核安全学复习提纲

1、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

2、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

3、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

4、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

5、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？

6、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

7、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

8、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

9、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

10、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

11、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

12、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

13、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

14、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

15、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

16、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

17、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：应急堆芯冷却剂系统、安全壳本体、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳消氢和净化系统。13、核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。答：核反应堆的四

18、种安全性要素：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。反应性反馈机理：1.四因子式k= f ，由于燃料、冷却剂、结构材料的温度、压力、流量、密度等因素的变化导致中子泄漏、利用率发生变化，引入了反应性， 如由于多普勒效应，燃料的温度升高，导致共振吸收峰降低展宽，总吸收利用率下降；2.反应性反馈产生于堆内温度、压力或流量的变化。但是，在一般情况下，冷却剂流量比较稳定，故此效应可以忽略不计。压力效应也很小。因此，

19、只有温度对反应性的影响是一项主要的反馈效应，它决定了反应堆对于功率变化的内在稳定性（又称固有安全性）。这种内在稳定性是由燃料多普勒效应、慢化剂温度效应和空泡效应表现出来的。14、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。、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；、包容放射性产物：15、专设安全设施的功能功发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气释放；阻止氢气在安全壳中浓集；向蒸汽发生器应急供水16、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

20、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。18、核反应堆运行工况分类的原则和方法。答：核电厂运行工况分类是指按事件预计发生的频率分类，其目的是确定各种事件的验收准则，原则是：出现频繁的工况要求其后果轻微；后果严重的工况要求其发生频率极低。核电厂运行工况可按照三类五级的方法分类：【答四工况即可】第一类为正常运行和运行瞬变，包括：工况I（正常运行和运行瞬态核电厂的正常稳定功率运行、停堆状态、带有允许偏差的运行（如少量燃料包壳泄漏、蒸汽发生器传热管泄漏）、启动和停堆过程、冷却卸压过程及负荷变化过程）、工况II(常见故障、中等频率事故和预期运行瞬变发生频率F 大于1

21、0-2/堆年，即在核电厂的寿期内可能发生一次或数次，这里“预期”的意思即在一个核电厂寿期内很可能发生的意思。这类事件如汽轮机停车、全部主泵失去电源等。)；第二类为假想事故， 包括：工况III（稀有事故发生频率F 大于10-4/堆年，小于10-2/堆年，即对于单个核电站运行经验积累来说，有可能出现，如一二回路管道小破裂。）、工况IV （极限事故发生频率F 大于10-6/堆年， 小于10-4/堆年， 这种事故预期不会发生， 用来对核电厂的安全设施提出要求，这类事故危害大，如大破口失水事故，运行历史中发生过）；第三类为严重事故，燃料元件严重损坏，堆芯熔化，安全壳完整性受到破坏，有大量放射性物质释放的

22、事故。工况I、II、III、IV 为设计基准事件。19、事故和事件分两类：没有流体流失的事故，主要指一般的瞬变，主要有：反应性引入事故、失流事故、失热阱事故等；以损失一回路或二回路流体为特征的管道破裂事故，如蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、失水事故等。20、压水堆核电厂设计基准事故的物理分类。答：1）二回路系统排热增加；2）二回路系统排热减少；3）反应堆冷却剂系统流量减少； 4）反应堆冷却剂系统流量增加；5）反应性和功率分布异常；6）反应堆冷却剂装量减少；7）系统或设备的放射性释放；8）未能紧急停堆的预期瞬态。21、单一故障准则及其使用方法。答：单一故障准则定义：完成某一安全功能的系统或设

23、备，若执行其预定的安全功能，需要N 个系统或部件，设计时至少要设计N+1 的子系统或部件，以允许系统或设备具有承受发生一个随机故障而不丧失其安全功能的能力。使用方法：1）单一事件引发的多重故障仍归为单一故障；2）整个核电厂系统只考虑一个故障；3）整个事故期间只考虑一个故障，短期阶段只考虑能动故障，长期阶段可考虑能动也可考虑非能动； 单一故障准则是针对安全级设备而言的对非安全4） 级设备不考虑其缓解效果，只考虑其不利影响；5）只有在设备调用时才考虑失效问题； 在技术规格书中确定的定期维护、6） 检修和实验的设备， 不认为其是不可用的； 7）全部设备正常工作时造成最严重的后果，单一故障准则可以考虑

