核安全基礎(chǔ)考試知識點總結(jié)

1、1核安全基礎(chǔ)考試知識點總結(jié)核安全基礎(chǔ)考試知識點總結(jié)1.1.核安全核安全是指在核設(shè)施設(shè)計、建造、運(yùn)行、退役期間為保護(hù)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(shù)和組織的綜合措施。核安全措施核安全措施：1.保障所有設(shè)備正常運(yùn)行，控制和減少對環(huán)境的放射性廢物排放2.預(yù)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(biāo)核安全的總目標(biāo)：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(hù)目輻射防護(hù)目

2、標(biāo)：確保在正常運(yùn)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(shù)安全目標(biāo)技術(shù)安全目標(biāo)：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(shè)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(yán)重放射性后果的事故發(fā)生的概率極低。3.3.核反應(yīng)堆安全特性核反應(yīng)堆

3、安全特性：強(qiáng)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(yīng)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(yīng)堆安全設(shè)施為什么要有反應(yīng)堆安全設(shè)施：反應(yīng)堆的運(yùn)行中會產(chǎn)生大量的放射性物質(zhì)，一旦發(fā)生嚴(yán)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(yán)重的環(huán)境污染6.6.控制反應(yīng)性的手段控制反應(yīng)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(yīng)性控制的三種類型反應(yīng)性控制的三種類型：緊急停堆控制功率控制補(bǔ)償控制。7.7.對反應(yīng)堆功率控制有什么要求對反應(yīng)堆功率控制有什么要求：1.應(yīng)能及時調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率，以適應(yīng)外界負(fù)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(yīng)能改善核動力裝置的過渡過程特性8.8.反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的功能反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的功能：1.在反應(yīng)堆啟動和提升功率過程中，限制反應(yīng)堆的功率增長的速率，保證反應(yīng)堆的安全啟動2.帶功率運(yùn)行

5、中，限制反應(yīng)堆的功率、溫度、壓力、水位和流量等參數(shù)變化，使反應(yīng)堆運(yùn)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(hù)反應(yīng)堆的動作，立即消除事故隱患。設(shè)計原則：設(shè)計原則：1.單一事故原則2.設(shè)置多重的保護(hù)參數(shù)3.失事安全的原則4.具有運(yùn)行校驗功能5.保護(hù)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(yùn)行性能（自身故障不會引起停堆）。9.9.專設(shè)安全措施的必要性

6、專設(shè)安全措施的必要性：1.事故工況下，正常的控制保護(hù)系統(tǒng)不足以保障堆芯的冷卻2.失水事故下，即使反應(yīng)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(shè)計原則設(shè)計原則：1.設(shè)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(dú)立4

7、系統(tǒng)應(yīng)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(dāng)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(dǎo)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(yīng)堆啟動時，由輔助給水系統(tǒng)為蒸汽發(fā)生器充水，在反應(yīng)堆熱備用或熱停閉狀態(tài)時，或反應(yīng)堆冷停閉而余熱排3重事故不在其列。1717.核電廠的設(shè)計基準(zhǔn)事故設(shè)計基準(zhǔn)事故是指核電廠按確定的設(shè)計準(zhǔn)則在設(shè)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(fēng)險概率P：事故發(fā)生的概率C：事故的后果18.18.核電廠風(fēng)險評價的任務(wù)核電廠風(fēng)險評價的任務(wù)：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(fēng)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(dǎo)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\(yùn)行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)進(jìn)行可靠性分析。目的：1.幫助分析設(shè)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(yán)重事故工況下的響應(yīng)，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(yán)重性作出分析，找出設(shè)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(jié)合二級PSA分析結(jié)果按公眾風(fēng)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(yīng)急響應(yīng)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(dǎo)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(yùn)行歷史和設(shè)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(gòu)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(jié)論結(jié)論：核電站的主要風(fēng)險來自導(dǎo)致燃料熔化的事故，真正導(dǎo)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(yán)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(jìn)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(dǎo)致系統(tǒng)發(fā)生一種給定故障的邏輯圖。24.24.反應(yīng)性引入事故反應(yīng)性引入事故是指向堆內(nèi)突然引入一個意外的正反應(yīng)性，

13、導(dǎo)致反應(yīng)堆功率急劇上升而發(fā)生的事故。反應(yīng)性引入事故按潛在因素分為應(yīng)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(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變是指在功率運(yùn)行工況下，向堆內(nèi)引入的反應(yīng)性比較緩慢，以致這個反應(yīng)性被溫度反饋效應(yīng)和控制棒的口動調(diào)節(jié)所補(bǔ)償?shù)乃沧?。響?yīng)特征響應(yīng)特征：1.功率變化十分緩慢，反應(yīng)堆周期遠(yuǎn)遠(yuǎn)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(yīng)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(hù)觸發(fā)反應(yīng)堆緊急停閉，此時功率峰值未達(dá)到超功率保護(hù)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(yīng)性較快，以致反應(yīng)性反饋效應(yīng)和控制系統(tǒng)已不能完全補(bǔ)償，使總的反應(yīng)性大于零，但又不超過β的瞬變。響應(yīng)特征響應(yīng)特征：1.超緩發(fā)臨界瞬變功率增長曲線向上彎曲，達(dá)