核反应堆安全 4.9 未能紧急停堆的预期瞬态
钠冷快堆严重事故与缓解措施概论
INDUSTRY SCIENCE AND TECHNOLOGY行业科技1 钠冷快堆严重事故钠冷快堆（sodium -cooled fast reactor, SFR ）是一种由液态金属钠冷却的核反应堆。
作为一种采用液态金属冷却剂的快中子反应堆，钠冷快堆与其他反应堆相比具有许多独特优势。
例如，液态钠无中子慢化作用，不影响快中子裂变；同时，液态钠具有较高的热导率与比热，在发生冷却剂失流等相关冷却剂装量减少的事故工况下，可以有效防止堆芯过热。
此外，由于液态钠的沸点较高，大于反应堆的正常运行温度，冷却剂系统可以在接近环境压力下运行。
截至目前，钠冷快堆在正常运行工况下具有较高的负反馈系数，已成为第四代反应堆系统中的主导堆型[1]。
然而，钠冷快堆堆芯解体严重事故（core disruptive accident ，CDA ）可以快速引入巨大的正反应性，引起功率激增和燃料破碎，事故发生时间尺度达到秒量级，给核电站安全带来毁灭性的打击[2-3]。
导致钠冷快堆发生堆芯解体严重事故的主要原因是未能紧急停堆的预测瞬态事故（anticipated transient without scram ，ATWS ），而无保护失流（unprotected loss of flow ，ULOF ）是典型的ATWS 事故。
在事故状况下，由于冷却剂供应不充分，堆芯功率超过冷却剂所能提供的冷却效率，堆芯温度急剧升高并逐步熔化，从而可能在堆芯区域形成大型熔融燃料池。
在熔融池形成和膨胀过程中，如果控制棒导管管壁破损，一部分液钠将可能注入熔融燃料池中并发生剧烈的相互作用（fuel -coolant interaction ，FCI ）[4]。
活跃的FCI 依然会产生较大的瞬态压力峰，从而引发熔融池剧烈晃动（sloshing ），导致燃料聚集(fuel compaction)，存在再临界（re -criticality ）的危险[5-7]，其过程如图1所示。
对纵深防御的思考
对纵深防御的思考范育茂朱宏（环境保护部西南核与辐射安全监督站，成都，610041）摘要：日本福岛核事故是世界核电运行史上首个由于极端自然灾害导致多个反应堆堆芯损坏的严重事故，将对全球核能发展产生深刻的影响。
本文对作为核安全基本原则的纵深防御进行了梳理和讨论，概述了纵深防御的涵义及其发展，描述了其实施过程；在分析福岛核事故暴露出的问题和带来的挑战之基础上，对后福岛时代的纵深防御体系给出了几点初步思考。
关键词：福岛核事故纵深防御核安全设计基准1 引言2011年3月11日，日本东北地区发生里氏9.0级特大地震，加上随之而来的巨大海啸，导致福岛第一核电站(Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station)发生严重事故，成为世界核电五十多年运行历史上首个由于极端外部自然事件导致多个反应堆堆芯损坏的核电站。
福岛核事故反映出当前人类社会对极端自然灾害的认识还存在局限性，直接挑战了核能界对核事故风险的传统认识，人们不能再以福岛核事故前的思维来对待核安全问题了。
福岛核事故，正在促使各国重新审视现有的核安全监管框架，反思对核安全的本质认识，加紧研究很多过去未曾考虑或忽视的核安全议题，如一址多堆核电机组的相互影响、极端外部事件叠加导致的多机组严重事故预防与缓解、实体屏障发生共模失效的概率及应对措施等。
在此背景下，有必要对纵深防御(Defense-In-Depth)这一核安全的基本原则和根本理念进行重新梳理和讨论，总结经验、吸取教训，以“亡羊补牢”，真正确保后福岛时代的核安全“万无一失”。
本文即是对此议题的初步思考。
2 纵深防御2.1 涵义及其发展纵深防御是上世纪50年代逐步发展起来的一种核安全策略。
对于纵深防御的概念，迄今为止还没有一个权威的官方定义，但全世界核能界对之的理解和应用基本一致，都视之为核安全的基本原则，核心理念是依次设置一系列多层次的保护，以保持反应性控制、堆芯冷却和放射性包容三项基本安全功能，进而确保工作人员、公众和环境安全。
《压水堆核电厂安全》单元15：控制棒弹出事故及未能紧急停堆的预期瞬变
1）四个功率量程通道中有两个指示出核功率超过定值，反应堆 自动停堆。
2）四个超温△T通道中两个指示出超过定值，则反应堆自动停堆， 该停堆整定值是随轴向功率偏移、冷却剂温度和压力变化而自动 变化，以防止发生DBN。
3）四个超功率△T通道中两个指示出超过定值，则反应堆自动停 堆，该停堆整定值是随轴向功率偏移及温度变化而变化，以保护 燃料线功率密度不超过其限值。
升具有最组合价值的两组棒时的反应性引入率。
单元15： 控制棒弹出事故及ATWS
6）在DNB分析中，不仅采用大的反应性引入率，而且采用与失控提棒 过程相对应的不利的功率分布。
7)分析中所假定的初始功率水平，低于任何停堆条件下所预期的功率水 平（假定的初始功率水平为10-15额定功率）。最低的初始功率水平和 最大的反应性引入将导致瞬态中的最大热通量。
图4-23a 堆功率和热流密度
单元15： 控制棒弹出事故及ATWS
图4-23b 热点燃料和包壳温度 • 图4-32b给出了热点燃料平均温度和包壳平均温
度在瞬态中的响应。在整个瞬态中最小DNBR都 大于限值。
单元15： 控制棒弹出事故及ATWS
表4-14 失控提棒事故的事件序列
事故
事件
事故开始，10-15额定功率
控制棒开始下落 热点出现最小DNBR
时间/s 0.0 8.4 8.4 8.9 9.4 9.4 9.5 9.9 0.0 2.1 2.6 2.85 0.0 43.5 49.5 49.8
