下载文档原格式
压水堆核电厂事故评价与应急预案研究当今社会，能源的需求量与日俱增，要满足这一需求，核能作为一种清洁、稳定、高效的能源资源被广泛使用。
而作为核能发电的重要方式之一的压水堆核电厂，在其运行过程中可能会发生事故，给人民生命财产安全造成不可估量的损失。
本文将探讨压水堆核电厂事故评价以及应急预案的研究。
压水堆核电厂事故评价压水堆核电厂事故是指其反应堆堆芯中的核燃料体系因为失控等意外因素而造成的不可挽救的影响范围超过了设备和周围环境能承受的极限，产生的核辐射、火灾、爆炸等事件，对人类及周围环境造成重大损害。
基于国际核安全标准，压水堆核电厂事故的评价以核辐射的影响范围为主要指标，对分析辐射能量的来源及其传递途径，排放途径和环境影响进行定量分析，并对不同地域人口密度、组成结构、经济情况等进行标准划分。
通过对各个影响因素的定量分析，得到核辐射对人群健康的潜在危害程度测量值，并且基于潜在危害程度测量值，确定事故等级。
压水堆核电厂的应急预案应急预案是为了预防核事故发生或者在核事故发生后，对核事故造成的危害进行控制，保障人民生命财产安全而制订的政策和行动的配套计划。
压水堆核电厂应急预案的主要任务是：第一，避免核辐射泄漏，保证周围环境与人员的安全；第二，遏制核事故的发生，防止核反应堆堆芯破裂，防止热载体流失等；第三，减少核辐射对周围环境与人员的危害，采取一系列紧急措施，包括将事故源点附近的人员疏散到安全区域，遮盖事故源点，加强核污染物监控与回收等；第四，组织事故后的恢复工作，包括清除污染，安装临时核辐射监测设备，建立核辐射防护区域等。
对于污染范围广泛的核事故，应急预案的执行需要由国家协调和组织。
如果面对核事故，每个人都应该保持冷静、果断、有条理地执行应急响应措施，避免恐慌，这样才能够有效减少人员伤亡和环境损失。
总结在当今世界，核能发电作为一种清洁、安全、稳定的能源，得到了广泛的应用。
而作为核能发电的重要方式之一的压水堆核电厂，在其运行过程中可能会发生事故，给人民生命财产安全造成不可估量的损失。
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目）先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验Virtual Reality for Operation and Typical Accidents ofAdvanced Pressurized Water Reactor实验指导书（在线实验版）Experiment Manual（online）简介先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。
本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。
实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。
实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。
点击“操作实验”进入在线实验页面。
注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。
进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。
插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。
装载完毕后，显示实验开始界面。
点击开始后，进入在线实验界面。
分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。
(1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示；图 核电站原理展示系统(2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。
图核电站运行原理模拟机界面正式实验：核电厂运行及典型事故虚拟仿真I.核电厂正常运行点击正式实验进入后，实验可分为如下步骤进行：(步骤1)本实验模拟的典型事故在核电厂满功率正常运行的条件下发生。
![压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]](https://img.taocdn.com/s1/m/572ab004a6c30c2259019e3f.png)
Southwest University of Science and Technology本科毕业设计（论文）压水堆核电站全厂断电事故模拟研究学院名称国防科技学院专业名称核工程与核技术学生姓名学号指导教师二〇一三年五月压水堆核电站全厂断电事故模拟研究摘要：压水堆核电站全厂断电可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效。
全厂断电事故中主泵轴封处可能会由于失去冷却而出现泄漏;如果此时一回路系统维持在安全阀设定压力的水平,可能会导致高压熔喷。
