01
核安全文化基础
核安全三原则、纵深防御概念、事故分类与设计基准。
安全原则纵深防御
02
反应堆冷却剂系统概述
一回路系统组成、主泵与蒸汽发生器功能、冷却剂流动路径。
一回路主泵蒸汽发生器
03
堆芯热工水力基础
堆芯功率分布、冷却剂传热机理、临界热流密度与烧毁比。
热工水力CHF
04
事故工况分类与典型序列
失水事故、全厂断电、蒸汽管道破裂、未能紧急停堆的预期瞬态。
LOCASBOATWS
05
应急堆芯冷却系统概览
高压安注、低压安注、蓄压箱、余热排出系统。
ECCS安注
06
高压安注系统实战
启动逻辑、注入路径、泵特性曲线与系统阻力匹配。
高压安注HPSI
07
低压安注系统实战
再循环阶段切换、地坑吸水与过滤器堵塞风险。
低压安注再循环
08
蓄压箱系统实战
注入压力设定、氮气瓶压力衰减计算、隔离阀操作。
蓄压箱氮气
09
余热排出系统实战
停堆后衰变热曲线、系统投运时机、冷却速率控制。
余热排出RHR
10
大破口失水事故分析
喷放阶段、再灌水阶段、再淹没阶段、长期冷却阶段。
LBLOCA再淹没
11
小破口失水事故分析
自然循环建立、破口流量与安注流量平衡、压力平台现象。
SBLOCA自然循环
12
全厂断电事故应对
主泵停运后的自然循环、蒸汽发生器二次侧冷却、堆芯裸露时间窗口。
SBO自然循环
13
未能紧急停堆的预期瞬态
反应性引入、功率骤升、保护系统失效下的手动干预。
ATWS手动干预
14
严重事故管理导则
堆芯熔融进程、氢气产生与燃爆、熔融物与混凝土反应。
SAMG氢气
15
堆芯损伤评估方法
堆芯出口温度监测、裂变产物释放监测、堆芯水位估算。
堆芯损伤温度监测
16
非能动安全系统
非能动余热排出、非能动堆芯冷却、自动卸压系统。
非能动AP1000
17
事故后仪表与监测
堆芯热电偶、中子通量监测、安全壳内氢气浓度监测。
仪表监测
18
操作员干预策略
事故诊断流程、应急操作规程使用、关键参数优先级排序。
操作员EOP
19
严重事故缓解措施
堆腔注水、安全壳过滤排放、氢气复合器与点火器。
缓解氢气复合器
20
事故工况下的自然循环
单相自然循环、两相自然循环、循环中断与恢复。
自然循环两相
21
堆芯冷却丧失的征兆识别
冷却剂温度异常、压力异常、辐射水平升高。
征兆辐射
22
应急运行规程与严重事故管理导则衔接
从预防到缓解的过渡、决策树应用。
EOPSAMG
23
多机组事故协同响应
共用资源调配、交叉供电、人员轮换与后勤保障。
多机组协同
24
事故后长期冷却策略
安全壳热量排出、放射性废物处理、堆芯碎片冷却。
长期冷却碎片
25
福岛事故案例分析
事故进程复盘、冷却系统失效根因、经验反馈与改进。
福岛经验反馈
26
三里岛事故案例分析
小破口失水事故演变、操作员误判、人因工程教训。
三里岛人因
27
先进堆型冷却技术
AP1000非能动系统、华龙一号能动+非能动结合、EPR冗余设计。
AP1000华龙一号EPR
28
堆芯冷却系统定期试验与维护
泵性能试验、阀门动作试验、管道完整性检查。
试验维护
29
事故管理模拟机培训
全范围模拟机演练、严重事故模拟机、团队协作训练。
模拟机培训
30
核应急响应组织与沟通
应急控制中心、技术支持中心、公众信息发布与舆情管理。
应急组织舆情