第一篇：非能動安全先進核電廠AP1000問答

第二章

1、反應堆堆芯的組成（哪些組件構成）

燃料組件、控制棒組件、中子源組件、可燃毒物組件、阻力塞組件

2、簡述燃料組件的組成（17*17，24+1，格架（底部、頂部、中間、攪混）及格架的材料）

17X17方陣構成燃料組件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒導向管、1根中央測量管、14 層結構格架（10+4）：包括頂部格架、底部格架、8層中間格架和四層中間攪混格架及一層保護格架進行支撐。中間攪混格架放置在高熱流密度區域，以利于混流。

保護格架又叫P-格架，主要起到阻止異物進入的作用。結構格架與導向管相連。底部結構格架和保護格架通常由防腐性、高強度的Ni-Cr-Fe合金制成。頂部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。其余結構格架和中間攪混格架由 ZIRLO制成。

? 注： 選用ZIRLO材料是考慮到其固有的低中子俘獲截面。

3、控制棒組件分類（調節棒組（機械補償控制棒組、軸向偏移控制棒組）、停堆棒組；黑棒組和灰棒組（12+12））

控制棒束可以分成調節棒和停堆棒。調節棒組用于當反應堆運行條件改變，即功率和溫度改變時，補償運行過程中的反應性變化。停堆棒組用于反應堆停堆。黑棒的價值基本保持不變(特別是對熱中子的吸收)。

調節棒分為軸向偏移控制棒和補償棒。軸向偏移控制棒，只有一組，由9束控制棒組件組成，用于軸向功率分布控制。補償棒共有六組，用于補償由于溫度、功率、和瞬時氙毒變化所引起的反應性變化。

停堆棒共有四組，每組有8束控制棒組件，用于快速停堆。

4、灰棒功能（p38, 調功率，替代改變硼濃度的負荷調節方法）

①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%額定功率以上的負荷跟蹤。灰棒由驅動機構傳動，進出堆芯來改變功率，以適應電網負荷變化。

②代替過去用改變冷卻水的硼濃度來跟蹤負荷的方法。改變硼濃度會產生廢水，采用灰棒可減少廢水量。第三章

1、AP1000反應堆冷卻劑系統的組成

①反應堆壓力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驅動機構安裝接管

②反應堆冷卻劑泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽發生器(Steam Generator，SG)④穩壓器(Pressurizer，PRZ)包括與其相連接通往一條反應堆冷卻劑主管道熱管段的波動管線

⑤安全閥(Safety Valves)和自動降壓系統(Automatic Depressurization System，ADS)的閥門；

⑥反應堆壓力容器頂蓋(上封頭)上的排氣管道(Reactor Vessel Head Vent)和排氣管道隔離閥(Head Vent Isolation Valves)； ⑦上述主要部件之間相互連接的管道及其支承；

⑧與通往輔助系統和支持系統之間相互連接的管道及其支承。

2、比較AP1000與大亞灣核電站中反應堆壓力容器、蒸汽發生器、穩壓器的不同（每個至少找出3個不同點）。壓力容器：

①堆芯儀表通道設在 RPV 頂部一一取消了堆芯下部，即壓力容器底部所有的貫穿件；

②壓力容器的堆芯下殼體(活性段)采用了環型鍛件結構，取消了縱向焊縫； ③采用直接注入接管嘴；

④入口接管嘴高于出口接管嘴這使得不卸除堆芯(只要人口管，即反應堆主管道冷管段排空)，就能對泵進行維護，而且有利于實現半管運行。蒸汽發生器：

① 蒸汽發生器的U型傳熱管采用三角形排列；

② 采用三葉狀孔(梅花孔)支承板,大亞灣核電站采用四葉狀孔； ③ 采用橢圓形的一次側下腔室，便于機器人工具進出和維護保養； ④ 蒸汽發生器下封頭直接與兩臺反應堆冷卻劑泵的殼體相連接。穩壓器： 穩壓器容積取值為59.47 m3，比相同容量的核電廠的穩壓器容積增大了4000，這種大容積穩壓器增加了瞬態運行余量，可減少反應堆非計劃停堆次數，使核電廠能夠更加可靠地運行。主泵：

AP1000的RCP采用了屏蔽電機泵，即:屏蔽電動機+無軸封的泵。（屏蔽電機泵結構：由水力部件和電機部件兩部分組成）

3、AP1000反應堆冷卻劑泵的功能及形式（冷卻設備）。功能：驅動冷卻劑在RCS系統內循環流動

泵的形式：屏蔽電機泵，即屏蔽電動機+無軸封的泵 功能：冷卻設備。實現形式：（可能還會考）

①由迷宮式密封(在轉子與熱屏之間的位置)阻隔泵殼腔內的高溫冷卻劑和電機腔內的低溫冷卻劑進行熱交換；

②電機冷卻功能還由兩個冷卻回路來實現: 1)外置熱交換器冷卻回路。外置熱交換器的殼側為屏蔽電機腔內的反應堆冷卻劑水，管側為設備冷卻水，以此來冷卻屏蔽電機腔內的反應堆冷卻劑水。2)通過流經電機定子冷卻外套的設備冷卻水來冷卻電機定子繞組發出的熱量。第四章