24、是无故障；8）必须把事故与故障区分开来，事故分析中只考虑初因事件加单一故障，而不考虑事故的迭加； 失去厂外电和最大价值的一组控制棒卡在堆外是事故分析的附加条件， 9） 不能作为单一故障准则考虑；10）某一故障的继发故障仍作为单一故障；11）对不同的验收准则要求，可以假设不同的单一故障；12）事故分析时必须要找出最保守的单一故障，即极限单一故障。22、产生功率振荡的原因：事故开始时，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，到达一定程度出现反应性反馈效应，且越来越明显，使反应性减小，变为负值时，功率转而下降，于是在某一时刻出现第一个功率峰值；之后，随着功率的下降，反馈效应减

25、弱，反应性出现正值，开始了第二功率峰值的增长过程；由于缓发中子的存在，使得功率振荡逐渐衰减，最终达到一个平衡值.23、设计基准事故的通类验收准则。工况I 定性：不应触发反应堆保护停堆。定量：各种参数变化不超过停堆保护限值。工况II 定性：保护系统能够停堆；必要的校正动作后可重新投入运行；不引发更严重的工况；确保燃料包壳完整性；不超过一二回路压力限值；放射性后果不超过正常限值。定量：燃料系统不烧毁MDNBR>极限值；一回路压力<110设计压力； 放射性后果<1010CFR100 限值。工况III 定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不

26、进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制。定量：包壳峰值温度<=1204（持续高温，堆芯不裸露）、<=1482（瞬时高温，堆芯不裸露）；一回路压力<120设计压力；放射性后果<25 10CFR100 限值。工况IV 定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制；不导致缓解设施丧失功能。定量：放射性后果<10010CFR100 限值；压力、温度要求同工况III。24、 反应性引入事故的三

27、种瞬变特性。准稳态瞬变：在功率运行工况，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控制棒的自动调节所补偿的瞬变。如满功率时控制棒组件慢速抽出的瞬变。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控制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。如在满功率运行工况下， 两组控制棒失控抽出。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，如弹棒事故。25、 失控提棒事故的自动保护装置，快速提棒和慢速提棒的主要差异。答：自动保护装置：1）源量程高核通量反应堆停堆；2）中间量程高核通量停堆； 3）功率量程高核通量停堆（低定值）；4）功率

28、量程高中子通量停堆（高定值）； 5）高中子通量正变化率停堆。主要差异：快速提棒，瞬态过程十分迅速，堆冷却剂平均温度和压力变化很小，最小DNBR 大于限值；慢速提棒，由于堆功率增加缓慢，而由超温T 停堆，冷却剂平均温度和压力有较大变化，最小DNBR 仍大于限值。25、弹棒事故的起因、过程特征及其危害性。起因： 控制棒驱动机构密封壳套发生破裂， 巨大的压差将控制棒弹出堆芯（<0.05 秒）。特征：1）快速的阶跃反应性引入，堆功率急剧上升；2）形成堆芯功率分布不均匀， 而且因子比较大，形成局部高功率；3）小破口事故，但从失水角度来看不严重，从反应性的角度来看，有一定有利影响；4）总体上形成功率

29、、温度快速短暂的增长。危害：1）局部过热可能造成芯块熔化；2）过热芯块与冷却剂直接接触，热能转化为机械能形成冲击波，损害堆芯结构和可冷却性；3）包壳过热脆化而破裂；4）冷却剂升温升压，进一步损坏一回路完整性。26、完全失流事故的主泵流量衰减规律（1）假设水泵无惯性：即水泵断电后没有惯性压头，w=w0/(1+t/t1)，其下降速率的大小由主回路半时间t1 决定。即当t=t1 时，堆芯惯性流量为初始流量的一半， 所以t1 越大，堆芯惯性流量下降越慢。（2）假设水泵有很大的惯性：以致水泵半时间远远大于回路半时间，t=tp 时，泵的惯性角速度下降到初始角速度的一半，此时流量的解为w=w0/(1+t/t

