核安全学复习提纲

、填空：1、核安全的基本策略是：防止燃料元件过热。2、核电厂的风险来自于：事故工况下不可控的放射性核素的释放。3、我国国家核安全局于2001年发表了新建核电厂设计中的几个重要安全问题的核安全 政策声明，声明中规定：作为检验所确定的安全目标，特别是技术安全目标是否得到满足， 可采用下述定量的概率安全目标：发生严重堆芯损坏事件的频率每运行堆年低于垃-5次事件； 需要厂外早期响应的大量放射性释放到厂区外的频率每运行堆年低于世6次事件。4、列举安全设计的基本原则：单一故障准则、多样性、独立性、故障安全原则、定期试验、 维护、检杳的措施、固有安全性。5、固有安全性是指：反应堆利用其自身的自然安全性和非能动的安全性来控制反应性或移 出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。列举反应堆系统中固有安全特性的应用实例：安注箱、自然循环、主泵的惰转、控制棒依靠 重力的下落。6、大破口失水事故中发生的事故序列可以分为4个连续的阶段，即:喷放、再灌水、再淹 没和长期冷去卩。7、列举几种极限事故：一回路系统主管道大破裂（大LOCA）、二回路系统蒸汽管道大破裂、 主泵卡转子、弹棒事故。8、安全壳喷淋系统有两种运行方式，即:直接喷淋和再循环喷淋，其分别从换料水箱和安 全壳地坑取水。9、反应堆瞬态是相对干稳态而言的，是指反应堆倍增因子或反应性变化时，中子通量或功 率随时间的变化特性。10、反应堆动态方程中中子通量和先驱核密度都是时间-空间的函数，求解过程需要十分复 杂的数学运算，因此作为一种近似，假设中子通量和先驱核密度可以写成时间和空间变量相 分离的两个函数之积,并采用单一形状因子,从而消去空间变量。这种中子通量与空间位置 无关的模型称为点堆动态模型。11、导致安全壳早期失效的原因：直接安全壳加热、蒸汽爆炸、氢气燃烧和安全壳隔离失效 等。13、导致安全壳晚期失效的原因：碎片床冷却、熔化堆芯物质与混凝土相互作用。13、放射性物质向主回路系统的释放机理有：气隙释放、熔化释放、蒸汽爆炸释放、汽化释 放。14、严重事故管理的内容包扌舌：严重事故的预防和严重事故的缓解。、名词解释 1、设计基准事故答：核电站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。2、严重事故答：严重事故是指核反应堆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。3、三大安全功能答：有效控制反应性con trol、堆芯有效冷却cool、包容放射性物质con tain。4、堆芯时间常数答：表征堆内燃料元件向冷却剂传热快慢的一种度量。5、主回路时间常数答：表征热量从主回路传递到二回路所需时间的一种度量。6、30 分钟不干预原则答：即在事故发生最初30 分钟内，操纵员不干预电厂的运行。这主要是针对核电厂的设计 而言，实际运行过程中，鼓励操纵员采取积极的干预措施。7、汽腔小破口事故答：就是指发生在稳压器汽空间的小破口事故，如卸压阀、安全阀突然故障打开并保持在打 开的位置。8、堆芯重新定位机理答：燃料棒的液化和再固化；先前固化的燃料芯基体硬壳上及上部堆芯的坍塌形成碎片床 堆芯熔化物跌入下腔室。9、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）强放射性衰变热功率可能暴走放射性废物的贮存与处置高温高压水三、简答题 1、我国对核电站规定了哪三个安全目标？具体内容是什么？答：一个总目标两个辅助目标。总目标：有效的防护措施、放射性危害辐射防护目标：正常运行时；事故工况下技术安全目标：预防事故的发生；DBA确保其放射性后果小；BDBA发生频率非常低。2、维持一回路自然循环对压水堆核电站的运行有什么作用？建立自然循环流动必须具备的 条件是什么？ 答：当电站发生失流事故时，失去强迫循环，这时维持自然循环对堆芯的衰变热导出具有重 要意义。它可以以堆芯为热源，以蒸汽发生器为热阱，进行余热导出； 系统中必须有热阱和热源之间的高度差，热阱位于上面，热源位于下面;冷段和热段中的流体密度必须存在密度差。3、给水管道破裂事故的发生部位在哪里？试画出给水系统和辅助给水系统的示意图。并说 明运行人员是如何隔离故障蒸汽发生器的给水，为什么。发生部位：SG位于安全壳内逆止阀下游的一根给水管道（仅一根）破裂；事故发生后紧急 停堆+汽轮机脱扣；主蒸汽隔离阀关闭；并且分析中假设主给水不可用。二次侧的排热只能 依靠旁路阀或安全阀向大气排放。CD匚甯轉 -l:灯用虬1加器干预手段：识别事故涉及的SG；隔离SG的给水管道：关闭辅助给水隔离阀，这样辅助给水泵的流量就可以全部送到两个不受影响的蒸汽发生器。消除流体从破口流失，使其水位回升， 改善传热效率，导出剩余功率。4、什么是ATWS事故，在安全分析报告中为什么要考虑ATWS事故？答：未能紧急停堆的预期瞬变。发生概率为紧急停堆发生故障的概率和未能紧急停堆时明显 后果的事故频率的乘积。以前在安全分析报告的第十五章事故分析中，只分析设计基准事故。 后来由于一些超设计基准事故的发生，使人们对确定论仅分析设计基准事故而得到的电站安 全性的报告产生了一定的怀疑。