高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
低温核供热堆厂址选择安全准则
低温核供热堆厂址选择安全准则首先，低温核供热堆的厂址选择要远离人口密集区和重要的生态环境保护区。
核能具有一定的辐射危险，因此厂址选择要尽量避免对居民和生态环境带来潜在的危害。
厂址要远离城市、村庄和其他人口密集区，以降低因突发事故引发的辐射泄漏对居民的危害。
其次，厂址选择要考虑地质条件和地震安全性。
低温核供热堆需要稳定的地质条件来确保设施的安全运行。
选择地质构造稳定、地下水条件良好的区域作为厂址，以确保低温核供热堆在地质方面的安全性。
此外，要考虑厂址所处地震活动带的情况，避免选择地震活动频繁的区域。
再次，厂址选择要考虑交通运输和灾害应对能力。
低温核供热堆需要大量的原料和燃料供应，同时也会产生一定的废料和放射性废水。
因此，厂址选择要考虑到交通运输的便利性，以确保设施的正常运行。
此外，还要考虑灾害应对能力，选址要避免自然灾害多发区，以降低突发灾害对低温核供热堆的影响。
最后，厂址选择要充分考虑社会和公众的参与和接受程度。
低温核供热堆作为一项重要的能源项目，必须充分考虑公众的意见和参与。
厂址选择要尊重当地居民的意愿，进行充分的沟通和协商，确保低温核供热堆的建设能够得到社会的支持和接受。
总之，低温核供热堆的厂址选择必须遵循安全准则，保障人民群众的生命财产安全和环境保护。
选择远离人口密集区和生态环境保护区的地点，考虑地质条件和地震安全性，充分考虑交通运输和灾害应对能力，以及社会和公众的参与和接受程度，确保低温核供热堆的安全建设和运营。
这样才能充分发挥低温核供热堆的优势，实现可持续发展。
高温气冷堆示范工程为
高温气冷堆示范工程为高温气冷堆示范工程为（The Demonstration Project ofHigh-Temperature Gas-Cooled Reactor）一、引言高温气冷堆示范工程是中国国家能源局于2012年启动的一项重大科技研发项目，旨在研究和推广高温气冷堆技术。
该项目以建设2×250MW标准堆型高温气冷堆系统为主体，结合相关辅助系统，打造全尺寸、全过程运行的工程化示范平台。
二、高温气冷堆的基本原理和特点高温气冷堆是一种新型的核能装置，采用高温气体作为工质和冷却剂。
其核反应堆采用球化燃料形式，碳化硅复合材料作为燃料颗粒包裹层，能够耐受高温和辐照，具有出色的安全性能和耐久性。
高温气冷堆相比传统水冷堆有以下几个特点：1. 高温和高效：高温气冷堆的设计温度可达1000℃以上，较传统水冷堆更高。
高温气冷堆在高温下工作，能够提供高温热源，广泛应用于石化、冶金、工业生产等领域。
2. 安全性高：高温气冷堆采用固体燃料，没有液态冷却剂，可以避免核燃料和冷却剂相互作用产生的危险。
堆芯材料能够耐受高温和辐照，具有较好的自重复性和耐久性。
3. 多用途性：高温气冷堆既可用于发电，也可用于热供应。
其高温气体可以用于燃料制氢、合成天然气、工业热解等多种应用。
三、高温气冷堆示范工程的建设进展高温气冷堆示范工程于2012年正式启动建设，分为两个阶段进行。
第一阶段是工程建设阶段，主要包括设计、材料研发、核岛设备制造等工作。
第二阶段是全过程运行阶段，主要进行高温气冷堆的运行和经济性分析。
1. 工程建设阶段高温气冷堆示范工程在2013年完成了正式设计，并开始了核岛设备的制造。
项目选择了内蒙古通辽市作为建设地点，其中一块用于核岛设备，另一块用于辅助设备。
核岛设备主要包括堆芯、反应堆压力容器、冷却塔等。
堆芯是高温气冷堆的核心部件，负责反应堆的核能产生。
反应堆压力容器是核岛设备的重要组成部分，用于容纳核燃料和冷却剂，并保证堆安全运行。
核反应堆安全与基本设计原则
安全评估的方法： 采用概率安全分 析、确定性安全 分析、风险评估 等方法进行评估
