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核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：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。
缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。
LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。
PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站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；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。
3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）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。
4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。
④对每个核电站制定应急计划。
（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。
（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。
核反应堆安全分析概念复习
1.设计安全分析：核反应堆的设计安全分析是在反应堆设计阶段进行的，主要目的是确定是否能满足特定的安全标准和要求。
它需要评估系统的设计是否足够可靠，包括燃料棒的配置、冷却剂循环系统、安全壳的设计等。
2.事故分析：事故分析是核反应堆安全分析的核心内容之一，它主要是通过模拟和分析不同类型的事故情景，预测事故发生的可能性和影响，并提出相应的防护和应对措施。
事故分析需要考虑诸如燃料过热、压力爆破、冷却剂突然减少等各种可能的事故情景。
3.辐射风险评估：核反应堆安全分析还需要进行辐射风险评估，以确定可能的辐射泄漏情况对人类和环境的影响。
辐射风险评估需要考虑不同的辐射途径和暴露途径，并根据剂量效应和暴露路径确定可能的健康风险和环境影响。
4.安全壳系统分析：安全壳是核反应堆系统中的一个重要组成部分，它起到封闭和屏蔽核辐射的作用。
安全壳系统分析主要是评估安全壳的性能和可靠性，包括在事故情况下，安全壳是否能够有效地防止辐射泄漏和核燃料的释放。
5.应急计划和应对措施评估：核反应堆安全分析还需要考虑突发事故的应急计划和相应的应对措施。
应急计划需要明确不同类型事故的应对策略和紧急救援措施。
应对措施评估需要分析各种应对措施的有效性和可行性，以确保在事故发生时能够采取适当的措施进行应对。
核反应堆安全分析需要综合考虑工程安全、辐射安全和应急安全等多个方面的要求。
它是一个复杂而综合的过程，需要使用各种工程技术和科
学方法，如数值模拟、风险评估、决策分析等。
通过对核反应堆系统进行全面的安全分析，可以有效地识别潜在的安全风险和问题，并提出相应的措施和建议，以确保核能的安全和可靠性。
核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：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。
缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。
LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。
PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站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；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。
3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）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。
4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。
④对每个核电站制定应急计划。
（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。
（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。
核反应堆安全分析Ch1:1.1安全总目标与两个辅助目标1.2安全设计的基本原则1.3核安全文化的定义和含义1.4不要求Ch2：2.1四种安全性因素2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现2.3专设安全设施的功能及设计原则Ch3：不要求Ch4：4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图4.2：看看吧4.3：P66页的图看懂，反馈的作用4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。
（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧4.10：大体看看吧Ch5：5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区Ch7：单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。
先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。
1、安全的总的目标：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、社会及环境免遭放射性危害。
2、辅助目标：辐射防护目标：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。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；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；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。
反应堆安全分析复习核安全的总目标：核电厂建立并维持一套有效的防御措施，以保证人员、社会及环境免收放射性危害。
辐射防护目标：辐射照射低于规定限值并合理可行尽量低。
技术安全目标：预防事故的发生、事故后果小，确保严重事故发生的概率低。
定量安全目标（美国核管会）：（1）紧邻核电厂正常个体人员反应堆事故立即死亡风险其他事故所导致总和1/1000 （2）核电厂邻近区域人口核电厂运行导致癌症死亡风险其他原因导致总和1/1000每运行堆年严重堆芯损坏频率小于10-4 每运行堆年大规模放射性释放频率小于10-5核电厂安全特征：强放射性、高温高压水、衰变热、核电厂放射性废料的处置核电厂安全对策：在所有情况下，有效控制反应性（紧急停堆、功率控制、补偿控制）、确保堆芯冷却、包容放射性产物核安全文化是存在于单位和个人的种种特征和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，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。
纵深防御措施：多道屏障（燃料元件包壳、一回路压力边界、安全壳）和多级防御措施安全设计基本原则：单一故障准则、多样化原则、独立性原则、故障安全原则、固有安全性原则、定期实验、维护、检修原则单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部件发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。
核安全的四要素：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。
确定论安全评价方法：基本思想是根据纵深防御的原则，以确保核电厂三个基本安全功能为目标，针对一套确定的基准设计工况，采用一套保守的假设和分析方法，已检验是否满足特定的验收准则。
分析基本假定：单一故障假设、操作员事故后短期不干预补充假定：事故同时失去场外电源；反应性最大的一组控制棒租卡在全提出位置；不考虑非安全设备的缓解能力；必要时考虑不利的外部条件。
核反应堆安全分析复习内容核反应堆安全分析是指对核反应堆系统的设计、运行和事故处理等方面进行全面、系统的安全评估和分析。
本文将对核反应堆安全分析的一些重要内容进行复习，包括核反应堆的基本原理、核反应堆事故、核反应堆的设计与控制措施、核反应堆的防护屏障与安全壳等。
一、核反应堆的基本原理核反应堆是一种能够维持核链式反应的装置，通过控制核反应速率，产生一定的能量。
核反应堆中使用的燃料为铀或钚等放射性物质，通过控制核反应链的速率来控制热能的释放。
核反应堆可以分为热中子反应堆和快中子反应堆两种类型。
二、核反应堆事故核反应堆事故是指在核反应堆系统中发生的意外事件，导致辐射泄漏或其他安全风险。
常见的核反应堆事故有燃料棒泄漏、冷却剂失效、控制棒失效等。
核反应堆事故可能导致辐射泄漏、安全壳破裂等严重后果，因此对核反应堆事故进行分析和预防非常重要。
三、核反应堆的设计与控制措施核反应堆的设计和控制措施是保证核反应堆安全运行的重要环节。
核反应堆设计需要考虑冷却剂循环、燃料棒、控制棒等的布局和选用，以确保核反应堆的稳定性和冷却性能。
