核反應(yīng)堆工程概論課件

第八章：核反應(yīng)堆安全核反應(yīng)堆工程概論第八章：核反應(yīng)堆安全核反應(yīng)堆工程概論1核反應(yīng)堆安全一、核反應(yīng)堆安全的基本原則二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)三、確定論安全分析四、嚴(yán)重事故五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序六、概率安全評(píng)價(jià)法七、幾個(gè)概念核反應(yīng)堆安全一、核反應(yīng)堆安全的基本原則2一、核反應(yīng)堆安全的基本原則1、核安全的目標(biāo)2、核反應(yīng)堆的安全原則3、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理4、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督一、核反應(yīng)堆安全的基本原則1、核安全的目標(biāo)31、核安全的目標(biāo)安全的總目標(biāo)：在核電廠里建立并維持一套有效的防護(hù)措施，以保證工作人員、居民及環(huán)境免遭放射性危害。輔助目標(biāo)：輻射防護(hù)目標(biāo)：確保在正常運(yùn)行時(shí)核電廠及從核電廠釋放的放射性物質(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，還保證事故引起的輻射照射的程度得到緩解。技術(shù)安全目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對(duì)于核電廠設(shè)計(jì)中考慮的所有事故，甚至對(duì)于哪些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果（如果有的話）是小的；確保哪些會(huì)帶來嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低。核電廠的指標(biāo)：發(fā)生堆芯嚴(yán)重?fù)p壞事件的概率低于110－4/（堆.年），發(fā)生嚴(yán)重的放射性向環(huán)境釋放的概率低于110－5/（堆.年）。1、核安全的目標(biāo)安全的總目標(biāo)：42、核反應(yīng)堆的安全原則核反應(yīng)堆的最大特點(diǎn)之一是運(yùn)行時(shí)要產(chǎn)生大量放射性裂變物質(zhì)，反應(yīng)堆和一回路是個(gè)巨大的輻射源。核電廠的首要問題是無論在正常工況，或事故工況下，都能把這些放射性物質(zhì)安全地控制起來，確保工作人員與公眾的安全。核電站采用的安全性原則是：

縱深設(shè)防，多重屏障2、核反應(yīng)堆的安全原則核反應(yīng)堆的最大特點(diǎn)之一是52.1、縱深設(shè)防通常是通過三級(jí)安全防線的考慮來貫徹

第一級(jí)安全性考慮：要求在核電站的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行中采用多種有效措施，把發(fā)生事故的幾率降到最小程度。要求：反應(yīng)堆及動(dòng)力裝置的設(shè)計(jì)必須包括內(nèi)在的安全特性；系統(tǒng)對(duì)于損傷必須有最大的耐受性；設(shè)備必須有冗余度和可檢查性及運(yùn)行前整個(gè)工作壽期內(nèi)的可試驗(yàn)性。冗余度：平行而獨(dú)立地采用兩個(gè)或兩個(gè)以上的類似部件或系統(tǒng)，一旦一個(gè)失敗也不會(huì)影響正常運(yùn)行。2.1、縱深設(shè)防通常是通過三級(jí)安全防線的考慮來貫徹62.1、縱深設(shè)防（1）內(nèi)容：

反應(yīng)堆需要負(fù)的瞬時(shí)溫度系數(shù)與空泡份額

運(yùn)行條件下性能確實(shí)穩(wěn)定的材料，才允許作燃料、冷卻劑及與安全有關(guān)的結(jié)構(gòu)物儀表控制系統(tǒng)必須滿足要求，有充分的冗余度建造與設(shè)備安裝，按工程實(shí)踐的最高標(biāo)準(zhǔn)，必須有質(zhì)保

部件的設(shè)計(jì)、安裝能夠連續(xù)或定期檢測(cè)，允許對(duì)它們進(jìn)行定期試驗(yàn)2.1、縱深設(shè)防（1）內(nèi)容：72.1、縱深設(shè)防（2）

第二級(jí)安全考慮：要求核電站必須設(shè)置可靠的安全保護(hù)系統(tǒng)。一旦發(fā)生事故，該系統(tǒng)能對(duì)人身與設(shè)備進(jìn)行安全保護(hù)，防止或減少事故的危害。內(nèi)容：

反應(yīng)堆有兩套獨(dú)立的停堆系統(tǒng)

必須備有兩套獨(dú)立的電源。包括兩路分開的廠外電源、廠內(nèi)事故電源以及能夠快速啟動(dòng)且有一定冗余數(shù)量的柴油發(fā)電機(jī)組。此外還應(yīng)有為儀表供電的蓄電池直流電源2.1、縱深設(shè)防（2）第二級(jí)安全考慮：要求核電站必82.1、縱深設(shè)防（3）

第三級(jí)安全性考慮：要求在發(fā)生某些假想事故而一些保護(hù)系統(tǒng)又同時(shí)失效時(shí)，必須有另外的專設(shè)安全設(shè)施投入動(dòng)作。例如：應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS），以防止失水事故下燃料的熔化以及裂變產(chǎn)物的釋放。根據(jù)三級(jí)安全性考慮的縱深設(shè)防原則，可以制定出一套通用的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，并對(duì)核電站的各種部件、系統(tǒng)建立起設(shè)計(jì)、制造、試驗(yàn)、運(yùn)行等各種安全規(guī)范。2.1、縱深設(shè)防（3）第三級(jí)安全性考慮：要求在發(fā)生92.2、多重屏障

