核安全基礎考試知識點總結

1、1核安全基礎考試知識點總結核安全基礎考試知識點總結1.1.核安全核安全是指在核設施設計、建造、運行、退役期間為保護工作人員、社會和環(huán)境免受可能的放射性危害所采取的技術和組織的綜合措施。核安全措施核安全措施：1.保障所有設備正常運行，控制和減少對環(huán)境的放射性廢物排放2.預防故障和事故的發(fā)生3.限制發(fā)生故障和事故的后果2.2.核安全的總目標核安全的總目標：建立并維持一套有效措施，以保證工作人員、社會和環(huán)境免受放射性危害.輻射防護目輻射防護目

2、標：確保在正常運行時核電廠以及核電廠釋放出的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規(guī)定的限值，還要確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。技術安全目標技術安全目標：采取一切合理可行的措施防止核電廠事故，并在一旦發(fā)生事故時減輕其后果；對于在設計核電廠時考慮過的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小并且低于限值；并保證有嚴重放射性后果的事故發(fā)生的概率極低。3.3.核反應堆安全特性核反應堆

3、安全特性：強放射性高溫高壓水衰變余熱4.4.核電廠安全對策核電廠安全對策：1.有效地控制反應性2.確保堆芯冷卻3.包容放射性產(chǎn)物5.5.為什么要有反應堆安全設施為什么要有反應堆安全設施：反應堆的運行中會產(chǎn)生大量的放射性物質(zhì)，一旦發(fā)生嚴重的堆芯損壞事故，同時又發(fā)生一回路壓力邊界和安全殼破損情況，將有可能有大量的放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中，造成嚴重的環(huán)境污染6.6.控制反應性的手段控制反應性的手段：1.向堆芯插入或抽出中子吸收體2.改變均勻堆的

4、燃料濃度3.移動反射層以改變中子泄露。反應性控制的三種類型反應性控制的三種類型：緊急停堆控制功率控制補償控制。7.7.對反應堆功率控制有什么要求對反應堆功率控制有什么要求：1.應能及時調(diào)節(jié)反應堆功率，以適應外界負荷變化的要求，并建立新工況下的熱工參數(shù)的穩(wěn)態(tài)值2.應能改善核動力裝置的過渡過程特性8.8.反應堆保護系統(tǒng)的功能反應堆保護系統(tǒng)的功能：1.在反應堆啟動和提升功率過程中，限制反應堆的功率增長的速率，保證反應堆的安全啟動2.帶功率運行

5、中，限制反應堆的功率、溫度、壓力、水位和流量等參數(shù)變化，使反應堆運行在安全限度所允許的范圍內(nèi)，不發(fā)生熱工事故和一回路壓力邊界損壞3.異常工況時，能執(zhí)行保護反應堆的動作，立即消除事故隱患。設計原則：設計原則：1.單一事故原則2.設置多重的保護參數(shù)3.失事安全的原則4.具有運行校驗功能5.保護動作要快?？煽啃缘暮x可靠性的含義：1.具有最佳的安全性能（保持良好性能）2.具有最佳的運行性能（自身故障不會引起停堆）。9.9.專設安全措施的必要性

6、專設安全措施的必要性：1.事故工況下，正常的控制保護系統(tǒng)不足以保障堆芯的冷卻2.失水事故下，即使反應堆緊急停閉，由于積聚的貯熱和衰變熱的作用，仍有可能燒毀燃料包殼，甚至使堆芯熔化3.冷卻劑大量外泄，引起安全殼內(nèi)壓力升高，危及安全殼的完整性。功能功能：1.發(fā)生失水事故時，向堆芯注入含硼水2.阻止放射性物質(zhì)向大氣排放3.阻止安全殼中氫氣濃集4向蒸汽發(fā)生器事故供水。設計原則設計原則：1.設備必須高度可靠2.系統(tǒng)要有多重性3.系統(tǒng)必須各自獨立4

7、系統(tǒng)應能定期檢查5.系統(tǒng)必須備有可靠電源6.系統(tǒng)必須具有充足的水源。10.10.安全注射系統(tǒng)的功能安全注射系統(tǒng)的功能：異常工況下對堆芯提供冷卻，以保持燃料包殼的完整性；當主冷卻劑回路管道發(fā)生破裂的重大事故時，要求它能迅速將冷卻劑注入堆芯，及時導出燃料中產(chǎn)生的熱量，不使燃料的溫度超過包殼的熔點，并提供事故后對堆芯長期冷卻的能力。11.11.輔助給水系統(tǒng)作用輔助給水系統(tǒng)作用：1.在主給水系統(tǒng)失效或故障的情況下，輔助給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器提供給

