第一章 核反應(yīng)堆的安全的基本準(zhǔn)則安全的總目標(biāo)：核電廠里建立并維持一套有效的防護(hù)措施，以保證工作人員、居民及環(huán)境免遭放射性危害輻射防護(hù)目標(biāo)：確保在正常運(yùn)行時(shí)核電廠及從核電廠釋放出的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規(guī)定的限值，還確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解技術(shù)安全目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對(duì)于核電廠設(shè)計(jì)中考慮的所有事故，甚至對(duì)于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果（如果有的話）是小的；確保那些會(huì)帶來嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低縱深防御原則：在核電廠設(shè)計(jì)中要求提供多層次的設(shè)備和規(guī)程，用以防止事故，或在未能防止事故時(shí)保證適當(dāng)?shù)姆雷o(hù) （defense in depth） 1：防止偏離正常運(yùn)行及防止系統(tǒng)失效2：檢測(cè)和糾正偏離正常運(yùn)行狀態(tài)，以防止預(yù)計(jì)運(yùn)行事件升級(jí)為事故工況3：限制事故的放射性后果，保障公眾的安全4：應(yīng)付可能已超出設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的嚴(yán)重事故，并使放射性后果合理可行盡量低多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包殼(cladding)，一回路壓力邊界(primary system envelope)，安全殼(containment)安全設(shè)計(jì)的基本原則：單一故障準(zhǔn)則（在其任何部位發(fā)生單一隨機(jī)故障時(shí)，仍能保持所賦予的功能）多樣性原則（通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性）獨(dú)立性原則（功能隔離或?qū)嶓w分離，防止發(fā)生共因故障或共模故障）故障安全原則（核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時(shí)，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動(dòng)作的情況下進(jìn)入安全狀態(tài)）定期試驗(yàn)維護(hù)檢查的措施、充分采用固有安全性的設(shè)計(jì)原則、運(yùn)行人員操作優(yōu)化的設(shè)計(jì)。

核反應(yīng)堆運(yùn)行安全的管理三要素：管理層，操縱員，機(jī)組核安全文化：核安全文化是存在于單位和個(gè)人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視核安全文化是所有從事與核安全相關(guān)工作的人員參與的結(jié)果，它包括電廠員工、電廠管理人員及政府決策層第二章核電廠的安全系統(tǒng)確保反應(yīng)堆安全的四種安全性要素：(1) 自然的安全性只取決于內(nèi)在負(fù)反應(yīng)性系數(shù)、多普勒效應(yīng)、控制棒借助重力落入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性，事故時(shí)能控制反應(yīng)堆反應(yīng)性或自動(dòng)終止裂變，確保堆芯不熔化2) 非能動(dòng)的安全性建立在慣性原理(如泵惰轉(zhuǎn))、重力法則(如位差)、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動(dòng)設(shè)備(無源設(shè)備)的安全性，即安全功能的實(shí)現(xiàn)毋需依賴外來的動(dòng)力3) 能動(dòng)的安全性必須依靠能動(dòng)設(shè)備(有源設(shè)備)，即需由外部條件加以保證的安全性4) 后備的安全性指由冗余系統(tǒng)的可靠度或阻止放射性物質(zhì)逸出的多道屏障提供的安全性保證固有安全性：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時(shí)，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強(qiáng)制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動(dòng)安全性，控制反應(yīng)性或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運(yùn)行和安全停閉固有安全堆：具備有這種能力的反應(yīng)堆，即主要依賴于自然的安全性，非能動(dòng)的安全性和后備安全性的反應(yīng)堆體系被稱為固有安全堆。