為了防止正常運(yùn)行或事故狀態(tài)下放射性物質(zhì)泄漏外逸，所有的反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)都采用多重屏障的概念。

第一重屏障：燃料芯塊裂變碎片射程很短（10－3

cm）。除表面外，絕大部分裂變碎片包容在芯塊之中。氣態(tài)裂變產(chǎn)物如碘、氪和氙等核素，一部分會(huì)因擴(kuò)散而從燃料芯塊中逸出。第一重屏障大約能留住98％以上的放射性裂變產(chǎn)物。2.2、多重屏障為了防止正常運(yùn)行或事故狀態(tài)下放射性102.2、多重屏障（1）

第二重屏障：燃料元件包殼管用鋯合金制成的燃料元件包殼管，可以防止氣體裂變產(chǎn)物以及裂變碎片進(jìn)一步外逸。對(duì)于高溫氣冷堆，燃料呈顆粒狀，每顆粒子都有熱介碳涂層包殼。壓水堆正常運(yùn)行時(shí)，數(shù)以萬計(jì)的燃料棒中可能會(huì)有少數(shù)幾根棒發(fā)生破裂，致使少量放射性物質(zhì)從第二重屏蔽泄漏。2.2、多重屏障（1）第二重屏障：燃料元件包殼管112.2、多重屏障（2）

第三重屏障：壓力容器與一回路管道組成的壓力邊界流經(jīng)燃料元件的一次冷卻劑是被限制在壓力容器與一個(gè)或數(shù)個(gè)一回路環(huán)路內(nèi)流動(dòng)的，這個(gè)壓力容器與一回路管道，組成了又一道密封屏障，可進(jìn)一步防止放射性物質(zhì)外逸。后者包括從燃料棒泄漏出來的裂變產(chǎn)物，同時(shí)也包括冷卻劑中產(chǎn)生或進(jìn)入冷卻劑的活化物質(zhì)。在絕大多數(shù)反應(yīng)堆中，大部分放射性物質(zhì)可以通過冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。2.2、多重屏障（2）第三重屏障：壓力容器與一回路122.2、多重屏障（3）

第四重屏障：安全殼所有反應(yīng)堆都需安全地包容在安全殼殼體之內(nèi)，后者是防止放射性物質(zhì)向外環(huán)境擴(kuò)散的最后一道屏障。安全殼大體上一座頂上呈半球形的圓柱形密封建筑。直徑約30－40米，總高約60米。通常由厚1米的預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)制成，內(nèi)有厚約38毫米的鋼制襯套。整個(gè)一回路即壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、主泵以及應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的安全注水箱等全部包容在安全殼之中。2.2、多重屏障（3）第四重屏障：安全殼132.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則一般原則：采用行之有效的工藝和通用的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)，加強(qiáng)設(shè)計(jì)管理，在整個(gè)設(shè)計(jì)階段和任何設(shè)計(jì)變更中必須明確安全職責(zé)?；驹瓌t：?jiǎn)我还收蠝?zhǔn)則：滿足單一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機(jī)事故時(shí)，仍能保持所賦予的功能。多樣性原則：多樣性應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。2.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則一般原則：采用行之有效的工藝和通用142.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則（1）獨(dú)立性原則：為了提高系統(tǒng)的可靠性，防止發(fā)生共因故障或共模故障，系統(tǒng)設(shè)計(jì)中應(yīng)通過功能隔離或?qū)嶓w分隔，實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計(jì)的獨(dú)立性。故障安全原則：核電廠安全極為重要的系統(tǒng)和部件的設(shè)計(jì)，應(yīng)盡可能貫徹故障安全的原則。即核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時(shí)，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動(dòng)作的情況下進(jìn)入安全狀態(tài)。定期試驗(yàn)、維護(hù)、檢查的措施：運(yùn)行人員操作優(yōu)化的設(shè)計(jì)：（人因的影響）充分采用固有安全性的設(shè)計(jì)原則：2.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則（1）獨(dú)立性原則：為了提高系統(tǒng)的可153、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理1986年切爾諾貝利核電廠事故的發(fā)生，引發(fā)了核安全文化概念的提出和發(fā)展。核安全文化的定義：核安全文化是存在于單位和個(gè)人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視。核安全文化是所有從事與核安全相關(guān)工作的人員參與的結(jié)果，它包括電廠員工、電廠管理人員及政府決策層。與核安全相比，核安全文化是一種意識(shí)形態(tài)。3、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理1986年切爾諾貝利核電廠事故的163、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理（1）3、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理（1）173、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理（2）核安全文化作用于或表現(xiàn)在下面兩個(gè)領(lǐng)域核電廠領(lǐng)導(dǎo)階層和國家政策方面：

他們必須通過自己的具體行為為每一個(gè)工作人員創(chuàng)造有益于核安全的工作環(huán)境，培養(yǎng)他們重視核安全的工作態(tài)度和責(zé)任心。領(lǐng)導(dǎo)層對(duì)核安全的參與必須是公開的，而且有明確的態(tài)度。個(gè)體的行為：

