核反应堆安全分析资料

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核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.5确定论安全分析

反应堆安全分析
第四章:确定论安全分析
4.5热阱丧失事故
Loss Of Offsite Power（LOOP ）
4.5-1热阱丧失事故的定义和原因
1）热阱丧失事故的定义
由于二回路或三回路故障造成，一回路中冷却剂在堆芯
入口处温度的升高。
2）热阱丧失事故的原因
电厂的
辅助给水系统启动
导出一回路产生的热量
2）设计保护
辅助给水系统最小流量设计
辅助给水系统在失去主给水，失去全部供电和二回路管道破裂事故情况下，能导出反应堆堆芯的剩余热量。
调节阀门意外关闭
4.5热阱丧失事故 4.5-2热阱丧失事故的危险 3）热阱丧失事故的危险性出现偏离泡核沸腾（DNB）超功率一回路内超压
4.5热阱丧失事故
4.5-3热阱丧失事故的保护
1）自动保护
紧急停堆
减少堆芯产生热量
汽轮机脱扣
保护汽轮机
主给水管线隔离和汽轮给水泵停运减少向蒸汽发生器供水

核反应堆安全事故分析及预防研究

核反应堆安全事故分析及预防研究核反应堆作为人类利用核能的主要设备，其安全性一直备受关注。

但是，尽管反应堆的设计和运行都严格遵守安全规范，事故仍然时有发生。

事故的发生不仅会对人类生命和环境造成极大的损害，也会对核能的发展产生不利影响。

因此，核反应堆事故的分析和预防研究显得至关重要。

一、核反应堆安全事故的类型核反应堆事故是指在核反应堆运行过程中，由于设计、运行、人为操作等原因引起的反应堆失控，导致严重核辐射泄漏或燃料释放的事件。

核反应堆事故大致分为以下几种类型：1、金属膨胀事故由于核反应堆中使用的燃料材料是铀或钚等金属，在反应过程中会发生膨胀。

如果这种膨胀过程无法被控制或被觉察到，就可能导致反应堆中燃料棒间距变窄，引发严重的事故。

2、核燃料棒失效事故核燃料棒失效是指核反应堆使用的燃料棒因长时间的使用，或其他不稳定因素导致燃料包壳失效。

当燃料包壳破裂或变形时，燃料核素可能泄漏，导致核反应堆事故。

3、燃料完全熔化事故燃料完全熔化通常发生在外部事件引发的严重事故中，如地震、台风等。

当反应堆无法正常工作时，燃料棒内的核燃料可能被加热，最终熔化。

这种事故会导致燃料棒及周围的核材料向外泄漏。

4、冷却系统失效事故核反应堆需要冷却液来去除燃料棒、反应堆内部组件及结构的热量，以保证反应堆的安全。

如果冷却系统失效或冷却液泄漏，冷却液不足，就会发生反应堆失控，严重的事故就有可能发生。

二、核反应堆安全事故的预防研究为了预防核反应堆事故的发生，需要从根本上解决安全问题。

核反应堆的设计、建设、运营和维护都需要从安全考虑。

主要预防方法包括：1、设计防范措施核反应堆的保安设施和安全控制设备应当进行严格的设计和测试，确保其能够承受各种突发事件的冲击和影响。

此外，设计中应当预留一定的安全舱以分离核反应堆核素和人员，防止事故扩散。

2、运营操作规范运行核反应堆需要专业的人员，专业化的工作流程和科学的管理机制。

同时，应采用定期巡检，监测参数等手段，对核反应堆进行严格的检测和评估。

核反应堆安全分析考试重点

核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升。

缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。

LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。

PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设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。

辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站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；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。

3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力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，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。

