核反应堆安全.pptx
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演讲人：;目录;PART;;;利用核裂变反应产生能量，包括压水堆、沸水堆、重水堆等，技术成熟，应用广泛。;;PART;冷却系统设计;;辐射防护设计;在反应堆发生严重事故时，迅速启动应急冷却系统，将反应堆的热量导出，防止反应堆熔化。;PART;反应堆内部燃料元件破损、反应堆冷却系统故障或管道破裂等。;反应堆功率失控，导
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核反应堆 9.ppt
第九章：核反应堆运行与控制;核反应堆运行和控制;一、反应堆控制;1、基本任务与原理;萝哀凶诵磺撂裹折蜂含让壮管薛起式耍吕字递郡议验慈睫龋波泉身邪污账核反应堆 9核反应堆 9;2、功率控制;旺篓丰泌凝缘缝古胃蜕接萤个须垫阎诡糖蒲虹遥仰待渊掌擂搪徊材一俞描核反应堆 9核反应堆 9;3、稳压器控制;4、蒸汽发生器水位控制;5、蒸汽排放控制;二、保护系统控制;二、保护系统控制（1）;三、反应堆运行;1、概述;1、概述（1）;1、概述（2）;1、概述（3）;1、概述（4）;2、压水堆核电站的正常启动;2.1、正常启动;2.2、初始状态：换料的冷停闭工况;2.3、第一阶段：一回路充水和排气;2.4、第二阶
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《核反应堆安全分析》课件 .ppt
核反应堆安全分析欢迎参加核反应堆安全分析课程。本课程将系统性地探讨核反应堆运行的安全原则、分析方法以及评估技术。我们将深入研究核电站设计、运行和事故管理的关键安全问题，帮助学生建立全面的核安全知识体系。
课程概述1课程目标通过系统学习，使学生掌握核反应堆安全分析的基本理论和方法，培养学生运用确定论和概率论方法进行安全评价的能力，提高学生对核电厂安全设计和运行的理解。本课程旨在培养具备核安全意识和专业技能的技术人才。2学习内容课程涵盖核安全基本原则、动力厂状态分类、始发事件分析、热工水力分析、放射性物质迁移、概率安全分析、严重事故分析等多个方面，并介绍安全分析报告编写和安全文化建设相关知识。考核
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核反应堆安全讲述.ppt
* ? 机组正常时，硼和水补给系统处于自动补给模式，能确保预定浓度的硼酸溶液供给反应堆冷却剂系统。 容积控制箱低水位信号触发补给系统投入运行。 容积控制箱高水位信号使补给系统停止运行。 ? 管理规程 电站运行期间稀释系统中那些用不着的阀门均处于关闭和锁定状态 ? 自动保护特性 在SG检查期间和换料期间，“停堆时高中子通量”信号会向操纵员发出稀释报警。这些报警在安全壳内和控制室内都会给出。 硼失控稀释预防措施 * 定义 反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故（LOFA）。 ?
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核反应堆安全分析概要.ppt
* ? 机组正常时，硼和水补给系统处于自动补给模式，能确保预定浓度的硼酸溶液供给反应堆冷却剂系统。 容积控制箱低水位信号触发补给系统投入运行。 容积控制箱高水位信号使补给系统停止运行。 ? 管理规程 电站运行期间稀释系统中那些用不着的阀门均处于关闭和锁定状态 ? 自动保护特性 在SG检查期间和换料期间，“停堆时高中子通量”信号会向操纵员发出稀释报警。这些报警在安全壳内和控制室内都会给出。 硼失控稀释预防措施 * 定义 反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故（LOFA）。 ?
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核反应堆安全分析第章.ppt
核反应堆安全分析 主讲：周涛 2007年3月 概述 学习对象:核反应堆安全分析是为核能工程系高年级学生开设的选修课，也可作为核科学与工程学科的硕士研究生学位课。 研究对象：以压水堆为核电厂为研究对象。 课程内容： 第一章简要介绍核反应堆安全的基本原则 第二章简要介绍核反应堆的安全系统 第三章简要介绍反应堆瞬态分析的基础 第四章主要论述核电厂事故分析中确定论评价法 第五章主要阐述严重事故的物理过程、分析方法、事故的处置和对策 第六章结合核反应堆物理分析、热工水力、结构的安全分析，介绍安全分析模型的建立及应用程序的开发 第七章主要论述核电厂事故分析中概率安全评价法 第八章分析事故情况下放射性物
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核反应堆安全分析第2章07.ppt
核反应堆安全分析 第二章 核反应堆的安全系统 主讲：周涛 2007年3月 反应堆的安全性 反应堆的安全功能（反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物） 专设安全设施（设计原则、安全注射系统、安全壳系统、辅助给水系统） AP1000安全系统简介 2.1 反应堆的安全性（1） 1.安全性概述 第一原则：在反应堆、核电厂的设计、建造和运行过程中，必须坚持安全第一的原则。 正常的工况：反应堆正常运行时，裂变产物几乎全部被包容在燃料元件内，从燃料元件泄漏的少量气态裂变产物以及活化产物几乎都被包容在封闭的一回路系统内。 可能的问题：一旦发生严重的堆芯损坏事故，同时又发生一回路边界和安全壳破损的
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《核反应堆安全分析》课件 .ppt
核反应堆安全分析深入探讨核能安全的系统分析方法核能产业需平衡效率与安全
核反应堆的基本概述核反应堆定义利用核裂变产生能量的复杂装置裂变过程重原子核分裂释放大量能量链式反应中子触发裂变产生更多中子能量转换