安全评估的结果： 评估结果用于指 导核反应堆的设 计、建造、运行 和退役，确保核 反应堆的安全性。
核反应堆基本设计原 则
物理设计原则
反应堆的尺寸和形状：根据核燃料的种类 和数量，以及反应堆的功率和效率来设计
反应堆的布局：根据反应堆的功率和效率， 以及燃料棒和冷却剂的选择，设计反应堆 的布局
03
04
安全监管：建立严格 的安全监管体系，确 保反应堆的安全运行 和事故处理
05
安全培训：对员工进 行安全培训，提高员 工的安全意识和应对 事故的能力
安全评估
STEP1
STEP2
STEP3
STEP4
核反应堆安全评 估的目的：确保 核反应堆在设计、 建造、运行和退 役过程中符合安 全要求
安全评估的内容： 包括核反应堆的 物理特性、热工 水力学特性、结 构力学特性、辐 射防护特性等
模块化设计：反应堆各部 分应模块化设计，便于维
护和更换
01
安全第一：确保反应堆在 设计、建造和运行过程中
都符合安全要求
02
03
物理隔离：反应堆内部各 部件之间应保持足够的物
理距离，防止事故扩散
04
核反应堆安全与基本 设计原则的关系
安全原则在基本设计中的应用
01
安全原则是核反应堆设计的核 心，确保反应堆在正常运行和 事故状态下的安全
安全第一原则：在设计过程中 始终将安全放在首位，确保核
反应堆的安全性
冗余设计原则：采用冗余设计， 确保在发生故障时，反应堆仍
能保持安全状态
独立保护原则：设置独立的安 全保护系统，确保在发生事故
HTR-PM
HTR-PM球床模块式高温气冷堆核电站HTR－PM（High Temperature modular pebble bed reactor project），属我国十二五重大专项工程。
一，示范工程介绍1．工程概况国家科技重大专项-华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程位于山东省荣成市，由中国华能集团公司牵头组织实施，项目业主单位为华能山东石岛湾核电有限公司。
（2008年10月7日，国家科技重大专项—高温气冷堆核电站示范工程揭牌仪式在北京钓鱼台国宾馆举行）示范工程以我国已建成投运的清华大学10兆瓦高温气冷实验堆为基础，将把我国具有完全自主知识产权的高温气冷堆这一重大高新技术成果转化为现实生产力，是我国建设创新型国家的一项标志性工程，是世界首台具备第四代核能系统安全特性的商用核电机组，将引领世界第四代核电技术发展与进步。
2．组织模式2006年6月，国务院成立了大型先进压水堆及高温气冷堆重大专项领导小组，负责重大专项的推动工作，中国华能集团公司为小组成员单位。
重大专项的承担单位为华能山东石岛湾核电有限公司、清华大学核研院、中核能源科技有限公司。
示范工程建设采用“项目业主全面负责、全厂设计总承包、核岛及其BOP工程EPC总承包、常规岛及其BOP工程业主自主管理、业主主持联合调试”的模式，以充分发挥清华大学的技术优势，并充分利用中核建设集团的核电建设管理及华能集团的常规电站建设管理经验。
3．工程目标按照重大专项总体实施方案，高温气冷堆核电站示范工程建设目标如下：（1）总体目标在2013年建成一座具有我国自主知识产权的20万千瓦级模块式高温气冷堆商业化示范核电站。
（2）技术目标示范工程采用球床模块式高温气冷堆，两套核蒸汽供应系统带一台超高压汽轮发电机组。
1) 发电功率不低于20万千瓦，发电效率不低于40%；2) 机组可利用率不低于80%；3) 设备国产化率不低于75%；4) 达到第四代核能系统的核安全目标，在技术上不需要采取厂外应急措施。
核安全基本原则包括
⑵制定和贯彻安全优先的政策;
⑶培植安全文化;
⑷保证有足够数量的ຫໍສະໝຸດ 格人员;⑸执行质量保证制度;
⑹实行安全审评与验证;
⑺做好核事故应急计划与准备;
⑻充分考虑人的能力及其局限性。
核安全技术原则核安全的目标是在核设施内建立和维持有效的防御辐射危害的措施以保护个人、社会和环境免受损害。这种有效防御的技术基础就是纵深防御原则。
