核電廠潛在的危險性：1）核電廠存在大量的放射性物質(zhì)2 反應堆停閉后會長時間釋放衰變熱3)反應堆存在大量的高溫高壓水4）反應堆功率可能迅速升高。
        核安全文化的定義：安全文化是在于單位和個人中的種種特性和態(tài)度的總和，他建立在一種超出一切之上的觀念，即核電廠的安全問題由于他的重要性得到應有的重視。
        特性：安全文化的有形導出、安全文化主動精神。
        實質(zhì)：在電廠內(nèi)建立一整套科學嚴密的規(guī)章制度和組織體系，在核電廠內(nèi)營造人人自覺關注安全的氛圍，通過培訓，提高員工的知識技能，培養(yǎng)員工尊章守紀的自覺性和良好的工作習慣，從而提高人員績效和核電廠的安全性能。
        人品特性：質(zhì)疑的工作態(tài)度、嚴謹?shù)墓ぷ鞣椒ā⑾嗷ソ涣鞯墓ぷ髁晳T。
        自我檢查是一種極高人員績效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行動、review檢查。
        監(jiān)護：指兩名操作人員同時檢查將要進行的操作的正確性。
        安全文化評價的方法：人員訪談、行為觀察、文件查閱。
        我國核安全法規(guī)體系分為：國家法律、國務院行政法規(guī)、部門規(guī)章、指導性文件、參考性文件。
        核電安全許可證：核電廠廠址安全審查安全批準書、核電廠建造許可證、核電廠首次裝料批準書、核電廠運行許可證、核電廠退役批準書、操作員執(zhí)照、高級操作員執(zhí)照。
        核電廠環(huán)境影響報告書指許可證申請者向環(huán)境保護部提交的環(huán)境影響評價文件。
        核安全報告分為定期報告、不定期報告、和事故報告。
        核事故應急管理的方針：常備不懈、積極兼容、統(tǒng)一指揮、大力協(xié)同、保護公眾保護環(huán)境。
        應急計劃是針對應急響應行動制定的文件，是其他應急文件的基礎。
        應急計劃區(qū)：為了在核事故發(fā)生時能夠及時、有效的采取保護公眾的防護行動，事先在核電廠周圍劃出制定應急計劃并做好適當準備的區(qū)域。
        應急狀態(tài)分級：應急待命、廠房應急、廠區(qū)應急、場外應急。
        通用應急水平即又防護行動客避免的劑量。。。。隱蔽  10  撤離   50  典防護  100   臨時性避遷（第一個月  30  第二個月 10）（mSv）永久性在居住  壽期內(nèi)1Sv
        核電安全的總目標是建立在核動力廠中建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護人民和環(huán)境免受危害。用防護目標、核電技術(shù)安全目標、核電安全目標的目標的數(shù)量指標做補充。
        核動力廠設計的縱深防御的五個層次：1）高質(zhì)量的設計、施工及運行，使偏離正常運行狀態(tài)的情況很少發(fā)生、2）設置停堆保護系統(tǒng)和相應的支持系統(tǒng)，防止運行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故3）設置專設安全設施，限制設計基準設計的后果，防止發(fā)生堆芯融化的嚴重事故4）利用特殊設計設施，進行事故管理5）場外應急設施和措施。
        輕水堆核電廠普遍采用的四道實體屏障：芯塊、燃料元件包殼、反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界和安全殼及安全殼系統(tǒng)
        概率安全分析：把整個系統(tǒng)的失效概率通過結(jié)果的邏輯推理與他各個層次的子系統(tǒng)、部件及外界條件等的失效概率聯(lián)系起來，從而找出各種事故發(fā)生的概率。
        概率論的分析方法：1)事件樹分析：建立事件樹即進行功能?；^始發(fā)事件后，把各項與安全相關的功能按失效與否逐級開展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障樹分析：把系統(tǒng)的失效作為分析的目標，由此反推，尋找直接導致這一失效的全部因素。直至毋需再研究其發(fā)生的因素為止。