4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。

④对每个核电站制定应急计划。

（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。

（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。

核反应堆安全分析

核反应堆安全法规体系
核反应堆安全评估
对核反应堆安全性进行综合评估
全面评估
核安全管理的重要组成部分
重要组成部分
确保核反应堆的安全运行
确保安全性
维护核反应堆的安全性
维护安全
核反应堆运营许可
核安全管理的法定要求
法定要求
确保核反应堆的安全运行
确保安全运行
符合核反应堆安全标准
符合标准
持证经营核反应堆
持证经营
04
第四章核反应堆安全监测与维护
Chapter
核反应堆安全监测系统
用于监测核反应堆各项参数的变化
传感器
01
03
一旦监测到异常情况发出警报
报警装置
02
根据传感器数据实时控制核反应堆运行状态
控制系统
维修工作
修补设备故障
调整操作参数
保养措施
清洁设备表面
检查冷却系统
安全审查
定期安全检查
保障设备运行
核辐射安全法
结语
核反应堆安全分析是核能行业的重要领域，制定合理的法规标准、进行全面的安全评估、落实运营许可和进行应急演练是确保核反应堆安全的关键。只有不断加强安全意识，提升管理水平，才能在核能发展中确保人类的生命财产安全。
06
第六章总结与展望
Chapter
不足
安全意识不够
监管不严格
设备设施老化
对事故后果进行系统评估
后果评估
01
03
制定事故防范策略
事故防范
02
分析事故带来的风险
风险分析
福岛核事故
事故原因
事故后果
Lessons Learned
其他事故案例

核反应堆安全分析-核安全-核技术-5.1核电厂的严重事故

堆芯熔融物与混泥土相互作用
FP释放到环境安全壳旁通
安全壳损坏
FP释放到环境（源项）
FP气溶胶产生并迁移
图5.1.1严重事故次序
2）严重事故的分类高压熔堆低压熔堆
3）严重事故的事故过程堆芯熔化解严重事故过程和现象
4）严重事故的事故过程和现象
主系统事件
安全壳内部事件
事故引发者
主系统给水丧失
安全壳外部事件
堆芯裸露并烧干
发生FP气溶胶
堆芯熔化压力容器损坏
气溶胶排出
安全壳内热工水力负荷
反应堆安全分析
第五章: 核电厂严重事故
目录
5.1 严重事故过程和现象 5.2 堆芯熔化过程 5.3 压力容器内的过程 5.4 安全壳内的过程 5.5 严重事故管理 5.6 核电厂事故应急管理 5.7 三里岛事故 5.8 切尔诺贝利事故 5.9 日本福岛核电站事故
5.1 严重事故过程和现象
1）严重事故的定义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。