单元15： 控制棒弹出事故及ATWS
4.7.1.2 功率运行时控制棒组失控提升
（1）事故概述 在功率运行时失控提棒会导致堆芯功率升高。在蒸汽发生器的
动力与电气工程：核电考试题库
动力与电气工程：核电考试题库1、单选（）燃烧产生的二氧化硫和二氧化氮是形成酸雨的主要物质。
A、氢气B、煤和石油C、核燃料正确答案：B2、单选在相同能量的下列射线中，下列哪种射线的穿透力最强？（）A（江南博哥）、射线B、射线C、γ射线D、质子正确答案：C3、问答题核电厂安全状况监测--安全参数显示系统的作用？正确答案：监督核电厂安全运转的状况，帮助操纵员及时发现机组故障的征兆，为操纵员处理事故提供支持4、问答题列出稳压器每个电加热单元加热器组件数、每个组件的功率。
正确答案：田湾核电厂共有四组加热器，共28个组件，各组的组件数为3，3，8，14个，每个组件的功率为90千瓦。
5、问答题电气设备的倒闸操作原则是什么？正确答案：电气设备上的停、送电基本原则：1）停电拉闸操作：断路器→负荷侧隔离刀闸→母线侧隔离刀闸→合接地刀闸；2）送电操作：拉开接地刀闸→母线侧隔离刀闸→负荷侧隔离刀闸→断路器。
6、问答题固体放射性废物处理与贮存系统（KPA，KPE）的主要功能是什么？正确答案：KPA系统用于收集、分类、处理、包装和暂存核电厂在正常运行、检修及预期运行事件下产生的第1组、第2组固体放射性废物和水泥固化物。
KPE 系统用于暂存两台核电机组产生的第1组、第2组水泥固化物。
7、单选原子核由（）组成。
A、中子和质子B、中子和电子C、质子和电子D、质子、中子和电子正确答案：A8、问答题蒸汽发生器本体是由哪些部分组成的？正确答案：蒸汽发生器本体为单壳卧式、热交换面浸在水下的热交换装置，它由以下部件组成：1）容器；2）换热表面；3）一回路冷却剂集流管；4）主给水分配装置；5）应急给水分配装置；6）蒸汽分离孔板；7）水下均汽板。
9、问答题什么是一回路冷却剂系统的“可识别泄漏”和“不可识别泄漏”？什么是“总泄漏率”？正确答案：如果泄漏以原设计的方法引向某个容器，并且这个容器的总容量可以测量时，则这个泄漏称为可识别泄漏；除可识别泄漏以外的泄漏称为不可识别泄漏；不可识别泄漏率和可识别泄漏率之和称为总泄漏率。
“华龙一号”征兆导向应急事故规程热工水力符合性计算
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”征兆导向应急事故规程热工水力符合性计算黄树亮，杨长江，詹经祥，方 俊，马秀歌，郑云涛（中国核电工程有限公司，北京 100084）摘要：“华龙一号”采用目前国际最为先进的征兆导向法事故处理规程（SEOP）。
中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所热工水力与安全分析专业，通过对SEOP相关背景文件消化吸收、导则框架计算需求审查等工作，梳理总结出用于SEOP规程热工水力符合性计算的标准工作流程。
本专业采用RELAP5程序完成“华龙一号”规程符合性计算模型开发，针对功能恢复策略（FRG）中FR-S、FR-C、FR-H、FR-P、FR-Z、FR-I六本导则，确定工况并完成大量事故序列计算。
计算分析结果与相关结论为SEOP规程开发提供了技术支撑。
关键词：“华龙一号”；征兆导向法；事故规程；热工水力中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0161-08 Thermal and Hydraulic Calculation of SEOP for HPR1000HUANG Shuliang，YANG Changjiang，ZHAN Jingxiang，FANG Jun，MA Xiuge，ZHENG Yuntao（China Nuclear Power Engineering Co. ltd，Beijing 100084，China）Abstract：Symptom Emergency Oriented Procedure (SEOP) is the most advanced procedure for nuclear plant, which is used in HPR1000. The thermal hydraulic and safety analysis section of the Reactor Engineering Division of CNPE developed the standard calculation workflow for SEOP by absorbing the relevant background documents of SEOP and reviewing the calculation requirements. The thermal hydraulic and safety analysis section has developed the calculation model of HPR1000 by RELAP5 code. By this code model, for the six guides FR-S, FR-C, FR-H, FR-P, FR-Z and FR-I in the Function Recovery Guide (FRG), calculation cases has been determined and lots of sequences has been completed. Calculation results and relevant conclusions provided technical support for the development of SEOP.______________________收稿日期：2020-12-28作者简介：黄树亮（1984—），男，辽宁东港人，高级工程师，学士，现主要从事核电厂热工水力与安全分析方面研究161162Key words ：HPR1000；SEOP ；Accident Procedure ；Thermal-Hydraulic应急操作规程（EOP ）是在电厂应急运行时指导操纵员操作的导则，用于防止事故后堆芯发生损伤，对核电厂的安全性非常重要。
