1、2023-2-121第第2章章 压水堆核电厂压水堆核电厂2023-2-122基本知识基本知识2023-2-123核电站核电站 核电站是利用核分裂核电站是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合或核融合(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能反应所释放的的能量产生电能的发电厂的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核分裂反应而发电。核电站主要分为两部分：核岛：利用原子核裂变生产蒸汽的部分（包括反应堆装置和一回路系统）常规岛：利用蒸汽发电的部分（包括汽轮发电机系统）。燃料核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。2023-2-124 现在使用最普遍的民用核电站大
2、都是压水反应堆核电站。工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。2023-2-1251、核燃料、核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转：在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称为核燃料。换物质称为核燃料。核燃料中必须是：核燃料中必须是：含有铀含有铀-235、铀、铀-233、钚、钚-239三种易裂变核素中的三种易裂变核素中的一种或二种；一种或二种；能够产生裂变并释放裂变能。能够产生裂变并释放裂变能。2、易裂变核素、易裂变核素：任何能量的中子都能引起核裂：任何能量的中子都能引起核裂变的核素称为易裂变核素，如铀
3、变的核素称为易裂变核素，如铀-235、铀、铀-233，钚，钚-239三种核素。三种核素。一些核燃料的基本定义一些核燃料的基本定义2023-2-1263、可转换核素、可转换核素：由于能量大于：由于能量大于1MeV以上的中子能以上的中子能够引起铀够引起铀-238，钍，钍-232转化，所以称这两种核素为转化，所以称这两种核素为可裂变核素。铀可裂变核素。铀-238，钍，钍-232可分别转化为钚可分别转化为钚-239及铀及铀-233所以又将它们称为可转化核素。所以又将它们称为可转化核素。4、一次核燃料和二次再生核燃料、一次核燃料和二次再生核燃料：在三种易裂变核：在三种易裂变核素中，由于铀素中，由于铀-2
4、35是存在于天然矿物中的，所以叫是存在于天然矿物中的，所以叫一次核燃料。而铀一次核燃料。而铀-233和钚和钚-239是用人工方法制造是用人工方法制造得到的，所以又称为二次再生核燃料。得到的，所以又称为二次再生核燃料。2023-2-127 链式裂变反应链式裂变反应 当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片称为裂变碎片)。与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当
5、的条件下，这些裂变放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断继续下中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应。去，这种反应过程称为链式裂变反应。2023-2-128慢化剂慢化剂 慢化剂，又称中子减速剂慢化剂，又称中子减速剂。在一般情况下，可裂变核发射出的中子的飞行速度比被其它可裂变核的捕获的中子速度要快，因此为了产生链式反应，就必须要将中子的飞行速度降下来，这时就会使用中子减速剂 对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面对中子有较高的散射截面和低低的吸收截面的吸收截面。石墨中的碳元素，以及水中的氢元
6、素都能起到慢化作用。2023-2-129通常用于热中子反应堆慢化剂的有三种材料通常用于热中子反应堆慢化剂的有三种材料 轻水（H2O）轻水是含氢物质，慢化能力大，价格低廉，但吸收截面较大，对金属有腐蚀作用，易发生辐照分解。重水（氘，D2O）重水的吸收截面小，并可发生（，n）反应而为链式反应提供中子；缺点是价格昂贵，还要细心防止泄漏损失、污染和与氢化物发生同位素交换。石墨石墨吸收截面稍大于重水，但价格便宜，又是耐高温材料，可用于非氧化气氛的高温堆中。铍、碳氢化合物等。铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可缩小堆芯尺寸，但铍有剧毒、价格昂贵、易产生辐照肿胀，故使用受到限制。2023-2-1210 沸水
7、堆（Boiling Water Reactor，缩写为BWR）以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。压水堆（Pressurized Water Reactor，缩写为PWR）压水反应堆利用轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。反应堆反应堆2023-2-1211 重水堆（Heavy Water Reactor，缩写为HWR）以重水作慢化剂的反应堆。重水的中子吸收截面小，慢化性能好，中子利用率高，故可以直接利用天然铀作为核燃料。快堆（Fast R
