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 注册核安全工程师考试培训 第一章 核反应堆工程 §10 核动力厂防火设计 §11 核动力厂的概率安全分析 及其在安全管理中的作用 §12 核级设备的核安全基本要求 §15 核动力厂的在役检查和定期试验 §16 核材料管制 §17 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应 §10 核动力厂防火设计一、?核动力厂防火要求  二、 核动力厂防火的设计方法 一、?核动力厂防火要求 核电厂的运行经验表明，火灾和爆炸是威胁核电厂安全的重要事件之一，因而防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位，对火灾和爆炸的防护也以保证停堆、排出余热和包容放射性三个基本安全功能为主要目的。 纵深防御概念，三个层次： （1）第一个层次是防止发生火灾; （2）第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害; （3）第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重 要功能的影响减至最低。 二、 核动力厂防火的设计方法 （1）布置要求 （2）防火区 （3）火灾封锁法 （4）火灾扑灭法 （5）火灾和灭火系统的二次效应 （6）火灾危害性分析 §11 核动力厂的概率安全分析 及其在安全管理中的作用 一、核动力厂概率安全分析简介二、 概率安全分析在安全管理中的作用 一、核动力厂概率安全分析简介 概率安全分析通常可以在三个级别上进行： （1）1级概率安全分析：用以确定严重堆芯损坏的频率； （2）2级概率安全分析：用以确定安全壳失效和大规模放射性释放的频率； （3）3级概率安全分析：用以评价放射性释放的厂外后果，以及公众的风险。 通常一个1级概率安全分析工作要包括下述方面： （1）放射性源和始发事件的确定： （2）事故序列模型化： 事故序列的模型化包括两方面的内容，即事件序列的模 型化和系统的模型化。 事件序列的模型化以始发事件为开头，将导致堆芯严重 损坏或维持堆芯完好的一系列事件模型化。事件序列模型多 采用事件树的方法。 系统的模型化将组成系统的各个部件和其失效模式模型 化，从而得出系统的失效模型。系统模型化多采用故障树的 方法。 （3）数据评价和参数估计： 1）始发事件频率的数据 2）部件失效和部件的共因失效，以及试验、维护 和修理等工作导致的部件失效数据 3）人员失误的数据 （4）事故序列的定量化： （5）文档化工作： 1）可追溯性 2）顺序性 二、 概率安全分析在安全管理中的作用 （1）评价核动力厂的安全水平并鉴别需要改进的领域： 1）确定支配性的事故序列 2）确定安全重要的系统、部件和人员行动 3）评价重要的相关性 4）鉴别新的安全问题 5）超设计基准事故或严重事故的分析评价 6）设计改进 7）确定安全研究的重点和优先性次序 8）确定核动力厂的物项变更 （2）评价核动力厂的安全水平并与明确的或隐含的接受准则进行比较： 1）与目标值的比较：将概率安全分析的结果与目 标值进行比较，确定核动力厂安全水平的可接 受性； 2）与“可接受的”设计进行比较：将某一核动力厂 与另一相似的，已完成概率安全分析工作并认 为可接受的核动力厂进行比较，以判断其安全 水平； 3）“可替代的”各种设计方案的比较：在设计过程 中用以比较各种“可替代的”设计方案，为决策 提供参考。 （3）评价核动力厂的安全水平以帮助核动力厂运行： 1）评估核动力厂的技术规格书等 2）为维修、试验和检查等活动确定合理的次序 3）评估运行经验 4）事故管理 §12 核级设备的核安全基本要求 一． 核级设备与常规产品在在设计、制造、 质量控 制与监督管理方面的基本差别 二． 核级设备的核安全分级与相应工业标准之间的关 系 三． 核级设备设计的基本核安全要求 四．核级设备的可运行性和功能能力 一. 核级设备与常规产品在设计、制造、质量控制与监督管理方面的基本差别 确定设计基准的原则不同 (2) 在核级部件与设备的