gè)中等質(zhì)量的核，叫裂變碎片，平均放出2.5個(gè)中子，以及200MeV的能量。3. 微觀截面()是中子與單個(gè)靶核發(fā)生相互作用概率大小的量度，單位：靶，1b=10-24cm2=10-28m2 。4. 計(jì)算核反應(yīng)率密度：R= 例如已經(jīng)知道了堆芯中核燃料的濃度和分布，就可以算出堆芯的宏觀裂變截面f ；如果還知道了堆芯的中子注量率 ，就可計(jì)算出每秒鐘在每立方厘米堆芯體積內(nèi)發(fā)生多少次裂變反應(yīng)，進(jìn)而可以算出堆芯的發(fā)熱強(qiáng)度等.5. 核燃料原子裂變時(shí)放出的都是高能中子，其平均能量達(dá)2MeV，最大能量可達(dá)10MeV。6.慢化能力：輕水重水石墨。慢化比：s /a7. 1MWd的能量實(shí)際需要鈾-235：1.23g8. 討論：堆中的核燃料能否全部燃燒完？原因：#、隨著可裂變核的減少，K有效會(huì)降低，可能小于1，從而無法達(dá)到臨界，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)無法進(jìn)行。#、反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，燃料元件處于高溫、高壓、強(qiáng)中子輻照條件，包殼會(huì)受到一定損傷，為防止包殼損傷導(dǎo)致放射性進(jìn)入冷卻劑，燃料元件在堆中的放置時(shí)間是受到嚴(yán)格控制的。即：有一定燃耗深度。9. 轉(zhuǎn)化比（CR）: CR=（易裂變核平均生產(chǎn)率）/（易裂變核平均消失率）.輕水堆CR=0.6，高溫氣冷堆CR=0.8。10. 增值比（BR）：轉(zhuǎn)化比CR1時(shí)，即為增值。11. 堆的不同幾何形狀（無限平板、長(zhǎng)方體、圓柱形和球形）的中子注量率分布規(guī)律：總的趨勢(shì)相近而相差不大，中心分布平坦，隨著向邊界趨近，中子注量率向下彎曲而下降為零。12. 中子注量率分布的展平方法：1.堆芯徑向分區(qū)裝載，2.合理布置控制棒，3.引入合理可燃毒物。13.按慢化劑分類(堆)：I. 輕水堆：壓水堆、沸水堆，其主要優(yōu)點(diǎn)為：輕水慢化能力最強(qiáng)，慢化劑需用量少，熱功密度大，堆芯小，尤其是核動(dòng)力船的理想堆型。其主要缺點(diǎn)：1. 同時(shí)作為冷卻劑和慢化劑的輕水運(yùn)行在高溫下，輕水沸點(diǎn)低，需要加壓（如壓水堆為15.5MPa）；2. 輕水吸收中子能力強(qiáng)，需要用加濃鈾。3. 輕水在中子輻照下會(huì)產(chǎn)生放射性，增加了堆屏蔽防護(hù)的要求。14.壓水堆：（蒸汽發(fā)生器）蒸汽發(fā)生器是分隔冷卻劑回路和二回路的關(guān)鍵設(shè)備，冷卻劑回路和二回路通過蒸汽發(fā)生器傳遞熱量。特點(diǎn)：（1）結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯的功率密度大（2）經(jīng)濟(jì)上基建費(fèi)用低、建設(shè)周期短 （3）必須采用高壓的壓力容器（4）必須用濃縮鈾15.沸水堆（特點(diǎn)）：1. 直接循環(huán)2. 工作壓力可以降低3. 堆芯出現(xiàn)空泡（空泡的反應(yīng)性負(fù)反饋）缺點(diǎn)：1. 輻射防護(hù)和廢物處理較復(fù)雜2.功率密度比壓水堆小16.重水堆（作為冷卻劑的重水與慢化劑無交混地在壓力管內(nèi)循環(huán)流動(dòng)）特點(diǎn)：1. 中子經(jīng)濟(jì)性好，可以采用天然鈾作為核燃料2. 中子經(jīng)濟(jì)性好，比輕水堆更節(jié)約天然鈾 3. 可以不停堆更換核燃料4. 重水堆的功率密度低5. 重水費(fèi)用占基建投資比重大17.高溫氣冷堆：高溫氣冷堆是一種用高富集度鈾的包敷顆粒作核燃料、石墨作中子慢化劑高溫氦氣作為冷卻劑的先進(jìn)熱中子轉(zhuǎn)化堆。（特點(diǎn)）：1. 核電站選址靈活且熱效率高。2. 高轉(zhuǎn)化比（轉(zhuǎn)化比可達(dá)0.85 左右）3. 安全性高（預(yù)應(yīng)力混凝土壓力殼）4. 對(duì)環(huán)境污染小5. 有綜合利用的廣闊前景6. 可實(shí)現(xiàn)不停堆換料18.快中子反應(yīng)堆（平均能量為0.1MeV以上的快中子）分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分?？於讯研九c一般的熱中子堆堆芯不同。19.兩種堆型：回路式鈉冷塊堆電站（維修方便，但系統(tǒng)復(fù)雜，容易出事故。）