注册核安全工程师-核安全专业实务：4、核动力厂的设计安全要求

注册核安全工程师执业资格考试科目三：《核安全专业实务》。本节学习要点：了解核动力厂系统设计总体安全要求，核动力厂安全管理要求，核动力厂安 全功能、安全分级和设计规范。熟悉核动力厂纵深防御原则，核动力厂设计基准事故安全分析，核动力厂严重事故的预防和缓解。掌握核动力厂安全目标和设计基本安全要求。

第四章 核动力厂的设计安全要求

• 学习要点
  • 了解核动力厂系统设计总体安全要求，核动力厂安全管理要求，核动力厂安全功能、安全分级和设计规范，核动力厂构筑物、系统和部件的可靠性设计，核动力厂辐射防护设计安全要求，核动力厂防火设计安全要求，核动力厂概率安全分析及其在安全管理中的应用。
  • 熟悉核动力厂纵深防御原则，核动力厂设计基准事故安全分析，核动力厂严重事故的预防和缓解。
  • 掌握核动力厂安全目标和设计基本安全要求。
• 第一节 核动力厂安全目标
  • 基本安全目标
    • 基本安全目标
      • 是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害。
      • 目标适用于核动力厂的所有活动，包括规划、选址、设计、制造、建造、调试、运行和退役，以及有交放射性物质的运输、乏燃料和放射笥废物的管理等。
    • 两个定性安全目标
      • 美国核管会的政策声明中提出（51FR30028，1986）
      • 应该对公众的个体成员提供对核动力厂运行后果的一定水平的防护，以至这些成员不承受对第生命和健康明显的附加风险。
      • 核动力厂运行对生命和健康所产生的社会风险与其他可行的竞争发电技术相比较应该是可比的或更低的，应该对社会风险没有明显的增加。
    • 典型定量安全目标
      • 美国核管会的政策声明中提出（51FR30028，1986）
      • 对紧邻核动力厂的正常个体来说，由于反应堆事故所导致立即死亡的风险不应超过美国社会成员所面对的其他事故所导致的立即死亡的风险总和的千分之一。
      • 对核动力厂邻近区域的人口来说，由于核动力厂运行所致癌症死亡风险不应该超过其他原因所导致的癌症死亡风险总和的千分之一。
  • 基本安全目标的实现
    • 实现安全目标的措施
      • 控制在运行状态下对人员的辐射照射和放射性物质向环境的释放；
      • 限制导致核动力厂反应堆堆芯、乏燃料、放射性废物或任何其他辐射源控制事件发生的可能性；
      • 如果上述事件发生，减轻这些事件产生的后果。
    • 辐射防护设计
      • 必须保证在所有运行状态下核动力厂的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值，且可合理达到的尽量低。还应采取措施减轻任何事故的放射性后果。
      • 必须到在核动力厂内所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。
    • 安全设计
      • 防止由于反应堆堆芯或其他辐射源失控所此起有害后果的事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；
      • 保证在设计中考虑的所有事故的放射性后果都低于相关限值 ，并保持在可合理达到的尽量低的水平；
      • 保证有严重放射性后果的事故发生的可能性极低，并尽最大可能减轻这些事故的放射性后果。
    • 安全评价要考虑的内容
      • 核动力厂的正常运行；
      • 预计对待事件时核动力厂的性能；
      • 事故工况。在分析的基础上，确认设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全重要物项的有效性，以及确定应急计划的输入。
    • 减轻事故后果的措施
      • 安全设施和安全系统
      • 营运单位制定的核动力厂事故管理规程；
      • 国家和地方有关部门制定的场外干预措施。
      • 尽管采取措施将事故发生的可以爱以身为天下控制至最小，但仍然存在发生事故的可能性。
• 第二节 纵深防御原则
  • 防止核动力厂发生事故和减轻事故后果的主要手段
  • 纵深防御的概念
    • 贯彻于安全有关的全部活动，涉及核电动力厂各种功率及停堆状态 下有关的组织、人员行为或设计，以保证这些活动均置于各种独立的、不同层次措施的防御之下。即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。
