核反应堆安全 4.1运行工况和事故分类

核反应堆安全事故分析及预防研究核反应堆作为人类利用核能的主要设备，其安全性一直备受关注。

但是，尽管反应堆的设计和运行都严格遵守安全规范，事故仍然时有发生。

事故的发生不仅会对人类生命和环境造成极大的损害，也会对核能的发展产生不利影响。

因此，核反应堆事故的分析和预防研究显得至关重要。

一、核反应堆安全事故的类型核反应堆事故是指在核反应堆运行过程中，由于设计、运行、人为操作等原因引起的反应堆失控，导致严重核辐射泄漏或燃料释放的事件。

核反应堆事故大致分为以下几种类型：1、金属膨胀事故由于核反应堆中使用的燃料材料是铀或钚等金属，在反应过程中会发生膨胀。

如果这种膨胀过程无法被控制或被觉察到，就可能导致反应堆中燃料棒间距变窄，引发严重的事故。

2、核燃料棒失效事故核燃料棒失效是指核反应堆使用的燃料棒因长时间的使用，或其他不稳定因素导致燃料包壳失效。

当燃料包壳破裂或变形时，燃料核素可能泄漏，导致核反应堆事故。

3、燃料完全熔化事故燃料完全熔化通常发生在外部事件引发的严重事故中，如地震、台风等。

当反应堆无法正常工作时，燃料棒内的核燃料可能被加热，最终熔化。

这种事故会导致燃料棒及周围的核材料向外泄漏。

4、冷却系统失效事故核反应堆需要冷却液来去除燃料棒、反应堆内部组件及结构的热量，以保证反应堆的安全。

如果冷却系统失效或冷却液泄漏，冷却液不足，就会发生反应堆失控，严重的事故就有可能发生。

二、核反应堆安全事故的预防研究为了预防核反应堆事故的发生，需要从根本上解决安全问题。

核反应堆的设计、建设、运营和维护都需要从安全考虑。

主要预防方法包括：1、设计防范措施核反应堆的保安设施和安全控制设备应当进行严格的设计和测试，确保其能够承受各种突发事件的冲击和影响。

此外，设计中应当预留一定的安全舱以分离核反应堆核素和人员，防止事故扩散。

2、运营操作规范运行核反应堆需要专业的人员，专业化的工作流程和科学的管理机制。

同时，应采用定期巡检，监测参数等手段，对核反应堆进行严格的检测和评估。

核电站事故分类和安全分析1. 引言核电站作为一种重要的能源供应方式，具有高效、清洁的特点，但也存在一定的安全风险。

本文将对核电站事故进行分类和安全分析，旨在更好地了解核电站事故的类型和安全措施，以增加核电站运营的安全性和可靠性。

2. 核电站事故分类根据事故的性质和影响程度，核电站事故可以分为以下几类：2.1 设备故障类事故设备故障类事故指的是核电站中关键设备的损坏或失效，可能导致核电站的运行中断或事故发生。

典型的设备故障包括主泵、汽轮机、操纵系统等的故障或失效。

这类事故的发生往往与设备材料疲劳、操作失误等因素有关。

2.2 燃料管理类事故燃料管理类事故主要与核燃料的管理和处理过程有关。

例如，核燃料的泄露、堆芯过热等问题可能导致严重的事故发生。

这类事故需要注意燃料的存储、处理和运输过程的安全性。

2.3 放射性物质泄漏事故放射性物质泄漏事故指核电站中放射性物质泄漏到环境中，对人体和环境造成潜在威胁的事故。

这类事故的发生可能导致辐射污染，对于周边社区和生态环境造成重大影响。

因此，放射性物质泄漏事故的防范和应急措施尤为重要。

3. 核电站安全分析为保证核电站的安全运行，需要进行全面的安全分析，以下是几种常用的核电站安全分析方法：3.1 事故树分析事故树分析是一种定性、定量相结合的安全分析方法，用于分析事故发生的可能性和事故连锁反应。

该方法通过构建事故树模型，分析各个事件的发生概率和次序，评估事故发生的风险程度和影响范围。

3.2 故障模式和影响分析故障模式和影响分析（FMEA）是一种系统性的分析方法，用于识别和评估潜在故障的影响。

通过分析故障模式、潜在原因和后果，确定关键设备和流程的故障潜在影响，从而采取相应的预防和纠正措施。

3.3 风险评估风险评估是一种定量的分析方法，用于评估核电站事故的潜在风险和影响。

通过确定事故发生的可能性和影响程度，计算风险值，以便采取相应的安全措施和应急预案。

4. 核电站安全措施为了保证核能发电站的安全性，需要采取一系列的安全措施。

反应堆安全分析复习题资料2007年李吉根⽼师《反应堆安全》课的复习题资料1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）。

