核动力设备总复习-关键.docVIP

反应堆严重事故：指堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性，引发反射性物质泄漏的事故。最严重事故是堆芯熔化事故。堆芯熔化从燃料包壳开始，燃料包壳收到两个方面的威胁，一方面是失去冷却，是燃料包壳过热，另一方面是堆芯中心通量大幅度增加，导致燃料释热增加，从而导致燃料膨胀和熔化。 严重事故对压力容器的威胁；事故造成的严重超压，由于内部温度过高或壁厚变薄使容器屈服破坏，哟与内部燃料与冷却剂反应产生氢气，氢气爆炸引起震动冲击。 减缓小破口事故后果的主要措施是：利用危急堆芯冷却系统，高压安全注射系统，安全注射水箱和低压安注系统。 大破口失水事故：反应堆主冷却剂管路出现的大孔径或双端剪切断裂同时失去厂外电源的事故，最严重的情况是反应堆冷却剂泵至反应堆入口的接管完全断裂。 失流事故：是指由于某些事故引起主冷却剂系统流量降低，堆芯流量变小。失流事故导致主冷却剂系统强迫循环的流量急剧下降，使堆芯的传热急剧恶化，又因为整啊发起不能及时排走一回路热量，会导致主冷却剂的温度有所升高，系统的压力快速增大，产生的后果是使稳压器自动喷淋启动，也可能使安全阀打开。 反应性引入的主要原因有：控制棒意外抽出，控制棒弹出，硼浓度意外稀释。这三种事故中，最严重的事故是弹棒事故，对弹棒事故的措施：利用硼浓度跟踪燃耗，减少停留在堆芯内的控制棒数量，负荷跟踪运行时，只允许部分控制棒部分地插入堆芯，控制棒到达插棒限制附近时，保护系统发出警报，这样可以保证弹棒时引入的反应性是有限的。 反应堆固有安全性：是指依靠核反应堆本身的设计特点，不依靠外界的能源和动力，所固有的安全性能。固有安全性是保证核反应堆安全的基础，是从根本上杜绝反应堆重大事故的最有效的方法。主要集中在非能动安全设施。 反应堆运行工况分析，有四类：在正常工况和运行瞬变，包括稳态运行和正常的启动，停堆，允许范围内的负荷变化，冷却剂系统升温升压等；中等频率时间，包括核反应堆寿期内预计出现的偏离正常运行的事件；稀有事故；极限事故。 专设安全设施：在反应堆出现事故后，将堆内产生的衰变热及时带走的专设安全设施，目前使用的主要专设安全设施是安全注射系统，主要功能是在异常工况下堆芯提供冷却，以保持燃料包壳的完整性。安全注射系统由高压安全注射子系统，蓄压安全注射子系统，低压安全注射子系统来组成。 控制棒总的反应性等于剩余反应性与停堆余量之和。反应性控制的三种类型：紧急停堆控制，功率控制，补偿控制。 确保堆芯冷却的，反应堆及其系统具有的功能：在正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却，蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水；反应堆停闭时，堆芯内裂变链式反应虽被中止，但燃料元件中裂变产物的衰变热继续放出热量，为了避免损坏燃料元件包壳和正常运行一样，应通过蒸汽发生器或余热排出系统继续导出热量；在反应堆及冷却剂系统出现事故时，能够保证反应堆堆心被不断地冷却，这样就需要在事故状态下，保证堆心冷却系统，或依靠自然循环能力来冷却。 堆心热工水力设计参数的选择：冷却剂的工作压力，反应堆出口冷却剂温度，反应堆进口冷却温度，堆心冷却剂流量。 反应堆热工设计准则：在正常工况和允许的超功率工况下，燃料元件外表面不允许产生临界沸腾（膜态沸腾）；燃料元件芯块内最高温度应低于相应燃耗下燃料的熔化温度；在稳态运行和与其动态运行过程中，堆芯内不允许发生流动不稳定性；保证在正常运行工况下，燃料元件和堆内构件能得到充分地冷却，并保证在允许的事故工况下，有足够的冷却剂冷却堆芯，停堆后堆芯的余热能够被有效带出。 反应堆热工水力设计的主要任务：保证反应堆堆芯在各种运行工况下都能得到足够的冷却，以保证反应堆的安全。 对堆芯热工性能主要的限制包括：避免发生明显的燃料中心熔化，使热流密度低于允许的最大值，以及限制由于裂变气体释放，燃料肿胀和温度梯度对燃料包壳造成过高的应力。 自然循环：在一个闭合的回路内，在没有外部驱动力的作用，依靠回路冷热段的密度差，和冷热源中心的高度差产生的循环。 临界流动：当系统的某一部分流动时，流量不受下游压力变化影响的流动。 两相临界流动的重要性：在反应堆冷却剂系统出现各类破口事故时，高温高压的冷却剂从大约十五兆帕的压力下降到大气压力附近会引起冷却剂的突然汽化，和两相流动，大破口事故会导致冷却剂迅速丧失，使活性区暴露，在蒸汽环境中，破口处的流动处于临界流动状态，因此，研究这一过程对分析破口事故的影响有重要意义。 两相流动不稳定性的危害：产生有害的机械振动，导致热疲劳破坏，扰动控制系统，影响局部传热性能是临界热流量下降，诱发热流量大幅下降，诱发沸腾危机提前。 流动不稳定性的种类：流形变迁不稳定性，气泡不稳定性，平行通道的管间脉动。 自然循环：在一个闭合回路内，在没有外部驱动里的作用