核安全學復習提綱

1、一、填空：1、核安全的基本策略是：防止燃料元件過熱。2、核電廠的風險來自于：事故工況下不可控的放射性核素的釋放。3、我國國家核安全局于2001 年發(fā)表了新建核電廠設(shè)計中的幾個重要安全問題的核安全政策聲明，聲明中規(guī)定：作為檢驗所確定的安全目標，特別是技術(shù)安全目標是否得到滿足，可采用下述定量的概率安全目標：發(fā)生嚴重堆芯損壞事件的頻率每運行堆年低于10-5 次事件；需要廠外早期響應的大量放射性釋放到廠區(qū)外的頻率每運行堆年低于10-6 次事件。4、列舉安全設(shè)計的基本原則：單一故障準則、多樣性、獨立性、故障安全原則、定期試驗、維護、檢查的措施、固有安全性。5、固有安全性是指：反應堆利用其自身的自然安全性

2、和非能動的安全性來控制反應性或移出堆芯熱量，使反應堆趨于正常運行和安全停閉。列舉反應堆系統(tǒng)中固有安全特性的應用實例：安注箱、自然循環(huán)、主泵的惰轉(zhuǎn)、控制棒依靠重力的下落。6、大破口失水事故中發(fā)生的事故序列可以分為4 個連續(xù)的階段，即：噴放、再灌水、再淹沒和長期冷卻。7、列舉幾種極限事故：一回路系統(tǒng)主管道大破裂（大LOCA）、二回路系統(tǒng)蒸汽管道大破裂、主泵卡轉(zhuǎn)子、彈棒事故。8、安全殼噴淋系統(tǒng)有兩種運行方式，即：直接噴淋和再循環(huán)噴淋，其分別從換料水箱和安全殼地坑取水。9、反應堆瞬態(tài)是相對于穩(wěn)態(tài)而言的，是指反應堆倍增因子或反應性變化時，中子通量或功率隨時間的變化特性。10、反應堆動態(tài)方程中中子通量和先

3、驅(qū)核密度都是時間-空間的函數(shù)，求解過程需要十分復雜的數(shù)學運算，因此作為一種近似，假設(shè)中子通量和先驅(qū)核密度可以寫成時間和空間變量相分離的兩個函數(shù)之積，并采用單一形狀因子，從而消去空間變量。這種中子通量與空間位置無關(guān)的模型稱為點堆動態(tài)模型。11、導致安全殼早期失效的原因：直接安全殼加熱、蒸汽爆炸、氫氣燃燒和安全殼隔離失效等。13、導致安全殼晚期失效的原因：碎片床冷卻、熔化堆芯物質(zhì)與混凝土相互作用。13、放射性物質(zhì)向主回路系統(tǒng)的釋放機理有：氣隙釋放、熔化釋放、蒸汽爆炸釋放、汽化釋放。14、嚴重事故管理的內(nèi)容包括：嚴重事故的預防和嚴重事故的緩解。二、名詞解釋1、設(shè)計基準事故答：核電站按確定的設(shè)計準則在

4、設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況。2、嚴重事故答：嚴重事故是指核反應堆堆芯大面積燃料包殼失效，威脅或破壞核電廠壓力容器或安全殼的完整性，并引發(fā)放射性物質(zhì)泄漏的一系列過程。3、三大安全功能答：有效控制反應性control、堆芯有效冷卻cool、包容放射性物質(zhì)contain。4、堆芯時間常數(shù)答：表征堆內(nèi)燃料元件向冷卻劑傳熱快慢的一種度量。5、主回路時間常數(shù)答：表征熱量從主回路傳遞到二回路所需時間的一種度量。6、30 分鐘不干預原則答：即在事故發(fā)生最初30 分鐘內(nèi)，操縱員不干預電廠的運行。這主要是針對核電廠的設(shè)計而言，實際運行過程中，鼓勵操縱員采取積極的干預措施。7、汽腔小破口事故答：就是指發(fā)生

5、在穩(wěn)壓器汽空間的小破口事故，如卸壓閥、安全閥突然故障打開并保持在打開的位置。8、堆芯重新定位機理答：燃料棒的液化和再固化；先前固化的燃料芯基體硬殼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、核反應堆安全性特征（即安全考慮的出發(fā)點）強放射性衰變熱功率可能暴走放射性廢物的貯存與處置高溫高壓水三、簡答題1、我國對核電站規(guī)定了哪三個安全目標？具體內(nèi)容是什么？答：一個總目標兩個輔助目標?？偰繕耍河行У姆雷o措施、放射性危害輻射防護目標：正常運行時；事故工況下技術(shù)安全目標：預防事故的發(fā)生；DBA 確保其放射性后果??；BDBA 發(fā)生頻率非常低。2、維持一回路自然循環(huán)對壓水堆核電站的運行有什么作用？

6、建立自然循環(huán)流動必須具備的條件是什么？答：當電站發(fā)生失流事故時，失去強迫循環(huán)，這時維持自然循環(huán)對堆芯的衰變熱導出具有重要意義。它可以以堆芯為熱源，以蒸汽發(fā)生器為熱阱，進行余熱導出；系統(tǒng)中必須有熱阱和熱源之間的高度差，熱阱位于上面，熱源位于下面；冷段和熱段中的流體密度必須存在密度差。3、給水管道破裂事故的發(fā)生部位在哪里？試畫出給水系統(tǒng)和輔助給水系統(tǒng)的示意圖。并說明運行人員是如何隔離故障蒸汽發(fā)生器的給水，為什么。發(fā)生部位：SG 位于安全殼內(nèi)逆止閥下游的一根給水管道（僅一根）破裂；事故發(fā)生后緊急停堆+汽輪機脫扣；主蒸汽隔離閥關(guān)閉；并且分析中假設(shè)主給水不可用。二次側(cè)的排熱只能依靠旁路閥或安全閥向大氣排

7、放。干預手段：識別事故涉及的SG；隔離SG 的給水管道：關(guān)閉輔助給水隔離閥，這樣輔助給水泵的流量就可以全部送到兩個不受影響的蒸汽發(fā)生器。消除流體從破口流失，使其水位回升，改善傳熱效率，導出剩余功率。4、什么是ATWS 事故，在安全分析報告中為什么要考慮ATWS 事故？答：未能緊急停堆的預期瞬變。發(fā)生概率為緊急停堆發(fā)生故障的概率和未能緊急停堆時明顯后果的事故頻率的乘積。以前在安全分析報告的第十五章事故分析中，只分析設(shè)計基準事故。后來由于一些超設(shè)計基準事故的發(fā)生，使人們對確定論僅分析設(shè)計基準事故而得到的電站安全性的報告產(chǎn)生了一定的懷疑。因此選取了比較嚴重的并發(fā)不能緊急停堆的事故進行分析，以彌補原確