池式鈉冷塊堆電站：池式結(jié)構(gòu)復(fù)雜、不便檢修，用鈉多。20.快中子反應(yīng)堆的特點(diǎn)：1. 可充分利用核燃料2.可實(shí)現(xiàn)核燃料的增殖3. 低壓堆芯下的高熱效率4. 存在問題（在鈉作冷卻劑的快堆中，液態(tài)金屬鈉與水（或蒸汽）相遇就會(huì)產(chǎn)生劇烈的化學(xué)反應(yīng)，并可能引起爆炸；鈉與空氣接觸就會(huì)燃燒；鈉中含氧量超過一定數(shù)量會(huì)造成系統(tǒng)內(nèi)結(jié)構(gòu)等材料的嚴(yán)重的腐蝕；堆內(nèi)的液態(tài)鈉由于沸騰所產(chǎn)生的氣泡空腔會(huì)引入正的反應(yīng)性，其結(jié)果會(huì)使反應(yīng)堆的功率激增，容易導(dǎo)致反應(yīng)堆堆芯熔化事故的發(fā)生；快堆為提高熱利用率和適應(yīng)功率密度的提高，燃料元件包殼的最高溫度可達(dá)650，遠(yuǎn)遠(yuǎn)超過壓水堆燃料元件約350的最高包殼溫度。很高的溫度、很深的燃耗以及數(shù)量很大的快中子的強(qiáng)烈轟擊，使快堆內(nèi)的燃料芯塊及包殼碰到的問題比熱堆復(fù)雜得多。）核反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)：。核島中的四大部件是堆芯、蒸汽發(fā)生器（簡(jiǎn)稱蒸發(fā)器）、穩(wěn)壓器和主泵。21.一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備：包括壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器及相關(guān)管路的整個(gè)冷卻劑系統(tǒng)，有其特定的壓力邊界，稱為一回路壓力邊界。該壓力邊界構(gòu)成了包容放射性物質(zhì)的第二道安全屏障。壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主循環(huán)泵和穩(wěn)壓器等一回路系統(tǒng)和設(shè)備都被安置在安全殼內(nèi)，稱之為核島。22. 回路輔助系統(tǒng)及其功能：(1) 保證反應(yīng)堆和一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行的系統(tǒng)有：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)，主循環(huán)泵軸密水系統(tǒng)。(2) 為核電站一回路系統(tǒng)在運(yùn)行和停堆時(shí)提供必要冷卻的系統(tǒng)有：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)，停堆冷卻系統(tǒng)。(3) 在發(fā)生重大失水事故時(shí)保證核電站反應(yīng)堆及主廠房安全的系統(tǒng)有：安全注射系統(tǒng)，全殼噴淋系統(tǒng)。23. 反應(yīng)性及反應(yīng)性的控制: 反應(yīng)堆中K有效總是會(huì)由于這種或那種因素而使之偏離1。K過剩= K有效-1。K過剩稱之為過剩增殖系數(shù)，它代表堆內(nèi)有效增殖系數(shù)超過臨界的余額，作為反應(yīng)堆超臨界度(或次臨界度)的一種量度。24. 影響反應(yīng)性變化的因素：1、燃料和重同位素成分的變化，2、氙毒、碘坑與結(jié)渣3、溫度效應(yīng)4、其他效應(yīng)25.反應(yīng)性的控制方法：(1)緊急停堆控制(2)功率控制(3)補(bǔ)償控制26控制棒（棒多數(shù)由銀-銦-鎘合金制成。此外，控制棒材料還必須:具備耐輻射、抗腐蝕和易于機(jī)械加工等方面的良好性能）27：可燃毒物（優(yōu)點(diǎn):延長(zhǎng)堆芯的壽期、減少可移動(dòng)控制棒的數(shù)目、簡(jiǎn)化堆頂結(jié)構(gòu)，若布置得當(dāng)，還能改善堆芯的功率分布等?？扇级疚锊牧贤ǔ＿x用釓(Gd)或硼(B)，將其制成小片彌散在燃料中，在壓水堆中，堆芯初始裝載時(shí)用硼硅酸鹽玻璃管作為可燃毒物棒裝入堆芯。）28可溶毒物：優(yōu)點(diǎn)：分布均勻和易于調(diào)節(jié)，補(bǔ)償反應(yīng)性大，減少控制棒數(shù)量，簡(jiǎn)化堆芯設(shè)計(jì)。缺點(diǎn)：反應(yīng)性的引人速率相當(dāng)小。因此，化學(xué)補(bǔ)償控制只能補(bǔ)償由于燃耗、中毒和慢化劑溫度變化等引起的緩慢的反應(yīng)性變化.28. 