第一章
1.1反应堆安全性的含义：在正常运行情况下，反应堆厂房外的放射性辐射以及向外排放的液态和气态放射性废物，对反应堆工作人员和周围居民造成的放射性辐照，应该小于规范规定的允许水平。在事故情况下，不论事故是内部原因(如系统或设备的故障)或者外部原因(如飞机坠落、地震等)引起的，反应堆的保护系统及专设安全设施都必须能及时投入工作，确保堆芯安全、限制事故发展、减少设备的损坏、防止大量放射性物质泄漏到周围环境中去。
1.2核反应堆安全性特性：A.强放射性。反应堆在运行和停闭过程后，都有很强的放射性；B.高温高压水；C.衰变余热
1.3核安全目标：1)总目标:在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害；2)辐射安全目标：确保在正常运行时核电厂及其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。要求在正常情况下具有一套完整的辐射防护措施，在事故情况下有一套减轻事故后果的措施，包括厂内和厂外的对策，以缓解对工作人员、居民及环境的危害；3)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。事故的预防：设计，控制系统，专设安全设施，应急计划 ?现有核电厂指标：发生堆芯严重损坏事件概率低于1×10-4/堆年，发生严重的放射性向环境释放的概率低于1×10-5/堆年 ?将来建造核电厂指标：发生堆芯严重损坏事件概率低于1×10-5/堆年，发生严重的放射性向环境释放的概率低于1×10-6/堆年
1.4反应堆的三项安全对策（功能），即在所有情况下（正常运行或反应堆停闭状态，故障工况或事故状态）：有效控制反应性，确保堆芯冷却，包容性放射性产物。①反应性控制分为：紧急停堆控制，功率控制，补偿控制；把吸收体引入堆芯的方式：控制棒，可燃毒物，可溶毒物； ②确保堆芯冷却：正常时：蒸汽发生器被给水冷却；停闭时，余热由蒸汽发生器或余热排除系统导出，乏燃料组件在乏燃料水池中存放几个月，以释放余热；③包容放射性产物：为了避免放射性产物扩散到环境中，在核燃料和环境之间设置了多道屏蔽，并在运行时，监视这些屏障的密封完整性。
第二章
2.1纵深防御的安全概念：包括在放射性裂变产物与人所处的环境之间设置的多道屏障，和对放射性物质的多级防御措施。纵深防御的基本安全原则：在放射源与人之间，即放射性裂变产物与人所处的环境之间，设置了4道屏障 ：核燃料基体，包壳，一回路压力边界，安全壳
2.1.2纵深防御：定义是其包括多层级相继深入而又相互增援的设计防御措施，以此来保证核电厂的安全。纵深防御的目的：第一层防御目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。第二层防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态。第三层防御的目的基于以下假定：尽管极少可能，某些假设始发事件的升级仍可能未被前一层防御制止而发生，因此专设安全设施使其达安全可控状态。第四层防御的目的是保护包容功能，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可能的低。第五层防御的目的（最后防御）是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放照成的后果。
2.2安全设计的基本原则：单一故障准则，多样性原则，独立性原则，故障安全原则，自动化针对目标。
1）控制手段：（如右图）
2）单一故障：导致某一部件不能执行其预定功能的一种随机故障。要求应用以下几个原则：A.安全系统应该按照冗余原则设置，B.保护参数应具有多样性，C.最小安全原则，D.各保护通道应具有独立线路；3）共因故障 ：这是一种系统性的故障，例如可因设计、材料或加工缺陷，在所用的多台相同（冗余）设备上同时出现。单有冗余设计量不能满足需求。只有通过运用多样性（多样性意味着各种各样）原则才能避免共因故障；4）多样性原则： 多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中； 5）相干故障：引入不同属性来提高系统的可靠性。为了预防具有相干性质的事故（例如火灾、爆炸等），各冗余分支或子系统在空间尽可能远距离布置，从而不致同时出现失效。
