核电厂安全知识点
核安全基础考试知识点总结
核安全基础考试知识点总结1.核安全是指在核设施设计、建造、运行、退役期间为保护工作人员、社会和环境免受可能的放射性危害所采取的技术和组织的综合措施。
核安全措施：1.保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放2.预防故障和事故的发生3.限制发生故障和事故的后果2.核安全的总目标：建立并维持一套有效措施，以保证工作人员、社会和环境免受放射性危害.辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂以及核电厂释放出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，还要确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：采取一切合理可行的措施防止核电厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计核电厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小并且低于限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。
3.核反应堆安全特性：强放射性,高温高压水,衰变余热4.核电厂安全对策：1.有效地控制反应性2.确保堆芯冷却3.包容放射性产物5.为什么要有反应堆安全设施：反应堆的运行中会产生大量的放射性物质，一旦发生严重的堆芯损坏事故，同时又发生一回路压力边界和安全壳破损情况，将有可能有大量的放射性物质释放到环境中，造成严重的环境污染6.控制反应性的手段：1.向堆芯插入或抽出中子吸收体2.改变均匀堆的燃料浓度3.移动反射层以改变中子泄露。
反应性控制的三种类型：紧急停堆控制,功率控制,补偿控制。
7.对反应堆功率控制有什么要求：1.应能及时调节反应堆功率，以适应外界负荷变化的要求，并建立新工况下的热工参数的稳态值2.应能改善核动力装置的过渡过程特性8.反应堆保护系统的功能：1.在反应堆启动和提升功率过程中，限制反应堆的功率增长的速率，保证反应堆的安全启动2.带功率运行中，限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数变化，使反应堆运行在安全限度所允许的范围内，不发生热工事故和一回路压力边界损坏3.异常工况时，能执行保护反应堆的动作，立即消除事故隐患。
石岛湾核电厂安全培训教材
石岛湾核电厂安全培训教材第一章介绍石岛湾核电厂石岛湾核电厂位于福建省福州市，是中国重要的核电工程之一。
核电厂的建设和运营对于保障国家能源安全、推动经济发展具有重要意义。
然而，核能的安全问题是一个全球性的挑战。
为了确保核电厂的安全运营，我们必须进行全面的安全培训，以提高员工的安全意识和应对突发事件的能力。
第二章核电厂基本知识2.1 核电站构造核电站主要由核反应堆、蒸汽发生器、冷却系统、锅炉、蒸汽涡轮机和发电机等组成。
各个系统的正常运行对于核电厂的安全至关重要。
2.2 重要设备和介绍核反应堆是核电厂的核心设备，它利用核裂变的能量产生巨大的热能，并把热能转化为电能。
核电站的冷却系统和安全系统是保障核电厂安全运营的重要设备。
第三章核电厂安全管理3.1 安全意识培养所有核电厂工作人员都应该具备高度的安全意识，时刻牢记核电厂存在的安全风险和可能面临的灾难。
培养员工的安全意识是核电厂安全管理的基础。
3.2 应急预案和演练核电厂应建立完善的应急预案，包括各种突发事件的处理流程和具体操作步骤。
定期组织演练，以提高员工应对突发事件的能力。
第四章核电厂安全措施4.1 辐射防护核电厂具有一定的辐射风险，因此应采取辐射防护措施，包括隔离辐射区域、佩戴防护服和佩戴个人剂量测量仪等。
4.2 安全设备和设施核电厂应配备完善的安全设备和设施，包括消防设备、紧急停电装置、安全门禁系统等，以确保人员和设备的安全。
第五章核电厂事故预防和处理5.1 事故预防核电厂应制定科学合理的预防措施，提高系统和设备的可靠性和稳定性，减少事故的发生概率。
5.2 事故处理核电厂应建立完善的事故处理机制，确保在事故发生时能够及时采取措施，限制事故损失，并保护人员的安全。
第六章核电厂安全培训6.1 培训目标与内容核电厂应制定详细的安全培训计划，包括基础知识培训、操作规程培训、事故应急处理培训等。
6.2 培训形式和方法核电厂可以采用多种培训形式和方法，如理论讲座、实际操作演练、模拟仿真等，以提高培训效果。
核电安全 资料
1）什么是原子能?原子是由质子、中子和电子组成。
原子的核心部分称为原子核，由质子和中子构成。
原子能即原子核能，是核结构发生变化时放出的能量。
例如，核电站所用的核燃料中有效成分是铀235，如果能让1千克铀235的原子核全部分裂成碎片(裂变)，则它可以释放出相当于2700吨标准煤完全燃烧所放出的能量。
2）什么是核电站？核电站是利用核能来大规模生产电力的发电站。
它与我们常见的火力发电厂一样，都用蒸汽推动汽轮机旋转，带动发电机发电。
它们的主要不同在于蒸汽供应系统。
火电站依靠燃烧化石燃料(煤、石油或天然气)释放的化学能制造蒸汽，核电站则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来制造蒸汽。