⑵政府必须建立一个核安全监管机构，独立行使核安全监督管理职权;负责制定核安全法规和建立许可证制度。
⑶立法必须确定核安全的首要责任由核设施营运组织承担。
核安全管理营运组织依法对所营运的核设施承担首要的安全责任，负责申请和持有核安全许可证，实施核安全管理，保证核设施的安全。
在进行核安全管理时必须遵循下列原则:
⑴核设施的设计和运行必须贯彻纵深防御的原则，使具有多重保障和多层次的保护以防止放射性物质的释放，并保证可能导致严重放射性后果的各种失效或综合失效的发生概率极低，事故后果可得到减缓。
⑵核电厂(反应堆)安全运行必须保证:①控制反应堆功率水平;②保持堆芯冷却;③保证放射性物质包容于适当的屏障之内。
核安全基本原则可以归纳成国家核安全监管、核安全管理和核安全技术原则三大类。
核安全监管鉴于核安全的重要性、核设施事故有超越国界影响的可能性以及对国际社会的重要性，核安全的责任由核设施所在国承担。为此必须立法确立国家监管体制，明确划分核安全责任和建立独立的核安全监管机构。
⑴政府必须负责建立和维持一个核安全法律框架，为核安全国家监管提供法律基础。
核安全基本原则包括
核安全基本原则包括为保证安全，达到核安全目标所必须遵循的、具有普遍应用意义的规则，是具体安全原则的基础。
核电站建设安全规定
核电站建设安全规定1.引言在当今能源短缺和环境污染严重的时代，核能作为一种清洁、可持续的能源形式，逐渐在全球范围内得到广泛应用和发展。
然而，核电站建设安全规定的制定和执行对于确保核能的安全可靠运行至关重要。
本文将重点讨论核电站建设的安全规定。
2.归责锁定核电站建设属于高风险项目，为了确保安全，归责机制应当在项目初期明确。
建设单位、设计单位、施工单位及相关部门应承担各自的责任。
由设计单位提供的设计文件应符合国家标准和安全规定，施工单位应按设计文件进行施工，并保障施工质量。
3.工程设计规范核电站的工程设计应符合国家核安全标准，其中包括设计基准、技术规范、工程实施和质量控制等。
设计过程需充分考虑各种事故情景和设备故障，确保核电站在任何情况下都能安全稳定运行。
4.设备选型和采购核电站设备选型应满足安全性、可靠性和适用性等要求。
建设单位应依据国家安全标准和技术规范，选择有资质和经验的设备供应商，并进行综合评价和审查。
采购过程需遵循公平、公正、公开的原则，确保所有设备均符合技术要求和核安全标准。
5.施工安全控制核电站建设过程中，施工单位应建立完善的安全管理体系，确保施工过程中的人员安全和工程质量。
施工单位应制定详细的施工计划，并建立严格的施工监督制度，监控施工进展和质量控制。
同时，施工现场应遵循《核安全控制程序》，安全设施和设备应得到妥善维护和管理。
6.安全培训和演练为了保障核电站建设过程中的人员安全，建设单位和施工单位应加强培训和演练的力度。
培训计划应覆盖各个层级和岗位，包括建设人员、监督人员和管理人员等。
建设单位还应制定相关应急预案，并定期进行演练，以确保人员在紧急情况下能够正确应对。
7.环境保护和应急响应核电站建设应充分考虑环境保护措施，在施工过程中严格控制原料和排放物的使用和处理。
同时，建设单位应建立完善的应急响应机制，并配备必要的应急设备和材料，以应对突发事件和事故。
8.质量保证和验收核电站建设过程中，建设单位应建立科学、规范的质量管理体系，确保各项工作按规定进行。
小型高温气冷堆的堆型方案比较
小型高温气冷堆的堆型方案比较
徐及明;熊德琮;杭力群;刘伟初;兰建伟
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1990(11)2
【摘要】本文对模块式高温气冷堆的棱柱状和球床两种堆芯型式和一体化与肩并肩分置式两种总体设计方案分别进行了技术特点、设计制造、运行经验和安全性与经济性的比较,提出了在我国发展高温气冷堆的堆型选用原则和建议.