2.3 预防意外侵害的措施：1）外部：地震，飞机坠落，工业环境（爆炸等），水灾，冰冻；2）内部：火灾，含高能量管道的破裂，来自汽轮机组的飞射物，厂内其它的飞射物，场内水灾。
2.4 设计基准事故(DBA)：或称最大可信事故。指在同一概率等级的所有事故序列中，选择一个参考的假想事故作为设计基准，认为所设置的安全设施若能防范这一事故，就必定能防范其他各种事故。至于较设计基准事故更为严重的事故，则因其发生的概率太低而认为是不可信的，不予考虑。 设计基准事故考虑事项：1）采用概率论等方法确定可能导致严重事故的重要事件序列；2）须对照有关事件序列，以确定须考虑哪些严重事故；3）对能降低这些选定事件发生的概率及设计修改加予评价；4）需考虑核电厂整个设计能力（包括安全，非安全，临时系统等），使核电厂回到可控状态；5）对多机组电厂，需考虑其他机组可利用的手段或支持；6）需在记有代表性的严重事故情况下制定事故管理规章。
2.5确定论安全分析评价法： 以设计基准事故为基础的安全评价方法称为确定论评价法。必须包括：1）确认核电厂运行限值和条件符合核电厂云顶设计的假设和要求2）适合于核电厂设计和厂址假设始发时间的特征3）源自假设始发事件的事件序列的分析和评价4)各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较5）设计基准的制定和确认6）论证通过安全系统的自动响应结合所规定的操作员动作能够管理预计运行事件和设计准事故。
2.6 概率安全评价(PSA)：定义：应用概率风险理论对核电厂安全性进行评价。主要任务：1）识别核电厂的潜在事故，确定潜在事故的发生概率和放射性物质的释放量2）根据源项，计算环境中放射性物质的分布以及它对核电厂周围的居民健康和财产的影响 3）综合所算出的结果，求出潜在核事故产生的总风险，并把这些结果与非核风险进行比较
2.7 核电厂的风险：来自于事故工况下不可控的放射性核素的释放。基本步骤：1）风险分析的初因事件；2）以事件树为工具，事件序列，算出各事件序列发生的频率；3）源项的计算；4）利用修正的高斯扩散理论，计算出各种气象条件下核电厂周围的放射性物质的浓度分布。 5） 根据保健物理知识，确定核电厂事故时对周围，居民健康影响程度以及所造成的经济损失。归结为两个问题： A.辐射安全问题；B.排除不可控链式裂变反应发生和发展的可能性。
2.8 风险（R）定义：事故发生概率P和事故后果幅值C的乘积。R[损害/单位时间]=P[事件/单位时间]×C[损害/事件] 。
2.9核电厂风险评价的主要目的：1）提供系统性的分析，以确信设计符合安全目标2）证明整个设计是平衡的3）去任何点畅销的参数偏移不会引起严重异常事故4）提供发生堆芯严重损坏状态的概率评价以及要求厂外早起响应的放射性物质向厂外大量释放的风险的评价。5）提供外部灾害事件发生概率和后果的评价6）鉴别出通过设计改进或运行规程的修改可能降低严重事故概率或减轻其后果的系统7）评价核电厂应急规程的充分性。
2.10 事件树分析法：一个特定事件的后果，不仅取决于初因事件，还与随后的瞬变期间反应堆安全系统能否发挥其正常功能有关。 有必要分析在一个或几个安全系统故障时的事故后果;事件树是进行风险评价的有用的工具。如果用l表示初因事件的类型，用i表示事件树中第i个Ci=1，2，…n事件序列，则由l型初因事件引起的风险可用下式表示
如果核电厂存在m个能导致向环境释放放射性物质的潜在事故，总风险应为：
。
2.11故障树分析法: 用来确定由事件树定出的事故的途径中的各种系统的事故几率。故障树的作法正好与事件树相反，选择某一特定事故来进行故障分析时，就以它作为故障树的出发点，一般称为终端事件;终端事件一经选定后，运用工程和数学的推理，可以进一步深入探查造成这一终端事件的其他故障、这些故障如何组合和发展的途径。
2.12电厂的核安全许可证：核电厂的选址定点+核电厂的建造+核电厂的调试+核电厂的运行+核电厂的退役。操纵员许可证：操纵员、高级操纵员。
