核安全基础考试知识点总结.docx

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1、精品名师归纳总结核安全基础考试学问点总结1. 核安全 是指在核设施设计、建造、运行、退役期间为爱护工作人员、社会和环境免受可能的放射性危害所实行的技术和组织的综合措施。核安全措施 ： 1. 保证全部设备正常运行,掌握和削减对环境的放射性废物排放 2. 预防故障和事故的发生3. 限制发生故障和事故的后果2. 核安全的总目标 ：建立并维护一套有效措施, 以保证工作人员、 社会和环境免受放射性危害. 辐射防护目标 ： 确保在正常运行时核电厂以及核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照耀保持在合理可行尽量低的水平,并且低于规定的限值,仍要确保事故引起的辐射照耀的程度得到缓解。技术安全目标 ：实行一切合理可

2、行的措施防止核电厂事故,并在一旦发生事故时减轻其后果。对于在设计核电厂时考虑过的全部可能事故,包括概率很低的事故,要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小并且低于限值。并保证有严峻放射性后果的事故发生的概率极低。3. 核反应堆安全特性 ：强放射性 , 高温高压水 , 衰变余热4. 核电厂安全计策 ： 1. 有效的掌握反应性2. 确保堆芯冷却 3. 包涵放射性产物5. 为什么要有反应堆安全设施：反应堆的运行中会产生大量的放射性物质,一旦发生严峻的堆芯损坏事故, 同时又发生一回路压力边界和安全壳破旧情形,将有可能有大量的放射性物质释放到环境中,造成严峻的环 境污染6. 掌握反应性的手段 ：1. 向堆

3、芯插入或抽出中子吸取体2. 转变匀称堆的燃料浓度3. 移动反射层以转变中子泄露。 反应性掌握的三种类型：紧急停堆掌握 , 功率掌握 , 补偿掌握。7. 对反应堆功率掌握有什么要求： 1. 应能准时调剂反应堆功率,以适应外界负荷变化的要求,并建立新工况下的热工参数的稳态值2. 应能改善核动力装置的过渡过程特性8. 反应堆爱护系统的功能： 1. 在反应堆启动和提升功率过程中,限制反应堆的功率增长的速率,保证反应堆的安全启动 2. 带功率运行中,限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数变化,使反应堆运行在安全限度所答应的范畴内,不发生热工事故和一回路压力边界损坏3. 反常工况时,能执行爱护反应

4、堆的动作, 立刻排除事故隐患。 设计原就： 1. 单一事故原就2. 设置多重的爱护参数3. 失事安全的原就 4. 具有运行校验功能 5. 爱护动作要快。 牢靠性的含义 ： 1. 具有正确的安全性能（保持良好性能）2. 具有正确的运行性能（自身故障不会引起停堆） 。9. 专设安全措施的必要性： 1. 事故工况下,正常的掌握爱护系统不足以保证堆芯的冷却2. 失水事故下,即使反应堆紧急停闭,由于积聚的贮热和衰变热的作用,仍有可能烧毁燃料包壳,甚至使堆芯熔化3. 冷却剂大量外泄,引起安全壳内压力上升,危及安全壳的完整性。功能 ：1. 发生失水事故时,向堆芯注入含硼水2. 阻挡放射性物质向大气排放3.

5、阻挡安全壳中氢气浓集4 向蒸汽发生器事故供水。设计原就 ： 1. 设备必需高度牢靠2. 系统要有多重性 3. 系统必需各自独立4 系统应能定期检查5. 系统必需备有牢靠电源6. 系统必需具有充分的水源。10. 安全注射系统的功能：反常工况下对堆芯供应冷却,以保持燃料包壳的完整性。当主冷却剂回路管道发生破裂的重大事故时,要求它能快速将冷却剂注入堆芯,准时导出燃料中产生的热量,不使燃料的温度超过包 壳的熔点,并供应事故后对堆芯长期冷却的才能。11. 帮助给水系统作用 ：1. 在主给水系统失效或故障的情形下,帮助给水系统向蒸汽发生器供应应水2. 反应堆启动时,由帮助给水系统为蒸汽发生器充水,在反应堆

