核电厂核安全主要知识梳理

即使在停堆后几小时，衰变热产生率仍有额定功率的1%。如不提供适当的冷却，衰变热将引起堆内燃料元件的过热和燃料元件包壳破损，导致裂变产物的释放。核安全发展的三个阶段：核电发展初期，三里岛事故后，切尔诺贝利事故后。核电发展初期：重视设计的保守性和设备的可靠性，实施纵深防御原则。

79年三哩岛事故后：加强人机接口和考虑严重事故的预防和缓解。

86年切尔诺贝利事故后：倡导安全文化。

安全文化定义：安全文化是存在于单位和个人的种种特性（素质）和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。

核安全文化就其表现而言，具有两个主要部分，一是单位的工作体制，另一个是个人的态度和响应。

安全文化要求所有对安全重要的职责必须被正确地执行，履行时具有高度的警惕性，应有的推理能力，丰富的知识，正确的判断和高度的责任心。

安全文化的特性：安全文化的有形导出，安全文化的主动精神。

安全文化由两大部分构成：一是组织内部必要的管理体系和管理部门的逐级责任落实；二是各级人员的响应。

安全文化分为决策层的职责、管理层的职责，以及个人的响应三个方面。

对决策层的具体要求：公布安全政策，建立管理体制，提供人力物力资源，自我完善。

对管理层的具体要求：明确责任和分工，安全工作的安排和管理，人员资格审查和培训，奖励和惩罚，监察、审查和对比。

对个人响应的具体要求：质疑的工作态，严谨的工作方法，互相交流的工作习惯。安全文化的实质是强调“安全第一”。基于“安全第一”原则的组织管理体系及管理体系的有效实施是安全文化的重要基础。全体员工努力满足管理体系要求，并自觉形成重视安全的主人翁态度和积极的个人响应是构成安全文化极为重要的要素。安全文化的实质:核电厂安全在组织内部建立一整套科学、严密、系统、完善的管理体系和规章制度,在组织内部营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训提高员工的知识和技能，培养员工遵章守纪的自觉性和良好的工作习惯，引入激励机制并培养员工个人积极的响应，从而提高员工的安全素养，最终实现组织

安全绩效的持续提升。（了解）

对单位的安全文化的评价可有三种方式，即单位自我评价、IAEA安全评价组评价和二者结合的评价。

安全文化的5项主要特征：1.安全已成为一种公认的价值2.对安全事务的领导是明确的3承担安全的责任是明确的4.安全已落实到组织所有的活动5.安全已成为一种学习的动力。

安全评价采用的3种工具：人员访谈，行为观察，和文件查阅。

安全文化发展的三个阶段：第Ⅰ阶段——仅以满足法规要求为基础，安全文化仅处于初级阶段；第Ⅱ阶段——良好的安全绩效成为组织的一个目标，即使没有监管当局压力的情况下，也能重视安全绩效的管理；第Ⅲ阶段——安全绩效总是不断得到提高，强调安全绩效的管理。

我国核安全法规体系由国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件五类组成。

HAF102 核动力厂设计安全规定。该规定提出陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则以及安全重要构筑物、系统和部件设计中必须满足的要求。

核安全导则是指导性文件，它是说明或补充核安全规定以及推荐实施安全规定的方法和程序。核安全导则是推荐性的，在执行中可采用该方法和程序，也可采用等效的替代方法和程序。HAD（了解）

参考性文件主要是核安全法规技术文件，它表明核安全当局对具体技术或行政管理问题的见解，在应用中参照执行。（了解）

核电厂的许可证按五个主要阶段申请和颁发：核电厂厂址安全审查批准书；核电厂的建造许可证；核电厂的首次装料批准书；核电厂的运行许可证；核电厂的退役批准书。

核设施操纵员持执照上岗，核设施操纵员执照分《操纵员执照》和《高级操纵员执照》两种。

编制好应急计划，并按应急计划的要求进行应急准备，一旦发生核事故，迅速而适当地作出应急响应，采取某些超出正常工作程序的行动，最大限度地减轻事故对人员和环境的不核电厂安全利影响，即核事故应急。