30、p)，此时泵的特征决定流量衰减速率。（3）=t1/tp，当 值相当小时（<0.05），失流事故后相当一段时间内，惯性流量可以保持在初始流量一半以上；当 值比较大时（>1），堆芯慢化剂流量将很快下降到初始流量的1020。27、失流事故的过程特点及其对核电厂设计的要求。过程特点：冷却剂流量降低，堆芯传热能力下降，事故高潮期很短，过程很快。要求：1）功率水平和分布因子合理；2）停堆保护及时；3）控制棒下落速度块；4） 主泵转动惯量足够；5）蒸汽发生器与堆芯高度差足够。28、汽轮机停车事故的起因及其包络性。起因：1）发电机停机（甩负荷）；2）真空冷凝器失效；3）丧失润滑油；4） 汽轮机推力

31、轴承故障；5）汽轮机超速；6）手动误操作。包络性：汽轮机停车瞬变的分析结果可以包络“蒸汽流量减小”、“外负荷丧失”、“主蒸汽隔离阀关闭”、“冷凝器真空丧失”这四种瞬变。29、主蒸汽管道破裂事故的物理过程，有、无浓硼注入的主要差异。物理过程：主蒸汽管道破裂后，大量蒸汽从破口喷出，蒸汽发生器二次测降压， 一回路到二回路传热增加，冷却剂温度下降，负反应性反馈导致堆芯引入正反应性。若反应堆处于停堆工况下，堆芯停堆裕度降低，甚至可能重返临界；若反应堆处于功率运行状态，堆功率增加，进而导致功率保护停堆，停堆后的过程与初始处于停堆工况过程相似。有无浓硼注入的主要差异：1）有浓硼注入时，浓硼的注入主宰反应性的

32、变化，堆功率在达到峰值后下降，趋于热态零功率工况；2）无浓硼注入时，慢化剂降温引起的反应性变化主要靠燃料多普勒反应性来补偿，反应性在峰值后趋于零，堆功率趋于一个稳定值。电厂趋于稳定状态。30 、大破口失水事故分析的主要假设及应急堆芯冷却系统（ECCS）验收准则。主要假设：1）102额定功率；2）最大功率不均匀因子；3）轴向功率取寿期中最危险的截断余弦分布；4）燃耗选取以使得燃料元件气隙最大，储热最大；5） 由温度及空泡负反应性停堆；6）衰变热选取；7）锆水反应取BAKER-JUST 关系式； 金属构建储热；破口临界喷放取Moody 喷放关系式， 8） 9） 喷放系数0.61.0；10）ECCS

33、 流量在喷放阶段全部流失，后面阶段破损环路全部流失；11）CHF 后果采用膜态沸腾公式；12）极限的单一故障；13）安全壳压力偏低选取；14）再淹没阶段主泵卡轴；15）上封头温度保守假设；16）燃料肿胀引起的流量阻塞效应。ECCS 验收准则：1）包壳峰值温度（PCT）不超过1204；2）包壳最大氧化厚度不超过17；3）氢生成量不超过全部包壳参加锆水反应总生成量的1；4）堆芯几何形状的变化应限制在可冷却的限度之内；5）能进行堆芯长期冷却，以去除衰变热。31、通过一二回路之间强烈地耦合，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

34、剂温度和压力下降2.紧急停堆后，由于一回路冷却剂温度迅速下降，若慢化剂的负温度反馈系数很大，则反应堆有重返临界的危险3.如果破口侧在安全壳内，大量蒸汽排放可能使安全壳温度超压4.如果在事故前蒸汽发生器传热管有破损，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。32、大破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律。物理过程：1）喷放阶段：破口出现后，冷却剂从破口喷出，首先是很短暂的欠热临界喷放，很快进入饱和临界喷放，冷却剂压力下降很快，堆芯流量会出现很短暂的流动逆转过程，会出现流动滞止现象，导致包壳出现第一个温升峰。ECCS 水旁路堆芯，直接从破口损失，堆芯传热条件恶化。喷放后期包壳温度开

