反应堆安全屏障
2023年核电厂安全考试知识点总结全面整理
2023年核电厂安全考试知识点总结全面整理综合测试题(共58个，分值共：)1、核安全运行程序包括哪些小程序？①系统运行程序②机组正常启动/停机程序③换料大修/停机维修运行程序④系统报警手册⑤系统故障运行程序⑥定期试验程序⑦行政控制程序2、绘图说明安全壳喷淋系统的动作条件和动作对象有哪些？P115 图5-113、按照相关规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障4、什么是静态控制点程序？当机组处于某一运行模式期间，每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序，以确保机组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求5、核安全文化具有哪些特性？（三大特点）①核安全是一个集体的责任，企业中所有人都有确保安全第一的责任②倡导企业内在的质疑和谦虚谨慎态度，要求互相交流，加强培养核安全事务方面的个人责任心，鼓励员工自我完善③强调的既是态度问题，同时又是体制问题，既和单位有关，又和个人有关，同时还牵涉到处理所有核安全问题时所应该具有的正确理解能力和应该采取的正确行动。
6、安全注入系统有哪些功能？①当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故时，为堆芯提供应急的和持续的冷却②当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄露，保持稳压器水位③发生蒸汽管道破裂事故时，将含高浓度硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应性，防止反应堆重返临界7、什么是核电厂正常运行限值？指正常运行时参量的变化范围8、核电站运行工况是如何分类的？①正常运行和运行瞬态过程②瞬态事故（中等频率事故）③稀有事故④极限事故9、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些？P104 图5-410、发生失水事故的危害、原因和分类有哪些？（重点）①小破口失水事故：堆内冷却剂流失量缓慢，可以由化学和容积控制系统自动调整上充下泄流量进行补偿，并投入第二台上充泵维持稳压器水位，毋须启用安全注射系统。
2024年核电基础知识考试题库及答案(最新版)
2024年核电基础知识考试题库及答案（最新版）一、单选题1.强度是指材料在外力的作用下（）的能力。
A、抵抗变形和破坏B、产生塑性变形而不被破坏C、抵抗其它更硬物体压入其表面参考答案：A2.无论哪种照射，都应遵守辐射防护三原则，包括：?原则、防护最优化原则、个人剂量限值的应用原则。
A、正当性；B、ALARA；C、确定性参考答案：A3.在核电厂的所有工况下，包括全厂失电的情况下，要求不间断地连续供电的是______。
A、第一类用户B、第二类用户C、第三类用户参考答案：A4.反应性控制的类型不包括：A、液位控制B、功率控制C、补偿控制D、紧急停堆控制参考答案：A5.反应堆功率正比于反应堆的？A、热中子最大通量B、热中子平均通量C、热中子最小通量D、快中子平均通量密度参考答案：B6.拉伸实验时，试样拉断前所能承受的最大应力称为材料的()。
A、屈服强度B、抗拉强度C、弹性极限参考答案：B7.压水堆核电厂，链式裂变反应是由维持的。
A、热中子B、快中子C、γ射线参考答案：A8._____是压力容器用以储存物料或完成化学反应所需要的主要空间，是压力容器的最主要的受压元件之一。
A、封头B、筒体C、密封装置参考答案：B9.当主保护或断路器拒动时，用来切除故障的保护为。
A、后备保护B、辅助保护C、异常运行保护参考答案：A10.技术规格书不适用于异常或事故工况，在这种工况下的安全保证是通过来实现的。
A、事故程序B、正常运行规程C、操作单参考答案：A11.g射线束强度减弱为入射强度一半时，吸收材料厚度称为半吸收厚度，或半值层，关于g射线的减弱系数，以下描述正确的是?A、水的减弱系数最大；B、石蜡是g射线理想的屏蔽材料；C、铅对g射线的减弱系数大于水和石蜡参考答案：C12.核反应堆的反应性ρ=0，则表示该反应堆？A、临界B、超临界C、次临界D、无法判断参考答案：A13.安全阀是一种自动阀门，它不需要借助外力而是利用介质本身的压力来排除额定数量的流体，它能够防止锅炉、压力容器或压力管道等承压装置和设备因_____而破坏。
第三章 反应堆保护
X、Y逻辑单元由固态磁逻辑元件组成，并采用负逻辑电路设计，比较结果分别送到计算机数据采集系统（KIT）、报警系统（KSA）和主控室的状态指示灯（LA）。另外，在做T2试验时，比较电路向T2试验装置发送逻辑测试结果。
3．输出单元
输出单元接受逻辑处理单元来的X、Y逻辑信号，先对X，Y进行“与”运算，然后经磁放大器进行功率放大推动输出继电器向各执行机构送出保护命令。输出单元由磁性元件和继电器组成。
3.1.7 停堆通道的响应时间
保护系统响应时间是指该系统的每一个输入变量从超越保护整定值起到触发保护系统执行机构完成相应保护命令所需要的时间。其中紧急停堆通道响应时间分解图，如下图3.9：
TRT—紧急停堆通道响应时间。这段时间T由下式几个时间组成：
TRT=T0+T1+T2+T3+T4+T5+T6
其中，T0——介质传输延迟时间，T0只有在ΔT保护通道中有，因为堆进，出口温度测量用的探测器是安装在主管道的旁管路上的，所以T0是指主冷却剂由主管道流至旁通管路的时间。（参数为温度时：T0=1S，其余参数为T0=0S）.