核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.10确定论安全分析
第四章:确定论安全分析
4.10未紧急停堆的预期瞬态ATWS 4.10-1ATWS定义
定义：未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）是指没有紧急停堆 或机组跳闸的预期瞬态，在这些瞬态中，虽然一回路或二回 路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯
（ATWS）anticipated transient without scram
4.10未紧急停堆的预期瞬态ATWS 4.10-2 完全失去蒸汽发生器正常给水
2）蒸汽流量和蒸汽压力变化
图4.10.1 失去正常给水后蒸汽流量和压力变化图
4.10未紧急停堆的预期瞬态ATWS
4.10-3 完全失去外电源 Loss Of Offsite Power（LOOP ）
1）事故进程 主泵和给水泵停运；
总量的1% Zr 2H2O ZrO2 2H2 Q
堆芯必须保持可冷却的几何形态 堆芯冷却剂通道的畅通 必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力
以防止过量氧化的氢脆导致包壳强度不足以而破裂 以限制安全壳内氢爆的危险
本章作业
一 请写出核反应堆安全分析中常用英文缩略词的英文全称
和中文全称 ① LOCA
① CSS
② Lห้องสมุดไป่ตู้FW
② ATWS
③ LPIS
③ RCP
④ LOFA
④ EOL
⑤ LOOP
⑤ BOL
⑥ SGTR
⑥ BDBA
⑦ ANSI
⑦ ESD
⑧ NRC
⑧ MSIV
⑨ DNBR
⑨ CSRDM
⑩ MSLB
⑩ HPIS
11 ECCS
11 BDBA
12 ESF
12 EFS
13 RIA
三门核电DAS系统的分析与评价
三门核电DAS系统的分析与评价发表时间：2020-04-30T16:29:45.410Z 来源：《电力设备》2020年第2期作者：孙建文[导读] 摘要：多样化驱动系统（DAS）作为保护和安全监控系统（PMS）的备用，为AP1000机组应对ATWS事故的一项重要措施，提高了机组的安全性。
（三门核电有限公司浙江台州 317112）摘要：多样化驱动系统（DAS）作为保护和安全监控系统（PMS）的备用，为AP1000机组应对ATWS事故的一项重要措施，提高了机组的安全性。
本文分析其设计特点，并通过与WWER机组在处理ATWS事故方面的比较，指出其优点和存在的不足。
关键词：多样化驱动系统；未能紧急停堆的预期瞬态 Abstract：Diverse Actuation System（DAS）is a diverse backup to the Protection and Safety Monitoring System（PMS）.It is an important measure for AP1000 unit to deal with ATWS accident，and it increases the safety of the unit.This page analyzes the design feature of the DAS，and compares the manner of the WWER unit in the condition of the ATWS，gives us the advantage of the DAS and its weakness. Key word：DAS，ATWS 1引言AP1000的保护和安全监控系统（PMS）为电厂非正常状态提供监视，在必要时触发反应堆紧急停堆，并可以触发专设安全设施（ESF）动作，使电厂达到并维持安全停堆状态。
另外保护和安全监控系统（PMS）也可以通过核级数据处理子系统（QDPS）为电厂提供安全级的参数显示。
核电站操纵员考试题目
燃料芯块
、
燃料棒包壳
、一
7.
田湾核电站卧式蒸汽发生器的优点是： 液位波动小 、杂质沉积少、 储水量大 点是： 汽 占地面积大 以及对二回路水质要求高。蒸汽发生器中产生的蒸汽为
；缺 饱和蒸
。 （请选择填写饱和或者过热蒸汽） 式（立式或卧式） 、 双 速（双速或单速） 、 三相鼠笼式异步 750 油 rpm，第二转数为 1000 水 rpm。 润滑。 （请选择填
239
-1-
一、填空题（每个空格 0.5 分，共 5 分） ，请将答案填写在横线上。
1. 热传递的三种基本方式为： 热传导 心区域至燃料棒外表面得传热方式为 式主要为为 热传导 、 热对流 热传导 和 热辐射 。其中从燃料棒中
，燃料棒外表与包壳之间气隙的传热方 热传导 ，燃料包壳外
，燃料包壳内壁至外壁的传热方式为 热辐射 。
16. 当稳压器电加热组件绝缘电阻小于 2 投入稳压器电加热器。