2.13PSA研究结果：1）许多情况下潜在的反应堆事故后果远比非核事故小，其后果远比想象中小得多；2）反应堆发生的事故可能性比许多类似后果的非核事故小得多，如火灾，爆炸，地震，飞机坠毁等。核事故与自然灾害级人为因素事故图比较结果：1）核电站风险来自导致燃料熔化的事故，其概率非常低且并不严重；2）主冷却剂系统的小破口失水事故易造成燃料熔化；3）人为因素往往加剧了事故的严重性。
2.14质量保证定义：为了对某一物项和某套装置在未来的使用中确能满意工作树立信心而进行的有计划有组织的活动。质量保证大纲：为了保证质量对所需完成的全部工作的综合而作的规定。
第三章
3.1核电厂运行工况：工况Ⅰ：正常运行和运行瞬变；工况Ⅱ：中等频率事件：1～10-2次/(堆·年)； 工况Ⅲ：稀有事故10-4～3×10-2次/(堆·年)； ? 工况Ⅳ：极限事故10-6～10-4次/(堆·年)
3.2运行限值：为保证核电厂安全运行，经国家核安全部门批准，用以确定参数限值、设备功能和性能，人员水平等方面的整套规定。运行限值和条件分类：安全限值+安全系统整定值+正常运行的限值和条件+监督要求；运行限值和条件目标：1）防止发生可能导致事故工况的状态；2）如果发生这种事故工况，则减轻其后果。
3.3正常运行：核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维护、试验和换料。
3.4核电厂预计运行事件：在核电厂运行寿期内预计可能出现一次或者数次的偏离正常运行的各种运行过程。由于设计中已采取相应的措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
3.5事故工况：核电厂以偏离运行状态的形式出现的事故，事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限值在可接受的限值以内，严重事故不在其列。
3.6设计基准事故（DBA）：核电厂安全分析报告必须考虑的典型始发事件，核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
3.7核电厂事故处理规程：分为4类，分别用I、A、H、U表示。I程序用以处理较小故障和公用系统(供电、压缩空气)的失效。A程序用以处理
管道破裂。H程序，来对付这些超设计基准事故，H 程序仍属于针对事件的程序针对物理状态的程序，能处理未能及时诊断、即不能判断事故原因的一切事故，称为最终程序，即U程序，U程序是减轻极不可能发生的最严重事故的放射性后果的最终程序。
3.8三哩岛事故后措施：增设安全措施，增设安全工程师岗位，增设安全控制盘，增设技术支援中心。
3.9应急：一种要求立即采取行动（超出了一般工作程序范围）的状态，以避免事故的发生或减轻事故的后果
3.10核电厂不同应急状态等级（见右图）
第四章
4.1.1核电厂运行及事故工况分四类：1）起源于内部的事件2）起源于外部事件，这类事故一般是不可控的。工况分类：工况I：正常运行和运行瞬态；工况II：中等频率事故；工况Ⅲ：稀有事故；工况IV：极限事故
4.1.2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，蒸汽发生器管子破裂，一台冷却剂泵转子卡死，燃料操作事故，弹棒事故。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组件，全厂断电，放射性废气废液的事故释放。
4.1.3事故管理：对在超设计基事故发展过程中所采取的一系列行动，包括：防止事件升级为严重事故，减轻严重事故的后果，实现长期稳定的安全状态。
4.1.4核电厂严重事故：核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。反应堆严重事故可分为两种：1）堆芯熔化事故。由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露，升温，熔化的过程，其发展较慢，时间尺寸为小时量级；2）堆芯解体事故。由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展很迅速，时间尺寸为秒量级。