根据失电安全准则，紧急停堆保护输出应在系统失去电源时产生停堆命令；但这一准则不适用于专设安全设施保护，即电源丧失时专设安全设施不应当产生保护动作。因此，对于紧急停堆保护和专设安全设施保护，保护系统应采取不同的输出方式。所以，秦山第二核电厂RPR设计为：紧急停堆输出单元采用失电操作方式，而专设安全设施保护则采用带电操作方式。
6．可试验性和可维修性
为了发现、验证和维修故障元器件，以防止故障的累积触发保护系统故障，需要对保护系统进行定期试验。
保护系统的冗余性，为在线试验提供了可能，对于整个保护通道，共有T1，T2，T3试验。关于周期试验，可详见3.6节。
核反应堆安全第三节核反应堆安全
核电厂的调试：
营运单位提交《核电厂首次装料申请书》、《最终安全分 析报告》以及其他相关材料，国家核安全局审评后颁发《核电厂 装料批准书》，许可进行调试，并按批准计划提升至满功率，进 行12个月的试运行。
核电厂的运行：
营运单位提交《核电厂运行申请书》、修订的《最终安全分 析报告》以及其他相关材料，国家核安全局审评后颁发《核电厂 运行许可证》。
其他部门 科研院所
国家核安全局
国家核安全专家委员会
有关处室 驻现场监督站 审评中心
培训中心
监督中心
应急中心
国家核安全局结构示意图
职责：
对全国核设施安全实施统一监督，独立行使核安全监督权， 其主要职责是：
（一） 组织起草、制定有关核设施安全的规章和审查有关核安全 的技术标准；
（二） 组织审查、评定核设施的安全性能及核设施营运单位保障 安全的能力，负责颁发或者吊销核设施安全许可证件；
1）阐述纵深防御原则。 2）简介多道屏障及其作用。
附1 《核反应堆安全》课程
1. 课程特点及内容：
核反应堆安全是一门涉及众多领域的边缘工程学科， 本课程将从核安全管理的角度出发，以压水核电站为研 究对象，以反应堆热工水力学及物理现象为重点，介绍 核反应堆确定论和概率安全评价方法，探讨核反应堆安 全的有关问题。
保堆芯安全，限制事故发展，减少设备损坏，防止放射性物质泄 漏。
保证以上目标的辐射安全的一些考虑（不作为管理准则）： 剂量表述准则
由美国联邦法规提出的准则按照，隔离区、低人口密度区、居 民中心在一定时间内满足剂量规定。
根据以上准则确定相应区域。 风险相关准则
依据《WASH-1400》，两个风险定量目标：两个千分之一准 则 源项相关准则
反应堆保护系统.ppt
2、逻辑系统、执行器和电源的冗余
为了排除由于环境因素、电气的物理现象相关
影响，具有相同保护功能的重复通道之间应
彼此独立，保持物理（或实体）上的分离及
电气上的隔离，以免丧失冗余性。
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独立性：在保护系统与控制系统乃至与其他系 统之间，要求在电气上和结构上是相互独立 的。
逻辑系列A和逻辑系列B分别装在两个彼此隔离 的房间，以实现物理隔离；模拟电路产生的 逻辑信号经隔离耦合电路传给几个逻辑电路， 以实现它们空间的电气隔离。
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（6）可试验性和可维修性
保护系统应用冗余度的目的是为了使它们在 发生一些故障之后还能继续运行。
但是，为了能发现和修理故障的元件，防止 故障积累，导致总的保护系统故障，故需要 定期作试验。保护系统的冗余性为在线测试 提供了可能性。
在线测试主要有：针对仪表系统的T1测试， 针对逻辑单元的T2测试和针对执行器的T3测 试。通过测试可及时发现故障并及早排除。