因此选取了比较严重的并发不能紧急停堆的事故进行分析， 以弥补原确定论分析的不足。5、定性说明压水堆在发生冷段或热段双端剪切断裂事故后，系统压力、堆芯流量、堆芯液 位和包壳温度的变化规律，并分析其原因。系统压力：堆芯流量：包壳温度：堆芯液位：6、什么是确定论的安全分析？它是基于怎样的假设前提下进行分析的？答：以设计基准事故为基础的安全评价，包括：设计基准事故内，分析核电厂的正常运行和 控制系统发生故障后，安全系统能按要求行使功能时主系统的行为；以及设计基准事故以外 的严重事故分析，主要是ATWS事故的分析。确定论分析的指导意义在于对事故的预防，确定论的思想里贯彻执行纵深防御原则，表现在 实际电厂为三道屏障、调节控制系统、安全保护系统的应用等。7、我国的核电站事故分类正常运行：核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。预计运行事件：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。设计基准事故：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。严重事故：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。四、问答题1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）。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。答：核安全的总目标：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。辐射防护目标：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。技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对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、核反应堆安全基本设计思想和主要设计原则基本设计思想：纵深设防，多层屏障纵深设防一般包括下列五个层次：1、高质量的设计、施工和运行采用工程实践确认的和保守的设计；2、选用实践和试验验证过的材料和设备；3、在设计、选材、制造、运输、建设、安装、调试、运行和维修等各个环节，采取严格 的质量管理和监督；4、加强运行人员的安全素养和培训，保证核电厂具有极高的运行稳定性和可靠性，从而 降低偏离正常运行状态的出现概率。5、停堆保护及余热排出系统停堆保护及余热排出系统能限制反应堆的功率、温度、压力、 水位和流量等参数的变化，使反应堆运行在安全限度所允许的范围内。一旦出现有损于反应 堆安全的异常工况，这些系统能完成停堆保护动作，保证余热导出，将反应堆导至并保持在 安全停堆状态，从而防止运行中出现的偏差发展成为事故。专设安全设施压水堆的专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋 系统、应急电源和消氢系统等。反应堆一旦发生事故，这些系统能用来限制事故的后果，把 事故后果降低到可以接受的水平。从而防止万一出现的事故发展成为堆芯熔化的严重事故。事故处置及特殊设施在事故的严重程度已超越设计技术规范的情况下，采用特定的运行对策 和特殊设施进行事故处置。以常规或非常规的方式最佳利用各种设备来恢复对电厂的控制， 保证堆芯的持续冷却，包容放射性物质，保护包容功能，防止放射性非控释放到环境。厂外应急计划和措施在人们尽了最大努力提供的保护被突破后，可用厂外应急对策作补救。 此时，采取一些保护行动来缓解周围居民及环境的影响，这些保护行动包括居民的掩蔽、撤 离和治疗、食品控制等，尽力限制放射性物质对人体和环境的危害。多层屏障： 多层屏障为防止放射性物质的释放，压水堆核电厂普遍采用了多层实体屏障。 这些屏障主要包括燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳。另外，燃料芯块、 反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。4、核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的 设计参量， 要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。5、安全分析的内容：所有计划的正常运行模式；在预计运行事件下的核电厂性能；设计基准事故；可能导致严重 事故的事件序列。6、安全设计的基本原则：核电厂安全设计的一般原则是：采用行之有效的工艺和通用的设计基准，加强设计管理，在 整个设计阶段和任何设计变更中必须明确安全职责。