本论文主要研究关于如何推迟较压力壳下封头熔穿时间，避免高压熔喷,降低安全壳发生早期失效等问题，利用MELCOR程序分析研究严重核电厂全厂断电事故，研究表明全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环，堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露，逐渐融化，并最终导致安全壳发生超压失效。
最后通过对全厂断电事故发生时一回路系统热工水力响应、堆芯部件行为、安全壳内的热工水力现象进行分析，提出对核电厂严重事故的缓解措施。
关键词：全厂断电；严重事故；高压熔喷；热工水力响应；安全壳响应Analysis of station blackout accident in Pressurized waterreactors nuclear power plantsAbstract:nuclear power plant outage may develop into a water pressure core melt accident serious heap,and lead to vessel overpressure failure.The main pump power accident may be due to the cooling and the leakage loss;if a closed-loop system to maintain the safety valve set pressure,may lead to high pressure spray.This paper mainly studies how to turn ahead pressure vessel penetration time,avoid high pressure spray,reduce the control problem of early failure,using MELCOR program to a serious analysis of nuclear power outage,studies show,blackout,auxiliary power machine power,power of the main pump has been idle in sharp decline,coolant flow,began to natural circulation,reactor core coolant supply due to lack of,the remaining coolant evaporation,the water level dropped rapidly,nucleate boiling and naked,melting,and over pressure resulted from the failure of containment.When the accident occurred,the thermal-hydraulic response of a loop of the system,the core components of the behavior of power plant thermal hydraulic phenomena,containment,and analyzes the results,puts forward severe accident mitigation measures.Keywords:station blackout; severe accident;high pressure spray；The thermal-hydraulic response；containment response目录第一章前言 (1)第二章国内外对核电站研究现状 .................................................... 错误!未定义书签。
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告一、预习报告实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
实验仪器设备：电脑、仿真软件实验内容：1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和方法。
2、加载运行工况，然后加载事故工况。
3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故中产生响应的参数进行图表记录。
实验原理和背景材料:PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。
如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。
从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。
从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。
相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。
在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。