8、eactor，缩写为FR）由快中子引起裂变的反应堆。即引起裂变的初级中子的平均能量100Kev。就用途而言，一般情况下快堆不仅用于动力发电，也用于增殖，将可裂变核素转化成易裂变核素，如铀-238转化为钚-239，故又称快增殖堆（fast breeder reactor)。快堆一般采用液态金属钠作载热剂，故又称钠冷快堆（sodium-cooled fast reactor）。反应堆反应堆2023-2-1212 目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有12，但在
9、快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到6070。2023-2-1213 反应堆的分类反应堆的分类2023-2-12142.1 概述概述2023-2-1215核电站工作原理2023-2-12162023-2-1217压水堆核电站构成压水堆核电站构成 核岛核岛：在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备 常规岛常规岛主要包括汽轮机组、二回路系统及发电机等，其形式与常规火电厂类似。配套系统配套系统2023-2
10、-1218核岛系统 一回路主系统 由反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成。反应堆外壳是一个耐高压容器，通常称为压力容器或压力壳，其内安装着由许多核燃料组件构成的堆芯。一回路主系统由23个环路对称地并联在压力容器接管上构成，每个环路有一台主泵和一台蒸汽发生器。在其中一个环路上装有一台稳压器，以维持一回路运行压力。2023-2-1219 安全和辅助系统安全和辅助系统（按功能分3类）(1)专设安全系统专设安全系统:在反应堆发生大量失水事故时可以自动投入，阻止事故的进一步扩大，保护反应堆的安全，同时防止放射性物质向大气环境扩散。包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅安全注入系统、安全壳喷淋系统
11、、辅助给水系统和安全壳隔离系统助给水系统和安全壳隔离系统。(2)核辅助系统核辅助系统:保证反应堆和一回路正常启动、运行和停堆。包括化学和容积控制系统、硼和水补化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统等处理系统、设备冷却水系统等。(3)三废处理系统三废处理系统:回收和处理放射性废物以保护和监视环境。包括废液处理系统、废气处理系统和废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理系统固体废物处理系统。2023-2-1220常规岛系统2023-2-12212023-2-1222核供汽系统：核供汽系统：反应
12、堆反应堆+反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统+辅助系统辅助系统2023-2-1223反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCP)（一回路（一回路Primary system）反应堆冷却剂系统(RCP)一般有24并联在反应堆压力容器上的封闭环路。每条环路组成：1台蒸汽发生器、12台反应堆冷却剂泵、以及管道。其中一个环路热管段与稳压器相连,用于RCP系统的压力调节和压力保护。每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。2023-2-1224RCP 系统组成20
13、23-2-1225 1.主要功能 反应堆冷却剂系统(RCP)即核电站一回路的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。止燃料元件烧毁或毁坏。2023-2-1226 2.辅助功能 (1)中子慢化剂:压水堆的冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，起到慢化剂的作用，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。(2)反应性控制:反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中
14、子，因此通过调整硼溶度可控制调整硼溶度可控制反应性反应性。2023-2-1227 (3)压力控制:RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。(4)放射性屏障:RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。2023-2-12282.2 核电厂总体及厂房布置核电厂总体及厂房布置2023-2-1229关于核电站选址有关规定文件核电厂安全许可证件的申请和颁发；核电厂厂址选择安全规定；核电厂厂址选择中的地震问题；核电厂厂址选择的大气弥散问题；核电厂厂址选择及评价的人口分布问题；核电厂厂址选择的外部人为
