核安全重点.doc

1. 核安全总目标和辅助目标是什么？安全总目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，保证工作人员、社会和环境免遭放射性危害 。辅助目标：1，辐射防护目标 （1）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（ALARA）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。 （2）要求在正常情况下具有一套完整的辐射防护措施，在事故情况下有一套减轻事故后果的措施，包括厂内和厂外的对策，以缓解对工作人员、居民及环境的危害。 2， 技术安全目标 （1）有很大把握预防核电厂事故的发生； （2）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； （3）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。 ,2. 核安全的纵深防御有哪几层？五层预防，第一层次防御的目的是：防止偏离正常运行和系统故障。 1必须建立一整套质量保证和安全标准。 2必须严格遵守质量标准、工程实践经验以及质量保证程序。 3保守地设计、建造、安装、调试、维修和运行核动力厂。 保护，第二层次防御的目的是：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。1 设置在安全分析中确定的专用系统（控制保护系统、探测、仪表）。 2制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。 限制，第三层次防御的目的：制止预期运行事故和始发事件升级发展成严重事故，控制其后果。1固有安全特性 2故障安全设计 3附加的设备和规程 4设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态 应对，第四层次防御的目的是：应付已超出设计基准的严重事故，并保证放射性释放保持在合理可行尽量低的水平。 1该层次最重要目的：保护包容功能。 2通过附加措施和规程防止事故发展。 3通过减轻所选定严重事故的后果，加上事故处置规程完成这个目标。 应急，第五层次，即最后层次防御的目的是减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果，保护公众。1 这个层次要求有适当装备的应急控制中心， 2制定和实施厂内、厂外应急响应计划。 3. 核电厂安全设计有哪些基本原则？单一故障准则 定义：部件出现故障时，它的功能能保证 安全系统的冗余原则 导致某一部件不能执行其预定功能的一种随机故障。 只有采取冗余设计才能控制单一故障 多样性原则 多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即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。 故障安全原则 在某些情况下，采用故障安全原则为对付前述的各种可能的故障以及对付如向安全设施供电之类的辅助能源丧失事故提供一种附加的保护。 “故障安全”意味着朝着安全的方向失效，亦即安全设施的设计应做到其本身的故障都能触发加大安全性的动作 独立性原则 为了提高系统的可靠性防止发生共因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分隔实现体通体布置和设计的独立性。固有安全性的设计原则固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠认为操作或外部设 备的强制性干预，只是由堆的自然的安全性和非能动的安全性，控 制反应性或溢出堆芯能量，使反应堆趋于正常运行或安全停闭。运行人员操作优化的设计故障的探测和事故控制措施的触发不能依赖运行人员的注意力及其正确判断。错误判断，尤其是事故发生的前几分钟判断错误的可能性极大。因此重要安全功能均完成自动执行，且自动功能比手动干预的优先度高。4. 设计基准事故定义：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1设计基准事故（DBA）（最大可信事故）同一概率等级的所有事故序列中选择的一个假想事故2设计确保发生DBA时辐射计量低于规范允许值。