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（）PSA可以帮助分析设计中的弱点和指出防止堆芯损坏的途径。

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核动力厂风险研究中指出堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素而和运行瞬变是引起堆芯熔化的主要

小破口失氷事故大破口失水事故控制棒弹棒事故反应堆不能停堆事故

在PSA中需要综合安全壳安全系统状态的信息要在堆芯损坏序列上附加分析安全壳的事件树描述物理现象的特

一级二级三级四级

一级PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析确定造成堆芯损坏的事件系列并作出定量化分析求出

类型频率风险概率

当概率安全分析扩展到二级PSA时需要在一级PSA的结构基础上加上

堆芯损坏的可能性堆芯损坏下事故发展的特性堆芯熔化物理过程分析安全壳响应特性分析场外应急计划

压水堆核电厂系统中压力容器主要不仅用来包容和固定堆芯和堆内构件还作为一回路冷却剂的重要压力边界起着

核动力厂二级PSA分析中安全壳的失效模式按损坏起因可以分为和v模式安全壳旁通

α模式（蒸汽爆炸） β模式（安全壳隔离损坏） γ模式（氢气燃烧产生的超压） d模式（蒸汽和不凝气体产生的超压损坏） e模式（地基熔穿）

核动力厂中严重軍故即

放射性泄漏事故三道屏障完整性破坏事故堆芯严重损坏事故反应堆功率不受控事故

一级PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析确定造成堆芯损坏的事件系列并作出定量化分析求出

类型频率风险状态

始发事件的确定可以采取方法

工程评价演绎分析系统模型堆芯设计结果反算

三级PSA是二级PSA加上的评价

厂外后果厂内后果反应堆厂房内后果反应堆堆芯内

必须对堆芯状况进行监测在反应堆过程中必须监测堆芯参数以确定堆芯状态是否符合运行限值和条件

启动功率运行停堆试验装料

PSA的输出是各种事故下放射性从安全壳释放的频率该级分析可以对各种堆芯损坏事件序列造成放射性释放的

一级二级三级四级

压水堆核动力厂在二回路蒸汽管道破裂时安全注入系统向堆芯注水的主要目的是

重新淹没并冷却堆芯防止堆芯重返临界补偿受影响蒸汽发生器的排热功能，确保堆芯冷却速率防止蒸汽发生器传热管受压差影响而破裂导致的一回路冷却剂流失

根据国际经验国家核安全局新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策中归纳了需要考虑典型的严重事故预

热水冷水不含硼水 B或C

压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯及堆内构件作为一回路冷却剂的重要压力边界起着防止裂变

在一级PSA中集中关注

堆芯损坏的可能性堆芯损坏下事故发展的特性堆芯熔化物理过程分析安全壳响应特性分析场外应急计划

二级PSA的输出是

各种事故下放射性从安全壳释放的频率堆芯损坏的可能性堆芯损坏下事故发展的特性各事件序列的发生频率

服务薄弱点的寻找可以通过的途径有

满意度项目分析客户投诉分析服务目标分析对标分析

在核动力厂PSA中集中关注堆芯损坏的可能性堆芯损坏下事故发展的特性

一级二级三级四级

PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析确定造成堆芯损坏的事件系列并作出定量化分析求出各事

一级二级三级四级

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