35、始快速上升。冷却剂几乎丧失完后，喷放结束。2）再充水阶段：在喷放结束后，ECCS 水逐渐进入压力壳的下腔室。压力壳水位开始回升，但堆芯处于裸露状态，燃料包壳温度快速上升（几乎是绝热升温），可能有少量的锆水反应，当压力壳水位到达堆芯底部后，再充水阶段结束。3）再淹没阶段：ECCS 冷却剂开始与炽热的燃料包壳接触，开始对底部包壳起冷却作用，但很快被汽化，包壳温度上升速度逐渐变慢，堆芯水位上升缓慢，锆水反应比较显著。随着水位的上升，再淹没前沿的传热工况有一个转变过程（蒸汽冷却膜态传热泡核沸腾单相液冷却）。包壳温度开始下降，堆芯逐渐淹没，包壳温度快速下降，当堆芯被完全淹没后，再淹没阶段结束。4） 长期

36、冷却阶段：ECCS 水冷却堆芯后，从破口注入安全壳地坑，通过安注再循环模式实现长期冷却。1）堆功率：由于大破口事故系统压力降低极快，0.1 秒内，可降到冷却剂的饱和压力，从而生成大量蒸汽，堆内空泡效应引入的负反应性使反应堆自行停闭。停堆后剩余中子功率迅速减小，此后主要释放衰变热。2）RCS 压力变化：在最初极短的一段时间内为欠热喷放，压力迅速下降，进入饱和喷放后，压力下降稍见缓慢。在再充水，再淹没阶段，注入的低温安注水使堆芯蒸汽凝结，此后虽水位在上升，但系统压力仍然缓慢下降。3）热点包壳温度：在喷放阶段形成一个包壳温度峰值；在再充水阶段，堆芯内既无液体冷却剂，又无显著蒸汽流动，元件处于裸露状态

37、，是包壳温度的主要升温状态；进入再淹没阶段，随着蒸汽产生量的增加，包壳升温越来越缓慢，继而开始下降。包壳温度达到最高点并开始下降，是在骤冷前沿到达之前，由蒸汽流动冷却而形成的。4）堆芯水位：整个喷放阶段，堆芯水位持续迅速下降。安注箱水及低压安注泵注入水流入下腔室后，压力容器水位开始逐渐上升。在水位上升至堆芯底部之后，开始在淹没阶段，由于部分水量因冷却堆芯而汽化，因此再淹没阶段堆芯水位上升缓慢。33、破口位置对大破口失水事故物理过程和后果的影响。冷管段破口会造成最高的包壳峰值温度，比热段破口危险，因为：1）破口流量与原堆芯流量方向相反，引起喷放早期冷却恶化；2）上腔室压力高，使堆芯水位降低；3）

38、破口流出的是低焓冷却剂，流量大而带出的热量少；4）ECCS 的注水流失比例高。34、小破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律。物理过程：1）自然循环维持阶段：破口冷却剂丧失，压力壳水位下降，一回路系统降压，堆芯热量通过循环从蒸汽发生器热阱排出；ECCS 注水流量较小。2） 自然循环中止（水封存在阶段）：当压力壳水位低于主管道所在平面后，自然循环终止，堆芯开始产生大量蒸汽，并在上腔室积累，上腔室压力相对偏高，会把堆芯水位不断降低，导致堆芯裸露升温，堆芯热量部分靠回流冷凝方式从蒸汽发生器二次热阱带出。安注流量很难进入堆芯，大部分从破口流失。当蒸汽积累导致压力足以克服残留在U 形管弯曲段中的水封

