专业实务笔记(商俊敏).doc

零碎知识点 U-235裂变成两个碎片，发出2.5个中子，释放200MeV能量，中子的平均能量2MeV，最大能量10MeV。 20℃热中子速度2200m/s，能量0.0253eV，热中子堆中子的平均能量0.07eV。 P61 安全限值是指为防止放射性物质的释放超过国家核安全法规中对任何设计基准事故所做的限额。 P68 安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的假设始发事件。 P77 设计基准事件的选择以工程判断、设计经验、运行经验为基础。 P83 采用工程判断和概率论相结合，考虑严重事故序列。 ASME规定在正常运行和预计运行事件期间，反应堆冷却剂系统压力不得超过设计压力的10%，初始运行前堆芯尚未装料时，冷却剂系统要在125%设计压力下进行水压试验。（P129） 核材料管制的例行检查由核安全局组织；日常检查和非例行检查由地区监督站负责。 核动力厂专项安全检查由核安全局组织；日常安全监督由地区监督站负责。 第1章 核反应堆工程 第四节 反应性与反应性的控制 影响反应性变化的因素（P41）： 燃料和重同位素成分的变化 裂变产物的产生于累计 温度效应 空洞效应 气泡效应 反应性控制的三种类型（P44）： 紧急停堆控制 功率控制 补偿控制 把反应性引入堆芯的三种方式（P44） 控制棒：补偿棒、调节棒、安全棒 可燃毒物 可溶毒物 第五节 堆内的释热与传热 功率展平的主要措施（P47） 燃料元件分区布置 合理设计和布置控制棒 堆芯内可燃毒物的合理布置 化学补偿液 堆芯周围设置反射层 垂直通道气泡分类（P49）： 泡状流、弹状流、搅状流、环状流 水平通道气泡分类（P50）： 泡状流、弹状流、搅状流、环状流、层状流、波状流 第六节 反应堆及核动力装置的功率控制 影响功率的因素（P56）： 瞬发中子的时间特性 缓发中子的时间特性 温度效应 保证堆安全的控制方法（P57） 增加或减少核燃料 增加或减少慢化剂 增加或减少反射层 增加或减少中子吸收剂：包括控制棒、硼酸溶液和固体可燃物 压水堆核电厂调节特性（P58）： 平调节特性 过调节特性 中间调节特性 组合调节特性 调节系统组成（P58） 主控制回路 整定值确定回路 出力不一致回路 控制棒驱动回路 第七节 堆保护系统的工作原理 安全限值（P61） 是指为防止放射性物质的释放超过国家核安全法规中对任何设计基准事故所规定的限额。 构筑物、系统和部件可靠性设计（P68） 必须设计成能够以足够的可靠性承受所有确定的假设始发事件。 保护系统由两部分组成(P61)： 核反应堆停堆触发系统 专设安全系统（应急堆芯冷却、蒸汽和给水管道隔离、辅助给水、安全壳隔离、安全壳喷淋、氢气复合等）触发系统 保护系统完成的任务（P61） 探测电厂变量已达到整定值。 判明需要保护的状况。 按正确次序触发相应安全任务所需要的所有安全动作，包括保护系统本身、安全驱动系统和安全辅助设施的动作。 监测电厂变量并向运行人员显示其数值，供手动启动保护动作之用。 保护系统的设计应满足以下要求（P61） 能自动触发有关系统（必要时包括停堆系统），以保证发生预期运行事件时不超过规定的设计限制。 能检测到设计基准事故，并触发为把这些事故后果限制在设计基准范围内所需要的系统动作。 能抑制控制系统的不安全动作。 保护系统设计遵循的安全准则（P62） 单一故障准则 通道和系统的独立性 故障安全准则 符合逻辑 多样性 试验、监测和校准能力 第8节 核动力厂设计的基本安全要求 安全分析要考察以下内容（P65）： 核动力厂所有计划的正常运行模式 发生预计运行事件时核动力厂的性能 设计基准事故 可能导致严重事故的事件序列 纵深防御的5个层次（P65） 防止偏离正常运行及防止系统失效 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 专设安全系统将核动力厂首先引导到可控制状态，然后引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。 针对设计基准可能以被超过的严重事故，保证放射性释放尽可能低。 减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。 贯彻纵深防御概念，核动力厂设计必须尽可能防止（P66）： 出现影响实体屏障完整性的情况 屏障在需要它发挥作用时失效 一道屏障因另一道屏障的失效而失效 安全分级主要基于确定论，适当辅以概率论和工程判断，并需要考虑以下因素(P68)： 该物项要执行的安全功能 未能执行其功能的后果 需要该物项执行某一安全功能的可能性 假设始发时间后需要该物项投入运行的时刻或持续运行时间 构筑物、系统和部件的可靠性设计通过以下实现(P68)： 防止共因故障 应用单一故障准则 采用故障安全设计 多重性 多样性 独立性 第十三节 核动力厂运行的基本安全要求 运行限值和条件分为（P116）：