复习提纲
一、填空：
1、前锁后塞核安全的基本策略是：防止燃料组件过热。
2、核电厂的风险来自于：事故工况下不可控的放射性核素的释放。 3、我国国家核安全局于2001年发表了《新建核电厂设计中的几个重要安全问题》的核安全政策声明，声明中规定：作为检验所确定的安全目标，特别是技术安全目标是否得到满足，可采用下述定量的概率安全目标：发生严重堆芯损坏事件的频率每运行堆年低于10-5次事件；需要厂外早期响应的大量放射性释放到厂区外的频率每运行堆年低于10-6次事件。 4、列举安全设计的基本原则：单一故障准则、多样性、独立性、故障安全原则、定期试验、维护、检查的措施、固有安全性。
5、固有安全性是指：反应堆利用其自身的自然安全性和非能动的安全性来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。列举反应堆系统中固有安全特性的应用实 例：安注箱、自然循环、主泵的惰转、控制棒依靠重力的下落。
6、大破口失水事故中发生的事故序列可以分为4个连续的阶段，即：喷放、再灌水、再淹没和长期冷却。
7、列举几种极限事故：一回路系统主管道大破裂（大LOCA）、二回路系统蒸汽管道大破裂、主泵卡转子、弹棒事故。
8、安全壳喷淋系统有两种运行方式，即：直接喷淋和再循环喷淋，其分别从换料水箱和安全壳地坑取水。
9、反应堆瞬态是相对于稳态而言的，是指反应堆倍增因子或反应性变化时，中子通量或功率随时间的变化特性。
10、反应堆动态方程中中子通量和先驱核密度都是时间-空间的函数，求解过程需要十分复杂的数学运算，因此作为一种近似，假设中子通量和先驱核密度可以写成时间和空间变量相分离的两个函数之积，并采用单一形状因子，从而消去空间变量。这种中子通量与空间位置无关的模型称为点堆动态模型。
11、导致安全壳早期失效的原因：直接安全壳加热、蒸汽爆炸、氢气燃烧和
安全壳隔离失效等。
12、导致安全壳晚期失效的原因：碎片床冷却、熔化堆芯物质与混凝土相互作用。
13、放射性物质向主回路系统的释放机理有：气隙释放、熔化释放、蒸汽爆炸释放、汽化释放。
14、严重事故管理的内容包括：严重事故的预防和严重事故的缓解。
二、名词解释（共6题，每题3分，共18分）
1、设计基准事故
答：核电站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。
2、严重事故
答：严重事故是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。
3、三大安全功能
答：有效控制反应性control、堆芯有效冷却cool、包容放射性物质contain。
4、堆芯时间常数
答：表征堆内燃料组件向冷却剂传热快慢的一种度量。
5、主回路时间常数
答：表征热量从主回路传递到二回路所需时间的一种度量。
6、30分钟不干预原则
答：即在事故发生最初30分钟内，操纵员不干预电厂的运行。这主要是针对核电厂的设计而言，实际运行过程中，鼓励操纵员采取积极的干预措施。
7、汽腔小破口事故
漆雾净化器答：就是指发生在稳压器汽空间的小破口事故，如卸压阀、安全阀突然故障打开并保持在打开的位置。
8、堆芯重新定位机理
答：燃料棒的液化和再固化；
先前固化的燃料芯基体硬壳上及上部堆芯的坍塌形成碎片床；
堆芯熔化物跌入下腔室。
9、弹棒事故
答：控制棒驱动机构密封罩壳的破裂，使得全部压差作用到控制棒驱动轴上，从而引起控制棒迅速弹出堆芯的事故。
三、简答题（6题中选择5题回答）52
1、我国对核电站规定了哪三个安全目标？具体内容是什么？
答：P2
一个总目标两个辅助目标。
总目标：有效的防护措施、放射性危害
辐射防护目标：正常运行时；事故工况下
技术安全目标：预防事故的发生；DBA确保其放射性后果小；BDBAoju发生频率非常低。
2、维持一回路自然循环对压水堆核电站的运行有什么作用？建立自然循环流动必须具备的条件是什么？
答：当电站发生失流事故时，失去强迫循环，这时维持自然循环对堆芯的衰变热导出具有重要意义。
它可以以堆芯为热源，以蒸汽发生器为热阱，进行余热导出；
系统中必须有热阱和热源之间的高度差，热阱位于上面，热源位于下面；