8、定論分析的不足。5、定性說明壓水堆在發(fā)生冷段或熱段雙端剪切斷裂事故后，系統(tǒng)壓力、堆芯流量、堆芯液位和包殼溫度的變化規(guī)律，并分析其原因。系統(tǒng)壓力：堆芯流量：包殼溫度：堆芯液位：6、什么是確定論的安全分析？它是基于怎樣的假設(shè)前提下進行分析的？答：以設(shè)計基準事故為基礎(chǔ)的安全評價，包括：設(shè)計基準事故內(nèi)，分析核電廠的正常運行和控制系統(tǒng)發(fā)生故障后，安全系統(tǒng)能按要求行使功能時主系統(tǒng)的行為；以及設(shè)計基準事故以外的嚴重事故分析，主要是ATWS 事故的分析。確定論分析的指導意義在于對事故的預防，確定論的思想里貫徹執(zhí)行縱深防御原則，表現(xiàn)在實際電廠為三道屏障、調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)、安全保護系統(tǒng)的應用等。7、我國的核電站事故分

9、類正常運行：核動力廠在規(guī)定的運行限值和條件范圍內(nèi)的運行。預計運行事件：在核動力廠運行壽期內(nèi)預計至少發(fā)生一次的偏離正常運行的各種運行過程；由于設(shè)計中已采取相應措施，這類事件不至于引起安全重要物項的嚴重損壞，也不至于導致事故工況。設(shè)計基準事故：核動力廠按確定的設(shè)計準則在設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況，并且該事故中燃料的損壞和放射性物質(zhì)的釋放保持在管理限值以內(nèi)。嚴重事故：嚴重性超過設(shè)計基準事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況。四、問答題1、核反應堆安全性特征（即安全考慮的出發(fā)點）。a 強放射性；b 衰變熱；c 功率可能暴走；d 高溫高壓水；e 放射性廢物的處理與貯存。2、核安全的總目標、輻射防護目

10、標和技術(shù)安全目標。答：核安全的總目標：在核電廠里建立并維持一套有效的防護措施，以保證工作人員、公眾及環(huán)境免遭過量放射性風險。輻射防護目標：確保在正常運行時核電廠及從系統(tǒng)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，并低于國際輻射防護委員會（ICRP）規(guī)定的限制；還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：有很大把握預防核電廠事故的發(fā)生；對核電廠設(shè)計中考慮的所有事故，甚至對于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果是小的；確保那些會帶來嚴重放射性后果的嚴重事故發(fā)生的概率非常低。3、核反應堆安全基本設(shè)計思想和主要設(shè)計原則基本設(shè)計思想：縱深設(shè)防，多層屏障縱深設(shè)防一般包括下列

11、五個層次： 1、高質(zhì)量的設(shè)計、施工和運行采用工程實踐確認的和保守的設(shè)計；2、選用實踐和試驗驗證過的材料和設(shè)備；3、在設(shè)計、選材、制造、運輸、建設(shè)、安裝、調(diào)試、運行和維修等各個環(huán)節(jié)， 采取嚴格的質(zhì)量管理和監(jiān)督；4、加強運行人員的安全素養(yǎng)和培訓，保證核電廠具有極高的運行穩(wěn)定性和可靠性，從而降低偏離正常運行狀態(tài)的出現(xiàn)概率。5、停堆保護及余熱排出系統(tǒng)停堆保護及余熱排出系統(tǒng)能限制反應堆的功率、溫度、壓力、水位和流量等參數(shù)的變化，使反應堆運行在安全限度所允許的范圍內(nèi)。一旦出現(xiàn)有損于反應堆安全的異常工況，這些系統(tǒng)能完成停堆保護動作，保證余熱導出，將反應堆導至并保持在安全停堆狀態(tài)，從而防止運行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展

12、成為事故。專設(shè)安全設(shè)施壓水堆的專設(shè)安全設(shè)施包括：應急堆芯冷卻系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、應急電源和消氫系統(tǒng)等。反應堆一旦發(fā)生事故，這些系統(tǒng)能用來限制事故的后果，把事故后果降低到可以接受的水平。從而防止萬一出現(xiàn)的事故發(fā)展成為堆芯熔化的嚴重事故。事故處置及特殊設(shè)施在事故的嚴重程度已超越設(shè)計技術(shù)規(guī)范的情況下，采用特定的運行對策和特殊設(shè)施進行事故處置。以常規(guī)或非常規(guī)的方式最佳利用各種設(shè)備來恢復對電廠的控制，保證堆芯的持續(xù)冷卻，包容放射性物質(zhì)，保護包容功能，防止放射性非控釋放到環(huán)境。廠外應急計劃和措施在人們盡了最大努力提供的保護被突破后，可用廠外應急對策作補救。此時，采取一些保護行動來緩解周圍居

13、民及環(huán)境的影響，這些保護行動包括居民的掩蔽、撤離和治療、食品控制等，盡力限制放射性物質(zhì)對人體和環(huán)境的危害。多層屏障： 多層屏障為防止放射性物質(zhì)的釋放，壓水堆核電廠普遍采用了多層實體屏障。這些屏障主要包括燃料元件包殼、反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界和安全殼。另外，燃料芯塊、反應堆冷卻劑、安全殼內(nèi)空間及廠外防護距離也都可視為緩解放射性危害的屏障。4、核設(shè)施的設(shè)計基準事故：每項專設(shè)安全設(shè)施都有其特定控制的事故，對其控制效率進行確定性分析來決定這些設(shè)施的設(shè)計參量， 要求安全設(shè)施達到最極端設(shè)計參量的事故稱為核設(shè)施的設(shè)計基準事故。5、安全分析的內(nèi)容：所有計劃的正常運行模式；在預計運行事件下的核電廠性能；設(shè)計基準

