第三章 核电厂事故分析基本知识
日本核电站的事故原因分析与教训总结
日本核电站的事故原因分析与教训总结日本核电站事故引起了全球的广泛关注，本文将对该事故的原因进行分析，并总结出相应的教训。
通过对事故的深入了解与评估，我们可以更好地认识到核能安全的重要性，从而采取合适的预防措施和提高核电站的安全性能。
一、事故概述2011年3月11日，日本东北地区发生了9.0级大地震，随之而来的海啸摧毁了福岛核电站的冷却系统，导致核反应堆1、2和3发生严重事故，释放出大量放射性物质，对周边地区以及海洋造成了严重污染，同时也给全球核能行业敲响了警钟。
二、事故原因分析1. 设计缺陷福岛核电站的设计没有充分考虑到可能发生的大地震和海啸，导致了冷却系统的瘫痪。
核电站建设之初，对周边地震和海啸的风险评估不够全面，缺乏相应的应对方案。
2. 维护管理不善在核电站的日常维护管理中存在着疏忽和严重的安全漏洞。
在冷却系统的维修及设备更换过程中，没有严格遵守安全操作规程，未能及时发现和解决潜在的故障隐患。
3. 应急响应不力在事故发生后，福岛核电站的应急响应不力，没有及时采取有效的措施进行事故应对和污染物的防控。
相应的紧急预案缺乏完备性和可实施性，导致对事故后果的控制不力。
三、教训总结1. 提高核电站设计标准核电站的设计应当充分考虑到周边环境的地质特征，包括可能发生的地震和海啸等自然灾害。
相关的设计标准和规范应当进行修订和完善，确保核电站在极端情况下仍能维持正常运行。
2. 强化维护管理核电站的维护管理应当加强，确保设备的正常运行、完好性和安全性。
定期检修和设备更换过程中应严格遵守安全操作规程，及时发现和解决潜在的故障隐患，提高维护人员的技能和意识。
3. 建立应急响应体系核电站应建立完备的应急响应体系，包括事故应对预案、紧急疏散计划和污染物的防控措施等。
同时，应加强应急演练和技术培训，提高员工的应变能力和紧急处置能力。
4. 加强国际合作与信息交流通过加强国际合作与信息交流，各国核能安全管理经验和技术可以互通有无。
第三章 核电厂事故分析基本知识
第3章核电厂事故分析的基本知识3．1 核电厂事故分析的作用事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。
在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。
对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。
分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。
通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。
严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。
3．2核电厂事故分析的方法事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。
设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。
3．2．1确定论安全分析从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。
保守模型又称评价模型。
在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。
要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。
保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。
其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。
现实模型又称最佳估算模型。
在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。
因而所得结果能接近真实情况。
现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。
作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。
3核电厂火灾事故
核电厂火灾事故核电厂火灾的原因核电厂火灾的主要原因有设计缺陷、人为因素和偶然事故。
核电厂具有大量的可燃物质，如燃料油、润滑油、液压油、变压器油、电缆绝练材料、活性碳及氢气等，因此具有火灾危险性。
火灾原因有：(1)由于设计、设备或操作等方面的原因，核反应堆发生故障，造成泄漏、起火或爆炸事故，这种事故的后果是相当严重的。