基本原则有：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 多样性原则能隔离或实体分离，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（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）7、冗余度和多样性设计原则及其出发点。冗余度：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。多样性：采用多个独立的和不同的方法实现同一目的。出发点：应付共模（公因） 失效。8、核反应堆瞬变分析理论基础总体上点堆动力学方程质量、动量和能量守恒方程具体事故反应性事故瞬态特性失流事故流 量衰减规律热阱丧失事故升温升压规律破口类事故的系统降压特性 9、运行安全管理: 机组（反应堆等硬件） 、运行班组（操纵员） 、管理层（领导和职能部门）10、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核安全文化上的观 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。3方面含义：它把安全文化 和每个人的工作态度和思维习惯以及单位的工作作风联系在一起； 找出抽象态度和思维的 具体表现；安全文化要求必须正确履行所有安全重要职责，具有高度的警惕性、实时的见解、 丰富的知识、准确无误的判断能力和高度的责任感11、反应堆安全的4种安全性要素反应堆安全的种安全性要素：自然地安全性（指反应堆内在的负反应性温度系数、燃料的多普勒效应和控制棒借助重力落 入堆芯等自然科学法则的安全性） 。非能动的安全性（指建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上的非能动设备的安全 性） 。能动的安全性（指必须依靠能动设备，即需要外部条件加以保证的安全性）。后备的安全性（指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保 证） 。12、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。答：核反应堆的基本安全功能：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。主要安 全系统：反应堆停堆保护系统、停堆冷却系统、反应性控制系统、专设安全设施。专设安全系统：应急堆芯冷却剂系统、安全壳本体、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳消氢和净化系统。13、核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。答：核反应堆的四种安全性要素：自然的安全性、非能动的安全性、能动的安全性、后备的 安全性。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，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行 和安全停闭。反应性反馈机理：1四因子式k-=e p fn，由于燃料、冷却剂、结构材料的温度、压力、 流量、密度等因素的变化导致中子泄漏、利用率发生变化，引入了反应性，如由于多普勒 效应，燃料的温度升高，导致共振吸收峰降低展宽，总吸收利用率下降；2.反应性反馈产生 于堆内温度、压力或流量的变化。但是，在一般情况下，冷却剂流量比较稳定，故此效应可 以忽略不计。压力效应也很小。因此，只有温度对反应性的影响是一项主要的反馈效应，它 决定了反应堆对于功率变化的内在稳定性（又称固有安全性）。这种内在稳定性是由燃料多 普勒效应、慢化剂温度效应和空泡效应表现出来的。14、反应堆的安全功能：1）有效控制反应性：控制棒、可燃毒物、可燃毒物；紧急停堆控制、功率控制、补偿控制。、确保堆芯冷却：蒸汽发生器；余热排除系统；安全注射系统、安全喷淋系统；换料水池 和乏燃料水池冷却净化系统；、包容放射性产物：15、专设安全设施的功能功发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气释放；阻止氢气在安全壳中 浓集；向蒸汽发生器应急供水16、专设安全设施的设计原则：设备必须高度可靠；系统要有多重性；系统必须各自独立；系统应能定期检查；系统必须备 有可靠电源；系统必须具有充足的水源。18、核反应堆运行工况分类的原则和方法。答：核电厂运行工况分类是指按事件预计发生的频率分类，其目的是确定各种事件的验收准 则，原则是：出现频繁的工况要求其后果轻微；后果严重的工况要求其发生频率极低。核电厂运行工况可按照三类五级的方法分类：【答四工况即可】第一类为正常运行和运行瞬变，包括：工况I （正常运行和运行瞬态一一核电厂的正常稳定 功率运行、停堆状态、带有允许偏差的运行（如少量燃料包壳泄漏、蒸汽发生器传热管泄漏）、 启动和停堆过程、冷却卸压过程及负荷变化过程）、工况II（常见故障、中等频率事故和预 期运行瞬变一一发生频率F大于10-2/堆年，即在核电厂的寿期内可能发生一次或数次，这 里“预期”的意思即在一个核电厂寿期内很可能发生的意思。