反應(yīng)堆安全分析期末考試復(fù)習(xí)

1、冗余度：核電廠完成安全功能的系統(tǒng)采用多個(gè)同樣類型的系統(tǒng)連接起來，用以防止在某一個(gè)系統(tǒng)失效后余下的系統(tǒng)能夠保證其安全功能。多樣性：采用兩個(gè)或者多個(gè)獨(dú)立的方法或系統(tǒng)來完成同一個(gè)功能。獨(dú)立性：系統(tǒng)設(shè)計(jì)中通過功能隔離或?qū)嶓w隔離，實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計(jì)的獨(dú)立性。故障安全：核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時(shí)，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動(dòng)作的情況下進(jìn)入安全狀態(tài)。單一故障：導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)定安全功能的隨機(jī)故障，包括由該故障引起的所有繼發(fā)故障。單一故障準(zhǔn)則：滿足單一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一故障時(shí)仍能保持所賦予的功能。核安全文化：安全文化是存在于單位和個(gè)人的種種特性和態(tài)度的總和，它建立在一種超出一切之上的觀念

2、，即核電站安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視。始發(fā)事件：能導(dǎo)致放射性核素向環(huán)境釋放的所有起因事件，都可作為核電廠概率安全評(píng)價(jià)的始發(fā)事件。初因事件：造成核電廠擾動(dòng)并且有可能導(dǎo)致堆芯損害的事件。固有安全性：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時(shí)，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強(qiáng)制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動(dòng)的安全性，控制反應(yīng)性或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運(yùn)行和安全停閉。停堆余量（深度）：全部毒物都投入堆芯時(shí)，反應(yīng)堆芯達(dá)到的負(fù)反應(yīng)性。熱流量：?jiǎn)挝粫r(shí)間傳遞的熱量。熱通量（熱流密度）：?jiǎn)挝粫r(shí)間通過單位面積傳遞的熱量。傳熱系數(shù)：?jiǎn)挝粫r(shí)間、單位面積、溫度差為1時(shí)傳遞的熱量，即單位傳熱量。對(duì)流換熱系數(shù)h：當(dāng)流

3、體與壁面溫度相差1度時(shí)、每單位壁面面積上、單位時(shí)間內(nèi)所傳遞的熱量。大容器沸騰：由浸沒在具有自由表面原來靜止的大容積液體內(nèi)的受熱面所產(chǎn)生的沸騰飽和沸騰：液體主體溫度達(dá)到飽和溫度，壁面溫度高于飽和溫度所發(fā)生的沸騰稱為飽和沸騰。熱管：在堆芯中集中了所有關(guān)于核的和合理的不利工程因素的具有最大積分功率輸出、最小冷卻劑流量和最大冷卻劑焓升的冷卻劑通道。熱點(diǎn)：堆芯集中了所有關(guān)于核的和合理的不利工程因素，在堆熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則中定義為限制條件的點(diǎn)。在堆芯內(nèi)最危險(xiǎn)的燃料元件上的點(diǎn)。偏離泡核沸騰：冷卻劑通道中燃料元件表面某一點(diǎn)的臨界熱流量qDNB與該點(diǎn)的實(shí)際熱流量的比值子通道模型：認(rèn)為相鄰?fù)ǖ朗窍嗷リP(guān)聯(lián)的，沿著整個(gè)堆芯