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（8）前后沿延时定时器 输出前沿在输入前沿t1秒后出现，输出后沿在
输入后沿t2秒后出现。
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二、反应堆保护系统原理简述
一个过程参数（如温度、压力、液位、流量等） 用多只探测器探测，其中供反应堆保护系统用 的至少两只（如源量程探测器和中间量程探测 器），最多4只。
（2）冗余性和独立性
为了使保护系统满足单一故障准则，提高反应 堆的安全性，设计中应采用冗余设计技术
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冗余性：具有相同保护功能的重复设置
1、系统和通道的冗余 安全监测通道的冗余、 安全逻辑装置的冗余和整个系统的冗余等
安全壳介绍
• 安全壳图示：
• 安全壳钢衬里：
• 福建福清核电厂的安全壳钢衬里是一层6mm的钢板密 封层，材料为20HR钢，用于保证安全壳的密封性。除 在建造阶段及对于飞射物撞击作用等特殊工况外，钢衬 里不得作为受力构件。根据EJ/T 926-95规定，钢衬里 必须满足：
a) 衬里必须锚固与安全壳混凝土内，但锚固点之间的局部 弯曲变形应不受阻碍；
• 在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力 钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现脆性破坏，设计 压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安 全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢 束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年 代以后，在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍 采用。（80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土
图一：
• 钢筋混凝土安全壳 为了降低钢安全壳的造价， 60年代初美国首先采用了带有薄的碳钢衬里的钢 筋混凝土单层安全壳，它由内径超过30米的圆筒 壳和半球顶组成（图2 [钢筋混凝土安全壳]）。沸 水堆核电站的安全壳尺寸较小，形状较为复杂， 筒壁多为锥壳与圆筒壳的组合结构。为了能承受 事故压力和温度作用，钢筋混凝土安全壳必须采 用排列很密的粗钢筋。这种壳的表面虽易开裂， 但由于它比较经济，目前仍被采用。
• 图二：
• 预应力混凝土安全壳 60年代中期首先应用于法国的EL4 核电站,其后在美国、加拿大等国迅速推广并有所发展。 大致经历了三个阶段：①第一代预应力混凝土安全壳的特 点是采用扁穹顶，筒壁环向预应力钢束由六个扶壁锚固， 所用钢束的极限承载力较低，筒壁施加的预压应力较高。 ②第二代也采用扁穹顶，但筒壁扶壁减少到三个，单根钢 束的承载力增大一倍，由于充分发挥普通钢筋的作用，筒 壁的预压应力有所降低。③第三代则把扁穹顶改为半球顶， 省去了传统的环梁，改善了安全壳结构的受力性能。穹顶 的预应力钢束也与筒壁的竖向钢束合而为一，因而比第二 代更经济合理。目前有的国家还在探索比第三代预应力安 全壳更为先进的结构形式，把环向锚固扶壁减少到两个， 以改善受力性能和减少总钢束数。有的国家在加紧研究无 衬里的预应力双层安全壳等新形式，以求得更加经济合理 的效果。
安全壳介绍概述.
