2012年核電廠安全復(fù)習(xí)題-略精簡(jiǎn)版

核反應(yīng)堆安全復(fù)習(xí)大綱第一章核安全基本概念1．核電廠的安全問題，輕水反應(yīng)堆核電站安全性主要與那些因素有關(guān)？1，強(qiáng)的放射性2，有可能發(fā)生比設(shè)計(jì)功率高的多的超功率事故，裂變能量有可能瞬時(shí)大量釋放。(核裂變，書上如是簡(jiǎn)單的說)3，高溫高壓水4，衰變熱5，核電廠在運(yùn)行過程中，會(huì)產(chǎn)生氣態(tài)，液體及固態(tài)放射性廢物，有處理和貯存問題。2.停堆時(shí)衰變熱大小以及隨時(shí)間的變化。衰變熱能夠魏格納?韋(Wigner-Way)公式估算：式中Pd為β和γ射線衰變產(chǎn)生的功率，P0為停堆前的反應(yīng)堆功率，t0為停堆前反應(yīng)堆運(yùn)行的時(shí)間（單位為秒），s，t為停堆后的時(shí)間（單位為秒）。衰變熱隨停堆后時(shí)間的變化可利用最新的經(jīng)驗(yàn)公式或由精確程序計(jì)算，并可以繪成曲線供使用。計(jì)算中，假定停堆前反應(yīng)堆已運(yùn)行了很長(zhǎng)時(shí)間。即使在停堆后幾小時(shí)，衰變熱產(chǎn)生率仍有額定功率的1%。如不提供適當(dāng)?shù)睦鋮s，衰變熱將引起堆內(nèi)燃料元件的過熱和燃料元件包殼破損，導(dǎo)致裂變產(chǎn)物的釋放。停堆后衰變熱的變化:滿功率運(yùn)行2907Mwt停堆后1秒1小時(shí)28小時(shí)12天4月1年10年100年17429148.74310.33．核安全的三要素或說三項(xiàng)基本功能是什么？在各種運(yùn)行狀態(tài)下、在發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故期間和之后，以及盡實(shí)際可能在發(fā)生所選定的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的事故工況下，都必須執(zhí)行三個(gè)基本安全功能：控制反應(yīng)性；排出堆芯熱量；包容放射性物質(zhì)，控制排放，限制事故釋放。在HAF102中，針對(duì)水堆和壓力管式反應(yīng)堆對(duì)三個(gè)基本安全功能作出了進(jìn)一步的劃分。（1）反應(yīng)性控制，它決定了反應(yīng)堆的功率。核電廠設(shè)計(jì)必須保障在任何情況下，反應(yīng)性是可控制的。（2）余熱載出，堆運(yùn)行后產(chǎn)生的大量裂變產(chǎn)物在停堆后繼續(xù)衰變，發(fā)出衰變熱，堆在長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)向外輸出熱量，必須要有冷卻手段，否則堆會(huì)燒干失水融化，造成放射性釋放。（3）放射性包容，為此設(shè)計(jì)了多道屏障：a燃料包殼，b一回路壓力邊界，c安全殼完整性。4.基本安全目標(biāo)是什么?核電廠安全性的含義?我國(guó)HAF102法規(guī)對(duì)核安全目標(biāo)的陳述，安全的總目標(biāo)，以及輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)的含義?；景踩繕?biāo)：保護(hù)人類和環(huán)境免于電離輻射的有害影響。對(duì)于帶來輻射危險(xiǎn)設(shè)施和活動(dòng)，要達(dá)到合理可行的最高安全標(biāo)準(zhǔn)。為此，必須采取以下措施：控制對(duì)人類的輻射照射和放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放；對(duì)于可能導(dǎo)致核反應(yīng)堆堆芯、核鏈?zhǔn)椒磻?yīng)、放射源或任何其他輻射源失控的事件限制其發(fā)生的可能性；如果發(fā)生這類事件，減輕事件的后果?；景踩繕?biāo)適用于所有設(shè)施和活動(dòng)以及設(shè)施或輻射源壽期中的所有階段，包括規(guī)劃、選址、設(shè)計(jì)、制造、建設(shè)、調(diào)試和運(yùn)行以及退役和關(guān)閉。這其中包括相關(guān)的放射性物質(zhì)運(yùn)輸和放射性廢物管理。核電廠安全性：主要是指如何有效控制反應(yīng)堆產(chǎn)生的放射性物質(zhì)對(duì)人類生活環(huán)境的不利影響。HAF102法規(guī)對(duì)核安全目標(biāo)的陳述：安全的總目標(biāo)：在核動(dòng)力廠中建立并保持對(duì)放射性危害的有效防御，以保護(hù)人員、社會(huì)和環(huán)境免受放射性危害。輔助目標(biāo)輻射防護(hù)目標(biāo)：保證在所有運(yùn)行狀態(tài)下核動(dòng)力廠內(nèi)的輻射照射或由于該核動(dòng)力廠任何計(jì)劃排放放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持低于規(guī)定限值并且合理可行盡量低，保證減輕任何事故的放射性后果技術(shù)安全目標(biāo)：采取一切合理可行的措施防止核動(dòng)力廠事故，并在一旦發(fā)生事故時(shí)減輕其后果；對(duì)于在設(shè)計(jì)該核動(dòng)力廠時(shí)考慮過的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小且低于規(guī)定限值；并保證有嚴(yán)重放射性后果的事故發(fā)生的概率極低。總的核安全目標(biāo)由輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)所支持，這兩個(gè)目標(biāo)互相補(bǔ)充、相輔相成，技術(shù)措施與管理性和程序性措施一起保證對(duì)電離輻射危害的防御。5.NRC提出的兩個(gè)定性安全目標(biāo)和定量數(shù)值指南。1、就核電站運(yùn)行的后果來說，對(duì)公眾個(gè)人成員應(yīng)當(dāng)提供這樣一種水平的防護(hù)，以使他們的生命和健康不會(huì)由此受到明顯的附加風(fēng)險(xiǎn)；2、核動(dòng)力對(duì)生命和健康的社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)應(yīng)當(dāng)相當(dāng)于或低于其他具有競(jìng)爭(zhēng)性的發(fā)電技術(shù)產(chǎn)生的風(fēng)險(xiǎn)，并且應(yīng)當(dāng)對(duì)其他的社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)來說沒有明顯的增加。NRC提出定量數(shù)值指南：急性死亡風(fēng)險(xiǎn)：反應(yīng)堆事故對(duì)核電廠附近的個(gè)人或居民群體可能產(chǎn)生的急性死亡風(fēng)險(xiǎn)不應(yīng)超過美國(guó)居民由于其他事故而普遍受到的急性死亡風(fēng)險(xiǎn)的0.1%，晚期死亡風(fēng)險(xiǎn)：反應(yīng)堆事故對(duì)核電廠附近的個(gè)人或居民群體可能產(chǎn)生的晚期（癌癥）死亡風(fēng)險(xiǎn)不應(yīng)超過由于所有其他原因產(chǎn)生的癌癥風(fēng)險(xiǎn)的0.1%6.對(duì)于現(xiàn)有在運(yùn)行的核電廠和未來新建核電站，對(duì)發(fā)生堆芯嚴(yán)重?fù)p壞事件的頻率和發(fā)生嚴(yán)重的放射性向環(huán)境釋放的概率的指標(biāo)是多少。對(duì)于現(xiàn)有在運(yùn)行的核電廠和未來新建核電站，發(fā)生堆芯嚴(yán)重?fù)p壞事件的頻率為≤10^-5堆年，發(fā)生嚴(yán)重的放射性向環(huán)境釋放的概率≤10^-6堆年第二章核安全文化1.核安全文化的基本定義。安全文化是存在于單位和個(gè)人的種種特性（素質(zhì)）和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠的安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視。2.