另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。
组合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。
PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。
模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。
它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。
它的图形用户界面使操作起来十分方便。
所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。
PCTRAN现有的模型:· GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment· GE ABWR and ESBWR· Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah)· Westinghouse AP1000 三门或海阳· Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400· B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR· ABB BWR’s (TVO)· Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92二、实验报告实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
I T 技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald26A P S系统是西屋公司在第三代先进压水堆仪控系统非安全级平台上专门开发的新一代报警系统，负责监视和处理报警数据、操作员报警提示和报警属性信息查询，引导操作员正确地处理这些报警。
与在火电版O v a t io n 平台上普遍应用的基准报警系统（B a sic Ala r m Syste m）相比，A P S具有界面清晰、信息量大、功能灵活多样的优点，有利于操作员掌握全厂报警信息，并做出快速正确的报警响应[3]。
1 对APS报警系统的研究1.1 APS系统结构A P S应用程序采用Ja v a 开发，为服务器/客户端结构。
其中A P S 报警服务器程序运行在专用的服务器上，主备冗余，集中处理所有的报警数据[4]。
APS报警客户端程序包括：操作员站客户端：运行在各个操作员站上，是报警管理的工具；大屏幕客户端：运行在两个大屏幕的工作站上，分别显示一回路和二回路的报警光字牌。
1.2 APS主要功能APS报警服务器的功能主要有：监视报警状态的变化；读/写报警历史文件；控制报警声音；处理各个客户端的请求；传递操作员的报警操作。
报警客户端的功能有：显示电厂实时或历史报警；以声光方式引起操作员注意；引导操纵员处理报警；记录操作员日志。
1.3 APS界面设置图1是A P S操作员站客户端的主界面，它由两大部分组成，上部分是报警光字牌，下部分是报警清单。
报警光字牌是对报警信息的分组，上面的小光字牌按系统分组，下面的大光字牌按设备分组。
报警清单主要包含报警时间、系统名、点名、描述、报警类型、单位、点质量、报警限值和报警优先级等属性。
1.4 APS报警分类APS的报警状态（status）有以下4种[5]：NEW：新报警； ACK：已确认；UNACK：未确认；CLEAR：已消除。
①作者简介：刘亚飞（1982—），女，汉，湖北人，工程师，工学学士，主要从事核电模拟机及验证平台的开发工作。
基于RELAP5-HD的先进压水堆仿真研究AP1000是西屋公司在继承传统压水堆成熟技术,并吸取其长期积累的运行经验的基础上开发出来的三代+压水堆,它是一个革新性的设计,符合美国核管会安全评审要求,并满足先进轻水堆用户要求文件。
AP1000是一个单堆布置的两环路核电厂,其净电输出功率为1117MWe。
与传统压水堆核电厂相比,其最主要的特点就是使用了非能动安全系统,利用非能动特性,如压缩气体储能,重力势能,自然循环等代替能动设备如泵,交流电源等进行驱动,从而使得电厂的安全性和可靠性得到大幅提升。
AP1000的非能动堆芯冷却系统包括非能动余热排出系统和非能动安全注射系统,以及用于有效衔接高、中、低压安注的自动卸压系统。
AP1000核电站的整体系统结构,运行模式和特点以及其非能动设计理念与我国目前大量运营的反应堆相比有较大不同。
为了熟悉先进压水堆的系统结构,全面掌握其运行特点,充分理解其非能动设计理念,并且对堆芯下降腔等具有典型多维流动的部件进行模拟,有必要使用具有多维组分模拟功能的RELAP-HD程序,对AP1000进行建模仿真研究。
RELAP5-3D是RELAP5系列程序的最新版本,与之前的RELAP5版本相比,RELAP5-3D最重要的改进在于多维水力学部件和多维中子动力学模型的引入。
GSE公司将RELAP5-3D嵌入其实时仿真平台SimExec上,形成了 RELAP5-HD,它可以在不损害RELAP5-3D最佳估算程序的完整性的前提下实时地进行电厂运行状态的热工水力求解。
