核安全基础考试知识点总结

1、核安全基础考试知识点总结1. 核安全 是指在核设施设计、建造、运行、退役期间为保护工作人员、社会和环境免受可能的放射性危害所 采取的技术和组织的综合措施。 核安全措施 ： 1. 保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排 放 2. 预防故障和事故的发生 3. 限制发生故障和事故的后果2. 核安全的总目标 ：建立并维持一套有效措施， 以保证工作人员、 社会和环境免受放射性危害 . 辐射防护目标 ： 确保在正常运行时核电厂以及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，还要确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 技术安全目标 ：采取一切合理可行

2、的措 施防止核电厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计核电厂时考虑过的所有可能事故，包括概 率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小并且低于限值；并保证有严重放射性后果的事故 发生的概率极低。3. 核反应堆安全特性 ：强放射性 , 高温高压水 , 衰变余热4. 核电厂安全对策 ：1. 有效地控制反应性 2.确保堆芯冷却 3. 包容放射性产物5. 为什么要有反应堆安全设施 ：反应堆的运行中会产生大量的放射性物质，一旦发生严重的堆芯损坏事故， 同时又发生一回路压力边界和安全壳破损情况，将有可能有大量的放射性物质释放到环境中，造成严重的环 境污染6. 控制反应性的手段 ：1.

3、向堆芯插入或抽出中子吸收体 2.改变均匀堆的燃料浓度 3. 移动反射层以改变中子泄 露。反应性控制的三种类型 ：紧急停堆控制 , 功率控制 , 补偿控制。7. 对反应堆功率控制有什么要求 ：1. 应能及时调节反应堆功率，以适应外界负荷变化的要求，并建立新工况 下的热工参数的稳态值 2. 应能改善核动力装置的过渡过程特性8. 反应堆保护系统的功能 ：1. 在反应堆启动和提升功率过程中，限制反应堆的功率增长的速率，保证反应堆 的安全启动 2. 带功率运行中，限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数变化，使反应堆运行在安 全限度所允许的范围内，不发生热工事故和一回路压力边界损坏3. 异常工况时

4、，能执行保护反应堆的动作，立即消除事故隐患。 设计原则： 1. 单一事故原则 2. 设置多重的保护参数 3. 失事安全的原则 4. 具有运行校验功 能 5. 保护动作要快。 可靠性的含义 ：1. 具有最佳的安全性能（保持良好性能） 2. 具有最佳的运行性能（自身 故障不会引起停堆） 。9. 专设安全措施的必要性 ： 1.事故工况下，正常的控制保护系统不足以保障堆芯的冷却2. 失水事故下，即使反应堆紧急停闭，由于积聚的贮热和衰变热的作用，仍有可能烧毁燃料包壳，甚至使堆芯熔化 3. 冷却剂大量 外泄，引起安全壳内压力升高，危及安全壳的完整性。功能 ：1. 发生失水事故时，向堆芯注入含硼水2. 阻止

5、放射性物质向大气排放 3. 阻止安全壳中氢气浓集 4向蒸汽发生器事故供水。 设计原则 ：1. 设备必须高度可靠2. 系统要有多重性 3.系统必须各自独立 4系统应能定期检查 5. 系统必须备有可靠电源 6. 系统必须具有充足的 水源。10. 安全注射系统的功能 ：异常工况下对堆芯提供冷却，以保持燃料包壳的完整性；当主冷却剂回路管道发生 破裂的重大事故时，要求它能迅速将冷却剂注入堆芯，及时导出燃料中产生的热量，不使燃料的温度超过包 壳的熔点，并提供事故后对堆芯长期冷却的能力。11. 辅助给水系统作用 ：1. 在主给水系统失效或故障的情况下， 辅助给水系统向蒸汽发生器提供给水 2. 反应堆 启动时

