第三类为严重事故，燃料元件严重损坏，堆芯熔化，安全壳完整性受到破坏，有大量放射性物质释放的事故。工况I、II、III、IV 为设计基准事件。 19、事故和事件分两类：

没有流体流失的事故，主要指一般的瞬变，主要有：反应性引入事故、失流事故、失热阱事故等；

以损失一回路或二回路流体为特征的管道破裂事故，如蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、失水事故等。

20、压水堆核电厂设计基准事故的物理分类。

答：1）二回路系统排热增加；2）二回路系统排热减少；3）反应堆冷却剂系统流量减少； 4）反应堆冷却剂系统流量增加；5）反应性和功率分布异常；6）反应堆冷却剂装量减少；7）系统或设备的放射性释放；8）未能紧急停堆的预期瞬态。 21、单一故障准则及其使用方法。

答：单一故障准则定义：完成某一安全功能的系统或设备，若执行其预定的安全功能，需要N 个系统或部件，设计时至少要设计N+1 的子系统或部件，以允许系统或设备具有承受发生一个随机故障而不丧失其安全功能的能力。

使用方法：1）单一事件引发的多重故障仍归为单一故障；2）整个核电厂系统只考虑一个故障；3）整个事故期间只考虑一个故障，短期阶段只考虑能动故障，长期阶段可考虑能动也可考虑非能动； 单一故障准则是针对安全级设备而言的对非安全4） 级设备不考虑其缓解效果，只考虑其不利影响；5）只有在设备调用时才考虑失效问题； 在技术规格书中确定的定期维护、6） 检修和实验的设备， 不认为其是不可用的； 7）全部设备正常工作时造成最严重的后果，单一故障准则可以考虑是无故障；8）必须把事故与故障区分开来，事故分析中只考虑初因事件加单一故障，而不考虑事故的迭加； 失去厂外电和最大价值的一组控制棒卡在堆外是事故分析的附加条件， 9） 不能作为单一故障准则考虑；10）某一故障的继发故障仍作为单一故障；11）对不同的验收准则要求，可以假设不同的单一故障；12）事故分析时必须要找出最保守的单一故障，即极限单一故障。 22、产生功率振荡的原因：

事故开始时，由于功率很低，随着反应性的不断引入，周期变短，功率上升速率增加，到达一定程度出现反应性反馈效应，且越来越明显，使反应性减小，变为负值时，功率转而下降，于是在某一时刻出现第一个功率峰值；之后，随着功率的下降，反馈效应减弱，反应性出现正值，开始了第二功率峰值的增长过程；由于缓发中子的存在，使得功率振荡逐渐衰减，最终达到一个平衡值.

23、设计基准事故的通类验收准则。

工况I 定性：不应触发反应堆保护停堆。定量：各种参数变化不超过停堆保护限值。

工况II 定性：保护系统能够停堆；必要的校正动作后可重新投入运行；不引发更严重的工况；确保燃料包壳完整性；不超过一二回路压力限值；放射性后果不超过正常限值。定量：燃料系统不烧毁MDNBR>极限值；一回路压力<110％设计压力； 放射性后果<10％10CFR100 限值。

工况III 定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制。定量：包壳峰值温度<=1204℃（持续高温，堆芯不裸露）、<=1482℃（瞬时高温，堆芯不裸露）；一回路压力<120％设计压力；放射性后果<25％ 10CFR100 限值。

工况IV 定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制；不导致缓解设施丧失功能。定量：放射性后果<100％10CFR100 限值；压力、温度要求同工况III。 24、 反应性引入事故的三种瞬变特性。

准稳态瞬变：在功率运行工况，向堆内引入的反应性比较缓慢，以致这个反应性被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的瞬变。如满功率时控制棒组件慢速抽出的瞬变。 超缓发临界瞬变：引入堆内的正反应性较快，以致反应性反馈效应和控制系统已不能完全补偿，使总的反应性大于零，但又不超过β 的瞬变。如在满功率运行工况下， 两组控制棒失控抽出。