15、事件；核电厂厂址选择的放射性物资水力弥散问题；核电厂厂址选择与水文地质的关系；核电厂厂址查勘；滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定；核电厂厂址选择的极端气象条件；核电厂设计基准热带气旋；核电厂的地基安全问题。2023-2-1230核电厂选址应考虑的因素核电厂选址应考虑的因素 从核安全的观点考虑,核电站的厂址选择必须是保护公众和环境免受放射性事故所引起的过量辐射影响。要重点考虑：可能发生的外部自然事件和人为事件对核电站的影响实施应急措施及有关外围地带的人口密度、分布及其他特征核电站正常的放射性物质释放等。2023-2-1231 我国现行法规标准是采用国际原子能机构制订的通用标准,比较严格,考虑因素包
16、括：社会、经济等社会、经济等 外部自然事件外部自然事件：如地震、工程地质、水文地质、洪水和极端气象条件、水体交换、大气扩散等);外部人为事件、人口分布以及应急计划外部人为事件、人口分布以及应急计划等 降低工程造价工程造价,提高工程的经济性也是选址时重点要考虑的原则.2023-2-1232总的方面有三个：总的方面有三个：核电厂放射特性核电厂放射特性 核电厂热功率、核燃料棒破损率、冷却剂系统泄漏率、放射性废物处理系统净化能力等决定了正常运行时放射性排放量。设计上要求在设计上要求在极限事故工况极限事故工况下放射性物质释放量低于国家核下放射性物质释放量低于国家核安全局有关规定。安全局有关规定。厂址自然
17、条件和技术要求厂址自然条件和技术要求 要考虑地质灾害（地震、洪水等）、气象条件（大气扩散能力）、水源和水文条件（靠近大的水源）、交通运输方便、靠近负荷中心、远离机场和可发生爆炸及有毒物的工厂等。2023-2-1233 辐射安全要求辐射安全要求 出现事故时不对居民造成超过规定的危害出现事故时不对居民造成超过规定的危害。辐射安全应符合国家环境保护、辐射防护等法规和标准要求。核电厂应设在非居住区可防止厂外人为事故干扰出现事故可保障居民的安全隔离考虑厂址周围人口密度和分布2023-2-1234核电厂总平面布置核电厂总平面布置 合理区分放射性与非放射性的建筑物，严格分开净区和脏区。脏区尽可能置于主导风向
18、下风侧。满足核电厂生产工艺流程要求，便于设备运输，减少厂区管线的迂回和纵横交叉。反应堆厂房、核辅助厂房和燃料厂房，都应设在同一基岩的基垫层上，防止因沉降差异造成管线断裂。布置时以反应堆厂房为中心，核辅助厂房、燃料厂房、主控楼和应急柴油发电机厂房围绕在反应堆厂房周围。对双单元核电厂也可采用对称布置，并共用部分核辅助厂房。总平面布置设计时应考虑的原则：总平面布置设计时应考虑的原则：2023-2-1235核电厂厂房分区核电厂厂房分区1.核心区：（核岛核心区：（核岛+常规岛）常规岛）包括：反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等2.三废区三废区：包括：废液储存处
19、理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物库、特种洗衣房和特种汽车库等3.供排水区供排水区：包括：循环水泵房、疏水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、高压消防泵房、排水泵房等。2023-2-1236核电厂厂房分区核电厂厂房分区4.动力供应区动力供应区：包括：冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等5.检修及仓库区检修及仓库区：包括：检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等6.厂前区厂前区：包括：电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施等。2023-2-12372.3 核电厂主要厂房设施核电厂主要厂房设施2023-2-1238核电厂主要厂房：核电厂主要厂房：反应堆厂房（即
20、安全壳）反应堆厂房（即安全壳）燃料厂房、燃料厂房、核辅助厂房、核辅助厂房、汽轮机发电机厂房汽轮机发电机厂房控制厂房控制厂房2023-2-1239放射性废物放射性废物处理厂房处理厂房安全壳安全壳汽轮发电机厂房汽轮发电机厂房核辅助厂房核辅助厂房核燃料厂房核燃料厂房控制厂房控制厂房2023-2-12402023-2-1241安全壳安全壳2023-2-1242 燃料厂房燃料厂房燃料厂房设有储存水池，用来盛放乏燃料。有大型吊车用来吊运乏燃料和设备乏燃料池内通常有79m深的水层作为屏蔽层。核辅助厂房核辅助厂房是一个多用途的钢筋混凝土结构设有化学和容积控制系统、安全注入系统、设备冷却水系统等辅助系统，以及厂
21、房必需的空气处理和冷却系统。汽轮发电机厂房汽轮发电机厂房设有汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水泵、给水加热器、除氧器、汽水分离再热器、以及二回路有关的辅助系统。控制厂房控制厂房布置在核电厂的中心，包括：中央控制室、厂用配电和各种自动控制设备。中央控制室内有控制台和控制盘继电器室内有各种继电器和控制器。2023-2-1243核电厂除主厂房外还有循环水泵房、输配电厂房循环水泵房、输配电厂房、以及放射性废物处理厂房放射性废物处理厂房。放射性废物处理厂房放射性废物处理厂房是核电厂特有的厂房。核电厂内所有通过反应堆及一回路系统排出的气体、液体和固体废物都要经过处理，达到允许标准后才可通过高烟囱、下水道