在核安全文化架構(gòu)中考慮的所有從事與核安全相關(guān)工作的人員，它包括那三個(gè)層次的人員，對(duì)每個(gè)層次在哪些方面有具體要求。三個(gè)層次人員：電廠員工、電廠管理人員、政府決策層。對(duì)決策層的具體要求：公布安全政策，建立管理體制，提供人力物力資源，自我完善。對(duì)管理層的具體要求：明確責(zé)任和分工，安全工作的安排和管理，人員資格審查和培訓(xùn)，獎(jiǎng)勵(lì)和懲罰，監(jiān)察、審查和對(duì)比。對(duì)個(gè)人響應(yīng)的具體要求：探索的工作態(tài)，嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鞣椒?，互相交流的工作?xí)慣。第三章核電廠的安全設(shè)計(jì)1．壓水堆核電站安全保護(hù)的多道屏障是什么？四道屏障：第一道屏障:燃料芯塊；第二道屏障:燃料元件包殼；第三道屏障:一回路壓力邊界；第四道屏障:安全殼（一回路廠房）。2.解釋縱深防御的基本概念，五個(gè)層次防御的目的和措施?？v深防御為核電廠安全設(shè)計(jì)的總原則，核電安全技術(shù)的基礎(chǔ)，所有與安全有關(guān)的活動(dòng)，無論是組織實(shí)施方面的，工作性狀方面的，還是設(shè)備配置方面的，都作多層重迭設(shè)置，使得個(gè)別失效可以得到補(bǔ)救或糾正。第一層次防御：防止偏離正常運(yùn)行及防止系統(tǒng)失效，主要考慮對(duì)事故的預(yù)防，亦稱之為“預(yù)防防御原則”。要求：按照恰當(dāng)?shù)馁|(zhì)量水平和工程實(shí)踐，例如多重性、獨(dú)立性及多樣性的應(yīng)用，正確并保守地設(shè)計(jì)、建造、維修和運(yùn)行核動(dòng)力廠。應(yīng)十分注意選擇恰當(dāng)?shù)脑O(shè)計(jì)規(guī)范和材料，并控制部件的制造和核動(dòng)力廠的施工。第二層次防御：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。主要針對(duì)事故的檢測(cè)和糾正偏差，亦稱之為“檢測(cè)防御原則”。要求設(shè)置安全分析中確定的專用系統(tǒng)，并制定運(yùn)行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設(shè)始發(fā)事件所造成的損害。此類功能是探測(cè)妨礙安全的瞬變，完成適當(dāng)?shù)谋Ｗo(hù)動(dòng)作，防止放射性屏障的破損，防止事件演變成事故。系統(tǒng)必須按照保守的設(shè)計(jì)實(shí)踐設(shè)計(jì)，必須留有足夠的安全余量，并應(yīng)配有重復(fù)探測(cè)、檢查和控制手段，各種測(cè)試儀表必須具備較高的可靠性。第三層次防御：將事故限制在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)之內(nèi)。考慮對(duì)事故的保護(hù)，制止預(yù)計(jì)運(yùn)行事件和始發(fā)事故進(jìn)程升級(jí)發(fā)展成嚴(yán)重事故。又稱“保護(hù)防御原則”。該層次要求設(shè)置專設(shè)安全設(shè)施，然后將事故引導(dǎo)到可控狀態(tài)，繼而安全停堆，并至少維持一道包容放射性物質(zhì)屏障。通過專設(shè)安全措施，固有安全特性，故障安全設(shè)計(jì)，附件設(shè)備規(guī)程來控制事故后果。第四層次防御：控制具有嚴(yán)重放射性后果事故進(jìn)展和緩解嚴(yán)重事故后果。主要考慮對(duì)事故的緩解，又稱為“緩解防御原則”。其最主要的目的是保護(hù)包容功能。由包容提供的保護(hù)可用最佳估算方法來驗(yàn)證。第五層次防御：減輕由事故引起潛在放射性物質(zhì)釋放造成的放射性后果。該層為隨時(shí)準(zhǔn)備應(yīng)急行動(dòng)，又稱為“應(yīng)急防御原則”，是專門針對(duì)發(fā)生嚴(yán)重放射性釋放事故的措施，要求在發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)保護(hù)廠外公眾免受過量的輻射。該層次要求有適當(dāng)裝備的應(yīng)急控制中心及廠內(nèi)、廠外應(yīng)急響應(yīng)計(jì)劃。3．什么是單一故障原則？要遵循單一故障原則必須應(yīng)用哪幾個(gè)原則？單一故障準(zhǔn)則：滿足單一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機(jī)故障時(shí)，仍能保持所賦于的功能。主要遵循的準(zhǔn)則是多重性原則，多樣性原則，獨(dú)立性原則。4.多重性原則,多樣性原則,獨(dú)立性原則,故障安全原則。多重性原則：設(shè)計(jì)中留有冗余度，即系統(tǒng)是雙重或多重配置的，單一部件的失效不會(huì)使整個(gè)系統(tǒng)失去功能，即一套設(shè)備出現(xiàn)故障或失效是可承受的，不至于導(dǎo)致功能的喪失。多樣性原則：多樣性應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(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：為了提高系統(tǒng)的可靠性，防止發(fā)生共因故障或共模故障，系統(tǒng)安全系統(tǒng)各個(gè)冗余支之間，應(yīng)通過功能隔離或?qū)嶓w分隔，實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計(jì)的獨(dú)立性。故障安全原則：又稱失效安全原則。即核系統(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)。5．非能動(dòng)安全性的含義。固有安全堆的含義。非能動(dòng)的安全性是依靠慣性原理（如泵的惰轉(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）運(yùn)行而保證的安全性，即安全功能的實(shí)現(xiàn)毋需依賴外來的動(dòng)力。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。6．設(shè)備核安全分級(jí)的原則，具體分級(jí)，主要設(shè)備的安全等級(jí)。不同的設(shè)備因其對(duì)安全的重要程度和功能不同，依此對(duì)核電廠的構(gòu)筑物、設(shè)備、系統(tǒng)進(jìn)行分級(jí)，以求得質(zhì)量（即安全）與代價(jià)的平衡，從而法規(guī)設(shè)計(jì)等級(jí)、安全質(zhì)量要求、抗震等級(jí)也有所區(qū)別。安全1、2、3級(jí)的系統(tǒng)和設(shè)備必須考慮防火和抗震。[安全1級(jí)]安全殼內(nèi)反應(yīng)堆，反應(yīng)堆一回路直接承壓的系統(tǒng)和系統(tǒng)部件;[安全2級(jí)]安全停堆、應(yīng)急堆芯冷卻、余熱排出、安全殼功能和乏燃料貯存所要求的系統(tǒng)和系統(tǒng)部件;[安全3級(jí)]安全二級(jí)的支持系統(tǒng)，以及放射性廢物處理及乏燃料冷卻系統(tǒng);[安全4級(jí)]不直接具備安全功能與安全l～3級(jí)設(shè)備相連或受其印象的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設(shè)備。7.三項(xiàng)基本安全功能的實(shí)施。反應(yīng)性控制有哪幾種類型？吸收體的引入有幾種方式？核電站基本安全功能是：①反應(yīng)性控制：即控制堆芯內(nèi)裂變種子，為此在堆芯內(nèi)布置了控制棒束；在堆芯的慢化劑中添加可溶毒物；在首爐堆芯布置可燃毒物棒。②余熱排出：在反應(yīng)堆正常運(yùn)行時(shí)把能量帶出堆芯，產(chǎn)生電能；在核反應(yīng)堆停堆時(shí)要把余熱帶出來，避免能量在堆內(nèi)聚集；發(fā)生事故時(shí)要把能量帶出來，緩解事故。③放射性包容：即要實(shí)現(xiàn)對(duì)放射性產(chǎn)物的屏蔽控制功能，為此要設(shè)立若干道屏障。反應(yīng)性控制類型：①緊急停堆控制

