1 / 4
文档名称:

《反应堆安全分析 A》课程考试大纲.pdf

格式:pdf   大小:394KB   页数:4页
下载后只包含 1 个 PDF 格式的文档,没有任何的图纸或源代码,查看文件列表

如果您已付费下载过本站文档,您可以点这里二次下载

分享

预览

《反应堆安全分析 A》课程考试大纲.pdf

上传人:青山代下 2024/3/25 文件大小:394 KB

下载得到文件列表

《反应堆安全分析 A》课程考试大纲.pdf

相关文档

文档介绍

文档介绍:该【《反应堆安全分析 A》课程考试大纲 】是由【青山代下】上传分享,文档一共【4】页,该文档可以免费在线阅读,需要了解更多关于【《反应堆安全分析 A》课程考试大纲 】的内容,可以使用淘豆网的站内搜索功能,选择自己适合的文档,以下文字是截取该文章内的部分文字,如需要获得完整电子版,请下载此文档到您的设备,方便您编辑和打印。:..《反应堆安全分析A》课程考试大纲NuclearReactorSafetyAnalysis课程编号:130502004总学时数:32学时(其中理论教学32学时,实验或实践教学0学时)学分:2学分一、考试对象修完本课程所规定的核反应堆工程专业、核工程与核技术专业学生。二、考试目的本课程考试目的是考核考生对核安全的基本概念、相关的术语和准则有全面系统的了解情况,核反应堆安全系统的工作原理、压水反应堆、快中子增殖堆、高温气冷堆、重水反应堆的工作原理和安全特性的理解。三、考试要求本课程是一门综合性的学科,主要讲授核反应堆安全基本概念和原则、核反应堆安全系统的组成和工作原理、核电厂确定论安全分析、核电厂严重事故分析、核电厂概率安全分析、核安全监督、核安全管理、核安全法规、核事故应急、压水反应堆的改进也发展技术、快中子反应堆的工作原理和安全分析、高温气冷堆的工作原理和安全分析、重水反应堆的工作原理和安全分析、未来核电厂站的发展方向等知识。要求学生掌握核反应安全的基本概念、确定论分析方法和概率认分析方法,具有运用核反应物理、核电厂系统与设备、核反应堆热工知识对核电厂事故进行分析的能力。四、考试内容与要求第一章:核反应堆安全的基本原则15-18分值1、考试内容:①核安全的基本概念中的冗余度、单一故障准则、多样性、故障安全、独立性,固有安全、非能动;②核反应堆安全设计原则中的纵深防御、多道屏障,核反应堆安全系统;③核反应堆安全系统基本功能;④核安全法规及核安全许可证制度。2、考试要求:掌握核安全基本冗余度、单一故障准则、多样性、故障安全、独立性,固有安全、非能动;理解纵深防御原则的应用;核安全法规和核安全许可制度。第二章核反应堆的安全系统5-7分值1、考试内容:①反应性控制的方式、专设安全设施的设计原则、②安全注射系统中高压安注、低压安注、蓄压安注的工作原理、安全壳系统的组成和工作原理、③辅助给水系统的组成和工作原理2、考试要求:掌握反应性控制的三种方式、核反应堆安全系统的功能;理解核反应安注系统、完全壳系统、辅助给水系统的工作原理。第三章核反应堆瞬态分析基础2-4分值576:..1、考试内容:①动态方程的一般形式、点堆动态方程;②温度效应、燃料温度系数、慢化剂温度系数、空泡系数;③中子动力学模型;④堆芯传热模型。2、考试要求:了解点堆动态方程的一般形式、能说出各项的物理意义、中子动力学模型、堆芯传热模型;掌握点堆动态方程及其物理意义、温度系数、反应性反馈机理。第四章确定论安全分析15-25分值1、考试内容:①NRC对核电厂事故的8大物理分类,ANSI对核电厂事故的4大分类、②核电厂设计基准事故中的反应性引入事故、失流事故、热阱丧失事故、蒸汽发生器传热管事故、蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、冷却剂丧失事故、未能紧急停堆的预期瞬态事故的起因、危害及保护措施。2、考试要求:了解两种核电厂安全分析方法、ANSI规定的14种预期运行事件、6种稀有事故、6种极限事故,常用事故工况缩略词的英文全称及中文意义,如DBA、LOCA、LOOP、MSLB、LOFA、ATWS等;掌握NRC对核电厂事故的8大物理分类、ANSI对核电厂事故的分类、各类事故的定义、起因、事故后果及保护措施。第五章核电厂严重事故15-22分值1、考试内容:①严重事故过程和现象、堆芯熔化过程、压力容器内的过程;②严重事故基本概念、事故预防、事故缓解措施、核电厂事故应急管理、③三里岛事故、切尔诺贝利事故。2、考试要求:了解核电厂严重事故过程和现象、堆芯的熔化过程、严重事故中压力容器内、安全壳内的过程;掌握严重事故的预防和缓解措施、核事故应急的管理方针、应急机构的设置和职责、我国核事故应急的分类、应急辐射防护监测内容、方式、场外应急的主要措施;理解三里岛核事故、切尔诺贝利核事故中各反应堆的特点、事故的过程和经验教训。