17. 田湾核电站汽轮机的型号是 K-1000/60-3000，其中，K 表示 的级是由一列 喷嘴 和一列 动叶栅 构成。 18. 盘车装置设置在 动 和 手动 高压缸 和 三号低压缸
凝汽式汽轮机 。汽轮机
之间， 盘车装置的控制方式可以是电
四、简答题（共 2 分）
1.列出几种对压水反应堆重要的中子与靶核相互作用的核反应类型，并指出其在反应堆中所起 的重要作用。 [解答]： 1） 裂变反应 (n, f ) ： 反应堆中最重要的核反应，可控的裂变链式反应可以实现反应堆在所需的任意功率水平 运行。 2） 弹性散射： 热中子反应堆主要依靠热中子引起易裂变同位素核的裂变来维持链式反应，而裂变中 子必须通过同慢化剂核的弹性散射而慢化而成为热中子。 3） 辐射俘获反应：
核反应堆安全 运行工况和事故分类
设计基准事故
每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制 效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要 求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的 设计基准事故（Design Basic Accident，DBA）。
核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施 的那些事故工况。（HAF定义）
3稀有事故：动用安全设施，少元件破裂；放射性全身不大于 5mSv,甲状腺不大于15mSv；
4极限事故：动用安全设施，元件破裂数量有限量，安全设施 可用，一回路及安全壳功能有保障。 放射性全身不大于0.15Sv,甲状腺不大于0.45Sv；
这是对4种工况(condition)下，具体要求，通过才能 允许建造。
故，包括沸水堆安全壳内蒸汽管道破裂 6.6 各种沸水堆瞬变，包括1.3、2.7和2.8
安全分析报告分析的典型始发事故
7. 系统或设备的放射性释放 7.1 放射性气体废物系统泄漏或破损 7.2 放射性液体废物系统泄漏或破损 7.3 假想的液体贮箱破损而产生的放射性释放 7.4 设计基准燃料操作事故 7.5乏燃料贮罐掉落事故 8. 未能紧急停堆的预期瞬变 8.1 误提出控制棒 8.2 失去给水 8.3 失去交流电源 8.4 失去电负荷 8.5 凝汽器真空破坏 8.6 汽轮机跳闸 8.7 主蒸汽管道隔离阀关闭
安全分析报告分析的典型始发事故
4.2 在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件(假定堆芯和反应堆冷 却剂系统处于最不利反应性状态)，产生了最严重后果(低功率到满 功率) 4.3 控制棒误操作(系统故障或运行人员误操作)，包括部分长度控制 棒误操作 4.4 启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下 启动一条再循环环路 4.5 一条沸水堆环路的流量控制器故障或损坏，使反应堆冷却剂流 量增加 4.6 化学和容积控制系统故障使压水堆冷却剂中硼浓度降低 4.7 在不适当的位置误装或操作一组燃料组件 4.8 压水堆各种控制棒弹出事故 4.9 沸水堆各种控制棒跌落事故
核反应堆安全
30
四、严重事故（1）
23
2、反应堆的安全功能
为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施应 发挥以下特定的安全功能：
有效地控制反应性 确保堆芯冷却 包容放射性产物
反应性控制
紧急停堆控制 功率控制 补偿控制
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2、反应堆的安全功能（1）
确保堆芯冷却
正常运行工况 反应堆停闭工况 反应堆事故工况
包容放射性产物
正常运行时 事故工况下
核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于110－4/（堆. 年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于110－5/（堆.年）。
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2、核反应堆的安全原则
核反应堆的最大特点之一是运行时要产生大量 放射性裂变物质，反应堆和一回路是个巨大的辐 射源。核电厂的首要问题是无论在正常工况，或 事故工况下，都能把这些放射性物质安全地控制 起来，确保工作人员与公众的安全。
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2.2、多重屏障
为了防止正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸， 所有的反应堆系统设计都采用多重屏障的概念。
第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（10－3 cm）。除表面外，绝大部分 裂变碎片包容在芯块之中。气态裂变产物如碘、氪和氙 等核素，一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出。第一重 屏障大约能留住98％以上的放射性裂变产物。
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2.2、多重屏障（1）