4、高度，相鄰?fù)ǖ赖睦鋮s劑間發(fā)生著質(zhì)量、動(dòng)量和熱量交換。比放射性活度：?jiǎn)挝毁|(zhì)量或體積的放射性核素的放射性活度。核燃料線功率密度：?jiǎn)挝婚L(zhǎng)度的核燃料棒所釋放的功率。熱阱：接受反應(yīng)堆排除余熱的場(chǎng)所。核應(yīng)急：是需要立即采取某些超出正常工作程序的行動(dòng)以避免核事故發(fā)生或減輕核事故后果的狀態(tài)，又稱“核緊急狀態(tài)”。應(yīng)急計(jì)劃：又稱應(yīng)急響應(yīng)計(jì)劃。在應(yīng)急計(jì)劃中規(guī)定核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位、地方破府等向國(guó)家和公眾所承擔(dān)的應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)的任務(wù)。固有安全：指借助材料的選擇和設(shè)計(jì)概念以消除或排除或排除固有危害而實(shí)現(xiàn)的安全性。1. 核電站安全的特殊性？核裂變釋熱功率的半無(wú)限、強(qiáng)放射性、高溫高壓水、剩余反應(yīng)性、衰變熱2.核安全法規(guī)的各系統(tǒng)編

5、排情況？HAF 0xx/yy/zz通用系列；HAF 1xx/yy/zz核動(dòng)力廠系列；HAF 2xx/yy/zz研究堆系列；HAF 3xx/yy/zz核燃料循環(huán)設(shè)施系列；HAF 4xx/yy/zz放射性廢物管理系列；HAF 5xx/yy/zz核材料管制系列；HAF 6xx/yy/zz民用核承壓設(shè)備監(jiān)督管理系列；HAF 7xx/yy/zz放射性物質(zhì)運(yùn)輸管理系列；3.核安全管理的主要三種方式？核安全許可證制度、核安全審評(píng)、核安全監(jiān)督4.核電廠的基本安全功能？反應(yīng)性控制(Control)、余熱排出(Cool)、放射性包容(Contain)5.核安全輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)？輻射防護(hù)目標(biāo)：確保在正常運(yùn)

6、行時(shí)核電廠及從核電廠釋放的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規(guī)定的限值；還確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。技術(shù)安全目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對(duì)于核電廠設(shè)計(jì)中考慮的所有事故，甚至對(duì)于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果（如果有的話）是小的；確保那些會(huì)帶來嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低。6.牛頓冷卻定律公式？ = A h( twtf )q = h( twtf )h整個(gè)固體表面的平均表面?zhèn)鳠嵯禂?shù);tw固體表面的平均溫度;tf 流體溫度，對(duì)于外部繞流，tf 取遠(yuǎn)離壁面的流體主流溫度；對(duì)于內(nèi)部流動(dòng)，tf 取流體的平均溫度。其中q為熱流密度，單位

7、是瓦/平米（W/），為熱流，單位是瓦（W）。7.反應(yīng)性的控制的三種類型緊急停堆控制、功率控制、補(bǔ)償控制8.反應(yīng)性的控制的四種方法中子體吸收移動(dòng)、慢化劑液位控制、燃料控制法、反射層控制法9.事故工況下參與核電廠第三道放射性屏障功能的系統(tǒng)安全殼自動(dòng)隔離、安全殼噴淋系統(tǒng)、氫氣復(fù)合裝置、砂堆過濾器、碘過濾器及核島排氣及疏水系統(tǒng)收集安全殼內(nèi)廢液及廢氣。10.反應(yīng)堆的基本安全功能（3C功能）有效地控制反應(yīng)性、確保堆芯冷卻、包容放射性產(chǎn)物11.專設(shè)安全設(shè)施的功能發(fā)生失水事故時(shí)，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物質(zhì)向大氣釋放；阻止氫氣在安全殼中濃集；向蒸汽發(fā)生器應(yīng)急供水。12.專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計(jì)原則設(shè)備高度可靠、