1、AP1000的非能動安全系統有哪些？

①非能動堆芯冷卻系統包括：非能動余熱排出系統和非能動安全注入系統； ②非能動安全殼冷卻系統；

③非能動主控制室應急可居留系統； ④安全殼氫氣控制系統。

2、非能動堆芯冷卻系統（PXS）功能(余熱排出、補水硼化、安注、PH值調節)①應急堆芯余熱排出：

當常規堆芯衰變熱排出通道（功能）喪失時，提供熱量排出功能； ②RCS 應急補水和硼化：

當化容系統(CVCS)無效或功能不足時，提供補水和硼化； ③安全注入: 對各種LOCAs提供足夠的堆芯冷卻； ④安全殼內pH 值控制: 通過化學添加，建立安全殼內流體的合適條件以支持放射性的保持和防止設備腐蝕。

3、非能動堆芯冷卻系統組成（p139）。

非能動堆芯冷卻系統包括：非能動余熱排出系統和非能動安全注入系統； PXS包括:兩個堆芯補水箱(Core MakeupTank, CMT)；兩個安注箱(Accumulator, ACC)；安全殼內置換料水箱(In-con-tainment Refueling； Water Storage Tank, IRWST)；非能動余熱排出熱交換器；pH調節籃(pH Adjustment Baskets)；相關的管道、閥門和儀器；以及其他一些設備。作為RCS一部分的自動降壓系統閥門和噴灑器(Sparer)也同樣是PXS的重要功能組成部分。PXS還包括管路、閥門以及相應的儀表，以此來支持該系統的運行。

4、非能動余熱排出系統，在非LOCA事件時，如何應急排出堆芯余熱？（非能動余熱排出系統）在非LOCA事件時，非能動余熱排出熱交換器將應急排出堆芯余熱。

5、非能動余熱排出系統運行時，還需要哪個系統的協助才能正常發揮其功能？（非能動安全殼冷卻系統）

6、非能動安全注入系統，在非 LOCA 的情況下，當正常補給系統不可用或補水不足時，兩個堆芯補水箱（CMT）可對反應堆冷卻系統（RCS）進行補水和硼化，如何進行的？

堆芯補水箱的位置位于高于安全殼內稍高于RCS環路標高的位置，通過一根注入出口管線和一根連接到冷管段的壓力平衡入口管線分別與RCS相連。來自冷管段的熱水或蒸氣進入堆芯補水箱，箱中的冷水將通過出口管線流出，出口管線連接到壓力容器直接注入管線實現向反應堆堆芯的安全注入。

7、堆芯補水箱有哪兩種運行模式？它的運行模式取決于什么（由什么決定）？（水循環模式、蒸汽替代模式）

CMT有兩種運行模式:水循環模式和蒸汽替代(補償)模式。在水循環模式下，來自冷管段的熱水進人堆芯補水箱，箱中的冷水注人RCS。這將使RCS硼化并增加其水裝量。在蒸汽替代模式下，蒸汽通過壓力管線進人堆芯補水箱，補償注人RCS的水。如果冷管段排空，則冷管段只有蒸汽流。

堆芯補水箱的運行模式取決于RCS的條件，主要是冷管段是否是排空的。當冷管段充滿水后，其壓力平衡管線也就充滿水，這時以水循環模式來進行安注。如果RCS的水裝量減少以致冷管段排空，則蒸汽通過冷管段壓力平衡管線進人CMT，開始蒸汽替代(補償)循環模式。

8、LOCA 事故下對 RCS 進行非能動安全注入的水源（CMT ACC IRWST）在發生失水事故時，PXS使用四種不同的水源進行非能動安注:(1)CMT在長時間內提供相對高流量的安注。

(2)安注箱在數分鐘短時間里提供相當高流量的安注。(3)IRWST提供更長時間的低流量安注。

(4)在上述三個水源安注結束，安全殼被淹后，安全殼系統成為最終的長期 冷卻熱阱。

10、自動降壓系統的降壓順序？排放到哪里？（第四級排到SG隔間）運行時，這四級閥門依次開啟。從第1級到第3級的管線出口通過一個共同的降壓管線與位于IRWST中的一個噴灑器相連。第二個的第1到3級ADS的管線同樣具有自己共同的人口、出口和噴灑器。