    • 通过一系列连续和独立的防御层次的结合，防止事故对人员和环境造成危害。如果某一层的防护失效，则由后一层提供保护。每一层次防御的独立有效性都是纵深防御的必要组成部分。
    • 第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止安全重要物项的故障。
      • 按照恰当的质量水平和经验证的工程实践，正确并保守地选址、设计、建造、维修和运行核动力厂。
      • 十分注意选择恰当的设计规范和材料，并对部件的制造、核动力厂的建造和调试进行质量控制。
      • 降低内部危险可能性的设计 措施有助于事故的预防。
    • 第二层次防御的目的是检测和控制偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。
      • 尽管注意预防，核动力厂在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。
      • 要求在设计中设置特定的系统和设施，通过安全分析 确认其有效性，并制定运行规程以防止这些始发事件上的发生，或尽量减少其造成的后果，使核动力厂回到安全状态 。
    • 第三层次防御是基于以下假定：尽管极不可能，某引起预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成事故。
      • 必须通过固有安全特性和（或）专设安全设施、安全系统和规程，防止造成反应堆堆芯损伤或需要采取场外干预措施的放射性释放，并能使核动力厂回到安全状态。
    • 第四层次防御的目的是减轻第三层次纵深防御失效所导致的事故后果。
      • 通过控制事故进展和减轻严重事故的后果来实现第四层次的防御。
      • 安全目标：在严重事故下仅需要在区域和时间上采取有限的防护行动，且避免场外放射性污染或将其减至最小。
    • 第五层次，即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起的潜在放射性释放造成的放射性后果。
      • 该层次要求配备恰当的应急设施，制定用于场内、场外应急响应的应急计划和应急程序。
    • 纵深防御概念应用的另一个方面是在设计中设置一系列的实体屏障，并采用能动、非能动设施和固有安全特性的组合，以使实体屏障能够有效地将放射性物质包容在特定区域。
  • 纵深防御概念在核动力厂的具体体现
    • 设计必须体现纵深防御。纵深防御和各层次之间必须尽实际可能相互独立，避免一个层次防御的失效降低其他层次的有效性。
    • 设计必须应用纵深防御概念，提供多层次防御，预防可能对人与环境产生有害影响的事故后果，并保证在防护失效是时，采取适当措施保护人与环境，减轻事故后果。
    • 设计必须适当考虑这样的事实：当缺少某一层次的防御时，多层次防御的存在并不能作为继续运行的基础。纵深防御的各层次必须总是可用的，对任何特定运行模式下的放松都必须进行论证。
• 第三节 安全管理要求和主要技术要求
  • 管理职责
    • 营运单位对案例负全面责任。
    • 营运单位必须建立一套正式的体系，在整个寿期内始终保证核动力厂设计的安全和完整性。
    • 为便于设计资料转移至营运单位，应早设立安全负责设计过程的部门，并制定管理流程，在营运单位的管理体系内负责核动力厂设计安全和完整性。
    • 核动力厂的设计工作可以由许多组织分担：工程公司、反应堆及其辅助系统 供应商、主要设备供应商、电气系统的设计单位以及对核动力厂安全重要的其他系统的供应商等。
    • 全面负责设计过程的部门必须保证核动力厂设计满足安全性、可靠性和质量方面的验收准则。
  • 设计管理
    • 设计必须保证核动力厂及其安全重要物项具有合适的性能，以保证其能可靠地执行安全功能；
    • 设计必须保证满足营运单位的安全要求，满足国务院核安全监管闻门和相关法律法规的要求，并适当考虑营运单位人员的能力与局限性以及要能影响人员行为的各种因素；
    • 设计必须适当考虑其他核动力厂在设计、建造和运行中获得的相关经验，以及相关的研究成果；
    • 设计必须适当考虑确定论安全分析和概率论安全分析的结查，保证已经适当考虑了事故的预防和事故后果的缓解；