4.1.5核反应堆安全分析：1)目的：正常情况下，通过安全分析，可连续监督和分析核电厂运行状态，以维持或提高核电厂的安全水平。2)事故分析：是研究核电厂在故障工况下的运行行为，是设计核电厂和申请许可证的必备步骤。3)事故分析方法：1.确定论分析法；2.概率论分析法
4.1.6核反应堆运行工况与事故分类：1)正常运行状态是指核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行。2)预期运行事件是指在核电厂运行寿期内预计可能出现的一次或数次的偏离正常运行的各种运行过程。3)事故工况是指核电厂以偏离运行状态的形式出现的事故。4)设计基准事故（DBA）是指核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性的事故工况。5)严重事故是指核电厂堆芯遭到严重损坏和熔化的事故。6）：事故后果比较：A.预计运行事件：不引起重要物项损坏，不导致事故工况； B.设计基准事故：放射性物质的释放可由设计限制在可接受的范围内； C.严重事故：破坏压力壳或安全壳的完整性，并引发放射性泄漏。
4.2 建设核电厂研究的事故或事件分两类：1）以损失一回路或二回路的流体为特征的管道破裂事故：蒸汽管道破裂事故，给水管道破裂事故，失水事故；2）没有流失流体的设计基准事故：反应性引入事故，一回路流量不正常事故，一回路压力不正常事故，蒸汽流量不正常事故，蒸汽发生器给水不正常事故。
4.2.1反应性引入事故：定义：指向堆内突然引入一个意外的反应性,导致反应堆功率急剧上升而发生的事故。反应性引入事故起因： ①机械故障，涉及到控制棒驱动机构或该机构的承压罩壳；②电气故障，涉及到控制棒操作或调节系统；③人为故障；说明没有遵守运行规章和没有注意所发出的报警信号。反应性引入事故分类：1)反应堆在次临界状态下调节棒失控提升;2)反应堆在功率运行状态下，调节棒束失控抽出;3)硼酸的失控稀释;4)功率运行下单个调节棒束失控提升;5)一个调节棒束弹出，其引起的反应性变化速度与前一种情况不一样。反应性引入事故后果： 1)对燃料元件造成严重后果，反应性上升导致燃料元件和冷却剂温度上升，由此导致出现DNB危险以及超功率的可能性；2）如果堆芯反应性增加不均匀，出现DNB和超功率的危险就更大并导致热通量和温度的空间分布不均匀；3）如果方应性下降不均匀，由于中子和控制系统的负反馈效应将导致同样的危险，在后一种情况下为了保持总功率不变，将引起原来没有受影响的区域内功率增大；4）功率的增加将波及第二道屏障：超压将导致稳压器水位升高和安全阀组打开。反应性引入事故保护方法：1）设计阶段考虑的保护。采取的预防措施主要是考虑调节棒束移动。2）自动保护。对于反应性事故将通过警报信号通知运行人员，如不及时干预着保护系统自动投入工作：A.禁止控制棒束提升，B.紧急停堆线路。
4.2.2一回路流量不正常事故：只有在任何一台主泵的压头和一回路压力损失之间出现不平衡情况下才引起一回路流量变化，其故障是由电动机转矩和摩擦转矩的变化产生的。危险性：1）一回路流量下降引起临界热流密度的下降，出现膜态沸腾的概率增大，易出现燃料包壳破裂事故。2）如流量下降很快，导致一回路压力迅速上升，引起一回路机械损伤；3）若流量增大，导致堆芯温度降低，引起反应性和功率上升，出现沸腾危机。保护措施：一回路流量降低后，必须产生紧急停堆动作；一回路流量增大后，通过功率量程的中子通量密度信号、中子通量密度增加速率高信号、流量低信号和同时出现P8运行线路的信号来紧急停堆。
4.2.3一回路压力不正常事故：导致压力下降的大部分事故是由于影响一回路设备的故障（机械故障、压力调节系统故障）产生；危险：压力下降期间，DNBR数值下降，堆芯出现烧毁现象概率上升。无紧急停堆情况下，还可能燃料棒包壳破裂事故，产生放射性泄漏。保护：1）通过超温ΔTt线路产生紧急停堆信号；2）稳压器的隔离阀自动关闭；3）通过稳压器内压力低信号产生紧急停堆；4）安全注入。