答：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。

员、公众及环境免遭过量放射性风险。

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。

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、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。

际屏障。

纵深防御：包含正常运⾏设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和⼚外应急设施五个层次。

分别为：1）⾼质量的设计、施⼯和运⾏，防⽌异常⼯况出现；2）停堆保护余热排出，防⽌异常⼯况发展为事故；3）专设安全设施，防⽌事故发展为严重事故；4）事故处置及特殊设施，防⽌放射性⼤量释放到环境；5）⼚外应急计划与措施，限制危害和后果。

多层屏障：轻⽔堆核电⼚普遍采⽤三道实体屏障，即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。

另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及⼚外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。

则、定期试验维护检查的措施、充分采⽤固有安全性的原则、运⾏⼈员操作优化的设计。

4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。

⼚的运⾏。

出发点：⾼可靠性、单⼀故障准则的要求。

失效。

5、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。

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。

6、核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。

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。

一、总则1. 编制目的为有效预防和应对核反应堆事故，保障核设施安全，最大限度地减少事故对人员、环境和社会的影响，根据《中华人民共和国核安全法》等相关法律法规，结合我国核设施实际，特制定本预案。

2. 编制依据《中华人民共和国核安全法》、《核设施安全监督管理条例》、《核事故应急管理条例》等法律法规。

3. 适用范围本预案适用于我国境内所有核反应堆事故的预防和应急响应。

4. 工作原则（1）安全第一、预防为主、综合治理；（2）统一领导、分级负责、属地为主；（3）快速反应、协同作战、科学处置；（4）信息公开、透明公开、及时准确。

二、事故分类与分级1. 事故分类核反应堆事故分为以下四类：（1）一般核事故：造成一定程度的放射性污染，对周边环境和公众健康有一定影响；（2）较大核事故：造成较大范围的放射性污染，对周边环境和公众健康造成较大影响；（3）重大核事故：造成较大范围的放射性污染，对周边环境和公众健康造成严重影响；（4）特别重大核事故：造成极严重范围的放射性污染，对周边环境和公众健康造成极大影响。

2. 事故分级根据事故分类，核反应堆事故分为四个等级，分别为：一般事故、较大事故、重大事故、特别重大事故。

三、应急组织体系1. 应急指挥部应急指挥部是核反应堆事故应急工作的最高指挥机构，负责事故应急工作的统一领导和指挥。

2. 应急指挥部办公室应急指挥部办公室是应急指挥部的日常办事机构，负责应急工作的组织、协调、指导和监督。

3. 应急专家组应急专家组由核安全、环境保护、公共卫生、应急救援等方面的专家组成，为事故应急工作提供技术支持。

4. 地方政府及相关部门地方政府及相关部门按照职责分工，参与事故应急工作，提供必要的人力、物力、财力支持。

四、应急响应1. 预警与报告（1）核设施运营单位应建立预警机制，及时发现和报告异常情况；（2）发现核反应堆事故时，立即启动应急预案，并向应急指挥部报告。

2. 应急响应程序（1）事故发生单位应立即启动应急预案，采取有效措施控制事故发展，防止事故扩大；（2）应急指挥部接到报告后，立即启动应急响应，组织相关部门和专家开展事故调查、应急处理和救援工作；（3）根据事故发展情况和应急响应需要，调整应急响应等级。

When it comes to family, we are all still children at heart. No matter how old we get,we always need a place tocall home.悉心整理助您一臂之力（页眉可删）分析核电站全厂断电事故4.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水，主泵轴封处可能会出现泄漏。

另一方面，根据相关研究分析，在事故进程的适当时刻对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。

在上文所述基本事故进展的基础上，就这两种因素对其的影响定性地分析了4种可能的工况：1.堆冷却剂开始汽化时主泵轴密封处泄漏；2.出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故；3.堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开；4.工况1基础上，堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀持续打开。

发生全厂断电事故时，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干，随后一回路因热量无法带出而升温升压。

当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。

堆冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出，引起堆芯冷却剂装量的减少。

由于泄漏流量不大，因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围维持一段时间。

随后堆芯压力开始持续下降。

冷却剂持续从主泵轴封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐渐裸露、升温，堆芯部件达到失效温度后会形成熔碴下落。

堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力，安注箱向堆芯注水，堆芯暂时得到冷却。

但由于压力下降较慢，注水流量不大，而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没。

随后压力壳内继续熔碴的形成和迁移的过程，逐渐熔穿压力容器下封头。

下封头熔穿时，压力容器内压力值较低。

假设事故后10 m i n出现主泵轴封泄漏。

之后由于此处的泄漏，冷却即自破口处流出，一回路压力持续下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就开始裸露。