    • 设计必须保证采用合适的设计措施以及运行和退役实践，使产生和提成入的放射性废物活度体积达到实际可行的最低水平。
  • 质量保证
    • 必须制定和实施描述核动力厂设计的管理、执行和评价的总体安排的质量保证大纲。
  • 实体保护
    • 必须设置实物保护措施，即安保措施，包括实物保护系统和相关管理措施，以防止、侦查和应对涉及核材料和核动力厂相关设施的偷窃、蓄意破坏、未经授权的接触，非法转让或其他恶意行为，以及防范恐怖分子获取材料 、破坏核动力厂等。
    • 实物保护系统必须考虑出入口控制、探测、报警、集中控制、照明、通讯、供电和巡更等方面，并设置多重实体屏障。
    • 应配备武警或守卫，制定实物保护管理程序。
    • 应对实物保护设计文案进行风险分析和有效性评估。
  • 经验证的工程实践
    • 必须鉴别和评价用于核动力厂安全重要物项设计准则的规范和标准，以确定其适用性、恰当性和充分性，并根据需要进行补充或修改，以保证设计质量与所需的安全功能相适应。
  • 安全评价
    • 必须在核动力厂的整个设计过程中进行全面的确定论安全评价和概率论安全评价，以保证在核动力厂寿期内的各个阶段满足全部设计安全要求，并确认在竣工、运行和修改时交付的设计满足制造和建造的要求。
  • 辐射防护
    • 设计必须保证工作员和公众在整个寿期内受到的辐射剂量，在运行状态下不超过剂量限值，在事故工况下不超过可接受限值，并可合理达到的尽量低。
  • 放射性废物管理和退役
    • 在设计阶段，必须专门考虑便于核动力厂放射性废物管理以及核动力厂退役和拆除的特性。
• 第四节 安全分组、安全功能和设计规范
  • 基本安全功能
    • 定义：为了保证设施或活动能够预防和缓解核支力厂正常运行、预计运行瞬态和事故工况情况下的放射性后果，保证安全而必须达到的特定目的。
    • 必须保证实现的基本安全功能
      • 控制反应性
        • 紧急停堆控制
          • 安全棒
        • 功率控制
          • 调节棒
        • 补偿控制
          • 补偿棒
      • 排出堆芯余热，导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量；
      • 包容放射性物质、屏蔽辐射、控制放射性的计划排放，以及限制事故的放射性释放。
  • 安全分级
    • 概率论方法，应考虑
      • 该物项要执行的安全功能；
      • 未能执行其安全功能的后果；
      • 需该物项执行某一安全功能的可能性；
      • 假设始发事件发生后，需要该物项执行某一安全功能的时刻或持续时间。
    • 以确定论方法，安全等级的划分
      • 1级：构成反应堆冷却剂压力边界的那些设备，如失效会引起失水事故（水堆）或失冷（高温堆）的物项。
      • 2级：属于反应堆冷却剂压力边界但不属于安全1级的那些小设备、小管道（具体定义是，其失效引起的反应堆准予剂流失不超过正常补水系统提供的补水量）以及用于防止预计运行事件导致事故工况，或发生事故后用于减轻事故后果的物项，如专设安全设施。
      • 3级：是冷却安全2级设备，或对安全级设备运行起支持保证作用（如冷却、润滑、密封等）的物项，如设备冷却水系统、重要厂用水系统等。
  • 设计规范
    • 必须规定核动力厂安全重要物项的设计规范，并必须使其符合核安全法规和相关的监管要求，以及经验证的工程实践，同时适当考虑其与核动动力厂技术的相关性。
    • 核动力厂的抗震设计必须提供充分的安全裕度，以抵御地震事件的影响。
    • 核动力厂的物项除有其安全等级外，还要确定其抗震类别、规范和质保等级。
    • 质保等级的划分
      • 以物项定位，即一个物项唯一地赋予一个等级。
      • 以物项和活动领域（设计、采购、制造、建造、运行和管理）两者定位，这种办法可能使同一我的物项在不同的活动阶段有不同的质保等级。
• 第五节 核动力厂总体设计
  • 核动力厂状态分类
    • 按发生频率分类，按HAF102-2016规定
    • 运行状态
      • 正常运行和预计运行事件（即在核动力厂运行寿期内预计会发生的事件）。
    • 事故工况
      • 偏离正常运行，比预计运行事件发生频率低但更严重的工况。
        • 设计基准事故：导致核动力厂事故工况的假设事故。