4.2.4蒸汽流量不正常事故：包括蒸汽流量意外上升使一回路过冷，此研究不包括蒸汽管道破裂事故+蒸汽流量意外下降使一回路欠冷，此蒸汽流量可能一直降到0；原因：此只研究上升事故，引起负荷增加原因有：A.运行人员误操作；B.蒸汽旁路控制系统出故障；C.负荷限制器出故障；蒸汽流量上升物理特性：蒸汽流量上升引起从一回路提起能量的数量增加，引起一回路流体降温，起降引起堆内中子通量密度上升，使燃料温度上升，反应堆功率稳定在大的新功率水平。危险性：A.一回路流体降温，导致一回路压力下降，不利于避免DNB的出现，产生燃料包壳损坏危险，B.通过负反馈效应使功率回升可能导致线功率密度超过设计值。C.紧急停堆后,如降温不消失，反应堆会再次临界。保护：A.在设计阶段，通过最小选择器选择最小信号控制汽机的主汽门开度。B.自动保护：紧急停堆，汽机脱扣，安全注入。C.手动保护：调整流量限制器的整定值 ；蒸汽流量下降物理特性：与上升相反，蒸汽流量下降引起一回路流体升温，导致压力上升和稳压器水位上升。流量下降还引起蒸汽发生器内二回路压力上升。危险性：A.流量下降使一回路温度上升，对避免泡核沸腾不利，相反，一回路压力上升却能推迟出现偏离泡核沸腾；B.压力上升可能危及一回路完整性，有损于第二道屏障；C.在没有保护情况下，流量下降引起的压力升高可能会超过设计压力。保护：1）在设计阶段，采用稳压器安全阀，蒸汽发生器安全阀来保护；2）自动保护上，通过下列信号紧急停堆：A.汽机脱扣，旁路打不开；B.稳压器压力等；C.超温ΔT高；D.稳压器水位高。
4.2.5蒸汽发生器给水不正常事故：包括事故为：第一种是事故完全失去主给水流量，导致一回路冷却剂欠冷；第二种事故是给水超流量或给水过冷导致一回路冷却剂过冷。原因：蒸汽发生器失去给水事故原因：1）电厂失去供电导致主泵停运；2）一台主给水泵停运，可能由于供水站断开引起。3）调节阀门意外关闭；给水超流量事故可能原因：1）调节系统功能发生故障。2）给水调节阀意外打开。流量降低物理特性：给水流量降低使热量导出能力降低，由于传热效率降低，使一回路流体温度升高，从而引起稳压器水位上升。危险性：使得一回路温度升高导致出现DNB，超功率，一回路内超压。保护：1）自动保护：紧急停堆，汽机脱扣，主给水管线隔离和汽机给水泵停运，辅助给水系统启动；2）辅助给水系统最小流量设计。主给水超流量或过冷物理特性：两工况后果相似，都导致一回路流体过冷，引起压力下降，温度下降引起功率上升。危险性：出现DNB，超功率，一回路内超压，在二回路给水超流量可能导致水进入蒸汽管道，损坏气机；保护方法：（同上一样）紧急停堆，汽机脱扣，主给水管线隔离和汽机给水泵停运，辅助给水系统启动。
4.3.1三重屏障的完整性: 1)核电站的三重屏障：A.燃料包壳B.一回路压力边界C.安全壳；2)采用行之有效的工艺和通用的设计基准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何，设计变更中必须明确安全职责；3)单一故障准则：多样性原则；独立性原则；障安全原则；自动化。
4.3.2燃料棒的完整性: 1)导致燃料棒包壳破坏有三种可能性：燃料芯块熔化+沸腾危机+燃料芯块-包壳间的相互作用。A. 燃料芯块熔化：芯块芯部温度<2260度，线功率<590W/cm2；B.沸腾危机：为保护燃料包壳，人们还力求避免出现沸腾危饥 ( 偏离泡核沸腾 DNB)。因为如果有沸腾危机,包壳与冷却剂间的热交换就急速下降，包壳的温度就上升。为避免出现这种沸腾危机，人们要求保持比值：DNBR>1.3，其中DNBR=临界热流密度/实际热流密度；C.燃料芯块-包壳间的相互作用：当功率变化时 ( 从而温度也变化 ), 燃料体受到机械应力的作用 , 这是由于燃料包壳热膨胀系数不同造成的 。极端情况下，将导致包壳爆裂。
4.3.3一回路的完整性：1）在第1类工况，调节系统使稳庄都的压力保持在额定值 (155bar) 附近；2）在第 2 类工况 , 应检验一回路的任何点压力不超过设计压力 (171.3bar), 并且稳压器没有充满水 ; 因为，稳压器的阀门在充水时动作可能损坏阀门并阻碍其回座 .还应当避免稳 压器卸压箱 (RDP) 膜片破裂；3）在第 3 类和工况 4 类工况（除了一回路破裂以外），应当保持回路的完整性，为此应检验一回路最大压头部位 （主泵出口）的压力不越过设计压力的 1.1 倍 (188.4bar）