②功率控制

③

補(bǔ)償控制吸收體的引入方式：通過控制棒的插入步數(shù)引入吸收體，首爐堆芯通過可燃毒物引入吸收體，通過化學(xué)可溶毒物硼引入吸收體等。8.反應(yīng)堆正常運(yùn)行和停閉時(shí)分別通過何種方式導(dǎo)出熱量？正常運(yùn)行時(shí)，一回路到冷卻劑在流過反應(yīng)堆堆芯時(shí)受熱，而蒸汽發(fā)生器內(nèi)被冷卻；蒸汽發(fā)生器的二回路側(cè)由正常的主給水系統(tǒng)或輔助給水系統(tǒng)供應(yīng)給水。蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)做功，當(dāng)汽輪機(jī)甩負(fù)荷時(shí)，蒸汽通過蒸汽旁路系統(tǒng)排到凝汽器或排放到大氣中去。反應(yīng)堆停閉時(shí)，堆芯內(nèi)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)雖被中止，但燃料原件中的裂變產(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，和正常運(yùn)行一樣，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。9.第三代核電機(jī)組的技術(shù)要求。國(guó)際上定義的第三代核電機(jī)組為滿足《用戶要求文件》（URD）或者EUR文件為設(shè)計(jì)要求的，具有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故措施，經(jīng)濟(jì)上能與天然氣機(jī)組相競(jìng)爭(zhēng)的核電機(jī)組及其反應(yīng)堆。具有以下特點(diǎn)：在安全上滿足URD文件的要求：堆芯熔化事故概率≦1.0×10-5堆·年，大量放射性釋放到環(huán)境中的事故概率≦1.0×10-6堆·年，熱工余量≧15%。在經(jīng)濟(jì)上要求能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競(jìng)爭(zhēng)：機(jī)組可利用率≧87%，設(shè)計(jì)壽命為60年，建設(shè)周期不大于54個(gè)月。采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)：利用物質(zhì)的重力，流體的對(duì)流，擴(kuò)散等天然原理，設(shè)計(jì)不需要專設(shè)動(dòng)力源驅(qū)動(dòng)的安全系統(tǒng)，以適應(yīng)在應(yīng)急情況下冷卻和帶走堆芯余熱的需要。單機(jī)容量進(jìn)一步大型化。壓水堆一回路采用偶數(shù)環(huán)路。用全范圍數(shù)字化控制系統(tǒng)。第四章核電站安全管理體系1.國(guó)際上與核安全和核能相關(guān)的主要組織。國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）國(guó)際經(jīng)濟(jì)合作與發(fā)展組織/核能機(jī)構(gòu)（OECD/NEA）世界核設(shè)施運(yùn)行協(xié)會(huì)（WANO）世界核能協(xié)會(huì)（WNA）國(guó)際輻射防護(hù)協(xié)會(huì)（IRPA）國(guó)際輻射研究協(xié)會(huì)（IRRA）聯(lián)合國(guó)輻射效應(yīng)科學(xué)委員會(huì)（UNSCEAR）國(guó)際核運(yùn)輸組織世界衛(wèi)生組織（WHO）等。2.IAEA核安全標(biāo)準(zhǔn)文件的三個(gè)層次：安全基本法則（SafetyFundamentals），安全要求（SafetyRequirements），安全導(dǎo)則（SafetyGuides）。IAEA核安全標(biāo)準(zhǔn)文件的三個(gè)層次：安全基本法則（SafetyFundamentals），安全要求（SafetyRequirements），安全導(dǎo)則（SafetyGuides）。安全基本法則文件為“政策文件”，陳述基本原理，不提供技術(shù)細(xì)節(jié)和原理的應(yīng)用。2007年出版了《安全基本原則》（SF-1）。安全要求文件說明保障安全必須滿足的基本安全要求給出滿足這些要求的基本目標(biāo)、概念和原則。文件的書寫以法規(guī)的形式編寫，在文件編號(hào)上含有“R”，如核動(dòng)力廠安全：設(shè)計(jì)（NS-R-1）和核動(dòng)力廠安全：運(yùn)行（NS-R-2）。安全導(dǎo)則文件，推薦能保證滿足安全要求的可能的手段。推薦的方法是基于國(guó)際上的經(jīng)驗(yàn)、相關(guān)的方法等。安全指南也是按照法規(guī)的形式編寫，可以直接被各國(guó)的安全導(dǎo)則所采用。3.我國(guó)核設(shè)施的核安全管理分為那幾個(gè)層次，具體是國(guó)家核安全局，核設(shè)施主管部門，和核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位。我國(guó)核設(shè)施的核安全管理分為三個(gè)層次：（1）國(guó)家核安全局；（2）核設(shè)施主管部門；（3）核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位。國(guó)家核安全局負(fù)責(zé)對(duì)全國(guó)民用核設(shè)施進(jìn)行統(tǒng)一的監(jiān)督管理；核設(shè)施主管部門即為核能事業(yè)的發(fā)展部門，目前又稱為核行業(yè)主管部門，代表政府對(duì)核能設(shè)施的運(yùn)行和發(fā)展進(jìn)行管理和規(guī)劃；核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位為核設(shè)施的執(zhí)照申請(qǐng)者，直接負(fù)責(zé)核設(shè)施的安全。4.國(guó)家核安全局的基本職責(zé)是什么。①、對(duì)全國(guó)核設(shè)施安全實(shí)施監(jiān)督，獨(dú)立行使核安全監(jiān)督權(quán)，主要職責(zé)是：1、組織起草和制定核安全的方針、政策和法規(guī)，發(fā)布核安全有關(guān)的規(guī)定、導(dǎo)則和實(shí)施細(xì)則，審查有關(guān)核安全的技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)。2、組織審查和評(píng)定核設(shè)施的安全性能及核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位保障安全的能力，頒發(fā)（吊銷）核設(shè)施安全許可證件。3、負(fù)責(zé)核安全事故的調(diào)查和處理、指導(dǎo)和監(jiān)督核設(shè)施應(yīng)急計(jì)劃的核電廠安全4、負(fù)責(zé)核安全事故的調(diào)查和處理、指導(dǎo)和監(jiān)督核設(shè)施應(yīng)急計(jì)劃的制定和實(shí)施。5、主持與核安全技術(shù)與管理有關(guān)的研究。6、參與核設(shè)備出口項(xiàng)目許可證的批準(zhǔn)與管理，開展核安全方面的國(guó)際合作。②、監(jiān)管的主要核設(shè)施包括核電廠、其它核動(dòng)力廠、研究堆、核燃料循環(huán)設(shè)施、燃料制造廠、放射性廢物處置設(shè)施和放射性廢物庫(kù)，以及核技術(shù)應(yīng)用、伴生放射性礦產(chǎn)資源開發(fā)利用、電磁輻射的污染防治工作實(shí)行統(tǒng)一監(jiān)督管理。5.核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位即核安全許可證持有者的其主要職責(zé)是什么。遵守國(guó)家的有關(guān)法律、行政法規(guī)和技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)，保證核設(shè)施的安全；接受國(guó)家核安全局的核安全監(jiān)督，及時(shí)、如實(shí)地報(bào)告安全情況，并提供有關(guān)資料；對(duì)所運(yùn)營(yíng)的核設(shè)施的安全、核材料的安全、工作人員和公眾以及環(huán)境的安全承擔(dān)全面責(zé)任。 6.國(guó)際核事件分級(jí)的原則是什么。主要核事故的分類等級(jí)。核事件分級(jí)的三個(gè)主要準(zhǔn)則場(chǎng)外影響場(chǎng)內(nèi)影響縱深防御的降級(jí)。7.中國(guó)核安全法規(guī)體系。1、法律：由國(guó)家立法機(jī)構(gòu)為建立核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)，確立基本監(jiān)管制度而制定的具有法律約束力的文件，由全國(guó)人民代表大會(huì)常務(wù)委員會(huì)通過發(fā)布。它為監(jiān)管機(jī)構(gòu)制定法規(guī)、導(dǎo)則，實(shí)施獨(dú)立監(jiān)管等奠定法律基礎(chǔ)。2、行政法規(guī)：由政府或由政府授權(quán)的核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)為奠定許可證審批制度和確立核安全基本要求而制定的具有行政法規(guī)約束力的文件。由國(guó)務(wù)院頒布，屬行政法規(guī)，具有法律約束力的文件。3、安全導(dǎo)則：由核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)制定，但不具有法律約束力的文件，是根據(jù)實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，針對(duì)如何滿足基本要求和原則提出建議的指導(dǎo)性文件。在不遵照導(dǎo)則而采用其他的方法和程序時(shí)，必須向國(guó)家核安全局論證其安全性。4、技術(shù)報(bào)告：對(duì)有關(guān)規(guī)程和技術(shù)提出實(shí)用范例和詳細(xì)的方法，可以作為參考性文件。5、標(biāo)準(zhǔn)、規(guī)范和準(zhǔn)則屬于國(guó)家技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)體系，按國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)和分類辦法執(zhí)行。與核安全直接有關(guān)的標(biāo)準(zhǔn)，應(yīng)報(bào)國(guó)家核安全局審查并備案。8.核與輻射安全監(jiān)督站的基本職責(zé)是什么。負(fù)責(zé)民用核設(shè)施的核安全與輻射環(huán)境管理日常監(jiān)督；負(fù)責(zé)軍用核設(shè)施的輻射環(huán)境管理日常監(jiān)督；負(fù)責(zé)由總局直接監(jiān)管的核技術(shù)利用項(xiàng)目的輻射安全與輻射環(huán)境管理日常監(jiān)督；負(fù)責(zé)核與輻射事故（含核與輻射恐怖襲擊事件）應(yīng)急工作的日常監(jiān)督，以及事故現(xiàn)場(chǎng)應(yīng)急響應(yīng)。監(jiān)督站承擔(dān)核設(shè)施和核技術(shù)利用項(xiàng)目的現(xiàn)場(chǎng)監(jiān)督，納入總局核與輻射事故應(yīng)急響應(yīng)體系，設(shè)立24小時(shí)值班電話，隨時(shí)保持與總局核與輻射事故應(yīng)急辦公室的通暢聯(lián)系。9．我國(guó)核電廠申請(qǐng)?jiān)S可證由哪五個(gè)階段組成？申請(qǐng)時(shí)，需要提交的主要報(bào)告和文件。