6、热备用或热停闭状态时,或反应堆冷停闭而余热排出系统尚未投运之前,为蒸汽发生器供应水3. 当核电厂发生失水事故时,蒸汽管道破裂事故或给水管道破裂事可编辑资料 - - - 欢迎下载精品名师归纳总结故,主给水系统被切除时,辅给水系统自动投入。12. 确定论安全设计与评论的基本思想: 在同一概率水平下,挑选一组最大的可信基准事故,设计如能抵挡这些基准事故, 必能抵挡其他低于设计基准的事故,核电厂的核安全可得到的确的保证,超过基准事故的事故, 被认为是不愿能发生的。主要内容 ： 1. 确定事故发生的概率等级2. 在每个概率等级下确定一组设计基准事故3. 确定核安全计策与设计准就4. 针对每个概率等级的设

7、计基准事故进行核电站爱护系统与专设安全设施的设计 5. 对设计基准事故发生后的电站响应与核安全性进行评判6. 核电站设计与核安全评判结论提交核安全治理部门审查。 四个基本要素：1. 确定一组设计基准事故2. 挑选特定事故下安全系统的最大不利后果的单一故障3. 确认分析所用的模型和电厂参量都是保守的4. 将最终结果与法定验收准就相对比,确定安全系统的设计是充分的。 基本假设 ： 1. 被调用的安全系统失去部分设计才能（单一故障假设）2. 操纵员在事故后短期内不作任何干预。 四个补充保守假设 ： 1. 事故同时合并失去厂外电源2. 反应性最大的一组掌握棒卡在全提棒位置不能下插 3. 分析中只考虑安

8、全相关设备,不计及非安全设备的缓解功能4. 必要时考虑合并不利的外部条件。13. 纵深防备的基本安全原就,包括了在放射性裂变产物与人所处的环境之间设置了多道屏障,和对放射性物质的多级防备措施。 多道屏障 ：1. 燃料芯块及包壳 2. 将反应堆冷却剂全部包涵在内的一回路压力边界3. 安全壳。 多级防备 ：第一道防备主要考虑对事故的预防。其次道防备的任务是防止运行中显现的偏差而进展成事故,这由所设置的牢靠爱护装置和系统来完成。第三道防备的任务是用来限制事故引起的放射性后果,是对于前两道防备的补充,以保证公众的安全。第四道防备的目的是应对可能已超出设计基准的严峻事故,并保证放射性后果保持在合理可行尽

9、量低的水平。第五道防备的目的是减轻事故工况下可能得放射性物质释放后果。14. 单一故障 ：导致某一部件不能执行其预定的安全功能的随机故障,包括由该故障引起的全部继发故障。单一故障准就 ：满意单一故障准就的设备组合,在其任何部位发生单一故障时仍能保持所给予的功能。为满意单一故障准就满意以下 原就 ：1 冗余原就：设计中留有冗余度,即系统是双重或多重配置的,单一部件的失效不会使整个系统失去功能2. 多样性原就：应用于执行同一功能的多重系统或部件,即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的牢靠性3. 失效安全原就：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形下进入安全状态4. 独立性原

10、就：系统设计中通过功能隔离或实体隔离,各通道由独立线路供应牢靠外表电源,实现系统布置和设计的独立性。15. 概率安全评判 PSA 的定义： 应用概率风险理论对核电厂安全进行评判,它认为核电厂事故是个随机事故, 即事故并不存在“可信”与“不行信”的截然界限,而仅仅是事故发生的概率有大小之别。事故对社会造成的危害应用所在潜在事故后果的数学期望值来表示,这个数学期望值就是风险。基本步骤 ： 1. 确定初因大事2. 大事树与事故树分析,确定发生概率3. 确定堆芯内和安全壳内的放射性物质的沉积和迁移,进而确定释放到环境中放射性物质的数量4. 运算出核电厂四周放射性物质的浓度分布5. 确定核电厂事故对四周