(2)易燃、可燃液体引起火灾事故。
因为核电厂内使用有大量汽油、柴油、透平油、润滑油等易燃、可燃液体，可燃液体遇到明火、电气火花或高温即可发生火灾事故。
(3)可燃气体如氮气、乙炔、煤气等从管道或设备当中泄漏以后，与空气混合，形成爆炸性气体混合物，遇到明火即发生爆炸。
(4)可燃物质如塑料制品、木材、纸张等接触火源戎高温热体而引起火灾。
(5)电气设备如电缆、电线、变压器、油断路器、发电机等发生故障或产生高温引起火灾，甚至发生爆炸事故。
(6)在安装、检修、维护中，使用电火焊的焊渣、明火引燃可燃物质。
(7)人为的误操作或携带火柴、雷管、导火索或者吸烟引起火灾事故。
(8)雷电火花导致火灾发生。
(9)燃性液体、可燃气体因高速泄漏产生静电，导致静电火灾。
(10)飞机坠落、天体飞行物等冲撞和地震的冲击被引起火灾。
据统计，美国轻水堆核电厂158起火灾事故中，约35%是误操作引起，27% 出电气故障引起，27%由于设备损毁造成。
核电厂防火措施由核电厂发生的火灾事故可以看出，火灾爆炸后，不仅对电厂本身造成重大损害和人员伤亡，而且还会导致放射性物质释放至外环境，对环境和人类造成危害。
因此，应采取可靠措施，防止火灾发生。
(1)核电站的设计必须符合国际原子轮机构制定的核安全规定和核安全导则，优化设计，提高核电站的安全可靠性。
(2)提高核电站设备的制造和安装质量，严格制造、安装工艺，减少设备质量事故、防止火灾发生。
(3)加强防火灾任制和防火管理工作。
1)从组织上落实核电厂的防火责任制。
除核电厂的经理或厂长担任防火责任人外，由经理或厂长委派一名防火主任。
核电厂常见电气事故分析与应对措施
核电厂常见电气事故分析与应对措施摘要：在核电厂内最重要的附属设备，就是用电系统，它同样也是保证电厂能够正常运行的一种重要工具。
在整个系统中，发电机封闭母线以及高厂变等配电装置相互运作，就能够实现电流的传输。
在核电厂中，所需要的工作设备，都需要电力的基础运作，譬如许多的电动机，拖动设备还有汽轮机，发电机等一些重要的发电设备，同样需要电力的支撑，所以为了能够保证核电厂的正常运行，必须要针对核电厂中常见的电气事故做出仔细的分析，帮助核电厂在运行过程中尽可能的减少出现故障的概率，使得它能够更好的为社会的发展做出贡献，本文主要对核电厂常见的电气事故和应对措施作出一些简要的分析。
关键词：用电系统；核电厂；电气事故；应对措施在核电厂中，如果出现严重的电气事故，将会引发非常严重的后果，即所谓的严重事故。
例如，反应堆的堆芯严重损坏或者熔化的事故，虽然这类事故发生的概率非常低，但是核电厂相关企业却不得不提高对这类事故可能发生的警惕，因为这类事故一旦发生，很有可能导致堆芯融化，放射性裂变产物释放，安全壳的安危也会遭到威胁，而放射性产物的释放，也会对周围的环境造成严重的损害，从而危害人们的身体健康。
一、核电厂中常见的电气事故种类分析（一）设备质量引发的事故问题我国所有核电厂都有发生电气事故的可能，并且也经常看到核电厂电气事故的发生，核电厂中这些电气事故有很多种，最主要的有三种。
第一种就是设备的质量问题，设备功能事故发生的主要原因是由于核电厂采用的电器设备不符合国家的相关质量标准，又或者是电气设备在安装过程没有安装好，或者在传输过程中受到外力的干扰，造成了些许物理伤害，但是在相关工作人员的平时工作中却没有发现，因此在核电厂运行一段时间后，该问题就会慢慢地显露，最终造成电气事故发生。
（二）开关意外性的分合闸第二种经常在核电厂发生的电气事故，主要是由于开关意外分合闸造成的，而造成这一问题的主要原因，是由于核电厂相关工作人员一些不规范的操作，或者是所选取的开关设备质量本身有问题而造成的。
核电厂事故分析
核电厂事故分析第一章绪论1.1 世界核电的发展概况能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。
随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。
从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。
为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。
核能不仅单位能量大，而且资源丰富。
地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。
如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。
核能在人类生产和生活中应用形式主要是核电。
核燃料资源丰富，运输和存储方便，核电厂具有污染小、发电成本低等优点。
从1951年前苏联建成第一座核电厂以来，核能发电在全世界得到很大发展。