反應(yīng)堆安全設(shè)施有特定的安全功能：在所有情況下：? 正常運(yùn)行或反應(yīng)堆停閉狀態(tài)? 故障工況或事故狀態(tài)有效地控制反應(yīng)性，確保堆芯冷卻，包容放射性產(chǎn)物反應(yīng)性控制類型：(1) 緊急停堆控制迅速引入負(fù)反應(yīng)性，緊急停堆2) 功率控制動(dòng)作迅速，補(bǔ)償因負(fù)荷、溫度和功率水平變化引起的反應(yīng)性瞬態(tài)3) 補(bǔ)償控制補(bǔ)償燃耗、裂變產(chǎn)物積累，也用于改變堆內(nèi)功率分布反應(yīng)性當(dāng)量大，動(dòng)作過程緩慢確保堆芯冷卻的方法：正常運(yùn)行時(shí)，一回路冷卻劑在流過反應(yīng)堆堆芯時(shí)受熱，而在蒸汽發(fā)生器內(nèi)被冷卻反應(yīng)堆停閉時(shí)，堆芯內(nèi)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)雖被中止，但燃料元件中裂變產(chǎn)物的衰變繼續(xù)放出熱量，即剩余釋熱為了避免損壞燃料元件包殼，應(yīng)通過蒸汽發(fā)生器或余熱排出系統(tǒng)，繼續(xù)導(dǎo)出熱量在反應(yīng)堆失去正常冷卻的事故工況下，有以下導(dǎo)出堆芯熱量的方法(1) 由輔助給水系統(tǒng)提供給水，產(chǎn)生的蒸汽通過蒸汽旁路系統(tǒng)排入大氣2) 當(dāng)一回路溫度和壓力下降到一定值時(shí)，由余熱排出系統(tǒng)冷卻一回路處于大氣壓力下時(shí)，可由堆芯換料水池冷卻凈化系統(tǒng)排出余熱3) 當(dāng)蒸汽管道出現(xiàn)破口時(shí)，安全注射系統(tǒng)向堆芯注入含硼水，以補(bǔ)償由于堆芯過冷所喪失的冷卻劑裝量4) 當(dāng)一回路系統(tǒng)出現(xiàn)破口時(shí)，堆芯產(chǎn)生的功率將由破口流出的液態(tài)或氣態(tài)的冷卻劑帶到安全殼，安全殼噴淋系統(tǒng)動(dòng)作，進(jìn)行循環(huán)冷卻包容放射性產(chǎn)物的方法：(1) 保持現(xiàn)場(chǎng)或廠房的相對(duì)負(fù)壓。

2) 收集帶放射性的氣體，送到廢氣處理系統(tǒng)進(jìn)行處理、儲(chǔ)存和監(jiān)控低放射性廢氣經(jīng)過濾后通過煙囪排放3) 放射性廢液送到硼回收系統(tǒng)或廢液處理系統(tǒng)進(jìn)行過濾、除鹽、除氣、蒸發(fā)和儲(chǔ)存監(jiān)測(cè)后，送到廢液處理系統(tǒng)儲(chǔ)存箱儲(chǔ)存達(dá)到排放標(biāo)準(zhǔn)后，再向環(huán)境進(jìn)行監(jiān)控排放反應(yīng)堆的安全功能：1） 有效控制反應(yīng)性：控制棒、可燃毒物、可燃毒物；緊急停堆控制、功率控制、補(bǔ)償控制⑵、確保堆芯冷卻：蒸汽發(fā)生器；余熱排除系統(tǒng)；安全注射系統(tǒng)、安全噴淋系統(tǒng)；換料水池和乏燃料水池冷卻凈化系統(tǒng)；專設(shè)安全設(shè)施的功能：1. 發(fā)生失水事故時(shí)，向堆芯注入含硼水；2. 阻止放射性物質(zhì)向大氣釋放；3. 阻止氫氣在安全殼中濃集；4. 向蒸汽發(fā)生器應(yīng)急供水專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計(jì)原則： 設(shè)備必須高度可靠；系統(tǒng)要有多重性；系統(tǒng)必須各自獨(dú)立；系統(tǒng)應(yīng)能定期檢查；系統(tǒng)必須備有可靠電源；系統(tǒng)必須具有充足的水源安全注入系統(tǒng)(SIS)，又叫做應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)的功能：1. 當(dāng)一回路系統(tǒng)破裂引起失水事故時(shí)，安全注入系統(tǒng)向堆芯注水，保證淹沒和冷卻堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性2. 當(dāng)發(fā)生蒸汽管道破裂時(shí)，反應(yīng)堆冷卻劑由于受到過度冷卻而收縮，穩(wěn)壓器水位下降，安全注入系統(tǒng)向一回路注入高濃度含硼水，重新建立穩(wěn)壓器水位，迅速停堆并防止反應(yīng)堆由于過冷而重返臨界。