本文首先利用RELPA5-HD程序建立了 AP1000核电厂的模型,主要包括其压力容器、蒸汽发生器、主管道、稳压器、非能动堆芯冷却系统,以及控制系统等。
压力容器内的下降通道和堆芯用多维组分进行模拟。
对该模型进行了稳态调试,并将最终的稳态结果与AP1000电厂额定值进行比较,以验证稳态模型的适用性。
同时,还在稳态情况下对压力容器下降通道和堆芯内的多维流动进行了分析。
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目）先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验Virtual Reality for Operation and Typical Accidents ofAdvanced Pressurized Water Reactor实验指导书（在线实验版）Experiment Manual（online）简介先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。
本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。
实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。
实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。
点击“操作实验”进入在线实验页面。
注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。
进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。
插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。
装载完毕后，显示实验开始界面。
点击开始后，进入在线实验界面。
分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。
(1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示；图 核电站原理展示系统(2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。
图核电站运行原理模拟机界面正式实验：核电厂运行及典型事故虚拟仿真I.核电厂正常运行点击正式实验进入后，实验可分为如下步骤进行：(步骤1)本实验模拟的典型事故在核电厂满功率正常运行的条件下发生。
因此首先的步骤是实现核电厂的正常运行。
首先，按提示点击“复位”按钮。
从“初始条件”中选择一个第一个运行工况，并点击左侧菜单上的“运行”启动实验。
注意，随时可以在点击右侧菜单的“切换界面”和“返回”进行界面切换和返回主界面。
实验的操作提示位于窗口上方。
图正常运行初始条件(步骤2)正常运行开始后，通过点击“切换界面”来到操作员主菜单界面，点击“系统图”-“总体流程图”，分别点击RCP、CORE，观察总体流程图、主冷却剂系统(RCP)图、反应堆堆芯(CORE)系统图中的冷却剂温度、流量等参数值以及阀门开闭状态、控制棒位置等。
图反应堆主冷却剂系统图(步骤3)点击“曲线”-“监视参数曲线”，可以观察正常运行下的稳态曲线图。
查看参数的稳定性。
核实堆芯热功率、稳压器压力等参数符合设计值。
这里可以按提示进行截图保存曲线图。
图正常运行下的核心参数稳定状态(步骤4)验证正常运行工况合格以后，点击“切换界面”，和“返回”。
在主界面选择一个事故，例如“环路一冷段破口”。
这里可选取三个典型事故（每项事故中均可设置破口大小等相应参数）。
图 从故障列表引入不同的事故工况II.环路一冷段破口事故(步骤5)选择第一个“环路一冷段破口事故”，点击输入相对破口尺寸（0-1），设定延迟触发时间（可选），点击确定后触发事故。
☉实验提示：破口尺寸的大小将影响主回路系统内冷却剂向外喷放流失的速率，进而影响事故后果的严重程度。
破口越大，冷却剂向外喷放流失的速率越大，系统压力下降越快，导致堆芯液位下降越快，流体更容易发生闪蒸相变，引起堆芯传热恶化，甚至可能发生堆芯裸露烧毁。
图 设定典型事故参数(步骤6)触发事故后，依次从以下界面观察事故发生后的相关事件序列与参数图：总体流程图、主冷却剂系统图、堆芯以及重要设备状态显示图。
图 事故工况下堆芯系统图(步骤7)进行适当的交互式事故干预，例如：在稳压器压力控制面板中进行相应的事故处理操作。
对与稳压器相连的RCP401RC压力控制器的开度进行手动调节，以控制稳压器顶部的喷淋流量大小，从而调节降压速率。
观察事故干预前后压降曲线的变化趋势。
☉实验提示：这里干预措施的原理是：当发生破口失水事故后，由于在破口处的喷放卸压，导致主回路系统压力迅速下降。
而主回路系统的压力主要通过稳压器来调控。
通过引入对稳压器顶部喷淋流量调节的干预措施，可以调节并维持稳压器内的水位，进而可调节主回路系统降压的速率，从而可以在一定程度上缓解破口失水事故的后果。
通过干预前后关键参数的曲线图对比，我们可以看到：采取对稳压器的干预措施之后，稳压器水位增加，稳压器压力的下降速率相比干预前更加缓慢，冷却剂平均温度及堆芯温度的下降速率也相应地变缓慢。