世界核电至今已有60多年的发展历史。
截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。
在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。
中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。
核电站的建设和运行是一项复杂的技术。
中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。
秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。
第一代核电站核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。
1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。
国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
第二代核电站上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。
核电站事故分类和安全分析
核电站事故分类和安全分析1. 引言核电站作为一种重要的能源供应方式，具有高效、清洁的特点，但也存在一定的安全风险。
本文将对核电站事故进行分类和安全分析，旨在更好地了解核电站事故的类型和安全措施，以增加核电站运营的安全性和可靠性。
2. 核电站事故分类根据事故的性质和影响程度，核电站事故可以分为以下几类：2.1 设备故障类事故设备故障类事故指的是核电站中关键设备的损坏或失效，可能导致核电站的运行中断或事故发生。
典型的设备故障包括主泵、汽轮机、操纵系统等的故障或失效。
这类事故的发生往往与设备材料疲劳、操作失误等因素有关。
2.2 燃料管理类事故燃料管理类事故主要与核燃料的管理和处理过程有关。
例如，核燃料的泄露、堆芯过热等问题可能导致严重的事故发生。
这类事故需要注意燃料的存储、处理和运输过程的安全性。
2.3 放射性物质泄漏事故放射性物质泄漏事故指核电站中放射性物质泄漏到环境中，对人体和环境造成潜在威胁的事故。
这类事故的发生可能导致辐射污染，对于周边社区和生态环境造成重大影响。
因此，放射性物质泄漏事故的防范和应急措施尤为重要。
3. 核电站安全分析为保证核电站的安全运行，需要进行全面的安全分析，以下是几种常用的核电站安全分析方法：3.1 事故树分析事故树分析是一种定性、定量相结合的安全分析方法，用于分析事故发生的可能性和事故连锁反应。
该方法通过构建事故树模型，分析各个事件的发生概率和次序，评估事故发生的风险程度和影响范围。
3.2 故障模式和影响分析故障模式和影响分析（FMEA）是一种系统性的分析方法，用于识别和评估潜在故障的影响。
通过分析故障模式、潜在原因和后果，确定关键设备和流程的故障潜在影响，从而采取相应的预防和纠正措施。
3.3 风险评估风险评估是一种定量的分析方法，用于评估核电站事故的潜在风险和影响。
通过确定事故发生的可能性和影响程度，计算风险值，以便采取相应的安全措施和应急预案。
4. 核电站安全措施为了保证核能发电站的安全性，需要采取一系列的安全措施。
核能安全分析报告核电站事故后果分析与应急处置措施评估
核能安全分析报告核电站事故后果分析与应急处置措施评估核能安全分析报告核电站事故后果分析与应急处置措施评估1.引言核能作为一种清洁、高效的能源形式，得到了越来越广泛的应用。
然而，核电站发生事故可能会导致严重的后果，包括放射性物质的泄露和环境污染等。
因此，对核电站事故后果进行准确的分析和评估，并制定合适的应急处置措施，对于确保核能的安全使用至关重要。
2.核电站事故后果分析2.1 放射性物质泄露后果核电站事故发生后，可能会导致核燃料棒破裂并释放出放射性物质。
这些放射性物质会污染土壤、水源和空气，对人类和生态系统造成严重危害。
通过模拟分析和实地调查，可以评估事故发生后的放射性物质扩散范围、浓度和影响区域。
同时，根据放射性物质的性质、半衰期和放射能量等因素，可以预测其对人体健康和环境的潜在影响。
2.2 辐射剂量评估核电站事故后，人体暴露于放射性物质的辐射环境中。
为了评估人体受到的辐射剂量，需要根据事故发生时的辐射监测数据，结合人体暴露途径和辐射剂量计算模型，进行辐射剂量评估。
通过对人体辐射剂量进行评估，可以判断潜在的健康风险，为制定合理的防护策略和医疗干预措施提供科学依据。
3.应急处置措施评估3.1 事故应急响应核电站事故发生后，需要立即启动应急响应机制。
这包括组织事故应急救援队伍、疏散人员、提供紧急医疗救治、控制辐射扩散等措施。