核電廠的許可證按五個(gè)主要階段申請(qǐng)和頒發(fā)：核電廠的選址定點(diǎn)；核電廠的建造；核電廠的首次裝料、調(diào)試；核電廠的運(yùn)行；核電廠的退役。

在申請(qǐng)時(shí)，提交有關(guān)報(bào)告：

1.核電廠的選址定點(diǎn)許可證：

申請(qǐng)者（營(yíng)運(yùn)單位）提交：《核電廠環(huán)境影響評(píng)價(jià)報(bào)告批準(zhǔn)書》；《核電廠廠址安全審查批準(zhǔn)書》；《可行性研究報(bào)告》。

2.核電廠的建造許可證

營(yíng)運(yùn)單位提交：《核電廠建造許可證申請(qǐng)書》；《核電廠可行性研究報(bào)告》和《核電廠初步設(shè)計(jì)》的批準(zhǔn)書和建設(shè)項(xiàng)目計(jì)劃的批件；核電廠《環(huán)境影響報(bào)告(設(shè)計(jì)階段)批準(zhǔn)書》；《初步安全分析報(bào)告》；《質(zhì)量保證總大綱》；其他有關(guān)資料（如系統(tǒng)手冊(cè)、設(shè)計(jì)報(bào)告等）。

3.核電廠的首次裝料許可證

營(yíng)運(yùn)單位提交：《核電廠首次裝料申請(qǐng)書》；《核電廠環(huán)境影響報(bào)告(裝料階段)批準(zhǔn)書》；《最終安全分析報(bào)告》；《核電廠調(diào)試大綱》；核電廠操縱員合格證明及相應(yīng)的材料；核電廠應(yīng)急計(jì)劃；其他有關(guān)資料，如核電廠建造進(jìn)展報(bào)告，核電廠在役檢查大綱和役前檢查結(jié)果，核電廠裝料前綜合調(diào)試報(bào)告，核電廠擁有核材料的許可證，核電廠維修大綱。

4.核電廠的運(yùn)行

核電廠的營(yíng)運(yùn)單位向國(guó)家核安全局提交《核電廠運(yùn)行申請(qǐng)書》，修訂的《最終安全分析報(bào)告》、《核電廠環(huán)境影響報(bào)告(修訂)批準(zhǔn)書》和《核電廠裝料后調(diào)試報(bào)告和運(yùn)行報(bào)告》，其他有關(guān)資料。

5.核電廠的退役許可證

營(yíng)運(yùn)單位提交：《核電廠退役申請(qǐng)書》；《退役實(shí)施計(jì)劃》；其他有關(guān)資料10.安全分析報(bào)告主要由哪些基本內(nèi)容組成？最終安全分析報(bào)告（FSAR）中描述核設(shè)施，介紹設(shè)計(jì)依據(jù)的資料及其運(yùn)行限值。還介紹對(duì)構(gòu)筑物、系統(tǒng)、部件以及核設(shè)施總體的安全分析。對(duì)構(gòu)筑物系統(tǒng)和部件以及對(duì)核設(shè)施的描述和分析，著重于性能要求。特別是對(duì)各個(gè)物項(xiàng)討論與核反應(yīng)堆是安全有關(guān)還是安全無關(guān)。在最終安全分析報(bào)告（FSAR）中還包含經(jīng)營(yíng)上和行政上的管理、質(zhì)量保證準(zhǔn)則以及環(huán)境和氣象監(jiān)測(cè)大綱的結(jié)果等。11.除了核電廠許可證外，還有哪些許可證。

1.核電廠建造許可證；2.核電廠運(yùn)行許可證；3.核電廠操縱員執(zhí)照；4.核燃料許可證；5.核承壓設(shè)備活動(dòng)資格許可證；6.其他需要批準(zhǔn)的文件：