• 福建福清核电安全壳形式： • 安全壳多数为顶部为球型的圆柱体预应力钢筋混 凝土建筑物。内衬6mm的钢板密封层，目前国际 上主要的安全壳都属于这种结构。福建福清核电 厂的反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立 式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶 三部分组成的封闭预应力混凝土结构。安全壳为 后张法施工的预应力钢筋混凝土结构，内侧有钢 衬里，形成一个圆柱状的密封空腔。安全壳内径 为37米，外径38.8米，筒身厚度为0.9米，筒身表 面为6mm厚的碳钢衬里，筒身部分由后张拉系统 用水平和垂直钢绞束产生预应力。标准段筒身高 度为45.75m，外圆周上均匀布置四个扶壁柱（扶 壁柱与筒身高度一致）。
• 在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力 钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现脆性破坏，设计 压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安 全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢 束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年 代以后，在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍 采用。（80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土 14000米，预应力钢束近1000吨，施工期约需2～3年。）
• 安全壳的作用： • 安全壳是核电站的第三道安全屏障，在正常运行 时或失水事故（LOCA）造成的温度和压力下， 保证释放到环境的放射性物质在允许的限制内。 安全壳能够承受龙卷风、地震、海啸等自然灾害， 能承受外来飞击物的冲击，无论在以上各种恶劣 环境条件下，安全壳应具有良好的密封性和承受 失水事故压力的结构抗力。
• 安全壳的要求： • 根据《中华人民共和国核行业标准》EJ/T 926-95 规定，安全壳的设计必须满足强度和密封性的要 求：
• 安全壳的结构和类型： • 按照安全壳层数的区别，可分为单层安全壳和双 层安全壳。双层安全壳起密封作用的还是内层， 外层主要是防飞击物的撞击，保证反应堆堆芯的 安全。反应堆运行时安全壳内外层之间为负压， 即使内壳有泄漏时，放射性物质也不至于向外泄 漏。所以双层安全壳比单层更安全，缺点就是成 本相对较高。
技术类《反应堆热工水力》第5章(反应堆瞬态热工分析)
2.一回路压力边界：即一回路的设备、管道
和辅助管道的外壳，将一回路的冷却剂包容
在规定的流动场所内
3.安全壳：包容一回路破裂释放出的
放射性物质
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瞬态分析的任务
反应堆瞬态分析的核心任务
预计各种运行瞬变故障和事故工况下，反应堆以及热力系统内运行工况和热
力参数的变化过程和变化幅度，为各道安全屏障的设计提供依据，确保各道
屏障不受破坏，并以此来确定运行参数允许变化的最大范围和反应堆保护系
统动作的安全定值。
反应堆整个输热系统各个设备都是相互关联的，任何一个环节发生变化都
会引起整个系统参数相应地变化。
在进行瞬态分析时，要通过各种方程对系统中的热工水力现象、以及各环
节之间的联系进行数学描述，最终要获得系统各部分内的工况和参数的变化
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系统瞬态分析的数学模型
漂移流模型的特点
➢在热力学平衡的假设条件下，建立在两相平均速度场基础上的模型。
➢该模型提出漂移速度概念：两相以某混合速度流动时，蒸汽相对于混合速
度有一个向前（在向上流）或向后（在向下流）的漂移速度，液体则有一个
反向的漂移速度。
➢在空泡份额问题上，必须同时考虑气液两相之间的滑移以及流速在流通截
675℃)。
(4)包壳材料的最大允许应变要低于预计燃料包壳发生破损时的应变值。经验表明包
壳的应变不能超过1%。
(5)包壳内部的气体压力要始终低于一回路的名义压力，以防止增大和出现DNB(偏离
核态沸腾)对包壳发生鼓胀。
(6)燃料包壳应力应低于它的屈服压力。
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电厂运行极限参数
对稀有事故或极限事故规定的极限参数
t
kc
r
t
kc
核电厂系统与设备一回路复习题知识分享
核电厂系统与设备一回路复习题绪论1、简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电站。
主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）三大部分组成。
工作原理：（一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。
用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器（二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。
1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变；3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。
4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
能量传递过程为：裂变能→热能→传递→机械能→电能。
2、厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3个符号来表示。
第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。
房间的识别定义：房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。
3、设备的识别符号如何定义？设备识别用9个符号来表示。
这9个符号又分为两个大组，前4个符号为功能组符号，表示该设备属于哪台机组，哪个系统。
后5个符号为设备组符号，表示是什么设备及设备的编号。
（L—字母，N—数字）I-第一章1、压水型反应堆由哪几大部分组成？反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。
核反应堆安全
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四、严重事故（1）
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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。
关于屏障
屏障是保护人员、设备或提高人机系统安全性能的防御措施和手段，其作用一般是用来抵御各种伤害（例如辐射伤害、化学伤害、高温灼伤等）、缓解伤害后果（例如反应堆安全余度降级、人员受伤、设备受伤等）。
