核電廠潛在的危險(xiǎn)性：1）核電廠存在大量的放射性物質(zhì)2 反應(yīng)堆停閉后會(huì)長(zhǎng)時(shí)間釋放衰變熱3)反應(yīng)堆存在大量的高溫高壓水4）反應(yīng)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(gè)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(wèn)題由于他的重要性得到應(yīng)有的重視。
        特性：安全文化的有形導(dǎo)出、安全文化主動(dòng)精神。
        實(shí)質(zhì)：在電廠內(nèi)建立一整套科學(xué)嚴(yán)密的規(guī)章制度和組織體系，在核電廠內(nèi)營(yíng)造人人自覺(jué)關(guān)注安全的氛圍，通過(guò)培訓(xùn)，提高員工的知識(shí)技能，培養(yǎng)員工尊章守紀(jì)的自覺(jué)性和良好的工作習(xí)慣，從而提高人員績(jī)效和核電廠的安全性能。
        人品特性：質(zhì)疑的工作態(tài)度、嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鞣椒?、相互交流的工作?xí)慣。
        自我檢查是一種極高人員績(jī)效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行動(dòng)、review檢查。
        監(jiān)護(hù)：指兩名操作人員同時(shí)檢查將要進(jìn)行的操作的正確性。
        安全文化評(píng)價(jià)的方法：人員訪談、行為觀察、文件查閱。
        我國(guó)核安全法規(guī)體系分為：國(guó)家法律、國(guó)務(wù)院行政法規(guī)、部門(mén)規(guī)章、指導(dǎo)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(zhǔn)書(shū)、核電廠建造許可證、核電廠首次裝料批準(zhǔn)書(shū)、核電廠運(yùn)行許可證、核電廠退役批準(zhǔn)書(shū)、操作員執(zhí)照、高級(jí)操作員執(zhí)照。
        核電廠環(huán)境影響報(bào)告書(shū)指許可證申請(qǐng)者向環(huán)境保護(hù)部提交的環(huán)境影響評(píng)價(jià)文件。
        核安全報(bào)告分為定期報(bào)告、不定期報(bào)告、和事故報(bào)告。
        核事故應(yīng)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(hù)公眾保護(hù)環(huán)境。
        應(yīng)急計(jì)劃是針對(duì)應(yīng)急響應(yīng)行動(dòng)制定的文件，是其他應(yīng)急文件的基礎(chǔ)。
        應(yīng)急計(jì)劃區(qū)：為了在核事故發(fā)生時(shí)能夠及時(shí)、有效的采取保護(hù)公眾的防護(hù)行動(dòng)，事先在核電廠周?chē)鷦澇鲋贫☉?yīng)急計(jì)劃并做好適當(dāng)準(zhǔn)備的區(qū)域。
        應(yīng)急狀態(tài)分級(jí)：應(yīng)急待命、廠房應(yīng)急、廠區(qū)應(yīng)急、場(chǎng)外應(yīng)急。
        通用應(yīng)急水平即又防護(hù)行動(dòng)客避免的劑量。。。。隱蔽  10  撤離   50  典防護(hù)  100   臨時(shí)性避遷（第一個(gè)月  30  第二個(gè)月 10）（mSv）永久性在居住  壽期內(nèi)1Sv
        核電安全的總目標(biāo)是建立在核動(dòng)力廠中建立并保持對(duì)放射性危害的有效防御，以保護(hù)人民和環(huán)境免受危害。用防護(hù)目標(biāo)、核電技術(shù)安全目標(biāo)、核電安全目標(biāo)的目標(biāo)的數(shù)量指標(biāo)做補(bǔ)充。
        核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)的縱深防御的五個(gè)層次：1）高質(zhì)量的設(shè)計(jì)、施工及運(yùn)行，使偏離正常運(yùn)行狀態(tài)的情況很少發(fā)生、2）設(shè)置停堆保護(hù)系統(tǒng)和相應(yīng)的支持系統(tǒng)，防止運(yùn)行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故3）設(shè)置專設(shè)安全設(shè)施，限制設(shè)計(jì)基準(zhǔn)設(shè)計(jì)的后果，防止發(fā)生堆芯融化的嚴(yán)重事故4）利用特殊設(shè)計(jì)設(shè)施，進(jìn)行事故管理5）場(chǎng)外應(yīng)急設(shè)施和措施。