第六章核反应堆安全分析模型及程序概论4-6分值1、考试内容:①两项流场方程、RELAP的流体动力学模型;②非均匀相流模型、平衡态模型、传热模型、滑移模型、相分离模型、③NUREG-1150、源项计算分析程序、RELAP4和RELAP5程序。2、考试要求:了解两项流模型、两项流场方程、RELAP的流体动力学模型、非均匀相流模型、平衡态模型、传热模型、滑移模型、相分离模型、NUREG-1150、源项计算分析程序;掌握临界流模型、严重事故后果的影响因素、IndustryDegradedCore(IDCOR)researchprogram的研究结果;理解动量守恒、能量守恒、质量守恒方程、道尔顿(Dalton)分压定律第七章概率安全评价法8-12分值1、考试内容:①始发事件、安全功能前沿支持系统;②事件树的建造、故障树基本术语、故障树的建造、③最小割集和最小路集的求法、④布尔代数运算法则。2、考试要求:了解两种核电厂评价方法区别、美国反应堆安全研究、德国风险研究、NUTEG-1150研究结果;掌握风险的定义,PSA的3个等级的研究内容、方法和目的,故障树577:..分析方法、事件树分析方法;理解事件树的建立过程、故障树的定性与定量分析;会应用事件树和故障树分析方法计算核电厂顶事件发生的概率。第八章放射性物质释放及其危害6-8分值1、考试内容:①放射性、半衰期、活度、电离辐射、辐射损伤、湍流、层流、烟云形、②核电厂放射性物质的4种释放类型;③放射性物质对人的主要照射途径;④核电厂控制区域内照射的防护;⑤烟云形状、烟云在大气中的扩散方程、放射性辐射防护原则。2、考试要求:理解电离辐射剂量与防护的基本概念中的放射性、半衰期、活度、电离辐射、辐射损伤定义,湍流、层流、烟云形状;掌握放射性物质的释放机理、放射性释出物对人的主要辐照途径、辐射防护基本原则、控制区域内照射的防护措施与方法。第九章压水堆安全性的改进与发展12-18分值1、考试内容:①非能动安全的定义;②URD规定先进压水堆的特点、改进型堆型的特点、非能动安全堆的特点、AP600的技术特点、③AP600的非能动余热排出、非能动安全注射、非能动安全壳冷却、非能动安全壳喷淋工作原理,④CAP600的堆芯设计特点、安全特性、固有安全堆工作原理。2、考试要求:了解改进型、非能动型、革新型反应堆的特点及应用实例;掌握AP600的设计特点和安全特性、CAP600的主要技术特点和安全特性;理解固有安全堆的特性和工作原理(PIUS)。第十章快中子反应堆安全分析10-12分值1、考试内容:①快堆热传输系统的布置方式、热传输系统的工作原理、②CEFR的设计特点、CEFR的主热传输系统、CEFR的安全特性;③快中子反应堆的典型设计基准事故分类;④快堆的钠火事故,快堆的最大假想事故。2、考试要求:了解快堆的作用、池式和回路式布置的优缺点;掌握快堆、快堆热传输系统的主要布置方式、CEFR的设计特点、CEFR的主热传输系统、块堆事故分析;理解快堆的固有安全性、快中子增殖堆的事故分类、快堆的典型设计基准始发事件、快堆的钠火事故,快堆的最大假想事故第十一章高温气冷堆安全分析10-13分值1、考试内容:①高温气冷堆的发展概况、早期钢壳HGTR核电厂概况、中国高温气冷堆发展概况;②HTR-10的基本设计特点,HTR-10的安全特性、③HTR-10的设计基准事故和严重事故分析;④HTR-10对环境放射性影响评价2、考试要求:了解高温气冷堆的发展概况、第四代核能系统的特性,早期英国、美国和德国的HGTR电厂,中国高温气冷堆发展概况;掌握HTR-10的基本设计特点、主要设计参数、阻止放射性释放的屏障,HTR-10的安全特点,HTR10的严重事故;理解HTR-10事故工况分类,HTR-10可能的始发事件。578:..第十二章重水堆安全10-12分值1、考试内容:①重水堆的核蒸汽供应系统的组成、核燃料特点、重水堆固有安全性的提供、②重水堆的固有安全特性、重水堆事故响应特点、③ACR的设计特点和安全特性。2、考试要求:理解压水堆与重水堆的主要区别;掌握重水堆核蒸汽供应系统的组成、重水堆的固有安全特性、ACR的设计特点和安全特性、重水堆工程安全特性遵循的原则;理解重水堆严重事故结果分析、五、考试方式及时间闭卷理论考,考试时间为120分钟。六、考试题型结构及分值分布填空题:30~40%选择题:5~10%%名词解释:10~15%简答题:30~35%论述题:10~15%七、成绩综合评定办法学生最后总成绩由平时上课出勤成绩、作业完成成绩×30%+理论闭卷考试成绩×70%的总和确定。八、教材及主要参考书1、选用教材:《核反应安全分析》朱继洲主编,原子能出版社,2004年,ISBN:978-75605-1841-1。2、主要参考书:《压水堆核电厂安全与事故对策》濮继龙主编原子能出版社,1995,ISBN:7-5022-1100-4。《压水堆核电厂的运行》朱继洲主编,原子能出版社,2000,ISBN:7-5022-2190-5。《压水堆控制与保护监测》桑维良主编原子能出版社,1993,ISBN:7-5022-0948。