        • 设计扩展工况（包括堆芯熔化事故）：不在设计基准事故考虑范围内的事故工况。
    • 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变
      • 提正常启动、停闭和稳态运行，包括核动力厂的正常启动、停堆、稳态功率运行、热停堆、冷停堆、正常换料、维护和维修过程中所遇到的经常性或定期出现的工况。
        • 允许带有偏差的极限运行；出现较频繁，无需停堆；引起的物理参数变化不会达到触发保护动作的整定值。
    • 工况Ⅱ——中等频率事件（预计运行事件AOO）
      • 事件发生频率大于10（-2次方）/（堆·年），即在核动力厂的寿期内可能发生一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。
        • 出现概率相对较大，但后果并不严重。典型事例：失去厂内外非急交流电源、汽轮机停车。
    • 工况Ⅲ——稀有事故
      • 事帮发生频率在10（-2次方）~10（-4次方）/（堆·年）之间，是核动力厂寿期内发生频率很低的事故。
        • 典型事例：蒸汽发生器一根传热管破裂、反应堆冷却剂系统小管道破裂。此工况下，少量燃料元件可能损坏，不会严重损坏堆芯，不影响堆芯的几何形状，能适当保持堆芯冷却，一回路的完整性不会受到损坏。
    • 工况Ⅳ——极限事故
      • 事帮发生频率在10（-4次方）~10（-6次方）/（堆·年）之间，是核动力厂寿期内不可能发生的事故。但它一旦发生，就会释放出大量放射性物质，将可能导致放射性物质向环境中的释放，对公众造成严重的危害。
        • 可以导致无件的严重损伤，但堆芯形状不破坏，以便能适当地保持堆芯冷却。典型事例：反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组件弹出事故
  • 假设始发事件
    • 必须使用系统化的方法确定一套全面的假设始发事件。必须在工程判断、确定论和概率论评价相结合的基础上确定假设始发事件。
    • 核动力厂对任何假设始发事件的预期呼应，必须是下列可合理达到的情况（按优先顺序）：
      • 1）依靠核动力厂的固有特性，使假设始发事件不会对安全产生重大影响，或只使核动力厂产生赵趋向于安全状态的变化；
      • 2）发生假设始发事件后，可借助非能动安全设施或在引状态下连续运行的系统的作用，以控制事件，使核动力厂趋于安全；
      • 3）发生假设始发事件后，可借助为响应该事件而必须投入运行的那些安全系统的作用，使核动力厂趋于安全；
      • 4）发和假设始发事件后，可借助执行专门规程使核动力厂趋于安全或使核动力厂状态得到控制。
  • 内外部危险
    • 必须识别所有可预见的内部和外部危险，包括潜在的可能直接勤劳间接影响核动力厂安全的人为事件，并评价其影响。
    • 设计必须考虑的内部危险包括：火灾，爆炸，水淹，飞射物，结构坍塌和重物坠落，管理道甩击，喷射流冲击，以及来自破损系统或现场其他设施的流体释放。
    • 设计必须适当考虑在厂址评价过程中识别的自然和人为外部事件（即源于厂外的事件）。
    • 设计必须适提供适当的裕量，在设计基准外部危险（由厂址危险性评价确定的）发生时保护安全重要物项，并避免产生陡边效应。
  • 设计基准事故
    • 必须根据假设始发事件清单得出一套设计基准事故，用于设定核动力厂需承受的边界条件，保证 满足辐射防护限值。
    • 必须用保守的方法来分析设计基准事故。
  • 设计扩展工况
    • 必须尽实际可能与发和频率更高的事故中使用的设施保持独立；
    • 必须能在设计扩展工况对应的环境条件中执行预期功能；
    • 必须有与要求其实现的功能相符的可靠性。
  • 设计限值
    • 安全限值；安全系统整定值；正常运行限值和条件；
    • 工艺变量和其他重要参数的控制系统限制和规程限制；
    • 对核动力厂的监督、维修、试验和检查的要求，以保证各构筑物、系统和部件执行设计中预定的功能，并使辐射风险保持在可合理达到的尽量低水平；
  • 严重事故
    • 事故的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。
• 第六节 构筑物、系统和部件的可靠性设计
  • 安全重要物项的可靠性