应急响应的效果和措施的合理性直接影响事故后果的严重程度。
因此，评估核电站事故应急响应的效能和可行性，对于改进应急预案以及提高核电站应急处置能力至关重要。
3.2 应急物资准备和资源保障在核电站事故发生后，大量的应急物资和资源将被调动和使用。
包括辐射监测设备、防护用品、医疗设备、食品和水等。
评估核电站应急物资准备的充分性和可靠性，以及资源保障的能力，对于保障应急响应的顺利进行和事故后果的减轻具有重要意义。
4.结论核电站事故后果的分析和应急处置措施的评估，是保障核能安全的重要环节。
通过对放射性物质的泄露后果和辐射剂量的评估，可以判断事故对人体和环境的潜在影响。
分析核电站全厂断电事故
分析核电站全厂断电事故4.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水，主泵轴封处可能会出现泄漏。
另一方面，依据相关研究分析，在事故进程的适当随时对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。
在上文所述基本事故进展的基础上，就这两种因素对其的影响定性地分析了4种可能的工况：1.堆冷却剂开始汽化时主泵轴密封处泄漏；2.出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故；3.堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀继续打开；4.工况1基础上，堆芯出口温度达650 ℃时稳压器卸压阀继续打开。
发生全厂断电事故时，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干，随后一回路因热量无法带出而升温升压。
当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。
堆冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出，引起堆芯冷却剂装量的减少。
由于泄漏流量不大，因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围维持一段时间。
随后堆芯压力开始继续下降。
冷却剂继续从主泵轴封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐渐裸露、升温，堆芯部件达到失效温度后会形成熔碴下落。
堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力，安注箱向堆芯注水，堆芯暂时得到冷却。
但由于压力下降较慢，注水流量不大，而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没。
随后压力壳内继续熔碴的形成和迁移的过程，逐渐熔穿压力容器下封头。
下封头熔穿时，压力容器内压力值较低。
假设事故后10 m i n出现主泵轴封泄漏。
之后由于此处的泄漏，冷却即自破口处流出，一回路压力继续下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就开始裸露。
由于堆芯冷却状况的恶化，在衰变热的作用下堆芯部件的温度升高，达到失效温度后形成熔碴下落。
主泵轴封处的泄漏也使压力容器内压力迅速降低，使安注箱能在事故进程中投入使用，和第一种工况一样，有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没，由于事故进程加快，最后下封头较其他工况最早熔穿。
核电站事故分类和安全分析
核爆炸事故的预防措施包括加强核电站安全管理，提高核反应堆的安全 性能，以及建立完善的应急响应机制。
核废料处理事故
核废料处理事故的定义：核废料处理过程中发生的事故，包括放射性物质泄漏、放射性物质污 染等。
心理影响：核电 站事故可能导致 心理影响，如焦 虑、恐惧等
对环境的影响
放射性物质泄 漏：对周围环 境造成污染， 影响生物生存
空气污染：放 射性物质扩散 到空气中，造
成空气污染
水污染：放射 性物质进入水 体，影响水质
和生物生存
土壤污染：放 射性物质进入 土壤，影响土 壤质量和生物
生存
对经济的影响
核电站事故可能导致电力供应中断，影响经济发展
加强核电站安全宣传，提高公 众对核电站安全的关注度
加强核电站安全监管，确保核 电站安全运行，提高公众对核 电站安全的信心
THANK YOU
汇报人：
自然灾害导致的事故
地震：地震可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