6、，由辅助给水系统为蒸汽发生器充水，在反应堆热备用或热停闭状态时，或反应堆冷停闭而余热排出 系统尚未投运之前，为蒸汽发生器提供水 3. 当核电厂发生失水事故时，蒸汽管道破裂事故或给水管道破裂事故，主给水系统被切除时，辅给水系统自动投入。12. 确定论安全设计与评论的基本思想：在同一概率水平下，选择一组最大的可信基准事故，设计若能抵御这些基准事故，必能抵御其他低于设计基准的事故，核电厂的核安全可得到确实的保证，超过基准事故的事故，被认为是不肯能发生的。主要内容：1.确定事故发生的概率等级 2.在每个概率等级下确定一组设计基准事故3. 确定核安全对策与设计准则4.针对每个概率等级的设计基准事故进行核

7、电站保护系统与专设安全设施的设计5.对设计基准事故发生后的电站响应与核安全性进行评价6.核电站设计与核安全评价结论提交核安全管理部门审查。四个基本要素：1.确定一组设计基准事故2.选择特定事故下安全系统的最大不利后果的单一故障3.确认分析所用的模型和电厂参量都是保守的4.将最终结果与法定验收准则相对照，确定安全系统的设计是充分的。基本假设：1.被调用的安全系统失去部分设计能力（单一故障假设）2.操纵员在事故后短期内不作任何干预。四个补充保守假设：1.事故同时合并失去厂外电源2.反应性最大的一组控制棒卡在全提棒位置不能下插3.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4.必要时考虑合并

8、不利的外部条件。13. 纵深防御的基本安全原则 ，包括了在放射性裂变产物与人所处的环境之间设置了多道屏障，和对放射性物质的多级防御措施。 多道屏障：1.燃料芯块及包壳2.将反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力边界3.安全壳。多级防御：第一道防御主要考虑对事故的预防。第二道防御的任务是防止运行中出现的偏差而发展成事故，这由所设置的可靠保护装置和系统来完成。第三道防御的任务是用来限制事故引起的放射性后果，是对 于前两道防御的补充，以保障公众的安全。第四道防御的目的是应付可能已超出设计基准的严重事故，并保 证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平。第五道防御的目的是减轻事故工况下可能得放射性物质释放后

9、 果。14. 单一故障：导致某一部件不能执行其预定的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。为满足 单一故障准则满足以下 原则：1冗余原则：设计中留有冗余度，即系统是双重或多重配置的，单一部件的失效 不会使整个系统失去功能 2.多样性原则：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3.失效安全原则：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 4.独立性原则：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，各通道由独立线路供给可靠仪 表

10、电源，实现系统布置和设计的独立性。15.概率安全评价（PSA）的定义：应用概率风险理论对核电厂安全进行评价，它认为核电厂事故是个随机事故，即事故并不存在“可信”与“不可信”的截然界限，而仅仅是事故发生的概率有大小之别。事故对社会造成的危害应用所在潜在事故后果的数学期望值来表示，这个数学期望值就是风险。基本步骤：1.确定初因事件2.事件树与事故树分析，确疋发生概率3.确疋堆心内和安全冗内的放射性物质的沉积和迁移，进而确疋释放到环境中放射性物质的数量4.计算出核电厂周围放射性物质的浓度分布5.确定核电厂事故对周围居民的影响。基本思想：1.选择一组始发事件 2.研究始发事件发生后一系列系统和人员响应

11、，建立事件树3.确定事件的成功判据4.应用故障树与统计方法研究包括始发事件在内的各个事件的发生概率5.应用概率风险理论，考虑每个始发事件发生产生的风险以及总的电厂风险6.研究各事件对风险的贡献度，发现“短板”。16. 核电厂运行状态是正常运行或预期运行事件两类状态的统称。正常运行是指核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行。 事故状态 是事故工况和严重事故两类状态的统称，核电厂的事故工况是指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恰当设计的设施限制在可接受的限值以内，严重 事故不在其列。17. 核电厂的设计基准事故 是指核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的