4.3.4安全壳的完整性：1)如果安全壳的压力不超过设计压力值（5bar），其完整性就可以得到保证。2)事故的五个来源： A.贮能；是指事故发生时贮存在燃料、冷却剂和一回剂系统其他部件中的显热和潜热B.核瞬变能；是因核偏差造成反应堆事故时裂变产生的瞬时热能C.衰变热；是事故发生时堆芯内裂变产物和锕系元素连续产生的热能D.化学反应能；也是一种潜在的事故原因E.与厂址有关的能量；是指一些人为事故及核电厂外部发生的自然力量
4.4 蒸汽管道发生器管子破裂事故（RTGV）： 1）事故定义：蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是指在蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂(也包括导致轻微连续泄漏的裂纹)导致的事故。2）事故根源：A.主要原因有传热管承受机械和热的应力。B.二回路水引起的腐蚀,特别由于管板处的沉积物，使管板上方局部变薄及传热管发生裂纹和一回路水引起的腐蚀。C一回路水产生的腐蚀。D.紧缩效应。3）事故后果：A.事故使一回路水污染了二回路。另外，如果凝汽器不可用，该事故还可能通过释放阀门，导致放射性绕过核电厂的第三道屏障安全壳而进入大气。B.有使断管蒸汽发生器和蒸汽管道充满水的危险。由水排放的液态放射性比蒸气大的多，也就更危险。此外，蒸汽发生器的安全阀门带水操作，有可能使其卡在开启的位置上。C.与所有一回路失水事故一样，蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)还具有使堆芯冷却能力不足的危险。出故障的蒸汽发生器隔离后，泄露的方向可能倒转，由于一回路水被二回路稀释，造成一回路水硼浓度减小的风险。4）事故过程：如右图1所示为没有人为干预时的一二回路压力变化图。A.高压安注泵的流量一但大于破口流量时，一回路压力回升，并稳定在由剩余功率水平以及通过破口和二回路的热交换导出的能量决定的一个值上。B.然后，由于启动蒸汽发生器的辅助给水系统，这个压力水平逐步下降。C.辅助给水系统以较冷的水充满蒸汽发生器，由此增大二回路冷却能力，并引起泄露流量的稍微下降，以及安注流量的稍微增大(热量平衡带动一回路w有稍微增大)。D.在没有人为的干预时，一回路压力稳定地高于二回路压力的值上，该值使得破口处流量被安注系统所补偿，并且剩余功率通过破口和蒸汽发生器管束中的热交换输送到二回路。右下图2为无人为干预的流量变化图。泄露的出现在故障的蒸汽发生器一侧表现为来自回路的水和能量，特别是导致二回路被污染。A.紧急停堆前，三个蒸汽发生器水位保持恒定，断裂发生后，故障水位迅速升高。无水位调节时，由于提取的蒸汽总量和进水的水量之间不平衡，故障水位连续增长，此阶段二回路压力不大。B.紧急停堆，由于收缩现象，所有蒸汽发生器水位大幅度下降，蒸汽发生器辅助给水系统的两个电动辅助给水泵由于安全注入系统投入工作而启动，使得三个蒸汽发生器的水位回升，出故障的蒸汽发生器水位增加快得多，因为一回路水由破裂管进入二回路，与辅助给水系统的水相加。
4.5.蒸汽管道破裂事故(RTV)： 1)事故定义：指蒸汽回路的一根管道(主管道或管嘴)出现破裂所产生的事故,或蒸汽回路的一个阀门(安全阀门、排放阀或旁路阀)意外被打开所导致的事故,都称蒸汽管道破裂事故。2)事件和事故分类： A.II类（中等频率事件）事故：在蒸汽管道破裂事故中，其破口的尺寸小于二回路的一个阀门打开所构成的破口。B.III类（稀有事故）事故：在蒸汽管道破裂事故中，破口的尺寸大于二回路的一个阀门打开所构成的破口，且无法将蒸汽管道自动隔离。C.IV类（极限事故）事故：在蒸汽管道破裂事故中，比II类和III类事故更严重的事故。3)破裂现象可能发生部位：A.蒸汽发生器与安全壳之间，B.位于蒸汽隔离阀的下游支架与蒸汽联箱之间C蒸汽联箱上或在联箱与汽轮机之间。4)事故后果：A.蒸汽管道破裂增加了蒸汽发生器从反应堆冷却剂中取走的热量，从而引起一回路冷却剂的温度和压力降低。B.紧急停堆后，由于一回路冷却剂的温度迅速降低，就减少了添加到反应堆内的负反应裕度。若慢化剂的负反应的温度系数很大，则反应堆有重返临界的危险。