11、居民的影响。基本思想 ：1. 挑选一组始发大事2. 讨论始发大事发生后一系列系统和人员响应,建立大事树3. 确定大事的胜利判据 4. 应用故障树与统计方法讨论包括始发大事在内的各个大事的发生概率5. 应用概率风险理论,考虑每个始发大事发生产生的风险以及总的电厂风险6. 讨论各大事对风险的奉献度,发觉“短板”。16. 核电厂运行状态是正常运行或预期运行大事两类状态的统称。正常运行 是指核电厂在规定运行限值和条件范畴内的运行。 事故状态 是事故工况和严峻事故两类状态的统称,核电厂的事故工况是指核电厂以偏离运行状态的形式显现的事故,事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限制在可接受的限值以内,

12、严峻事故不在其列。17. 核电厂的 设计基准事故 是指核电厂按确定的设计准就在设计中实行了针对性措施的那些事故工况。可编辑资料 - - - 欢迎下载精品名师归纳总结R【损害 / 单位时间】 =P【大事 / 单位时间】 C【损害 / 大事】 R：风险概率 P：事故发生的概率C：事故的后果18. 核电厂风险评判的任务：1. 识别潜在事故, 查找薄弱环节 2. 运算放射性物质分布, 确定对四周公众与环境的影响 3. 求出潜在核事故产生的总风险,并评估。19. PSA 三个等级 ：一级 PSA基本内容： 1. 找出导致堆芯损坏的事故序列2. 分析安全系统的工作性能和牢靠性3. 事故序列概率定量运算。基

13、本方法：采纳大事树和故障树对运行系统和安全系统进行牢靠性分析。目的：1. 帮忙分析设计中的弱点2. 指出防止堆芯损坏的途径。二级 PSA基本内容： 1. 分析堆芯熔化物理过程和放射性物质在安全壳内的释放、迁移2. 讨论安全壳在严峻事故工况下的响应,安全壳失效模式3. 估量放射性向环境的释放。目的：1. 对各种堆芯损坏事故序列造成放射性释放的严峻性作出分析,找出设计上的弱点2. 对减缓事故后果的途径和事故处理提出详细看法。三级 PSA 基本内容： 1. 核电厂厂外不同距离放射性核素浓度随时间变化 2. 结合二级 PSA分析结果按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果。目的：能够对后果减缓措施

14、的相对重要性作出分析,也能对应急响应方案的制定供应支持。20. 始发大事 ：是造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损坏的大事。始发大事的确定：工程评判法 就是依据核电厂的运行历史和设计数据,并参照其他核电厂概率安全评判的体会,经过工程判定编制出始发大事的清单。 演绎分析法 是通过构造顶大事与底大事规律框图,规律图最低一层大事就是核电厂的始发大事。21. 核电厂 PSA 结论 ：核电站的主要风险来自导致燃料熔化的事故,真正导致放射性释放的潜在事故并不多。 小破口失水事故及瞬态事故最简单造成燃料熔化。人为失误造成核事故的概率较高并往往加剧事故的严峻性。22. 大事树题头 ：大事树最上层是依据次序列出可

15、能影响事故进程的一系列大事在目前 PSA分析中有两种大事树分析法：大大事树- 小故障树方法。小大事树- 大故障树方法。23. 故障树 指用以说明系统哪些组成部分的故障或外界大事或它们的组合将导致系统发生一种给定故障的规律图。24. 反应性引入事故是指向堆内突然引入一个意外的正反应性,导致反应堆功率急剧上升而发生的事故。反应性引入事故按潜在因素分为： 1. 掌握棒失控提升 2. 掌握棒弹出 3. 硼失控稀释 .25. 准稳态瞬变 是指在功率运行工况下,向堆内引入的反应性比较缓慢,以致这个反应性被温度反馈效应和掌握棒的口动调剂所补偿的瞬变。响应特点 ： 1. 功率变化非常缓慢,反应堆周期远远大于堆