必須有質(zhì)疑的探索工作態(tài)度、嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鞣椒ㄒ约氨匾南嗷ソ涣?。只有各個(gè)層次的人在自己的崗位上盡職盡責(zé)，滿足核安全的要求，核安全文化才會(huì)得到發(fā)展和提高。

3、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理（2）核安全文化作用于或表現(xiàn)在下184、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督國家核安全管理部門：國家核安全局（現(xiàn)隸屬國家環(huán)?？偩郑┏闪⒂?984年10月，由國務(wù)院授權(quán)，對(duì)全國的核設(shè)施安全實(shí)施統(tǒng)一的監(jiān)督，獨(dú)立地行使核安全監(jiān)督權(quán)。核安全法規(guī)：核安全法規(guī)包括由國家頒布的法律和行政法規(guī)，由核安全的要求保證監(jiān)管機(jī)構(gòu)頒發(fā)的部門規(guī)章、國家標(biāo)準(zhǔn)和導(dǎo)則以及由工業(yè)部門制定的行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)等。4、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督國家核安全管理部門：194、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督（1）國務(wù)院頒發(fā)的行政法律：《中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例》（HAF0500）《中華人民共和國核材料管制條例》（HAF0600）國家核安全局制定了《中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例的實(shí)施細(xì)則》以及以下的安全法規(guī)：《核電廠的廠址選擇安全規(guī)定》（HAF0100）《核電廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》（HAF0200）《核電廠運(yùn)行安全規(guī)定》（HAF0300）《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》（HAF0400）《核電廠放射性廢物管理安全規(guī)定》（HAF0500）《輻射防護(hù)規(guī)定》（GB8703－88）（國家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）《核電站環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB6249－86）（國家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）4、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督（1）國務(wù)院頒發(fā)的行政法律：204、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督（2）核安全許可證制度根據(jù)《中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例》規(guī)定，我國已實(shí)行核設(shè)施安全許可證制度。由國家核安全局負(fù)責(zé)制定和批準(zhǔn)頒發(fā)核設(shè)施安全許可證。核電廠的許可證按五個(gè)主要階段申請(qǐng)和頒發(fā)：?核電廠的選址定點(diǎn)?核電廠的建造?核電廠的調(diào)試?核電廠的運(yùn)行?核電廠的退役4、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督（2）核安全許可證制度21二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)1、反應(yīng)堆的安全性2、反應(yīng)堆的安全功能3、專設(shè)安全設(shè)施二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)1、反應(yīng)堆的安全性221、反應(yīng)堆的安全性國際核能界認(rèn)為現(xiàn)有核電廠系統(tǒng)過于復(fù)雜，必須著力解決設(shè)計(jì)思想上的薄弱環(huán)節(jié)，提出應(yīng)以固有安全概念貫串于核電廠設(shè)計(jì)安全的新論點(diǎn)。固有安全性定義：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時(shí)，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強(qiáng)制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動(dòng)的安全性，控制反應(yīng)堆或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運(yùn)行和安全停堆。

固有安全性包括四種安全性要素：

自然的安全性；非能動(dòng)的安全性；能動(dòng)的安全性；后備的安全性1、反應(yīng)堆的安全性國際核能界認(rèn)為現(xiàn)有核電廠系統(tǒng)過于復(fù)雜，必須231、反應(yīng)堆的安全性（1）固有安全性包括四種安全性要素：自然的安全性：只取決于內(nèi)在負(fù)反應(yīng)性系數(shù)、多普勒效應(yīng)、控制棒籍助重力落入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性，事故時(shí)能控制反應(yīng)堆反應(yīng)性或自動(dòng)終止裂變，確保堆芯不熔化。非能動(dòng)的安全性：建立在慣性原理（如泵惰轉(zhuǎn)）、重力法則（如位差）、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動(dòng)設(shè)備（無源設(shè)備）的安全性，即安全功能的實(shí)現(xiàn)毋需依賴外來的動(dòng)力。能動(dòng)的安全性：必須依靠能動(dòng)設(shè)備（有源設(shè)備），即需由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)逸出的多重屏障提供的安全性保證。1、反應(yīng)堆的安全性（1）固有安全性包括四242、反應(yīng)堆的安全功能為確保反應(yīng)堆的安全，反應(yīng)堆所有的安全設(shè)施應(yīng)發(fā)揮以下特定的安全功能：有效地控制反應(yīng)性確保堆芯冷卻包容放射性產(chǎn)物反應(yīng)性控制緊急停堆控制功率控制補(bǔ)償控制2、反應(yīng)堆的安全功能為確保反應(yīng)堆的安全，反應(yīng)堆所有的安全設(shè)施252、反應(yīng)堆的安全功能（1）確保堆芯冷卻正常運(yùn)行工況反應(yīng)堆停閉工況反應(yīng)堆事故工況包容放射性產(chǎn)物正常運(yùn)行時(shí)事故工況下2、反應(yīng)堆的安全功能（1）確保堆芯冷卻263、專設(shè)安全設(shè)施目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故時(shí)，堆芯發(fā)生熔化以及放射性物質(zhì)向環(huán)境外逸擴(kuò)散。主要包括：安全注射系統(tǒng)或稱應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)安全殼隔離系統(tǒng)其他系統(tǒng)：安全殼消氫系統(tǒng)安全殼空氣凈化系統(tǒng)等等3、專設(shè)安全設(shè)施目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故27三、確定論安全分析1、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類2、反應(yīng)性引入事故（自修）3、失流事故（自修）4、熱阱喪失事故（自修）5、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（自修）6、蒸汽管道破裂事故（自修）7、給水管道破裂事故（自修）8、冷卻劑喪失事故（自修）9、未能緊急停堆的預(yù)計(jì)瞬變（自修）三、確定論安全分析1、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類281、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變這類工況出現(xiàn)較頻繁，所以要求整個(gè)過程中無需停堆，只要依靠控制系統(tǒng)在反應(yīng)堆設(shè)計(jì)裕量范圍內(nèi)進(jìn)行調(diào)節(jié)，即可把反應(yīng)堆調(diào)節(jié)到所要求的狀態(tài)，重新穩(wěn)定運(yùn)行。中等頻率事件，或稱預(yù)期運(yùn)行事件出現(xiàn)幾率相對(duì)較大，但后果并不嚴(yán)重。采取停堆、禁止提棒、排放蒸汽等措施，可防止事故的進(jìn)一步擴(kuò)大，不會(huì)損壞堆芯和一回路。稀有事故

