核安全学复习提纲

一、填空：1、核安全的基本策略是：防止燃料元件过热。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。13、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：表征堆内燃料元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、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）强放射性衰变热功率可能暴走放射性废物的贮存与处置高温高压水三、简答题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：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；BDBA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：堆芯流量：包壳温度：堆芯液位：6、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。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。四、问答题1、核反应堆安全性特征（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。答：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、公众及环境免遭过量放射性风险。辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从系统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，并低于国际辐射防护委员会（ICRP）规定的限制；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。3、核反应堆安全基本设计思想和主要设计原则基本设计思想：纵深设防，多层屏障纵深设防一般包括下列五个层次：1、高质量的设计、施工和运行采用工程实践确认的和保守的设计；2、选用实践和试验验证过的材料和设备；3、在设计、选材、制造、运输、建设、安装、调试、运行和维修等各个环节，采取严格的质量管理和监督；4、加强运行人员的安全素养和培训，保证核电厂具有极高的运行稳定性和可靠性，从而降低偏离正常运行状态的出现概率。5、停堆保护及余热排出系统停堆保护及余热排出系统能限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数的变化，使反应堆运行在安全限度所允许的范围内。一旦出现有损于反应堆安全的异常工况，这些系统能完成停堆保护动作，保证余热导出，将反应堆导至并保持在安全停堆状态，从而防止运行中出现的偏差发展成为事故。专设安全设施压水堆的专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统、应急电源和消氢系统等。反应堆一旦发生事故，这些系统能用来限制事故的后果，把事故后果降低到可以接受的水平。从而防止万一出现的事故发展成为堆芯熔化的严重事故。事故处置及特殊设施在事故的严重程度已超越设计技术规范的情况下，采用特定的运行对策和特殊设施进行事故处置。以常规或非常规的方式最佳利用各种设备来恢复对电厂的控制，保证堆芯的持续冷却，包容放射性物质，保护包容功能，防止放射性非控释放到环境。厂外应急计划和措施在人们尽了最大努力提供的保护被突破后，可用厂外应急对策作补救。此时，采取一些保护行动来缓解周围居民及环境的影响，这些保护行动包括居民的掩蔽、撤离和治疗、食品控制等，尽力限制放射性物质对人体和环境的危害。多层屏障：多层屏障为防止放射性物质的释放，压水堆核电厂普遍采用了多层实体屏障。这些屏障主要包括燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳。另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。4、核设施的设计基准事故：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。5、安全分析的内容：所有计划的正常运行模式；在预计运行事件下的核电厂性能；设计基准事故；可能导致严重事故的事件序列。6、安全设计的基本原则：核电厂安全设计的一般原则是：采用行之有效的工艺和通用的设计基准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何设计变更中必须明确安全职责。基本原则有：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（功多样性原则能隔离或实体分离，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（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）7、冗余度和多样性设计原则及其出发点。冗余度：采用多个类似的系统并联或串联起来，以使某个系统失效时不影响电厂的运行。出发点：高可靠性、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：应付共模（公因）失效。8、核反应堆瞬变分析理论基础总体上点堆动力学方程质量、动量和能量守恒方程具体事故反应性事故瞬态特性失流事故流量衰减规律热阱丧失事故升温升压规律破口类事故的系统降压特性9、运行安全管理：机组（反应堆等硬件）、运行班组（操纵员）、管理层（领导和职能部门）10、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核安全文化上的观念，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。3方面含义：它把安全文化和每个人的工作态度和思维习惯以及单位的工作作风联系在一起；找出抽象态度和思维的具体表现；安全文化要求必须正确履行所有安全重要职责，具有高度的警惕性、实时的见解、丰富的知识、准确无误的判断能力和高度的责任感11、反应堆安全的4种安全性要素反应堆安全的种安全性要素：自然地安全性（指反应堆内在的负反应性温度系数、燃料的多普勒效应和控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性）。非能动的安全性（指建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上的非能动设备的安全性）。能动的安全性（指必须依靠能动设备，即需要外部条件加以保证的安全性）。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）。12、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。答：核反应堆的基本安全功能：反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。主要安全系统：反应堆停堆保护系统、停堆冷却系统、反应性控制系统、专设安全设施。专设安全系统：应急堆芯冷