第二重屏障：燃料元件包壳管 用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产 物以及裂变碎片进一步外逸。对于高温气冷堆，燃料呈 颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。
快堆多样化驱动系统独立性分析
第28卷 第5期2021年5月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.282021 No.5快堆多样化驱动系统独立性分析冯伟伟，段天英，尹 凯，徐启国（中国原子能科学研究院，北京 102413）摘 要：多样化驱动系统是核电厂保护系统数字化以后，为了防止保护系统软件共因失效设置的，部分压水堆中，将多样化驱动系统与ATWS 系统合并，防止反应堆保护系统停堆功能失效。
在多样化驱动系统的设计中，存在较大争议的问题是：多样化驱动系统是否要考虑与反应堆保护系统完全独立，包括仪表的独立、逻辑处理的独立、执行机构的独立。
国内的核电站设计中，安全审查部门也经常关注这个问题。
本文将从国内外核电厂多样化驱动系统的独立性设计方面分析，考虑多样化驱动系统的设计初衷，从核电厂的可靠性等角度说明多样化驱动系统并不需要在仪表设置上完全独立于反应堆保护系统。
这样在保证可靠性的情况下，能提高核电厂的可运行性，也降低了系统的造价，简化系统设计和运行。
关键词：多样化驱动系统；快堆；DAS 系统；独立性中图分类号：TL363 文献标志码：AIndependence Analysis of Fast Reactor Diversity Actuation SystemFeng Weiwei ，Duan Tianying ，Yin Kai ，Xu Qiguo（China Institute of Atomic Energy, Beijing 102413, China）Abstract：The I&C system of nuclear power plant has entered the era of comprehensive digitization. In order to prevent thecommon cause failure of protection system software, a diversity actuation system is added. In some PWRs, the diversity actuation system and ATWS system are combined to prevent the shutdown function failure of the reactor protection system. In the design of diversity actuation system, there is a big controversy whether the diversity actuation system should be completely independent from the reactor protection system, including the independence of instrument, logic processing and actuator. In the design of nuclear power plants in China, the safety review department often pays attention to this problem. This paper analyzes the independence design of diversity actuation system of nuclear power plants at home and abroad, considers the original design intention of diver-sity actuation system, and illustrates that the diversity actuation system does not need to be completely independent of the reactor protection system in terms of instrument setting. In this way, under the condition of ensuring the reliability, the operability of the nuclear power plant can be improved, the cost of the system can be reduced, and the design and operation of the system can be simplified.Key words：diversity actuation system；fast reactor；DAS system；independentDOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2021.05.008文章编号：1671-1041(2021)05-0031-040 引言多样化驱动（DAS）系统是从压水堆的ATWT/ATWS 系统演变而来的。
反应堆安全分析期末考试复习
冗余度：核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。