工作壽期內(nèi)不一定發(fā)生，但仍有可能發(fā)生。少量元件可能損壞，但不會(huì)嚴(yán)重?fù)p壞堆芯，一回路的完整性不會(huì)受到損壞，放射性物質(zhì)可能會(huì)有微量擴(kuò)散，但不影響廠區(qū)外的環(huán)境。極限事故

一般不會(huì)發(fā)生，但一旦發(fā)生后果嚴(yán)重，導(dǎo)致放射性物質(zhì)擴(kuò)散，對(duì)公眾造成嚴(yán)重的危害。1、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變29核反應(yīng)堆工程概論課件30四、嚴(yán)重事故核電廠嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)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。核反應(yīng)堆嚴(yán)重事故可以分為兩大類：堆芯熔化事故（CMAs）：由于堆芯冷卻不充分，引起堆芯裸露、升溫和熔化的過程，其發(fā)展較為緩慢，時(shí)間尺寸為小時(shí)量級(jí)。堆芯解體事故（CDAs）：由于快速引入巨大的反應(yīng)性，引起功率陡增和燃料碎裂的過程，其發(fā)展非常迅速，時(shí)間尺寸為秒量級(jí)。四、嚴(yán)重事故核電廠嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)堆堆芯大面積燃料包殼失效31四、嚴(yán)重事故（1）美國三哩島事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故分別是這兩類事故到目前為止僅有的實(shí)例。由于其固有的反應(yīng)性負(fù)溫度反饋特性和專設(shè)安全設(shè)施，堆芯解體事故發(fā)生在輕水反應(yīng)堆中的可能性極小。美國三哩島事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故（自修）四、嚴(yán)重事故（1）美國三哩島事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故32五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序核電廠系統(tǒng)安全分析首先是分析整個(gè)一回路總的熱工水力學(xué)特性，其次要分析可能影響一回路正常運(yùn)行的二回路及其它一些輔助回路的熱工水力學(xué)特性。系統(tǒng)安全分析就是通過建立流體力學(xué)模型、傳熱模型和系統(tǒng)部件模型，編制成計(jì)算機(jī)程序，預(yù)計(jì)反應(yīng)堆在瞬態(tài)過程和事故工況下的行為。五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序核電廠系統(tǒng)安全分析首先是分析整33五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序（1）兩相流動(dòng)場(chǎng)方程（自修）兩相流模型的分類：兩流體模型均勻流模型帶滑移的均勻流模型漂移流模型考慮不凝氣體的流體模型五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序（1）兩相流動(dòng)場(chǎng)方程（自修）34五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序（2）目前，已開發(fā)出許多大型綜合性的系統(tǒng)分析程序，如RELAP5，RETRAN，TRAC，CATHARE（法國）和ATHLET（德國）就是其中著名的幾個(gè)。這些程序經(jīng)過多年的研制，版本多次更新，模型日趨完善。用這些程序能夠預(yù)測(cè)下列各類事故和瞬變工況下核電廠的特性：

反應(yīng)性引入瞬變反應(yīng)堆冷卻劑管道大破口引起的冷卻劑喪失事故反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)各種假想的管道小破口引起的冷卻劑喪失事故蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂引起的瞬變給水管破裂、主蒸汽管破裂引起的瞬變主冷卻劑循環(huán)泵故障如泵軸斷裂、卡泵等引起的瞬變五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序（2）目前，已開發(fā)出許多大型綜35六、概率安全評(píng)價(jià)法概率安全評(píng)價(jià)（PSA）又稱概率風(fēng)險(xiǎn)分析（PRA），是70年代以后發(fā)展起來的一種系統(tǒng)工程。它采用系統(tǒng)可靠性評(píng)價(jià)技術(shù)（即故障樹、事件樹分析）和概率風(fēng)險(xiǎn)分析方法對(duì)系統(tǒng)的各種可能事故的發(fā)生和發(fā)展過程進(jìn)行全面分析，從它們的發(fā)生概率以及造成的后果綜合進(jìn)行考慮。評(píng)價(jià)核電廠安全性的方法：

確定論評(píng)價(jià)法：根據(jù)反應(yīng)堆縱深防御的原則，除了反應(yīng)堆設(shè)計(jì)盡可能安全可靠外，還設(shè)置了多重的專設(shè)安全設(shè)施，以便在一旦發(fā)生最大假想事故情況下，依靠安全設(shè)施，能將事故后果減至最輕程度。