第4級ADS直接和RCS的熱管段頂部相連，并且直接向SG所在的隔間里噴放。第4級ADS同樣具有兩組降壓閥，每一組分別位于每一個SG所在的隔間內。

11、用于三代堆嚴重事故下的緩解措施有哪些？試舉例說明并簡單描繪其過程。① 設置熔融堆芯滯留設施，在發生堆芯融化事故時，堆腔淹沒系統將水注入堆內的同時，也注入壓力容器外壁與堆坑絕熱層之間的空間，以冷卻從堆芯落到壓力容器下封頭上的堆芯熔融物，保證下封頭不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反應堆壓力容器內，避免堆芯熔融物與安全殼混凝土底板發生放熱反應，這樣來防止安全殼底板直接受熱破損和蒸汽爆炸的發生。

② 在一回路設置非能動安全注射系統和多級的非能動自動泄壓系統（ADS），當事故時安全注射、泄壓，以防止高壓熔堆。AP-1000多級自動泄壓系統的特征是除了穩壓器上已有的三組安全泄壓閥外，ADS第4級還設有大容量的自動爆破開啟的閥門（爆破閥squib valve），以保證非能動泄壓。

③ 設置非能動的安全殼冷卻系統（PCS），事故時依靠鋼安全殼外壁氣流通道的空氣對流和冷卻水蒸發，帶走安全殼內的熱量，防止安全殼內超溫超壓。冷卻水的水箱設在安全殼頭頂上，水依靠重力下流。

④設置非能動的堆芯冷卻系統（PXS），利用一回路再循環水的自然對流和換料水箱內水的熱容量來排出堆芯余熱。

⑤在安全殼內設置氫點火器和氫復合器來防止氫氣燃爆。第五章

2、AP1000安全殼結構、作用

結構：內層為圓柱形鋼制容器，外層為鋼筋混凝土屏蔽構筑物。作用：

①在正常運行期間，屏蔽構筑物的作用是給安全殼鋼制容器、帶放射性的系統和部件提供保護性屏障，以免受外部事件(颶風、飛射物等)的影響。

②屏蔽構筑物的另外一個作用是作為非能動安全殼冷卻系統的一個組成部分。③安全殼鋼制容器和非能動安全殼冷卻系統的作用是，從安全殼移出足夠的能量，保證在設計基準事故下，安全殼不會超壓。

3、非能動安全殼冷卻系統功能 ①最終熱阱

②降低安全殼壓力與溫度 ③減少裂變產物的釋放

④乏燃料池及消防水的貯存與供應

4、各主要的設備和部件的作用 ① 非能動安全殼冷卻儲水箱

作用：非能動安全殼冷卻系統作為最終熱阱。、② 非能動安全殼冷卻儲水箱的隔離閥

作用：反應堆正常工作時關閉，事故情況下（如安全殼內發生LOCA、主蒸汽管道破裂或非LOCA事故下PRHR長期運行導致IRWST水飽和蒸發致使安全殼內壓力達到H-2信號時）PCS自動啟動，系統觸發打開三個中的任意一個以達到事故后的熱量導出。③ 非能動安全殼冷卻輔助儲水箱

作用：給非能動安全殼冷卻水儲水箱和乏燃料池提供去離子水 ④ 流量控制孔板

作用：用來在4根出口管上建立適當的流阻以獲得合適的疏水流量 ⑤ 分水斗

作用：將水分配到安全殼彎頂的外表面。⑥ 分水堰

作用：在非能動安全殼冷卻系統運行時用來優化安全殼殼體的灑濕面。⑦ 導流板－氣體流道

作用：用來將安全殼外表面和屏蔽構筑物內表面之間的空間分為下降流外環隙和沿安全殼殼體的上升流內環隙。⑧ 化學補給箱

作用：用來投人過氧化氫溶液(及/或其他除藻劑)以防止儲水箱和輔助水箱中藻類滋生。⑨ 循環泵

作用：向水箱或直接向安全殼，并同時向乏燃料池提供用水。⑩ 再循環加熱器 作用：用于防止水凍結。

5、AP1000安全殼氫氣控制系統的功能和組成。功能：

1)設計基準事故后非能動地控制氫氣，以使氫濃度限制在低于4%(容積)。2)在嚴重事故后，為防止氫的爆燃或爆炸提供縱深防御。3)在正常運行和設計基準事故后，監測安全殼中氫濃度。

4)在堆芯惡化或堆芯熔化事故期間及以后，為防止安全殼內氫的總體濃度達到可燃限值而局部點燃釋放的氫。組成：

1)氫氣復合子系統。2)氫氣點火子系統。3)氫氣濃度監測子系統。

6、AP1000主控室應急可居留系統的功能和組成。功能：

1)為主控制室人員提供呼吸用空氣，使室內二氧化碳濃度限制在低于0.500，并用非能動方式保持主控制室內的溫度和濕度，使空氣品質符合ASHRAE標準62規定的要求。

2)除了主控制室結構實現壓力邊界低泄漏設計，VES還保證主控制室內的氣壓高于邊界外的大氣壓力，防止事故后氣載放射性物質漏入主控制室，使人員所受照射在72h內不超過GDC 19規定的50mSv(5rem)。