14、事故；可能導致嚴重事故的事件序列。6、安全設(shè)計的基本原則： 核電廠安全設(shè)計的一般原則是：采用行之有效的工藝和通用的設(shè)計基準，加強設(shè)計管理，在整個設(shè)計階段和任何設(shè)計變更中必須明確安全職責?；驹瓌t有：單一故障準則（在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時，仍能保持所賦予的功能）、多樣性原則（通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性）、獨立性原則（功多樣性原則能隔離或?qū)嶓w分離，防止發(fā)生共因故障或共模故障）、故障安全原則（核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)）、定期試驗維護檢查的措施、充分采用固有安全性的設(shè)計原則、運行人員操作優(yōu)化的設(shè)計（充分采用固有安全性的設(shè)計原則

15、運行人員操作優(yōu)化的設(shè)計）7、冗余度和多樣性設(shè)計原則及其出發(fā)點。冗余度：采用多個類似的系統(tǒng)并聯(lián)或串聯(lián)起來，以使某個系統(tǒng)失效時不影響電廠的運行。出發(fā)點：高可靠性、單一故障準則的要求。多樣性：采用多個獨立的和不同的方法實現(xiàn)同一目的。出發(fā)點：應付共模（公因） 失效。8、核反應堆瞬變分析理論基礎(chǔ)總體上點堆動力學方程質(zhì)量、動量和能量守恒方程具體事故反應性事故瞬態(tài)特性失流事故流量衰減規(guī)律熱阱喪失事故升溫升壓規(guī)律破口類事故的系統(tǒng)降壓特性9、運行安全管理：機組（反應堆等硬件） 、運行班組（操縱員） 、管理層（領(lǐng)導和職能部門）10、核安全文化：是存在于單位和個人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之核安全

16、文化上的觀念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應有的重視。3方面含義：它把安全文化和每個人的工作態(tài)度和思維習慣以及單位的工作作風聯(lián)系在一起； 找出抽象態(tài)度和思維的具體表現(xiàn)；安全文化要求必須正確履行所有安全重要職責，具有高度的警惕性、實時的見解、豐富的知識、準確無誤的判斷能力和高度的責任感11、反應堆安全的4 種安全性要素反應堆安全的種安全性要素： 自然地安全性（指反應堆內(nèi)在的負反應性溫度系數(shù)、燃料的多普勒效應和控制棒借助重力落入堆芯等自然科學法則的安全性） 。非能動的安全性（指建立在慣性原理、重力法則、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動設(shè)備的安全性） 。能動的安全性（指必須依靠能動設(shè)備，即需要

17、外部條件加以保證的安全性） 。后備的安全性（指由冗余系統(tǒng)的可靠度或阻止放射性物質(zhì)逸出的多道屏障提供的安全性保證） 。12、核反應堆基本安全功能和主要安全系統(tǒng)。答：核反應堆的基本安全功能：反應性控制、確保堆芯冷卻、包容放射性產(chǎn)物?！痉▏妗糠磻钥刂?、余熱導出、控制反應性釋放；【美國版】保護反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力便捷的完整性、保證及保持安全停堆、控制放射性釋放。主要安全系統(tǒng)：反應堆停堆保護系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)、反應性控制系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施。專設(shè)安全系統(tǒng)：應急堆芯冷卻劑系統(tǒng)、安全殼本體、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、安全殼消氫和凈化系統(tǒng)。13、核反應堆的四種安全性要素和反應性反饋機理。答：核反應堆的四

18、種安全性要素：自然的安全性、非能動的安全性、能動的安全性、后備的安全性。固有安全性：當反應堆出現(xiàn)異常工況時，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強制性干預， 只是由堆的自然安全性和非能動的安全性，控制反應性或移出堆芯熱量，使反應堆趨于正常運行和安全停閉。反應性反饋機理：1.四因子式k= f ，由于燃料、冷卻劑、結(jié)構(gòu)材料的溫度、壓力、流量、密度等因素的變化導致中子泄漏、利用率發(fā)生變化，引入了反應性， 如由于多普勒效應，燃料的溫度升高，導致共振吸收峰降低展寬，總吸收利用率下降；2.反應性反饋產(chǎn)生于堆內(nèi)溫度、壓力或流量的變化。但是，在一般情況下，冷卻劑流量比較穩(wěn)定，故此效應可以忽略不計。壓力效應也很小。因此，

19、只有溫度對反應性的影響是一項主要的反饋效應，它決定了反應堆對于功率變化的內(nèi)在穩(wěn)定性（又稱固有安全性）。這種內(nèi)在穩(wěn)定性是由燃料多普勒效應、慢化劑溫度效應和空泡效應表現(xiàn)出來的。14、反應堆的安全功能：1） 有效控制反應性：控制棒、可燃毒物、可燃毒物；緊急停堆控制、功率控制、補償控制。、確保堆芯冷卻：蒸汽發(fā)生器；余熱排除系統(tǒng)；安全注射系統(tǒng)、安全噴淋系統(tǒng)；換料水池和乏燃料水池冷卻凈化系統(tǒng)；、包容放射性產(chǎn)物：15、專設(shè)安全設(shè)施的功能功發(fā)生失水事故時，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物質(zhì)向大氣釋放；阻止氫氣在安全殼中濃集；向蒸汽發(fā)生器應急供水16、專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計原則：設(shè)備必須高度可靠；系統(tǒng)要有多重性；系統(tǒng)

20、必須各自獨立；系統(tǒng)應能定期檢查；系統(tǒng)必須備有可靠電源；系統(tǒng)必須具有充足的水源。18、核反應堆運行工況分類的原則和方法。答：核電廠運行工況分類是指按事件預計發(fā)生的頻率分類，其目的是確定各種事件的驗收準則，原則是：出現(xiàn)頻繁的工況要求其后果輕微；后果嚴重的工況要求其發(fā)生頻率極低。核電廠運行工況可按照三類五級的方法分類：【答四工況即可】第一類為正常運行和運行瞬變，包括：工況I（正常運行和運行瞬態(tài)核電廠的正常穩(wěn)定功率運行、停堆狀態(tài)、帶有允許偏差的運行（如少量燃料包殼泄漏、蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏）、啟動和停堆過程、冷卻卸壓過程及負荷變化過程）、工況II(常見故障、中等頻率事故和預期運行瞬變發(fā)生頻率F 大于1