3确定论评价方法：基于纵深防御原则，以设计基准事故为基础的安全评价方法。5. 超设计基准事故超设计基准事故,是指超过电厂及其安全系统设计包络、事故后果比设计基准事故更为严重的事故工况。6. 严重事故严重性超过设计基准事故，造成堆芯损坏甚至可能有放射性物质向环境失控外泄后果的事故工况。7. 核电厂的安全三要素(1)反应性控制 (2)堆芯冷却 (3)放射性产物的包容8. 反应性控制的方式控制反应性的手段： 1向堆芯插入或抽出中子吸收体； 2改变反应堆燃料的富集度； 3移动反射层； 4改变中子的泄漏。9. 三道屏障10. 纵深防御的基本安全原则预防、保护、限制、应对、应急五个层次防御相继深入、相互增员以确保核电站的安全。11. 安全注射系统的主要用途当一回路出现小破口，化容系统不足以补偿冷 却水泄露，安注系统启动，向一回路注水，以 重新建立稳压器水位当一回路发生大破口事件，安注系统向堆芯注 水，以便重新淹没并冷却堆芯，防止燃料包壳 熔化和保持堆芯的完整性当发生蒸汽管道破裂，安注系统向一回路注入 含硼水，防止反应堆重返临界。12. 安全桥喷淋系统的两种运行方式一种是直接喷淋，喷淋泵把来自换料水箱中的含硼水，经布设在安全壳内部的喷淋管嘴喷入安全壳；另一种是再循环喷淋，换料水箱到达低水位时，低水位信号自动开启再循环管线的阀门，关闭换料水箱的出口阀，而将喷淋泵的吸入端与安全壳地坑相连接，安全壳喷淋系统便开始再循环喷淋运行，它把聚集在安全壳地坑中的水，经过喷淋管嘴喷入安全壳，泳衣提供安全壳连续冷却。13. 水堆核电站的自然循环影响压水堆核电站自然循环的因素有哪些？ 1冷阱与热源之间的位差，位差越大，W越大，冷却剂温升越小，自然循环能力越强； 2流道的流阻，流阻越小，自然循环能力越强； 3冷阱与热源之间的温差，温差越大，自然循环能力越强； 4冷却剂中的含汽率会严重影响自然循环的建立和维持。含汽率的作用有正有负：堆芯表面局部沸腾有助于自然循环，但反应堆上腔室积汽会增加流阻不利于自然循环。建立自然循环流动必须具备的条件1系统中必须有冷阱和热源之间的高差，热阱位于上面，热源位于下面； 2系统冷段和热段中的流体密度必须存在密度差； 3系统必须在重力场内14. 核电厂状态的分类正常运行：核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停 堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维护、试验和换料。预期运行事件：在核电厂运行寿期内预计可能出现一次或者数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的措施，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。事故状态：核电厂以偏离运行状态的形式出现的事故，事故工况下放射性物质的释放可由怡当设计的设施限值在可接受的限值以内，严重事故不在其列。严重事故：堆芯遭到严重损坏和熔化的事故。15. 安全文化的两大组成部分1.单位内部的必要体制和管理部门的主机责任制，2.是各级人员响应上述体制并从中得益所持的态度。16. 单一故障准则17. 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，只是由堆的自然的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。18. 确保反应堆安全的四种安全性要素自然的安全性：指反应堆负反应性温度系数、燃料多普勒效应、控制棒依靠重力插入堆芯等自然科学法则的安全性。非能动的安全性：建立在惯性原理、重力法则、传热原理等非能动设备的安全性（无源）。能动的安全性：依靠能动设备保障的安全，即需由外部条件加以保证的安全性。后备的安全性：依靠冗余系统的可靠度或阻止放射物质逸出的多道屏障提供的安全性。19. 燃料多普勒效应20. 掌握大小破口事故的进程曲线大破口书P97喷放破口发生低压停堆ECC启动信号安注泵启动安注箱注水安全壳喷淋泵启动注水旁路中止再灌水喷放中止安注泵启动注水淹没到堆芯下端头再淹没安全壳喷淋启动安注箱排空堆芯骤冷结束长期冷却换料水箱低水位，向安全壳地坑取水向长期冷却再循环切换小破口书P1021.稳压器控制压力主系统水量下降，喷放流在安全壳内闪蒸，冷管段仍然是单向液体流（除汽腔小破口）2.压力容器控制压力依靠自然循环破口流大于安注流，稳压器排空，压力容器上腔室部分闪蒸，压力容器内水位下降到热管段上沿，蒸汽在SG内冷凝3.