3)設計基準事故后，利用主控制室和設備間土建結構較低溫度下的熱容進行非能動冷卻，以限制儀表控制室、直流電氣設備室和蓄電池室內溫度的上升，使設備間的溫度低于設備合格鑒定的溫度限制。組成：

非能動主控室可居留系統主要由壓縮空氣貯存箱（32個）、手動隔離閥、壓力調節閥、流量測量孔板、遙控操作隔離閥等組成。第六章

1、正常余熱排出系統的功能（至少列出4條）

正常余熱排出系統（RNS）的功能包括安全相關功能、執照申請相關功能和非安全相關功能三類。1）安全相關功能

（1）在功率運行和停堆工況，保持反應堆冷卻劑系統壓力邊界的完整性；（2）事故后，為了長期保持安全殼的水裝量，提供安全殼補水通路。2）執照申請相關功能（用于概率風險評價）

（1）在功率運行和停堆工況下，降低界面系統（旁路安全殼）發生LOCA的概率；（2）在堆芯融化而且反應堆壓力容器熔穿的極低概率嚴重事故條件下，提供安全殼向乏燃料泄壓放氣的通路。3）非安全相關功能

（1）反應堆冷卻劑系統的停堆冷卻。在停堆冷卻的第二階段，將反應堆冷卻劑系統從176.7℃降到51.7℃；

（2）停堆凈化。在換料工況下，向化容系統提供凈化流，以保持反應堆冷卻劑系統和換料水池的水質指標；

（3）冷卻安全殼內置換料水箱。需要時，提供內置換料水箱的冷卻，保持水箱正常溫度不高于48.9℃，事故后若非能動余熱排出熱交換器投入運行，則保持水箱水溫低于沸點；

（4）事故后向反應堆冷卻劑系統補水。自動泄壓系統動作后，可將乏燃料運輸容器裝載坑的水補入反應堆冷卻劑系統，以防止堆芯補水箱水位繼續下降而觸發自動泄壓系統第4級泄壓閥的動作和內置換料水箱的非能動注射；

（5）事故后的恢復。在非能動余熱排出系統成功緩解事故后，允許由非能動余熱排出熱交換器切換至正常余熱排出系統排出堆芯和反應堆冷卻劑系統的熱量；（6）反應堆冷卻劑系統的低溫超壓保護。在電廠啟動、停閉和換料運行期間為反應堆冷卻劑系統提供低溫超壓保護；

（7）乏燃料的冷卻。提供備用的乏燃料池冷卻手段。

2、圖6.2中，各主要管線或設備的作用

(1)RNS泵：提供正常余熱排出系統的驅動壓頭；（2）RNS熱交換器：提供正常余熱排出系統的冷源，導出堆芯的熱量；（3）RCS的內外隔離閥：作為安全殼的隔離閥；（4）IRWST吸入管線隔離閥：作為安全殼的隔離閥；

（5）IRWST返回隔離閥：可用來進行RNS泵的全流量試驗或者用于IRWST的冷卻；

（6）RNS隔離閥：作為安全殼的隔離閥；

（7）燃料裝卸坑隔離閥：以便從裝料池向RCS提供低壓注入；

（8）RNS泵小流量隔離閥：電廠冷卻期間，關閉這些隔離閥可以提高流經熱交換器的冷卻劑流量，從而減少RCS的冷卻時間。熱交換器出口低流量時，閥門自動開啟為RNS泵提供保護。

3、與RNS相連的系統

RCS系統、CVS系統、乏燃料池、IRWST

4、針對圖6.5，分析凈化單元的功能、如何排出放射性氣體、過濾器的作用。（1）凈化單元的功能：利用離子交換器和過濾器去除雜質，使反應堆冷卻劑的純度和放射性活度保持在規定的范圍內。

（2）排氣方式：反應堆冷卻劑中的裂變氣體通過節流孔板和閥門排入放射性廢液處理系統的脫氣裝置；

（3）過濾器的作用：過濾掉從凈化流中濾出的細小樹脂和顆粒物；

5、AP1000的CVS系統的上充下泄無驅動泵，要實現冷卻劑的凈化功能，流體的驅動壓頭從何而來？

反應堆冷卻劑主泵的壓頭作為凈化流的驅動壓頭。

6、CVS如何保持穩壓器液位？

CVS通過上充流和下泄流保持穩壓器的液位，當穩壓器處于高水位時，通過下泄流回路將冷卻劑排入液體廢物系統；當穩壓器處于低水位時，通過硼和水補給系統將硼酸溶液補入CVS的上充流中。

7、AP1000和M310核電廠的化學和容積系統區別（至少列出3條）。不同點：

① M310的整個凈化回路在安全殼的內側，而AP1000的凈化回路在安全殼的外側； ② M310的下泄流是通過兩級降壓降溫，而AP1000是高壓降溫； ② M310有容控箱，而AP1000沒有； ③ M310有3臺上充泵，而AP1000沒有；