我国核事故应急实行三级管理，即国家级、地方（省、自治区、直辖市）政府级

及核设施营运单位级，分层次对相应核事故应急管理工作负责。

应急计划包括场内、场外和国家核事故应急计划。（种类）

场内应急计划，由核电厂核事故应急机构制定，经其主管部门审查后，送国务院核安全部门审评并报国务院指定的部门备案。

场外应急计划，由核电厂所在地的省级人民政府指定的部门组织制定，报国务院指定的部门审查批准。

国家核事故应急计划，由国务院指定的部门组织制定。

为了在核事故发生时能够及时、有效地采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域，称为“应急计划区”。

它划分为“烟羽应急计划区”和“食入应急计划区”。烟羽应急计划区是针对烟羽照射途径来说的，分成内区和外区。食入应急计划区是针对可能摄入被放射性核素污染的食物和水产生的内照射来说的。该区域内保护公众的主要措施为控制食物和饮用水。

应急状态，分为四级：应急待命，出现可能导致危及核电厂核安全的某些特定情况或者外部事件，核电厂有关人员进入戒备状态。厂房应急，事故后果仅限于核电厂的局部区域，核电厂人员按照场内核事故应急计划的要求采取核事故应急响应行动，通知厂外有关核事故应急响应组织。场区应急事故后果蔓延至整个场区场区内的人员采取核事故应急响应行动，通知省级人民政府指定的部门，某些厂外核事故应急响应组织可能采取核事故应急响应行动。场外应急，事故后果超越场区边界，实施场内和场外核事故应急计划。

核安全目标（HAF102）

总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。

辐射防护目标:保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。

技术安全目标采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；并保证有严

重放射性后果的事故发生的概率极低。

定性安全目标：就核电站运行的后果来说，对公众个人成员应当提供这样一种水平的防护，以使他们的生命和健康不会由此受到明显的附加风险；核动力对生命和健康的社会风险应当相当于或低于其他具有竞争性的发电技术产生的风险，并且应当对其他的社会风险来说没有明显的增加。

定量安全目标：急性死亡风险：反应堆事故对核电厂附近的个人或居民群体可能产生的急性死亡风险不应超过美国居民由于其他事故而普遍受到的急性死亡风险的0.1%;晚期死亡风险：反应堆事故对核电厂附近的个人或居民群体可能产生的晚期（癌症）死亡风险不应超过由于所有其他原因产生的癌症风险的0.1%. 对于现有在运行的核电厂，提出的概率安全指标是：

发生堆芯严重损坏事件的频率低于10－4 /堆年，

发生严重的放射性向环境释放的概率低于10－5/堆年。

对于未来新建核电站，EPRI在URD中提出的概率安全指标是：

发生堆芯严重损坏事件的频率低于10－5 /堆年，

发生严重的放射性向环境释放的概率低于10－6/堆年。

四道屏障：第一道屏障: 燃料芯块；第二道屏障: 燃料元件包壳；第三道屏障: 一回路压力边界；第四道屏障: 安全壳（一回路厂房）。

纵深防御原则：为了达到核安全目标，核电厂设计安全设施和措施时采用了多层次设防的总指导原则。

纵深防御的5个层次

第一层次（预防防御原则）：防止偏离正常运行和系统故障。

第二层次（监测防御原则）：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。

第三层次（保护防御原则）：通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制事故的后果，使核动力厂达到稳定的、可接受的状态。

第四层次（针对严重事故的缓解防御原则）：针对设计基准可能已被超过的严重事故而考虑的，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。（包容）

第五层次（应急防御原则）：即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。（应急）

运行安全的要求：营运单位必须对核动力厂的安全运行负全面责任；合格人员；运行限值，运行条件和运行规程；报告制度和运行经验反馈。

核事件分级的三个主要准则：场外影响；场内影响；纵深防御的降级。

4-7级称为事故，1－3级称为事件。不具有安全意义的事件被归类为分级表以下的零级，定为“偏离”。

确定论分析方法，从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。

概率论分析方法（概率安全分析）把整个系统的失效概率通过结构的逻辑性推理与它的各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的频率。

概率安全评价(PSA)：是七十年代以后发展起来的一种系统工程方法。

它采用系统可靠性(即故障树、事件树分析)和概率风险分析方法对复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。

