《反应堆安全分析》复习题资料.docx
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1、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1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。答:|核安全的总目相: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、 公众及环境免遭过量放射性风险。辐射防护目树:确保在正常运行时核电厂及从系统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,并低于国际辐射防护委员会(KRP )规定的限制;还确 保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。技术安全目树:有很大把握预防核电厂事故的发生;对核电厂设计中考虑的所有事
2、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。答:建锂里勤为设置纵深防御设施和措施及建立防止放射性物质释放的多道实际 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19、大破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律。答:物理过程| : 1)喷放阶段:破口出现后,冷却剂从破口喷出,首先是很短暂的欠热 临界喷放,很快进入饱和临界喷放,冷却剂压力下降很快,堆芯流量会出现很短暂的流动 逆转过程,会出现流动滞止现象,导致包壳出现第一个温升峰。ECCS
3、水旁路堆芯,直接 从破口损失,堆芯传热条件恶化。喷放后期包壳温度开始快速上升。冷却剂几乎丧失完后, 喷放结束。2 )再充水阶段:在喷放结束后,ECCS水逐渐进入压力壳的下腔室。压力壳水 位开始回升,但堆芯处于裸露状态,燃料包壳温度快速上升(几乎是绝热升温),可能有少 量的错水反应,当压力壳水位到达堆芯底部后,再充水阶段结束。3 )再淹没阶段:ECCS 冷却剂开始与炽热的燃料包壳接触,开始对底部包壳起冷却作用,但很快被汽化,包壳温 度上升速度逐渐变慢,堆芯水位上升缓慢,错水反应比较显著。随着水位的上升,再淹没 前沿的传热工况有一个转变过程(蒸汽冷却一膜态传热-泡核沸腾一单相液冷却X包壳温 度开始
4、下降,堆芯逐渐淹没,包壳温度快速下降,当堆芯被完全淹没后,再淹没阶段结束。 4 )长期冷却阶段:ECCS水冷却堆芯后,从破口注入安全壳地坑,通过安注再循环模式实 现长期冷却。主要参数变化规律图:1)堆功率:由于大破口事故系统压力降低极快,0.1秒内,可降到冷却剂的饱和压力, 从而生成大量蒸汽,堆内空泡效应引入的负反应性使反应堆自行停闭。停堆后剩余中子功 率迅速减小,此后主要释放衰变热。2 ) RCS压力变化:在最初极短的一段时间内为欠热 喷放,压力迅速下降,进入饱和喷放后,压力下降稍见缓慢。在再充水,再淹没阶段,注 入的低温安注水使堆芯蒸汽凝结,此后虽水位在上升,但系统压力仍然缓慢下降。3 )
5、热点 包壳温度:在喷放阶段形成一个包壳温度峰值;在再充水阶段,堆芯内既无液体冷却剂, 又无显著蒸汽流动,元件处于裸露状态,是包壳温度的主要升温状态;进入再淹没阶段, 随着蒸汽产生量的增加,包壳升温越来越缓慢,继而开始下降。包壳温度达到最高点并开 始下降,是在骤冷前沿到达之前,由蒸汽流动冷却而形成的。4 )堆芯水位:整个喷放阶段, 堆芯水位持续迅速下降。安注箱水及低压安注泵注入水流入下腔室后,压力容器水位开始 逐渐上升。在水位上升至堆芯底部之后,开始在淹没阶段,由于部分水量因冷却堆芯而汽 化,因此再淹没阶段堆芯水位上升缓慢。20、破口位置对大破口失水事故物理过程和后果的影响。答:冷管段破口会造成