12、那些事故工况。R【损害/单位时间】=P【事件/单位时间】x C【损害/事件】R:风险概率P:事故发生的概率 C:事故的后果18. 核电厂风险评价的任务：1.识别潜在事故，寻找薄弱环节2.计算放射性物质分布，确定对周围公众与环境的影响3.求出潜在核事故产生的总风险，并评估。19. PSA三个等级：一级PSA基本内容：1.找出导致堆芯损坏的事故序列2.分析安全系统的工作性能和可靠性3.事故序列概率定量计算。基本方法：采用事件树和故障树对运行系统和安全系统进行可靠性分析。目的：1.帮助分析设计中的弱点 2.指出防止堆芯损坏的途径。二级PSA基本内容：1.分析堆芯熔化物理过程和放射性物质在安全壳内的释

13、放、迁移2.研究安全壳在严重事故工况下的响应，安全壳失效模式3.估计放射性向环境的释放。目的：1.对各种堆芯损坏事故序列造成放射性释放的严重性作出分析，找出设计上的弱点2.对减缓事故后果的途径和事故处理提出具体意见。三级PSA基本内容：1.核电厂厂外不同距离放射性核素浓度随时间变化2.结合二级PSA分析结果按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果。目的：能够对后果减 缓措施的相对重要性作出分析，也能对应急响应计划的制定提供支持。20. 始发事件：是造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损坏的事件。始发事件的确定：工程评价法 就是根据核电厂的运行历史和设计数据，并参照其他核电厂概率安全评价的经验，

14、经过工程判断编制出始发事件的清单。演绎分析法 是通过构造顶事件与底事件逻辑框图，逻辑图最低一层事件就是核电厂的始发事件。21. 核电厂PSA结论：核电站的主要风险来自导致燃料熔化的事故，真正导致放射性释放的潜在事故并不多； 小破口失水事故及瞬态事故最容易造成燃料熔化；人为失误造成核事故的概率较高并往往加剧事故的严重性。22. 事件树题头：事件树最上层是按照顺序列出可能影响事故进程的一系列事件在目前PSA分析中有两种事件树分析法：大事件树-小故障树方法；小事件树-大故障树方法。23. 故障树指用以表明系统哪些组成部分的故障或外界事件或它们的组合将导致系统发生一种给定故障的逻 辑图。24. 反应性

15、引入事故 是指向堆内突然引入一个意外的正反应性，导致反应堆功率急剧上升而发生的事故。反应性引入事故按潜在因素分为：1.控制棒失控提升2.控制棒弹出3.硼失控稀释.25. 准稳态瞬变 是指在功率运行工况下，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 制棒的口动调节所补偿的瞬变。响应特征:1.功率变化十分缓慢，反应堆周期远远大于堆芯时间常数，因此堆内温度可以近似的用稳态分布来描述2.反应性引入速率比较小，所以冷却剂温度和功率上升得都不太快，由于冷却剂平均温度过高保护触发反应堆紧急停闭，此时功率峰值未达到超功率保护整定值（118%额定功率）3.稳压器压力和冷却剂平均温度的上升幅度较

16、大，最小DNBF下降比较显著，偏离泡核沸腾的裕量变小 4.尚不足以损坏燃料。26. 超缓发临界瞬变：弓I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B的瞬变。响应特征：1.超缓发临界瞬变功率增长曲线向上弯曲，达到118%额定功率，超功率保护紧急停堆 2.稳压器的压力和冷却剂平均温度变化较小3.不足以损坏燃料元件。'.超瞬发临界瞬变：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。响应特性：1.反应堆周远远小于堆芯时间常数，堆内传热近似为绝热过程，大量的热能积聚在堆芯2.产生功率振荡现象 3.造成堆芯功率分布的严重畸变。28.