这也是反应性引入事故的一类原因。C.如果管道破口侧在安全壳内，大量蒸汽的排放会使安全壳升温超压。D.如果事故前蒸汽发生器的传热管有破损，一回路水会向二回路泄漏，裂变产物有可能施放到堆外的环境中去。5)事故过程：事故大体分两阶段描述：第一阶段：蒸汽管道破裂、释放阀或安全阀误动作初始阶段，第二阶段：在停堆停机之后，在隔离破裂蒸汽管道之前注量率概念：即中子强度（射线的辐射输出量率 ）5）事故预防目标：A.制止二回路蒸汽的大量流失。B.防止一回路冷却剂温度急剧下降。C.维持反应堆次临界度，确保最小烧毁比大于1.3； 6)预防措施：注射硼水+关闭隔离阀+停止二次侧给水+启动安全注射系统和喷淋系统。
4.6. 给水管道破裂事故(RTE): 1)事故定义：所有蒸汽发生器上游的任一给水道破裂,从而导致给水流量突然下降,然后至少有一个蒸汽发生器水室的水被排空的现象； 2）事故根源：一般的合理假设是给水管道上的机械应力和热应力所导致； 3）事故类别与准则：给水管道破裂事故是IV类(极限)事故。所要求的准则为：在最初30min内一回路水没有出现整体沸腾； 4）事故后果：给水管道破裂事故对反应堆三道屏障都带来风险： A.)二回路给水丧失引起一回路冷却性能恶化，从而导致一回路内出现整体沸腾； B.稳压器安全阀开启，引起一回路水流失，使得堆芯部分露出水面，从而有产生包壳破裂的危险；C.从破口流出的流体(水)引起安全壳内温度和压力上升。5）事故过程： 见上第3,4,5图，分别为蒸汽发生器出口处压力，一回路平均温度和稳压器水体积的情况图。无人干预情况分析过程如下：A.二回路。事故表现为受影响的蒸汽发生器的给水突然中断并且两外两台蒸汽发生器的给水大幅度下降（用图3解释） B.一回路（用图3和图4解释）
4.7.1失水事故(LOCA)： 1）定义：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故，称之为冷却剂丧失事故。在压水堆中，称为失水事故，简称LOCA； 2）原因：A.一回路一根管道或一个辅助系统破裂B.系统上的一个阀门以外打开（或不能关）C.泵的轴封或阀杆泄露D.管道断裂E.破裂F.管接口断裂； 3）类型：(1)在通过蒸汽发生器来冷却情况下，一回路破口分为：A.微小破口，通过化容控制系统补偿;B.小破口，通过高压安注系统补偿;C.中破口，导致压力大幅率下降;D.大破口，一回路压力迅速下降甚至等于安全壳内的压力。(2)预热排除系统运行时的破口：分为II，III和IV类。4）阀门偶然打开或不能关闭的原因：1）运行人员的错误2）控制或调节系统的故障3）故障设备；5）诱发失水事故原因：1）地震2）回路上的机械压力或热应力4）内部飞射物；
4.7.2大破口失水事故：1）定义：指反应堆主冷却剂系统冷管段或热管段出现大孔直径直到双端剪切断裂并失去厂外电源的极限设计基准事故。2）喷放定义：当主冷却剂系统管道发生破裂时，高压将迫使流体流出反应堆压力容器的过程。3）事故序列：主要分四个连续的阶段：A.喷放阶段：欠热泄压->饱和泄压->沸腾工况转变->第一包壳峰值温度->残留热源和冷却恶化->应急堆芯冷却阶段->旁通阶段->喷放结束->低压注射系统开始启动；B.再灌水阶段---(定义：开始于应急冷却水到达压力容器下腔室是其水位重新回升之时，结束于水位到达堆芯底端之时，称之为再灌水阶段)---堆芯过程：从安全注射箱开始注水到再灌水结束的过程里，堆芯基本上处于蒸汽之中，即是一种裸露的状态。此时，燃料棒基本上靠热辐射和较小的自然对流换热，而没有别的冷却。显然，这时(再灌水阶段)是堆芯冷却最差的阶段。C.再淹没阶段。再淹没阶段主要体现：第二峰值包壳温度、蒸汽粘结和骤冷三个特征。D.长期冷却阶段：当再淹没阶段结束后，低压安全注射系统继续运行。
（课本写的大坡口事故过程：A.降压阶段。图4-14；B.堆芯再淹没。图4-15。C.燃料棒的再浸没。图4-16。D.远期特性）