核電廠廠址選擇審查意見書、核電廠首次裝料批準(zhǔn)書、核電廠首次臨界批準(zhǔn)書、核電廠退役批準(zhǔn)書等。（此題可能有誤，找不到核電廠許可證之外的許可證，可能問錯(cuò)了）12.WANO的10項(xiàng)運(yùn)行安全指標(biāo)。1.機(jī)組容量因子2.計(jì)劃外容量損失因子3.非計(jì)劃自動(dòng)停堆次數(shù)4.安全系統(tǒng)表現(xiàn)5.熱力學(xué)行為6.燃料可靠性7.化學(xué)指標(biāo)8.累積輻射照射量9.輔助給水不可用率10.工業(yè)安全事故率第五章核電廠安全分析與評(píng)價(jià)1．壓水核電廠運(yùn)行工況分類的原則，分為哪幾類？并解釋每類名稱，了解對(duì)每類的安全原則。工況Ⅰ—正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變?cè)摴r是常見的預(yù)期運(yùn)行工況，包括：核電廠的正常啟動(dòng)、停閉和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行。帶有允許偏差的極限運(yùn)行，如發(fā)生燃料元件包殼泄露、一回路冷卻劑放射性水平升高、蒸汽發(fā)生器管子有泄露等，但未超過規(guī)定的最大允許值。運(yùn)行瞬變，如核電廠的升溫升壓或冷卻卸壓，以及在允許范圍內(nèi)的負(fù)荷變化等。這類工況出現(xiàn)較頻繁，所以要求整個(gè)過程中無需停堆，只要依靠控制系統(tǒng)在反應(yīng)堆設(shè)計(jì)裕量?jī)?nèi)進(jìn)行調(diào)節(jié)，即可把反應(yīng)堆調(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，或稱預(yù)計(jì)運(yùn)行事件這是指在核電廠運(yùn)行壽期內(nèi)預(yù)計(jì)出現(xiàn)一次或數(shù)次偏離正常運(yùn)行的所有運(yùn)行過程。由于設(shè)計(jì)時(shí)已采取適當(dāng)?shù)拇胧?，它只可能迫使反?yīng)堆停閉，不會(huì)造成燃料元件棒損壞或一回路、二回路系統(tǒng)超壓，只要保護(hù)系統(tǒng)能正常工作，就不會(huì)導(dǎo)致事故工況。工況Ⅲ—稀有事故在核電廠壽期內(nèi)可能會(huì)發(fā)生，但一般極少出現(xiàn)，它的發(fā)生概率約為10-4～3×10-2次/（堆·年）。處理這類事故時(shí)，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—極限事故這類事故的發(fā)生概率約為10-6～3×10-4次/（堆·年），因此被稱作假想事故，又稱為極限設(shè)計(jì)事故。它一旦發(fā)生就會(huì)釋放出大量放射性物質(zhì)，所以在核電廠設(shè)計(jì)中必須加以考慮。2．安全分析報(bào)告中的八類典型始發(fā)事故是什么？二回路系統(tǒng)排熱增加二回路系統(tǒng)排熱減少反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少反應(yīng)性和功能分布異常反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放未能停堆的預(yù)計(jì)瞬變3．說明HAF102（2004年版本）“核電廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定”中對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故、超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故基本概念和相互關(guān)系。設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故：根據(jù)確定的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則和保守方法學(xué)設(shè)計(jì)設(shè)施時(shí)必須加以防范的會(huì)導(dǎo)致事故工況的事故。（老師ppt）是指核動(dòng)力廠按確定的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則在設(shè)計(jì)中采取了針對(duì)性措施的那些事故工況。（書上的）超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故是指嚴(yán)重性超過設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的事故工況。嚴(yán)重事故是指嚴(yán)重性超過設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況。相互關(guān)系：（沒有確定答案）事故工況指比預(yù)計(jì)運(yùn)行事件更嚴(yán)重的工況，包括設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故。嚴(yán)重事故是一種超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。4．始發(fā)事件的類型。1.內(nèi)部事件設(shè)備故障，能直接或間接影響核動(dòng)力廠安全的各個(gè)設(shè)備的故障，包括計(jì)算機(jī)軟件的故障。人員差錯(cuò)，錯(cuò)誤的和不良的維修、控制限值的錯(cuò)誤整定和操縱員的其他錯(cuò)誤行動(dòng)或疏忽。內(nèi)部原因引起的火災(zāi)、爆炸和水淹對(duì)核動(dòng)力廠安全也可能產(chǎn)生重要影響核電廠安全。2.外部事件3.事件組合對(duì)于單個(gè)事件的組合需要謹(jǐn)慎處理，以保證特定的組合有其合理性。事件的隨機(jī)組合為一種極不可能的情景，如用PSA證明概率極低，則可不作為假想事故考慮。在PSA中，對(duì)嚴(yán)重事故采用最佳估計(jì)分析方法，而對(duì)于具有相對(duì)較高發(fā)生可能性的假想事故，應(yīng)采用保守分析方法。5.何為失水事故和失流事故。失水事故：壓水堆中冷卻劑主管道破裂（大破口或小破口），導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑大量失去的事故（LOCA）失流事故：失流事故是指冷卻劑因?yàn)楸脵C(jī)或電源故障導(dǎo)致強(qiáng)冷卻劑喪失。（及冷卻劑不再循環(huán)流動(dòng)）。6.評(píng)審核電站安全的兩種評(píng)價(jià)方法，并簡(jiǎn)要說明其主要差別。確定論評(píng)價(jià)法、概率安全評(píng)價(jià)法區(qū)別：確定論的安全評(píng)價(jià)方法:是各國(guó)安全當(dāng)局批準(zhǔn)的傳統(tǒng)的安全評(píng)價(jià)方法。方法較為簡(jiǎn)便，評(píng)價(jià)也很快速。這種方法以多年實(shí)際應(yīng)用的經(jīng)驗(yàn)和一些保守的假設(shè)為基礎(chǔ)，因而得出的結(jié)果往往過于保守。風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)方法（概率安全評(píng)價(jià)法）：是一種系統(tǒng)的安全評(píng)價(jià)技術(shù)，對(duì)核電廠這樣復(fù)雜的系統(tǒng)作系統(tǒng)的分析思考，以嚴(yán)格的數(shù)理邏輯推理和概率論為理論基礎(chǔ)，提供一種綜合的結(jié)構(gòu)化的處理方法，找出可信的事故序列，評(píng)價(jià)發(fā)生概率和造成的后果。7.確定論評(píng)價(jià)法的基本特點(diǎn)，保守性假設(shè)?；咎攸c(diǎn)：

(1)是各國(guó)安全當(dāng)局批準(zhǔn)的傳統(tǒng)的安全評(píng)價(jià)方法

(2)方法較為簡(jiǎn)便，評(píng)價(jià)也很快速。

(3)這種方法以多年實(shí)際應(yīng)用的經(jīng)驗(yàn)和一些保守的假設(shè)為基礎(chǔ)，因而得出的結(jié)果往往過于保守。保守性假設(shè)：