电力结构• 到2013年底，中国大陆总电力装机124738万千瓦，比上年末增长9.3%，首次超越美国成为全球第一。
其中，火电装机容量86238万千瓦，约占69%；核电装机容量1461万千瓦，约占1%；新能源和可再生能源发电装机约占30%，其中并网风电装机容量7548万千瓦，并网太阳能发电装机容量1479万千瓦。
中国大陆电力装机容量占比（2013） 中国各种资源发电量占比（2013）电力结构美国大部分电力是来自化石燃料发电，煤电最多，占比37%（2012）左右；其次是天然气发电，占比30%；石油发电最少，不到1%；核电占比19%左右。
可再生能源发电占比近13%，其中：水电近7%，生物能发电大约1%，风电大约3%，地热和太阳能发电均不到1%。
美国各种资源的发电占比情况（2012）多重屏障 multi barrier又称“多道屏障”。
抵御核反应堆中放射性物质外泄而设置的多重密封屏障，一般有燃料包壳、一回路承压边界、单层安全壳或双层安全壳等纵深防御 defense in-depth使核设施和核活动置于多重保护之中，即使一种手段失效，亦将得到补偿或纠正，而不致危及工作人员、公众和环境。
Q我国核电发展与世界平均水平有多少差距？A12 %与2 %在全球范围内，核电的应用是比较成熟的，与火电、水电并称为世界三大电力供应支柱，而在发达国家中应用最广，中国的核电发展比较落后。
核安全基本知识
设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某 些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，而演变成一种较严重的事件。
第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严 重事故的，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。
2 人的知识和能力。这一点从设计和建造时就十分重要。电厂的安 全性所依赖的每一个人应该了解必要的科学知识，这些知识为其 正确履行职责奠定了基础。必须通过不断的、有计划的培训、考 核，确保相应的人员具备必须的知识和能力。
3 有效的权力与责任清晰的管理系统。在一个正确的直线制管理系 统中，每个人，包括管理者在履行他的职责时，只向他的单一上 级报告。工作人员在一个具体活动中不必服从来自管理链中除他 的直接上级一个人以外的其他人的指示。当然，在权力、责任链 划分时要十分注意接口关系，保证有关活动的权力分配给承担这 项活动的同一管理者。
5 在核电厂全寿期的运行实践中，所有的设备、部件，特别是安全 相关系统的设备和部件的质量必须与设备的制造质量，或者换句 话说与设备、部件的技术规格书的要求始终保持一致。这种一致 性依赖于电厂对设备、部件的有效管理，包括老化管理。对相应 的设备、部件和系统进行有计划，有明确质量、性能验收指标的 维护、保养、检修、试验和更换。这对保证核电厂运行后期的安 全尤为重要
规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展
核安全的基本概念
安全目标
总的核安全目标：
在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效 防 御，以保护人员、社会和环境免受危害。
总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全 目标所支持
这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管 理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防 御。
2023年核电厂安全考试知识点总结(超全)
2023年核电厂安全考试知识点总结(超全)综合测试题(共58个，分值共：)1、核电厂安全分析报告内容有哪些？①厂址及其环境的描述②建厂目的、反应堆设计、运行和实验所遵循的基本安全原则，设计基准内部和外部始发事件，以及保护厂区内人员和公众的安全系统性能的描述③核电厂系统的描述④设计、采购、建造、监理、调试和运行方面的质量保证大纲⑤检查预计安排在反应堆内进行的任何形式实验的安全问题⑥类似核电厂的运行经验回顾⑦假设始发事件及其后果的安全分析⑧核电厂的运行安全技术条件2、蒸汽发生器辅助给水系统设备构成，作用和特性？蒸汽发生器辅助给水系统的主要设备有1个辅助给水贮存箱、2台50%额定流量的电动辅助给水泵、1台100%额定流量的汽动辅助给水泵及相应的管路和阀门等；有两个主要特性：设备的冗余或多余性。
作用：用于保证蒸汽发生器的给水正常，以便维持一个冷源，确保反应堆余热的导出。
3、反应堆余热向最终热阱输送需要考虑哪些问题？必须恰当地选择经考验的部件，并采用多重性、多样性、实体分隔、相互连接以及隔离等措施，必须考虑自然事件和人为事件的影响4、蒸汽发生器传热管断裂事故有哪些现象？原因有哪些？保护有哪些？现象：①蒸汽发生器传热管破口，导致一回路水流失，同时一回路系统压力下降，稳压器低压力和低水位报警；上冲泵流量增加；故障蒸汽发生器的给水流量减少，出现蒸汽流量与给水流量的失配②当稳压器压力低至停堆整定值时，即触发稳压器低压保护而紧急停闭反应堆。