核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.10确定论安全分析

反应堆安全分析
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

核反应堆的经济性与安全性分析研究与探讨

核反应堆的经济性与安全性分析研究与探讨在当今能源需求不断增长的时代，核反应堆作为一种重要的能源供应方式，其经济性和安全性备受关注。

核能的发展既带来了巨大的潜力，也引发了一系列的思考和挑战。

核反应堆的经济性分析，首先要考虑的是建设成本。

建设一座核反应堆需要投入巨额资金，包括选址、设计、施工、设备采购等多个环节。

选址必须经过严格的评估，以确保地质条件稳定、远离人口密集区等。

设计和施工过程需要高度的专业知识和技术，同时要满足严格的安全标准，这无疑增加了成本。

设备采购方面，核反应堆所需的设备往往具有高精度、高可靠性的要求，价格昂贵。

然而，从长期运行成本来看，核反应堆具有一定的优势。

一旦建成并投入运行，核燃料的成本相对较低，且核能的能量密度高，发电效率高。

与传统的化石能源发电相比，核反应堆在大规模发电时，单位电能的生产成本可能更低。

但这也需要考虑到核反应堆的维护和保养成本。

为了确保安全运行，定期的检查、维修和设备更新是必不可少的，这也构成了运行成本的一部分。

核反应堆的经济性还受到政策和市场因素的影响。

政府的补贴政策、能源市场的价格波动、环保要求等都会对核反应堆的经济效益产生影响。

在一些国家和地区，政府为了推动核能发展，会提供一定的补贴和优惠政策，这有助于降低核反应堆的建设和运营成本。

但在能源市场竞争激烈的情况下，如果电力价格过低，核反应堆的经济优势可能会被削弱。

谈到核反应堆的安全性，这是一个至关重要的问题。

核反应堆在运行过程中，如果发生事故，可能会造成严重的放射性污染，对人类健康和环境带来巨大的危害。

因此，从设计、建设到运行，都必须采取一系列严格的安全措施。

在设计阶段，核反应堆要具备多重安全屏障。

例如，燃料芯块、燃料包壳、一回路压力边界和安全壳等，这些屏障的存在可以有效地防止放射性物质的泄漏。

同时，设计中还需要考虑各种可能的故障模式，并配备相应的安全系统，如应急堆芯冷却系统、余热排出系统等。

建设过程中，施工质量的控制至关重要。

核反应堆安全分析4

设计基准事故的选择，主要依据工程判断、设计和运行经验。
目前选用的DBA已经定型，这可以从标准审查大纲（Standard Review Plan, SRP）或有关导则中找到。
根据事故发生的频度和可能后果，DBA将电厂工况分为四类：正常运行、运行瞬变、稀有事件、极限事故。
确定论事故分析的基本逻辑
边界条件和初始假设
保守性输入与假设
保守性输入与假设
保守性输入与假设
真实输入＋不确定性
真实输入＋不确定性
系统及部件可用性保守保守保守保守
基于PSA假设
安全分析方法确定论确定论确定论确定论
确定论＋概率论
应用状况
逐渐淘汰
当前主要方法
基本未用
少数核发达国家使用
正在开发中
4.1 核电厂运行工况与事故分类
在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
预计运行事件
设计基准事故(DBA)
严重事故(SA)
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。
事故管理
（1）没有明确地考虑作为设计基准事故，但可为设计基准事故所涵盖的那些事故工况。
一回路压力小于110%设计值；放射性后果，美国标准（对IV类事故）：甲状腺剂量
0.45Sv，全身剂量0.15Sv。
美国核管会（NRC）分类法
设计基准事故 (47种典型始发事故)
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；未能紧急停堆的预计瞬变（ATWS）。

