Protection Against Internal Hazards Other Than Fires And Explosions In The Design Of Nuclear Power P pdf epub mobi txt 电子书 下载 2026

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出版者:Renouf Pub Co Ltd

作者:Not Available (NA)

出品人:

页数:44

译者:

出版时间:

价格:27

装帧:Pap

isbn号码:9789201049049

丛书系列:

图书标签:

• Nuclear Power Plants
• Safety
• Design
• Hazards
• Protection
• Fire Protection
• Explosion Protection
• Nuclear Safety
• Engineering
• Risk Assessment

反应堆系统设计中的关键安全考量：结构完整性、屏蔽与退役 导言：核安全设计的基础范畴 核电站的设计与运行，其核心关注点始终围绕着对公众、环境以及设施本身的绝对安全。尽管“内部危害”（Internal Hazards）是一个广义的概念，涵盖了从设备失效到人为失误等多种威胁，但本安全指南的范围明确排除了“火灾和爆炸”这两类特定事件。因此，本指南的重点聚焦于其他一系列必须在反应堆系统和结构设计阶段予以充分考虑的关键安全因素。这些因素共同构筑了核电站抵御非燃烧、非爆炸性内部威胁的坚固屏障。 第一章：反应堆容器与压力边界的结构完整性 反应堆压力容器（RPV）是核电站的核心，其设计必须保证在所有运行条件和预期的瞬态事件下，其结构完整性不受损害。本章详述了在排除火灾和爆炸风险后，需要重点关注的结构载荷与材料选择。 1.1 机械载荷分析与设计裕度 结构完整性分析必须全面考虑内部操作产生的机械载荷。这包括反应堆启动、停堆过程中的热应力循环、高压蒸汽的脉动载荷，以及控制棒驱动机构（CRDM）的动态作用力。设计规范要求对疲劳损伤进行严格评估，确保在反应堆设计寿命内，关键承压部件不会出现应力腐蚀开裂（SCC）或应力疲劳累积损伤。重点讨论了如何通过优化焊缝的无损检测（NDT）程序，来降低因制造缺陷导致的初始缺陷扩展风险。 1.2 反应堆冷却剂系统（RCS）的流致振动（Flow-Induced Vibration, FIV） 在非火灾爆炸场景下，冷却剂的流动是导致结构疲劳和潜在泄漏的主要内部因素之一。本章详细分析了高流速下管道、泵壳体以及蒸汽发生器管束可能遭受的流致振动。设计策略必须包括：对关键管道进行动态特性分析，确保其固有频率远离可能导致共振的外部或内部激励频率；以及对管道支撑系统的刚度设计进行优化，以有效抑制颤振和涡流脱落引起的疲劳损伤。 1.3 腐蚀环境的控制与监测 虽然腐蚀本身不是瞬态事件，但它构成了持续性的内部退化机制。本指南强调了对化学控制系统（CSS）的严格要求，以防止化学腐蚀性物质（如溶解氧、氯离子或过高的酸碱度）侵蚀压力边界材料。重点介绍了基于材料选择（如使用高镍合金或不锈钢的特定等级）和水化学在线监测的预防性维护策略，这些策略旨在应对反应堆运行过程中产生的辐射诱导腐蚀和应力腐蚀风险。 第二章：辐射屏蔽与剂量控制 核电站内部的另一个核心“内部危害”是持续存在的电离辐射场。本章内容着重于如何通过工程设计，将工作人员和环境所受的辐射剂量控制在法定限值以下，尤其关注非正常运行事件期间的辐射源项控制。 2.1 反应堆屏蔽体的设计与优化 屏蔽设计的目标是衰减来自反应堆堆芯、冷却剂和活化结构材料的伽马射线和中子流。本章详细阐述了主屏蔽（Primary Shielding，通常是混凝土或钢衬里）的厚度和密度要求。在排除火灾爆炸对屏蔽层结构完整性造成损坏的前提下，设计重点在于如何优化屏蔽材料的层间界面，以最大限度地吸收和散射特定能量范围的辐射。这包括对屏蔽层中可能形成辐射陷阱（Radiation Traps）的空隙或低密度材料的排除。 2.2 放射性流体和气体的容纳与控制 在反应堆停堆或燃料换料期间，冷却剂中的放射性核素（特别是惰性气体和挥发性碘/铯）的释放控制至关重要。本章关注于辅助容纳系统（如辐射控制通风系统、净化系统）的设计。例如，对乏燃料储存池（Spent Fuel Pool）上方的通风系统设计，需确保在燃料吊装过程中，任何由水分解或加热引起的放射性气体泄漏都能被有效捕获，并经过高效过滤器（HEPA或活性炭）处理，防止其进入厂房环境。 2.3 辐射场监测与人员防护设施 本章强调了辐射监测网络的布局，以及如何根据设计基准事故（DBA）中预期的局部剂量率变化来部署固定式和移动式剂量计。在维护和检查期间，人员防护设施的设计，如可移动屏蔽墙、遥控操作设备，以及限制进入的高辐射区域的物理隔离措施，是本章的核心内容。 第三章：堆内设备（IFA）的机械稳定性与退役准备 反应堆内部组件（如燃料组件、堆内构件、监测探头）的结构稳定性直接影响着堆芯的几何完整性和冷却能力。此外，设备的长期可维护性与最终的退役目标紧密相关。 3.1 堆内构件的抗爬升与抗位移设计 在反应堆运行过程中，由冷却剂流速产生的升力可能导致燃料组件或监测元件产生微小位移。本章详细说明了如何设计定位销、导向套筒和上下限位装置，以确保这些堆内组件在设计工况下保持精确的堆芯几何构型。任何意外的堆内组件位移都可能导致局部热点或冷却剂通道的堵塞，这是非火灾爆炸的严重内部故障模式。 3.2 反应堆退役的可接近性与去污设计 现代核电站的设计必须考虑其生命周期结束时的退役需求。本章内容关注于如何通过“退役友好设计”（Design for Decommissioning, DfD）原则，来应对未来因辐射活化和污染积累而产生的操作挑战。这包括： 1. 材料选择： 优先使用低活化材料（如低钴或无钴不锈钢）在接近中子的区域，以减少退役时的放射性废物量。 2. 模块化设计： 关键高活化部件（如堆内构件、部分屏蔽壳体）应设计成易于拆卸和运输的模块化单元。 3. 表面光洁度与易去污性： 压力容器和冷却剂管道的内表面应具有高光洁度，并避免使用易于吸收或渗透放射性污染物（如氚或铯）的粗糙或多孔材料，从而简化未来退役阶段的去污作业。 结论：综合安全哲学 本安全指南的理念是，通过对机械载荷、腐蚀退化、辐射屏蔽和生命周期结束规划的全面、深入的工程控制，可以有效地管理和预防除火灾和爆炸以外的各种内部危害。设计裕度、严格的材料控制和对长期退化过程的前瞻性考虑，是确保反应堆安全、可持续运行的基石。这些措施共同构成了反应堆安全设计的第二道，且至关重要的防线。

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