【总页数】6页(P43-48)
【关键词】气冷堆;高温;堆型;设计
【作者】徐及明;熊德琮;杭力群;刘伟初;兰建伟
【作者单位】北京核工程研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TL424.071
【相关文献】
1.《“互联网+”绿色生态三年行动实施方案》/《节能监察办法》/《大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项资金管理实施细则(试行)》 [J],
2.浅析10MW高温气冷实验堆对于高温气冷堆示范工程的作用 [J], 赵木;冯九河
3.小型模块堆的人因工程审评\r——以高温气冷堆示范工程为例 [J], 董晓璐;刘景宾;孔静
4.遇见高温气冷堆产学研用一体化的实践样本——核工业产学研用的新模式——高温气冷堆国家科技重大专项创新体系构建纪实 [J], 葛维维
5.10MW高温气冷实验堆初装堆方案设计初步分析 [J], 杨永伟;经荥清;许云林;单文志;罗经宇
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核反应堆安全
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四、严重事故（1）
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2、反应堆的安全功能
为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施应 发挥以下特定的安全功能：
有效地控制反应性 确保堆芯冷却 包容放射性产物
反应性控制
紧急停堆控制 功率控制 补偿控制
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2、反应堆的安全功能（1）
确保堆芯冷却
正常运行工况 反应堆停闭工况 反应堆事故工况
包容放射性产物
正常运行时 事故工况下
核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于110－4/（堆. 年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于110－5/（堆.年）。
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2、核反应堆的安全原则
核反应堆的最大特点之一是运行时要产生大量 放射性裂变物质，反应堆和一回路是个巨大的辐 射源。核电厂的首要问题是无论在正常工况，或 事故工况下，都能把这些放射性物质安全地控制 起来，确保工作人员与公众的安全。
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2.2、多重屏障
为了防止正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸， 所有的反应堆系统设计都采用多重屏障的概念。
第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（10－3 cm）。除表面外，绝大部分 裂变碎片包容在芯块之中。气态裂变产物如碘、氪和氙 等核素，一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出。第一重 屏障大约能留住98％以上的放射性裂变产物。
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2.2、多重屏障（1）
第二重屏障：燃料元件包壳管 用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产 物以及裂变碎片进一步外逸。对于高温气冷堆，燃料呈 颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。
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高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
集团企业公司编码：（LL3698-KKI1269-TM2483-LUI12689-ITT289- 高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则 1．前言
高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）是我国自主开发的，已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。类似HTR-PM这类先进核电厂的一个重要特征是利用固有安全特性和非能动安全系统，以期大大提高核电厂的安全水平。
与传统的核电厂一样，保证HTR-PM安全的根本也是保证控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质并控制运行排放以及限制事故释放三项基本安全功能。在实现这三项基本安全功能的方式上，HTR-PM具有以下特点：
（1）HTR-PM具有良好的负反馈特性，在正常运行工况下燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，在某些瞬态或事故发生而导致不期望的功率上升时，仅通过燃料温升引入的较大负反应性就可以实现自动停堆或者将堆芯功率降低到一个很低的水平；
（2）HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，堆芯石墨构件具有较大的热容，采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件，这导致HTR-PM具有比 较平缓的堆芯瞬态特征。同时，采用有利的堆芯几何形状设计，将为非能动堆芯余热排出创造有利条件；
（3）作为最后一道实体屏障，传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用，而HTR-PM主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。
目前核电厂的设计主要依据确定论的安全要求，它与具体的堆型和系统设计密切相关。对于传统的压水堆和沸水堆核电厂，这套确定论的安全要求比较完备，其中的一些重要原则仍可作为HTR-PM的参考。但是许多国家和有关的国际组织也认识到，已有的安全要求对HTR-PM这类先进核电厂并不完全适用，而针对这种类型核电厂，安全要求的建立仍不完备。美国核管会（NRC）正在为先进堆制定一套许可证管理的框架文件，以明确高层管理准则和一些重要安全问题的要求。国际原子能机构（IAEA）在2000年颁布的新版核动力厂安全标准No.NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS:DESIGN”中提到，该标准对于其它类型的反应堆，包括未来的革新型系统，一些要求可能并不适用，或者在解释它们时需要一些判断。
国家核安全局充分认识到了上述问题，为了HTR-PM安全审评的需要，在原则上遵守我国现行有效的核安全法规和标准的基础上，制定了本审评原则，以明确国家核安全局对一些重要问题的立场。 本审评原则的建立参考了国内外高温气冷堆（包括HTR-10）多年发展所形成的一些经验以及近些年的最新研究成果。应该充分认识到的是，HTR-PM安全要求的建立，必须经过一个实践，认识，再实践，再认识的反复过程。对本审评原则的应用，也应抱有这样的态度。