(1)事故同時(shí)合并失去廠外電源；

(2)反應(yīng)性價(jià)值最大的一組控制棒卡在全提棒位置不能下插；

(3)分析中只考慮安全相關(guān)設(shè)備，不計(jì)及非安全設(shè)備的緩解功能；

(4)必要時(shí)考慮合并不利的外部條件。8.壓水堆對(duì)I類和II類工況下驗(yàn)收準(zhǔn)則。對(duì)大破口失水事故的最終驗(yàn)收準(zhǔn)則。為了保證燃料不發(fā)生燒毀或熔化，對(duì)于I類和II類工況，有如下定量準(zhǔn)則：燃料芯塊的最高溫度不超過2260℃，這與燃耗末期燃料芯塊的熔化溫度2590℃相比，留有大于300℃裕量；燃料線功率不超過59.0kW/m，這準(zhǔn)則與前一條表述的是同樣內(nèi)容考慮到壓水堆平均線功率約為17.8kW/m，可以推知堆芯熱點(diǎn)因子FQ不得大于3.3；最小偏離泡核沸騰比DNBR，在用W-3公式估算時(shí)，不得小于1.3，這可以保證在95％的置信度下95％的燃料元件不發(fā)生燒毀；燃料元件包殼外壁面溫度不超過425℃。對(duì)大破口失水事故的最終驗(yàn)收準(zhǔn)則：包殼最高溫度不得超過1204℃。當(dāng)鋯包殼溫度達(dá)到850℃時(shí)，鋯水反應(yīng)顯著發(fā)生。1200℃時(shí)，鋯水反應(yīng)熱已與局部衰變熱功率相當(dāng)。超過1200℃，可能導(dǎo)致整個(gè)包殼熔化、氧化或形成低共熔混合物；包殼的局部最大氧化量不超過包殼總厚度的17%，以防止過量氧化的氫脆導(dǎo)致包殼機(jī)械強(qiáng)度不足而破裂；包殼氧化產(chǎn)氫量不得超過假設(shè)所有鋯均與水反應(yīng)所釋氫總量的l%，以限制安全殼內(nèi)氫爆的危險(xiǎn)；堆芯必須保持可冷卻的幾何形狀；必須能保證事故后排出衰變熱的長(zhǎng)期冷卻能力。9.概率安全評(píng)價(jià)的基本特點(diǎn)。一級(jí)、二級(jí)和三級(jí)PSA的基本含義和基本任務(wù)。概率安全評(píng)價(jià)（PSA）的基本特點(diǎn)共有四個(gè)：確定從各種不同始發(fā)事件所造成的事故序列，并且能夠系統(tǒng)地和現(xiàn)實(shí)地確定該事故的發(fā)生頻率及事故造成的后果；PSA中所用的事件樹和故障樹分析法，可用于系統(tǒng)方案論證、安全審評(píng)、查找系統(tǒng)薄弱環(huán)節(jié)、評(píng)價(jià)和建立事故管理規(guī)定以及指導(dǎo)運(yùn)行維修等方面，并取得了較好的效果；PSA為安全問題的決策提供了協(xié)調(diào)一致的完整方法；PSA作為一個(gè)工具，能夠提供許多有用信息，但其數(shù)值結(jié)果也有局限性和不確定性。一級(jí)PSA，估算堆芯損壞頻率（每堆運(yùn)行年下發(fā)生堆芯損傷的概率）。主要任務(wù)是：找出導(dǎo)致堆芯損壞的事故序列；分析安全系統(tǒng)的工作性能和可靠性；事故序列的定量計(jì)算。二級(jí)PSA，它綜合了堆芯熔化物理過程的研究，估計(jì)放射性向環(huán)境的釋放源項(xiàng)。主要任務(wù)是：研究堆芯熔化過程和放射性物質(zhì)在壓力容器內(nèi)的釋放；分析堆芯熔化行為以及放射核素在安全殼內(nèi)的釋放和遷移；研究安全殼在嚴(yán)重事故工況下的響應(yīng)；估計(jì)放射性向環(huán)境的釋放。三級(jí)PSA，研究放射性物質(zhì)在環(huán)境中的彌散及其影響后果。主要任務(wù)是：研究核電廠以外的不同距離處在不同時(shí)間的放射性核素濃度；研究產(chǎn)生的輻射劑量和對(duì)公眾的影響；研究重大后果的概率分布。10.風(fēng)險(xiǎn)的基本定義。WASH1400的基本結(jié)果，由此得出的一些基本結(jié)論。風(fēng)險(xiǎn)定義為事件發(fā)生頻率和事件后果大小的乘積，即：風(fēng)險(xiǎn)R(后果/單位時(shí)間)＝P(事件/單位時(shí)間)×C(后果/事件)風(fēng)險(xiǎn)分為個(gè)人風(fēng)險(xiǎn)和社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)兩類。風(fēng)險(xiǎn)具有定量的意義，能夠把核電廠引起的社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)與自然災(zāi)害或人為因素引起的社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行比較，因此易于被廣大居民所接受。WASH－1400的PSA分析結(jié)果始發(fā)事件頻率(1/年)引起的堆芯熔化頻率1/（堆·年）在總?cè)刍l率中所占份額大破口LOCA1×10-43.4×10-66%中破口LOCA3×10-46.9×10-612%小破口LOCA1×10-32.6×10-546%壓力容器破裂1×10-71.1×10-70.2%一回路界面設(shè)備失效4×10-64.8×10-68%其它瞬變2×10-61.6×10-528%全部始發(fā)事件5.7×10-5100%基本結(jié)論：（1）核電廠的主要風(fēng)險(xiǎn)來自能導(dǎo)致燃料熔化的那些事故，其事故發(fā)生的概率十分低，能導(dǎo)致放射性釋放的潛在事故并不多。（2）主冷卻劑系統(tǒng)的小破口失水事故最易造成燃料熔化。風(fēng)險(xiǎn)研究表明，小破口和瞬態(tài)事故是應(yīng)該考慮的主要事故。可以看出，大破口失水事故引起堆芯熔化的概率約占堆芯總?cè)刍怕实?.6%~6%，而由小破口和瞬態(tài)事故引起的卻占到74%~81%。在反應(yīng)堆安全研究中應(yīng)該重視小破口和瞬態(tài)事故的研究。（3）人為失誤往往加劇了事故的嚴(yán)重性。三哩島核電廠事故完全證實(shí)了這個(gè)論點(diǎn)。第六章核電廠事故管理1.事故管理的基本目的是什么，嚴(yán)重事故管理那兩方面的措施。事故管理的目的：在發(fā)生事件或事故時(shí)確保核電站基本安全功能（堆芯次臨界、堆芯冷卻、安全殼密封性）的同時(shí)把電廠維持在安全穩(wěn)定的狀態(tài)。事故管理是指在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故發(fā)展過程中采取的一系列行動(dòng)來:1.防止事件升級(jí)為嚴(yán)重事故2.減輕嚴(yán)重事故的后果3.實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)期穩(wěn)定的安全狀態(tài)嚴(yán)重事故管理：兩方面的措施:1.