一级PSA：系统分析

二级PSA：一级PSA加上安全壳响应的评价

三级PSA：二级PSA加上厂外后果的评价

设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。

在根据假设始发事件清单得出的所有事故序列中，选择参考的假想事故作为设计基准。认为安全设施若能防范这一事故，就必定能防范其他各种事故。

设计基准事故决定了安全设施所要对付的最极端设计参量。

设计基准事件范围内的核电厂运行及事故上况分为四类：工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变；工况Ⅱ——中等频率事件；工况Ⅲ——稀有事故；工况Ⅳ——极限事故

工况Ⅰ正常运行和运行瞬变包括：正常启动、停闭和稳态运行，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；带有允许偏差的极限运行，如发生燃料元件包壳泄漏、一回路冷却剂放射性水平升高、蒸汽发生器传热管有泄漏等，但未超过规定的最大允许值；运行瞬变，如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。

这类工况出现较频繁，无需停堆，依靠控制系统进行调节，达到所要求的状态，重新稳定运行。

工况Ⅱ中等频率事件，或称预期运行事件（AOO）。在核电厂运行寿期内，预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。出现几率相对较大（大于10E-2/堆年），但后果并不严重。要求在设计时采取适当的措施如采取停堆禁止提棒、排放蒸汽等措施。该事故下，可能强迫停堆，防止事故的进一步扩大，但不会造成燃料元件棒损坏或一回路、二回路系统超温超压，只要保护系统能正常动作，就不会导致事故工况。

这类工况包括有，失去厂外电源及失去正常给水等。堆启动时，控制棒组件失控抽出；功率运行时，控制棒组件失控抽出；控制棒组件落棒；失控硼稀释；反应堆流量部分丧失；失去正常给水；给水温度降低；负荷过分增加；失去厂外电源。

工况Ⅲ稀有事故:在核电厂寿期内，这类事故一般极少出现，但可能出现，发生频率约为10-4～10-2次/堆年。受损伤元件不会超过规定的限制，不会严重损坏堆芯，一回路的完整性不会受到损坏，放射性物质可能会有微量扩散，但不影响厂区外的环境。放射性释放不得超过厂外剂量限值，不得引起更严重的事故工况(工况Ⅳ)。为防止或限制对环境的辐射危害，需要专设安全设施投入。

这类事故有燃料组装错装位；控制棒误动作：反应堆冷却剂完全失流；一、二回路管道小破裂。

工况Ⅳ极限事故发生频率约为10-6～10-4次/(堆·年)。预期不会发生，因而也称为假想事故。它一旦发生，就可能释放出大量放射性物质，对公众造成严重的危害，所以在核电厂设计中必须加以考虑。

这事故包括有，大破口失水事故及弹棒事故等。

这些事故用来对核电厂的安全设施提出要求。它们可能导致燃料元件重大损伤但要求堆芯几何形状不受影响，堆芯冷却可以保持，并不得引起限制其后果的系统丧失功能，反应堆冷却剂系统和反应堆安全壳厂房不受附加损伤，放射性释放在许可限度内。

NRC的8类典型始发事故：二回路系统排热增加；二回路系统排热减少；反应堆冷却剂系统流量减少；反应性和功率分布异常；反应堆冷却剂装量增加；反应堆冷却剂装量减少；系统或设备的放射性释放；未能紧急停堆的预期瞬变。

事故分析的四项基本假设：假设失去厂外电源；假设最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置（卡棒假设）；仅考虑安全级设备的缓解事故的作用。对于非安全级设备仅考虑其对事故的不利影响；需假设极限的单一故障。

正常运行状态是指核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行。

预计运行事件是指在核电厂运行寿期内预计可能出现的一次或数次的偏离正常运行的各种运行过程。

事故工况是指比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。设计基准事故（DBA）是指核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性的事故工况，燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。

严重事故是指严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。它可能导致放射性物质大量释放到环境，是一种超设计基准事故。

判定确定论分析结果是否符合安全法规要求的判据，被称为验收准则。

四类工况的验收准则：

工况1物理参数变化不会达到触发保护动作的整定值。工况2当达到规定的限值时，保护系统能够关闭反应堆。但是进行了必要的校正动作后，反应堆可重新投入运行。

工况3引起反应堆中受损伤的燃料元件数不得大于某一小定值，不影响堆芯的几何形状，堆芯冷却是正常的。放射性释放不得停止或限制居民使用厂外附近地区。

工况4可以导致燃料元件重大损伤，但堆芯几何形状不受影响，堆芯冷却可以保持。工况 4 事故不得引起限制其后果的系统丧失功能。反应堆冷却剂系统和反应堆安全壳厂房不会受到附加的损伤。放射性释放在许可限度内。