    • 安全重要物项的设计，必须保证设备可鉴定、采购、安装、调试、操作及维修，使其能够承受该物项设计基准中规定的所有工况，并具有足够的可靠性和有效性。
  • 共因故障
    • 若干装置或啊件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。这种失效可能影响到若干不同的安全重要物项。
  • 单一故障准则
    • 定义：指造成某一部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障，以及由此引起的各种继发故障。
    • 单一故障准则要求
      • 假定假设始发事件对该安全组合会发生任何可能的有害后果；
      • 假设执行所需要安全功能的安全系统处于许可的最不利配置，并考虑到维护、试验检查和修理以及允许的设备停役时间。
  • 故障安全设计
    • 必须恰当地考虑故障安全设计原则，并贯彻到核动力厂安全重要系统和部件的设计中。
  • 多重性
    • 为完成一项特定安全功能而采用多于最少套数的设备，即多重性，它是达到安全重要系统高可靠性和满足单一故障准则的重要设计原则。
  • 多样性
    • 采用多样性原则能减少某些共因故障的可能，从而提高某些系统可靠性。
  • 独立性
    • 多重系统部件之间的独立性；
    • 系统中各部件与假设始发事件效应之间的独立性；
    • 不同安全等级的系统或部件之间适当的独立性；
    • 安全重要物项与非安全重要物项之间的独立性。
    • 独立性在系统设计中采用功能隔离来实现
      • 功能隔离
      • 部件的实体分隔和布置
  • 优化运行人员效能的设计
    • 必须在核动力厂设计过程初期就系统地考虑人因（包括人机接口），并贯彻于设计全过程。
    • 必须向操纵员提供能够进行下列工作的必要信息：
      • 评估核动力厂在任何工况下的总体状态；
      • 在系统和设备规定的参数限值（运行限值和条件）内运行核动力厂；
      • 确认启动安全系统所需的安全动作在需要时自动触发，且相关系统按预期要求执行功能；
      • 确定手动启动特定安全动作的必要性和时间。
• 第七节 辐射防护设计安全要求
  • 辐射防护基本要求
    • 设计目标
      • 个人照射量不得超过由国务院核安全监管部门确定的相应规定限值。
      • 考虑了经济和社会因素，辐射防护措施必须使照射量保持在合理可行尽量低。
    • 运行工况期间的剂量当量限值
      • 必须使运行工况期间的照射量不超过为大厂区人员和公众规定的个人剂量当量限值。
      • 公众的个人年剂量当量限值用关键居民群的平均剂量当量来表示。
    • 事故分析中的照射量准则
      • 必须把计算的剂量与规定的设计目标值进行比较，以判断为厂区人员和公众提供的防护设计措施在假想事故工况下是否充分。
  • 设计中的辐射防护
    • “合理可行尽量低”原则
      • 要求将所有照射都保持在规定的限值以内，并且在考虑了经济和社会因素之后达到合理可行尽量低。
      • 成本—收益分析是辐射防护最优化的一种定量方法。
    • 运行工况辐射防护的设计方法
      • 设计方法
        • 把设计目标值表法为距设备表面一定距离处的个人照射量率和室内空气的放射性物质浓度值。
        • 对建议的设计变更，应评价其附加投资以及由于该设计变更可能导致的厂区人员和公众照射量的下降。
      • 厂区人员辐射防护设计程序：应实施辐射防护设计大纲
      • 辐射剂量的评价
    • 事故工况辐射防护的设计方法
      • 必须有必要的设计规定和规程（例如控制室的进入、关键设备的维修、工艺取样）使电厂运行人员能恰当地处理事故情况。
• 第八节 防火设计安全要求
  • 核动力厂总的防火要求
    • 第一层次是防止发生火灾
    • 第二层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害；
    • 第三层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全得要功能的影响减至最低。
  • 核动和厂防火的设计方法
    • 布置要求
      • 尽量避免在安全重要物项目附近贮存可燃物，如果不能避免，刚应尽量减少可燃物的贮存量。
      • 可在安全重要物项周围建立防火区。
    • 防火区