这类事件如汽轮机停车、全部 主泵失去电源等。）；第二类为假想事故，包括：工况III （稀有事故发生频率F大于10-4/堆年，小于10-2/ 堆年，即对于单个核电站运行经验积累来说，有可能出现，如一二回路管道小破裂。）、工 况IV （极限事故一一发生频率F大于10-6/堆年，小于10-4/堆年，这种事故预期不会发 生，用来对核电厂的安全设施提出要求，这类事故危害大，如大破口失水事故，运行历史 中发生过）；第三类为严重事故，燃料元件严重损坏，堆芯熔化，安全壳完整性受到破坏，有大量放射性物质释放的事故。工况I、II、III、iv为设计基准事件。19、事故和事件分两类：没有流体流失的事故，主要指一般的瞬变，主要有：反应性引入事故、失流事故、失热阱事 故等；以损失一回路或二回路流体为特征的管道破裂事故，如蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事 故、失水事故等。20、压水堆核电厂设计基准事故的物理分类。答：1）二回路系统排热增加；2）二回路系统排热减少；3）反应堆冷却剂系统流量减少； 4） 反应堆冷却剂系统流量增加；5）反应性和功率分布异常；6）反应堆冷却剂装量减少；7） 系统或设备的放射性释放；8）未能紧急停堆的预期瞬态。21、单一故障准则及其使用方法。答：单一故障准则定义：完成某一安全功能的系统或设备，若执行其预定的安全功能，需要N个系统或部件，设计时至少要设计N+1的子系统或部件，以允许系统或设备具有承受发生 一个随机故障而不丧失其安全功能的能力。使用方法：1）单一事件引发的多重故障仍归为单一故障；2）整个核电厂系统只考虑一个故 障；3）整个事故期间只考虑一个故障，短期阶段只考虑能动故障，长期阶段可考虑能动也 可考虑非能动；单一故障准则是针对安全级设备而言的对非安全4） 级设备不考虑其缓解 效果，只考虑其不利影响；5）只有在设备调用时才考虑失效问题；在技术规格书中确定的 定期维护、6）检修和实验的设备，不认为其是不可用的； 7）全部设备正常工作时造成 最严重的后果，单一故障准则可以考虑是无故障；8）必须把事故与故障区分开来，事故分 析中只考虑初因事件加单一故障，而不考虑事故的迭加；失去厂外电和最大价值的一组控 制棒卡在堆外是事故分析的附加条件， 9）不能作为单一故障准则考虑；10）某一故障的 继发故障仍作为单一故障；11）对不同的验收准则要求，可以假设不同的单一故障；12）事 故分析时必须要找出最保守的单一故障，即极限单一故障。22、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.23、设计基准事故的通类验收准则。工况I定性：不应触发反应堆保护停堆。定量：各种参数变化不超过停堆保护限值。 工况II定性：保护系统能够停堆；必要的校正动作后可重新投入运行；不引发更严重的工 况；确保燃料包壳完整性；不超过一二回路压力限值；放射性后果不超过正常限值。定量： 燃料系统不烧毁MDNBR极限值;一回路压力110%设计压力；放射性后果10%10CFR100限 值。工况III定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重 的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放 射性后果不超过剂量限制。定量：包壳峰值温度=1204C（持续高温，堆芯不裸露）、=1482C（瞬时高温，堆芯不裸露）；一回路压力120%设计压力；放射性后果25% 10CFR100限 值。工况IV定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重 的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放 射性后果不超过剂量限制；不导致缓解设施丧失功能。定量：放射性后果100%10CFR100限 值；压力、温度要求同工况III。24、反应性引入事故的三种瞬变特性。准稳态瞬变：在功率运行工况，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。如满功率时控制棒组件慢速抽出的瞬变。超缓发临界瞬变：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B的瞬变。如在满功率运行工况下，两组控制棒失 控抽出。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，如弹棒事故。25、失控提棒事故的自动保护装置，快速提棒和慢速提棒的主要差异。答：自动保护装置：1）源量程高核通量反应堆停堆；2）中间量程高核通量停堆；3）功率 量程高核通量停堆（低定值）；4）功率量程高中子通量停堆（高定值）； 5）高中子通量 正变化率停堆。主要差异：快速提棒，瞬态过程十分迅速，堆冷却剂平均温度和压力变化很小，最小DNBR大 于限值；慢速提棒，由于堆功率增加缓慢，而由超温AT停堆，冷却剂平均温度和压力有较 大变化，最小DNBR仍大于限值。