8、系統(tǒng)要有多重性、系統(tǒng)必須各自獨(dú)立、系統(tǒng)應(yīng)能定期檢查、系統(tǒng)必須備有可靠電源、系統(tǒng)必須具有充足的水源13.核電廠第類和類工況的驗(yàn)收準(zhǔn)則燃料芯塊的最高溫度不超過2260，與燃料末期燃料芯塊的熔化溫度2590相比，留有大于300裕量；燃料線功率不超過59.0kW/m，壓水堆平均線功率約為17.8kW/m，可知堆芯熱點(diǎn)因子Fq不得大于3.3；最小偏離泡核沸騰比DNBR在W-3公式中不得小于1.3，這樣可以保證在95%的置信度下95%的燃料元件不發(fā)生燒毀；燃料元件包殼外壁溫度不超過425。14.核電廠第類工況的驗(yàn)收準(zhǔn)則包殼最高溫度不得超過1204；包殼的局部最大氧化量不超過反應(yīng)前包殼總厚度的17%；包殼氧

9、化產(chǎn)氫量不得超過假設(shè)所有鋯與水反應(yīng)所釋氫總量的1%；堆芯必須保持可冷卻的幾何形態(tài)；必須能保證事故后排出衰變熱的長(zhǎng)期冷卻能力15.輕水堆中子通量監(jiān)測(cè)的三個(gè)量程源量程、中間量程、功率量程16.核電廠的8大設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故DBA反應(yīng)性引入事故、失流事故、熱阱喪失事故、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故、蒸汽管道破裂事故、給水管道破裂事故、冷卻劑喪失事故、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)17.大破口失水事故的4個(gè)過程噴放、再灌水、再淹沒、長(zhǎng)期堆芯冷卻18.ANSI對(duì)核電廠事故的4大分類正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)、中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)行事件）、稀有事故、極限事故（假想事故）19.ANSI對(duì)核電廠事故的分類中的6大稀有事故一回路系統(tǒng)管道

10、小破裂、二回路系統(tǒng)蒸汽管道小破裂、燃料組件誤裝載、滿功率運(yùn)行時(shí)抽出一組控制棒組件、全廠斷電(反應(yīng)堆失去全部強(qiáng)迫流量)、放射性廢氣、廢液的事故釋放20.ANSI對(duì)核電廠事故的分類中的6大極限事故一回路系統(tǒng)主管道大破裂、二回路系統(tǒng)蒸汽管道大破裂、蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂、一臺(tái)冷卻劑泵轉(zhuǎn)子卡死、燃料操作事故、彈棒事故21.高壓熔堆的后果裂變碎片自壓力容器噴出（高溫熔噴），安全殼內(nèi)快速積聚大量熱量，溫度和壓力迅速提高，可能引發(fā)安全殼早期超壓失效。22.低壓熔堆的后果熔融物與水接觸可能出現(xiàn)蒸汽爆炸；熔融物或碎片落到混凝土上并與之產(chǎn)生化學(xué)反應(yīng)，混凝土熔化分解，產(chǎn)生H2、CO、CO2；安全殼被熔穿后，熔融物會(huì)繼

11、續(xù)穿透幾米的地下土層，最后與環(huán)境達(dá)到熱平衡。23.安全殼失效模式的分類蒸汽爆炸；安全殼隔離故障；由于氫氣燃燒產(chǎn)生的超壓；由于蒸汽和不凝氣體產(chǎn)生的超壓損壞；地基熔穿；安全殼旁通。24.核電廠事故管理的基本任務(wù)預(yù)防堆芯損壞；中止已經(jīng)開始的堆芯損壞過程，將燃料滯留于主系統(tǒng)壓力邊界以內(nèi)；在一回路壓力邊界完整性不能確保時(shí)，盡可能長(zhǎng)時(shí)間地維持安全殼的完整性；萬(wàn)一安全殼完整性了不能確保，盡量減少放射性向廠外的釋放25.國(guó)家核事故應(yīng)急的任務(wù)應(yīng)急準(zhǔn)備、應(yīng)急對(duì)策和應(yīng)急防護(hù)措施、應(yīng)急狀態(tài)的終止和恢復(fù)措施、資金和物質(zhì)保障26.核電廠和地方政府的應(yīng)急計(jì)劃內(nèi)容定義、區(qū)域和應(yīng)用、核電廠概況、應(yīng)急計(jì)劃區(qū)、應(yīng)急狀態(tài)分級(jí)、組織、