21、0-2/堆年，即在核電廠的壽期內(nèi)可能發(fā)生一次或數(shù)次，這里“預期”的意思即在一個核電廠壽期內(nèi)很可能發(fā)生的意思。這類事件如汽輪機停車、全部主泵失去電源等。)；第二類為假想事故， 包括：工況III（稀有事故發(fā)生頻率F 大于10-4/堆年，小于10-2/堆年，即對于單個核電站運行經(jīng)驗積累來說，有可能出現(xiàn)，如一二回路管道小破裂。）、工況IV （極限事故發(fā)生頻率F 大于10-6/堆年， 小于10-4/堆年， 這種事故預期不會發(fā)生， 用來對核電廠的安全設(shè)施提出要求，這類事故危害大，如大破口失水事故，運行歷史中發(fā)生過）；第三類為嚴重事故，燃料元件嚴重損壞，堆芯熔化，安全殼完整性受到破壞，有大量放射性物質(zhì)釋放的

22、事故。工況I、II、III、IV 為設(shè)計基準事件。19、事故和事件分兩類：沒有流體流失的事故，主要指一般的瞬變，主要有：反應性引入事故、失流事故、失熱阱事故等；以損失一回路或二回路流體為特征的管道破裂事故，如蒸汽管道破裂事故、給水管道破裂事故、失水事故等。20、壓水堆核電廠設(shè)計基準事故的物理分類。答：1）二回路系統(tǒng)排熱增加；2）二回路系統(tǒng)排熱減少；3）反應堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少； 4）反應堆冷卻劑系統(tǒng)流量增加；5）反應性和功率分布異常；6）反應堆冷卻劑裝量減少；7）系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放；8）未能緊急停堆的預期瞬態(tài)。21、單一故障準則及其使用方法。答：單一故障準則定義：完成某一安全功能的系統(tǒng)或設(shè)

23、備，若執(zhí)行其預定的安全功能，需要N 個系統(tǒng)或部件，設(shè)計時至少要設(shè)計N+1 的子系統(tǒng)或部件，以允許系統(tǒng)或設(shè)備具有承受發(fā)生一個隨機故障而不喪失其安全功能的能力。使用方法：1）單一事件引發(fā)的多重故障仍歸為單一故障；2）整個核電廠系統(tǒng)只考慮一個故障；3）整個事故期間只考慮一個故障，短期階段只考慮能動故障，長期階段可考慮能動也可考慮非能動； 單一故障準則是針對安全級設(shè)備而言的對非安全4） 級設(shè)備不考慮其緩解效果，只考慮其不利影響；5）只有在設(shè)備調(diào)用時才考慮失效問題； 在技術(shù)規(guī)格書中確定的定期維護、6） 檢修和實驗的設(shè)備， 不認為其是不可用的； 7）全部設(shè)備正常工作時造成最嚴重的后果，單一故障準則可以考慮

24、是無故障；8）必須把事故與故障區(qū)分開來，事故分析中只考慮初因事件加單一故障，而不考慮事故的迭加； 失去廠外電和最大價值的一組控制棒卡在堆外是事故分析的附加條件， 9） 不能作為單一故障準則考慮；10）某一故障的繼發(fā)故障仍作為單一故障；11）對不同的驗收準則要求，可以假設(shè)不同的單一故障；12）事故分析時必須要找出最保守的單一故障，即極限單一故障。22、產(chǎn)生功率振蕩的原因：事故開始時，由于功率很低，隨著反應性的不斷引入，周期變短，功率上升速率增加，到達一定程度出現(xiàn)反應性反饋效應，且越來越明顯，使反應性減小，變?yōu)樨撝禃r，功率轉(zhuǎn)而下降，于是在某一時刻出現(xiàn)第一個功率峰值；之后，隨著功率的下降，反饋效應減

25、弱，反應性出現(xiàn)正值，開始了第二功率峰值的增長過程；由于緩發(fā)中子的存在，使得功率振蕩逐漸衰減，最終達到一個平衡值.23、設(shè)計基準事故的通類驗收準則。工況I 定性：不應觸發(fā)反應堆保護停堆。定量：各種參數(shù)變化不超過停堆保護限值。工況II 定性：保護系統(tǒng)能夠停堆；必要的校正動作后可重新投入運行；不引發(fā)更嚴重的工況；確保燃料包殼完整性；不超過一二回路壓力限值；放射性后果不超過正常限值。定量：燃料系統(tǒng)不燒毀MDNBR>極限值；一回路壓力<110設(shè)計壓力； 放射性后果<1010CFR100 限值。工況III 定性：燃料元件受損不大于某一份額；不影響堆芯幾何及可冷卻性；不引發(fā)更嚴重的工況；不

26、進一步損壞壓力邊界；不進一步損壞安全殼屏障；不影響公眾使用廠外區(qū)域；放射性后果不超過劑量限制。定量：包殼峰值溫度<=1204（持續(xù)高溫，堆芯不裸露）、<=1482（瞬時高溫，堆芯不裸露）；一回路壓力<120設(shè)計壓力；放射性后果<25 10CFR100 限值。工況IV 定性：燃料元件受損不大于某一份額；不影響堆芯幾何及可冷卻性；不引發(fā)更嚴重的工況；不進一步損壞壓力邊界；不進一步損壞安全殼屏障；不影響公眾使用廠外區(qū)域；放射性后果不超過劑量限制；不導致緩解設(shè)施喪失功能。定量：放射性后果<10010CFR100 限值；壓力、溫度要求同工況III。24、 反應性引入事故的三

27、種瞬變特性。準穩(wěn)態(tài)瞬變：在功率運行工況，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自動調(diào)節(jié)所補償?shù)乃沧儭Ｈ鐫M功率時控制棒組件慢速抽出的瞬變。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 的瞬變。如在滿功率運行工況下， 兩組控制棒失控抽出。超瞬發(fā)臨界瞬變：引入的反應性很大超過了瞬發(fā)臨界的程度所引起的堆內(nèi)瞬變，如彈棒事故。25、 失控提棒事故的自動保護裝置，快速提棒和慢速提棒的主要差異。答：自動保護裝置：1）源量程高核通量反應堆停堆；2）中間量程高核通量停堆； 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）高中子通量正變化率停堆。主要差異：快速提棒，瞬態(tài)過程十分迅速，堆冷卻劑平均溫度和壓力變化很小，最小DNBR 大于限值；慢速提棒，由于堆功率增加緩慢，而由超溫T 停堆，冷卻劑平均溫度和壓力有較大變化，最小DNBR 仍大于限值。25、彈棒事故的起因、過程特征及其危害性。起因： 控制棒驅(qū)動機構(gòu)密封殼套發(fā)生破裂， 巨大的壓差將控制棒彈出堆芯（<0.05 秒）。特征：1）快速的階躍反應性引入，堆功率急劇上升；2）形成堆芯功率分布不均勻， 而且因子比較大，形成局部高功率；3）小破口事故，但從失水角度來看不嚴重，從反應性的角度來看，有一定有利影響；4）總體上形成功率