2．安全目标 （1）定性安全目标 HTR-PM的安全总目标是：在HTR-PM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。
这个安全总目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持。 辐射防护目标：保证在所有运行状态下HTR-PM内的辐射照射或由于HTR-PM任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。
技术安全目标：采取一切合理可行的措施预防HTR-PM的事故，并且一旦发生事故时减轻其后果；对于在HTR-PM设计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且低于规定限值；保证实际地排除有严重放射性后果的事故发生。
在上述安全目标基础上，HTR-PM在设计上所要达到的一个目标是：“尽管管理当局仍然可以要求，一个基本目标是在技术上对外部干预措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的”（同IAEA在No.NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS:DESIGN”中表述的目标）。
（2）概率安全目标 核安全导则HAD102/17《核动力厂安全评价与验证》中推荐了对新的核动力厂的概率安全目标：堆芯损坏频率小于10-5/堆年，放射性物质大量释放频率小于10-6/堆年。
针对HTR-PM的特点，为其推荐的概率安全目标是：采用概率安全分析，所有导致场外（包括厂址边界处）个人有效剂量超过50mSv的超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆年。
3．纵深防御概念 核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102）确定了纵深防御概念，即保证安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关 的方面，均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。
纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御（固有特性、设备及规程），用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。
（1）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。这一层次要求：按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用，正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。为此，应十分注意选择恰当的设计规范和材料，并控制部件的制造和核动力厂的施工。能有利于减少内部灾害的可能、减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的释放源项的设计措施均在这一层次的防御中起作用。还应重视涉及设计、制造、建造、在役检查、维修和试验的过程，以及进行这些活动时良好的可达性、核动力厂的运行方式和运行经验的利用等方面。整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础。
（2）第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。尽管注意预防，核动力厂在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。这一层次要求设置在安全分析中确定的 专用系统，并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。
（3）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，从而演变成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。这就要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到安全可控状态，并最终引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。
（4）第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的超设计基准事故，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。这一层次最重要的目的是保护包容功能。除了事故管理规程之外，这可以由防止事故进展的补充措施与规程，以及减轻选定的超设计基准事故后果的措施来达到。由包容提供的保护可用最佳估算方法来验证。
（5）第五层次，即最后层次的防御，其目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。 对于HTR-PM来说，总体上仍维持上述五个纵深防御的层次，但考虑到其堆型的特点，在纵深防御层次设置的重点上与传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂可能会有所不同，例如，保证第一道放射性包容屏障，即包覆颗粒燃料元件的完整性将会起更加重要的作用。另外HTR-PM较长的宽容时间也可视为纵深防御的一个重要手段。
HTR-PM纵深防御各层次设置的合理性应该通过完整的安全评价加以证明。
4．总的设计基准 （1）电厂状态划分 HTR-PM的电厂状态划分为四类，除正常运行工况外，还包括预计运行事件、设计基准事故和超设计基准事故。这些电厂状态的划分主要参照各类事件发生的频率范围，并参考已有的和其它堆型的经验来确定。预计运行事件、设计基准事故频率范围划分以假设始发事件的发生频率为依据；超设计基准事故划分以事故序列的频率，并结合确定论和工程判断为依据。
1)预计运行事件 在该模块反应堆的寿期中有可能发生的，并且可能影响HTR-PM安全的一类事件，该类事件的下界定为10-2/堆年。预计运行事件用于HTR-PM正常运行工况下的环境评价，剂量限值是：向环境释放的放射性物质对公众个人（成人）造成的有效剂量应小于0.25mSv/电厂年。
这些事件的典型例子有： 一根反射层控制棒在功率运行工况下失控提升； 一回路主氦风机误加速； 失去厂外电源； 丧失正常给水流量； 汽轮机外负荷丧失，等等。 2)设计基准事故 HTR-PM设计基准事故划分为两类：稀有事故和极限事故。 对于稀有事故，预计在一座模块反应堆的整个寿期中不会发生，但在可能建造的这类堆型的总体中（假设数百个模块）有可能会发生，其频率范围为10-2-10-4/堆年。
这些事故的典型例子有： 给水管道小破口； 反应堆冷却剂一根仪表测量管（≤DN10mm）断裂； 蒸汽发生器一根换热管双端断裂； 反应堆辅助系统厂房内氦净化系统的一根管道破裂； 放射性废液贮存罐的泄漏，等等。 对于极限事故，预计在这类堆型总体的寿期中不会发生，但出于安全的考虑，仍将它们归于设计基准事故之中，其频率范围为10-4-10-6/堆年。
这些事故的典型例子有：