      • 作用是在规定的时间内防止火灾或火灾的影响从一个区域扩展到另一个区域。
      • 防火屏障两种设置方式
        • 拥有足够的耐火极限，在可燃物全部烧光后仍可保持防火屏障不被破坏；
        • 设置火灾探测和灭火系统等，与防火屏障一起保证防火区的有效性。
        • 某些情况下，可在防火区内设置防火小区，作用是结合空间分隔、防火隔断、防火涂料、火灾探测和灭火系统等来限制火灾的蔓延。
    • 火灾封锁法
      • 假定防火区内的全部可燃物料全部烧光，而未受影响部分仍能保证停堆、排出余热和包容放射性物质的基本安全功能
    • 火灾扑灭法
      • 在防火屏障不能达到额定的耐火极限时，或者在设置防火小区时，需采用火灾探测和灭火系统等来防止火灾蔓延
    • 火灾和灭火系统的二次效应
      • 典型二次效应例子
        • 高温、高热对构筑物和设备的损坏；
        • 燃烧产生的烟雾可能对运行人员的伤害或对设计的腐蚀；
        • 燃烧引起的爆炸及二次飞射物；
        • 由于喷水意外地引入了慢化剂；
        • 由于喷水导致了内部水淹和设备的损坏；
        • 由于喷水导致了放射性物质的迁移；
        • 干粉灭火剂导致电气设备接触不良或腐蚀；
        • 二氧化碳灭火剂导致的突然降温及冲击等。
    • 火灾危害性分析
      • 确定核动力厂的安全重要物项；
      • 确定防火区内可燃物的贮量、火灾特征和火灾后果；
      • 确定防火屏障所需的耐火极限；
      • 确定防火区或防火小区所需的火灾探测和灭火手段；
      • 确定需要补充或附加的防火措施；
      • 确定满足了保证停堆、排出余热和包容放射性物质基本安全功能的防火要求。
• 第九节 设计基准事故安全分析
  • 核动力厂安全分析方法
    • 确定论方法
      • 制定和确认所有安全重要物项的设计基准；
      • 表征与核动力厂设计和厂址相适应的假设始发事件；
      • 分析和评价假设始发事件导致的事件序列，以确认鉴定要求；
      • 将分析结果与验收准则、设计限值、测量限值以及可接受限值进行比较，以满足辐射防护要求；
      • 论证通过安全系统的自动响应并结合所规定的操纵员动作，能够管理预计运行事件和设计基准事故；
      • 论证通过安全系统的自动响应和利用安全设施功能并结合预期的操纵员动作，能够管理设计扩展工况。
    • 概率论方法
      • 论证整个设计是平衡的，没有任何一个设施或假设事件对于总的风险会有过大的或明显不确定的贡献，且纵深防御的各层次应尽实际可能独立；
      • 确认核动力厂不存在陡边效应；
      • 将分析结果和已规定的风险准则进行比较。
  • 验收准则
    • 我国还没法规文件规定各类工况的验收准则，事故分析现在采用的是美国与法国通常应用的准则。
    • 对于工况Ⅱ事件
      • 燃料元件不烧毁；
      • 一回路压力小于110%设计值；
      • 放射性后果按正常排放允许值控制。
    • 对于工况Ⅲ和Ⅳ事件
      • 燃料元件保持可冷却状态；
      • 一回路压力小于120%设计值；
      • 放射性后果以厂区边界(2h）及低人口区边界（8h）剂量计算。
  • 设计基准事故的分析
    • 事件分类
    • 主蒸汽管道破裂事故
      • 因局部热负荷过大，损坏堆芯燃料元件，由于在控制棒下插状态下，功率不均匀系数很大，增加了堆芯损坏的可能性；
      • 向环境释放放射性物质；
      • 大量的二回路冷却剂带着热量进入安全壳，使安全壳内压力升高，危及安全壳的完整性。
    • 主给水管道破裂事故
      • 事故初，因受损环路蒸汽发生器二次侧湿度下降，造成一回路湿度与压力下降。
      • 随后，受损蒸汽发生器传热管裸露，一次侧向二次侧传热恶化，使反应堆冷却系统湿度和压力迅速升高。
    • 反应堆冷却剂泵泵轴卡死及泵轴断裂
      • 以应堆冷却剂泵轴瞬时卡死或断裂：将使堆芯冷却剂流量迅速下降，系统升温升压。
      • 卡轴事故中，冷却剂管道内形成很大阻力，流量下降迅速；
      • 断轴事故发生几秒以后，受损环路内形成较大的反向流理，从而减小堆芯流量。
    • 控制棒弹出事故