12、通知和通信、設(shè)施和設(shè)備、評(píng)價(jià)活動(dòng)、主要防護(hù)措施、公眾教育和公眾信息發(fā)布、培訓(xùn)和演練、應(yīng)急終止和恢復(fù)活動(dòng)、附件：應(yīng)急計(jì)劃執(zhí)行各種合同書或協(xié)議書27.我國(guó)核電廠應(yīng)急狀態(tài)的4個(gè)等級(jí)應(yīng)急待命、 廠房應(yīng)急、 廠區(qū)應(yīng)急、場(chǎng)外應(yīng)急28.核事故應(yīng)急輻射防護(hù)監(jiān)測(cè)內(nèi)容、方式監(jiān)測(cè)內(nèi)容：煙羽特性、地面輻射水平、空氣中放射性氣體和微塵的濃度。監(jiān)測(cè)方式：固定監(jiān)測(cè)網(wǎng)、空中監(jiān)測(cè)、車載監(jiān)測(cè)、船載監(jiān)測(cè)、實(shí)驗(yàn)室分析。應(yīng)急決策：根據(jù)后果預(yù)測(cè)，并考慮社會(huì)政治、經(jīng)濟(jì)等因素。29.核電廠場(chǎng)外應(yīng)急的主要措施隱蔽、服用穩(wěn)定碘、控制通道、控制食物水源、撤離遷移、人員去污、區(qū)域去污、醫(yī)學(xué)處理、發(fā)布公眾信息30.三里島核事故經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)更深入地拓寬事故

13、處理規(guī)程的內(nèi)涵以增加其應(yīng)用范圍和有效性；在模擬機(jī)上對(duì)操作人員進(jìn)行規(guī)定的再培訓(xùn)，使他們不僅熟悉正常操作運(yùn)行工況，也能應(yīng)付各種不同的事故工況；改善主控室人機(jī)接口；將必要的信息集中在安全監(jiān)督盤系統(tǒng)（KPS），操作員、安全工程師、應(yīng)急支持中心各擁有一個(gè)終端；在主控室增加必要的參數(shù)監(jiān)督和欠熱度測(cè)量?jī)x；更換穩(wěn)壓器安全閥，使其在水汽并存的工作環(huán)境下仍能回座31.RBMK反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)缺陷對(duì)于一個(gè)充分慢化的石墨堆，它可能具有正的反應(yīng)性系數(shù)，不允許以20%以下的功率運(yùn)行，正反應(yīng)性效應(yīng)就不能被多普勒系數(shù)的負(fù)反應(yīng)性效應(yīng)所抵償；由于反應(yīng)堆體積巨大(高7米，直徑12米)，氙-135引起的不穩(wěn)定因素使得該堆的控制變得很復(fù)雜

14、；很低的控制棒插入速度(0.4m/s)使得緊急停堆系統(tǒng)難以跟蹤快速瞬變，為此，運(yùn)行規(guī)則要求堆內(nèi)始終有一定數(shù)量（30根）的控制棒插入到一定深度，堆內(nèi)低于15根控制棒時(shí)必需立刻停堆；該核電站沒有安全殼32.切爾諾貝利核事故經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)設(shè)計(jì)缺陷，RBMK型反應(yīng)堆缺乏固有安全性，控制棒和安全棒存在設(shè)計(jì)錯(cuò)誤，在低功率不穩(wěn)定的工況下，流量的變化誘發(fā)了這次反應(yīng)性暴漲事故；沒有一個(gè)整體有效的安全殼來包容核島部分；安全分析使用了沒有經(jīng)過驗(yàn)證的計(jì)算機(jī)程序；缺乏安全文化；安全監(jiān)管不力；對(duì)嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解沒有重視。33.切爾諾貝利核事故操作員的主要違章操作減少了規(guī)定的后備反應(yīng)性，即把反應(yīng)堆活性區(qū)中吸收劑和控制棒的數(shù)量