采用一切可用的措施，防止堆芯熔化，這部分稱為事故預(yù)防；2.若堆芯已經(jīng)開始熔化，采取各種手段，盡量減少放射性向廠外釋放，這部分稱為事故的緩解。2.核電廠嚴(yán)重事故下有哪些主要物理現(xiàn)象。什么是氫爆？什么是蒸汽爆炸？什么是安全殼直接加熱？主要物理現(xiàn)象：堆芯材料的氧化和氫的產(chǎn)生；蒸汽與非可凝氣體在堆壓力容器內(nèi)和一回路的自然循環(huán)；堆芯幾何形狀的喪失；堆芯熔融物落入堆壓力容器下部空間；堆芯再淹沒；重返臨界問題；高壓下堆芯熔融物噴射和安全殼直接加熱；氫爆；燃料與冷卻劑的相互作用（蒸汽爆炸）；堆芯熔化物與安全殼底板混凝土相互作用；裂變產(chǎn)物的釋放與遷移。氫爆：氫的來源:在堆壓力容器內(nèi)，燃料鋯包殼和鋯部件的氧化；堆壓力容器外部，堆芯熔融物的鋯繼續(xù)氧化，以及熔化物與混凝土的相互作用；堆芯和安全殼地坑內(nèi)水的輻射分解也會(huì)產(chǎn)生氫氣。氫可能發(fā)生劇燃（Deflagration）或燃爆（Detonation）劇燃對(duì)安全殼產(chǎn)生靜態(tài)壓力負(fù)載峰值；燃爆將對(duì)安全殼產(chǎn)生巨大的動(dòng)態(tài)壓力負(fù)載。當(dāng)負(fù)載超過安全殼設(shè)計(jì)能力時(shí)，可能造成安全殼失效，并影響安全殼內(nèi)安全系統(tǒng)的設(shè)備執(zhí)行其安全功能。蒸汽爆炸燃料與冷卻劑的相互作用）：“蒸汽爆炸”是指堆芯熔融物破碎成為微米量級(jí)的極小粒子，在毫秒量級(jí)的極短時(shí)間內(nèi)與水相互作用，將熱量傳給水，同時(shí)產(chǎn)生大量蒸汽和釋放出巨大能量。實(shí)驗(yàn)表明，堆冷卻劑系統(tǒng)高壓下發(fā)生蒸汽爆炸的概率很低。通常只考慮低壓下蒸汽爆炸的事故序列。最新研究表明：發(fā)生堆壓力容器內(nèi)蒸汽爆炸引起安全殼失效的條件概率小于0.001。安全殼直接加熱：在某些序列中，堆芯在高壓下?lián)p壞，熔融物落入壓力容器底部，并造成壓力容器損壞，那熔融物會(huì)呈小的微粒噴射到安全殼的堆腔中，甚至噴射到安全殼大氣空間中。如熔融物噴射到安全殼大氣空間，安全殼會(huì)加熱升壓。熔融物在空氣和蒸汽中還會(huì)進(jìn)一步氧化，產(chǎn)生氫氣和熱量，安全殼進(jìn)一步升壓。3.嚴(yán)重事故分析采用的計(jì)算程序分為那幾類。（P85）嚴(yán)重事故分析采用的計(jì)算程序根據(jù)復(fù)雜詳細(xì)程度，分為一體化系統(tǒng)程序、機(jī)理分析程序和現(xiàn)象分析程序。 一體化系統(tǒng)程序包含所有嚴(yán)重事故的主要序列，模型相對(duì)簡(jiǎn)單，用于PSA快速計(jì)算，又稱為源項(xiàng)分析程序。典型的該類程序有MELCOR程序、MAAP程序。 機(jī)理分析程序基于系統(tǒng)程序的基礎(chǔ)上，采用了比較詳細(xì)的現(xiàn)象分析模型計(jì)算時(shí)間相對(duì)源項(xiàng)分析程序長(zhǎng)得多，但相對(duì)精確。典型的該類程序有NRC開發(fā)的SCDAP/RELAP,用于分析堆內(nèi)堆芯熔融進(jìn)展。 現(xiàn)象分析程序針對(duì)單一現(xiàn)象進(jìn)行詳細(xì)的模擬，通常采用CFD的精確計(jì)算方法，耗時(shí)，但計(jì)算精度高。該類程序很多，如計(jì)算氫氣行為的GASFLOW程序等。4.與對(duì)一般DBA處理對(duì)策不同，對(duì)嚴(yán)重事故對(duì)策措施考慮的原則有什么不同。由于嚴(yán)重事故發(fā)生概率極低，其對(duì)策考慮與一般DBA處理對(duì)策有所不同。一般應(yīng)當(dāng)考慮以下三條原則：1、盡量利用一切可利用的資源，包括水源、電力、設(shè)備和人力。必要時(shí)，可以利用一些不屬于標(biāo)準(zhǔn)專設(shè)安全設(shè)施的系統(tǒng)與設(shè)備，采用非常規(guī)的運(yùn)行模式，超越系統(tǒng)、設(shè)備的技術(shù)限定條件。2、盡量降低高壓熔堆的發(fā)生頻度，萬一不可能阻止堆熔過程，則應(yīng)盡力使之轉(zhuǎn)為低熔堆過程，以避免發(fā)生噴射釋放和堆芯熔渣濺射，直接威脅安全殼的完整性。3、在不危及堆芯安全的情況下，盡量采用善后工作量較小的事故處置方案。5.如何防止高壓熔堆？如何進(jìn)行安全殼的排熱減壓？（1）適時(shí)地開啟穩(wěn)壓器安全閥(PORV)卸壓是防止高壓熔堆的有效方法。?分析發(fā)現(xiàn)，即使沒有能動(dòng)注水補(bǔ)充，單純的泄汽過程不但可以防止高壓熔堆，其本身還有延緩堆芯熔化的效果。壓力下降到50bar以下時(shí)，引入非能動(dòng)安注箱注水，利用該水資源，可以載出熱量。（2）噴淋是安全殼排熱減壓的重要手段。對(duì)安全殼排熱來說，安注和噴淋再循環(huán)才是冷卻手段。地坑水通過熱交器將熱量傳給設(shè)備冷卻水，然后再排向熱阱。安全殼排熱減壓的另一措施是利用安全殼風(fēng)冷系統(tǒng)。核電廠風(fēng)冷系統(tǒng)在事故下可以自動(dòng)切換到應(yīng)急運(yùn)行狀態(tài)，氣流先除濕再進(jìn)入活性炭吸附器。在安全殼預(yù)計(jì)將發(fā)生超壓失效時(shí)，以可控方式排出部分安全殼內(nèi)氣體可以達(dá)到減壓的目的。6．砂堆過濾器的作用和使用（即U5的啟用條件）。U5規(guī)程是在安全殼內(nèi)大量集聚不可凝氣體時(shí)，以過濾排氣的方式抑制安全殼內(nèi)壓力峰，防止安全殼失去完整性。U5規(guī)程的執(zhí)行：由現(xiàn)場(chǎng)操作工根據(jù)命令手動(dòng)打開通向砂堆過濾器管道上的兩臺(tái)隔離閥?；旌蠚怏w經(jīng)孔板減壓后進(jìn)入過濾器箱體，經(jīng)過濾后通過一根管道，再由核輔助廠房排入煙囪內(nèi)直徑400mm的豎管排放。?U5規(guī)程的啟用條件為：事故后24小時(shí)，安全殼內(nèi)壓已超過5bar；廠內(nèi)應(yīng)急計(jì)劃已開始執(zhí)行，各應(yīng)急組已經(jīng)就位；應(yīng)急指揮與應(yīng)急專家組協(xié)商后，決定啟用U5規(guī)程。7.EPR堆芯捕集器和AP1000熔融堆芯滯留設(shè)施IVR的基本思想。EPR堆芯捕集器：在EPR設(shè)計(jì)了堆芯捕集器冷卻堆芯熔融物，使用了耐特高溫保護(hù)材料，保證混凝底板的密封性。在反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)設(shè)有專門的堆芯熔融物擴(kuò)散區(qū)，用來冷卻從壓力容器內(nèi)流出的熔化堆芯。