海啸：海啸可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
洪水：洪水可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
台风：台风可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
其他因素导致的事故
设计缺陷：设计 不合理，导致设 备故障或安全隐 患
施工质量问题： 施工不规范，导 致设备安装或运 行问题
援等环节
应急处置：在 事故发生时， 迅速启动应急 预案，采取有 效措施控制事
故发展
应急救援：在 事故发生后， 迅速组织救援 力量，开展救 援工作，确保
人员安全
事故调查：在 事故发生后， 对事故原因进 行调查，分析 事故原因，提 出改进措施， 防止类似事故
核电工程施工事故
核电工程施工事故：原因、影响与预防核电工程是一项高度技术密集和风险较大的工程，其施工过程中的安全问题至关重要。
核电工程施工事故可能会导致严重的人员伤亡和环境污染，因此，对核电工程施工事故的原因、影响和预防进行深入分析具有重要意义。
一、核电工程施工事故的原因1. 人为因素（1）施工人员安全意识不强，对安全风险缺乏足够的认识。
（2）施工人员操作不当，违反操作规程。
（3）施工现场管理不善，缺乏有效的安全监管。
2. 设备因素（1）施工设备老化，存在安全隐患。
（2）施工设备维护不当，未能及时发现和排除故障。
3. 环境因素（1）施工现场环境复杂，不利因素较多。
（2）自然灾害等不可抗力因素。
4. 技术因素（1）施工技术不成熟，缺乏经验。
（2）设计方案存在缺陷，未能充分考虑安全因素。
二、核电工程施工事故的影响1. 人员伤亡：核电工程施工事故可能导致施工人员伤亡，给家庭和社会带来极大的痛苦。
2. 环境污染：事故可能导致放射性物质泄漏，对周边环境造成严重污染，影响生态平衡。
3. 工程进度延误：事故可能导致工程进度受到影响，增加工程成本。
4. 企业声誉受损：事故可能对企业声誉造成负面影响，影响企业在市场中的地位。
5. 法律责任：事故可能使企业面临法律责任，导致经济损失。
三、核电工程施工事故的预防1. 加强安全意识教育：对施工人员进行安全意识教育，提高他们对安全风险的认识。
2. 严格执行操作规程：确保施工人员严格按照操作规程进行操作，减少人为因素导致的事故。
3. 加强施工现场管理：建立健全安全监管制度，加强对施工现场的巡查和监督。
4. 定期检查设备：对施工设备进行定期检查和维护，确保设备安全运行。
5. 优化施工方案：充分考虑施工现场环境和技术因素，制定合理的施工方案。
6. 应对自然灾害：加强对自然灾害的预警和防范，降低事故风险。
7. 强化应急预案：制定完善的应急预案，提高应对突发事故的能力。
总之，核电工程施工事故的预防需要多方共同努力，只有加强安全管理，提高施工质量，才能确保核电工程的安全稳定运行。
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第3章核电厂事故分析的基本知识3．1 核电厂事故分析的作用事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。
在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。
对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。
分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。
通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。
严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。
3．2核电厂事故分析的方法事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。
设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。
3．2．1确定论安全分析从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。
保守模型又称评价模型。
在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。
要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。
保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。