25、弹棒事故的起因、过程特征及其危害性。起因：控制棒驱动机构密封壳套发生破裂，巨大的压差将控制棒弹出堆芯（0.05 秒）。 特征：1）快速的阶跃反应性引入，堆功率急剧上升；2）形成堆芯功率分布不均匀，而且 因子比较大，形成局部高功率；3）小破口事故，但从失水角度来看不严重，从反应性的角 度来看，有一定有利影响；4）总体上形成功率、温度快速短暂的增长。危害：1）局部过热可能造成芯块熔化；2）过热芯块与冷却剂直接接触，热能转化为机械能 形成冲击波，损害堆芯结构和可冷却性；3）包壳过热脆化而破裂；4）冷却剂升温升压，进步损坏一回路完整性。26、完全失流事故的主泵流量衰减规律（1）假设水泵无惯性：即水泵断电后没有惯性压头，w=wO/（l+t/tl）,其下降速率的大小由 主回路半时间tl决定。即当t=t1时，堆芯惯性流量为初始流量的一半，所以t1越大，堆 芯惯性流量下降越慢。（2）假设水泵有很大的惯性：以致水泵半时间远远大于回路半时间，t=tp时，泵的惯性角 速度下降到初始角速度的一半，此时流量的解为尸wO/（1+t/tp），此时泵的特征决定流量衰 减速率。（3）a= t1/tp,当a值相当小时（a 1），堆芯慢化剂流量将很快下降到初 始流量的10%20%。27、失流事故的过程特点及其对核电厂设计的要求。过程特点：冷却剂流量降低，堆芯传热能力下降，事故高潮期很短，过程很快。要求：1）功率水平和分布因子合理；2）停堆保护及时；3）控制棒下落速度块；4） 主泵转动惯量足够；5）蒸汽发生器与堆芯高度差足够。28、汽轮机停车事故的起因及其包络性。起因：1）发电机停机（甩负荷）；2）真空冷凝器失效；3）丧失润滑油；4） 汽轮机推力 轴承故障；5）汽轮机超速；6）手动误操作。包络性：汽轮机停车瞬变的分析结果可以包络“蒸汽流量减小”、“外负荷丧失”、“主蒸 汽隔离阀关闭”、“冷凝器真空丧失”这四种瞬变。29、主蒸汽管道破裂事故的物理过程，有、无浓硼注入的主要差异。物理过程：主蒸汽管道破裂后，大量蒸汽从破口喷出，蒸汽发生器二次测降压， 一回路到 二回路传热增加，冷却剂温度下降，负反应性反馈导致堆芯引入正反应性。若反应堆处于停 堆工况下，堆芯停堆裕度降低，甚至可能重返临界；若反应堆处于功率运行状态，堆功率增 加，进而导致功率保护停堆，停堆后的过程与初始处于停堆工况过程相似。有无浓硼注入的 主要差异：1）有浓硼注入时，浓硼的注入主宰反应性的变化，堆功率在达到峰值后下降， 趋于热态零功率工况；2）无浓硼注入时，慢化剂降温引起的反应性变化主要靠燃料多普勒 反应性来补偿，反应性在峰值后趋于零，堆功率趋于一个稳定值。电厂趋于稳定状态。30、大破口失水事故分析的主要假设及应急堆芯冷却系统（ECCS）验收准则。主要假设：1）102%额定功率；2）最大功率不均匀因子；3）轴向功率取寿期中最危险的截 断余弦分布；4）燃耗选取以使得燃料元件气隙最大，储热最大；5） 由温度及空泡负反应 性停堆；6）衰变热选取；7）锆水反应取BAKER-JUST关系式；金属构建储热；破口临界喷 放取Moody喷放关系式，8） 9）喷放系数0.61.0；10）ECCS流量在喷放阶段全部流失， 后面阶段破损环路全部流失；11） CHF后果采用膜态沸腾公式；12）极限的单一故障；13） 安全壳压力偏低选取；14）再淹没阶段主泵卡轴；15）上封头温度保守假设；16）燃料肿胀 引起的流量阻塞效应。ECCS验收准则：1）包壳峰值温度（PCT）不超过1204C； 2）包壳最大氧化厚度不超过17；3）氢生成量不超过全部包壳参加锆水反应总生成量的1； 4）堆芯几何形状的变化应限制在可冷却的限度之内；5）能进行堆芯长期冷却，以去除衰变 热。31、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，引起一回路冷却剂温 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。32、大破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律。物理过程：1）喷放阶段：破口出现后，冷却剂从破口喷出，首先是很短暂的欠热临界喷放， 很快进入饱和临界喷放，冷却剂压力下降很快，堆芯流量会出现很短暂的流动逆转过程，会 出现流动滞止现象，导致包壳出现第一个温升峰。ECCS水旁路堆芯，直接从破口损失，堆 芯传热条件恶化。喷放后期包壳温度开始快速上升。冷却剂几乎丧失完后，喷放结束。2） 再充水阶段：在喷放结束后，ECCS水逐渐进入压力壳的下腔室。压力壳水位开始回升，但 堆芯处于裸露状态，燃料包壳温度快速上升（几乎是绝热升温），可能有少量的锆水反应， 当压力壳水位到达堆芯底部后，再充水阶段结束。3）再淹没阶段：ECCS冷却剂开始与炽热 的燃料包壳接触，开始对底部包壳起冷却作用，但很快被汽化，包壳温度上升速度逐渐变慢， 堆芯水位上升缓慢，锆水反应比较显著。随着水位的上升，再淹没前沿的传热工况有一个转 变过程（蒸汽冷却一膜态传热一泡核沸腾一单相液冷却）。包壳温度开始下降，堆芯逐渐淹 没，包壳温度快速下降，当堆芯被完全淹没后，再淹没阶段结束。