17、 产生功率振荡的原因：事故开始时，由于功率很低，随着反应性的不断引入，周期变短，功率上升速率增加，到达一定程度出现反应性反馈效应，且越来越明显，使反应性减小，变为负值时，功率转而下降，于是 在某一时刻出现第一个功率峰值；之后，随着功率的下降，反馈效应减弱，反应性出现正值，开始了第二功 率峰值的增长过程；由于缓发中子的存在，使得功率振荡逐渐衰减，最终达到一个平衡值29. 弹棒事故：控制棒驱动机构密封罩壳的破裂，使得全部压差作用到控制棒驱动轴上，从而引起控制棒迅速 弹出堆芯的事故。 后果：由于快速引入反应性，造成堆内核功率激增，使燃料元件发生很大变化，形成堆芯很大的功率不均匀因子，因此会出现一个大

18、的局部功率峰值；同时，造成一个小破口失水事故（当量直径82mm从失水事故角度来看，后果不严重。对事故的描述：开始的短时间内，功率激增产生的大部分能量储存在U02芯块内部，将使最热的芯块熔化，释放出的气体在燃料棒内部形成高压，使燃料棒瞬时破裂（热能-机械能冲击波一造成堆芯和一回路系统的破损）；热量传递到元件包壳，可造成部分包壳发生DNB可能影响堆芯完整性；热量传递到冷却剂，冷却剂系统温度和压力升高，形成一回路压力高峰；弹棒事故的主要特征是功率脉冲，其关心的主要问题是燃料破损问题。30. 反应堆启动事故 是指在反应堆启动过程（尤其是初次启动）中，由于设备故障或操作错误引起控制棒失控 抽出，以一定的

19、反应性引入 速率向堆内持续引入反应性，致使反应堆从次临界迅速达到临界，又变为超临界 的事故。响应特性：在达到瞬发临界之前，功率上升速度比较缓慢；一旦接近瞬发临界，功率增加增加异常 迅速。31. 蒸汽管道破裂事故：蒸汽回路一管道出现破裂或者蒸汽回路的一个阀门意外打开所致的事故。32. 通过一二回路之间强烈地耦合，事故从如下几个方面影响核电厂安全：1.蒸汽管道破裂增加了蒸汽发生器从反应堆冷却剂系统中取走的热量，弓I起一回路冷却剂温度和压力下降2.紧急停堆后，由于一回路冷却剂温度迅速下降，若慢化剂的负温度反馈系数很大，则反应堆有重返临界的危险3.如果破口侧在安全壳内，大量蒸汽排放可能使安全壳温度超压

20、 4.如果在事故前蒸汽发生器传热管有破损，一回路水向二回路泄漏，裂变产物可能释放到堆外环境中去。33. 堆芯欠冷事故 又称堆芯冷却系统故障事故，是指主回路内冷却剂总量不变即无泄漏，但由于流道阻塞，流量减少或堆芯冷却剂入口温度过高等原因使得堆芯冷却能力不足所造成的事故。分三类：堆芯降压减少，流道阻塞，冷源丧失。34. 科希霍夫定律：围绕任何一个环路的压降之和等于零，回路中每一个节点处的流量代数和为零。35. 部分流量丧失事故：堆芯流道阻塞：单泵事故。引起堆芯局部流道阻塞的 机理大致可以分为两类：1.外部残渣被冷却剂夹带堆积在堆芯入口结构处造成流道阻塞2.内部的燃料元件和其他结构破坏造成堆芯内部的流道阻塞。局部阻塞有局部性和难以快速探测的特点。单35.泵事故的起因：单台主泵机械故障（或多个，但不是全部）单台主泵电气故障（或多个，但不是全部）36. 止回阀效应：在某些堆型中，环路阻力有可能比堆芯小，仍在正常工作的泵提供的冷却剂有相当部分会流 过故障环路而不通过堆芯，止回阀可以改变这种不利局面。37. 失流事故定义：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的现象。分析的中心问题：反应堆功率下降是否足够快，使事