6、最高的包壳峰值温度,比热段破口危险,因为:1)破口流量与 原堆芯流量方向相反,引起喷放早期冷却恶化;2 )上腔室压力高,使堆芯水位降低;3 ) 破口流出的是低焰冷却剂,流量大而带出的热量少;4 ) ECCS的注水流失比例高。21、小破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律。答:物理过程| : 1)自然循环维持阶段:破口冷却剂丧失,压力壳水位下降,一回路系 统降压,堆芯热量通过循环从蒸汽发生器热阱排出;ECCS注水流量较小。2 )自然循环中 止(水封存在阶段):当压力壳水位低于主管道所在平面后,自然循环终止,堆芯开始产生 大量蒸汽,并在上腔室积累,上腔室压力相对偏高,会把堆芯水位不断降低,导致
7、堆芯裸 露升温,堆芯热量部分靠回流冷凝方式从蒸汽发生器二次热阱带出。安注流量很难进入堆 芯,大部分从破口流失。当蒸汽积累导致压力足以克服残留在U形管弯曲段中的水封压头 时,导致循环水封消除。3)循环水封消除阶段:水封消除后,压力再平衡使得下行段中的 冷却水流回堆芯,堆芯被快速淹没,系统压力快速下降。4 )长期冷却阶段:ECCS水冷却 堆芯后,从破口注入安全壳地坑,通过安注再循环模式实现长期冷却。主要参数变化规律1)堆功率:事故开始,破口冷却剂丧失使得RCS快速降压,引起慢化剂密度下降, 导致堆功率单调下降。当RCS压力降到低压停堆压力时,堆安全保护开始紧急停堆,随着 控制棒的插入,堆功率剧减,
8、快速降到衰变热水平。2 )系统压力:事故开始,RCS因破 口冷却剂过冷临界喷放而快速降压。当降至上腔室及热段冷却剂饱和压力时,因上腔室及 热段冷却剂闪蒸,RCS出现短暂的再升压阶段。此后由于堆功率下降,RCS降压恢复。停 堆后功率剧减,上腔室及热段冷却剂温度也随之减小。由于环路自然循环停止,主泵入口 前的U形段出现水封,水封的出现使得破口排热受阻,RCS降压缓慢。3 )压力容器(堆 芯)水位:一开始,由于位置较高的稳压器尚未排空,压力容器水位维持不变。当压力降 到上腔室冷却剂温度所对应的饱和压力,引起上腔室冷却剂闪蒸后,压力容器水位开始下 降。当稳压器排空后,压力容器水位开始快速下降。当压力平
9、衡使堆下行段内的冷却剂及 HPSI注入流入堆芯,堆芯水位开始快速回升,重新淹没堆芯。到安注箱注入后,堆内水位 开始整体回升。4 )包壳温度:事故开始,由于事先停泵及芯块储存热释放,包壳出现短期 升温。接着由于堆功率下降,包壳温度开始下降。堆芯裸露后,包壳开始升温,直到环路 部分水封临时消除,使得部分液相冷却剂涌入堆芯,燃料包壳温度大幅下降。环路水封消 除后,由于堆芯迅速淹没,包壳升温结束。在堆芯冷却剂蒸发引起堆芯再次裸露时,燃料 包壳相应的再次升温,并因安注箱的投入而结束。22、主泵运行对小破口失水事故物理过程和后果的影响。答:(1)加速早期降压;(2)阻止环路水封形成;(3)提高堆芯水位,避
10、免堆芯裸露;加强冷却剂交混,早期冷却破口流量小,后期破口大。23、如何区分蒸汽发生器传热管破裂(SGTR )事故和小破口失水事故。答:蒸汽发生器传热管破裂是失水事故的一种特殊情况,从一回路装量减少的立场来 看,其严重性可以用小破口事故来包络。与小破口失水事故相比,蒸汽发生器传热管破裂 有如下几个特征现象:(1)事故前后安全壳仪表指示没有变化;(2)破损蒸汽发生器水位, 给水流量异常;(3)冷凝器排气和蒸汽发生器排污取样系统辐射水平异常。此外:(1)小破口失水事故仅失去一回路压力边界的完整性和安全壳的完整性,放射 性物质旁通安全壳而直接释放到环境(2 破口失水事故在30min内不要求操纵员干预,