停闭后，由于冷却剂不断流失和冷却水体积收缩，稳压器水位快速下降，当达到稳压器低压力和低水位整定值时，触发安注信号，同时切断二回路正常给水，启动辅助给水泵。
③反应堆停闭信号触发汽轮机组脱扣，蒸汽通过旁路阀进入凝汽器。
若同时发生失去外电源供电的情况，则蒸汽旁路阀自动关闭，造成蒸汽压力上升，蒸汽通过释放阀和安全阀排向大气，最终导致换料水箱排空，酿成堆芯裸露、大量放射性物质经蒸汽发生器外泄的严重后果。
核电厂核安全主要知识梳理
即使在停堆后几小时，衰变热产生率仍有额定功率的1%。
如不提供适当的冷却，衰变热将引起堆内燃料元件的过热和燃料元件包壳破损，导致裂变产物的释放。
核安全发展的三个阶段：核电发展初期，三里岛事故后，切尔诺贝利事故后。
核电发展初期：重视设计的保守性和设备的可靠性，实施纵深防御原则。
79年三哩岛事故后：加强人机接口和考虑严重事故的预防和缓解。
86年切尔诺贝利事故后：倡导安全文化。
安全文化定义：安全文化是存在于单位和个人的种种特性（素质）和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
核安全文化就其表现而言，具有两个主要部分，一是单位的工作体制，另一个是个人的态度和响应。
安全文化要求所有对安全重要的职责必须被正确地执行，履行时具有高度的警惕性，应有的推理能力，丰富的知识，正确的判断和高度的责任心。
安全文化的特性：安全文化的有形导出，安全文化的主动精神。
安全文化由两大部分构成：一是组织内部必要的管理体系和管理部门的逐级责任落实；二是各级人员的响应。
安全文化分为决策层的职责、管理层的职责，以及个人的响应三个方面。
对决策层的具体要求：公布安全政策，建立管理体制，提供人力物力资源，自我完善。
对管理层的具体要求：明确责任和分工，安全工作的安排和管理，人员资格审查和培训，奖励和惩罚，监察、审查和对比。
对个人响应的具体要求：质疑的工作态，严谨的工作方法，互相交流的工作习惯。
安全文化的实质是强调“安全第一”。
基于“安全第一”原则的组织管理体系及管理体系的有效实施是安全文化的重要基础。
全体员工努力满足管理体系要求，并自觉形成重视安全的主人翁态度和积极的个人响应是构成安全文化极为重要的要素。
安全文化的实质:核电厂安全在组织内部建立一整套科学、严密、系统、完善的管理体系和规章制度,在组织内部营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训提高员工的知识和技能，培养员工遵章守纪的自觉性和良好的工作习惯，引入激励机制并培养员工个人积极的响应，从而提高员工的安全素养，最终实现组织安全绩效的持续提升。
核电厂安全知识点
核电厂潜在的危险性：1)核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4)反应堆功率可能迅速升高。
核安全文化的定义:安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。
特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。
实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围,通过培训，提高员工的知识技能,培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。
人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。
自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法：STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查.监护:指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。
安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。
我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。
核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。
核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。
核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。
核事故应急管理的方针:常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境.应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。
应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域.应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。