39、压头时，导致循环水封消除。3）循环水封消除阶段：水封消除后，压力再平衡使得下行段中的冷却水流回堆芯，堆芯被快速淹没，系统压力快速下降。4）长期冷却阶段：ECCS 水冷却堆芯后，从破口注入安全壳地坑，通过安注再循环模式实现长期冷却。1）堆功率：事故开始，破口冷却剂丧失使得RCS 快速降压，引起慢化剂密度下降， 导致堆功率单调下降。RCS 压力降到低压停堆压力时， 当堆安全保护开始紧急停堆， 随着控制棒的插入，堆功率剧减，快速降到衰变热水平。2）系统压力：事故开始， RCS 因破口冷却剂过冷临界喷放而快速降压。当降至上腔室及热段冷却剂饱和压力时，因上腔室及热段冷却剂闪蒸，RCS 出现短暂的再升压阶

40、段。此后由于堆功率下降，RCS 降压恢复。停堆后功率剧减，上腔室及热段冷却剂温度也随之减小。由于环路自然循环停止， 主泵入口前的U 形段出现水封， 水封的出现使得破口排热受阻， RCS降压缓慢。3）压力容器（堆芯）水位：一开始，由于位置较高的稳压器尚未排空，压力容器水位维持不变。当压力降到上腔室冷却剂温度所对应的饱和压力， 引起上腔室冷却剂闪蒸后，压力容器水位开始下降。当稳压器排空后，压力容器水位开始快速下降。当压力平衡使堆下行段内的冷却剂及HPSI 注入流入堆芯，堆芯水位开始快速回升，重新淹没堆芯。到安注箱注入后，堆内水位开始整体回升。4） 包壳温度：事故开始，由于事先停泵及芯块储存热释放，

41、包壳出现短期升温。接着由于堆功率下降，包壳温度开始下降。堆芯裸露后，包壳开始升温，直到环路部分水封临时消除，使得部分液相冷却剂涌入堆芯，燃料包壳温度大幅下降。环路水封消除后，由于堆芯迅速淹没，包壳升温结束。在堆芯冷却剂蒸发引起堆芯再次裸露时，燃料包壳相应的再次升温，并因安注箱的投入而结束。35、 主泵运行对小破口失水事故物理过程和后果的影响。（1）加速早期降压；（2）阻止环路水封形成；（3）提高堆芯水位，避免堆芯裸露； 加强冷却剂交混，早期冷却破口流量小，后期破口大。36、如何区分蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故和小破口失水事故。蒸汽发生器传热管破裂是失水事故的一种特殊情况，从一回路装量减

42、少的立场来看，其严重性可以用小破口事故来包络。与小破口失水事故相比，蒸汽发生器传热管破裂有如下几个特征现象：（1）事故前后安全壳仪表指示没有变化；（2）破损蒸汽发生器水位，给水流量异常； （3）冷凝器排气和蒸汽发生器排污取样系统辐射水平异常。此外： （1）小破口失水事故仅失去一回路压力边界的完整性和安全壳的完整性，放射性物质旁通安全壳而直接释放到环境；（2）小破口失水事故在30min 内不要求操纵员干预，而SGTR 事故则要求操纵员必须尽快干预。37、冷管段大破口和热管段大破口会出现几个包壳峰值温度？出现时间和大小有何不同？ 冷管段大破口，有明显的两个PCT；热管段大破口，可认为有一个PCT，

43、或可认为还有一个不明显的PCT；冷管段大破口，第一PCT 出现较早、较高，第二PCT 出现较晚、较高38、何为骤冷现象？何为蒸汽粘结现象？包壳温度降到约350550时，应急冷却水再湿包壳表面，由于其高得多的冷却速度，使温度急骤下降。在进口管破裂情况下，由于蒸汽流经蒸汽发生器时， 二回路反向传热、蒸汽膨胀； 并可能由于蒸汽发生器和主泵间的U 形管内积水使得堆芯和破口间的流动阻力较大，阻碍堆芯水位的上升39、大破口事故中高压安注系统在事故中起何作用？为什么？ 几乎不起作用。首先，压力下降快，蓄压、低压安注很快启动；其次，流量小，不起明显作用；再次，在失厂外电、需要应急电源时，其启动会延时40、 大