概率安全評(píng)價(jià)：認(rèn)為核電廠事故是個(gè)隨機(jī)事件，引起核電廠事故的潛在因素很多，核電廠的安全性應(yīng)由全部潛在事故的數(shù)學(xué)期望值表示。六、概率安全評(píng)價(jià)法概率安全評(píng)價(jià)（PSA）又稱概率風(fēng)險(xiǎn)分析（P36六、概率安全評(píng)價(jià)法（1）PSA分析的三個(gè)等級(jí)

一級(jí)PSA：系統(tǒng)分析。對(duì)核電廠運(yùn)行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)進(jìn)行可靠性分析，確定造成堆芯損壞的事故系列，并作出定量化分析，求出各事故序列的發(fā)生頻率，給出反應(yīng)堆每運(yùn)行年發(fā)生堆芯損壞的概率。

二級(jí)PSA：一級(jí)PSA結(jié)果加上安全殼響應(yīng)的評(píng)價(jià)。分析堆芯熔化物理過程和安全殼響應(yīng)特性，包括分析安全殼在堆芯損壞事故下的載荷、安全殼失效模式、熔融物質(zhì)與混凝土的作用以及放射性物質(zhì)在安全殼內(nèi)釋放和遷移。結(jié)合第一級(jí)PSA結(jié)果確定放射性從安全殼釋放的概率。

三級(jí)PSA：二級(jí)PSA結(jié)果加上廠外后果評(píng)價(jià)。分析放射性物質(zhì)在環(huán)境中的遷移，求出核電廠外不同距離處放射性物質(zhì)濃度隨時(shí)間的變化。結(jié)合第二級(jí)分析結(jié)果按公眾風(fēng)險(xiǎn)的概念確定放射性事故造成的廠外后果。六、概率安全評(píng)價(jià)法（1）PSA分析的三個(gè)等級(jí)37七、幾個(gè)概念堆芯熔化概率故障和故障樹內(nèi)部事件和外部事件主動(dòng)安全和被動(dòng)安全安全分級(jí)和質(zhì)保分級(jí)按核安全的重要性對(duì)系統(tǒng)和設(shè)備劃分等級(jí)反應(yīng)堆保護(hù)目的在于防止反應(yīng)堆偏離安全限值以及一旦超過這種安全限值后緩解所發(fā)生的后果。即防止事故發(fā)生，緩解事故后果。標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范

七、幾個(gè)概念堆芯熔化概率38結(jié)束結(jié)束39第八章：核反應(yīng)堆安全核反應(yīng)堆工程概論第八章：核反應(yīng)堆安全核反應(yīng)堆工程概論40核反應(yīng)堆安全一、核反應(yīng)堆安全的基本原則二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)三、確定論安全分析四、嚴(yán)重事故五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序六、概率安全評(píng)價(jià)法七、幾個(gè)概念核反應(yīng)堆安全一、核反應(yīng)堆安全的基本原則41一、核反應(yīng)堆安全的基本原則1、核安全的目標(biāo)2、核反應(yīng)堆的安全原則3、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理4、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督一、核反應(yīng)堆安全的基本原則1、核安全的目標(biāo)421、核安全的目標(biāo)安全的總目標(biāo)：在核電廠里建立并維持一套有效的防護(hù)措施，以保證工作人員、居民及環(huán)境免遭放射性危害。輔助目標(biāo)：輻射防護(hù)目標(biāo)：確保在正常運(yùn)行時(shí)核電廠及從核電廠釋放的放射性物質(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，還保證事故引起的輻射照射的程度得到緩解。技術(shù)安全目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對(duì)于核電廠設(shè)計(jì)中考慮的所有事故，甚至對(duì)于哪些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果（如果有的話）是小的；確保哪些會(huì)帶來嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低。核電廠的指標(biāo)：發(fā)生堆芯嚴(yán)重?fù)p壞事件的概率低于110－4/（堆.年），發(fā)生嚴(yán)重的放射性向環(huán)境釋放的概率低于110－5/（堆.年）。1、核安全的目標(biāo)安全的總目標(biāo)：432、核反應(yīng)堆的安全原則核反應(yīng)堆的最大特點(diǎn)之一是運(yùn)行時(shí)要產(chǎn)生大量放射性裂變物質(zhì)，反應(yīng)堆和一回路是個(gè)巨大的輻射源。核電廠的首要問題是無論在正常工況，或事故工況下，都能把這些放射性物質(zhì)安全地控制起來，確保工作人員與公眾的安全。核電站采用的安全性原則是：

縱深設(shè)防，多重屏障2、核反應(yīng)堆的安全原則核反應(yīng)堆的最大特點(diǎn)之一是442.1、縱深設(shè)防通常是通過三級(jí)安全防線的考慮來貫徹