超瞬发临界瞬变：引入的反应性很大超过了瞬发临界的程度所引起的堆内瞬变，如弹棒事故。 25、 失控提棒事故的自动保护装置，快速提棒和慢速提棒的主要差异。

答：自动保护装置：1）源量程高核通量反应堆停堆；2）中间量程高核通量停堆； 3）功率量程高核通量停堆（低定值）；4）功率量程高中子通量停堆（高定值）； 5）高中子通量正变化率停堆。

主要差异：快速提棒，瞬态过程十分迅速，堆冷却剂平均温度和压力变化很小，最小DNBR 大于限值；慢速提棒，由于堆功率增加缓慢，而由超温ΔT 停堆，冷却剂平均温度和压力有较大变化，最小DNBR 仍大于限值。

25、弹棒事故的起因、过程特征及其危害性。

起因： 控制棒驱动机构密封壳套发生破裂， 巨大的压差将控制棒弹出堆芯（<0.05 秒）。特征：1）快速的阶跃反应性引入，堆功率急剧上升；2）形成堆芯功率分布不均匀， 而且因子比较大，形成局部高功率；3）小破口事故，但从失水角度来看不严重，从反应性的角度来看，有一定有利影响；4）总体上形成功率、温度快速短暂的增长。

危害：1）局部过热可能造成芯块熔化；2）过热芯块与冷却剂直接接触，热能转化为机械能形成冲击波，损害堆芯结构和可冷却性；3）包壳过热脆化而破裂；4）冷却剂升温升压，进

一步损坏一回路完整性。

26、完全失流事故的主泵流量衰减规律

（1）假设水泵无惯性：即水泵断电后没有惯性压头，w=w0/(1+t/t1)，其下降速率的大小由主回路半时间t1 决定。即当t=t1 时，堆芯惯性流量为初始流量的一半， 所以t1 越大，堆芯惯性流量下降越慢。

（2）假设水泵有很大的惯性：以致水泵半时间远远大于回路半时间，t=tp 时，泵的惯性角速度下降到初始角速度的一半，此时流量的解为w=w0/(1+t/tp)，此时泵的特征决定流量衰减速率。

（3）α=t1/tp，当α 值相当小时（α<0.05），失流事故后相当一段时间内，惯性流量可以保持在初始流量一半以上；当α 值比较大时（α>1），堆芯慢化剂流量将很快下降到初始流量的10％～20％。

27、失流事故的过程特点及其对核电厂设计的要求。

过程特点：冷却剂流量降低，堆芯传热能力下降，事故高潮期很短，过程很快。 要求：1）功率水平和分布因子合理；2）停堆保护及时；3）控制棒下落速度块；4） 主泵转动惯量足够；5）蒸汽发生器与堆芯高度差足够。 28、汽轮机停车事故的起因及其包络性。

起因：1）发电机停机（甩负荷）；2）真空冷凝器失效；3）丧失润滑油；4） 汽轮机推力轴承故障；5）汽轮机超速；6）手动误操作。

包络性：汽轮机停车瞬变的分析结果可以包络“蒸汽流量减小”、“外负荷丧失”、“主蒸汽隔离阀关闭”、“冷凝器真空丧失”这四种瞬变。

29、主蒸汽管道破裂事故的物理过程，有、无浓硼注入的主要差异。

物理过程：主蒸汽管道破裂后，大量蒸汽从破口喷出，蒸汽发生器二次测降压， 一回路到二回路传热增加，冷却剂温度下降，负反应性反馈导致堆芯引入正反应性。若反应堆处于停堆工况下，堆芯停堆裕度降低，甚至可能重返临界；若反应堆处于功率运行状态，堆功率增加，进而导致功率保护停堆，停堆后的过程与初始处于停堆工况过程相似。有无浓硼注入的主要差异：1）有浓硼注入时，浓硼的注入主宰反应性的变化，堆功率在达到峰值后下降，趋于热态零功率工况；2）无浓硼注入时，慢化剂降温引起的反应性变化主要靠燃料多普勒反应性来补偿，反应性在峰值后趋于零，堆功率趋于一个稳定值。电厂趋于稳定状态。 30 、大破口失水事故分析的主要假设及应急堆芯冷却系统（ECCS）验收准则。