4）长期冷却阶段：ECCS水冷却堆芯后，从破口注入安全壳地坑，通过安注再循环模式实 现长期冷却。1）堆功率：由于大破口事故系统压力降低极快，0.1秒内，可降到冷却剂的饱和压力，从 而生成大量蒸汽，堆内空泡效应引入的负反应性使反应堆自行停闭。停堆后剩余中子功率迅 速减小，此后主要释放衰变热。2）RCS压力变化：在最初极短的一段时间内为欠热喷放，压力迅速下降，进入饱和喷放后, 压力下降稍见缓慢。在再充水，再淹没阶段，注入的低温安注水使堆芯蒸汽凝结，此后虽水 位在上升，但系统压力仍然缓慢下降。3）热点包壳温度：在喷放阶段形成一个包壳温度峰值；在再充水阶段，堆芯内既无液体冷 却剂，又无显著蒸汽流动，元件处于裸露状态，是包壳温度的主要升温状态；进入再淹没阶 段，随着蒸汽产生量的增加，包壳升温越来越缓慢，继而开始下降。包壳温度达到最高点并 开始下降，是在骤冷前沿到达之前，由蒸汽流动冷却而形成的。4）堆芯水位：整个喷放阶段，堆芯水位持续迅速下降。安注箱水及低压安注泵注入水流入 下腔室后，压力容器水位开始逐渐上升。在水位上升至堆芯底部之后，开始在淹没阶段，由 于部分水量因冷却堆芯而汽化，因此再淹没阶段堆芯水位上升缓慢。33、破口位置对大破口失水事故物理过程和后果的影响。冷管段破口会造成最高的包壳峰值温度，比热段破口危险，因为：1）破口流量与原堆芯流 量方向相反，引起喷放早期冷却恶化；2）上腔室压力高，使堆芯水位降低；3）破口流出的 是低焓冷却剂，流量大而带出的热量少；4）ECCS的注水流失比例高。34、小破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律。物理过程：1）自然循环维持阶段：破口冷却剂丧失，压力壳水位下降，一回路系统降压，堆芯热量通 过循环从蒸汽发生器热阱排出；ECCS注水流量较小。2）自然循环中止（水封存在阶段）：当压力壳水位低于主管道所在平面后，自然循环终止， 堆芯开始产生大量蒸汽，并在上腔室积累，上腔室压力相对偏高，会把堆芯水位不断降低， 导致堆芯裸露升温，堆芯热量部分靠回流冷凝方式从蒸汽发生器二次热阱带出。安注流量很 难进入堆芯，大部分从破口流失。当蒸汽积累导致压力足以克服残留在U形管弯曲段中的水 封压头时，导致循环水封消除。3）循环水封消除阶段：水封消除后，压力再平衡使得下行段中的冷却水流回堆芯，堆芯被 快速淹没，系统压力快速下降。4）长期冷却阶段：ECCS水冷却堆芯后，从破口注入安全壳地坑，通过安注再循环模式实现 长期冷却。1）堆功率：事故开始，破口冷却剂丧失使徹CS快速降压，引起慢化剂密度下降，导致堆 功率单调下降。RCS压力降到低压停堆压力时，当堆安全保护开始紧急停堆，随着控制棒 的插入，堆功率剧减，快速降到衰变热水平。2）系统压力：事故开始，RCS因破口冷却剂过冷临界喷放而快速降压。当降至上腔室及热 段冷却剂饱和压力时，因上腔室及热段冷却剂闪蒸，RCS出现短暂的再升压阶段。此后由于 堆功率下降，RCS降压恢复。停堆后功率剧减，上腔室及热段冷却剂温度也随之减小。由于 环路自然循环停止，主泵入口前的U形段出现水封，水封的出现使得破口排热受阻，RCS 降压缓慢。3）压力容器（堆芯）水位：一开始，由于位置较高的稳压器尚未排空，压力容器水位维持 不变。当压力降到上腔室冷却剂温度所对应的饱和压力，引起上腔室冷却剂闪蒸后，压力 容器水位开始下降。当稳压器排空后，压力容器水位开始快速下降。当压力平衡使堆下行段 内的冷却剂及HPSI注入流入堆芯，堆芯水位开始快速回升，重新淹没堆芯。到安注箱注入 后，堆内水位开始整体回升。4）包壳温度：事故开始，由于事先停泵及芯块储存热释放，包壳出现短期升温。接着由于 堆功率下降，包壳温度开始下降。堆芯裸露后，包壳开始升温，直到环路部分水封临时消除， 使得部分液相冷却剂涌入堆芯，燃料包壳温度大幅下降。环路水封消除后，由于堆芯迅速淹 没，包壳升温结束。在堆芯冷却剂蒸发引起堆芯再次裸露时，燃料包壳相应的再次升温，并 因安注箱的投入而结束。35、主泵运行对小破口失水事故物理过程和后果的影响。（1）加速早期降压；（2）阻止环路水封形成；（3）提高堆芯水位，避免堆芯裸露；加 强冷却剂交混，早期冷却破口流量小，后期破口大。36、如何区分蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故和小破口失水事故。蒸汽发生器传热管破裂是失水事故的一种特殊情况，从一回路装量减少的立场来看，其严重 性可以用小破口事故来包络。与小破口失水事故相比，蒸汽发生器传热管破裂有如下几个特 征现象：（1）事故前后安全壳仪表指示没有变化；（2）破损蒸汽发生器水位，给水流量异常；（3） 冷凝器排气和蒸汽发生器排污取样系统辐射水平异常。此外：（1）小破口失水事故仅失去一回路压力边界的完整性和安全壳的完整性，放射性物 质旁通安全壳而直接释放到环境；（2）小破口失水事故在30min内不要求操纵员干预，而 SGTR事故则要求操纵员必须尽快干预。37、冷管段大破口和热管段大破口会出现几个包壳峰值温度？出现时间和大小有何不同？ 