        輕水堆核電廠普遍采用的四道實(shí)體屏障：芯塊、燃料元件包殼、反應(yīng)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(gè)系統(tǒng)的失效概率通過(guò)結(jié)果的邏輯推理與他各個(gè)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(lái)，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(shù)分析：建立事件樹(shù)即進(jìn)行功能?；?，繼始發(fā)事件后，把各項(xiàng)與安全相關(guān)的功能按失效與否逐級(jí)開(kāi)展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障樹(shù)分析：把系統(tǒng)的失效作為分析的目標(biāo)，由此反推，尋找直接導(dǎo)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(gè)級(jí)別上進(jìn)行的。一級(jí)概率安全分析確定可導(dǎo)致堆芯損壞的事件序列及這些序列的估算頻率，可對(duì)上述弱點(diǎn)及防止堆芯損壞的的方法提供重要見(jiàn)解。二級(jí)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(yán)重性方面對(duì)造成芯片損壞的各事故序列的相對(duì)重要性提供見(jiàn)解并對(duì)改善處理事故的方法提供見(jiàn)解，三級(jí)概率安全事故分析估計(jì)公眾健康風(fēng)險(xiǎn)和其他社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)，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?duì)事故的預(yù)防和緩解措施的重要性提供見(jiàn)解。
        核電廠運(yùn)行工況分類：1）正常運(yùn)行和運(yùn)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(xiàng)基本假設(shè)：1）失去場(chǎng)外電源2）最大價(jià)值的一組控制棒卡在全抽出位置3）僅考慮安全級(jí)設(shè)備的緩解事故作用，對(duì)非安全級(jí)設(shè)備僅考慮其對(duì)事故的不利因素4）需要假設(shè)極限的單一故障
        三項(xiàng)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(yùn)行排放，以及極限事故釋放。
        安全級(jí)設(shè)備：有些設(shè)備不直接完成安全功能，但如果沒(méi)有這些設(shè)備，則安全功能不能完成，這些設(shè)備也是安全級(jí)設(shè)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(dāng)反應(yīng)堆功率運(yùn)行時(shí)，主循環(huán)泵因動(dòng)力電源故障或機(jī)械故障而被迫停止運(yùn)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(fù)荷、汽輪機(jī)事故停車(chē)、冷凝器真空失效、失去非應(yīng)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(kāi)始時(shí)在破口處的冷卻劑突然失壓，會(huì)在一回路系統(tǒng)內(nèi)形成一個(gè)很強(qiáng)的沖擊波，這種沖擊波以聲速在系統(tǒng)內(nèi)傳播，可能會(huì)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(huì)造成管道甩動(dòng)，破壞安全殼內(nèi)設(shè)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(huì)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(shí)會(huì)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(huì)產(chǎn)生爆炸5）反應(yīng)堆冷卻劑中的放射性物質(zhì)進(jìn)入安全殼后，通過(guò)安全殼泄露會(huì)污染環(huán)境。
        極限事故工況下典型事故分為四個(gè)階段1）噴放階段2）再充水階段3）再淹沒(méi)階段4)長(zhǎng)期堆芯冷卻階段。
        小破口失水事故在物理上的特點(diǎn)：1）只有噴放、在淹沒(méi)、長(zhǎng)期堆芯冷卻三個(gè)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(guò)程中有明顯的壓力略高于二次側(cè)熱井壓力的壓力平臺(tái)，大破口事故沒(méi)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(méi)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(yīng)堆冷卻劑裝量增加包括功率運(yùn)行時(shí)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)誤操作和引起反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加的化學(xué)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(guò)增和SG安全閥或釋放閥誤開(kāi)等。
        彈棒事故：若控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)密封套發(fā)生破裂，巨大的壓差可將控制棒快速?gòu)棾龆研尽?br />         ATWS最突出的特點(diǎn)是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)升溫升壓，特別是當(dāng)蒸汽發(fā)生器蒸干后，尤其猛烈。其驗(yàn)收準(zhǔn)則按工況4考慮。最重要的一條是一回路壓力不超過(guò)1.2倍的設(shè)計(jì)值。