核反应堆安全分析复习内容

核反应堆安全分析复习内容核反应堆安全分析是指对核反应堆系统的设计、运行和事故处理等方面进行全面、系统的安全评估和分析。

本文将对核反应堆安全分析的一些重要内容进行复习，包括核反应堆的基本原理、核反应堆事故、核反应堆的设计与控制措施、核反应堆的防护屏障与安全壳等。

一、核反应堆的基本原理核反应堆是一种能够维持核链式反应的装置，通过控制核反应速率，产生一定的能量。

核反应堆中使用的燃料为铀或钚等放射性物质，通过控制核反应链的速率来控制热能的释放。

核反应堆可以分为热中子反应堆和快中子反应堆两种类型。

二、核反应堆事故核反应堆事故是指在核反应堆系统中发生的意外事件，导致辐射泄漏或其他安全风险。

常见的核反应堆事故有燃料棒泄漏、冷却剂失效、控制棒失效等。

核反应堆事故可能导致辐射泄漏、安全壳破裂等严重后果，因此对核反应堆事故进行分析和预防非常重要。

三、核反应堆的设计与控制措施核反应堆的设计和控制措施是保证核反应堆安全运行的重要环节。

核反应堆设计需要考虑冷却剂循环、燃料棒、控制棒等的布局和选用，以确保核反应堆的稳定性和冷却性能。

核反应堆的控制措施包括控制棒的插拔、冷却剂流量的调节，以确保核反应链的稳定和热能的控制。

四、核反应堆的防护屏障与安全壳核反应堆的防护屏障与安全壳是核反应堆事故发生时保护人员和环境安全的重要措施。

防护屏障主要包括燃料棒外壳、反应堆本体壳体等，用于阻挡辐射和防止燃料泄漏。

安全壳则是一个更加完整的屏障，可以在事故发生时封闭核反应堆，并防止辐射和热能的泄漏。

五、其他安全问题除了以上内容外，核反应堆安全分析还需要关注其他一些安全问题，如辐射防护、应急准备、运行监测等。

辐射防护是保护工作人员免受核反应堆辐射的伤害，需要合理设置防护设施和个人防护措施。

应急准备包括事故应急预案的制定和应急演练的进行，以应对可能发生的事故。

运行监测则是对核反应堆的运行状态进行实时监测和数据分析，以确保核反应堆在正常工作条件下运行。

核反应堆的事故案例分析与教训总结

核反应堆的事故案例分析与教训总结在人类利用核能的历程中，核反应堆事故给我们带来了沉重的教训。

这些事故不仅对环境和人类健康造成了巨大的影响，也促使我们对核能的安全利用进行深刻的反思和改进。

首先，让我们回顾一下历史上著名的核反应堆事故——切尔诺贝利核事故。

1986 年 4 月 26 日，位于苏联乌克兰普里皮亚季的切尔诺贝利核电站 4 号反应堆发生爆炸。

这次事故被认为是历史上最严重的核事故之一。

事故的直接原因是工作人员在进行一项试验时，违反了操作规程，导致反应堆功率急剧上升，最终失控爆炸。

爆炸产生的强大冲击力将反应堆的顶盖掀开，大量放射性物质被释放到大气中。

放射性烟尘随风飘散，覆盖了大片地区，不仅对苏联境内造成了严重污染，周边国家也受到了不同程度的影响。

这次事故导致了大量人员伤亡，长期的辐射影响更是难以估量。

切尔诺贝利核事故给我们带来了许多深刻的教训。

首先，人员操作的规范性和安全性至关重要。

操作人员必须严格遵守操作规程，不得擅自进行未经授权的试验和操作。

其次，核电站的设计和安全设施存在缺陷。

反应堆的防护措施不足，无法有效遏制事故的发生和放射性物质的泄漏。

此外，应急响应机制的不完善也是导致事故后果严重的原因之一。

在事故发生后，未能及时有效地组织救援和采取防护措施，使得更多的人员暴露在辐射环境中。

另一起令人痛心的核反应堆事故是福岛核事故。

2011 年 3 月 11 日，日本东北部海域发生了 90 级大地震，并引发了巨大的海啸。

福岛第一核电站受到了地震和海啸的双重冲击，导致核电站的多个反应堆出现故障。

地震使得核电站的供电系统瘫痪，冷却系统无法正常工作。

随后的海啸淹没了核电站的备用电源，进一步加剧了冷却系统的故障。

反应堆内部温度不断升高，最终发生了氢气爆炸，大量放射性物质泄漏。

福岛核事故再次凸显了核电站在应对自然灾害方面的脆弱性。

这起事故告诉我们，核电站的选址和设计必须充分考虑到可能发生的自然灾害，并采取足够的防护措施。

核反应堆的设计与安全性分析

核反应堆的设计与安全性分析核反应堆的设计与安全性分析核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域发挥着重要的作用。