I类和II类工况下具体验收准则

为了保证燃料不发生烧毁或熔化，有如下定量准则：未辐照过的UO2熔化温度为2800℃。该温度随辐照每10000MWd/tU约降低32℃。再考虑到计算误差，燃料芯部的温度极限值定为2590℃(4700℉)。因此，燃料芯块的最高温度不超过2260℃，这与2590℃相比，留有大于300℃裕量；燃料线功率不超过590W/cm，这准则与前一条表述的是同样内容。考虑到压水堆平均线功率约为178 W/cm，可以推知堆芯热点因子FQ不得大于3.3；最小偏离泡核沸腾比DNBR，用W-3公式估算时，不得小于1.3，保证在95％的置信度下95％的燃料元件不发生烧毁；燃料元件包壳外壁面温度不超过425℃；一回路压力小于110%设计值。（了解）Ⅲ及Ⅳ类工况下具体验收准则

燃料元件保持可冷却状态，通用的判断标准为长时间高温PCT＜1204℃(2200°Ｆ)，短时间高温PCT＜1482℃(2700°Ｆ)。一回路压力小于120% 设计值。放射性后果，以厂区边界(2 小时)及低人口区边界(8 小时)剂量计算。按美国标准，甲状腺剂量3000 mSv，全身剂量250 mSv 并按事故预期的频率大小取此标准的100%、25% 及10%。按法国标准，工况4 事件，甲状腺剂量450 mSv，全身剂量150 mSv；工况3 事件，甲状腺剂量15 mSv，全身剂量5 mSv。（了解）

大破口失水事故分析的验收准则

第IV类工况是预计电厂寿期中不会出现的事故，事故后允许有部分燃料元件损坏，称为极限事故，对此类事故不遵守DNBR准则。提出了更为具体的验收准则。对大破口失水事故的最终验收准则：包壳最高温度不得超过1204℃。当锆包壳温度达到850℃时，锆水反应显著发生。1200℃时，锆水反应热已与局部衰变热功率相当。超过1200℃，可能导致整个包壳熔化、氧化或形成低共熔混合物；包壳的局部最大氧化量不超过包壳总厚度的17%，以防止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂；包壳氧化产氢量不得超过假设所有锆均与水反应所释氢总量的l%，以限制安全壳内氢爆的危险；堆芯必须保持可冷却的几何形状；必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力。

单一故障：导致某一部件不能执行其预定功能的一种随机故障。由单一随机事件引起的各种继发故障，均视作单一故障的组成部分。

单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋于的功能。

自然的安全性是指依靠自然科学法则而保证的安全性，如内在负反应性系数、多普勒效应特性和控制捧藉助重力落入堆芯等。（了解）

非能动的安全性是依靠惯性原理（如泵的惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）运行而保证的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。（了解）

能动的安全性是指必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件才能保证的安全性。（了解）

后备的安全性是指由冗余系统的可靠度，或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。（了解）

固有安全性定义：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。（了解）

三项基本安全功能：控制反应性；排出堆芯热量；包容放射性物质和控制运行排放，以及限制事故释放。

设计基准事故：失流事故；二回路排热减少事故；失水事故；蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）；冷却剂装量增加事故；二回路排热增加事故反；应性引入事

故；未能紧急停堆的预期瞬态事故（ATWAS）。

失流事故：当反应堆功率运行时，主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫停止运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力，这就是失流事故。

失水事故：把反应堆冷却剂系统的管道破裂或在第一个隔离阀内与该系统项链的任何管道破裂定义为失水事故。

二回路排热减少事故（热阱丧失事故）：由于二回路或三回路故障造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故。

蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）：蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂造成冷却剂丧失速率超过补给系统正常补水能力的冷却剂装量减少事故。

蒸汽管道破裂事故（MSLB）：由于主蒸汽管道破裂而造成的二次系统排热增加的事故。

主给水管道破裂事故（MFLB）：给水管道上发生破裂导致没有足够的给水进入蒸汽发生器以保持二次侧装量减少的二次热阱丧失事故。

大破口事故：反应堆主冷却剂冷管段或热管段出现大孔直径直至双端剪切断裂并同时失去场外电源的事故。

小破口事故：因RCS管道或与之相通的部件小破裂造成冷却剂丧失速率超过正常补水能力的冷却剂丧失事故。

未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）：ATWS是指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态，在瞬态中，参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。

