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1、根据甲方要求“压水堆核电安全”授课为 8 小时，不安排笔试。现参照核电厂操纵人员执照考核标准（EJ1043），选用俞尔俊编的“压水堆核电厂安全” 作为教本，精选其中部分来讲（ “事故分析”不具体展开讲解） ，作如下授课大纲一 绪论（核电厂的优点，潜在危险性，核电安全的总目标， ）二 核安全的基础知识 （核电厂有关安全的基本设计思想： 纵深防御，多道屏障）三 事故分析的基本知识（概率论方法与确定论方法，一些定义，核电厂工况分类， 验收准则， 事故分析的基本假设， 单一故障准则）四 压水堆核电厂的设计基准事故（按性质分为 8 类，按工况的验收准则）五 我国核安全法规体系复习思考题如下。1、压水堆核
2、电厂的安全特性（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及安全目标的数量指标。 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、 居民及环境免遭过量放射性的风险 （频率与危害的乘积 ）。（1）辐射防护目标 : 确保在正常运行时从系统释放出的放射性物质引起的 辐照保持在合理可尽量低的水平，并低于ICRP规定的限值（1981年提出专业人 员年剂量限值为100mSv,其中任何一年不超过50 mSv,居民年剂量限值为一 年不超过 1mSv）. 事故引起的辐照要避免
3、早期伤害 ,后期效应限制在允许的水 平。在辐射源不能完全控制的事故时， 应有安全应急措施， ，厂外也备有对策， 以缓解对工作人员，公众及环境的危害。（2）核电技术安全目标 ：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； 对 严重事故也要有规程性措施加以控制， 要有措施 保证停堆， 持续冷却堆芯， 足 够的包容完整（三项基本安全功能）。（3）核电安全目标的数量指标 ：按照纵深防御原则贯彻了事故预防和事故 缓解对策的核电厂， 每堆年发生严重堆芯熔化事故的概率应
4、低于 10-4，现已提 高到不超过 10-5，10 -6。3、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。基本设计思想：纵深防御： 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： 1）燃料芯块本身； 2）燃料元件包壳； 3）冷却剂压力边界； 4）安全壳；5）距离空间。主要设计原则：单一故障原则、冗余度和多样性原则、独立性原则、故障安全原则、固有安全原则。4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。冗余
5、度：采用多个类似的系统并联起来，以使某个系统失效时不影响电厂的运行。出发点：高可靠性要求，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：对付共模失效5、核反应堆主要安全系统和专设安全设施。主要安全系统： 1）反应堆停堆保护系统 2）停堆冷却系统 3） 反应性控制系统 4）专设安全设施。专设安全系统 （主要有 ）： 1）应急堆芯冷却剂系统 2）安全壳本体 3）安全壳喷淋系统 4 ）辅助给水系统 5）安全壳消氢，和 6）净化系统。6、核反应堆的四种安全性要素和固有安全性。核反应堆的四种安全性要素： 1）自然的安全性 2 ）非能动的安全性 3）能动的安全 性 4 ）后备
6、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。7、核反应堆的基本安全功能及反应性反馈机理。 核反应堆的基本安全功能： 1 ）反应性控制 2）确保堆芯冷却 3）包容放射性产物。 反应性反馈机理： 1）燃料的多普勒效应 2 ）慢化剂温度效应 3）空泡效应8、核反应堆运行工况分类的原则和方法。原则：出现频繁的工况要求后果轻微；后果严重的工况要求发生频率极低。工况I:正常运行和运行瞬态；工况II:中等频率事故，也称预期运行瞬态 F 10-2 /堆年；工况III
7、:稀有事故；10-2/堆年F 10-4/堆年；工况IV:极限事故10-4/堆年 F 10-6/堆年。9、压水堆核电厂设计基准事故的物理分类。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）反应性和功率分布异常； 5）反应堆冷却剂流量增加； 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。10* 、单一故障准则及其使用方法。 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
8、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； 4）单一故障准则是针对安全级设备而言的对非安全 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； 6）在技术规格书中确定的定期维护、 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； 9）失去厂外电和最大
9、价值的一组控制棒卡在堆外是事故分析的附加条件， 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。11、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 1
10、0 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 =1204 C （持续高 温，堆芯不裸露）、=1482 C （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。12. 核安全法规文件的 命名及发布单位？在核电安全运行中的作用和地位？核安全导则 HAD0xx/yy发布单位： 4 个行政法规由国务院发布，部门规章由国家环保总局（核安全局）发布；金德圭 2007-10-11