主要假设：1）102％额定功率；2）最大功率不均匀因子；3）轴向功率取寿期中最危险的截断余弦分布；4）燃耗选取以使得燃料元件气隙最大，储热最大；5） 由温度及空泡负反应性停堆；6）衰变热选取；7）锆水反应取BAKER-JUST 关系式； 金属构建储热；破口临界喷

放取Moody 喷放关系式， 8） 9） 喷放系数0.6～1.0；10）ECCS 流量在喷放阶段全部流失，后面阶段破损环路全部流失；11）CHF 后果采用膜态沸腾公式；12）极限的单一故障；13）安全壳压力偏低选取；14）再淹没阶段主泵卡轴；15）上封头温度保守假设；16）燃料肿胀引起的流量阻塞效应。

ECCS 验收准则：1）包壳峰值温度（PCT）不超过1204℃；2）

包壳最大氧化厚度不超过17％；3）氢生成量不超过全部包壳参加锆水反应总生成量的1％；4）堆芯几何形状的变化应限制在可冷却的限度之内；5）能进行堆芯长期冷却，以去除衰变热。

31、通过一二回路之间强烈地耦合，事故从如下几个方面影响核电厂安全：

1.蒸汽管道破裂增加了蒸汽发生器从反应堆冷却剂系统中取走的热量，引起一回路冷却剂温度和压力下降

2.紧急停堆后，由于一回路冷却剂温度迅速下降，若慢化剂的负温度反馈系数很大，则反应堆有重返临界的危险

3.如果破口侧在安全壳内，大量蒸汽排放可能使安全壳温度超压4.如果在事故前蒸汽发生器传热管有破损，一回路水向二回路泄漏，裂变产物可能释放到堆外环境中去。 32、大破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律。

物理过程：1）喷放阶段：破口出现后，冷却剂从破口喷出，首先是很短暂的欠热临界喷放，很快进入饱和临界喷放，冷却剂压力下降很快，堆芯流量会出现很短暂的流动逆转过程，会出现流动滞止现象，导致包壳出现第一个温升峰。ECCS 水旁路堆芯，直接从破口损失，堆芯传热条件恶化。喷放后期包壳温度开始快速上升。冷却剂几乎丧失完后，喷放结束。2）再充水阶段：在喷放结束后，ECCS 水逐渐进入压力壳的下腔室。压力壳水位开始回升，但堆芯处于裸露状态，燃料包壳温度快速上升（几乎是绝热升温），可能有少量的锆水反应，当压力壳水位到达堆芯底部后，再充水阶段结束。3）再淹没阶段：ECCS 冷却剂开始与炽热的燃料包壳接触，开始对底部包壳起冷却作用，但很快被汽化，包壳温度上升速度逐渐变慢，堆芯水位上升缓慢，锆水反应比较显著。随着水位的上升，再淹没前沿的传热工况有一个转变过程（蒸汽冷却→膜态传热→泡核沸腾→单相液冷却）。包壳温度开始下降，堆芯逐渐淹没，包壳温度快速下降，当堆芯被完全淹没后，再淹没阶段结束。

4） 长期冷却阶段：ECCS 水冷却堆芯后，从破口注入安全壳地坑，通过安注再循环模式实现长期冷却。

1）堆功率：由于大破口事故系统压力降低极快，0.1 秒内，可降到冷却剂的饱和压力，从而生成大量蒸汽，堆内空泡效应引入的负反应性使反应堆自行停闭。停堆后剩余中子功率迅速减小，此后主要释放衰变热。

2）RCS 压力变化：在最初极短的一段时间内为欠热喷放，压力迅速下降，进入饱和喷放后，