安全注射系統(tǒng)(SIS)子系統(tǒng)：高壓安全注射系統(tǒng)，蓄壓安全注射系統(tǒng)，低壓安全注射系統(tǒng)安注過程：直接注入階段，再循環(huán)注入階段安全殼是包容反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的氣密承壓構(gòu)筑物其主要功能是：1. 發(fā)生失水事故和主蒸汽管道破裂事故時(shí)承受內(nèi)壓，容納噴射出的汽水混合物，防止或減少放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放，作為放射性物質(zhì)與環(huán)境之間的第三道屏障2. 對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的放射性輻射提供生物屏蔽，并限制污染氣體的泄漏3. 作為非能動(dòng)安全設(shè)施，能夠在全壽期內(nèi)保持其功能，必須考慮對(duì)外部事件(如飛機(jī)撞擊、龍卷風(fēng))進(jìn)行防護(hù)和內(nèi)部飛射物及管道甩擊的影響安全殼的主要形式：帶密封鋼襯的預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼，雙層安全殼， AP1000的安全殼安全殼噴淋系統(tǒng)輔助給水系統(tǒng)的功能1. 在電廠啟動(dòng)、熱備、熱停和從熱停向冷停堆過渡的第一階段，輔助給水系統(tǒng)代替主給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)供水；2. 在事故工況下，該系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器應(yīng)急供水，排出堆芯余熱直至達(dá)到余熱去除系統(tǒng)投入的運(yùn)行條件第三章 核反應(yīng)堆瞬態(tài)分析反應(yīng)堆瞬態(tài)是指反應(yīng)堆倍增因子或反應(yīng)性變化時(shí)，中子通量或功率隨時(shí)間的變化特性反應(yīng)性反饋機(jī)理反應(yīng)性反饋來源于堆內(nèi)溫度、壓力或流量的變化溫度對(duì)反應(yīng)性的影響是主要反饋效應(yīng)，決定反應(yīng)堆對(duì)于功率變化的內(nèi)在穩(wěn)定性(又稱固有安全性)。

反饋效應(yīng)：燃料的多普勒效應(yīng)，慢化劑溫度效應(yīng)，空泡效應(yīng)反應(yīng)性系數(shù)：是反應(yīng)堆的反應(yīng)性相對(duì)于某一個(gè)參數(shù)的變化率慢化劑溫度系數(shù)αTm值可正可負(fù)，它與原有設(shè)計(jì)有關(guān)大型鈉冷快堆的空泡系數(shù)可能出現(xiàn)正值當(dāng)堆芯尺寸比較大時(shí)，空泡系數(shù)為正值最簡單的模型即集總參量模型第四章 確定論安全分析核電廠安全分析的基本目的是為了證明電廠的運(yùn)行是安全的，不會(huì)造成對(duì)公眾的健康和安全造成威脅核安全分析方法：確定論安全分析，概率論安全分析電廠的安全分析必須包括對(duì)電廠設(shè)計(jì)和運(yùn)行的分析，用此來說明核電廠在壽期內(nèi)在正常運(yùn)行和瞬態(tài)運(yùn)行情況下的安全邊界同時(shí)也要證明電廠在事故預(yù)防和緩解時(shí)的響應(yīng)能力確定論安全評(píng)價(jià)方法(Deterministic Safety Assessment)：基本思想是根據(jù)縱深防御的原則，以確保核電廠3個(gè)基本安全功能為目標(biāo)，針對(duì)一套確定的基準(zhǔn)設(shè)計(jì)工況，采用一套保守的假設(shè)和分析方法，以檢驗(yàn)是否滿足特定的驗(yàn)收準(zhǔn)則工況Ⅰ——正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變(Condition I: Normal operation and operational transients)措施：無需停堆，依靠控制系統(tǒng)進(jìn)行調(diào)節(jié)到所要求的狀態(tài)，重新穩(wěn)定運(yùn)行工況Ⅱ——中等頻率事件， (Condition II: Faults of moderate frequency)措施：只要保護(hù)系統(tǒng)能正常動(dòng)作，就不會(huì)導(dǎo)致事故工況工況Ⅲ——稀有事故 (Condition III: Infrequent faults)措施：為了防止或限制對(duì)環(huán)境的輻射危害，需要專設(shè)安全設(shè)施投入工作工況Ⅳ——極限事故 (Condition IV: Limiting faults)措施：依靠專設(shè)安全設(shè)施減少放射性后果工況III-IV屬于有放射性風(fēng)險(xiǎn)的事故工況核電廠事故分類：(1)沒有明確地考慮作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，但可為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故所涵蓋的那些事故(2)沒有造成堆芯明顯惡化的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。