AP1000熔融堆芯滯留設(shè)施IVR：在發(fā)生堆芯融化事故時(shí)，堆腔淹沒系統(tǒng)將水注入堆內(nèi)的同時(shí)，也注入壓力容器外壁與堆坑絕熱層之間的空間，以冷卻從堆芯落到壓力容器下封頭上的堆芯熔融物，保證下封頭不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)。AP1000

設(shè)有壓力容器外部冷卻系統(tǒng)以實(shí)現(xiàn)熔渣壓力容器內(nèi)保持(IVR),防止對(duì)外蒸汽爆炸、避免底板熔穿。功能主要靠壓力容器外淹沒冷卻系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)。8．什么是核事故應(yīng)急和應(yīng)急計(jì)劃？核事故應(yīng)急計(jì)劃有那幾個(gè)層次？核應(yīng)急狀態(tài)分幾個(gè)級(jí)別？什么是應(yīng)急計(jì)劃區(qū)？核事故應(yīng)急和應(yīng)急計(jì)劃：是指為了控制或者緩解核事故、減輕核事故后果而采取的不同于正常秩序和正常工作程序的緊急行動(dòng)。核事故應(yīng)急計(jì)劃層次：場(chǎng)內(nèi)核事故應(yīng)急計(jì)劃，場(chǎng)外核事故應(yīng)急計(jì)劃和國(guó)家核事故應(yīng)急計(jì)劃。核事故應(yīng)急狀態(tài)分為四級(jí)：(a)應(yīng)急待命。出現(xiàn)可能導(dǎo)致危及核電廠核安全的某些特定情況或者外部事件，核電廠有關(guān)人員進(jìn)入戒備狀態(tài)。(b)廠房應(yīng)急。事故后果僅限于核電廠的局部區(qū)域，核電廠人員按照?qǐng)鰞?nèi)核事故應(yīng)急計(jì)劃的要求采取核事故應(yīng)急響應(yīng)行動(dòng)通知廠外有關(guān)核事故應(yīng)急響應(yīng)組織(c)場(chǎng)區(qū)應(yīng)急。事故后果蔓延至整個(gè)場(chǎng)區(qū)，場(chǎng)區(qū)內(nèi)的人員采取核事故應(yīng)急響應(yīng)行動(dòng)，通知省級(jí)人民政府指定的部門，某些廠外核事故應(yīng)急響應(yīng)組織可能采取核事故應(yīng)急響應(yīng)行動(dòng)。(d)場(chǎng)外應(yīng)急（總體應(yīng)急）。事故后果超越場(chǎng)區(qū)邊界，實(shí)施場(chǎng)內(nèi)和場(chǎng)外核事故應(yīng)急計(jì)劃。（4）應(yīng)急計(jì)劃區(qū):是指在核電廠周圍建立的，制定有核事故應(yīng)急計(jì)劃、并預(yù)計(jì)采取核事故應(yīng)急對(duì)策和應(yīng)急防護(hù)措施的區(qū)域。(a)煙羽應(yīng)急計(jì)劃區(qū)，是針對(duì)放射性煙云引起的照射而建立的應(yīng)急計(jì)劃區(qū);(b)食入應(yīng)急計(jì)劃區(qū)，是針對(duì)食入放射性污染的水或者食物引起照射而建立的應(yīng)急計(jì)劃區(qū)。第七章世界上發(fā)生的嚴(yán)重核事故1.三哩島事故的起因、性質(zhì)、主要進(jìn)程、后果、事故級(jí)別等級(jí)、原因分析和基本教訓(xùn)。起因：這次事故由給水喪失引起瞬變開始，經(jīng)過一系列事件造成了堆芯部分融化，大量裂變產(chǎn)物釋放到安全殼。性質(zhì)：主要進(jìn)程：1）1979年3月28日早晨4點(diǎn)反應(yīng)堆運(yùn)行在98％額定功率下。運(yùn)行工作人員正在維修凈化給水的離子交換系統(tǒng)。事故是由凝結(jié)水流量喪失觸發(fā)給水總量的喪失而開始的。2）凌晨4時(shí)零分37秒主汽輪機(jī)跳閘。所有三臺(tái)輔助給水泵全部按設(shè)計(jì)要求啟動(dòng)，但實(shí)際上流量因隔離閥關(guān)閉而受阻。3）反應(yīng)堆繼續(xù)在滿功率下運(yùn)行，一回路溫度和壓力上升，三秒鐘后達(dá)到穩(wěn)壓器泄壓閥整定值15.5MPa泄壓閥打開。4）8秒后，反應(yīng)堆一回路壓力達(dá)到緊急停堆整定值16.2MPa而自動(dòng)緊急停堆。停堆后，反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)經(jīng)歷預(yù)期的冷卻劑收縮、裝水量損失，穩(wěn)壓器水位下降，一回路系統(tǒng)壓力下降。5）大約在13秒鐘時(shí)，壓力達(dá)到穩(wěn)壓器泄壓閥關(guān)閉整定值15.2MPa，但它因卡住未能關(guān)閉?？刂剖覂?nèi)有要求電磁線圈的動(dòng)作指示，但沒有該閥狀態(tài)的直接指示，操縱員誤以為該閥門已被關(guān)閉。一回路冷卻劑就以大約0.0126m3/s的初始速率向外漏水，相當(dāng)小破口失水事故。6）在二回路，三臺(tái)輔助給水泵在運(yùn)行，但由于泵向SG供水管路上兩個(gè)隔離閥的關(guān)閉(事故后8分鐘發(fā)現(xiàn)了)，水不能達(dá)到SG。失去了二次側(cè)熱阱，而堆一回路系統(tǒng)繼續(xù)在加熱，SG水位下降，逐漸干涸。7）約2分鐘后，高壓安注系統(tǒng)自動(dòng)投入，從換料水箱抽含硼水送入堆芯，但只運(yùn)行了2分鐘左右，操作人員發(fā)現(xiàn)穩(wěn)壓器高水位指示誤認(rèn)為一回路水量太多就恢復(fù)下泄流手動(dòng)控制HPI泵。造成注入的水流量率由2.7m3/分下降到0.1m3/分，小于通過泄壓閥所損失的冷卻劑損失速率。8）操作人員擔(dān)心水位達(dá)到穩(wěn)壓器完全充滿水(實(shí)心穩(wěn)壓器)的狀態(tài)。實(shí)心的穩(wěn)壓器是無法完成系統(tǒng)壓力的控制功能的。實(shí)際上，穩(wěn)壓器的高水位指示是假信號(hào)，泄壓閥開啟后，堆冷卻劑系統(tǒng)中形成了空泡，造成水急劇涌入穩(wěn)壓器。9）操作人員不知道LOCA事故在繼續(xù)。由于蒸汽含量的增加，反應(yīng)堆主泵出現(xiàn)了劇烈震動(dòng)。在事故大約73分鐘時(shí)，操作人員關(guān)閉了B環(huán)兩臺(tái)主泵，以避免主泵和相關(guān)管路的嚴(yán)重?fù)p壞，特別是防止泵軸時(shí)損壞造成SealLoca。10）在100分鐘時(shí)關(guān)閉了A環(huán)路冷卻劑主泵。至此，主系統(tǒng)的強(qiáng)迫循環(huán)全部中斷。操作人員期望依靠自然循環(huán)來避免堆芯過熱，但自然循環(huán)未能建立。11）堆內(nèi)冷卻劑已不足于完全復(fù)蓋堆芯。衰變熱繼續(xù)蒸干冷卻劑。大約在主泵停關(guān)后10分鐘，反應(yīng)堆冷卻劑出口溫度迅速上升，超過儀表量程范圍。12）在事故后大約25小時(shí)反應(yīng)堆堆芯相當(dāng)大部分已裸露并經(jīng)受了持續(xù)的高溫。這種工況導(dǎo)致了燃料損壞，堆芯裂變產(chǎn)物大量釋放以及氫氣的生成，堆芯已嚴(yán)重?fù)p壞。13）3月28日16時(shí)30分，公司管理部門指示電廠工作人員提高反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力，以消除空泡。14）直至事故后15小時(shí)50分鐘。成功地實(shí)現(xiàn)了強(qiáng)迫循環(huán)。一回路系統(tǒng)壓力穩(wěn)定在6.9至7.6MPa。表明了事故序列的結(jié)束。劑量后果：1）運(yùn)行人員接受了略高的輻射，但總劑量仍有限。對(duì)主冷卻劑取樣的人員可能受到30~40mSv輻照，事故中無人傷亡。2）對(duì)公眾的影響：（1）0.5英里內(nèi)公眾個(gè)人最大劑量：100mRem(1mSv)（2）20英里內(nèi)公眾平均劑量：＜0.1mRem(1μSv)（3）50英里內(nèi)總?cè)藬?shù)216萬，集體劑量3550人雷姆（35.50人Sv）3）NRC后果嚴(yán)重性基準(zhǔn)：每1萬人雷姆可能有2名癌癥死亡風(fēng)險(xiǎn)，總共3550人雷姆可能約產(chǎn)生0.7例；天然本底100mRem/年在216萬人中產(chǎn)生200000人雷姆，即每年40例癌癥死亡風(fēng)險(xiǎn)。4）三哩島事故釋放出的放射性物質(zhì)很少，說明安全殼十分重要。由于安全殼噴淋液中添加了NaOH，絕大多數(shù)碘和銫被捕集在安全殼內(nèi)。事故級(jí)別等級(jí)：五級(jí)；具有廣泛后果的事故。原因分析：某些設(shè)計(jì)缺陷和人員失誤是三里島事故事故的主要原因。1）、閥門位置判斷，穩(wěn)壓器泄壓閥位置指示顯示的只是關(guān)閥要求而不是實(shí)際關(guān)閉狀態(tài)。2）、對(duì)穩(wěn)壓器行為的認(rèn)識(shí)，操縱員對(duì)泄壓閥破口產(chǎn)生汽泡造成液面上涌，而主系統(tǒng)壓力卻在下降的現(xiàn)象沒有受過訓(xùn)練，也沒有處理規(guī)程。3）、安注系統(tǒng)的中止，穩(wěn)壓器水位上升，操縱員關(guān)閉了安注。操縱員缺乏對(duì)系統(tǒng)熱工水力特性的理解能力。4）、主控室質(zhì)量問題，主控室信息系統(tǒng)和報(bào)警質(zhì)量差。堆芯溫度儀表量程不夠?qū)?，事故中指針打到極限位置并一直維持在極限位置上，操縱員則認(rèn)為這些儀表都?jí)牧?。運(yùn)行計(jì)算機(jī)塞滿了數(shù)據(jù)，死機(jī)達(dá)兩小時(shí)之久。事故發(fā)生后各種預(yù)警、警告和報(bào)警信號(hào)燈閃爍不停，沒有任何優(yōu)先級(jí)規(guī)定?；窘逃?xùn)：1）TMI-II事故證明，壓水堆的安全措施經(jīng)受住了事故的沖擊。壓水堆的縱深防御和三道屏障，特別是第三道屏障安全殼，有效地阻止了放射性物質(zhì)進(jìn)入環(huán)境。2）三哩島事故暴露出安全理念存在一些問題：（1）過份集中注意和研究極不可能發(fā)生的主管道雙端斷裂DBA事故（2）忽視了更可能發(fā)生的一些中小事故，缺乏了解和準(zhǔn)備。（3）對(duì)人因差錯(cuò)重視不夠。3）法國(guó)在三哩島事故后對(duì)本國(guó)壓水堆的安全問題進(jìn)行了認(rèn)真的研究，提出多項(xiàng)改進(jìn)措施，也用到廣東大亞灣核電廠上。2.切爾諾貝利核事故起因、性質(zhì)、主要進(jìn)程、后果、事故級(jí)別等級(jí)、原因分析和基本教訓(xùn)。起因：事故是在進(jìn)行8號(hào)汽輪發(fā)電機(jī)組實(shí)驗(yàn)計(jì)劃時(shí)觸發(fā)的。性質(zhì)：特大事故（RBMK堆型設(shè)計(jì)缺陷、管理缺陷、違章操作）主要進(jìn)程：1986年4月25日1時(shí)，反應(yīng)堆功率開始從滿功率下降。13時(shí)5分時(shí)，熱功率水平降至1600MW（50％功率）。按計(jì)劃關(guān)閉了一臺(tái)（7號(hào)）汽輪機(jī)。根據(jù)試驗(yàn)大綱，14點(diǎn)把反應(yīng)堆應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)與強(qiáng)迫循環(huán)回路斷開，以防止實(shí)驗(yàn)過程中應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)動(dòng)作。由于電網(wǎng)調(diào)度問題，在50％的功率下運(yùn)行了9個(gè)小時(shí)（在解除應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)下運(yùn)行是違章的）。直到23時(shí)10分，才繼續(xù)降功率。按實(shí)驗(yàn)大綱，實(shí)驗(yàn)應(yīng)在堆熱功率700－1000MW下進(jìn)行。但是，操作人員按低功率下運(yùn)行規(guī)程