核反应堆的控制措施包括控制棒的插拔、冷却剂流量的调节，以确保核反应链的稳定和热能的控制。
四、核反应堆的防护屏障与安全壳核反应堆的防护屏障与安全壳是核反应堆事故发生时保护人员和环境安全的重要措施。
防护屏障主要包括燃料棒外壳、反应堆本体壳体等，用于阻挡辐射和防止燃料泄漏。
安全壳则是一个更加完整的屏障，可以在事故发生时封闭核反应堆，并防止辐射和热能的泄漏。
五、其他安全问题除了以上内容外，核反应堆安全分析还需要关注其他一些安全问题，如辐射防护、应急准备、运行监测等。
辐射防护是保护工作人员免受核反应堆辐射的伤害，需要合理设置防护设施和个人防护措施。
应急准备包括事故应急预案的制定和应急演练的进行，以应对可能发生的事故。
运行监测则是对核反应堆的运行状态进行实时监测和数据分析，以确保核反应堆在正常工作条件下运行。
第一部分名词解释第二章堆的热源及其分布1、衰变热: 对反应堆而言, 衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。
第三章裂变能近似分布: 总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R射线能量 13是缓发B和R射线能量同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。
第四章堆芯功率分布和因素: 径向贝塞尔函数轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡第五章堆的传热过程2、积分热导率: 把对温度的积分作为一个整体看待, 称之为积分热导率。
3、燃料元件的导热: 指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。
4、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换, 即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。
5、自然对流: 指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动, 而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。
6、大容积沸腾: 指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。
7、流动沸腾: 也称为对流沸腾, 通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。
8、沸腾曲线: 壁面过热度（）和热流密度的关系曲线通常称为沸腾曲线。
9、ONB点：即沸腾起始点, 大容积沸腾中开始产生气泡的点。
10、CHF点: 即临界热流密度或烧毁热流密度, 是热流密度上升达到最大的点。
Critical heat flux11、DNB点: 即偏离核态沸腾规律点, 是在烧毁点附件表现为q上升缓慢的核态沸腾的转折点H。
Departure from nuclear boiling12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增, 导致受热面的温度骤升。
达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。
13、快速烧毁: 由于受热面上逸出的气泡数量太多, 以至阻碍了液体的补充, 于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层, 从而使传热性能恶化, 加热面的温度骤升；14、慢速烧毁: 高含汽量下, 当冷却剂的流型为环状流时, 如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化, 液体层就会被破坏, 从而导致沸腾临界。
第一章绪论（简答）1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。
第二是工作压力可以降低。
为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。
5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H）●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3）●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率（750～850℃，热效率40％）●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。
转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀））●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大）●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化）●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％）●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性（简答）1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料选择•中子吸收截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料加工性能 •材料机械性能 •材料抗辐照性能只有很少材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。
核反应堆安全分析第一章安全总目标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、居民及环境免遭放射性危害。
辐射防护目标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的水平，且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射得到缓解。
技术安全目标有很大把握预防事故发生；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；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。
核电厂的安全设计中辐射防护应遵循原则：正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。
（大事故概率低，概率高事故轻，正常情况要达标）第二章反应堆安全性分类：○1自然的安全性（设计）：内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。
○2非能动的安全性：惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。
○3能动的安全性：能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。
○4后备的安全性：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。
专设安全设施功能：事故工况下，保证堆芯冷却；堆芯的余热导出，防止堆芯熔化；包容放射性废物。
主要功能：（1）发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；（2）向安全壳大气喷淋除碘，阻止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。
安全堆注射系统的功能：当一回路系统破裂引起失水事故时，安全注入系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性。
重大事故时，迅速冷却堆芯，导走燃料热量，保持燃料包壳完整性。
事故后堆芯长期冷却。
安全壳系统包括哪些系统几各自的功能：1、安全壳贯穿件系统：所有的安全壳贯穿件，在大多数情况下是由封闭套筒构成的双屏障组件。
1.单一故障：导致某一部分不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。
2.轻水堆中子通量监测的三个量程：源量程、中间量程、功率量程。
3.核应急：核应急是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。
4.应急计划：应急计划又称应急响应计划，在应急计划中规定核设施营运单位，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务5.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，控制反映性或一出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停用。
6.高压熔堆的后果：裂变碎片自压力容器喷出（高温熔喷），安全壳内快速积聚大量热量，温度和压力迅速提高，可能引发安全壳早起超压实效。
7.核安全文化：是存在于单位和个人种种特性和状态的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电安全问题由于它的重要性要保证得到重视。
8.核应急：是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称为核紧急状态;应急计划：也称应急响应计划，再应急计划中规定核设施营运单位，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应任务。