29、、溫度快速短暫的增長。危害：1）局部過熱可能造成芯塊熔化；2）過熱芯塊與冷卻劑直接接觸，熱能轉(zhuǎn)化為機械能形成沖擊波，損害堆芯結(jié)構(gòu)和可冷卻性；3）包殼過熱脆化而破裂；4）冷卻劑升溫升壓，進一步損壞一回路完整性。26、完全失流事故的主泵流量衰減規(guī)律（1）假設(shè)水泵無慣性：即水泵斷電后沒有慣性壓頭，w=w0/(1+t/t1)，其下降速率的大小由主回路半時間t1 決定。即當t=t1 時，堆芯慣性流量為初始流量的一半， 所以t1 越大，堆芯慣性流量下降越慢。（2）假設(shè)水泵有很大的慣性：以致水泵半時間遠遠大于回路半時間，t=tp 時，泵的慣性角速度下降到初始角速度的一半，此時流量的解為w=w0/(1+t/t

30、p)，此時泵的特征決定流量衰減速率。（3）=t1/tp，當 值相當小時（<0.05），失流事故后相當一段時間內(nèi)，慣性流量可以保持在初始流量一半以上；當 值比較大時（>1），堆芯慢化劑流量將很快下降到初始流量的1020。27、失流事故的過程特點及其對核電廠設(shè)計的要求。過程特點：冷卻劑流量降低，堆芯傳熱能力下降，事故高潮期很短，過程很快。要求：1）功率水平和分布因子合理；2）停堆保護及時；3）控制棒下落速度塊；4） 主泵轉(zhuǎn)動慣量足夠；5）蒸汽發(fā)生器與堆芯高度差足夠。28、汽輪機停車事故的起因及其包絡(luò)性。起因：1）發(fā)電機停機（甩負荷）；2）真空冷凝器失效；3）喪失潤滑油；4） 汽輪機推力

31、軸承故障；5）汽輪機超速；6）手動誤操作。包絡(luò)性：汽輪機停車瞬變的分析結(jié)果可以包絡(luò)“蒸汽流量減小”、“外負荷喪失”、“主蒸汽隔離閥關(guān)閉”、“冷凝器真空喪失”這四種瞬變。29、主蒸汽管道破裂事故的物理過程，有、無濃硼注入的主要差異。物理過程：主蒸汽管道破裂后，大量蒸汽從破口噴出，蒸汽發(fā)生器二次測降壓， 一回路到二回路傳熱增加，冷卻劑溫度下降，負反應性反饋導致堆芯引入正反應性。若反應堆處于停堆工況下，堆芯停堆裕度降低，甚至可能重返臨界；若反應堆處于功率運行狀態(tài)，堆功率增加，進而導致功率保護停堆，停堆后的過程與初始處于停堆工況過程相似。有無濃硼注入的主要差異：1）有濃硼注入時，濃硼的注入主宰反應性的

32、變化，堆功率在達到峰值后下降，趨于熱態(tài)零功率工況；2）無濃硼注入時，慢化劑降溫引起的反應性變化主要靠燃料多普勒反應性來補償，反應性在峰值后趨于零，堆功率趨于一個穩(wěn)定值。電廠趨于穩(wěn)定狀態(tài)。30 、大破口失水事故分析的主要假設(shè)及應急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）驗收準則。主要假設(shè)：1）102額定功率；2）最大功率不均勻因子；3）軸向功率取壽期中最危險的截斷余弦分布；4）燃耗選取以使得燃料元件氣隙最大，儲熱最大；5） 由溫度及空泡負反應性停堆；6）衰變熱選??；7）鋯水反應取BAKER-JUST 關(guān)系式； 金屬構(gòu)建儲熱；破口臨界噴放取Moody 噴放關(guān)系式， 8） 9） 噴放系數(shù)0.61.0；10）ECCS

33、 流量在噴放階段全部流失，后面階段破損環(huán)路全部流失；11）CHF 后果采用膜態(tài)沸騰公式；12）極限的單一故障；13）安全殼壓力偏低選?。?4）再淹沒階段主泵卡軸；15）上封頭溫度保守假設(shè)；16）燃料腫脹引起的流量阻塞效應。ECCS 驗收準則：1）包殼峰值溫度（PCT）不超過1204；2）包殼最大氧化厚度不超過17；3）氫生成量不超過全部包殼參加鋯水反應總生成量的1；4）堆芯幾何形狀的變化應限制在可冷卻的限度之內(nèi)；5）能進行堆芯長期冷卻，以去除衰變熱。31、通過一二回路之間強烈地耦合，事故從如下幾個方面影響核電廠安全：1.蒸汽管道破裂增加了蒸汽發(fā)生器從反應堆冷卻劑系統(tǒng)中取走的熱量，引起一回路冷卻

34、劑溫度和壓力下降2.緊急停堆后，由于一回路冷卻劑溫度迅速下降，若慢化劑的負溫度反饋系數(shù)很大，則反應堆有重返臨界的危險3.如果破口側(cè)在安全殼內(nèi)，大量蒸汽排放可能使安全殼溫度超壓4.如果在事故前蒸汽發(fā)生器傳熱管有破損，一回路水向二回路泄漏，裂變產(chǎn)物可能釋放到堆外環(huán)境中去。32、大破口失水事故的物理過程及其主要參數(shù)變化規(guī)律。物理過程：1）噴放階段：破口出現(xiàn)后，冷卻劑從破口噴出，首先是很短暫的欠熱臨界噴放，很快進入飽和臨界噴放，冷卻劑壓力下降很快，堆芯流量會出現(xiàn)很短暫的流動逆轉(zhuǎn)過程，會出現(xiàn)流動滯止現(xiàn)象，導致包殼出現(xiàn)第一個溫升峰。ECCS 水旁路堆芯，直接從破口損失，堆芯傳熱條件惡化。噴放后期包殼溫度開