11、 而SGTR事故则要求操纵员必须尽快干预。24、操纵员不干预时蒸汽发生器传热管破裂事故的趋向工况及其危害性操纵员干预 时的主要干预内容及其出发点。答:趋向工况:(1) 一回路冷却剂进入破损蒸汽发生器,一回路水位、压力下降,上 充流量增加,安全壳仪表指示无变化;(2)蒸汽发生器压力上升,破损蒸汽发生器水位上 升,蒸汽流量与给水流量失配;(3)破损蒸汽发生器排污和冷凝器排气,高放射性报警;(4)放射性直接排放环境,同时丧失两层屏障,后果严重。危害性:(1)放射性排放到环境;(2)蒸汽发生器满溢,导致:放射性排放大大增 加;安全阀卡开;主蒸汽管道(MSL )充水,可能断裂;换料水箱(RWST)水量耗
12、尽后 导致SAO干预内容:(1)鉴别事故及破损蒸汽发生器;(2 )隔离破损蒸汽发生器;(3 )冷却RCS , 使蒸汽发生器压力对应的饱和温度T25 ;(4)降低一回路压力;(5 )停堆安注;(6)后期冷却。出发点:减少向环境放射性的释放量,尽量避免满溢。25、给水丧失未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS )的物理过程。答:(1)给水丧失:给水丧失,传热失配,主冷却系统(RCS )升温生压,水位上升, 堆功率因反馈稍微降低;(2 )停堆失效:汽轮机停车,SG释放阀/安全阀开启,稳压器释 放阀/安全阀开启,辅助给水(AFW )投入但水位仍然降低,RCS较严重的升温升压,堆 功率进一步降低;(3 ) S
13、G蒸干(高潮阶段):SG热阱几乎丧失,RCS急剧的升温升压, 稳压器满水,安全阀开启,堆功率大幅度降低,稳压器阀门起排热作用;(4)二次热阱建 立:堆功率降低,与AFW排热能力逐渐匹配,AFW排热能力逐渐建立,RCS降温降压, 趋于低功率运行状态。26、ATWS缓解系统启动线路(AMSAC)的功能及其出发点。答:独立触发两个功能:(1 )启动AFW (辅助给水投入)信号;(2 )触发汽轮机停 车。出发点:(1)提供二次侧应急热阱;(2 )提高SG二次侧热阱的载热功率,使有限的 二次水得到充分利用。27、堆芯熔化事故的物理过程。答:(1)低压熔堆:以冷却剂丧失为特征,若ECCS失效冷却剂丧失导致
14、堆芯裸露, 元件升温,乙-WO反应又会产生热量和H2,堆芯水量在进一步减少后,堆芯会自上而下 熔化,堆芯熔化到一定程度后,就会塌落入下腔室,使下腔室中残留的水汽化,产生大量的蒸气,甚至可能形成蒸汽爆炸,熔融的堆芯与下封头相互作用可能导致下封头熔穿,再 掉入安全壳,而与安全壳混凝土相互作用,使混凝土分解,释放大量的一氧化碳二氧化碳 和氢气等非凝性气体,气体从熔融物中冲击形成气溶胶弥散到安全壳中,进而可造成安全 壳超压或者底部熔穿,造成放射性大量释放;(2)高压熔堆:以热阱丧失为先导,主系统 在失去热阱后升温升压导致稳压器安全阀/释放阀开启,若二次侧热阱不能及时恢复,一回 路又失去强迫注水能力,稳
15、压器阀门将持续开启,冷却剂持续丧失,当堆芯冷却剂不足后, 堆芯会在高压状态下裸露,元件升温,开始熔化,(随后过程类似于低压熔堆过程),但在 下封头底部熔穿时,由于系统的高压,会发生熔融物的喷射,导致安全壳超压失效,落入 安全壳地板的熔融物的小颗粒会弥散在安全壳中,造成安全壳的直接加热,可能导致安全 壳超压失效,落入安全壳地板的熔融物也会继续与低压熔堆过程类似的现象。一般过程:堆芯失冷一 堆芯裸露一 堆芯熔化一 堆芯塌落一 下封头熔穿一 堆芯 与混凝土相互作用一 安全壳失效。28、安全壳主要失效模式。答:1) a模式:蒸汽爆炸(概率极低);2 ) 0模式:安全壳隔离失效(包壳安全壳旁 路);3
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