反应堆安全分析复习

核安全的总目标：核电厂建立并维持一套有效的防御措施，以保证人员、社会及环境免收放射性危害。

辐射防护目标：辐射照射低于规定限值并合理可行尽量低。

技术安全目标：预防事故的发生、事故后果小，确保严重事故发生的概率低。 定量安全目标（美国核管会）：

（1）紧邻核电厂正常个体人员 反应堆事故立即死亡风险 其他事故所导致总和1/1000 （2）核电厂邻近区域人口 核电厂运行导致癌症死亡风险 其他原因导致总和1/1000 每运行堆年严重堆芯损坏频率小于10-4 每运行堆年大规模放射性释放频率小于10-5 核电厂安全特征：强放射性、高温高压水、衰变热、核电厂放射性废料的处置

核电厂安全对策：在所有情况下，有效控制反应性（紧急停堆、功率控制、补偿控制）、确

保堆芯冷却、包容放射性产物

核安全文化是存在于单位和个人的种种特征和态度的总和，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。

纵深防御措施：多道屏障（燃料元件包壳、一回路压力边界、安全壳）和多级防御措施 安全设计基本原则：单一故障准则、多样化原则、独立性原则、故障安全原则、固有安全性

原则、定期实验、维护、检修原则

单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部件发生单一随机故障时，仍能保

持所赋予的功能。

核安全的四要素：自然的安全性、非能动的安全性、能动的安全性、后备的安全性 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

堆的自然的安全性和非能动的安全性，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。

确定论安全评价方法：基本思想是根据纵深防御的原则，以确保核电厂三个基本安全功能为

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，已检验是否满足特定的验收准则。

分析基本假定：单一故障假设、操作员事故后短期不干预

补充假定：事故同时失去场外电源；反应性最大的一组控制棒租卡在全提出位置；不考虑

非安全设备的缓解能力；必要时考虑不利的外部条件。

最终验收准则（大破口失水事故）：包壳最高温度不超过1204℃；包壳局部最大氧化量不 超过反应前包壳总厚度的17%；包壳氧化产氢量不超过假设所有锆与水反应产氢总量的 1%；事故后排出衰变热的长期冷却能力。

一级PSA——系统分析。对核电厂运行系统和安全系统进行分析，给出每运行年发生堆芯 损坏的概率。

二级PSA——一级PSA结果加上安全壳的响应。确定放射性物质从安全壳释放的频率。 三级PSA——二级PSA结果加上厂外后果的评价。确定放射性事故造成的厂外后果。 PSA基本步骤：确定初因事件；

事件树和故障树分析，确定发生频率；

确定堆芯内和安全壳内放射性物质的沉积和迁移； 确定向环境放射物质的释放量；

对公众及环境的影响评估。

PSA主要任务：识别潜在事故，寻找薄弱环节；

计算放射性物质分布，确定对周围公众和环境的影响； 求出潜在核事故的总风险并评估。

工况Ⅰ：正常运行和运行瞬变措施：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，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，措施：为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 措施：依靠专设安全设施减少放射性后果

大亚湾运行限值：DNBR＞1.33；控制棒最大线功率密度≤590W/cm；冷却剂升降温速率≤

56℃/h；稳压器升降温≤112℃/h。

严重事故：堆芯严重损坏的事故，属于超设计基准事故。

对策要求：在事故管理方面，必须坚持实践已经证明是行之有效的工程安全实践，其中主

要是纵深防御原则、多道屏障设置、质量保证、专设安全设施和选址要求。坚 持行之有效的技术，要防止两种偏向：既要防止采用未经验证的技术、装备、 材料，以免带来潜在风险，也要防止拒绝采用新技术的墨守成规倾向。

事故处置基本任务：预防堆芯损坏；

中止已开始的堆芯损坏过程，燃料滞留于主回路系统压力边界以内； 压力边界完整性不能确保时，尽可能长时间维持安全壳完整性； 安全壳完整性不能确保，尽量减少放射性向厂外的释放。

事故缓解的基本目标是尽可能维持已高度损坏堆芯的冷却，尽可能长时间维持安全壳的完整性，为厂外应急计划赢得更多时间，并尽量降低向厂外的放射性释放，尽量避免土壤和地下水的长期污染。

燃料与冷却剂的相互作用（蒸汽爆炸）：指堆芯溶融物破碎极短时间内与水相互作用产生大

量蒸汽并释放出巨大能量。