第一級(jí)安全性考慮：要求在核電站的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行中采用多種有效措施，把發(fā)生事故的幾率降到最小程度。要求：反應(yīng)堆及動(dòng)力裝置的設(shè)計(jì)必須包括內(nèi)在的安全特性；系統(tǒng)對(duì)于損傷必須有最大的耐受性；設(shè)備必須有冗余度和可檢查性及運(yùn)行前整個(gè)工作壽期內(nèi)的可試驗(yàn)性。冗余度：平行而獨(dú)立地采用兩個(gè)或兩個(gè)以上的類似部件或系統(tǒng)，一旦一個(gè)失敗也不會(huì)影響正常運(yùn)行。2.1、縱深設(shè)防通常是通過三級(jí)安全防線的考慮來貫徹452.1、縱深設(shè)防（1）內(nèi)容：

反應(yīng)堆需要負(fù)的瞬時(shí)溫度系數(shù)與空泡份額

運(yùn)行條件下性能確實(shí)穩(wěn)定的材料，才允許作燃料、冷卻劑及與安全有關(guān)的結(jié)構(gòu)物儀表控制系統(tǒng)必須滿足要求，有充分的冗余度建造與設(shè)備安裝，按工程實(shí)踐的最高標(biāo)準(zhǔn)，必須有質(zhì)保

部件的設(shè)計(jì)、安裝能夠連續(xù)或定期檢測(cè)，允許對(duì)它們進(jìn)行定期試驗(yàn)2.1、縱深設(shè)防（1）內(nèi)容：462.1、縱深設(shè)防（2）

第二級(jí)安全考慮：要求核電站必須設(shè)置可靠的安全保護(hù)系統(tǒng)。一旦發(fā)生事故，該系統(tǒng)能對(duì)人身與設(shè)備進(jìn)行安全保護(hù)，防止或減少事故的危害。內(nèi)容：

反應(yīng)堆有兩套獨(dú)立的停堆系統(tǒng)

必須備有兩套獨(dú)立的電源。包括兩路分開的廠外電源、廠內(nèi)事故電源以及能夠快速啟動(dòng)且有一定冗余數(shù)量的柴油發(fā)電機(jī)組。此外還應(yīng)有為儀表供電的蓄電池直流電源2.1、縱深設(shè)防（2）第二級(jí)安全考慮：要求核電站必472.1、縱深設(shè)防（3）

第三級(jí)安全性考慮：要求在發(fā)生某些假想事故而一些保護(hù)系統(tǒng)又同時(shí)失效時(shí)，必須有另外的專設(shè)安全設(shè)施投入動(dòng)作。例如：應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS），以防止失水事故下燃料的熔化以及裂變產(chǎn)物的釋放。根據(jù)三級(jí)安全性考慮的縱深設(shè)防原則，可以制定出一套通用的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，并對(duì)核電站的各種部件、系統(tǒng)建立起設(shè)計(jì)、制造、試驗(yàn)、運(yùn)行等各種安全規(guī)范。2.1、縱深設(shè)防（3）第三級(jí)安全性考慮：要求在發(fā)生482.2、多重屏障

為了防止正常運(yùn)行或事故狀態(tài)下放射性物質(zhì)泄漏外逸，所有的反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)都采用多重屏障的概念。

第一重屏障：燃料芯塊裂變碎片射程很短（10－3

cm）。除表面外，絕大部分裂變碎片包容在芯塊之中。氣態(tài)裂變產(chǎn)物如碘、氪和氙等核素，一部分會(huì)因擴(kuò)散而從燃料芯塊中逸出。第一重屏障大約能留住98％以上的放射性裂變產(chǎn)物。2.2、多重屏障為了防止正常運(yùn)行或事故狀態(tài)下放射性492.2、多重屏障（1）

第二重屏障：燃料元件包殼管用鋯合金制成的燃料元件包殼管，可以防止氣體裂變產(chǎn)物以及裂變碎片進(jìn)一步外逸。對(duì)于高溫氣冷堆，燃料呈顆粒狀，每顆粒子都有熱介碳涂層包殼。壓水堆正常運(yùn)行時(shí)，數(shù)以萬計(jì)的燃料棒中可能會(huì)有少數(shù)幾根棒發(fā)生破裂，致使少量放射性物質(zhì)從第二重屏蔽泄漏。2.2、多重屏障（1）第二重屏障：燃料元件包殼管502.2、多重屏障（2）

第三重屏障：壓力容器與一回路管道組成的壓力邊界流經(jīng)燃料元件的一次冷卻劑是被限制在壓力容器與一個(gè)或數(shù)個(gè)一回路環(huán)路內(nèi)流動(dòng)的，這個(gè)壓力容器與一回路管道，組成了又一道密封屏障，可進(jìn)一步防止放射性物質(zhì)外逸。后者包括從燃料棒泄漏出來的裂變產(chǎn)物，同時(shí)也包括冷卻劑中產(chǎn)生或進(jìn)入冷卻劑的活化物質(zhì)。在絕大多數(shù)反應(yīng)堆中，大部分放射性物質(zhì)可以通過冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。2.2、多重屏障（2）第三重屏障：壓力容器與一回路512.2、多重屏障（3）