其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。
现实模型又称最佳估算模型。
在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。
因而所得结果能接近真实情况。
现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。
作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。
在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。
(1)系统分析程序可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。
具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。
总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。
(2)堆芯分析程序或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处燃料元件产生热量的不同，及流道之间的质量、动量和能量的交换，因而能计算得出具有开式栅格的堆芯的流场和焓场，得出各处燃料元件，特别是热点的燃料芯块及包壳的温度和包壳表面的偏离泡核沸腾比(DNBR)，如COBRA4程序。
(3)燃料元件分析程序用于分析在事故工况下面临破坏的燃料元件性状，在程序中提供了包括热辐射在内的各种阶段的传热模型，可以模拟包壳与芯块间隙的变化，元件的肿胀，破裂以及流道的阻塞。
这种程序也以系统程序分析结果为输入数据，如FRAP—T6，TOODEE2/MOD3等。
(4)堆物理分析程序用于作弹棒事故及反应性事故的分析计算。
精确的分析需要用三维中子动力学程序与三维热工水力程序耦合进行计算，这种计算耗费计算机机时较多。
在进行大量计算时。
一般采用经三维程序校核的一维程序，如PDK-Ⅱ程序。
(5)安全壳热工水力响应分析程序分析核电厂一、二回路破裂，大量质量和能量喷放至安全壳内时，安全壳内的压力和温度的变化，这种程序应当能处理安全壳底层的液相及含有空气及蒸汽混合的气相，具有能模拟安全壳结构材料的热结构模型。
并应具有模拟蒸汽在结构材料表面的凝结，以及喷淋和排放等功能。
这种程序以系统程序计算所得的破口喷放流量及焓值为输人数据，如CONTEMPT—LT/028。
(6)放射性后果分析程序这类程序描述放射性物质在系统内的转移、沉积、衰变、向环境的释放及在大气中的弥散，并计算人员遭受的放射性剂量。
一般由几种程序构成一个程序包．供分析各种事故下的放射性后果之用，这类程序的特点是不确定性很大，粗略模型与精细模型在计算方法上差别也很大，需按不同的要求选用，典型的有CADITAL，SGTR程序。
3．2．2概率论安全分析把整个系统的失效概率通过结构的逻辑性推理与它的各个层次的子系统、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频率。
也称概率安全分析。
概率论方法是以对“事件树”和“故障树”的分析为基础的。
事件树分析建立事件树即进行功能模化，继始发事件之后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级展开，就能得到一系列后果不同的事件序列。
作为一个例子，图3-1给出了压水堆核电厂失水事故的事件树，用以说明事件树的构造和用途。
始发事件是一回路系统的主管道破裂，其发生频率为F1，此事故进程中可能涉及的系统或设备的电源、应急堆芯冷却系统、放射性裂变产物的去除系统和安全壳等。
假定每个系统或设备有有效与失效两个状态，对事件树的展开取双树杈状，上、下树权分别代表有效及失效(失效概率分别为P2，P3，P4及P5)。
按此例可产生16种潜在的事故序列，但根据事件树所涉及的各种功能的工程性质及各个功能间的依赖关系，可简化成为图3-1形状。
有些功能也可再细分，如对应急堆芯冷却系统．也可再分为初期的注入阶段及后期的再循环阶段两种功能。
考虑到各项失效概率值很小，在计算事故频率时可省去(1- P2)、(1- P3)等因子。
故障树分析在此方法中，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，直至毋需再深究其发生的因素为止。
把系统失效称之为“顶事件”，毋需再深究的事件称之为“底事件”，介于这两者之间的一切事件称为“中间事件”。
在分析中，这些事件由相应的符号表示，并用适当的逻辑门把它们连结成倒置的树形图，从而得到描述系统失效的一系列部件失效模式的逻辑图，即故障树。