更多时候屏障的作用在于提示或强迫工作人员采用安全的方式来工作。
按照核电厂屏障的纵深防御概念，屏障可依次分为四个层次，分别为实体屏障、个人屏障、管理屏障和组织屏障。
这四类屏障的具体例子包括但不限于如下内容：屏障的层次分类织屏障都统称为“行政屏障”，也就是我们常说的“软屏障”的概念。
实体屏障和行政屏障各有利弊和优缺点。
实体屏障对防人因失误的效果好，有时需要通过系统或设备改造来实现，例如通过优化操作盘台上各显示仪表和操作按钮的布置来避免误按。
设立实体屏障所需要投入的成本比较大，而且一旦设立后维护和管理成本也是需要考虑的。
所以，实体屏障具有花费大、可靠性高、效果好的特点。
行政屏障主要通过端正态度、引起重视、纠正习惯、完善流程和制度等措施对工作人员的行为或工作的方式方法进行规范，对安全意识进行加强。
而所有行政屏障的防范效果都是要通过“人”来体现的。
因此，行政屏障的有效性也因人的易犯错性、固有局限性等弱点而大大降低，但是设立行政屏障不需要投入太多的成本和物力。
所以，行政屏障具有投入少、效果不明显的特点。
无论是实体屏障还是行政屏障，都不可能是完美的、没有漏洞的。
这主要体现在，屏障不能防范所有情况下的失误和所有类型的失误。
针对这样的情况解决策略有两个方面：一是完善每一道屏障，缩小屏障自身的漏洞和不足；另一个办法就是增设屏障，通过屏障的群体防御来提高防御效果。
这样的防御理念被称为“纵深防御”。
《反应堆安全分析》复习题资料
20０7年李吉根老师《反应堆安全》课的复习题资料1、核反应堆安全性特征(即安全考虑的出发点)。
答:a强放射性;b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水;e放射性废物的处理与贮存。
2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。
在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、公众及环境免遭过量放射性风险。
确保在正常运行时核电厂及从系统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,并低于国际辐射防护委员会(ＩＣＲＰ)规定的限制;还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
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、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。
答际屏障。
纵深防御:包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外应急设施五个层次。
分别为：1）高质量的设计、施工和运行,防止异常工况出现；2）停堆保护余热排出,防止异常工况发展为事故；3)专设安全设施，防止事故发展为严重事故;4)事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境;5)厂外应急计划与措施,限制危害和后果。
多层屏障:轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障,即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。
另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。
则、定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的原则、运行人员操作优化的设计。
4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。
答采用多个类似的系统并联或串联起来,以使某个系统失效时不影响电厂的运行。
出发点：高可靠性、单一故障准则的要求。
(公因)失效。
5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。
答：:反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。
【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。
核电站一般有四道安全屏障
核电站一般有四道安全屏障
为保障公众和环境不受放射性产物的伤害和污染，核电站设置了四道屏障，只要其中有一道屏障是完整的，就不会发生放射性物质外泄的事故。
第1道屏障：二氧化铀燃料芯块，它本身就能包含98%以上的核燃料和裂变产物；
第2道屏障：锆合金燃料包壳管，它把核燃料及其裂变产物封闭起来；
第3道屏障：一回路压力边界，它能包容高温和高压的反应堆冷却剂，防止有放射性的冷却剂外泄；
第4道屏障：反应堆安全壳，它既能抵御外部破坏，例如龙卷风、地震、小型飞机的撞击，还能在最严重事故情况下防止放射性物质的外泄。
核电厂设备安全分级（二篇）
核电厂设备安全分级核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。
这种安全功能分级称为摪踩燃。
划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。
这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。
安全功能及分析方法核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。
为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；为停堆后从堆芯导出余热提供手段；在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在xx年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。
主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。
为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。
确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。
这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。
此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。
大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。
安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
反应堆安全第2章
• 必须具备可靠电源
• 必须具备充足的水源
专设安全设施
• 系统按设计基准事故确定的冷却性能须满足如下 要求：
– – – – – 燃料包壳最高温度保持低于1204℃。 最大包壳氧化程度不超过包壳总厚度的17%； 最大产氢量不超过包壳－水化学反应产氢量的1%； 安全壳内压力保持在设计压力以下。 堆芯保持可用的冷却流道。