22、、排放或回收利用。2023-2-12442.4 核电厂设备安全功能及分级核电厂设备安全功能及分级2023-2-1245 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物的更大，因而提出了设备的安全功能以及按安全功能对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为“安全等级”。划分安全等级的目的是提供分级安全等级的目的是提供分级设计标准设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了既提高了核电厂安全性；又避免了对某些设备要求过严的核电厂安全性；又避免了对某些设备要求过严的现象现象。2023-2-12462.4.1 安全功能及分析方法安全功
23、能及分析方法 核电厂安全的基本目标核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工矿所受到的射线辐射。为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；为停堆后从堆芯导出余热提供手段；在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。2023-2-1247 为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其他安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完
24、整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。2023-2-12482.4.2 安全分级安全分级 安全分级的主要目的是正确选择用于设备设计、制造和检验的规范和标准。通常，确定了设备通常，确定了设备的安全分级也同时确定了设备的抗震类别和质的安全分级也同时确定了设备的抗震类别和质保要求。保要求。构成流体包容边界并执行一定安全功能的机械系统和流体系统的设备和部件被分成3种安全等级。其他承压设备和部件定为安全四级(又称非安全级，用NNS或NC表示)。2023-2-12491.安全一级安全一级 安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件界的所有部件。安全一级包括反应堆冷
25、却剂系统中的主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道(内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失)、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。2023-2-12502.安全二级安全二级 安全二级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆
26、芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件量及限制放射性物质向外释放的各种部件。例如：反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排出系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件、二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件2023-2-12513.安全三级安全三级 安全三级主要指下述一些系统的设备：为控制反应性提供硼酸的系统；辅助给水系统；设备冷却水系统；乏燃料池冷却系统；应急动力的辅助系统；为安全系统提供支持性功能的设施(例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑
27、剂等系统设施)；空气和冷却剂净化系统；放射性废物储存和处理系统。2023-2-12524.安全四级安全四级(非核安全等级非核安全等级)核岛中不属于安全一级、二级、三级的设核岛中不属于安全一级、二级、三级的设备为非核安全等级。备为非核安全等级。但非核安全等级设备的设计制造应按非核规范非核安全等级设备的设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行。和标准中较高的要求执行。必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。两个不同安全等级系统的接口，其安全等两个不同安全等级系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。级应属于相连系统中较高的安全等级。2023-2-12532.4.3 抗震分