作为一个例子，图3-2给出了压水堆安全壳内，将冷却喷淋流量不足作为顶事件的故障树的头几级。
该堆设置了两个冗余系统A及B，其中每一系统都可以单独提供全部喷淋用水。
因此，发生上述顶事件的前提为两个系统必须同时失效．这一情况用逻辑符号“与门”(带圆顶的框)表示，用它将第二级事件与顶事件相连接。
在第三级中找到4种事件，每种都足以导致上述第二级事件，因此用“或门”(带尖顶的框)与第二级事件相连接。
用圆圈或菱形框表示的事件不需要进一步追溯原因，圆圈内的事件属于可以取得失效概率的事件，而菱形框内的事件则属于一般性故障，由于其不太重要或缺乏资料停止追溯原因。
在长方框内的事件则属于必须向下追溯的事件。
此图没有画出第三级以后的故障树。
以故障树为工具可以进行定性及定量两方面的分析。
在定性分方面，往往可以找出某一关键性的子系统或部件，或找出控制全局的某一条事件链。
在这类情况下，就可以考虑是否有必要添加冗余部件。
在定量分析方面，可以通过运算得出系统的失效概率。
这种方法的特点是：除了能分析组成系统的各个部件对系统失效概率的影响外，还可以考虑维修、环境和人为因素的影响，从而不仅可以分析单一部件失效的影响·还可以分析两个以上部件共因失效的影响。
核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，可对设计上的弱点及防止堆芯损坏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，并估计其数量和频率，能从放射性释放的严重性方面对造成堆芯损坏的各事故序列的相对重要性提供见解，并对改善事故处置的方法提供见解。
三级概率安全分析估计公众健康风险和其他社会风险，并用诸如公众健康影响或土壤、空气、水或食物的污染所表示的有害后果对事故预防和缓解措施的相对重要性提供见解。
自1983年起美国用概率安全分析方法对严重事故源项进行了重新估算，制定了相应的对策，并提出了安全目标。
现时概率安全分析技术已比较成熟，成为广泛应用的安全分析工具。
概率安全分析是一种系统的、安全的数量分析方法，可以把安全有关信息(如事件发生频率、事故后果、设备可靠性、分析的不确定性等)数量化，总合进一个连贯的框架，从而可以提供一个核电厂安全的全面图景，揭露其中的薄弱环节，有利于实现总体平衡，优化资源配置，提高安全性和经济性。
为确保核电厂安全，凡申请核电厂建造许可证和运行执照的申请者，在每次申请时都必须递交安全分析报告。
在此报告内要求有一章包含对各种可能出现的反应堆事故工况进行广泛地分析。
其目的在于表明该设计足以承受这些事故或减轻事故后果，使公众健康与安全不受过度的危害。
所分析的范围包括频繁发生的而危害较小的次要瞬态直到极罕见但后果极严重的事故。
此外，通过事故分析，使操纵员对核电厂各种事故现象有较深^的了解，这对操纵员进行事故处理和保证电厂安全也是非常重要的。
3．3核电厂工况分类及设计基准事故核电厂工况分类也称为状态分类。
目前，压水堆核电厂反应堆可能出现的各种运行及事故工况总体上可以分为两大类：一类是设计基准事件工况，另一类是超设计基准事件工况。
有关超设计基准事件工况在第5章中作介绍，第3章和第4章介绍设计基准事故。
设计基准事件范围内的全部运行及事故工况可按其发生的频率和潜在的放射性后果进行分类。
分类的原则是；发生频率高的工况要求其后果轻微，而后果严重的工况要求其发生频率极低。
按照该原则，美国标准学会把设计基准事件范围内的核电厂运行及事故工况分为下列四类。
工况I：正常运行和运行瞬态，包括：（1）核电厂反应堆的正常启动、停堆和稳态运行。
包括核电厂的正常启动、停堆、正常稳态功率运行、热停堆、冷停堆、正常换料等工况。
这些工况构成了核电厂的运行模式-作为实例，表3-1给出秦山拔电厂的运行模式。
（2）带有允许偏差的运行，如发生少量燃料元件包壳泄漏t一回路冷却剂放射性水平略有偏高、蒸汽发生器管子微小泄漏等，但未超过技术规格书所规定的最大允许值。
（3）运行瞬态．如核电厂的升温升压或冷却卸压，以及在允许范围内的负荷变化等。
这类工况出现频繁，所以要求整个过程中所引起的物理参数变化不会到达触发反应堆保护动作的整定值，无需停堆，仅需依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节到所要求的状态，重新稳定运行。
这类工况一般用来作为其他事故工况分析的初始工况。
工况Ⅱ：中等频率事故也称预期运行瞬态(Anticipated Operational Occurrences，A00s)。
这是指在核电厂运行寿期内预计会出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程，其发生频率大于10-2／堆·年。