反應(yīng)堆內(nèi)功率展平的方法: （1）原料元件的分區(qū)布置（2）合理設(shè)計(jì)和布置控制棒（3）堆芯可燃毒物的合理布置（4）采用化學(xué)補(bǔ)償液（5）堆芯周圍設(shè)置反射層29. 瞬發(fā)中子的時(shí)間特性：是在裂變后約10-14s內(nèi)放出的，稱為瞬發(fā)中子（占99.35%）30.緩發(fā)中子的時(shí)間特性: 緩發(fā)中子的平均壽期最長(zhǎng)的是80.6s。因?yàn)榫彴l(fā)中子的存在使得中子平均壽命增加了，考慮緩發(fā)中子的影響后，中子的平均壽命為0.085s，比瞬發(fā)中子的平均壽命0.0001s，長(zhǎng)約為850倍.31. 壓水堆主要控制系統(tǒng)有：反應(yīng)性控制和功率分布控制；功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)；一回路系統(tǒng)壓力控制；穩(wěn)壓器水位控制；蒸汽發(fā)生器水位控制；蒸汽排放控制。32.堆保護(hù)系統(tǒng)的工作原理（保護(hù)系統(tǒng)的功能）: 保護(hù)系統(tǒng)用來探測(cè)核反應(yīng)堆工況偏離正常運(yùn)行狀態(tài)，一旦超過安全限值，發(fā)出保護(hù)動(dòng)作。33.保護(hù)系統(tǒng)的安全準(zhǔn)則（1）單一故障準(zhǔn)則（2）通道和系統(tǒng)的獨(dú)立性（3）故障安全準(zhǔn)則（4）符合（5）多樣性34.核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)的基本安全要求（技術(shù)安全目標(biāo)）：采取一切合理可行的措施防止核動(dòng)力廠事故，并在一旦發(fā)生事故時(shí)減輕其后果；對(duì)于在設(shè)計(jì)該核動(dòng)力廠時(shí)考慮過的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小且低于規(guī)定限值；并保證有嚴(yán)重放射性后果的事故發(fā)生的概率極低。35. 縱深防御概念 貫徹于安全有關(guān)的全部活動(dòng)，包括與組織、人員行為或設(shè)計(jì)有關(guān)的方面，以保證這些活動(dòng)均置于重疊措施的防御之下，即使有一種故障發(fā)生，它將由適當(dāng)?shù)拇胧┨綔y(cè)、補(bǔ)償或糾正。（1） 第一層次防：防止偏離正常運(yùn)行及防止系統(tǒng)失效（2） 第二層次：檢測(cè)和糾正偏離正常運(yùn)行狀態(tài)，以防止預(yù)計(jì)運(yùn)行事件升級(jí)為事故工況。36. 核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)必須盡實(shí)際可能地防止：（1）出現(xiàn)影響實(shí)體屏障完整性的情況；（2）屏障在需要它發(fā)揮作用時(shí)失效；（3）一道屏障因另一道屏障的失效而失效。37.劃分某一構(gòu)筑物、系統(tǒng)或部件安全重要性的方法必須主要基于確定論方法，適當(dāng)時(shí)輔以概率論方法和工程判斷，同時(shí)考慮如下因素：（1）該物項(xiàng)要執(zhí)行的安全功能；（2）未能執(zhí)行其功能的后果；（3）需要該物項(xiàng)執(zhí)行某一安全功能的可能性；（4）假設(shè)始發(fā)事件后需要該物項(xiàng)投入運(yùn)行的時(shí)刻或持續(xù)運(yùn)行時(shí)間。38. 國(guó)際核事件分級(jí)1 級(jí)異常，核電廠運(yùn)行偏離規(guī)定的功能范圍。2 級(jí)事件，核電廠運(yùn)行中發(fā)生具有潛在安全后果的事件。3 級(jí)嚴(yán)重事件，核電廠的縱深防御措施受到損害。廠內(nèi)嚴(yán)重污染，工作人員受到過度的輻照。向廠外環(huán)境釋放極少量放射性物質(zhì)，公眾受到的照射遠(yuǎn)低于規(guī)定限值。4 級(jí)主要在核設(shè)施內(nèi)的事故，核電廠反應(yīng)堆堆芯部分損壞，對(duì)工作人員具有嚴(yán)重的健康損害，廠外環(huán)境釋放少量放射性物質(zhì)，公眾受到規(guī)定限值量級(jí)的照射。5 級(jí)具有廠外風(fēng)險(xiǎn)的事故，核電廠反應(yīng)堆堆芯嚴(yán)重?fù)p壞。向廠外環(huán)境有限度地釋放放射性要部分地實(shí)施當(dāng)?shù)貞?yīng)急計(jì)劃。6 級(jí)嚴(yán)重事故，核電廠向廠外明顯地釋放放射性物質(zhì)，需要全面地實(shí)施當(dāng)?shù)貞?yīng)急計(jì)劃。7 級(jí)極嚴(yán)重事故，核電廠向廠外大量釋放