15、降到了允許值以下；突然降低反應(yīng)堆的功率，然后使反應(yīng)堆運(yùn)行在低于實(shí)驗(yàn)計(jì)劃中所規(guī)定的熱功率水平；把全部8臺(tái)循環(huán)泵與反應(yīng)堆連接，超過了操作規(guī)程所規(guī)定的單線程流量。這一錯(cuò)誤在實(shí)驗(yàn)計(jì)劃中已經(jīng)存在了；切除了兩臺(tái)汽輪發(fā)電機(jī)蒸汽信號(hào)的反應(yīng)堆保護(hù)裝置；切除了在汽鼓汽水分離器中的水位和蒸汽壓力的反應(yīng)堆保護(hù)裝置；切除了產(chǎn)生最大設(shè)計(jì)事故時(shí)規(guī)定要求用的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)。34.核應(yīng)急管理工作方針常備不懈、積極兼容、統(tǒng)一指揮、大力協(xié)同、保護(hù)公眾、保護(hù)環(huán)境35.日本福島核電站設(shè)計(jì)缺陷表現(xiàn)在哪幾方面？4套應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)全部失靈；安全殼設(shè)計(jì)中未考慮氫氧復(fù)合系統(tǒng)；安全殼的設(shè)計(jì)理念存在缺陷；早期沸水堆設(shè)計(jì)中未考慮堆芯熔融物穿透壓力

16、容器壁的嚴(yán)重后果；反應(yīng)堆廠房設(shè)計(jì)抵御海嘯高度為6.5米，低于極端條件下的海嘯高度36.日本福島核電站的干井主要包括哪些系統(tǒng)與設(shè)備？干井包容反應(yīng)堆壓力容器、控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)、外部循環(huán)泵，以及連接管道和閥門。37.核電廠放射性物質(zhì)的釋放4種機(jī)理氣隙釋放、熔化釋放、汽化釋放、蒸汽爆炸38.5種典型的煙云形狀鏈形、錐形、扇形、漫煙形、屋脊形（城堡形）39.核電廠事故釋放下，核電廠附近居民可能受到的主要輻射途徑放射性煙云的外照射；煙云地面沉積放射性的外照射；吸入空氣中的放射性的內(nèi)照射；通過食物鏈造成的內(nèi)照射。40.輻射防護(hù)三原則1）輻射事業(yè)的正當(dāng)化原則；防護(hù)水平的合理最優(yōu)化原則；個(gè)人所受劑量的限量原則（A

17、LARA ）41.外照射防護(hù)措施控制受照時(shí)間、增大與輻射源的距離、屏蔽42.核電廠控制區(qū)內(nèi)照射的防護(hù)措施戴呼吸保護(hù)裝置（面具、充氣防護(hù)衣等）；控制區(qū)不吃、不喝、不吸煙；傷口沒密封保護(hù)不進(jìn)控制區(qū)；建立通風(fēng)與負(fù)壓系統(tǒng)，減少放射性氣溶膠濃度43.URD規(guī)定先進(jìn)壓水堆的特點(diǎn)：1.提高安全性。要求堆芯熔化概率小于105/ (堆·年)；嚴(yán)重事故放射性外泄概率<106(堆·年)；提高自然循環(huán)能力；采用非能動(dòng)的安全保護(hù)系統(tǒng)。2.提高經(jīng)濟(jì)性：簡(jiǎn)化系統(tǒng)，降低投資，延長(zhǎng)電廠壽命至60年，縮短建造周期至小于48個(gè)月。3.改善電廠運(yùn)行特性：提高可利用率達(dá)到8790，換料周期達(dá)到1824個(gè)月，改