第四重屏障：安全殼所有反應(yīng)堆都需安全地包容在安全殼殼體之內(nèi)，后者是防止放射性物質(zhì)向外環(huán)境擴(kuò)散的最后一道屏障。安全殼大體上一座頂上呈半球形的圓柱形密封建筑。直徑約30－40米，總高約60米。通常由厚1米的預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)制成，內(nèi)有厚約38毫米的鋼制襯套。整個(gè)一回路即壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、主泵以及應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的安全注水箱等全部包容在安全殼之中。2.2、多重屏障（3）第四重屏障：安全殼522.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則一般原則：采用行之有效的工藝和通用的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)，加強(qiáng)設(shè)計(jì)管理，在整個(gè)設(shè)計(jì)階段和任何設(shè)計(jì)變更中必須明確安全職責(zé)?；驹瓌t：?jiǎn)我还收蠝?zhǔn)則：滿足單一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機(jī)事故時(shí)，仍能保持所賦予的功能。多樣性原則：多樣性應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。2.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則一般原則：采用行之有效的工藝和通用532.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則（1）獨(dú)立性原則：為了提高系統(tǒng)的可靠性，防止發(fā)生共因故障或共模故障，系統(tǒng)設(shè)計(jì)中應(yīng)通過功能隔離或?qū)嶓w分隔，實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計(jì)的獨(dú)立性。故障安全原則：核電廠安全極為重要的系統(tǒng)和部件的設(shè)計(jì)，應(yīng)盡可能貫徹故障安全的原則。即核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時(shí)，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動(dòng)作的情況下進(jìn)入安全狀態(tài)。定期試驗(yàn)、維護(hù)、檢查的措施：運(yùn)行人員操作優(yōu)化的設(shè)計(jì)：（人因的影響）充分采用固有安全性的設(shè)計(jì)原則：2.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則（1）獨(dú)立性原則：為了提高系統(tǒng)的可543、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理1986年切爾諾貝利核電廠事故的發(fā)生，引發(fā)了核安全文化概念的提出和發(fā)展。核安全文化的定義：核安全文化是存在于單位和個(gè)人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視。核安全文化是所有從事與核安全相關(guān)工作的人員參與的結(jié)果，它包括電廠員工、電廠管理人員及政府決策層。與核安全相比，核安全文化是一種意識(shí)形態(tài)。3、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理1986年切爾諾貝利核電廠事故的553、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理（1）3、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理（1）563、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理（2）核安全文化作用于或表現(xiàn)在下面兩個(gè)領(lǐng)域核電廠領(lǐng)導(dǎo)階層和國家政策方面：

他們必須通過自己的具體行為為每一個(gè)工作人員創(chuàng)造有益于核安全的工作環(huán)境，培養(yǎng)他們重視核安全的工作態(tài)度和責(zé)任心。領(lǐng)導(dǎo)層對(duì)核安全的參與必須是公開的，而且有明確的態(tài)度。個(gè)體的行為：

必須有質(zhì)疑的探索工作態(tài)度、嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鞣椒ㄒ约氨匾南嗷ソ涣?。只有各個(gè)層次的人在自己的崗位上盡職盡責(zé)，滿足核安全的要求，核安全文化才會(huì)得到發(fā)展和提高。

3、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理（2）核安全文化作用于或表現(xiàn)在下574、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督國家核安全管理部門：國家核安全局（現(xiàn)隸屬國家環(huán)?？偩郑┏闪⒂?984年10月，由國務(wù)院授權(quán)，對(duì)全國的核設(shè)施安全實(shí)施統(tǒng)一的監(jiān)督，獨(dú)立地行使核安全監(jiān)督權(quán)。核安全法規(guī)：核安全法規(guī)包括由國家頒布的法律和行政法規(guī)，由核安全的要求保證監(jiān)管機(jī)構(gòu)頒發(fā)的部門規(guī)章、國家標(biāo)準(zhǔn)和導(dǎo)則以及由工業(yè)部門制定的行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)等。4、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督國家核安全管理部門：584、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督（1）國務(wù)院頒發(fā)的行政法律：《中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例》（HAF0500）《中華人民共和國核材料管制條例》（HAF0600）國家核安全局制定了《中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例的實(shí)施細(xì)則》以及以下的安全法規(guī)：《核電廠的廠址選擇安全規(guī)定》（HAF0100）《核電廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》（HAF0200）《核電廠運(yùn)行安全規(guī)定》（HAF0300）《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》（HAF0400）《核電廠放射性廢物管理安全規(guī)定》（HAF0500）《輻射防護(hù)規(guī)定》（GB8703－88）（國家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）《核電站環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB6249－86）（國家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）4、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督（1）國務(wù)院頒發(fā)的行政法律：594、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督（2）核安全許可證制度根據(jù)《中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例》規(guī)定，我國已實(shí)行核設(shè)施安全許可證制度。由國家核安全局負(fù)責(zé)制定和批準(zhǔn)頒發(fā)核設(shè)施安全許可證。核電廠的許可證按五個(gè)主要階段申請(qǐng)和頒發(fā)：?核電廠的選址定點(diǎn)?核電廠的建造?核電廠的調(diào)試?核電廠的運(yùn)行?核電廠的退役4、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督（2）核安全許可證制度60二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)1、反應(yīng)堆的安全性2、反應(yīng)堆的安全功能3、專設(shè)安全設(shè)施二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)1、反應(yīng)堆的安全性611、反應(yīng)堆的安全性國際核能界認(rèn)為現(xiàn)有核電廠系統(tǒng)過于復(fù)雜，必須著力解決設(shè)計(jì)思想上的薄弱環(huán)節(jié)，提出應(yīng)以固有安全概念貫串于核電廠設(shè)計(jì)安全的新論點(diǎn)。固有安全性定義：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時(shí)，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強(qiáng)制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動(dòng)的安全性，控制反應(yīng)堆或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運(yùn)行和安全停堆。