多样性：采用两个或者多个独立的方法或系统来完成同一个功能。
独立性：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，实现系统布置和设计的独立性。
故障安全：核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。
单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。
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故障时仍能保持所赋予的功能。
核安全文化：安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电站安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
始发事件：能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件，都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。
初因事件：：造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。
固有安全性：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。
停堆余量（深度）：全部毒物都投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。
热流量：单位时间传递的热量。
热通量（热流密度）：单位时间通过单位面积传递的热量。
传热系数：单位时间、单位面积、温度差为1℃时传递的热量，即单位传热量。
对流换热系数h：当流体与壁面温度相差1度时、每单位壁面面积上、单位时间内所传递的热量。
大容器沸腾：由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾饱和沸腾：液体主体温度达到饱和温度，壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾称为饱和沸腾。
热管：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出、最小冷却剂流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。
热点：堆芯集中了所有关于核的和合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点。
核反应堆安全分析概念复习
第一章核反应堆的安全的基本准则安全的总目标：核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从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，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，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（如果有的话）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。
纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护（defense in depth）1：防止偏离正常运行及防止系统失效2：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3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。
4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。
多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primary system envelope)，安全壳(containment)安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。
核反应堆运行安全的管理三要素：管理层，操纵员，机组核安全文化：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
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。
核安全分析复习提纲
复习提纲一、填空：123、我国国家核安全局于每运行堆年低于每运行堆年低于4、列举安全设计的基本原则：单一故障准则、多样性、独立性、故障安全原则、定期试验、维护、检查的措施、固有安全性。
5、固有安全性是指：反应堆利用其自身的自然安全性和非能动的安全性来控制反应即：直接喷淋和再循环喷淋，其分别从换料水是指反应堆倍增因子或反应性变化时，14二、名词解释（共6题，每题3分，共18分）1、设计基准事故答：核电站按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
2、严重事故答：严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。