通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。
.隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害.用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。
核电站的安全与防护
核电站的安全与防护随着能源需求的不断增长，核电站作为一种可再生能源的重要来源，扮演着日益重要的角色。
然而，由于核能带来的潜在风险，核电站的安全问题一直备受关注。
本文将探讨核电站的安全与防护措施，详细介绍其步骤，并分点列出相关内容。
一、核电站安全的重要性1.1 环境保护：核电站的安全问题关乎人类生存环境，一旦发生事故，可能导致核泄漏，严重影响周边环境和生态系统。
1.2 公共安全：核电站事故可能对周边居民和民众的生命和财产安全造成威胁，因此核电站的安全是维护公共安全的重要保障。
二、核电站安全防护措施的步骤2.1 安全评估：建设核电站前，需要进行全面的安全评估，确保核电站在设计、建设和运营阶段达到高水平的安全要求。
2.2 技术措施：核电站采用多种技术措施来确保其安全。
例如，核电站配备先进的监测系统，实时监测核反应炉内的温度、压力和辐射等变化，及时发现异常情况并采取措施。
2.3 设备防护：核电站的核反应堆等设备是核电站的核心部分，需要进行严密的防护。
核电站使用厚重的混凝土结构作为阻挡放射线的防护层，并采取加强措施来抵御地震等自然灾害。
2.4 应急响应：核电站需要建立完善的应急响应机制，包括人员培训、应急演练和应急资源储备等，以应对可能发生的事故。
三、核电站安全防护的具体内容3.1 原料储存和处理：核电站需要储存和处理核材料，包括浓缩铀和钚等。
安全防护的关键在于确保原料的安全储存和在禁止非法获取。
3.2 辐射控制：核电站需要对人员和环境进行辐射控制，确保辐射剂量在安全范围内。
核电站的工作人员需要佩戴防护设备，定期进行辐射监测。
3.3 核废料管理：核电站产生大量核废料，需要严格管理和处理。
核废料应进行正确的封存和处置，以避免对环境造成污染。
3.4 核反应炉控制：核反应炉是核电站的核心设备，需要进行严格的控制和监测。
核电站配备自动化系统，同时设有人员在控制室监测和操作核反应炉的运行。
四、核电站安全的挑战与前景4.1 安全挑战：核电站面临一些安全挑战，如设备老化、地震等自然灾害、人员疏忽等。
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核电站安全知识点
核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停堆后，衰变热会释放很长时间3)反应堆存在大量的高温高压水4）
反应堆功率可能迅速升高。
核安全文化的定义：安全文化是单位和个人各种特征和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他
的重要性得到应有的重视。
特性：安全文化的有形衍生、安全文化主动精神。
实质：在电厂建立一套科学严格的规章制度和组织体系，在核电
厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和
核电厂的安全性能。
人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互沟通的工作
习惯。
自我检查是提高员工绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。
监护：这意味着两名操作员同时检查要执行的操作的正确性。
安全文化评价方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。
中国的核安全监管体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门
规章、指导性文件、参考性文件。
核电安全许可证：核电站现场安全审查安全批准、核电厂建造许
可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。
核电站环境影响报告是指许可证申请人向环境保护部提交的环境
影响评估文件。
核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。
核事故应急管理指南：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。
应急预案是为应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。
应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公
众的防护行动，提前在核电站周围留出区域，以制定应急计划并做好
适当准备。
紧急状态分类：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。
一般应急水平也是保护行动乘客避免的剂量。
隐蔽 10 撤
离 50 典防护 100 临时性避迁（第一个月 30 第二个月 10）（mSv）
永久性在居住寿期内1Sv