固有安全性包括四種安全性要素：

自然的安全性；非能動(dòng)的安全性；能動(dòng)的安全性；后備的安全性1、反應(yīng)堆的安全性國際核能界認(rèn)為現(xiàn)有核電廠系統(tǒng)過于復(fù)雜，必須621、反應(yīng)堆的安全性（1）固有安全性包括四種安全性要素：自然的安全性：只取決于內(nèi)在負(fù)反應(yīng)性系數(shù)、多普勒效應(yīng)、控制棒籍助重力落入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性，事故時(shí)能控制反應(yīng)堆反應(yīng)性或自動(dòng)終止裂變，確保堆芯不熔化。非能動(dòng)的安全性：建立在慣性原理（如泵惰轉(zhuǎn)）、重力法則（如位差）、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動(dòng)設(shè)備（無源設(shè)備）的安全性，即安全功能的實(shí)現(xiàn)毋需依賴外來的動(dòng)力。能動(dòng)的安全性：必須依靠能動(dòng)設(shè)備（有源設(shè)備），即需由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)逸出的多重屏障提供的安全性保證。1、反應(yīng)堆的安全性（1）固有安全性包括四632、反應(yīng)堆的安全功能為確保反應(yīng)堆的安全，反應(yīng)堆所有的安全設(shè)施應(yīng)發(fā)揮以下特定的安全功能：有效地控制反應(yīng)性確保堆芯冷卻包容放射性產(chǎn)物反應(yīng)性控制緊急停堆控制功率控制補(bǔ)償控制2、反應(yīng)堆的安全功能為確保反應(yīng)堆的安全，反應(yīng)堆所有的安全設(shè)施642、反應(yīng)堆的安全功能（1）確保堆芯冷卻正常運(yùn)行工況反應(yīng)堆停閉工況反應(yīng)堆事故工況包容放射性產(chǎn)物正常運(yùn)行時(shí)事故工況下2、反應(yīng)堆的安全功能（1）確保堆芯冷卻653、專設(shè)安全設(shè)施目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故時(shí)，堆芯發(fā)生熔化以及放射性物質(zhì)向環(huán)境外逸擴(kuò)散。主要包括：安全注射系統(tǒng)或稱應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)安全殼隔離系統(tǒng)其他系統(tǒng)：安全殼消氫系統(tǒng)安全殼空氣凈化系統(tǒng)等等3、專設(shè)安全設(shè)施目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故66三、確定論安全分析1、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類2、反應(yīng)性引入事故（自修）3、失流事故（自修）4、熱阱喪失事故（自修）5、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（自修）6、蒸汽管道破裂事故（自修）7、給水管道破裂事故（自修）8、冷卻劑喪失事故（自修）9、未能緊急停堆的預(yù)計(jì)瞬變（自修）三、確定論安全分析1、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類671、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變這類工況出現(xiàn)較頻繁，所以要求整個(gè)過程中無需停堆，只要依靠控制系統(tǒng)在反應(yīng)堆設(shè)計(jì)裕量范圍內(nèi)進(jìn)行調(diào)節(jié)，即可把反應(yīng)堆調(diào)節(jié)到所要求的狀態(tài)，重新穩(wěn)定運(yùn)行。中等頻率事件，或稱預(yù)期運(yùn)行事件出現(xiàn)幾率相對(duì)較大，但后果并不嚴(yán)重。采取停堆、禁止提棒、排放蒸汽等措施，可防止事故的進(jìn)一步擴(kuò)大，不會(huì)損壞堆芯和一回路。稀有事故

工作壽期內(nèi)不一定發(fā)生，但仍有可能發(fā)生。少量元件可能損壞，但不會(huì)嚴(yán)重?fù)p壞堆芯，一回路的完整性不會(huì)受到損壞，放射性物質(zhì)可能會(huì)有微量擴(kuò)散，但不影響廠區(qū)外的環(huán)境。極限事故

一般不會(huì)發(fā)生，但一旦發(fā)生后果嚴(yán)重，導(dǎo)致放射性物質(zhì)擴(kuò)散，對(duì)公眾造成嚴(yán)重的危害。1、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變68核反應(yīng)堆工程概論課件69四、嚴(yán)重事故核電廠嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)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。核反應(yīng)堆嚴(yán)重事故可以分為兩大類：堆芯熔化事故（CMAs）：由于堆芯冷卻不充分，引起堆芯裸露、升溫和熔化的過程，其發(fā)展較為緩慢，時(shí)間尺寸為小時(shí)量級(jí)。堆芯解體事故（CDAs）：由于快速引入巨大的反應(yīng)性，引起功率陡增和燃料碎裂的過程，其發(fā)展非常迅速，時(shí)間尺寸為秒量級(jí)。四、嚴(yán)重事故核電廠嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)堆堆芯大面積燃料包殼失效70四、嚴(yán)重事故（1）美國三哩島事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故分別是這兩類事故到目前為止僅有的實(shí)例。由于其固有的反應(yīng)性負(fù)溫度反饋特性和專設(shè)安全設(shè)施，堆芯解體事故發(fā)生在輕水反應(yīng)堆中的可能性極小。美國三哩島事故和前蘇聯(lián)