⑤ M310在凈化系統的前后各有一個過濾器，而AP1000只有在凈化系統之后有一個過濾器；

⑥ M310系統是通過容控箱向系統補充H2，同時也可以排出系統中產生的H2；而AP1000通過專門的管線向冷卻劑泵吸入口充入H2，系統產生的廢氣也是通過專門的管線通道排入液體廢物系統。

8、AP1000和M310核電廠的余熱排出系統與乏燃料水池冷卻系統的關系。

當M310的RCP系統需要冷卻時，乏燃料水池冷卻系統作為余熱排出系統的備用系統；而當AP1000的乏燃料水池需要冷卻時，則余熱排出系統作為乏燃料水池冷卻系統的備用系統。

第二篇：核電廠設備安全分級

第四節 核電廠設備安全功能及分析

核電廠的系統、設備和構筑物對于電廠安全的作用比一般常規系統設備和構筑物更大，因而提出了設備的安全功能以及按其對安全的重要性分級的概念。這種安全功能分級稱為“安全等級”。劃分安全等級的目的是提供分級設計標準。對于不同安全等級的設備規定不同的設計、制造、檢驗、試驗的要求。這樣既提高了核電廠安全性，又避免了對某些設備要求過嚴的現象。

安全功能及分析方法

核電廠安全的基本目標是限制居民和核電廠工作人員在電廠所有運行工況和事故工況下所受到的射線照射。

為保證必要的安全性，執行安全功能的系統執行下列功能：

為安全停堆和維持其安全停堆狀態提供手段；

為停堆后從堆芯導出余熱提供手段；

在事故后為防止放射性物質的釋放提供手段，以確保事故工況之后的任何釋放不超過容許極限。

為實現上述要求，國際原子能機構在安全導則50-SG-D1中，我國國家核安全局在1986年發布的安全導則[2-５]中均規定了20種安全功能項目。主要內容有：在完成所有停堆操作后，將反應堆維持在安全停堆狀態；將其它安全系統的熱量轉移到最終熱阱；維持反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性；限制安全殼內的放射性物質向外釋放等。

為了對每項功能按其對安全的重要性分級，可以采用確定論和概率論兩種分級方法。

確定論法常對那些對安全有重要作用的、其損壞會導致嚴重放射性釋放事故的系統、設備和構筑物提出各種要求。這些要求帶有強制性而不需要直接考慮損壞的幾率或減輕事故后果的作用。

概率論法則根據需要某一安全功能所起的作用幾率以及該安全功能失效的后果來評價安全重要性。此法在確定各系統、設備和構筑物的安全重要性的相對值時特別有用。

大多數國家同時采用兩種方法，通過對各種堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可評價發生假想事故時執行某安全功能的幾率以及該安全功能失效的后果。安全分級

安全一級

安全一級主要包括組成反應堆冷卻劑系統承壓邊界的所有部件。

安全一級包括反應堆冷卻劑系統中主要承壓設備：反應堆壓力容器、主管道以及延伸到并包括第二個隔離閥的連接管道（內徑大到破損后正常補水系統不能補償冷卻劑的流失）、反應堆冷卻劑泵、穩壓器、蒸汽發生器的一次側和控制棒驅動機構的殼體。

安全一級設備選用的設計等級為一級，質量為A組。美國聯邦法規規定，必須按實際可能的最高質量標準來設計、制造、安裝及試驗。具體地說應符合美國機械工程師協會（ASME）規范第Ⅲ篇（核動力裝置部件）第一分冊中關于一級設備的規定。

安全二級

主要指反應堆冷卻劑系統承壓邊界內不屬于安全一級的各種部件，以及為執行所有事故工況下停堆、維持堆芯冷卻劑總量和排出堆芯熱量及限制放射性物質向外釋放的各種部件。例如如下一些部件：

反應堆冷卻劑系統承壓邊界部件中非核一級設備和部件：余熱排除系統、安全注入系統及安全殼噴淋系統等。

構成反應堆安全殼屏障的設備和部件：安全殼及隔離貫穿反應堆廠房的流體系統的閥門和部件，二回路系統直至反應堆廠房外第一個隔離閥的部分，安全殼內氫氣控制監測系統及堆芯測量系統的設備和部件。

安全三級

主要指下述一些系統的設備：

為控制反應性提供硼酸的系統；

輔助給水系統；

設備冷卻水系統；

乏燃料池冷卻系統；

應急動力的輔助系統；

為安全系統提供支持性功能的設施（例如燃料、壓縮空氣、液壓動力、潤滑劑等系統設 施）；

空氣和冷卻劑凈化系統；

放射性廢物貯存和處理系統。

安全四級

核島中不屬于安全一、二、三級的設備為非核安全等級。但非核安全級的設備設計制造應按非核規范和標準中較高的要求執行，必要時，還應附加與安全的重要性相適應的補充設計要求。

