核电厂安全知识点

核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。

核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。

特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。

实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。

人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。

自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。

监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。

安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。

我国核安全法规体系分为：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。

核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。

核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。

核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。

核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。

应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的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。

应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。

通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv

核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。

轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、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

概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、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概率。

概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。

电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二

级概率安全分析确定核电厂可发生放射性释放的途径，并估算其数量及频率，能从放射性释放的严重性方面对造成芯片损坏的各事故序列的相对重要性提供见解并对改善处理事故的方法提供见解，三级概率安全事故分析估计公众健康风险和其他社会风险，并用侏儒公共健康影响或土壤空气水或实物的污染所表示的有害后果对事故的预防和缓解措施的重要性提供见解。

核电厂运行工况分类：1）正常运行和运行瞬态2）中等频率事故3）稀有事故4）极限事故事故分析的四项基本假设：1）失去场外电源2）最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置3）仅考虑安全级设备的缓解事故作用，对非安全级设备仅考虑其对事故的不利因素4）需要假设极限的单一故障

三项基本安全功能：1）控制反映性2）排除堆芯热量3）包容放射性物质和控制运行排放，以及极限事故释放。

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，这些设备也是安全级设备，因此一些安全系统的支持系统也是安全的。

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。失流事故分为部分失流、全部失流、主泵泵轴卡死、主泵泵轴断裂。

二回路排热减少事故又称为失去热井事故。属于二类工况的范围有：蒸汽压力调节器故障致使蒸汽流量减少、失去外电负荷、汽轮机事故停车、冷凝器真空失效、失去非应急交流电源、和失去主给水等

失水事故造成的危害：1）事故开始时在破口处的冷却剂突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波，这种冲击波以声速在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到破坏。此外冷却剂得猛烈喷放，其反作用会造成管道甩动，破坏安全壳内设施。2）堆芯冷却能力大为下降，使燃料元件受到损坏3）高温高压的冷却剂喷人安全壳会使安全壳内的压力温度升高，危及安全壳的完整性4）燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸气发生剧烈的反映，所产生的氢积存在安全壳内，在一定条件下会产生爆炸5）反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄露会污染环境。

极限事故工况下典型事故分为四个阶段1）喷放阶段2）再充水阶段3）再淹没阶段4)长期堆芯冷却阶段。

小破口失水事故在物理上的特点：1）只有喷放、在淹没、长期堆芯冷却三个阶段2）降压速度慢，二回路热井在事故早起阶段起着重要的排热作用，大破口几乎不起作用3）在降压过程中有明显的压力略高于二次侧热井压力的压力平台，大破口事故没有。

与LOCA相比，SGTR事故的特征现象;1)事故前后安全壳仪表指示没有变化2）破损SG水位、给水流量异常3）冷凝器排气和SG排污取样系统辐射水平异常。

反应堆冷却剂装量增加包括功率运行时应急堆芯冷却系统误操作和引起反应堆冷却剂装量增加的化学与容积控制系统误操作两种。

中等频率事故范围内的二回路排热增加事故主要有;给水温度下降、给水流量增加、蒸汽流量过增和SG安全阀或释放阀误开等。

弹棒事故：若控制棒驱动机构密封套发生破裂，巨大的压差可将控制棒快速弹出堆芯。ATWS最突出的特点是反应堆冷却剂系统升温升压，特别是当蒸汽发生器蒸干后，尤其猛烈。其验收准则按工况4考虑。最重要的一条是一回路压力不超过1.2倍的设计值。