16、芯时间常数,因此堆内温度可以近似的用稳态分布来描述2. 反应性引入速率比较小,所以冷却剂温度和功率上升得都不太快,由于冷却剂平均温度过高爱护触发反应堆紧急停闭,此时功率峰值未达到超功率爱护整定值（ 118额定功率）3. 稳压器压力和冷却剂平均温度的上升幅度较大,最小 DNBR下降比较显著, 偏离泡核沸腾的裕量变小4. 尚不足以损坏燃料。26. 超缓发临界瞬变：引入堆内的正反应性较快,以致反应性反馈效应和掌握系统已不能完全补偿,使总的反应性大于零,但又不超过的瞬变。 响应特点 ：1. 超缓发临界瞬变功率增长曲线向上弯曲,达到118额定功率,超功率爱护紧急停堆2. 稳压器的压力和冷却剂平均温度变化

17、较小3. 不足以损坏燃料元件。27. 超瞬发临界瞬变 ：引入的反应性很大,超过了瞬发临界的程度所引起的堆内瞬变。 响应特性 ：1. 反应堆周期远远小于堆芯时间常数,堆内传热近似为绝热过程,大量的热能积聚在堆芯 2. 产生功率振荡现象 3. 造成堆芯功率分布的严峻畸变。可编辑资料 - - - 欢迎下载精品名师归纳总结28. 产生功率振荡的缘由：事故开头时,由于功率很低,随着反应性的不断引入,周期变短,功率上升速率增加,到达肯定程度显现反应性反馈效应,且越来越明显,使反应性减小,变为负值时,功率转而下降,于是在某一时刻显现第一个功率峰值。之后,随着功率的下降,反馈效应减弱,反应性显现正值,开头了其

18、次功率峰值的增长过程。由于缓发中子的存在,使得功率振荡逐步衰减,最终达到一个平稳值.29. 弹棒事故 ：掌握棒驱动机构密封罩壳的破裂,使得全部压差作用到掌握棒驱动轴上,从而引起掌握棒快速弹出堆芯的事故。 后果 ：由于快速引入反应性,造成堆内核功率激增,使燃料元件发生很大变化,形成堆芯很大的功率不匀称因子, 因此会显现一个大的局部功率峰值。同时,造成一个小破口失水事故 （当量直径 82mm）从失水事故角度来看,后果不严峻。对事故的描述 ：开头的短时间内,功率激增产生的大部分能量储存在UO2 芯块内部,将使最热的芯块熔化,释放出的气体在燃料棒内部形成高压,使燃料棒瞬时破裂（热能- 机械能冲击波造成

19、堆芯和一回路系统的破旧）。热量传递到元件包壳,可造成部分包壳发生DNB,可能影响堆芯完整性。热量传递到冷却剂,冷却剂系统温度和压力上升,形成一回路压力高峰。弹棒事故的主要特点 是功率脉冲,其 关怀的主要问题是燃料破旧问题。30. 反应堆启动事故是指在反应堆启动过程（特别是初次启动）中,由于设备故障或操作错误引起掌握棒失控抽出,以肯定的反应性引入速率向堆内连续引入反应性,致使反应堆从次临界快速达到临界,又变为超临界的事故。 响应特性 ：在达到瞬发临界之前,功率上升速度比较缓慢。一旦接近瞬发临界,功率增加增加反常快速。31. 蒸汽管道破裂事故 ：蒸汽回路管道显现破裂或者蒸汽回路的一个阀门意外打开所