图 在稳压器压力控制面板进行交互式干预(步骤8)进入报警事件序列界面，观察记录事件触发时间，记录停堆时间。
图 报警事件序列(步骤9)通过菜单提示进入参数监视动态曲线图界面，观察相应重要参数曲线显示图（每个事故重要参数略有不同）。
如堆芯热功率、堆芯核功率、一回路系统压力、堆芯冷却剂平均温度、主泵流量、稳压器水位、蒸汽发生器水位、控制棒位置等。
☉实验提示：事故描述：当冷段破口出现后，主回路系统的冷却剂从破口向外喷放，主回路系统的压力因冷却剂的流失而降低。
当系统压力降压到一定程度，稳压器低压信号触发反应堆紧急停堆，二回路汽轮机停机；随着压力的降低，根据系统压力低低信号启动高压安注泵，高压安注系统投入运行，向堆芯注入含硼冷却水；系统压力进一步降低，为保护主泵，需关闭主泵；当系统压力继续下降到安注箱启动的压力,安全注射箱自动开始注水；系统压力继续下降，低压安注系统开始投入运行，进入堆芯低压长期冷却阶段。
图 事故工况下重要监视参数趋势图(步骤10)通过打印功能，绘制事故进程中的重要参数趋势图并保存。
(步骤11)分析事故进程，安全系统在事故后的功能，并做出核电厂运行状态是否安全的评估。
(步骤12)当事故瞬态进程稳定以后，点击“复位”按钮以结束事故，从而结束仿真实验。
III.蒸汽发生器传热管破裂事故(步骤13)第二个典型事故为蒸汽发生器传热管破裂。
重复正常运行，从故障列表中引入相应的事故触发条件，设定典型事故参数（可选尺寸0-1）。
图 设定典型事故参数(步骤14)事故发生后进行交互式干预，例如，通过手动调节蒸汽发生器底部所连的ASG排污阀的开度，控制蒸汽发生器的水位。
观察比较蒸汽发生器的实际水位与参考水位的变化。
☉实验提示：这里干预措施的原理是：当发生蒸汽发生器传热管破裂事故时，一次侧带有放射性的水将会通过蒸汽发生器传热管泄漏到二次侧，引起蒸汽发生器的水位持续上升。
通过引入对蒸汽发生器底部排污阀开度控制的干预措施，可以将泄漏到二次侧的水进行适当排放，从而可以控制蒸汽发生器的水位，而不至引起蒸汽发生器满溢的严重后果。
干预后我们将观察到：蒸汽发生器由于传热管破裂导致的水位增加的速率得到缓解，随着底部ASG排污阀开度的调大，蒸汽发生器内的水通过底部排放出去，从而能更好地调节蒸汽发生器的水位，使其实际水位不至过多偏离参考水位。
图 蒸汽发生器排污阀流量调节☉实验提示：事故描述：当蒸汽发生器传热管破裂事故发生后，一回路的情况是：破口造成一回路水向二回路流失，一回路系统压力下降；当降到稳压器低压停堆阈值时，反应堆紧急停堆，汽轮机脱扣；当一回路压力低到安注阈值时，安注系统投入，化容系统正常上充隔离，由安注系统补偿一回路水的流失；高压安注泵的流量一旦大于破口流量，一回路压力回升，并稳定在某一值上。
然后，启动辅助给水，压力缓慢减小。
二回路的情况是：事故后，一回路的水进入二次侧，造成二回路污染。
出故障蒸汽发生器的水位上升；故障蒸汽发生器给水流量减小而呈现汽水流量失配；同时，故障蒸汽发生器产生蒸汽流量增加使其他蒸发器流量减小。
IV.控制棒控制系统弹棒事故(步骤15)第三个典型事故为控制棒控制系统弹棒事故。
重复正常运行，从故障列表中引入相应的事故触发条件，启动该事故。
(步骤16)事故发生后进行干预操作，例如：将停堆方式由“自动”切换为“手动”模式，直接进行手动停堆，可以看到控制棒迅速向下插入堆芯。
观察手动停堆后参数曲线的变化趋势。
☉实验提示：这里干预措施的原理是：控制棒控制系统弹棒事故是由于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。
发生弹棒事故后，控制棒不能自动下插入堆芯进行停堆，必须通过手动停堆来控制堆芯反应性的意外引入，防止核功率的激增。
干预后我们将观察到：通过手动方式进行停堆，可以使得控制棒迅速向下插入堆芯，从而使得堆芯能够及时停堆。
由于弹棒事故引起的堆芯核功率的激增得到缓解，堆芯引入的过大反应性得到控制。
图 手动插入控制棒停堆☉实验提示：事故描述：控制棒弹棒事故发生后的主要过程是，开始的短时间内，功率激增产生的大部分能量储存在UO2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。
当热量传递到元件包壳，可造成部分包壳发生偏离泡核沸腾(DNB)，可能影响堆芯完整性。
当热量传递到冷却剂，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。
(步骤17)待事故进程稳定后，可以记录重要参数的相关数据，打印曲线图，点击“复位”，退出系统，结束实验。
(步骤18)运行结束后，对三起事故分别与正常运行状况进行对比，分析重要参数曲线趋势变化的原因，干预操作所起到的作用与效果，不同事故参数带来的瞬态过程差异，并从总体安全性上对三起事故引起的后果等进行边分析，形成实验报告。
☉实验提示：本实验展示了核电站在发生典型事故时，反应堆系统会经历停堆、安注触发、阀门关闭等一系列的事故瞬态过程，而相关的物理参数如功率、压力、流量等也会形成瞬态曲线。
核电站所配备的安全系统能够进行相应的自动响应来减轻或消除事故后果。
而通过操作员进行适当的干预，也可以将事故进程引导向更加安全的状态，从而缓解堆芯温度和压力升高的程度，保障核电厂的安全性。