核电安全的总体目标是建立并保持对核电站放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。
用防护目标、核电技术安全目标、
核电安全目标的目标的数量指标做补充。
核电站设计的五级纵深防御：1）高质量的设计、施工及运行，使
偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支
持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。
轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、
反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳及安全壳系统
概率安全分析：通过对结果的逻辑推理，将整个系统的失效概率
与其各级子系统联系起来、部件及外界条件等的失效概率联系起来，
从而找出各种事故发生的概率。
概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，根据是否失效，逐级执行各种安全相关功能，就能得
到一系列后果不同的事件序列。
2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。
直至毋需再研究其发生的因素为止。
电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。
一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。
二级概率安全分析确定核电厂可发生放射性释放的途径，并估算其数量及频率，它可以从放射性释放的严重程度深入了解导致芯片损坏的每个事故序列的相对重要性，并提供改进事故处理方法的见解，三级概率安全事故分析估计公众健康风险和其他社会风险，并用侏儒公共健康影响或土壤空气水或实物的污染所表示的有害后果对事故的预防和缓解措施的重要性提供见解。
核电站运行条件分类：1）正常运行和运行瞬态2）中等频率事故3）稀有事故4）极限事故
事故分析的四项基本假设：1）失去场外电源2）最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置3）仅考虑安全级设备的缓解事故作用，对于非安全设备，只应考虑其对事故的不利因素4）需要假设极限的单一故障
三项基本安全功能：1）控制反映性2）排除堆芯热量3）放射性物质的控制和操作排放的控制，以及极限事故释放。
安全级设备：有些设备不直接完成安全功能，但如果没有这些设备，则安全功能不能完成，这些设备也是安全级设备，因此，一些安全系统的支持系统也是安全的。
失流事故：当反应堆功率运行时，由于电源故障或机械故障，主循环泵被迫停止运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力。
失流事故分为部分失流、全部失流、主泵泵轴卡死、主泵泵轴断裂。
二次回路排热减少事故也称为热井损失事故。
属于二类工况的范围有：蒸汽压力调节器故障致使蒸汽流量减少、失去外电负荷、汽轮
机事故停车、冷凝器真空失效、失去非应急交流电源、和失去主给水
等
失水事故造成的危害：1）事故开始时在破口处的冷却剂突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波，这种冲击波以声速在系统
内传播，可能会使堆芯结构遭到破坏。
此外冷却剂得猛烈喷放，其反
作用会造成管道甩动，破坏安全壳内设施。
2）堆芯冷却能力大为下降，使燃料元件受到损坏3）喷射到安全壳中的高温高压冷却剂将增加安全壳中的压力和温度，危及安全壳的完整性4）燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸气发生剧烈的反映，所产生的氢积存在安全壳内，在一定
条件下会产生爆炸5）反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄露会污染环境。
极端事故条件下的典型事故分为四个阶段1）喷放阶段2）再充水
阶段3）再淹没阶段4)长期堆芯冷却阶段。
小破口失水事故在物理上的特点：1）只有喷放、在淹没、长期堆
芯冷却三个阶段2）降压速度慢，二回路热井在事故早起阶段起着重要的排热作用，大破口几乎不起作用3）减压过程中，二次侧有一个明显压力略高于热井压力的压力平台，大破口事故没有。
与LOCA相比，SGTR事故的特征现象;1)事故前后安全壳仪表的指
示没有变化2）破损SG水位、给水流量异常3）冷凝器排气和SG排污
取样系统辐射水平异常。
反应堆冷却剂库存的增加包括功率运行期间应急堆芯冷却系统的
误操作以及导致反应堆冷却剂库存增加的化学和容积控制系统的误操作。
中频事故范围内的二次回路散热增加事故主要包括;给水温度下降、给水流量增加、蒸汽流量过增和SG安全阀或释放阀误开等。
弹棒事故：若控制棒驱动机构密封套发生破裂，巨大的压差可以
迅速将控制棒从堆芯中弹出。
ATWS最突出的特点是反应堆冷却剂系统的温升和压力升高，特别是当蒸汽发生器蒸干后，尤其猛烈。
其验收准则按工况4考虑。
最重要的一条是一回路压力不超过1.2倍的设计值。