冷管段大破口，有明显的两个PCT；热管段大破口，可认为有一个PCT，或可认为还有一个不 明显的PCT；冷管段大破口，第一PCT出现较早、较高，第二PCT出现较晚、较高38、何为骤冷现象？何为蒸汽粘结现象？包壳温度降到约350550C时，应急冷却水再湿包壳表面，由于其高得多的冷却速度，使温 度急骤下降。在进口管破裂情况下，由于蒸汽流经蒸汽发生器时，二回路反向传热、蒸汽膨胀；并可能 由于蒸汽发生器和主泵间的U形管内积水一一使得堆芯和破口间的流动阻力较大，阻碍堆芯水位的上升39、大破口事故中高压安注系统在事故中起何作用？为什么？几乎不起作用。首先，压力下降快，蓄压、低压安注很快启动；其次，流量小，不起明显作 用；再次，在失厂外电、需要应急电源时，其启动会延时40、大破口事故中哪一阶段堆芯冷却最差？为什么？再灌水阶段。此时堆芯基本上是裸露的，热辐射和蒸汽的自然对流传热效率低。衰变热继续 释放，燃料温度绝热地上升，并随即导致锆合金与蒸汽的反应加剧，进一步提高了温度结果：? 一回路严重失冷，可能使堆芯裸露、燃料严重损坏； ? 冷却剂泄漏进入安全壳，伴随放射 性物质的释放； ? 冷却剂泄漏进入安全壳，引起安全壳升温和超压，甚至失效。41、大破口失水四个阶段：喷放、再灌水、再淹没、长期冷却的起始点和终点如何判定？应急冷却水到达压力容器下腔室使水位开始回升水位到达堆芯底端水位到达堆芯 顶端42、欠热卸压和饱和卸压阶段如何界定？压力降至局部饱和压力，冷却剂开始沸腾43、为什么不需要紧急停堆系统动作？压水堆负的空泡系数会使裂变过程自发中止44、操纵员不干预时蒸汽发生器传热管破裂事故的趋向工况及其危害性，操纵员干预时的主要干预内容及其出发点。趋向工况：（1）一回路冷却剂进入破损蒸汽发生器，一回路水位、压力下降，上充流量增 加，安全壳仪表指示无变化；（2）蒸汽发生器压力上升，破损蒸汽发生器水位上升，蒸汽 流量与给水流量失配；（3）破损蒸汽发生器排污和冷凝器排气，高放射性报警；（4）放 射性直接排放环境，同时丧失两层屏障，后果严重。危害性：（1）放射性排放到环境；（2）蒸汽发生器满溢，导致：放射性排放大大增加； 安全阀卡开；主蒸汽管道（MSL）充水，可能断裂；换料水箱（RWST）水量耗尽后导致SA。 干预内容：（1）鉴别事故及破损蒸汽发生器；（2）隔离破损蒸汽发生器；（3）冷却RCS, 使蒸汽发生器压力对应的饱和温度T25C；（4）降低一回路压力；（5）停堆安注；（6） 后期冷却。出发点：减少向环境放射性的释放量，尽量避免满溢。45、给水丧失未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）的物理过程。（1）给水丧失：给水丧失，传热失配，主冷却系统RCS）升温生压，水位上升，堆功率因 反馈稍微降低；（2）停堆失效：汽轮机停车，SG释放阀/安全阀开启，稳压器释放阀/安全阀开启，辅助给 水（AFW）投入但水位仍然降低，RCS较严重的升温升压，堆功率进一步降低；（3）SG蒸干（高潮阶段）：SG热阱几乎丧失，RCS急剧的升温升压，稳压器满水，安全 阀开启，堆功率大幅度降低，稳压器阀门起排热作用；（4）二次热阱建立：堆功率降低，与AFW排热能力逐渐匹配，AFW排热能力逐渐建立，RCS降 温降压，趋于低功率运行状态。46、ATWS缓解系统启动线路（AMSAC）的功能及其出发点。独立触发两个功能：（1）启动AFW （辅助给水投入）信号；（2）触发汽轮机停车。出发点：（1）提供二次侧应急热阱；（2）提高SG二次侧热阱的载热功率，使有限的二次 水得到充分利用。47、堆芯熔化事故的物理过程。（1）低压熔堆：以冷却剂丧失为特征，若ECCS失效冷却剂丧失导致堆芯裸露，元件升温， Zr-H20反应又会产生热量和H2，堆芯水量在进一步减少后，堆芯会自上而下熔化，堆芯熔 化到一定程度后，就会塌落入下腔室，使下腔室中残留的水汽化，产生大量的蒸气，甚至可 能形成蒸汽爆炸，熔融的堆芯与下封头相互作用可能导致下封头熔穿，再掉入安全壳，而与 安全壳混凝土相互作用，使混凝土分解， 释放大量的一氧化碳二氧化碳和氢气等非凝性气 体，气体从熔融物中冲击形成气溶胶弥散到安全壳中，进而可造成安全壳超压或者底部熔穿， 造成放射性大量释放；（2）高压熔堆：以热阱丧失为先导，主系统在失去热阱后升温升压导致稳压器安全阀/释放 阀开启，若二次侧热阱不能及时恢复，一回路又失去强迫注水能力，稳压器阀门将持续开启， 冷却剂持续丧失，当堆芯冷却剂不足后，堆芯会在高压状态下裸露，元件升温，开始熔化，（随后过程类似于低压熔堆过程），但在下封头底部熔穿时，由于系统的高压，会发生熔融 物的喷射，导致安全壳超压失效，落入安全壳地板的熔融物的小颗粒会弥散在安全壳中，造 成安全壳的直接加热，可能导致安全壳超压失效，落入安全壳地板的熔融物也会继续与低压 熔堆过程类似的现象。一般过程：堆芯失冷堆芯裸露堆芯熔化堆芯塌落下封头熔穿堆芯与混凝土 相互作用安全壳失效。48、核电厂严重事故指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，核电厂严重事故：威胁或破坏 核电厂压力容器或核电厂严重事故安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。 