35、始快速上升。冷卻劑幾乎喪失完后，噴放結(jié)束。2）再充水階段：在噴放結(jié)束后，ECCS 水逐漸進入壓力殼的下腔室。壓力殼水位開始回升，但堆芯處于裸露狀態(tài)，燃料包殼溫度快速上升（幾乎是絕熱升溫），可能有少量的鋯水反應，當壓力殼水位到達堆芯底部后，再充水階段結(jié)束。3）再淹沒階段：ECCS 冷卻劑開始與熾熱的燃料包殼接觸，開始對底部包殼起冷卻作用，但很快被汽化，包殼溫度上升速度逐漸變慢，堆芯水位上升緩慢，鋯水反應比較顯著。隨著水位的上升，再淹沒前沿的傳熱工況有一個轉(zhuǎn)變過程（蒸汽冷卻膜態(tài)傳熱泡核沸騰單相液冷卻）。包殼溫度開始下降，堆芯逐漸淹沒，包殼溫度快速下降，當堆芯被完全淹沒后，再淹沒階段結(jié)束。4） 長期

36、冷卻階段：ECCS 水冷卻堆芯后，從破口注入安全殼地坑，通過安注再循環(huán)模式實現(xiàn)長期冷卻。1）堆功率：由于大破口事故系統(tǒng)壓力降低極快，0.1 秒內(nèi)，可降到冷卻劑的飽和壓力，從而生成大量蒸汽，堆內(nèi)空泡效應引入的負反應性使反應堆自行停閉。停堆后剩余中子功率迅速減小，此后主要釋放衰變熱。2）RCS 壓力變化：在最初極短的一段時間內(nèi)為欠熱噴放，壓力迅速下降，進入飽和噴放后，壓力下降稍見緩慢。在再充水，再淹沒階段，注入的低溫安注水使堆芯蒸汽凝結(jié)，此后雖水位在上升，但系統(tǒng)壓力仍然緩慢下降。3）熱點包殼溫度：在噴放階段形成一個包殼溫度峰值；在再充水階段，堆芯內(nèi)既無液體冷卻劑，又無顯著蒸汽流動，元件處于裸露狀態(tài)

37、，是包殼溫度的主要升溫狀態(tài)；進入再淹沒階段，隨著蒸汽產(chǎn)生量的增加，包殼升溫越來越緩慢，繼而開始下降。包殼溫度達到最高點并開始下降，是在驟冷前沿到達之前，由蒸汽流動冷卻而形成的。4）堆芯水位：整個噴放階段，堆芯水位持續(xù)迅速下降。安注箱水及低壓安注泵注入水流入下腔室后，壓力容器水位開始逐漸上升。在水位上升至堆芯底部之后，開始在淹沒階段，由于部分水量因冷卻堆芯而汽化，因此再淹沒階段堆芯水位上升緩慢。33、破口位置對大破口失水事故物理過程和后果的影響。冷管段破口會造成最高的包殼峰值溫度，比熱段破口危險，因為：1）破口流量與原堆芯流量方向相反，引起噴放早期冷卻惡化；2）上腔室壓力高，使堆芯水位降低；3）

38、破口流出的是低焓冷卻劑，流量大而帶出的熱量少；4）ECCS 的注水流失比例高。34、小破口失水事故的物理過程及其主要參數(shù)變化規(guī)律。物理過程：1）自然循環(huán)維持階段：破口冷卻劑喪失，壓力殼水位下降，一回路系統(tǒng)降壓，堆芯熱量通過循環(huán)從蒸汽發(fā)生器熱阱排出；ECCS 注水流量較小。2） 自然循環(huán)中止（水封存在階段）：當壓力殼水位低于主管道所在平面后，自然循環(huán)終止，堆芯開始產(chǎn)生大量蒸汽，并在上腔室積累，上腔室壓力相對偏高，會把堆芯水位不斷降低，導致堆芯裸露升溫，堆芯熱量部分靠回流冷凝方式從蒸汽發(fā)生器二次熱阱帶出。安注流量很難進入堆芯，大部分從破口流失。當蒸汽積累導致壓力足以克服殘留在U 形管彎曲段中的水封

39、壓頭時，導致循環(huán)水封消除。3）循環(huán)水封消除階段：水封消除后，壓力再平衡使得下行段中的冷卻水流回堆芯，堆芯被快速淹沒，系統(tǒng)壓力快速下降。4）長期冷卻階段：ECCS 水冷卻堆芯后，從破口注入安全殼地坑，通過安注再循環(huán)模式實現(xiàn)長期冷卻。1）堆功率：事故開始，破口冷卻劑喪失使得RCS 快速降壓，引起慢化劑密度下降， 導致堆功率單調(diào)下降。RCS 壓力降到低壓停堆壓力時， 當堆安全保護開始緊急停堆， 隨著控制棒的插入，堆功率劇減，快速降到衰變熱水平。2）系統(tǒng)壓力：事故開始， RCS 因破口冷卻劑過冷臨界噴放而快速降壓。當降至上腔室及熱段冷卻劑飽和壓力時，因上腔室及熱段冷卻劑閃蒸，RCS 出現(xiàn)短暫的再升壓階

40、段。此后由于堆功率下降，RCS 降壓恢復。停堆后功率劇減，上腔室及熱段冷卻劑溫度也隨之減小。由于環(huán)路自然循環(huán)停止， 主泵入口前的U 形段出現(xiàn)水封， 水封的出現(xiàn)使得破口排熱受阻， RCS降壓緩慢。3）壓力容器（堆芯）水位：一開始，由于位置較高的穩(wěn)壓器尚未排空，壓力容器水位維持不變。當壓力降到上腔室冷卻劑溫度所對應的飽和壓力， 引起上腔室冷卻劑閃蒸后，壓力容器水位開始下降。當穩(wěn)壓器排空后，壓力容器水位開始快速下降。當壓力平衡使堆下行段內(nèi)的冷卻劑及HPSI 注入流入堆芯，堆芯水位開始快速回升，重新淹沒堆芯。到安注箱注入后，堆內(nèi)水位開始整體回升。4） 包殼溫度：事故開始，由于事先停泵及芯塊儲存熱釋放，

41、包殼出現(xiàn)短期升溫。接著由于堆功率下降，包殼溫度開始下降。堆芯裸露后，包殼開始升溫，直到環(huán)路部分水封臨時消除，使得部分液相冷卻劑涌入堆芯，燃料包殼溫度大幅下降。環(huán)路水封消除后，由于堆芯迅速淹沒，包殼升溫結(jié)束。在堆芯冷卻劑蒸發(fā)引起堆芯再次裸露時，燃料包殼相應的再次升溫，并因安注箱的投入而結(jié)束。35、 主泵運行對小破口失水事故物理過程和后果的影響。（1）加速早期降壓；（2）阻止環(huán)路水封形成；（3）提高堆芯水位，避免堆芯裸露； 加強冷卻劑交混，早期冷卻破口流量小，后期破口大。36、如何區(qū)分蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故和小破口失水事故。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂是失水事故的一種特殊情況，從一回路裝量減