9.剩余反应性：没有控制毒物时的反映控制10.停堆深度：把所有毒物投入堆芯时，所达到的负反应性11.热管：在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出，冷却剂通道。
热点：在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点，在堆芯内最危险的燃料元件上的点。
12.子（单）通道模型：认为相邻通道是相互联系的，沿着整个堆芯的的高度相邻通道的冷却剂之间发生着，动量，热量和质量的交换。
13.核燃料线功率密度：单位长度的核燃料在单位时间所释放出的能量。
热阱：接受反映堆排出余热的系统。
14.核安全辐射防护目标和技术安全目标？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，社会及环境免遭放射性危害。
核反应堆安全分析Ch1:1.1安全总目标与两个辅助目标1.2安全设计的基本原则1.3核安全文化的定义和含义1.4不要求Ch2：2.1四种安全性因素2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现2.3专设安全设施的功能及设计原则Ch3：不要求Ch4：4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图4.2：看看吧4.3：P66页的图看懂，反馈的作用4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。
（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧4.10：大体看看吧Ch5：5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区Ch7：单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。
先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。
安全的总的目标：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、社会及环境免遭放射性危害。
辅助目标：辐射防护目标：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。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；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；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。
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。
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。
纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护。
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。
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）。
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。
第二章反应堆安全的4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）。
固有安全性：指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，只是由堆得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。
反应堆的安全功能：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。
⑵、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；⑶、包容放射性产物：专设安全设施的功能：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。
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。
第四章核电厂运行工况分类：工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变，包括（核电厂的正常启动、停闭和稳态运行；带有允许偏差的极限运行；运行瞬变）；工况Ⅱ——中等频率事件，或称预期运行事件（指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程）；工况Ⅲ——稀有事故（极少出现，频率约10-4~3x10-2次每堆年）；工况Ⅳ——极限事故（概率10--6~10-4）。
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。
安全分析报告分析的典型始发事故：二回路系统排热增加、二回路系统排热减少、反应堆冷却剂系统流量减少、反应性和功率分布异常、反应堆冷却剂装量增加、反应堆冷却剂装量减少、系统或设备的放射性释放、未能紧急停堆的预期瞬变。
反应性引入事故：指向堆内突然引入一个意外的反应性，导致反应堆功率急剧上升而发生事故。
反应性引入机理：控制棒失控提升、控制棒弹出、硼失控稀释p66图失流事故：如果反应堆功率运行时，主泵因动力电源故障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，这种现象称为失流事故。
失流事故包括：流量部分丧失、流量完全丧失、主泵卡轴、主泵短轴。
P77热阱事故：由于二回路或三回路故障造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故。
P81蒸汽发生器传热管道破裂事故（SGTR）：指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂导致的事故。
导致sgtr发生的主要原因有传热管承受机械的和热的应力、二回路水引起的腐蚀、，特别是由于管板处的沉积物，使管板上方的管壁局部变薄及传热管发生裂纹和一回路水产生的腐蚀等。
事故后果：一回路水污染了二回路；有使短管蒸汽发生器和蒸汽管道充满水的风险；有堆芯冷却不足的风险。
蒸汽管道破裂：出了指蒸汽回路的一根管道出现实际的破裂所产生的事故外，还包括蒸汽回路上的一个阀门意外打开所导致的事故。
给水管道破裂事故：所有蒸汽发生器上游的任一给水管道破裂，从而导致给水流量的突然下降，然后至少有一个蒸汽发生器水室的水被排空的现象，均称为给水管道破裂事故。
事故后果：二回路给水丧失引起一回路冷却性能恶化，从而导致一回路能出现整体沸腾；稳压器安全阀开启引起一回路水流失，使得堆芯部分露出水面，从而有产生包壳破裂的危险；从破口流出的流体引起安全壳内温度和压力上升。
冷却剂丧失事故：指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。
分大破口、中小破口、气腔小破口、蒸汽发生器传热管破裂等大破口失水事故：喷放、再灌水、再淹没、长期冷却。
未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）：指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态，在这些瞬态中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。
第五章核电厂严重事故：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。
分两类：堆芯熔化事故、堆芯解体事故。
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。
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；在燃料棒较冷部形成局部堵塞，熔坑形成并增大；一个小熔坑形成；熔坑径向和轴向增大。
蒸汽爆炸（压力容器）：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）。
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。
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。
安全壳晚期失效：在熔融堆芯熔穿压力容器后，仍然存在长期危及安全壳完整性的因素。
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。
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，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。
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。
事故缓解措施：防止高压熔堆；安全壳热量排出与减压；消氢措施、安全壳的最终保障。
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。
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。
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，在核设施周围需要进行应急响应计划的区域。
