核反应堆安全分析复习提要

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1、核反应堆安全分析复习提要1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）强放射性衰变热功率可能暴走放射性废物的贮存与处置高温高压水2、核安全总目标、辐射防护目标和技术安全目标核安全的总目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以确保工作人员、公众及环境免遭过量的放射性危害。辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还确保事故时引起的辐射照射程度得到缓解。技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对核电厂设计中考虑的所有事故，

2、甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。3、核反应堆安全基本设计思想和主要设计原则基本设计思想：纵深设防，多层屏障纵深设防一般包括下列五个层次：高质量的设计、施工和运行采用工程实践确认的和保守的设计；选用实践和试验验证过的材料和设备；在设计、选材、制造、运输、建设、安装、调试、运行和维修等各个环节，采取严格的质量管理和监督；加强运行人员的安全素养和培训，保证核电厂具有极高的运行稳定性和可靠性，从而降低偏离正常运行状态的出现概率。停

3、堆保护及余热排出系统停堆保护及余热排出系统能限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数的变化，使反应堆运行在安全限度所允许的范围内。一旦出现有损于反应堆安全的异常工况，这些系统能完成停堆保护动作，保证余热导出，将反应堆导至并保持在安全停堆状态，从而防止运行中出现的偏差发展成为事故。专设安全设施压水堆的专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统、应急电源和消氢系统等。反应堆一旦发生事故，这些系统能用来限制事故的后果，把事故后果降低到可以接受的水平。从而防止万一出现的事故发展成为堆

4、芯熔化的严重事故。事故处置及特殊设施在事故的严重程度已超越设计技术规范的情况下，采用特定的运行对策和特殊设施进行事故处置。以常规或非常规的方式最佳利用各种设备来恢复对电厂的控制，保证堆芯的持续冷却，包容放射性物质，保护包容功能，防止放射性非控释放到环境。厂外应急计划和措施在人们尽了最大努力提供的保护被突破后，可用厂外应急对策作补救。此时，采取一些保护行动来缓解周围居民及环境的影响，这些保护行动包括居民的掩蔽、撤离和治疗、食品控制等，尽力限制放射性物质对人体和环境的危害。多层屏障：为防止放射性物质的释放，

5、压水堆核电厂普遍采用了多层实体屏障。这些屏障主要包括燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳。另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。主要设计原则单一故障原则冗余度和多样性原则独立性原则故障安全原则固有安全原则4、冗余度和多样性设计原则及其出发点冗余度：采用多个类似的系统并联起来，以使某个系统失效时不影响电厂的运行。其出发点是：满足高可靠性和单一故障准则的要求。多样性：采用多个独立的和不同的方法实现同一目的。其出发点是：对付共模失效5、核反应堆基本安

6、全功能和主要安全系统核反应堆的基本安全功能：反应性控制、堆芯冷却、放射性包容。与安全有关的系统和设施主要包括：反应堆保护系统、停堆冷却系统和专设安全设施。压水堆核电厂的主要专设安全设施有：1）应急堆芯冷却系统；2）安全壳；3）安全壳喷淋系统；4）辅助给水系统；5）安全壳消氢和净化系统等。6、核反应堆瞬变分析理论基础总体上点堆动力学方程质量、动量和能量守恒方程具体事故反应性事故瞬态特性失流事故流量衰减规律热阱丧失事故升温升压规律破口类事故的系统降压特性7、核反应堆运行工况分类的原则和具体分类分类的原则：发

7、生频率高的工况要求其后果轻微，而后果严重的工况要求其发生频率极低。按照该原则，美国核学会把设计基准事件范围内的核电厂运行及事故工况分为四类，它们是：工况I：正常运行和运行瞬态，包括：（1）核电厂反应堆的正常启动、停堆和稳态运行。包括核电厂的正常启动、停堆、正常稳态功率运行、热停堆、冷停堆、正常换料等工况。这些工况构成了核电厂的运行模式。（2）带有允许偏差的运行，如发生少量燃料元件包壳泄漏，一回路冷却剂放射性水平略有偏高、蒸汽发生器传热管微小泄漏等，但未超过技术规格书所规定的最大允许值。（3）运行瞬态，如

8、核电厂的升温升压或冷却卸压，以及在允许范围内的负荷变化等。工况II：中等频率事故也称预计运行瞬态。指在核电厂运行寿期内预计会出现一次或数次偏离正常运行的运行过程，其发生频率大于10-2/堆年。工况III：稀有事故对单个核电厂来说，不大可能发生，但从整体核电厂运行经验积累来说，则有可能出现的事故。这类事故的发生频率约在10-4/堆年到10-2/堆年之间。工况IV：极限事故预计不会发生，因而也称为假想事故。然而这类事故一旦发生，则可能释放大量放