44、破口事故中哪一阶段堆芯冷却最差？为什么？ 再灌水阶段。此时堆芯基本上是裸露的，热辐射和蒸汽的自然对流传热效率低。衰变热继续释放，燃料温度绝热地上升，并随即导致锆合金与蒸汽的反应加剧，进一步提高了温度结果： ?一回路严重失冷，可能使堆芯裸露、燃料严重损坏； ? 冷却剂泄漏进入安全壳，伴随放射性物质的释放； ? 冷却剂泄漏进入安全壳，引起安全壳升温和超压，甚至失效。41、 大破口失水四个阶段：喷放、再灌水、再淹没、长期冷却的起始点和终点如何判定？ 应急冷却水到达压力容器下腔室使水位开始回升水位到达堆芯底端水位到达堆芯顶端42、欠热卸压和饱和卸压阶段如何界定？压力降至局部饱和压力，冷却剂开始沸腾43

45、、为什么不需要紧急停堆系统动作？ 压水堆负的空泡系数会使裂变过程自发中止44、操纵员不干预时蒸汽发生器传热管破裂事故的趋向工况及其危害性， 操纵员干预时的主要干预内容及其出发点。趋向工况：（1）一回路冷却剂进入破损蒸汽发生器，一回路水位、压力下降， 上充流量增加，安全壳仪表指示无变化；（2）蒸汽发生器压力上升，破损蒸汽发生器水位上升，蒸汽流量与给水流量失配；（3）破损蒸汽发生器排污和冷凝器排气， 高放射性报警；（4）放射性直接排放环境，同时丧失两层屏障，后果严重。危害性： （1）放射性排放到环境；（2）蒸汽发生器满溢，导致：放射性排放大大增加；安全阀卡开；主蒸汽管道（MSL）充水，可能断裂；换

46、料水箱（RWST）水量耗尽后导致SA。干预内容：（1）鉴别事故及破损蒸汽发生器；（2）隔离破损蒸汽发生器；（3） 冷却RCS， 使蒸汽发生器压力对应的饱和温度T<25；（4） 降低一回路压力；（5）停堆安注；（6）后期冷却。出发点： 减少向环境放射性的释放量，尽量避免满溢。45、给水丧失未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）的物理过程。（1）给水丧失：给水丧失，传热失配，主冷却系统（RCS）升温生压，水位上升，堆功率因反馈稍微降低；（2）停堆失效：汽轮机停车，SG 释放阀/安全阀开启，稳压器释放阀/安全阀开启，辅助给水（AFW）投入但水位仍然降低，RCS 较严重的升温升压，堆功率进一步降低；

47、（3）SG 蒸干（高潮阶段）：SG 热阱几乎丧失，RCS 急剧的升温升压，稳压器满水，安全阀开启，堆功率大幅度降低，稳压器阀门起排热作用；（4）二次热阱建立：堆功率降低，与AFW 排热能力逐渐匹配，AFW排热能力逐渐建立，RCS 降温降压，趋于低功率运行状态。46、ATWS 缓解系统启动线路(AMSAC)的功能及其出发点。独立触发两个功能：（1）启动AFW（辅助给水投入）信号；（2）触发汽轮机停车。出发点：（1）提供二次侧应急热阱；（2）提高SG二次侧热阱的载热功率， 使有限的二次水得到充分利用。47、堆芯熔化事故的物理过程。（1）低压熔堆：以冷却剂丧失为特征，若ECCS 失效冷却剂丧失导致堆

48、芯裸露，元件升温，Zr-H2O 反应又会产生热量和H2，堆芯水量在进一步减少后，堆芯会自上而下熔化，堆芯熔化到一定程度后，就会塌落入下腔室，使下腔室中残留的水汽化，产生大量的蒸气，甚至可能形成蒸汽爆炸，熔融的堆芯与下封头相互作用可能导致下封头熔穿，再掉入安全壳，而与安全壳混凝土相互作用，使混凝土分解， 释放大量的一氧化碳二氧化碳和氢气等非凝性气体，气体从熔融物中冲击形成气溶胶弥散到安全壳中，进而可造成安全壳超压或者底部熔穿，造成放射性大量释放；（2）高压熔堆：以热阱丧失为先导，主系统在失去热阱后升温升压导致稳压器安全阀/释放阀开启，若二次侧热阱不能及时恢复，一回路又失去强迫注水能力，稳压器阀门