42、少的立場來看，其嚴重性可以用小破口事故來包絡(luò)。與小破口失水事故相比，蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂有如下幾個特征現(xiàn)象：（1）事故前后安全殼儀表指示沒有變化；（2）破損蒸汽發(fā)生器水位，給水流量異常； （3）冷凝器排氣和蒸汽發(fā)生器排污取樣系統(tǒng)輻射水平異常。此外： （1）小破口失水事故僅失去一回路壓力邊界的完整性和安全殼的完整性，放射性物質(zhì)旁通安全殼而直接釋放到環(huán)境；（2）小破口失水事故在30min 內(nèi)不要求操縱員干預，而SGTR 事故則要求操縱員必須盡快干預。37、冷管段大破口和熱管段大破口會出現(xiàn)幾個包殼峰值溫度？出現(xiàn)時間和大小有何不同？ 冷管段大破口，有明顯的兩個PCT；熱管段大破口，可認為有一個PCT，

43、或可認為還有一個不明顯的PCT；冷管段大破口，第一PCT 出現(xiàn)較早、較高，第二PCT 出現(xiàn)較晚、較高38、何為驟冷現(xiàn)象？何為蒸汽粘結(jié)現(xiàn)象？包殼溫度降到約350550時，應急冷卻水再濕包殼表面，由于其高得多的冷卻速度，使溫度急驟下降。在進口管破裂情況下，由于蒸汽流經(jīng)蒸汽發(fā)生器時， 二回路反向傳熱、蒸汽膨脹； 并可能由于蒸汽發(fā)生器和主泵間的U 形管內(nèi)積水使得堆芯和破口間的流動阻力較大，阻礙堆芯水位的上升39、大破口事故中高壓安注系統(tǒng)在事故中起何作用？為什么？ 幾乎不起作用。首先，壓力下降快，蓄壓、低壓安注很快啟動；其次，流量小，不起明顯作用；再次，在失廠外電、需要應急電源時，其啟動會延時40、 大

44、破口事故中哪一階段堆芯冷卻最差？為什么？ 再灌水階段。此時堆芯基本上是裸露的，熱輻射和蒸汽的自然對流傳熱效率低。衰變熱繼續(xù)釋放，燃料溫度絕熱地上升，并隨即導致鋯合金與蒸汽的反應加劇，進一步提高了溫度結(jié)果： ?一回路嚴重失冷，可能使堆芯裸露、燃料嚴重損壞； ? 冷卻劑泄漏進入安全殼，伴隨放射性物質(zhì)的釋放； ? 冷卻劑泄漏進入安全殼，引起安全殼升溫和超壓，甚至失效。41、 大破口失水四個階段：噴放、再灌水、再淹沒、長期冷卻的起始點和終點如何判定？ 應急冷卻水到達壓力容器下腔室使水位開始回升水位到達堆芯底端水位到達堆芯頂端42、欠熱卸壓和飽和卸壓階段如何界定？壓力降至局部飽和壓力，冷卻劑開始沸騰43

45、、為什么不需要緊急停堆系統(tǒng)動作？ 壓水堆負的空泡系數(shù)會使裂變過程自發(fā)中止44、操縱員不干預時蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故的趨向工況及其危害性， 操縱員干預時的主要干預內(nèi)容及其出發(fā)點。趨向工況：（1）一回路冷卻劑進入破損蒸汽發(fā)生器，一回路水位、壓力下降， 上充流量增加，安全殼儀表指示無變化；（2）蒸汽發(fā)生器壓力上升，破損蒸汽發(fā)生器水位上升，蒸汽流量與給水流量失配；（3）破損蒸汽發(fā)生器排污和冷凝器排氣， 高放射性報警；（4）放射性直接排放環(huán)境，同時喪失兩層屏障，后果嚴重。危害性： （1）放射性排放到環(huán)境；（2）蒸汽發(fā)生器滿溢，導致：放射性排放大大增加；安全閥卡開；主蒸汽管道（MSL）充水，可能斷裂；換

46、料水箱（RWST）水量耗盡后導致SA。干預內(nèi)容：（1）鑒別事故及破損蒸汽發(fā)生器；（2）隔離破損蒸汽發(fā)生器；（3） 冷卻RCS， 使蒸汽發(fā)生器壓力對應的飽和溫度T<25；（4） 降低一回路壓力；（5）停堆安注；（6）后期冷卻。出發(fā)點： 減少向環(huán)境放射性的釋放量，盡量避免滿溢。45、給水喪失未能緊急停堆的預期瞬態(tài)（ATWS）的物理過程。（1）給水喪失：給水喪失，傳熱失配，主冷卻系統(tǒng)（RCS）升溫生壓，水位上升，堆功率因反饋稍微降低；（2）停堆失效：汽輪機停車，SG 釋放閥/安全閥開啟，穩(wěn)壓器釋放閥/安全閥開啟，輔助給水（AFW）投入但水位仍然降低，RCS 較嚴重的升溫升壓，堆功率進一步降低；

47、（3）SG 蒸干（高潮階段）：SG 熱阱幾乎喪失，RCS 急劇的升溫升壓，穩(wěn)壓器滿水，安全閥開啟，堆功率大幅度降低，穩(wěn)壓器閥門起排熱作用；（4）二次熱阱建立：堆功率降低，與AFW 排熱能力逐漸匹配，AFW排熱能力逐漸建立，RCS 降溫降壓，趨于低功率運行狀態(tài)。46、ATWS 緩解系統(tǒng)啟動線路(AMSAC)的功能及其出發(fā)點。獨立觸發(fā)兩個功能：（1）啟動AFW（輔助給水投入）信號；（2）觸發(fā)汽輪機停車。出發(fā)點：（1）提供二次側(cè)應急熱阱；（2）提高SG二次側(cè)熱阱的載熱功率， 使有限的二次水得到充分利用。47、堆芯熔化事故的物理過程。（1）低壓熔堆：以冷卻劑喪失為特征，若ECCS 失效冷卻劑喪失導致堆