4.7.3小破口失水事故： 1)定义：由于反应堆冷却剂系统管道或与之相通的部件出现小破裂或破口,所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故称之为压水堆核电厂小破口失水事故(SBLOCA)。2)事故类型：冷段破裂小破口失水事故；热段破裂小破口失水事故；汽腔破裂小破口失水事故； 3)事故进程：以等效直径为80mm的冷段小破口事故为例；4)典型的SBLOCA事故可分为四阶段：环路自然循环维持阶段；水封存在阶段；环路水封清除阶段；长期堆芯冷却阶段。
4.8 未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）：1）定义：指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态，在这些瞬态中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。2）事故概率：ATWS的事故发生概率等于紧急停堆发生故障和未紧急停堆时有明显后果的事故瞬态频率的乘积。3）始发事件：可能导致严重后果的始发事件有：失去主给水；汽轮机停机；失去交流电源；失去凝汽器真空；控制棒意外抽出和稳压器卸压阀意外开启等。其中，主给水丧失引起的ATWS最具代表性。
第五章
5.1放射性辐射防护：压水堆核电厂内在正常运行期间的辐射强度随其位置的不同而有很大变化，各处的辐射强度是由含放射性的各种放射源产生的。为了便于分析运行中电厂的辐射强度，可以将核电厂分成两个区域： 安全壳内,安全壳外
5.2安全壳内的放射性：带功率运行时：中子+γ射线+16N；压水堆停闭后：堆芯区内或其附近材料的感生放射性成为安全壳内的重要辐射源。
5.3安全壳外的放射性：安全壳外的化容系统、含硼疏水收集系统等一回路辅助系统、以及三废处理各系统的设备和管。其中，净化离子交换器及过滤器为最强的辐射源。
5.4辐射防护三原则：1）辐射事业的正当化：进行任何伴有辐射照射的实践活动时，所得利益必须大于所付出的代价，包括人员健康损害的代价在内，才能被认为是正当的，否则就不应采取这种行动。2）防护水平的合理最优化：任何事业中对人产生的辐射剂量必须保持在可以合理地做到的最低水平。即遵守“合理可行尽量低”(ALARA)的原则。3）个人所受剂量当量应在规定的限量以下：在满足了前两项条件后，仍不能保证对每一个人提供适当的保护，因而对受到照射最多的人员必须保证其所受剂量在某一限值以下。
5.5放射性辐射的监测：控制区、监督区、非限制区
第六章
6.1严重事故的分类：堆芯熔化事故（CMA）、堆芯解体事故（CDA）
6.2最基本的安全原则：纵深防御和核安全文化
6.3严重事故的处置：其一事故预防：指采用一切可用的措施，防止堆芯熔化。其二事故缓解：在堆芯开始熔化时，采用各类手段减少放射
6.4严重事故过程中的主要物理现象： 1)堆芯材料的氧化和氢的产生； 2)蒸汽与非可凝气体在堆压力容器内和一回路中的自然循环； 3)堆芯几何形状的丧失； 4)堆芯熔融物落入堆芯压力容器下部空间； 5)堆芯再淹没； 6)重返临界问题； 7)高压下堆芯熔融物喷射和安全壳直接加热； 8)氢爆； 9)燃料与冷却剂的相互作用（蒸汽爆炸）； 10)堆芯熔化物与安全壳底板混凝土相互作用； 11)裂变产物的释放与迁移
6.5严重事故的缓解任务：从电厂的基本特征和事故现象出发，预防堆芯损坏；中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留在主系统的压力边界以内；在一回路压力压力边界完整不能确保时，尽可能减少放射性向厂外释放。措施： 1）为防止或及早中止堆芯损坏过程，首先应该确保停堆能力，始终维持反应堆处于次临界状态； 2）确保堆芯冷却以顺利带出衰变热，为此可采用二次侧补泄过程、一次侧补泄过程及辅助喷淋等手段； 3）为了维持和确保放射性包容能力，应当考虑安全壳隔离措施和必要的减压措施。
第七章
7.1三里岛事故（TMI）事故进程： 1）凝结水系统阀门失效关闭，主给水泵和汽轮机脱扣；2）蒸汽发生器很快烧干，辅助给水启动（注水失效）；3）蒸汽发生器的作用丧失，一回路的温度和压力上升；4）反应堆停堆，稳压器上的安全阀打开，但回座失效；5）一回路持续卸压，导致一回路沸腾，稳压器水位虚假升高；6）安注系统注水；7）操纵员判断失误（以为一回路水多），关闭安注系统；8）最终导致堆芯部分熔化