分两类：堆芯熔化事故、堆芯解体事故 49、堆芯熔化分高压熔堆和低压熔堆 低压熔堆：以快速卸压的大、中破口失水事故为先导 高压熔堆：以堆芯冷却不足为先导事件，主要是丧失二次热阱事件、小小破口失水事故也是 其中之一。与低压比，高压的特点：进展慢，有比较充裕的干预时间；湿环境，有水洗效果；堆芯熔融 物分布区域更大，具更大潜在危险。50、堆芯熔化过程：堆芯熔化过程： 在燃料棒较冷部形成局堆芯熔化过程熔化的微滴和熔流开始向下流向完整 的燃料棒； 部堵塞，熔坑形成并增大；一个小熔坑形成；熔坑径向和轴向增大。51、蒸汽爆炸蒸汽爆炸：当一种液体进入另一种液体，并且第一种液体的温度比第二种液体的沸腾温度高 时， 第二种液体作为第一种液体的冷却物可能发生快速蒸发。某些情况下， 这种快速蒸发 可能引发一种爆炸。阶段：初始条件（熔化的燃料和冷却剂分开着）、阶段I （粗粒的混合物，慢的传热，无压 力增加）、阶段II （触发过程，局部压力等来自冲撞或俘获）、阶段III （增强，压力波 非常迅速地碎裂燃料，从细小碎片传热非常迅速） 。52、安全壳早期失效指堆芯熔融物熔穿压力容器之前或者之后很短的时间内安全壳失效。安全壳早期失效主要原 因：安全壳大气直接加热、蒸汽爆炸、氢气燃烧（堆芯金属物质氧化、熔化堆芯与混凝土相 互作用产生氢气） 、安全壳隔离失效。53、安全壳晚期失效：仍然存在长期危及安全壳完整性的因素。安全壳晚期失效在熔融堆芯熔穿压力容器后因素有：晚期可燃性气体的燃烧、安全壳逐步超 压以及地基熔穿。54、严重事故管理内容：第一，采用一切可用的措施，防止堆芯熔化，称事故预防；第二，严重事故管理内容： 严 重事故管理内容若堆芯开始熔化，采用各种手段，尽量减少放射性向厂外释放，称事故的缓 解。55、事故管理的基本任务依次是: 预防堆芯损坏；中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主系统压力边界以内； 在一 回路压力边界完整性不能确保时， 尽可能长时间地维持安全壳的完整性；万一安全壳的完 整性也不能确保，应尽量减少放射性向厂外释放。56、事故缓解措施：安全壳热量排出与减压； 消氢措施、安全壳的最终保障。事故缓解措施防止高压熔堆；57、核应急：要求立即采取行动的状态，以避免事故的发生或减轻事故的后果。58、应急管理工作的方针：常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护 环境。59、应急计划区是指为了保证在事故时能迅速采取有效地行动保护公众，在核设施周围需要应急计划区进行 应急响应计划的区域。60、应急状态4级：应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急。应急状态61、安全壳主要失效模式。答：1)a模式：蒸汽爆炸(概率极低)；2) B模式：安全壳隔离失效(包壳安全壳旁路)；3) Y模式：氢爆；4) 模式：底部熔穿；5) 5模式：安全壳超压失效62、确保堆芯冷却的方法：正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。反应堆停 闭时， 堆芯内链式裂变反应虽被中止， 但燃料元件中裂变产物的衰变继续放出热量， 即 剩余释热。为了避免损坏燃料元件包壳，应通过蒸汽发生器或余热排出系统，继续导出热量。在反应堆失去正常冷却的事故工况下，有以下导出堆芯热量的方法(1) 由辅助给水系统提供 给水，产生的蒸汽通过蒸汽旁路系统排入大气。(2) 当一回路温度和压力下降到一定值时， 由余热排出系统冷却。一回路处于大气压力下时， 可由堆芯换料水池冷却净化系统排出余 热。(3) 当蒸汽管道出现破口时， 安全注射系统向堆芯注入含硼水， 以补偿由于堆芯过冷 所丧失的冷却剂装量。(4) 当一回路系统出现破口时， 堆芯产生的功率将由破口流出的液 态或气态的冷却剂带到安全壳，安全壳喷淋系统动作，进行循环冷却61包容放射性产物的方法：(1)保持现场或厂房的相对负压。(2)收集带放射性的气体, 送到废气处理系统进行处理、储存和监控。低放射性废气经过滤后通过烟囱排放。(3)放射 性废液送到硼回收系统或废液处理系统进行过滤、除盐、除气、蒸发和储存监测后,送到 废液处理系统储存箱储存。达到排放标准后,再向环境进行监控排放。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，确定发生概率3.确定堆芯内和安全壳内 的放射性物质的沉积和迁移，进而确定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，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那些 事故工况。R【损害/单位时间】=P【事件/单位时间】XC【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，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。