48、芯裸露，元件升溫，Zr-H2O 反應又會產(chǎn)生熱量和H2，堆芯水量在進一步減少后，堆芯會自上而下熔化，堆芯熔化到一定程度后，就會塌落入下腔室，使下腔室中殘留的水汽化，產(chǎn)生大量的蒸氣，甚至可能形成蒸汽爆炸，熔融的堆芯與下封頭相互作用可能導致下封頭熔穿，再掉入安全殼，而與安全殼混凝土相互作用，使混凝土分解， 釋放大量的一氧化碳二氧化碳和氫氣等非凝性氣體，氣體從熔融物中沖擊形成氣溶膠彌散到安全殼中，進而可造成安全殼超壓或者底部熔穿，造成放射性大量釋放；（2）高壓熔堆：以熱阱喪失為先導，主系統(tǒng)在失去熱阱后升溫升壓導致穩(wěn)壓器安全閥/釋放閥開啟，若二次側(cè)熱阱不能及時恢復，一回路又失去強迫注水能力，穩(wěn)壓器閥門

49、將持續(xù)開啟，冷卻劑持續(xù)喪失，當堆芯冷卻劑不足后，堆芯會在高壓狀態(tài)下裸露，元件升溫，開始熔化，（隨后過程類似于低壓熔堆過程），但在下封頭底部熔穿時，由于系統(tǒng)的高壓，會發(fā)生熔融物的噴射，導致安全殼超壓失效，落入安全殼地板的熔融物的小顆粒會彌散在安全殼中，造成安全殼的直接加熱，可能導致安全殼超壓失效，落入安全殼地板的熔融物也會繼續(xù)與低壓熔堆過程類似的現(xiàn)象。一般過程：堆芯失冷>堆芯裸露>堆芯熔化>堆芯塌落>下封頭熔穿>堆芯與混凝土相互作用>安全殼失效。48、核電廠嚴重事故指核反應堆堆芯大面積燃料包殼失效， 核電廠嚴重事故： 威脅或破壞核電廠壓力容器或核電廠嚴重事故安

50、全殼的完整性，并引發(fā)放射性物質(zhì)泄漏的一系列過程。分兩類：堆芯熔化事故、堆芯解體事故49、 堆芯熔化分高壓熔堆和低壓熔堆低壓熔堆：以快速卸壓的大、中破口失水事故為先導高壓熔堆：以堆芯冷卻不足為先導事件，主要是喪失二次熱阱事件、小小破口失水事故也是其中之一。與低壓比，高壓的特點：進展慢，有比較充裕的干預時間；濕環(huán)境，有水洗效果；堆芯熔融物分布區(qū)域更大，具更大潛在危險。50、堆芯熔化過程：堆芯熔化過程： 在燃料棒較冷部形成局堆芯熔化過程熔化的微滴和熔流開始向下流向完整的燃料棒； 部堵塞，熔坑形成并增大；一個小熔坑形成；熔坑徑向和軸向增大。51、 蒸汽爆炸 蒸汽爆炸：當一種液體進入另一種液體，并且第一

51、種液體的溫度比第二種液體的沸騰溫度高時， 第二種液體作為第一種液體的冷卻物可能發(fā)生快速蒸發(fā)。某些情況下， 這種快速蒸發(fā)可能引發(fā)一種爆炸。階段：初始條件（熔化的燃料和冷卻劑分開著） 、階段I（粗粒的混合物，慢的傳熱，無壓力增加） 、階段II（觸發(fā)過程，局部壓力等來自沖撞或俘獲） 、階段III（增強，壓力波非常迅速地碎裂燃料，從細小碎片傳熱非常迅速） 。52、 安全殼早期失效指堆芯熔融物熔穿壓力容器之前或者之后很短的時間內(nèi)安全殼失效。安全殼早期失效主要原因：安全殼大氣直接加熱、蒸汽爆炸、氫氣燃燒（堆芯金屬物質(zhì)氧化、熔化堆芯與混凝土相互作用產(chǎn)生氫氣） 、安全殼隔離失效。53、 安全殼晚期失效：仍然存

52、在長期危及安全殼完整性的因素。安全殼晚期失效在熔融堆芯熔穿壓力容器后因素有：晚期可燃性氣體的燃燒、安全殼逐步超壓以及地基熔穿。54、嚴重事故管理內(nèi)容：第一，采用一切可用的措施，防止堆芯熔化，稱事故預防；第二， 嚴重事故管理內(nèi)容： 嚴重事故管理內(nèi)容若堆芯開始熔化，采用各種手段，盡量減少放射性向廠外釋放，稱事故的緩解。55、事故管理的基本任務依次是：預防堆芯損壞；中止已經(jīng)開始的堆芯損壞過程，將燃料滯留于主系統(tǒng)壓力邊界以內(nèi)； 在一回路壓力邊界完整性不能確保時， 盡可能長時間地維持安全殼的完整性；萬一安全殼的完整性也不能確保，應盡量減少放射性向廠外釋放。56、 事故緩解措施：安全殼熱量排出與減壓； 消

53、氫措施、安全殼的最終保障。事故緩解措施防止高壓熔堆；57、核應急：要求立即采取行動的狀態(tài)，以避免事故的發(fā)生或減輕事故的后果。58、 應急管理工作的方針：常備不懈，積極兼容，統(tǒng)一指揮，大力協(xié)同，保護公眾，保護環(huán)境。59、應急計劃區(qū)是指為了保證在事故時能迅速采取有效地行動保護公眾，在核設(shè)施周圍需要應急計劃區(qū)進行應急響應計劃的區(qū)域。60、 應急狀態(tài)4 級：應急待命、廠房應急、場區(qū)應急、場外應急。應急狀態(tài)61、 安全殼主要失效模式。答：1） 模式：蒸汽爆炸（概率極低）；2） 模式：安全殼隔離失效（包殼安全殼旁路）；3） 模式：氫爆；4） 模式：底部熔穿；5） 模式：安全殼超壓失效62、確保堆芯冷卻的方法： 正常運行時，一回路冷卻劑在流過反應堆堆芯時受熱，而在蒸汽發(fā)生器內(nèi)被冷卻。反應堆停閉時， 堆芯內(nèi)鏈式裂變反應雖被中止， 但燃料元件中裂變產(chǎn)物的衰變繼續(xù)放出熱量， 即剩余釋熱。為了避免損壞燃料元件包殼，應通過蒸汽發(fā)生器或余熱排出系統(tǒng)，繼續(xù)導出熱量。在反應堆失去正常冷卻的事故工況下，有以下導出堆芯熱量的方法(1) 由輔助給水系統(tǒng)提供給水，產(chǎn)生的蒸汽通過蒸汽旁路系統(tǒng)排入大氣。(2) 當一回路溫度和壓力下降到