49、将持续开启，冷却剂持续丧失，当堆芯冷却剂不足后，堆芯会在高压状态下裸露，元件升温，开始熔化，（随后过程类似于低压熔堆过程），但在下封头底部熔穿时，由于系统的高压，会发生熔融物的喷射，导致安全壳超压失效，落入安全壳地板的熔融物的小颗粒会弥散在安全壳中，造成安全壳的直接加热，可能导致安全壳超压失效，落入安全壳地板的熔融物也会继续与低压熔堆过程类似的现象。一般过程：堆芯失冷>堆芯裸露>堆芯熔化>堆芯塌落>下封头熔穿>堆芯与混凝土相互作用>安全壳失效。48、核电厂严重事故指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效， 核电厂严重事故： 威胁或破坏核电厂压力容器或核电厂严重事故安

50、全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。分两类：堆芯熔化事故、堆芯解体事故49、 堆芯熔化分高压熔堆和低压熔堆低压熔堆：以快速卸压的大、中破口失水事故为先导高压熔堆：以堆芯冷却不足为先导事件，主要是丧失二次热阱事件、小小破口失水事故也是其中之一。与低压比，高压的特点：进展慢，有比较充裕的干预时间；湿环境，有水洗效果；堆芯熔融物分布区域更大，具更大潜在危险。50、堆芯熔化过程：堆芯熔化过程： 在燃料棒较冷部形成局堆芯熔化过程熔化的微滴和熔流开始向下流向完整的燃料棒； 部堵塞，熔坑形成并增大；一个小熔坑形成；熔坑径向和轴向增大。51、 蒸汽爆炸 蒸汽爆炸：当一种液体进入另一种液体，并且第一

51、种液体的温度比第二种液体的沸腾温度高时， 第二种液体作为第一种液体的冷却物可能发生快速蒸发。某些情况下， 这种快速蒸发可能引发一种爆炸。阶段：初始条件（熔化的燃料和冷却剂分开着） 、阶段I（粗粒的混合物，慢的传热，无压力增加） 、阶段II（触发过程，局部压力等来自冲撞或俘获） 、阶段III（增强，压力波非常迅速地碎裂燃料，从细小碎片传热非常迅速） 。52、 安全壳早期失效指堆芯熔融物熔穿压力容器之前或者之后很短的时间内安全壳失效。安全壳早期失效主要原因：安全壳大气直接加热、蒸汽爆炸、氢气燃烧（堆芯金属物质氧化、熔化堆芯与混凝土相互作用产生氢气） 、安全壳隔离失效。53、 安全壳晚期失效：仍然存

52、在长期危及安全壳完整性的因素。安全壳晚期失效在熔融堆芯熔穿压力容器后因素有：晚期可燃性气体的燃烧、安全壳逐步超压以及地基熔穿。54、严重事故管理内容：第一，采用一切可用的措施，防止堆芯熔化，称事故预防；第二， 严重事故管理内容： 严重事故管理内容若堆芯开始熔化，采用各种手段，尽量减少放射性向厂外释放，称事故的缓解。55、事故管理的基本任务依次是：预防堆芯损坏；中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主系统压力边界以内； 在一回路压力边界完整性不能确保时， 尽可能长时间地维持安全壳的完整性；万一安全壳的完整性也不能确保，应尽量减少放射性向厂外释放。56、 事故缓解措施：安全壳热量排出与减压； 消

53、氢措施、安全壳的最终保障。事故缓解措施防止高压熔堆；57、核应急：要求立即采取行动的状态，以避免事故的发生或减轻事故的后果。58、 应急管理工作的方针：常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境。59、应急计划区是指为了保证在事故时能迅速采取有效地行动保护公众，在核设施周围需要应急计划区进行应急响应计划的区域。60、 应急状态4 级：应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急。应急状态61、 安全壳主要失效模式。答：1） 模式：蒸汽爆炸（概率极低）；2） 模式：安全壳隔离失效（包壳安全壳旁路）；3） 模式：氢爆；4） 模式：底部熔穿；5） 模式：安全壳超压失效62、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