冷段和热段中的流体密度必须存在高压电线杆密度差。
3、给水管道破裂事故的发生部位在哪里？试画出给水系统和辅助给水系统的示意图。并说明运行人员是如何隔离故障蒸汽发生器的给水，为什么。
发生部位：SG位于安全壳内逆止阀下游的一根给水管道（仅一根）破裂
事故发生后紧急停堆+汽轮机脱扣；主蒸汽隔离阀关闭；并且分析中假设主给水不可用。二次侧的排热只能依靠旁路阀或安全阀向大气排放。
干预手段：识别事故涉及的SG；隔离SG的给水管道：关闭辅助给水隔离阀，这样辅助给
水泵的流量就可以全部送到两个不受影响的蒸汽发生器。消除流体从破口流失，使其水位回升，改善传热效率，导出剩余功率。
4、什么是ATWS事故，在安全分析报告中为什么要考虑ATWS事故？
答：未能紧急停堆的预期瞬变。发生概率为紧急停堆发生故障的概率和未能紧急停堆时明显后果的事故频率的乘积。
以前在安全分析报告的第十五章事故分析中，只分析设计基准事故。后来由于一些超设计基准事故的发生，使人们对确定论仅分析设计基准事故而得到的电站安全性的报告产生了一定的怀疑。因此选取了比较严重的并发不能紧急停堆的事故进行分析，以弥补原确定论分析的不足。
5、定性说明压水堆在发生冷段或热段双端剪切断裂事故后，系统压力、堆芯流量、堆芯液位和包壳温度的变化规律，并分析其原因。
系统压力：事故发生之初，由于欠热卸压，使系统压力在几十毫秒内降到流体的最高局部饱和压力，然后以一个慢得多的速率继续饱和卸压阶段。由于堆芯冷却剂的大量流失以及反应堆紧急停堆等响应，系统压力不断降低，直到等于安全壳内的压力。
堆芯流量、包壳温度：事故发生之初，在破裂处，达到一个临界流速，它决定了破口的最大质量流量。在欠热卸压阶段，如果破口在热管段，堆芯流量会有一个短暂的加速，在冷管段，则减速。堆芯冷却剂很快变为两相流，可能发生偏离泡核沸腾，由于燃料棒排热的突然恶化，导致包壳温度突然上升，达到第一峰值包壳温度。
在进入事故的几秒钟内，堆芯流量主要取决于破口的质量流量和回路部件性状。热管段破口的质量流量大于冷管段破口的流量。由于贮热的再分布，可能会出现一个传热性能改善的过程。随后安注箱投入，但是由于安注旁通阶段，大大推迟堆芯再灌水、再淹没的时间。再灌水阶段中，由于堆芯仍然裸露，堆芯绝热升温。然后由于再淹没改善堆芯的传热能力，使温升减缓，于是出现第二峰值包壳温度。在此过程中堆芯流量增加，最终维持一个动态平衡。
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堆芯液位：事故发生之初，由于大量冷却剂的喷放，堆芯水装量大大减少，堆芯液位下降非常迅速，很快就会到达堆芯裸露，直到安注箱投入，但是如果破口在冷管段，由于安注旁通阶段的影响，大大推迟堆芯再灌水、再淹没的时间。之后，堆芯水位不断回升，直到重新淹没，实现堆芯的长期冷却。
6啉、什么是确定论的安全分析？它是基于怎样的假设前提下进行分析的？
答：以设计基准事故为基础的安全评价，包括：设计基准事故内，分析核电厂的正常运行和控制系统发生故障后，安全系统能按要求行使功能时主系统的行为；以及设计基准事故以外的严重事故分析，主要是ATWS事故的分析。
确定论分析的指导意义在于对事故的预防，确定论的思想里贯彻执行纵深防御原则，表现在实际电厂为三道屏障、调节控制系统、安全保护系统的应用等。
根本假设前提：(1)安全系统失去部分设计能力，即满足单一故障的假设；
（2）操纵员在事故后短期内不做任何干预。
7、我国的核电站事故分类
正常运行：核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。
预计运行事件：在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
设计基准事故：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。
严重事故：严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。
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