8、水2.反應堆啟動時，由輔助給水系統(tǒng)為蒸汽發(fā)生器充水，在反應堆熱備用或熱停閉狀態(tài)時，或反應堆冷停閉而余熱排3重事故不在其列。1717.核電廠的設計基準事故設計基準事故是指核電廠按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況。R【損害單位時間】=P【事件單位時間】C【損害事件】R：風險概率P：事故發(fā)生的概率C：事故的后果18.18.核電廠風險評價的任務核電廠風險評價的任務：1.識別潛在事故，尋找薄弱環(huán)節(jié)2.計算放射性物質(zhì)分布，確定對

9、周圍公眾與環(huán)境的影響3.求出潛在核事故產(chǎn)生的總風險，并評估。19.PSA19.PSA三個等級三個等級：一級一級PSAPSA基本內(nèi)容：1.找出導致堆芯損壞的事故序列2.分析安全系統(tǒng)的工作性能和可靠性3.事故序列概率定量計算?；痉椒ǎ翰捎檬录浜凸收蠘鋵\行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)進行可靠性分析。目的：1.幫助分析設計中的弱點2.指出防止堆芯損壞的途徑。二級二級PSAPSA基本內(nèi)容：1.分析堆芯熔化物理過程和放射性物質(zhì)在安全殼內(nèi)的釋放、遷移2.研究

10、安全殼在嚴重事故工況下的響應，安全殼失效模式3.估計放射性向環(huán)境的釋放。目的：1.對各種堆芯損壞事故序列造成放射性釋放的嚴重性作出分析，找出設計上的弱點2.對減緩事故后果的途徑和事故處理提出具體意見。三級三級PSAPSA基本內(nèi)容：1.核電廠廠外不同距離放射性核素濃度隨時間變化2.結合二級PSA分析結果按公眾風險的概念確定放射性事故造成的廠外后果。目的：能夠?qū)蠊麥p緩措施的相對重要性作出分析，也能對應急響應計劃的制定提供支持。20.20.

11、始發(fā)事件始發(fā)事件：是造成核電廠擾動并且有可能導致堆芯損壞的事件。始發(fā)事件的確定：工程評價法工程評價法就是根據(jù)核電廠的運行歷史和設計數(shù)據(jù)，并參照其他核電廠概率安全評價的經(jīng)驗，經(jīng)過工程判斷編制出始發(fā)事件的清單。演繹分析法演繹分析法是通過構造頂事件與底事件邏輯框圖，邏輯圖最低一層事件就是核電廠的始發(fā)事件。21.21.核電廠核電廠PSAPSA結論結論：核電站的主要風險來自導致燃料熔化的事故，真正導致放射性釋放的潛在事故并不多；小破口失水事故及瞬

12、態(tài)事故最容易造成燃料熔化；人為失誤造成核事故的概率較高并往往加劇事故的嚴重性。22.22.事件樹題頭事件樹題頭：事件樹最上層是按照順序列出可能影響事故進程的一系列事件在目前PSA分析中有兩種事件樹分析法：大事件樹小故障樹方法；小事件樹大故障樹方法。23.23.故障樹故障樹指用以表明系統(tǒng)哪些組成部分的故障或外界事件或它們的組合將導致系統(tǒng)發(fā)生一種給定故障的邏輯圖。24.24.反應性引入事故反應性引入事故是指向堆內(nèi)突然引入一個意外的正反應性，

13、導致反應堆功率急劇上升而發(fā)生的事故。反應性引入事故按潛在因素分為應性引入事故按潛在因素分為：1.控制棒失控提升2.控制棒彈出3.硼失控稀釋.25.25.準穩(wěn)態(tài)瞬變準穩(wěn)態(tài)瞬變是指在功率運行工況下，向堆內(nèi)引入的反應性比較緩慢，以致這個反應性被溫度反饋效應和控制棒的口動調(diào)節(jié)所補償?shù)乃沧?。響應特征響應特征?.功率變化十分緩慢，反應堆周期遠遠大于堆芯時間常數(shù)，因此堆內(nèi)溫度可以近似的用穩(wěn)態(tài)分布來描述2.反應性引入速率比較小，所以冷卻劑溫度和功率上

14、升得都不太快，由于冷卻劑平均溫度過高保護觸發(fā)反應堆緊急停閉，此時功率峰值未達到超功率保護整定值（118％額定功率）3.穩(wěn)壓器壓力和冷卻劑平均溫度的上升幅度較大，最小DNBR下降比較顯著，偏離泡核沸騰的裕量變小4.尚不足以損壞燃料。26.26.超緩發(fā)臨界瞬變超緩發(fā)臨界瞬變：引入堆內(nèi)的正反應性較快，以致反應性反饋效應和控制系統(tǒng)已不能完全補償，使總的反應性大于零，但又不超過β的瞬變。響應特征響應特征：1.超緩發(fā)臨界瞬變功率增長曲線向上彎曲，達