18、善負(fù)荷跟蹤能力，減少放射性廢物，小于73M3/堆·年，作人員輻射劑量小于1人SV/堆·年。4.簡(jiǎn)化安全審批過程。44.AP600提高經(jīng)濟(jì)性的措施采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)簡(jiǎn)化了安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)；減少了設(shè)備和部件的數(shù)量，簡(jiǎn)化了設(shè)計(jì);采用設(shè)備標(biāo)準(zhǔn)化，簡(jiǎn)化了采購(gòu)；采用經(jīng)過驗(yàn)證的系統(tǒng)設(shè)備和先進(jìn)的人機(jī)接口，簡(jiǎn)化了運(yùn)行和維修。45.CAP600的總體設(shè)計(jì)目標(biāo)基本投資比目前標(biāo)準(zhǔn)型600MW核電廠低20；堆芯損壞頻率應(yīng)小于1.0×10-6(堆·年) ；電廠可利用率應(yīng)大于90；換料周期為18個(gè)月；建造周期4年；電廠壽期為60年；電廠工作人員輻照劑量70 人·rem年。46

19、.CAP600非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的3種非能動(dòng)水源堆芯補(bǔ)水箱、安全注射箱、安全殼內(nèi)換料水箱47.固有安全的概念設(shè)計(jì)中的重要特性由于過剩反應(yīng)性很低，不可能發(fā)生核反應(yīng)堆功率驟增現(xiàn)象；不需要電源或不要求向最終熱阱進(jìn)行能動(dòng)的熱量傳輸，而是采用熱傳導(dǎo)、自然對(duì)流或熱輻射方式在停堆后進(jìn)行排熱；在冷卻劑喪失事故后采用非能動(dòng)方法進(jìn)行熱量排出；通過設(shè)計(jì)預(yù)防冷卻劑喪失事故；在異常事件發(fā)生后完全不需要操縱員采取行動(dòng)。48.PIUS的工作原理存在兩個(gè)水循環(huán)回路：強(qiáng)迫循環(huán)環(huán)路，自然循環(huán)環(huán)路；水力密度鎖：具有熱屏蔽障作用，將冷的池水和一回路中熱水隔離開；停堆后，循環(huán)泵停止運(yùn)轉(zhuǎn)，依靠重力建立健全起來的自然循環(huán)將繼續(xù)冷卻堆芯，把

20、衰變熱帶走；反應(yīng)堆從停堆狀態(tài)啟動(dòng)進(jìn)，利用氣體鎖方法，在一回路與安度鎖之間的氣閥空間充滿氦氣，使一回路水與池水隔開，然后稀釋一回路水硼濃度使堆芯重新達(dá)到臨界49.快堆的作用充分合理地利用有限的核資源，保證核能長(zhǎng)期穩(wěn)定地發(fā)展；引入快堆可達(dá)到合理的核燃料封閉循環(huán)；快堆有利于解決長(zhǎng)壽命錒系元素的最終處置問題50.92U238 和90Th232的轉(zhuǎn)換增殖方程92U238 + 0n192U239+ (Fertile) (n, ) 93Np239 + 1 0 (Fissile) 94Pu239+ 1 090Th232 + 0n190Th233+ (Fertile) (n, ) 91Pa233 + 1 0 (

21、Fissile) 92U233+ 1 051.快堆池式布置方式的優(yōu)點(diǎn)一回路鈉設(shè)備和很短的管線都布置在主容器中，它們即使發(fā)生泄漏，也不會(huì)引起堆芯失冷，主容器外層還有保護(hù)容器，可確保不使放射性外泄。池式快堆鈉容量大，有很大的熱惰性，鈉的熱導(dǎo)率又大，堆芯不易過熱，即使失去全部熱阱，一回路鈉的升溫也很慢，抗瞬變能力強(qiáng)。所以，池式快堆有固有安全性。池式快堆布置緊湊，經(jīng)濟(jì)性好，對(duì)生物屏蔽要求簡(jiǎn)化。52.快堆回路式布置方式的優(yōu)點(diǎn)和缺點(diǎn)回路式布置的優(yōu)點(diǎn)：回路式分散布置，各設(shè)備間隔開，總體結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單，維護(hù)、維修均比較方便；中間熱交換器可布置于較高位置，提高了自然循環(huán)能力?；芈肥讲贾玫娜秉c(diǎn)：管線長(zhǎng)、焊縫多，一回路鈉