        電廠的概率安全分析通常是在三個級別上進行的。一級概率安全分析確定可導致堆芯損壞的事件序列及這些序列的估算頻率，可對上述弱點及防止堆芯損壞的的方法提供重要見解。二級概率安全分析確定核電廠可發(fā)生放射性釋放的途徑，并估算其數(shù)量及頻率，能從放射性釋放的嚴重性方面對造成芯片損壞的各事故序列的相對重要性提供見解并對改善處理事故的方法提供見解，三級概率安全事故分析估計公眾健康風險和其他社會風險，并用侏儒公共健康影響或土壤空氣水或?qū)嵨锏奈廴舅硎镜挠泻蠊麑κ鹿实念A防和緩解措施的重要性提供見解。
        核電廠運行工況分類：1）正常運行和運行瞬態(tài)2）中等頻率事故3）稀有事故4）極限事故
        事故分析的四項基本假設：1）失去場外電源2）最大價值的一組控制棒卡在全抽出位置3）僅考慮安全級設備的緩解事故作用，對非安全級設備僅考慮其對事故的不利因素4）需要假設極限的單一故障
        三項基本安全功能：1）控制反映性2）排除堆芯熱量3）包容放射性物質(zhì)和控制運行排放，以及極限事故釋放。
        安全級設備：有些設備不直接完成安全功能，但如果沒有這些設備，則安全功能不能完成，這些設備也是安全級設備，因此一些安全系統(tǒng)的支持系統(tǒng)也是安全的。
        失流事故：當反應堆功率運行時，主循環(huán)泵因動力電源故障或機械故障而被迫停止運行，使冷卻劑流量減少，降低堆芯的傳熱能力。失流事故分為部分失流、全部失流、主泵泵軸卡死、主泵泵軸斷裂。
        二回路排熱減少事故又稱為失去熱井事故。屬于二類工況的范圍有：蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障致使蒸汽流量減少、失去外電負荷、汽輪機事故停車、冷凝器真空失效、失去非應急交流電源、和失去主給水等
        失水事故造成的危害：1）事故開始時在破口處的冷卻劑突然失壓，會在一回路系統(tǒng)內(nèi)形成一個很強的沖擊波，這種沖擊波以聲速在系統(tǒng)內(nèi)傳播，可能會使堆芯結(jié)構(gòu)遭到破壞。此外冷卻劑得猛烈噴放，其反作用會造成管道甩動，破壞安全殼內(nèi)設施。2）堆芯冷卻能力大為下降，使燃料元件受到損壞3）高溫高壓的冷卻劑噴人安全殼會使安全殼內(nèi)的壓力溫度升高，危及安全殼的完整性4）燃料元件的鋯包殼在高溫時會與水蒸氣發(fā)生劇烈的反映，所產(chǎn)生的氫積存在安全殼內(nèi)，在一定條件下會產(chǎn)生爆炸5）反應堆冷卻劑中的放射性物質(zhì)進入安全殼后，通過安全殼泄露會污染環(huán)境。
        極限事故工況下典型事故分為四個階段1）噴放階段2）再充水階段3）再淹沒階段4)長期堆芯冷卻階段。
        小破口失水事故在物理上的特點：1）只有噴放、在淹沒、長期堆芯冷卻三個階段2）降壓速度慢，二回路熱井在事故早起階段起著重要的排熱作用，大破口幾乎不起作用3）在降壓過程中有明顯的壓力略高于二次側(cè)熱井壓力的壓力平臺，大破口事故沒有。
        與LOCA相比，SGTR事故的特征現(xiàn)象;1)事故前后安全殼儀表指示沒有變化2）破損SG水位、給水流量異常3）冷凝器排氣和SG排污取樣系統(tǒng)輻射水平異常。
        反應堆冷卻劑裝量增加包括功率運行時應急堆芯冷卻系統(tǒng)誤操作和引起反應堆冷卻劑裝量增加的化學與容積控制系統(tǒng)誤操作兩種。
        中等頻率事故范圍內(nèi)的二回路排熱增加事故主要有;給水溫度下降、給水流量增加、蒸汽流量過增和SG安全閥或釋放閥誤開等。
        彈棒事故：若控制棒驅(qū)動機構(gòu)密封套發(fā)生破裂，巨大的壓差可將控制棒快速彈出堆芯。
        ATWS最突出的特點是反應堆冷卻劑系統(tǒng)升溫升壓，特別是當蒸汽發(fā)生器蒸干后，尤其猛烈。其驗收準則按工況4考慮。最重要的一條是一回路壓力不超過1.2倍的設計值。