28、级抗震分级抗震设备：在设计上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备。我国的核安全法规抗震类别分为三类，；即抗震I类、抗震II类和非抗震类(NA)抗震I类指的是核电厂中其损坏会直接或间接造成事故工况，以及用来实施停堆或维持安全停堆并排出余热的构筑物、系统和设备。2023-2-1254所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震I类的，在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。抗震I类表明设备的设计要满足能承受安全停堆地震(SSE)引起的载荷要求。安全停堆地震安全停堆地震是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件以及当地地表下物质的特性基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当
29、地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量。抗震抗震II类表明设备的设计要满足能承受运行基准地震类表明设备的设计要满足能承受运行基准地震(OBE)引起的载荷要求。引起的载荷要求。2023-2-12552.5 核电厂设计原则核电厂设计原则核电厂设计首要要求：在正常工况和事故工况下，能严格控制放射性物质，使其对人的照射减少到可接受的水平，确保工作人员和公众安全。一般遵循的安全设计原则有：多道屏障纵深防御单一故障原则抗自然灾害辐照计量标准2023-2-12561.多道屏障多道屏障 第一道屏障：第一道屏障：燃料棒包壳燃料棒包壳燃料棒可承受一定高温（一般为1204），具有较高承压能力，使放射性裂变
30、产物被限制在燃料包壳内。第二道屏障：第二道屏障：一回路系统的承压边界一回路系统的承压边界 由压力容器、管道和设备组成，它们将高温、高压又带强放射性的冷却剂封闭在其内。正常时仅允许极少量泄漏，而且泄漏水收集后送至三废处理系统。第三道屏障：第三道屏障：安全壳安全壳 安全壳，它将一回路系统的主要设备(包括一些辅助系统和设备)和主管道包容在内。安全壳的泄漏率要严格控制，设计规范要求每天泄漏率要小于安全壳总容积的千分之一。这样，即使发生一回路主管道破裂，也只有少量放射性物质泄漏到安全壳外。2023-2-12572.纵深防御纵深防御 为了保证每一道屏障在正常情况和事故情况下的有效性，在压水堆核电厂设计中还
31、应采取“纵深防御”原则，它包括三级相继深入而又相互增援的防御体系。第一级安全防御第一级安全防御第一级安全防御要求在设计、建造、运行中采取各种有效措施，保证反应堆应具有内在的安全特性，设备必须高质量和可检查性，系统必须有冗余度，因而任一部件失效也不会影响其正常运行。属于一级安全防御的内容有：(1)反应堆具有负的瞬时温度系数；(2)只有性能确实稳定的材料，才允许用作与安全有关的结构物材料；(3)仪表连续提供核电厂运行数据，并有充分冗余度；核电厂的设计、建造按工程实践的最高标准进行；能连续或定期检测出部件的磨损及事故先兆信号，对系统与部件进行监测。2023-2-1258第二级安全防御第二级安全防御第
32、二级安全防御要求核电厂设置可靠的安全保护系统，并在事故发生时，尽量减少对该系统的损坏并保护运行人员和居民不受伤害。其中包括：安全注入系统。冗余的紧急停堆系统。必须备有两套独立电源。它通常包括两路分开的厂外电源、厂内事故电源及应急柴油发电机组，以及为仪表供电的蓄电池直流电源。2023-2-1259第三级安全防御第三级安全防御要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效时，必须有专设安全设施投入工作。第三级安全防御是作为前两级的补充，而对不可预见的事故留有安全裕量，并包括附加的系统保护和安全措施。对于轻水堆而言，用来分析和评价该核系统性能的事故，是一回路主管道双端断裂，应符合安全准则的要求。20
33、23-2-12603.单一故障原则单一故障原则 单一故障是导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障，由单一随机部件引起的继发故障，均视作单一故障的组成部分。单一故障准则要求：系统中发生单一故障后不影响系统执行其功能。单一故障准则适用于：安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全保护系统和重要厂用水系统等与安全有关的系统。安全注入系统的设计应使系统能在短期或长期运行时承受任何运行设备的单一性故障，并保持满足堆芯冷却的要求。安全保护系统的设计能为各个保护功能提供备用仪表系统或逻辑系列，因此，发生单一故障时不会妨碍系统必要的保护动作。2023-2-12614.抗自然灾害的功能抗自然灾害的功能与核电厂安全运行有关的建筑物、系统、设备，在核电厂寿命期内，要设计得能承受各种可能发生的自然灾害，如地震、飓风、潮汐、海啸等的影响而不改变其安全功能。5。辐照剂量标准。辐照剂量标准核电厂正常运行时，对电厂工作人员和周围居民的辐照剂量不得超过我国国家辐射防护剂量标准所规定的允许剂量；事故时对环境的影响应低于我国国家辐射防护剂量标准所规定的允许剂量。