– 发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容 纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环 境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。 – 对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并 限制污染气体的泄漏。 – 作为非能动安全设施，能够在全寿期内保持其功能， 必须考虑对外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防 护和内部飞射物及管道甩击的影响。
核电厂安全分析的方法
1、确定论安全分析(Deterministic Methods) 2、概率安全分析 (PSA-Probabilistic Safety Assessment) (PRA-Probabilistic Risk Assessment)(美)
辅助给水系统
由于蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设 安全设施，这就要求该系统必须具有两个主要特性： 设备的冗余或多重性；以及在反应堆正常运行期间 系统中所有设备均可随时投入运行。
两个子系统： 一个由两台半容量、水冷却的应急电动泵组成， 另一个由一台100％额定流量的汽动泵组成，汽动泵是由在 反应堆厂房外主蒸汽管道隔离阀上游处抽出的蒸汽来驱动的， 蒸汽供应可得到保证。
在核电厂寿期内发生概率很低（10-6～10-4次/
堆·年）的后果严重的假想事故：一回系统主管 道大破口、弹棒事故等。一旦发生会释放大量放 射性物质。 专设安全设施的投入应能保证一回路压力边 界的完整性、反应堆安全停闭，并对事故后果加 以控制。
核反应堆工程 复习参考题
核反应堆工程复习参考题1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么？沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入,控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯;沸水堆具有较低的运行压力(约为70 个大气压)，冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达 150个大气压，冷却水不产生沸腾。
2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理？沸水堆( Boiling Water Reactor)字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯,对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能,冷却水温度升高并逐渐气化,最终形成蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。
压水堆(Pressurized Water Reactor)字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将 120~160 个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯,而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽;一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环.3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低，哪种堆型对燃料的燃尽性更好?因为卸料燃耗较浅，用重水(D2O,D 为氘)作慢化剂，其热中子吸收截面约为轻水( H2O)的 1/700 ，慢化中子能力不如后者，需要更多的碰撞次数,可直接利用天然铀作核燃料。
4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点？优：快中子堆没有慢化剂，所以体积小，功率密度高。
缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度,初装量也大。
快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高，快中子辐照通量率大，对材料要求苛刻。
平均寿命比热中子堆短，控制艰难。
5、压水堆堆芯中水主要起什么作用？作冷却剂和慢化剂.6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点？优：能在不高的压力下得到较高的出口温度,可提高电站二回路蒸汽温度，从而提高热效率.缺:镁合金包壳不能承受高温 ,限制了二氧化碳气体出口温度 ,限制了反应堆热工性能的进一步提高。
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第四道屏障——安全壳厂房。
它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。
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核电站专业名词：反应堆安全屏障
2009-1-12 13:08:30
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核电站安全的基本目标是，确保公众和厂区工作人员在所有运行工况下受到的辐射照射保持在适当的规定限值之内；在事故工况下受到的辐射保持在可接受的限值之内。为了实现这一基本目标，保证充分的安全性，核电站设计必须满足下列总的安全要求：提供手段以确保在所有运行工况下，在事故工况期间和之后能实现安全停堆并维持安全停堆状态、从堆芯排除余热；提供手段以减少可能的放射性物质释放，确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值，同时，确保在事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限值。为此，核电站设计中设置了四道反应堆安全屏障。
二氧化铀陶瓷芯块被装入包壳管，叠成柱体，组成了燃料棒。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须绝对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。
第三道屏障——压力容器和封闭的一回路系统。
这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。
第一道屏障——核燃料芯块。
现代反应堆广泛采用耐高温、耐辐射和耐腐蚀的二氧化铀陶瓷核燃料。经过烧结、磨光的这些陶瓷型的核燃料芯块能保留住98%以上的放射性裂变物质不使逸出，只有穿透能力较强的中子和γ射线才能辐射出来。这就大大减少了放射性物质的泄漏。
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
第二道屏障——锆合金包壳管。