兩個不同安全等級的系統的接口，其安全等級應屬于相連系統中較高的安全等級。

抗震分類

在設計上要滿足承受一定地震載荷要求的機械設備和電氣設備，被定義為抗震設備。

我國的核安全法規將抗震類別分為三類，即抗震I類、抗震II類和非抗震類（NA）。

抗震I類指的是核電廠中損壞會直接或間接造成事故工況、用來實施停堆或維持安全停堆并排除余熱的構筑物、系統和設備。抗震I類設備包括安全一級、二級、三級和LS級及1E級的電氣設備。

所有與安全有關的廠房和土建構筑物都是抗震I類的，在設計上要滿足能承受安全停堆地震載荷的要求。其它部件和設備也可按其對安全的重要程度所需抗震能力來校核。

抗震I類表明設備的設計要滿足能承受安全停堆地震（SSE）引起的載荷要求。安全停堆地震是在分析核電廠所在區域和廠區的地質和地震條件，分析當地地表下物質的特性的基礎上所確定的可能發生的最大地震。安全停堆地震通常取當地歷史上發生過的最大地震再加上一個適當的安全裕量后確定的。

抗震Ⅱ類表明設備的設計要滿足能承受運行基準地震（OBE）引起的載荷要求。

第三篇：核電廠概率安全評價（PSA）技術研究

核電廠概率安全評價（PSA）技術研究

核電被稱為技術設備、人的群體和組織三類元素的大型經濟實體，屬科技密集型產業。對于核電廠而言，安全是核電存在和發展的基礎。在核電廠以往的系統安全分析中，難以確定出具體的安全風險目標，在風險和費用之間的權衡存在困難，更不易對事故發展的潛在原因及事故發展的可能進程進行分析研究。基于此目的，概率安全評價（PSA：Probability

Safety

Assessment）的提出，在系統設計、制造、使用和維護的過程中，有力地支持了安全風險的管理決策，保證了核電廠的安全運行。

PSA評價方法

1.1

概率論（PSA）方法

引入風險（risk）概論是為了比較和度量危險的大小和它們發生的可能性。PSA方法就是定量對核電廠作出其對環境造成各種風險的計算。PSA具有如下特點：

1）對所有事故譜（初因）進行評介；

2）對所有事故序列進行評價；

3）所有評價定量化。

核電廠PSA分成3個級別。一級，堆芯損壞分析：用事件樹和故障樹的概率方法，對設計和運行進行分析，得出導致堆芯熔化的事故序列及其發生頻率；二級，源項分析：在一級分析的基礎上分析事故的物理過程和安全殼的行為，計算不同事故釋放類型的放射性源項；三級，后果評價；進行釋出放射性物質特性、大氣擴散程度和劑量評價。PSA評價的基本流程如圖1所示。

1.2

初因的確定

首先要分析風險評價歷史報告、反應堆運行歷史的文件資料以及作為PSA分析對象的核電廠設計資料進行工程判斷，從中編制出初因事件的清單。在選擇初因的過程中，要確定可能發生的事件，這些事件需要安全系統的投入以減緩后果并將反應堆帶入安全狀態。然后對事件進行分類，分類的準則是所需的系統響應和成功準則是否一致。

圖1

PSA評價流程圖

初因事件的選擇通常來源于以下幾個方面：核電廠的個體情況；參考現存的報告，如EPRI-2230（1982）第三部分：“預期瞬態的發生頻率”；參考類似核電廠現存的PSA報告。

在1995年進行的大亞灣和嶺澳核電廠PSA分析中，確定了一次管道破口、蒸汽傳熱管破裂、二次管道破裂、喪失蒸汽發生器給水、喪失熱阱、喪失廠外電源、PTWS以及瞬態共八大類初因。秦山核電廠目前正在進行的PSA評價的初因事件評選也基本類似。

1.3

事件樹的建立

對于不同組的初因，核電廠的系統響應是不一樣的。在建立事件樹時，要了解核電廠為控制產生的能量和放射性危害所必須的安全功能，這些安全功能是由一系列防止堆芯熔化、防止安全殼失效或減少放射性泄漏的動作所組成。表1列出了核電廠典型的安全功能和它們的目的。

在不同的核電廠和不同的初因下，為完成核電廠的安全功能所必須的系統響應是不一樣的。分析人員在建立事件樹時需要對核電廠在不同的情況下的響應有很深的了解。在事件樹中還需要考慮操作規程和操作員動作的影響。這些都需要分析人員分析大量的有關核電廠設計、系統功能、運行規程的詳細資料，并且參考安全分析報告。在分析的過程中，應該考慮到其中的保守傾向，需要的時候要進行熱工水利計算。