自然循环向堆芯沸腾过渡破口流依然大于安注流，主系统温度趋向于二次侧温度，因传热能力小于衰变热功率，主系统压力维持稳定，SGU型管内气泡增加，自然循环中止。4.堆芯沸腾排出衰变热堆芯沸腾，回流冷凝，管段液位下降到环路水封段，SG功能丧失，热量主要靠破口载出5.从堆芯沸腾向自然循环过渡堆芯产生的蒸汽到达破口处而大量排出，水封清除，注水流率增加，堆芯被淹没，主系统重新充满水21. 反应性引入事故分类准稳态瞬变是指在功率运行状态工况下，向堆内引入的反应性比较缓慢，以致这个反应性被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的瞬变。超缓发临界瞬变是指引入堆内的正反应性较快，以致反应性反馈效应和控制系统已不能完全补偿，使总的反应性大于零，但又不超过的瞬变。超瞬发临界瞬变是指引入的反应性很大，超过了瞬发临界的程度所引起的堆内瞬变，如弹棒事故。22. 防止高压熔堆(1)高压熔堆的概念： 瞬时形成小颗粒，均布，锆水快速反应 (2)高压熔堆危险 安全壳大气直接加热DCH (3)高压熔堆的预防 适时地开启稳压器安全阀卸压，尽早将其转变为低压过程。 23. 安全壳热量排除和减压（1）喷淋及喷淋再循环 安全壳内水蒸汽冷凝 放射性碘和气溶胶消洗 缺点：对设备的腐蚀、善后工作复杂; 晚期喷淋可能引发氢爆(?) （2）安全壳风冷系统 能排除停堆后部分衰变余热，缓解其他系统的压力。 24. 高压熔堆与低压熔堆的特点P110与低压熔堆相比，高压熔堆过程有如下特点：1.高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因而有比较充裕的干预时间；2.燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变产物的释放而言，高压熔堆过程是“湿环境”，气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果3.压方容器下封头失效时刻的压力差，使髙压熔堆过程后堆芯熔融物的分布区域比低压熔堆过程的更大,并有可能造成安全壳内大气的直接加热，因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。25. 氢气爆炸的预防措施： 装备安全级的消氢系统：将安全壳大气抽出一部分，通过加热到800左右金属触媒网，促使氢与氧化合而消氢。氢点火器：将这种小型装置安装布置在适当的隔室内，点火器内的微小电火花可以使可能存在的氢气与氧气结合。复合器：这些复合器的工作原理在于催化氢气和氧气反应，使之在较低的氢气浓度下反应。这种反应是非能动的，即1.是自启动和自供给的；2.没有移动的部件；3.不需要外部供能。 26. PSA的基本思想是什么1 选择一组始发事件；始发事件：在设计时确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件。 2 始发事件发生后系统或人员响应； 3 确定事件的成功判据； 4 故障树与统计分析，确定各事件发生概率； 5 每个始发事件发生产生的风险及总风险； 6 各事件对风险的贡献，发现薄弱环节，提出改进意见。27. 确定论的基本思想在同一概率水平下，选择一组最大的可信事故，作为设计基准事故，设计若能抵御这类设计基准事故，必能抵御其它低于设计基准的事故，核电站的核安全可得到确实的保证，超过基准事故的事故，被认为是不可能发生的。确定论法人为地将事故分为“可信”与“不可信” 两类。对压水堆核电厂，将主冷却剂管道冷管段双端剪切断裂作为最大可信事故，在设计中作了认真考虑，并加以严密的设防。28. 安全壳直接加热P12329. 单一故障准则的四个原则安全系统的冗余原则、多样性原则、故障安全原则、独立性原则？30. 什么是初始事件？初始事件分哪两大类？确定初始事件有哪些方法？初始事件是造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损坏的事件，它究竟能否造成堆芯损坏，依赖于核电厂各个缓解事故的系统是否能成功运行。初试事件一般分为内部始发事件和外部危害。内部始发事件包括核电厂硬件失效和由人误或计算机软件缺陷造成的核电站硬件的错误运行。外部危害指若干个系统造成共同的极端环境条件的事件，包括地震、洪水等。初始事件的确定可以采取两种方法。一种方法是广泛的工程评价，对以前进行的PSA资料、反映