第一章 核反应堆的安全的基本准则
安全的总目标：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、居民及环境免遭放射性危害。
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。
纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护 （defense in depth）
2：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况
3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。
4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。
多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primary system envelope)，安全壳(containment)
安全设计的基本原则：
单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）
多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）
独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。
核反应堆运行安全的管理三要素：管理层，操纵员，机组
核安全文化：
核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
第二章核电厂的安全系统
确保反应堆安全的四种安全性要素：
(1) 自然的安全性。只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。 (2) 非能动的安全性。建立在惯性原理(如泵惰转)、重力法则(如位差)、热传递法则等基础上的非能动设备(无源设备)的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。
(3) 能动的安全性。必须依靠能动设备(有源设备)，即需由外部条件加以保证的安全性。
(4) 后备的安全性。指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性
保证。
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。
固有安全堆：具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备安全性的反应堆体系被称为固有安全堆。
反应堆安全设施有特定的安全功能：
在所有情况下：
•正常运行或反应堆停闭状态
•故障工况或事故状态
有效地控制反应性，确保堆芯冷却，包容放射性产物
反应性控制类型：
(1) 紧急停堆控制。迅速引入负反应性，紧急停堆。
(2) 功率控制。动作迅速，补偿因负荷、温度和功率水平变化引起的反应性瞬态。
(3) 补偿控制。补偿燃耗、裂变产物积累，也用于改变堆内功率分布。反应性当量大，动作过程缓慢。
确保堆芯冷却的方法：
正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。
反应堆停闭时，堆芯内链式裂变反应虽被中止，但燃料元件中裂变产物的衰变继续放出热量，即剩余释热。为了避免损坏燃料元件包壳，应通过蒸汽发生器或余热排出系统，继续导出热量
在反应堆失去正常冷却的事故工况下，有以下导出堆芯热量的方法
(1) 由辅助给水系统提供给水，产生的蒸汽通过蒸汽旁路系统排入大气。
(2) 当一回路温度和压力下降到一定值时，由余热排出系统冷却。一回路处于大气压力下时，可由堆芯换料水池冷却净化系统排出余热。
(3) 当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统向堆芯注入含硼水，以补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。
(4) 当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口流出的液态或气态的冷却剂带到安全壳，安全壳喷淋系统动作，进行循环冷却
包容放射性产物的方法：
(1) 保持现场或厂房的相对负压。
(2) 收集带放射性的气体，送到废气处理系统进行处理、储存和监控。低放射性废气经过滤后通过烟囱排放。
(3) 放射性废液送到硼回收系统或废液处理系统进行过滤、除盐、除气、蒸发和储存监测后，送到废液处理系统储存箱储存。达到排放标准后，再向环境进行监控排放。
反应堆的安全功能：
1）有效控制反应性：控制棒、可燃毒物、可燃毒物；紧急停堆控制、功率控制、补偿控制。
⑵、确保堆芯冷却：蒸汽发生器；余热排除系统；安全注射系统、安全喷淋系统；换料水池和乏燃料水池冷却净化系统；
专设安全设施的功能：
1.发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；
2.阻止放射性物质向大气释放；
3.阻止氢气在安全壳中浓集；
4.向蒸汽发生器应急供水。
专设安全设施的设计原则：
设备必须高度可靠；系统要有多重性；系统必须各自独立；系统应能定期检查；系统必须备有可靠电源；系统必须具有充足的水源
安全注入系统(SIS)，又叫做应急堆芯冷却系统(ECCS)的功能：
1.当一回路系统破裂引起失水事故时，安全注入系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性。
2.当发生蒸汽管道破裂时，反应堆冷却剂由于受到过度冷却而收缩，稳压器水位下降，安全注入系统向一回路注入高浓度含硼水，重新建立稳压器水位，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。
安全注射系统(SIS)子系统：高压安全注射系统，蓄压安全注射系统，低压安全注射系统
安注过程：直接注入阶段，再循环注入阶段
安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物。其主要功能是：
1.发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减
少放射性物质向环境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。
2.对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。
3.作为非能动安全设施，能够在全寿期内保持其功能，必须考虑对外部事件(如飞机撞击、龙卷风)进行防护和内部飞射物及管道甩击的影响
安全壳的主要形式：带密封钢衬的预应力混凝土安全壳，双层安全壳， AP1000的安全壳
安全壳喷淋系统
辅助给水系统的功能
1.在电厂启动、热备、热停和从热停向冷停堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水；
2.在事故工况下，该系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达到余热去除系统投入的运行条件。
第三章 核反应堆瞬态分析
反应堆瞬态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。
反应性反馈机理
反应性反馈来源于堆内温度、压力或流量的变化。
温度对反应性的影响是主要反馈效应，决定反应堆对于功率变化的内在稳定性(又称固有安全性)。
反馈效应：燃料的多普勒效应，慢化剂温度效应，空泡效应
反应性系数：是反应堆的反应性相对于某一个参数的变化率。
慢化剂温度系数αTm值可正可负，它与原有设计有关。
大型钠冷快堆的空泡系数可能出现正值。
当堆芯尺寸比较大时，空泡系数为正值
最简单的模型即集总参量模型
第四章 确定论安全分析
核电厂安全分析的基本目的是为了证明电厂的运行是安全的，不会造成对公众的健康和安全造成威胁。
核安全分析方法：确定论安全分析，概率论安全分析
电厂的安全分析必须包括对电厂设计和运行的分析，用此来说明核电厂在寿期内在正常运行和瞬态运行情况下的安全边界。同时也要证明电厂在事故预防和缓解时的响应能力。
确定论安全评价方法(Deterministic Safety Assessment)：基本思想是根据纵深防御的原则，以确保核电厂3个基本安全功能为目标，针对一套确定的基准设计工况，采用一套保守的假设和分析方法，以检验是否满足特定的验收准则。
工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变
(Condition I: Normal operation and operational transients)
措施：无需停堆，依靠控制系统进行调节到所要求的状态，重新稳定运行
工况Ⅱ——中等频率事件， (Condition II: Faults of moderate frequency)
措施：只要保护系统能正常动作，就不会导致事故工况
工况Ⅲ——稀有事故 (Condition III: Infrequent faults)
措施：为了防止或限制对环境的辐射危害，需要专设安全设施投入工作
工况Ⅳ——极限事故 (Condition IV: Limiting faults)
措施：依靠专设安全设施减少放射性后果
工况III-IV属于有放射性风险的事故工况
核电厂事故分类：
(1)没有明确地考虑作为设计基准事故，但可为设计基准事故所涵盖的那些事故
(2)没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。
1．异常情况(Anomality) 2．一般事件(Incident) 3．重大事件(Serious Incident)
4．无明显厂外风险事故(Accident Mainly in Installation)
5．有厂外风险事故(Accident with Off- site Risk)
6．重大事故(Serious Accident) 7．特大事故(Major Accident)
确定论事故分析四个基本要素：
1.确定一组设计基准事故——“标准审查大纲”
2.特定事故下选择安全系统中有最大不利后果的单一故障
3.确定分析所用模型和电厂参量是保守的
4.结果与验收准则比较，确认安全系统的设计是充分的
设计基准事故(Design Basic Accident, DBA)：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
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