22、溫度高，增加了一回路放射性鈉從一次鈉設(shè)備和從管線泄漏的可能性。53.核能發(fā)展所經(jīng)歷的四個(gè)階段原理驗(yàn)證、工程開發(fā)、工程示范、商業(yè)示范54. 快堆的固有安全性負(fù)的功率反應(yīng)性系數(shù)自然的安全性；冷卻劑壓力低；熱容量大非能動(dòng)安全性；多道安全屏障后備的安全性55.快堆的典型主要設(shè)計(jì)基準(zhǔn)始發(fā)事件反應(yīng)堆誤停閉；在燃料傳輸和貯存系統(tǒng)中的多重故障；常規(guī)的火災(zāi)；組件跌落； 部分組件冷卻故障；主泵和二次泵故障；主泵與柵板連接內(nèi)部構(gòu)件的泄漏和破裂；中間熱交換器(IXH)二次回路或反應(yīng)堆直接冷卻回路(DRC)大泄漏；極端的天氣狀況；內(nèi)部或外部溢流； 一根控制棒的不可控提出；地震；在二次安全池內(nèi)主鈉回路泄漏；蒸汽發(fā)生器大泄

23、漏；氣體不正常通過堆芯；覆蓋氣體的大泄漏；燃料誤裝載；主鈉池泄漏56.快堆鈉火問題的兩種類型池式鈉火、霧式鈉火57. 快堆鈉火的起因池式鈉火可能出現(xiàn)于鈉逸人設(shè)備間或反應(yīng)堆廠房的地板上時(shí)；鈉霧火是由于管道破裂或者在堆芯破壞事故下鈉從堆芯頂部噴出形成的。ASME american society of mechanical engineers 美國(guó)機(jī)械工程師協(xié)會(huì) ASCOT Assessment of Safety Culture in Organizations Team Service 組織團(tuán)隊(duì)服務(wù)的安全文化評(píng)價(jià)CVCS chemical and volume control system化學(xué)

24、容積控制系統(tǒng) RCP reactor coolant pump 主泵RHR residual heat removal 余熱排出SG steam generator 蒸汽發(fā)生器 NRC nuclear regulatory commission美國(guó)核管會(huì) INSAG international nuclear safety advising group國(guó)際核安全咨詢組 LOCA loss of coolant accident失水事故 LOFW loss of boilen feed water 喪失蒸汽發(fā)生器給水 LPIS low pressure injection system低壓安注系

25、統(tǒng) LOFA loss of flow accident 失流事故LOOP loss of offsite power 失去場(chǎng)外電事故 SGTR steam generator tube rupture 蒸汽發(fā)生器傳熱管道破裂事故ANSI American national standards institute美國(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì) DNBR departure from nuclear boiling ratio偏離泡核沸騰比 MSLB main steam line break 主蒸汽管道破裂事故ECCS emergency core coolant system應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng) ESF en

26、gineered safety features專設(shè)安全設(shè)施 RIA reactivity insertion accident 反應(yīng)性引入事故 CHF critical heat flux臨界熱流密度 SBLOCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故CSS containment spray system安全噴淋系統(tǒng) ATWS anticipated transient without scream未能停堆的預(yù)計(jì)瞬變初因事故 EOL end of life堆芯壽期末BOL beginning of life 堆芯壽期初 BDBA beyond design basic accident超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故ESD emergency shutdown system緊急停堆系統(tǒng) MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔離閥CSRDM control and safety rod drive mechanism 控制棒安全棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)HPIS high pressure injection system高壓安注系統(tǒng)EFS emergency feedwater