      • 控制棒驱动机构密封壳套发生破裂，以应堆压力容器内外巨大的压着或把插入堆芯的控制棒迅速弹出。
    • 蒸汽发生器传热管破裂事故
      • 发生频率较高的极限事故，需要更严格地限制事故后的放射性物质释放。
    • 大破口失水事故
      • 以假想的冷管段双端剪切断裂为始发事件，过程可分为喷放、再灌水、再淹没及长期冷却四个阶段。
    • 小破口失水事故
      • 也以冷管段破口较为严重，与大破口失水事故相区分的主要特点为：系统内汽相与液相的分离及蒸汽发生器导出热量对过程起重大影响。
    • 未能停堆的预期运行瞬变
      • 核动力厂发生预期运行瞬变，参数偏离了正常运行限值而要求停堆时，停堆失效造成的事故。
• 第十节 严重事故的预防和缓解
  • 概述
    • 严重事故即堆芯严重损坏事故，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生十分巨大的损失。
  • 严重事故的始发事件
    • 失水事故后失去应急堆芯冷却；
    • 失水事故后失去再循环；
    • 全厂断电后未能及时恢复供电；
    • 一回路系统与其他系统结合部的失水事故；
    • 蒸汽发生器传热管破裂后减压失败；
    • 失去公用水或失去设备冷却水。
  • 压水堆核动力厂需要考虑典型的严重事帮预防和缓解措施
    • 1）通过改进系统和设备的运行可靠性，降低发生始发事件上的频率；
    • 2）通过对系统及其自动控制功能的合理设计，改善核动力厂的瞬态特性，减少安全系统的动作和运行人员的干预；
    • 3）通过多重性和多样性的系统和设备，提高安全系统执行安全功能的可靠性，应特别注意减少导致共因故障的因素；
    • 4）应认真研究全厂断电的可能性和处理措施；
    • 5）应特别关注停堆状态 和安全壳打开状态，特别是保证余热排出的可靠性；
    • 6）应采取适当的设计措施排除由于冷水或不含硼水的快速注入而导致的严重堆芯损坏；
    • 7）应采取设计措施排除安全壳避免高压堆芯熔融物喷射；
    • 8）应采取高度可靠的手段避免高压堆芯熔融物喷射；
    • 9）压力容器的支撑和堆腔结构应能承受压力容器熔穿的影响，对安全壳内部构筑物应考虑局部氢爆燃等影响；
    • 10）在严重事故下应能维持安全壳的完整性；
    • 11）应有措施冷却堆芯熔融物并减轻堆习熔融物与安全壳底部相互作用引起的后果；
    • 12）在严重事故下，安全壳的贯穿件、隔离装置和空气闸门应有足够能力维持它们的功能；
    • 13）在严重事故下，应有长期可靠的手段排出安全壳内的热量；
    • 14）在严重事故下，应有足够的能力控制放射性物质的泄露。
• 第十一节 概率安全分析及其在安全管理中的应用
  • 概述
    • 概率安全评价（PSA）又称概率风险分析（PRA)
      • 20世纪70年代以后发展起来的系统工程方法；
      • 采用系统可靠性（即故障树、事件树分析）和概率风险分析方法以复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，从它们发生的概率以及造成的后果综合进行考虑。
      • 为严重事故的预计和缓解提供了定量分析基础。
  • 风险的定义
    • 可以将风险看成人们从事某种活动，在一定的时间内给人类带来的危害。
    • 一般定义
      • 生命与财产损失或损伤的可能性
    • 风险分类
      • 个人风险：在单位时间内由于发生某一确定事件而给个人造成的后果。
      • 社会风险：指对整个社会群体造成的后果。
  • 核动力厂PSA的研究范围
    • 风险三要素（需系统回答的三个问题）
      • 1）什么能够破坏？说明事故的情景。什么情况能够造成偏离正常运行？什么系统可用来缓解事件“操作员的什么行动可以影响事件的发展？
      • 2）有多大可能性发生？说明概率和频率的问题，偏离事件的频率，设施失效的概率，设备不能服役的概率，人员差错概率；
      • 3）会造成什么样结果？说明其后果。可能出现什么样的热工现象？电站的结构能力如何？
    • 级别分类
      • 一级PSA：系统分析
        • 事件序列描述：确定始发事件，确定成功准则，建立事件树；
        • 系统分析，系统描述，建造故障树；