3、三大安全功能答：有效控制反应性control、堆芯有效冷却cool、包容放射性物质contain。
4、堆芯时间常数答：表征堆内燃料组件向冷却剂传热快慢的一种度量。
5、主回路时间常数答：表征热量从主回路传递到二回路所需时间的一种度量。
6、30分钟不干预原则答：即在事故发生最初30分钟内，操纵员不干预电厂的运行。
这主要是针对核电厂的设计而言，实际运行过程中，鼓励操纵员采取积极的干预措施。
7、汽腔小破口事故答：就是指发生在稳压器汽空间的小破口事故，如卸压阀、安全阀突然故障打开并保持在打开的位置。
8、堆芯重新定位机理答：燃料棒的液化和再固化；先前固化的燃料芯基体硬壳上及上部堆芯的坍塌形成碎片床；堆芯熔化物跌入下腔室。
1、我国对核电站规定了哪三个安全目标？具体内容是什么？答：P2一个总目标两个辅助目标。
总目标：有效的防护措施、放射性危害辐射防护目标：正常运行时；事故工况下技术安全目标：预防事故的发生；DBA确保其放射性后果小；BDBA发生频率非常低。
2、维持一回路自然循环对压水堆核电站的运行有什么作用？建立自然循环流动必须具备的条件是什么？答：当电站发生失流事故时，失去强迫循环，这时维持自然循环对堆芯的衰变热导出具有重要意义。
核电站的紧急停堆与安全关机
核电站的紧急停堆与安全关机核电站是一种重要的能源发电设施，为保障设备运行安全，核电站在一些特定情况下需要进行紧急停堆与安全关机操作。
本文将详细介绍核电站的紧急停堆与安全关机的原因、过程与措施。
一、紧急停堆与安全关机的原因1.1 设备故障核电站内的核反应堆是一个高度复杂的系统，由于各种原因产生的设备故障可能导致核电站的安全受到威胁。
在发现设备存在故障时，为了防止事故发生，需要进行紧急停堆与安全关机操作，以保护设备和人员的安全。
1.2 突发事件核电站周围的自然环境或人为因素可能引发突发事件，如地震、洪水、恐怖袭击等。
为了防止核电站发生事故，紧急停堆与安全关机是必要的应对措施。
1.3 安全保障需求核电站存在一些特定情况需要进行紧急停堆与安全关机，例如核电站维护保养、设备检修、安全事故演练等。
这些操作有助于确保核电站的设备和系统能够正常运行，并降低潜在事故风险。
二、紧急停堆与安全关机的过程2.1 切断核反应堆与热力系统供应紧急停堆的第一步是切断核反应堆与热力系统的供应。
关闭冷却水源、切断蒸汽管道等操作可以停止核反应堆的热量产生和热力系统的工作。
2.2 引导剩余热量在切断供应后，为了避免过热，需要引导核反应堆内剩余的热量。
通常采用水或气体冷却的方式，将热量传导至安全区域，确保核反应堆的温度稳定在安全范围内。
2.3 控制核反应堆活性为了保持核反应堆的稳定，在进行紧急停堆与安全关机操作时，需要控制核反应堆的活性水平。
通过操纵控制棒、调节燃料输送等手段，降低核反应堆的活性水平，确保核反应堆的安全运行。
2.4 停止核反应堆冷却与排放除了控制热量与活性，同时还需要停止核反应堆的冷却与排放。
关闭冷却系统，防止冷却剂流动；停止对外排放，以防止核辐射的扩散。
三、紧急停堆与安全关机的措施3.1 紧急通告与警示在进行紧急停堆与安全关机操作前，核电站应及时发布紧急通告并发出警示信号，以通知所有相关人员及外部单位，并组织人员执行相应的安全措施。
核安全 考试题 修改后
选择题：1、成年人在核电厂受辐射照射最大计量为多少（）A.1smB.5smC10smD20sm日本福岛第一核电厂发生事故的主要原因（）A. 海啸；B. 设计基准出现问题；C. 核电厂建造质量有问题；D. 东电公司应对失误。
核安全的定义是（）；A.物项或服务在使用中能够令顾客满意的工作能力；；B.某一物项和服务所具有的按其对安全的重要性和使；C.完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从；D.与数量相反的概念；2.核安全文化的核心是（）；A.质量保证；；B.质量检查；；C.安全管理1、有放射性物质少量的释放，并且部分设施就地应急计划的事故应属于（C）等级的事故A：7 B：6 C：5 D：4压水堆反应性控制主要通过改变 ( D )实现A.燃料芯块数量B.中子注量率C.慢化剂浓度D. 控制棒在堆芯位置E.控制棒的数量2·堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去( E )为先导事件A. 全厂断电后，未能及时恢复供电B. 蒸汽发生器传热管破裂，减压失败C. 一回路系统与其他系统结合部的失水事故D. 失去一次侧热阱E. 失去二次侧热阱3·核电厂火灾防护贯彻纵深防御三个层次目标，其中第二层次是（D）A防御火灾发生B防止火灾蔓延C包容火灾和放射性物质扩散D及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害二:下列哪个不是堆心的反应性控制:A控制棒控制B可燃毒物控制C可溶毒物控制D冷却剂控制1.下列哪项不是引起蒸汽发生器传热管断裂的主要原因（D）A.管子承受机械和热应力B.二回路水产生腐蚀C.一回路水产生腐蚀D.蒸汽发生器水位过高2.蒸汽管道破裂事故不是属于（A）类事故A.ⅠB.ⅡC.ⅢD.Ⅳ3.减少蒸汽发生器传热管断裂，不能采取（C）预防措施A.采用高韧性材料的传热管B.对二回路水进行化学处理C.取消U形传热管支撑隔板D.改进管束底部流动情况1、在没有发生坡口的情况下，蒸汽流量上升事故只可能在负荷上升时出现，引起负荷上升的原因不包括（D）A操作员的误操作B蒸汽旁路控制系统出故障C汽轮机速度调节出故障D给水调节阀意外打开少量原件损坏，但不会严重损坏堆芯，一回路完整性未受损坏，放射性可能微量泄漏，但不影响环境……这类事故称为（ B ）A：极限事故 B：稀有事故 C：严重事故工况 D：假想事故1、下列哪项不是核电厂厂址区调查的采用方法（C）A.