表1

核電廠安全功能及其目的見表

在建立事件樹時，需要確定其中的題頭事件。一般說來，題頭事件的確定對事件樹的繁簡有很大的影響。通常可以把作為一個整體的某個前沿系統的一個響應作為一個題頭。圖2是秦山核電廠PSA蒸汽傳熱管斷裂（SGTR）事件樹圖。

1.4

系統故障樹分析

事件樹題頭所表示的大多數功能都是由一組系統來完成的。要對事件樹進行定量化計算，就要建立詳細的系統模型，對系統進行全面的描述。

在進行系統故障樹分析時，首先要對事件樹題頭進行分析，確定所需分析的系統和成功準則。確定了系統之后，還需要劃定所分析系統的邊界，比如前沿系統與支持系統的接口以及相關系統的相互關系。

在核電廠PSA中，故障樹分析是定義系統不希望發生的狀態（頂事件），然后對系統進行分析找出可以導致頂事件發生的所有途徑。核電廠PSA故障樹的結構圖如下：

圖2

蒸汽發生器傳熱管斷裂（SGTR）事件樹圖

·頂事件：堆芯溶化，或者是某特定功能的失效，或者是某特定系統的失效。

·邏輯關系：反映出管道和儀表簡圖的邏輯關系，反映出所需的成功準則。

·基本事件：基本事件的分解層次取于數據的收集，在前沿系統故障樹中，支持系統的失效可以作為待發展事件來處理，需要考慮人因失效和共因失效。

故障樹所包含的失效模式以及失效數據是由分析對象核電廠以及世界上其他類似核電廠的運行記錄而來的。

1.5

事故序列定量化計算

事故序列定量化計算的工作就是將事件樹分析與故障樹分析相結合得到堆芯熔化頻率。

（1）在進行定量分析時，首先要處理事件之間的相關性。相關性主要分為兩類：相同的支持系統，如幾乎所有的安全系統都用到廠用電系統，這些系統之間因為其用了廠用電系統就有系統相關性；共用的部件，如安注系統和安全殼噴林系統都要用到PTR水箱，也使得系統之間有了相關性。按照處理系統的相關性的不同，可以分為大事件樹/小故障樹和大故障樹/小事件樹兩種方法。前者相關性是直接在事件題頭中進行處理的，后者所有的相關性都在前沿系統中考慮，在事件樹中不出現支持系統和共用部件。在處理上，通過布爾代數自動解決相關性。

（2）在事件樹分析結束并有了相應系統的故障樹之后，就可以進行事故序列定量化計算。在計算之前，首先要分析事件樹，確定所需前沿系統及其支持系統，選定所需的故障樹。由于核電廠故障樹比較龐大，而且求解事故序列時需要把多個系統的故障樹連接求解，要使用專門開發的計算機程序來進行，比如SETS、TISK

SPECTRUM等。

1.6

結果分析

由于初因和基本事件中存在的誤差在故障樹和事件樹中傳播，使得故障樹頂事件和事故序列的不可用度和發生頻率也必然存在誤差，所以必須進行不確定性分析。語差主要來源于：數據收集的不充分、人因數據的誤差和共因失效的誤差。在實際分析中，不確定性分析采取的主要方法是蒙特卡羅抽樣法。

在定量計算之后，尚需進行重要度分析，用來辨別對堆芯熔化起重要作用的部件。

PSA的應用及研究發展

PSA在核電廠可以運用的領域包括：

·技術規范書的重編

·電廠配置的管理

·在役試驗程序的改進

·電動閥的試驗

·在線維修和計劃與進度安排

·維修章程的執行

·安全泄漏率試驗

·分級質量保證

·主要部件的評價

·核廢料的存儲、運輸和處理

2.1

以風險為基礎的技術規范書的改進

核電廠中，技術規范書通常包括：安全系統的參數限值；運行限制區；允許后撤時間（AOT）；離線監控試驗間隔（STI）；設計特性；管理要求。在這些部分中，AOT和STI適用于運用風險為基礎的改進。

核電廠風險管理系統（RMS）

RMS是一個在線工具，用來跟隨電廠可用度和配置的變化，以實時的方式給出具有重要風險意義的信息以及評價在線維修的風險影響，為電廠管理決策提供支持。

以可靠性為中心的維修（RCM）

RCM的主要特點就是按照系統和設備在核安全中的重要度來確定維修策略。系統和設備的重要度就是按照RSA的分析結果來確定的。RCM可以對核電廠主要系統的維修優化。

2.2

PSA的研究發展

事故場景的鑒別

鑒別出系統中所有可能的事故場景，是對潛在事故進行風險評估及后果分析的基礎。事故場景的鑒別在很大程度上依賴于分析人員的經驗。開發和建立實際工程系統的計算機輔助事故場景分析系統，建立分析模型，對于事故場景分析是一條有效的發展途徑。

