内容发布更新时间 : 2024/5/1 14:00:42星期一 下面是文章的全部内容请认真阅读。

冗余度：核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。

多样性：采用两个或者多个独立的方法或系统来完成同一个功能。

独立性：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，实现系统布置和设计的独立性。

故障安全：核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。 单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。

单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一故障时仍能保持所赋予的功能。

核安全文化：安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电站安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。

始发事件：能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件，都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。 初因事件：：造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。

固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。

停堆余量（深度）：全部毒物都投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。 热流量：单位时间传递的热量。 热通量（热流密度）：单位时间通过单位面积传递的热量。

传热系数：单位时间、单位面积、温度差为1℃时传递的热量，即单位传热量。

对流换热系数h：当流体与壁面温度相差1度时、每单位壁面面积上、单位时间内所传递的热量。

大容器沸腾：由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾

饱和沸腾：液体主体温度达到饱和温度，壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾称为饱和沸腾。 热管：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出、最小冷却剂流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。

热点：堆芯集中了所有关于核的和合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点。在堆芯内最危险的燃料元 件上的点。 偏离泡核沸腾：冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流量qDNB与该点的实际热流量的比值

子通道模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着整个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量交换。

比放射性活度：单位质量或体积的放射性核素的放射性活度。 核燃料线功率密度：单位长度的核燃料棒所释放的功率。 热阱：接受反应堆排除余热的场所。

核应急：是需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。

应急计划：又称应急响应计划。在应急计划中规定核设施营运单位、地方破府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务。

固有安全：指借助材料的选择和设计概念以消除或排除或排除固有危害而实现的安全性。 1.核电站安全的特殊性？

核裂变释热功率的半无限、强放射性、高温高压水、剩余反应性、衰变热 2.核安全法规的各系统编排情况？ HAF 0xx/yy/zz——通用系列； HAF 1xx/yy/zz——核动力厂系列； HAF 2xx/yy/zz——研究堆系列；

HAF 3xx/yy/zz——核燃料循环设施系列； HAF 4xx/yy/zz——放射性废物管理系列； HAF 5xx/yy/zz——核材料管制系列；

HAF 6xx/yy/zz——民用核承压设备监督管理系列； HAF 7xx/yy/zz——放射性物质运输管理系列； 3.核安全管理的主要三种方式？

核安全许可证制度、核安全审评、核安全监督 4.核电厂的基本安全功能？

反应性控制(Control)、余热排出(Cool)、放射性包容(Contain) 5.核安全辐射防护目标和技术安全目标？

辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值；还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。 6.牛顿冷却定律公式？ Φ = A h( tw－tf ) q = h( tw－tf )

h—整个固体表面的平均表面传热系数; tw—固体表面的平均温度;

tf —流体温度，对于外部绕流，tf 取远离壁面的流体主流温度；对于内部流动，tf 取流体的平均温度。

其中q为热流密度，单位是瓦/平米（W/㎡），Φ为热流，单位是瓦（W）。 7.反应性的控制的三种类型

紧急停堆控制、功率控制、补偿控制 8.反应性的控制的四种方法

中子体吸收移动、慢化剂液位控制、燃料控制法、反射层控制法 9.事故工况下参与核电厂第三道放射性屏障功能的系统

安全壳自动隔离、安全壳喷淋系统、氢气复合装置、砂堆过滤器、碘过滤器及核岛排气及疏水系统收集安全壳内废液及废气。

10.反应堆的基本安全功能（3C功能）

有效地控制反应性、确保堆芯冷却、包容放射性产物 11.专设安全设施的功能

发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气释放；阻止氢气在安全壳中浓集；向蒸汽发生器应急供水。 12.专设安全设施的设计原则

设备高度可靠、系统要有多重性、系统必须各自独立、系统应能定期检查、系统必须备有可靠电源、系统必须具有充足的水源

13.核电厂第Ⅰ类和Ⅱ类工况的验收准则

燃料芯块的最高温度不超过2260℃，与燃料末期燃料芯块的熔化温度2590℃相比，留有大于300℃裕量；燃料线功率不超过59.0kW/m，压水堆平均线功率约为17.8kW/m，可知堆芯热点因子Fq不得大于3.3；最小偏离泡核沸腾比DNBR在W-3公式中不得小于1.3，这样可以保证在95%的置信度下95%的燃料元件不发生烧毁；燃料元件包壳外壁温度不超过425℃。 14.核电厂第Ⅳ类工况的验收准则

包壳最高温度不得超过1204℃；包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%；包壳氧化产氢量不得超过假设所有锆与水反应所释氢总量的1%；堆芯必须保持可冷却的几何形态；必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力 15.轻水堆中子通量监测的三个量程 源量程、中间量程、功率量程

16.核电厂的8大设计基准事故DBA

反应性引入事故、失流事故、热阱丧失事故、蒸汽发生器传热管破裂事故、蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、冷却剂丧失事故、未能紧急停堆的预期瞬态 17.大破口失水事故的4个过程

喷放、再灌水、再淹没、长期堆芯冷却 18.ANSI对核电厂事故的4大分类

正常运行和运行瞬态、中等频率事件（预期运行事件）、稀有事故、极限事故（假想事故） 19.ANSI对核电厂事故的分类中的6大稀有事故

一回路系统管道小破裂、二回路系统蒸汽管道小破裂、燃料组件误装载、满功率运行时抽出一组控制棒组件、全厂断电(反应堆失去全部强迫流量)、放射性废气、废液的事故释放 20.ANSI对核电厂事故的分类中的6大极限事故

一回路系统主管道大破裂、二回路系统蒸汽管道大破裂、蒸汽发生器传热管断裂、一台冷却剂泵转子卡死、燃料操作事故、弹棒事故 21.高压熔堆的后果

裂变碎片自压力容器喷出（高温熔喷），安全壳内快速积聚大量热量，温度和压力迅速提高，可能引发安全壳早期超压失效。 22.低压熔堆的后果

熔融物与水接触可能出现蒸汽爆炸；熔融物或碎片落到混凝土上并与之产生化学反应，混凝土熔化分解，产生H2、CO、CO2；安全壳被熔穿后，熔融物会继续穿透几米的地下土层，最后与环境达到热平衡。

23.安全壳失效模式的分类

蒸汽爆炸；安全壳隔离故障；由于氢气燃烧产生的超压；由于蒸汽和不凝气体产生的超压损坏；地基熔穿；安全壳旁通。

24.核电厂事故管理的基本任务