        • 数据分析，失效率、维修无效度、共因失效和始发事件发生率；
        • 人员可靠性分析（HRA)，考虑始发事件前的人员错误和始发事件后的人员错误；
        • 定量化分析；
        • 结果解释，重要度分析、灵敏度分析和不确定性分析结果。
        • 集中关注堆芯损坏的可能性，堆芯损坏下事故发展的特性。
      • 二级PSA：系统分析与安全壳分析
        • 在一级PSA的基础上加上堆芯熔化物理过程和安全壳响应特性分析。
      • 三级PSA：二级PSA结果加上有政策外结果的评价。
    • 核动力厂PSA的实施过程
      • 始发事件：产生一个需要分析的始发事件上（IE）清单，并对这些始发事件进行分组，以便减轻事件序列模型化和定量化的工作量。
      • 事件序列分析：对每一个始发事件，必须确定为防止堆芯损坏所需要执行的安全功能。
        • 方法：事件树分析——一种逻辑演绎法，是事件序列的图形描绘。
      • 系统的模型化：分析始发事件后，形成一系列事件树，其中一个重要要素是系统的成功或失效。必须采用有效的系统建模方法对系统作出可靠性分析。
        • 方法：故障树分析——把系统最不希望发生的状态作为系统故障的分析目标，然后寻找直接导致这一状态发生的全部因素，再跟踪追击找出造成下一级事件发生的全部直接因素，直到无须再深究发生的因素为止。
      • 数据评价和参数估计：为了对事件序列模型和系统模型进行定理化分析，不必须取得相关基础数据。
      • 事件序列的定量化：利用事件树和故障树技术对核动力厂堆芯损坏情况分析，集中估计出堆芯严重损坏频率CDF/早期释放频率LERF。
      • 结果文档化：为便于概率安全分析工作的查阅、审查、应用和修订，必须工作文档化。遵循可追溯性和顺序性原则。
    • PSA在安全管理中的应用
      • 概述
        • 利用PSA得出的认识来加强电站安全，包括对付为支持安全而提出的管理要求；
        • 识别和理解电站关键的弱点，分析设计或运行变化带来的影响，按最效的方式运行核动力厂。
        • 用来评价新电站的设计。
      • 在反应堆设计中的应用
        • 确定支配性的事故序列：确定哪些始发事件、系统或部件和人员失误的组合会对核动力厂的安全产生显著影响；
        • 确定安全重要的系统、部件和人员行动：对不同系统、部件及运行和维修等程序的重要度及不确定性进行评价；
        • 评价重要的相关性：评价系统之间及人和系统之间对核动力厂安全重要影响的相关性；
        • 鉴别新的安全问题：可以鉴别出某些核动力厂特有的甚至具有普遍安全意义的新的问题，并且评价这些安全问题的重要性；
        • 超设计基准事故或严重事故的分析评价：可以鉴别出需要进一步分析的超设计基准事故严重事故序列；
        • 设计改进：在设计阶段可对不同的设计改进进行评价，以确定适当的改进文案，这通常是一个迭代过程；
        • 确定安全研究的重点和优先性次序：根据概率安全分析的结果可确定安全研究的重点和优先性次序；
        • 确定核动力厂的物项变更。
    • 在新型反应堆设计中利用PSA的优点
      • 能够从风险角度评价各种不同的设计选择方案；
      • 识别和解决电站设计中弱点；
      • 识别系统间的相关性和潜在的共因失效；
      • 找出与人员错误密切相关的事故情景和操作员行为；
      • 在事故预防和事故缓解之间建立给平衡；
      • 从安全和可用度角度优化系统和部件；
      • 定性了解各系统和部件对事件序列的贡献。
    • PSA在运行管理上的应用
      • 利用概率安全分析评估核动力厂的技术规格书、维修大纲、定期试验大纲等，为合理地确定AOT（允许停役时间）和STI（试验间隔）提供依据；
      • 可以为维修、试验和检查活动确定合哽的次序，使核动力厂的这些活动在较低风险水平下进行；
      • 可以利用概率安全分析的结果系统地评价运行经验，确定运行事件在安全上的意义。
      • 概率安全分析的结果能够为评价待解决的安全问题、评价运行事件、发展运行规程、改进应急运行程序（EOP）和操纵员培训提供很好的帮助，也能为核动力厂严重事故管理、应急计划的制订和评价提供合理的依据。
• 《核安全专业实务》 绘图：花漾春天