結束語

核電廠PSA評價技術是核電廠安全評價近年來廣泛采用的評價方法。其方法和手段在不斷補充和改進，它可以為核電廠提供安全的、最優化的決策依據。隨著國內核能的不斷發展，PSA技術在我國核電廠安全評審中將起著非常重要的作用。

[1]

第四篇：GB_T 9225-1999_核電廠安全系統可靠性分析一般原則

GB/T 9225-1999 核電廠安全系統可靠性分析一般原則

基本信息

【英文名稱】General principles of reliability analysis for nuclear power plant safety systems 【標準狀態】現行 【全文語種】中文版 【發布日期】1988/6/6 【實施日期】1999/12/1 【修訂日期】1999/4/26 【中國標準分類號】F83 【國際標準分類號】27.120.20

關聯標準

【代替標準】GB 9225-1988 【被代替標準】暫無

【引用標準】GB 13284-1998,GB/T 7163-1999

適用范圍&文摘

暫無

第五篇：安全知識問答

? 安全生產常識問答

1.為了防止電、氣焊作業中的灼傷事故，正確地使用防護用品對上衣、褲腳、手套的穿戴有哪些要求?

上衣不準扎在褲子里，褲腳不準塞在靴子里，手套要套在袖口外。2.保護接地的適用范圍是什么?

既適用于高壓，也適用于低壓。

3.氧氣瓶和乙炔瓶工作間距不應少于多米?

8米

4.遇到斷開的高壓線對人員造成傷亡時，應采取什么措施?

用干燥的長木棍將高壓電線挑開，再進急救。

5.各種氣瓶的存放，必須距離明火幾米以上，避免陽光暴曬，搬運時不能碰撞？

10米

6.安全色分別是什么顏色?含義如何? 紅色：表示禁止、停止

藍色：表示指令

綠色：表示提示

黃色：表示警告

7.安全標志分為幾類，各有什么含義? 四類： 禁止標志：不準或制止人們的某種行動 指令標志：必須遵守的意思 警告標志：使人們注意可能發生的危險 提示標志：示意目標的方向

8.三線電纜中的紅色線是什么線？

火線

9.為了防止觸電通常可采用哪些技術措施以保障用電安全？

絕緣、防護、隔離等。

10.機械在運轉狀態下，工人應如何？

嚴禁拆除安全裝置

11.安全帽應保證人的頭部和帽體內頂部的空間至少有多少米才能使用？

32毫米

12.處理涂料時，必須佩戴什么？

適當的手套

13.安全防護裝置如發現損壞，應怎樣做?

立即通知有關部門修理

14.安全帶適用于何種作業情況？

高處作業

15.按照國標規定，凡是在墜落高度基準面幾以上，有可能墜落的高處進行的作業均可稱為高處作業？

2米

16.高處作業的級別如何劃分?

一級：2-5米

二級：5米以上-l 5米

三級：15米以上-30米

特級高處作業：30米以上 17.工人有權拒絕何種指令？

違章作業

18.離崗三個月以上六個月以下復工的工人，要重新進行哪項培訓？

崗位安全教育 19.未成年工是指哪些勞動者?

年滿16周歲未滿18周歲 20.安全網的用途是什么？

防止人員高空墜落 21.安全網的網格周邊不得大于 多少？

10厘米

22.在氣瓶運輸過程 應注意什么問題？

同車不允許裝不同種性質的氣瓶。23.什么是“三違”?

違章指揮，違章操作，違反勞動紀律。24.有人低壓觸電時怎么辦?

先使觸電者脫離電源，再對傷者進行急救 25.建筑施工“五臨邊”是指什么? “五臨邊”指尚未安裝欄桿的陽臺周邊，無外架防護的層面周邊，框架工程樓層周邊，上下跑道、斜道兩側邊，卸料平臺的外側邊。26.建筑施工安全“三寶”是什么?

安全帽、安全帶、安全網。27.建筑施工中有哪些主要傷亡事故?

高處墜落、物體打擊、觸電、機械傷害、坍塌等傷亡事故。28.特種作業人員是指哪些工種？

電工、鍋爐司爐工、壓力容器操作者、起重機械作業人員、爆破人員、焊工等。

29.特種作業人員須經什么合格取得操作許可證者，方可上崗？

專業技術培訓考試 30.什么是違章作業？

違章作業主要是對現場操作的工人講的，如下行為都是違章作業的不良現象 不遵守施工現場的安全制度，違反了勞動紀律的行為。31.什么是違章指揮？

違章指揮主要是對企業生產領導講的，對于如下指揮或管理做法都是違章指 揮 ：不遵守安全生產規程、制度和安全技術措施或擅自更改安全工藝和操作程 序；指揮者未經培訓上崗，使用無“做工證”或無專門資質認證的人員；指揮工 人在安全防護設施、設備有缺陷，隱患未解決的條件下冒險進行作業；發現違章 不制止等。