钻孔B.槽探C.测试开挖D.地球物理技术2、下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数（B)A.压力B.压力波C.产生的飞射物 C.地面振动 E.毒气释放3、核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是（D）A.防止火灾发生B.防止火灾蔓延C.包容火灾和放射性物质扩散D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害填空题：事故分析的两种方法是（确定论分析方法）、（概率论分析方法）反应性三种控制方法（控制棒）、（可燃毒物棒）、（可溶毒物）核安全的四要素分别是1自然的安全性。
核反应堆安全分析4
• 包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%，以防 止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂；
冷却剂流量降低
反应性与功率分布异常初因事件
反应性引入事故
反应性增加、
在次临界或低功率时，非可控地抽出控制棒组 降低
件；
在特定功率水平下非可控地抽出控制棒组件；
控制棒误操作；
启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在 不适当的温度下启动一条再循环环路；
化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低；
除最严重的单一故障以外，分析中还有其它4个附加的补充保 守假设：
• 事故同时合并失去厂外电源；
• 反应性价值最大的一组控制棒卡在全提棒的为止不能下插；
• 分析中只考虑安全相关设备，不计及非安全设备的缓解功能；
• 必要时考虑合并不利的外部条件。
根据美国联邦法规10CFR50附录K的要求，分析所用核电厂参 量应取对结果不利的保守值，例如：
• •
设计中必须加以考虑； 专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整
性。
正常运行和运行瞬态
正常启动、停堆和稳态运行
–正常启动、功率运行；热备用；热停堆；冷停堆；换料停堆。
带有偏差的极限运行
–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
为保证燃料不发生烧毁或熔化，对I、II类工况，有如下 定量准则：
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5 如何判断发生了停堆失效?
（1） 有停堆信号出现；
（2） 控制棒未能插入堆芯： 控制棒到底指示灯； 棒位指示器； 停堆断路器和停堆旁路断路器； 中子通量迅速下降。
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6 ATWS事故下立即操作
四项立即操作： 1 停堆 手动停堆，不能停时，手动插棒。 2 停汽轮机 3 应急注硼 4 启动辅助给水（确认）ຫໍສະໝຸດ 87 减小ATWS后果
1) 降低出现预期瞬态频率 不大可能，因为总会出现一些2类工况； 2) 增强停堆系统可靠性； 最好有第二停堆系统才能取得显著效果；
3) 最有效得办法是增强应对能力，判断及时准确， 4项立即操作。
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概念
• 什麽叫ATWS？ 一回路发生了很小的破口，导致了稳压 器压力低，达到停堆定值点，停堆系统 失效，未能实现有效停堆。 发生了ATWS。
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2 ATWS事故发生的概率：
ATWS事故发生的概率=不紧急停堆有明显后果的 概率×紧急停堆系统发生故障的概率 NRC 估计：紧急停堆系统发生故障的概率10－4－ 10－5/堆年； ATWS发生概率10－4/堆年； 厂家认为发生概率10－5/堆年； Salem电厂1983年2月在5天内发生2次ATWS。
4.9未能紧急停堆的预期瞬态
（ATWS）
Anticipated Transient Without Scram 1 定义：未能紧急停堆的预期瞬态 （ ATWS ） 是 发 生 预 期 瞬 态 而 要 求 停 堆 时，由于非特定的共因失效（机械的或电 气的），控制棒组件未插入堆芯。 以 主 给 水 丧 失 引 发 的 ATWS 最 具 代 表 性，其它的初始事件有：汽轮机停机、失 去交流电源及失去凝汽器真空等。 主给水丧失引发的ATWS,主要后果是一 回路超压对一回路完整性的威胁。
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3 ATWS事故分析验收准则
1） 一回路压力 ：不超过设计压力的1.2倍（法国）。 安全壳压力保持在 不超过0.5MPa； 2 ）DNB 审批要求：有对付的措施，没有按照设计基准事故要求， 但实际上按照4类工况要求要求燃料包壳和放射性后果。 3）反应堆安全停闭，导出余热，过渡到冷停堆。
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4 典型事故过程(分析结果)