失流事故：当反应堆功率运行时，主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫停止运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力，这就是失流事故。

部分失流，堆功率运行时n个主泵中有n-1个主泵失去电源而惰走，使堆芯流量减少的事件。这种事件属Ⅱ类工况。

全部失流，全部投入运行的主循环泵，同时失去电源，继而惰走。主泵由外电源供电，因电网故障使频率下降(一般假设 4 Hz/sec)，主泵受到很大的反力矩，减速。属Ⅱ类或III类工况。

主泵泵轴卡死，一个主循环泵，因机械故障瞬时卡死(转速变为零)，属Ⅳ类工况。主泵泵轴断裂，一个主循环泵的轴突然断裂，使该泵失去动力，且转子贮存的动

能不能利用，属Ⅳ类工况。

失流事故的过程特征：失流事故过程特征的决定因素：冷却剂流量下降和堆芯功率下降。流量下降将使冷却剂温度与压力升高，包壳温度升高，系统参数变化，并触发停堆保护系统；停堆后，堆功率下降，燃料元件内部贮能会再分配，元件表面热流量下降，最终冷却剂温度与压力、燃料包壳温度越过峰值后而下降，事故得到缓解。在全部主泵停止运行的情况下，系统依靠自然循环流量带走衰变热。影响失流事故的主要因素有：功率水平及功率不均匀因子FQ；停堆保护系统信号及延迟时间；控制棒的下落速度；泵转子的惯量；蒸汽发生器与堆芯的高差。主要假设:初始堆功率取102% 额定功率；初始冷却剂温度取+2.2℃不确定性；初始一回路压力取－2.1bar 不确定性；初始时主给水向蒸汽发生器供水，直至触发停堆信号，然后汽轮机停车，主给水停止，60sec 后辅助给水投入；慢化剂温度系数取最小的绝对值，即取BOL数值，考虑10% 不确定性，一般可保守地取为零。燃料Doppler系数，也取BOL 值，但保守的处理需分两段考虑15%不确定性。最大价值的控制棒组卡在全抽出位置；取趋顶型轴向功率分布。（了解）失水事故(LOCA)

失水事故(LOCA)的起因：一回路一根管道或一个辅助系统破裂；这些系统上的阀门意外打开(或不能关)；泵的轴封或阀杆泄漏。

破口有多种形式:断裂，一根管道完全断裂,破裂，管接口断裂。

失水事故过程和后果与破口的大小、位置和装置的初始状态有关。

百万千瓦级压水堆核电厂一回路破口又分为：

极小破口，等效直径≤9.5mm。能由化容系统得到补偿，

小破口，等效直径9.5～25mm，能由高压安注系统得到补偿，

中破口，等效直径2.5～25cm，

大破口，等效直径在34cm以上。

造成LOCA原因: 由于下列原因可能造成1 个阀门偶然打开或不能关闭：操纵员的错误，控制或调节系统的故障，设备故障。下列原因可能诱发失水事故：地震，回路上的机械压力或热应力，制造上的缺陷，内部飞射物。

失水事故(LOCA)分为II，III和IV类事故。

第II类为可快速地隔离的破口，如稳压器的安全阀组意外打开。这类事故下

DNBR(烧毁比)仍大于1.3。

第III类中，如稳压器的安全阀组意外打开且不回座，一回路小破口。

第IV类失水事故(中破口，大破口)，

极小破口，属Ⅱ类工况。破口流量可由一台上充泵来补充，稳压器内维持运行水位，可由操纵员实施正常停堆。

小破口属Ⅲ类工况。安注系统可提供足够的补充流量，以维持堆芯不裸露，停堆后，可使燃料元件包壳温度连续下降。（了解）

失水事故验收准则燃料元件包壳的温度不得超过1204℃（2200℉）；包壳与水蒸汽作用所氧化的包壳壁厚不得超过原壁厚的17%；同水或水蒸汽发生反应的燃料元件包壳重量不超过堆内包壳材料总重量的1%；堆芯几何形态的变化应该限制在堆芯的可冷却的限度之内；能对堆芯进行长时间的冷却，以去除衰变热。