然而，核反应堆的设计与安全性是一个非常复杂和关键的问题。

在设计核反应堆时，需要考虑多个因素，包括材料选择、燃料循环、冷却剂、反应堆类型等。

同时，为了确保核反应堆的安全性，需要采取一系列的措施来预防事故和限制辐射泄漏。

在核反应堆的设计中，材料选择是一个重要的考虑因素。

核反应堆中需要使用能够承受高温、高压和辐射的材料。

例如，反应堆压力容器需要使用高强度的钢材，以承受高压力和温度。

同时，燃料元件需要使用耐辐射材料，以防止燃料的腐蚀和损坏。

材料的选择需要综合考虑材料的物理性质、化学性质和核辐射损伤等因素。

另一个重要的设计考虑因素是燃料循环。

核反应堆中的燃料需要定期更换，以保持反应堆的稳定运行。

燃料循环包括燃料的提取、加工、再处理和储存等过程。

这些过程需要严格控制，以避免核材料的泄漏和非法使用。

同时，燃料循环还需要考虑核废料的处理和储存，以确保对环境的保护。

冷却剂是核反应堆设计中的另一个关键因素。

冷却剂的选择和性能直接影响到反应堆的热稳定性和安全性。

常见的冷却剂包括水、氦气和液态金属等。

不同的冷却剂具有不同的热导率、热容量和化学性质，因此需要根据具体的反应堆类型和设计要求来选择合适的冷却剂。

核反应堆的类型也是设计中的重要考虑因素。

目前常见的核反应堆类型包括压水堆、沸水堆和气冷堆等。

不同类型的核反应堆在设计和安全性方面有着不同的特点和挑战。

例如，压水堆需要额外的冷却系统来保持反应堆的温度稳定，而气冷堆则需要考虑气体的泄漏和爆炸等安全问题。

为了确保核反应堆的安全性，需要采取一系列的措施来预防事故和限制辐射泄漏。

首先，核反应堆需要具备足够的结构强度和防护层，以抵御外部冲击和事故的影响。

其次，反应堆需要配备可靠的监测系统，用于实时监测温度、压力、辐射等参数，以及预警和控制系统，用于及时采取应对措施。

核反应堆安全性分析与评估

核反应堆安全性分析与评估核反应堆是一种能够产生大量电能、热能以及核能的设施，但是这种设施也具有一定的风险和安全隐患。

因此，在核反应堆建设和运营的过程中，需要进行安全性分析和评估，以确保其安全性和稳定性。

本文将对核反应堆的安全性分析和评估进行探讨。

一、核反应堆的安全性分析核反应堆的安全性分析是指对核反应堆内部结构、材料、燃料及周围环境等方面进行详细的分析和研究，以确定可能出现的隐患和风险。

在进行核反应堆的安全性分析中，需要考虑的因素有很多，如核反应堆的设计、建造、运行和停运等各个环节。

首先，需要对核反应堆进行设计和建造时的安全性考虑。

在设计核反应堆时需要考虑其结构布局、材料的性能和质量、安全系统的设置和配备、事故应对措施等因素，以确保其在正常和异常情况下的安全性。

同时还需要对核反应堆的建造过程进行全面的监管和检测，确保其符合相关的标准和规范。

其次，需要对核反应堆的运行过程进行安全性分析。

在核反应堆运行期间，需要保障其正常运行和稳定性，预防事故的发生。

因此需要对核反应堆的操作、维护、检测等各个方面进行规范和控制，确保其符合相关的规定和操作标准。

再次，对核反应堆的停运和废弃过程也需要进行安全性分析。

在核反应堆停运和废弃的过程中，需要采取严格的措施和步骤，以确保核反应堆的安全性和无害化处理。

同时还需要注意核反应堆废弃物的处理和储存，以避免对周围环境和人体健康造成不良影响。

二、核反应堆的安全性评估核反应堆的安全性评估是指通过对核反应堆的运行安全性进行定量分析和评估，得出结论和建议，以确保核反应堆在安全性和稳定性方面达到要求。

在进行核反应堆的安全性评估中，需要考虑的因素也非常多，如核反应堆的运行稳定性、应对突发情况的能力、放射性排放和影响等。

首先，需要对核反应堆的运行历史进行回顾和分析。

对于已经运行多年的核反应堆，需要对其各个方面进行评估，并根据历史运行数据和安全问题，对其进行调整和改进。

其次，需要采取一系列的安全性评估方法和手段，以全面地评估核反应堆的安全性。

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。

反应堆安全分析期末复习资料

1.单一故障：导致某一部分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。

2.轻水堆中子通量监测的三个量程：源量程、中间量程、功率量程。

3.核应急：核应急是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。

4.应急计划：应急计划又称应急响应计划，在应急计划中规定核设施营运单位，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务5.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，控制反映性或一出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停用。

6.高压熔堆的后果：裂变碎片自压力容器喷出（高温熔喷），安全壳内快速积聚大量热量，温度和压力迅速提高，可能引发安全壳早起超压实效。

7.核安全文化：是存在于单位和个人种种特性和状态的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电安全问题由于它的重要性要保证得到重视。

8.核应急：是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称为核紧急状态;应急计划：也称应急响应计划，再应急计划中规定核设施营运单位，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应任务。

9.剩余反应性：没有控制毒物时的反映控制10.停堆深度：把所有毒物投入堆芯时，所达到的负反应性11.热管：在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出，冷却剂通道。

热点：在堆芯集中了所有关于核的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，在堆芯内最危险的燃料元件上的点。

12.子（单）通道模型：认为相邻通道是相互联系的，沿着整个堆芯的的高度相邻通道的冷却剂之间发生着，动量，热量和质量的交换。

13.核燃料线功率密度：单位长度的核燃料在单位时间所释放出的能量。

热阱：接受反映堆排出余热的系统。

14.核安全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，社会及环境免遭放射性危害。

核反应堆安全分析-1

第一章核反应堆安全的基本原则
人类生活在一个充满风险的社会中！
地震汽车
台风
火车
疾病
炸药
晒太阳
战争
科学探索
劳动
社会不安定

睡觉
怎样安全才是足够安全？
放射性
风险与利益的平衡
任何情况下不能Biblioteka 放射性物质泄漏放射性从理论上来说，核电厂并非100％地安全。从科学的角度看，人们能做的只是将风险降得更低。(可接受的风险)
核安全的总目标
核安全的最终安全目标：在核电厂中建立并维持一套有效的防
护防御，以保护工作人员、居民及环境免受放射性危害。
需要注意：
在安全的总目标的表达中突出了放射性的危害。
这并不意味着核电厂不存在其它的、常规电厂都会造成的比较普通的风险。如，热排放对环境的影响、事故引起的核电设备损坏所造成的巨大经济损失等。
的运行状态作出各种假设（保守的）。 g. 为了判断以上分析结果是否满足有关法规的要求，必须对每个事故建立验收准则。其中最重要的是公众的放射性剂量验收准则。
小结 5W
a. 核电厂事故分析是核电厂安全分析报告中最重要的内容之一。 b. 在核电厂准备进入下一重要阶段工作前，都需要安全分析及事
故分析，以表明本电厂下一阶段的工作不会对公众造成放射性危害。
为了突出核电厂的特殊性，它们不包括在核安全研究的范畴内。
辅助安全目标
1、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，还保证减轻任何事故的放射性后果。
ALARA
As Low As Reasonably Achievable 这要求：