核反应堆的种类压水堆(PWR)高压水作冷却剂全球应用最广泛沸水堆(BWR)反应堆直接产生蒸汽系统简化但有泄漏风险重水堆(HWR)使用重水作减速剂可用天然铀作燃料小型模块化反应堆体积小便于部署
核反应堆的核心部件堆芯核裂变发生区域由燃料棒组成需精确排列以控制反应控制棒含中子吸收材料控制链式反应速率紧急情况可快速插入冷却系统移除堆芯产生热量防止燃料过热通常采用水或气体屏蔽设计阻挡辐射外泄多层保护结
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核反应堆安全讲解.ppt
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核反应堆工程.pptx
核反应堆工程核反应堆工程是一个复杂而重要的领域，它涉及到核能的利用和控制，以及与之相关的安全和环境问题。作者：
核反应堆简介核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应释放能量的装置，其核心是反应堆堆芯，其中包含核燃料。反应堆堆芯中发生的核反应会产生大量的热能，这些热能被用来发电或其他工业用途。核反应堆是核电站的核心，也是核能利用的基础。核反应堆技术的应用范围很广，包括电力生产、医疗、农业、工业等领域。
核反应堆的历史发展11942年世界上第一个可控核反应堆芝加哥一号堆在美国伊利诺伊州芝加哥大学建成。21954年美国建成世界上第一个用于发电的核反应堆。31957年苏联建成世界上第一个商业核电站。419
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核反应堆材料.ppt
常见的包壳材料可作为包壳材料和堆内结构材料的金属元素必须是低中子吸收截面的材料。根据它们的性能特点，各种材料的包壳用于不同的堆型。如Al和Al合金用于低温水冷堆；压水堆中用Zr合金(如Zr-4)，BWR用Zr-2合金；Nb用于快中子堆。一些金属的中子吸收截面及熔点第31页,共60页，2024年2月25日，星期天锆的物理性质银白色的金属，熔点1845oC金属锆的物理性质a相
b相862oC塑性比较差0.8%体积变化延展性好，冷加工变形达80％第32页,共60页，2024年2月25日，星期天锆的化学性质锆是一种耐蚀性很强的金属：锆在室温下不易氧化，但随温度升高，易形成稳定的氧化物有很强的耐酸、碱能
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核反应堆结构.ppt
控制棒驱动机构 控制棒驱动机构由一套机电传动装置组成，其中三个电磁线圈通过销爪与传动轴上槽纹的配合作用，使传动轴和控制棒束作步进式移动。反应堆压力容器顶盖上的管座与带有螺纹连结的承压壳体作密封焊接，驱动轴和销爪机构装在承压壳体之内，而电磁线圈则在承压壳体之外。在承压壳的上部有排气口，供反应堆冷却剂系统充水加压期间使用．该排气口包含有一个阀门，该阀门靠阀座的锥形支承面密封。控制棒驱动机构靠空气循环冷却，在未装控制棒束的位置也有待用的控制棒驱动机构，并且有通风罩，以堵塞机构之间的空穴，保证有效的空气流量。 控制棒的驱动机构采用三线圈电磁步进式，其优点是: 提棒精度高，不易失步; 需要紧急停堆时
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核反应堆原理.doc
核反应堆原理
原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀
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核反应堆材料.ppt
对包壳材料的性能要求核性能：小的中子吸收截面，辐照稳定性特别是热中子堆或用天然铀作燃料的反应堆，对包壳材料中子吸收截面的限制十分严格。对快中子堆，大多数元素的快中子吸收截面很小，选择材料的余地就较大。但对材料的、及耐蚀性的要求更为突出通常选用截面小于1巴的金属为主要组分，吸收截面为数巴的元素作为合金化元素，截面在几十巴的杂质的含量限制在量级。机械性能：足够的机械强度(高温强度)化学性能：抗腐蚀性能、与冷却剂、裂变产物及燃料的相容性；第30页，共60页，星期日，2025年，2月5日常见的包壳材料可作为包壳材料和堆内结构材料的金属元素必须是低中子吸收截面的材料。根据它们的性能特点，各种材料的包壳用
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2-核反应堆概论（苏）.ppt
核 反 应 堆 概 论 主 讲：苏光辉 教授 核反应堆 分 类 通常按用途分： 动力堆：主要是利用裂变释放出的能量进行发电，驱动船舶，供热等，目前世界上大部分是这一类堆型。常见的动力堆堆型有压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆和快中子增殖堆 生产堆：主要用来生产可裂变材料和氢同位素氚。常见的生产堆有石墨堆和重水堆 研究性反应堆：研究燃料和堆芯而建造的材料试验堆；用于中子敷衍、放化分析、同位素生产以及物理、化学、工程和生物诸方面研究的多用途研究堆；用于教育和训练的各种低功率反应堆；研究堆芯结构、中子分布、控制棒效果等堆芯特性的临界集合体等。常见的研究性反应堆型有石墨堆、游泳池堆、轻水堆、重水
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第7章 核反应堆安全 核工程原理课件.ppt
第7章 核反应堆安全 核（反应堆、电厂）安全 引言 核电站风险的来源 核电厂的安全保障 核安全标准(安全原则) 核安全管理 7.0 引言 1. 核电站区别于常规电厂的特殊安全问题： 核电站有可能发生比设计功率高得多的 超功率事故，对控制要求特别高。 剩余发热很强，需要长期冷却。 放射性（运行、停闭），需要屏蔽。 产生大量放射性废物，必须妥善处置。 2. 核电站的风险： 事故工况下不可控的放射性核素的释放。 3. 核安全问题 如何减少由于事故工况下不可控的放射性核素的释放对工作人员、居民和环境造成的危害就成为核电厂区别于常规火电厂的核安全问题。 7.1 核电站风险的来源 理论与事实