压水堆核电厂大破口失水事故（LBLOCA）是指反应堆冷却剂系统主管道发生大破裂而造成的反应堆冷却剂丧失事故。设计基准大破口失水事故的极限情况是冷管段双端断裂并完全错开的情况。

大破口失水事故分析中的基本假设：102％额定功率；最大的功率不均匀因子；轴向功率取最危险的截断余弦分布；燃耗选取以使得燃料元件气隙、储存能最大；由温度及空泡负反应性停堆；衰变热取1971年ANS标准的1.2倍；临界喷放取MOODY喷放关系式，喷放系数取0.6～1.0；喷放阶段不认为是泡核沸腾；在再淹没阶段．作主泵卡轴假设；考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应。（了解）

大破口的四阶段：喷放阶段；再充水阶段，从注入水到达下腔室至水位升至堆芯底部为止；再淹没阶段，堆压力容器里的水位达到堆芯底端并开始向堆芯上升的时刻；长期冷却阶段。

小破口失水事故是因RCS管道或与之相通的部件小破裂造成冷却剂丧失速率超过正常补水能力的冷却剂丧失事故。

小破口失水事故分冷段破裂小破口、热段破裂小破口和汽腔小破口失水事故三种，冷段破裂小破口最为严重。汽腔小破口是指稳压器汽空间之上发生小破裂和稳压器安全阀或释放阀意外开启所致的失水事故，也称为泄压事故。

蒸汽发生器管子破裂（SGTR）事故

蒸汽发生器管子破裂，包括一根传热管破裂和多根传热管破裂，也包括导致轻微

连续泄漏的裂纹。

蒸汽发生器（下称SG）管子断裂的主要原因：管子承受机械的和热的应力；二回路水产生腐蚀，特别是由于管板处的沉积物，使管板上方的管壁局部变薄及管子发生裂纹；一回路水产生的腐蚀。

减少蒸汽发生器管子断裂的预防措施：采用高韧性材料INCONEL-600(690)的管子；二回路水的化学处理，目的是避免管子腐蚀；改进管束底部流动情况(缩小低速区)；改变U形的隔板的几何形状(采用梅花瓣(四瓣)形孔的板，缩小管子与管板之间的接触面积)；在U形管与蒸汽发生器管板接触的全部高度上都胀管。未紧急停堆的预期瞬态(ATWS)

ATWS是指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态，在瞬态中，参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。

ATWS的事故发生频率等于紧急停堆发生故障的概率和未紧急停堆时有明显后果的事故瞬态频率的乘积。

AWTS的事故发生率要降到每台机组每年10E-6－10E-7。

ATWS期间遵循的准则：对于燃料包壳温度和放射性后果，应遵循第Ⅳ类事故安全准则。保持一回路压力边界的密封性。ATWS期间主要系统或设备(主泵，安全阀组……)的变形在允许范围之内，一回路主系统承压可以达到110%设计压力，达到20.0MPa左右。安全壳压力应保持在0.5MPa设计压力以下。反应堆可以过渡到安全停闭状态，导出剩余功率，并向冷停闭过渡。（了解）

严重事故是指堆芯遭到严重损坏，或熔化甚至安全壳也损坏的一种事故，因而可能导致放射性物质大量释放到环境，是一种超设计基准事故。

核反应堆严重事故可以分为两大类：堆芯熔化事故：由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺寸为小时量级。

堆芯解体事故：由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺寸为秒量级。

由于安全系统多重故障，出现了某些超过设计基准工况的事件序列，导致堆芯性能明显恶化，虽然它们发生的概率很低，但有可能损坏所有用于防止放射性物质释放屏障的完整性，这些事件序列被称为严重事故。

事故处置，即严重事故的对策，包括两方面的内容：

第一，采用一切可用的措施，防止堆芯熔化，这一部分称为事故预防；

第二，若堆芯开始熔化，采用各种手段，尽量减少放射性向厂外的释放，这一部分称为事故的缓解。（了解）

事故处置的基本任务是：预防堆芯损坏；中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主系统压力边界以内；在压力边界完整性不能确保时，尽可能长

时间地维持安全壳的完整性；万一安全壳完整性也不能确保，应尽量减

少放射性向厂外的释放。（了解）

事故缓解的基本目标是：尽可能维持损坏堆芯的冷却，实现可控的最终稳定状态，尽可能维持安全壳的完整性，为厂外应急计划的实施赢得时间，尽量降

低向厂外的放射性释放，尽量避免土壤和地下水的长期污染。（了解）根据始发事件判断工况:

给水系统故障使给水温度降低(II)

给水系统故障使给水流量增加(II)

蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加(II)

误打开蒸汽发生器泄放阀或安全阀(II)

压水堆安全壳内、外各种蒸汽管道破损(IV)

蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少(II)

失去外部电负荷(II)

汽轮机跳闸（截止阀关闭）(II)

误关主蒸汽管线隔离阀(II)

凝汽器真空破坏(II)

同时失去厂内及厂外交流电(II)

失去正常给水流量(II)

给水管道破裂(IV)

一个或多个反应堆主泵停止运行(II)

沸水堆再循环环路控制器故障使流量减少

反应堆主泵轴卡死(IV)

反应堆主泵轴断裂(IV)

次临界或低功率启动时，控制棒组件非可控抽出，包括换料时的误提或暂时取出

(II)

特定功率水平下，控制棒组件非可控抽出产生了最严重后果（低功率到满功率）(II)

控制棒误操作(II,III)

启动一条未投入运行的冷却剂环路或在不适当温度下启动一条再循环环路(II) 一条沸水堆环路流量控制器故障或损坏，使反应堆冷却剂流量增加

化容控制系统故障使冷却剂硼浓度降低(II)

在不当位置误装或操作一组燃料组件(III)

压水堆各种控制棒弹出事故(IV)

功率运行时误操作应急堆芯冷却系统(II)

化容控制系统故障（或运行人员误操作）使反应堆冷却剂装量增加(II)

误打开压水堆稳压器安全阀或沸水堆安全阀（或泄漏阀）(II,III)

贯穿安全壳一回路压力边界仪表等线路系统的破裂(III)

蒸汽发生器传热管破裂(IV)

假想的冷却剂压力边界内各种管道破裂所产生的失冷事故(IV)

放射性气体废物系统泄漏或破损(III)

放射性液体废物系统泄漏或破损(III)

假想的液体贮箱破损而产生放射性释放(III)

设计基准燃料操作事故(IV)

乏燃料贮罐掉落事故(III)

误提出控制棒(IV)

失去给水(IV)

失去交流电源(IV)

失去电负荷(IV)

凝汽器真空破坏(IV)

汽轮机跳闸(IV)

主蒸汽管道隔离阀关闭(IV)

保守型假设：

Ptu：102% 压力：0.52Mpa 温度：145°C 吸收量：24小时千分之一

大亚湾两个安全限值：DNBR＞1.22 燃料最大线功率密度≤590w/cm

安全级设备：有些设备不直接完成安全功能，但如果没有这些设备，则安全功能不能完成，这些设备就是安全级设备。

AP1000熔融堆芯滞留设施IVR：在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入堆内的同时，也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内。AP1000 设有压力容器外部冷却系统以实现熔渣压力容器内保持(IVR),防止对外蒸汽爆炸、避免底板熔穿。功能主要靠压力容器外淹没冷却系统实现。

EPR堆芯捕集器结构和特性：反应堆地坑底部和四周壁，以及堆芯捕集器表面有一层很厚的牺牲性混凝土，以保护核岛基础底板免受任何损害。堆芯熔融物从反应堆堆坑到堆芯熔融物扩散区的转运，是通过一个称为“可熔塞体”的非能动装置，它在反应堆压力壳下方，在堆芯熔融物热效应下，自动熔化，实现熔融物向扩展区的转运。堆芯捕集器扩展区面积是170m2。通过重力非能动或由安全壳排热系统的泵将换料水箱的水送入通道。通过上部水的蒸发和下部带大量散热片金属结构的冷却，实现熔融物的冷却。在几小时内冷却效应使熔融物固定，在几天后完全固化。实验证明，能够排出大约200吨熔融物（约35MW）所带的热量。冷却产生的蒸汽进入安全壳，通过安全壳载热系统实现冷凝。

EPR堆芯捕集器：在EPR设计了堆芯捕集器冷却堆芯熔融物，使用了耐特高温保护材料，保证混凝底板的密封性。在反应堆厂房内设有专门的堆芯熔融物扩散区，用来冷却从压力容器内流出的熔化堆芯