1．異常情況(Anomality) 2．一般事件(Incident) 3．重大事件(Serious Incident)4．無明顯廠外風(fēng)險(xiǎn)事故(Accident Mainly in Installation) 5．有廠外風(fēng)險(xiǎn)事故(Accident with Off- site Risk) 6．重大事故(Serious Accident) 7．特大事故(Major Accident)確定論事故分析四個(gè)基本要素：1. 確定一組設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故——“標(biāo)準(zhǔn)審查大綱”2. 特定事故下選擇安全系統(tǒng)中有最大不利后果的單一故障3. 確定分析所用模型和電廠參量是保守的4. 結(jié)果與驗(yàn)收準(zhǔn)則比較，確認(rèn)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)是充分的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(Design Basic Accident, DBA)：每項(xiàng)專設(shè)安全設(shè)施都有其特定控制的事故，對(duì)其控制效率進(jìn)行確定性分析來決定這些設(shè)施的設(shè)計(jì)參量，要求安全設(shè)施達(dá)到最極端設(shè)計(jì)參量的事故稱為核設(shè)施的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故參考標(biāo)準(zhǔn)：《標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》(NUREG0800)及有關(guān)導(dǎo)則，表4.2設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故選擇和分析模型有很大不確定性——通過保守性假定來使分析結(jié)果包絡(luò)最不利后果分析基本假定：基本假設(shè)：1. 單一故障假設(shè)：被調(diào)用的安全系統(tǒng)失去部分設(shè)計(jì)功能2. 操作員在事故后短期不干預(yù)（30Min）補(bǔ)充假定：1. 事故同時(shí)失去廠外電源2. 反應(yīng)性價(jià)值最大的一組控制棒卡在全提出位置3. 不考慮非安全設(shè)備的緩解功能4. 必要時(shí)考慮不利的外部條件最終驗(yàn)收準(zhǔn)則（大破口失水事故）：1. PCT<1204℃(鋯水反應(yīng)：425 ℃出現(xiàn) ，850℃顯著，1200℃自激勵(lì))2. 包殼的局部最大氧化量不超過反應(yīng)前包殼總厚度的17% 3. 包殼的氧化的產(chǎn)氫量不超過假設(shè)所有鋯水反應(yīng)所釋放氫量的1%4. 堆芯必須保持可冷卻的幾何形狀 5. 必須保證事故后排出衰變熱的長期冷卻能力反應(yīng)性引入事故：指向堆內(nèi)突然引入一個(gè)意外的反應(yīng)性，導(dǎo)致反應(yīng)堆功率急劇上升二發(fā)生的事故反應(yīng)性引入機(jī)理：控制棒失控抽出，控制棒彈出，硼失控稀釋，導(dǎo)致二次側(cè)排熱增加的事故(瞬變)超功率瞬變分類按照引入速率和大小分：準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變；超緩發(fā)臨界瞬變；超瞬發(fā)臨界瞬變。

按照引入方式可分為：線性；階躍準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變：引入速率小，能被溫度反饋效應(yīng)和控制棒調(diào)節(jié)補(bǔ)償如滿功率時(shí)控制棒組件慢速抽出。