20、致的事故。32. 通过一二回路之间剧烈的耦合,事故从如下几个方面影响核电厂安全 ：1. 蒸汽管道破裂增加了蒸汽发生器从反应堆冷却剂系统中取走的热量,引起一回路冷却剂温度和压力下降 2. 紧急停堆后,由于一回路冷却剂温度快速下降,如慢化剂的负温度反馈系数很大,就反应堆有重返临界的危急 3. 假如破口侧在安全壳内,大量蒸汽排放可能使安全壳温度超压 4. 假如在事故前蒸汽发生器传热管有破旧,一回路水向二回路泄漏,裂变产物可能释放到堆外环境中去。33. 堆芯欠冷事故 又称堆芯冷却系统故障事故,是指主回路内冷却剂总量不变即无泄漏,但由于流道堵塞,流量削减或堆芯冷却剂入口温度过高等缘由使得堆芯冷却才能不足

21、所造成的事故。分三类 ：堆芯降压削减,流道堵塞,冷源丢失。34. 科希霍夫定律 ：环绕任何一个环路的压降之和等于零,回路中每一个节点处的流量代数和为零。35. 部分流量丢失事故 ：堆芯流道堵塞：单泵事故。引起 堆芯局部流道堵塞的 机理 大致可以分为两类： 1. 外部残渣被冷却剂夹带积累在堆芯入口结构处造成流道堵塞2. 内部的燃料元件和其他结构破坏造成堆芯内部的流道堵塞。 局部堵塞有局部性和难以快速探测的特点。 单 35. 泵事故的起因： 单台主泵机械故障 或多个 , 但不是全部 单台主泵电气故障 或多个 , 但不是全部 36. 止回阀效应 ：在某些堆型中,环路阻力有可能比堆芯小,仍在正常工作的

22、泵供应的冷却剂有相当部分会流过故障环路而不通过堆芯,止回阀可以转变这种不利局面。37. 失流事故定义 ：反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转,使冷却剂流量下降,冷却剂流量与堆功率失配,导致堆芯燃料包壳温度快速上升的现象。分析的中心问题：反应堆功率下降是否足够快,使事故瞬变期间流量和功率的不匹配不致引起冷却剂温度过高。发生部位 ：主泵。 后果 ：冷却剂流量下降,使其温度和系统压力上升,包壳温度也上升,可能发生DNB,导致燃料元件破旧。38. 一回路自然循环中断的缘由： 1. 假如驱动压头不足以克服上升段和下降段的压降,自然循环就会停止2.自然循环中,蒸汽发生器二次侧冷却才能过强反而会使

23、一回路自然循环中断3. 连续流淌回路被隔断。可编辑资料 - - - 欢迎下载精品名师归纳总结39. 热阱丢失事故 ：由于二回路或三回路故障造成一回路冷却剂堆芯入口温度过高引起堆芯冷却才能不足的事故。起因：部分或全部给水中断 三里岛事故起因 。汽轮机跳闸同时旁路阀门未打开。主要分析内容：冷却剂温度运算。稳压器压力运算。后果：堆芯入口温度上升。堆芯冷却才能不足。40. 冷却剂丢失事故是指反应堆主回路压力边界破口或发生破裂,一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。41. 大破口失水事故 ：喷放阶段 1. 欠热卸压 2. 饱和卸压 3. 沸腾工况转变 4. 第一包壳峰值温度 5. 残留热源和冷却恶化 6. 应急堆芯冷却阶段 7. 旁通阶段 8. 喷放终止 9. 低压注射系统开动 ,再灌水阶段 开头于应急冷却水第一到达压力容器下腔室使水位重新并开头向堆回升,终止于水位到达堆芯底部 ,再埋没阶段 开头于压力容器里的水位达到堆芯底端芯上升的时刻。 1. 其次峰值包壳温度 2 骤冷 3. 蒸汽粘结 ,长期冷却阶段 在再埋没阶段终止后,低压注射系统连续运行 。41. 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。可编辑资料 - - - 欢迎下载