1.1 核安全与安全文化
        1.1.1 核安全
        所谓核安全，就是指在核设施设计、制造、运行及停役期间为保护工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害，所采取的措施的总和。主要包含三方面的内容：（1）保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放；（2）预防故障和事故的发生；（3）限制发生的故障核事故的后果。
        核电厂安全目标有三个，第一个实质上是核安全的总目标，其余两个是解释总目标的辅助性目标，分别涉及到辐射防护和安全的技术方面。这三个安全目标并不是互相独立的，而是相互关联，以确保安全目标的完整性。
        核电厂安全总目标为：在核电厂内建立并维持一套有效的防护措施，以保证人员、社会及环境免遭放射性危害。两个辅助性目标是指：①辐射防护目标，即确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。这就要求在正常情况下具有一套完整的辐射防护措施，在事故情况下(预期运行事件)有一套减轻事故后果的措施，包括厂内和厂外的对策，以缓解对工作人员、居民及环境的危害。②技术安全目标，即有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果。
        1.1.2 核电厂的安全性
          核电厂的安全性．应能切实可靠地保障电厂周围的居民和核电厂工作人员的安全，即：
         l.在正常运行情况下，核电厂反应堆厂房外的放射性辐射，以及核电厂排放的液态和气态放射性废物，对电厂周围居民和工作人员的放射性辐照，应该远远小于法定的最大容许剂量；
         2．在事故情况下，不论是内部原因发生的事故，或由于外部原因(如飞机坠落、地震等)引起灾难性事故时，核电厂的安全系统应迅速投入，以确保堆芯的安全，并防止大量放射性物质泄漏到环境中去。
        为了确保核电厂的安全性，现有核电厂的设计、建造和运行贯彻了纵深防御的安全原则。纵深防御原则包含在放射性源与人之间设置多道屏障，以及确保多道屏障有效的多级防御。这个原则贯彻在核电厂选址、设计、制造、建造、调试、运行、事故处置和应急准备等各个环节。
        多道屏障：
        为了阻止放射性物质向外扩散，轻水堆核电站结构设计上最重要安全的措施之一，是在放射源与人之间，即放射性裂变产物与人所处的环境之间设置多道屏障，力求最大限度地包容放射性物质，尽可能减少放射性物质向周围环境的释放量。最为重要的是以下四道屏障：
        第一道UO2陶瓷芯块，第二道燃料元件包壳，第三道将反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力边界，第四道安全壳（包括反应堆、冷却剂系统的主要设备和主要管道）。
        多级防御：
        为了保证上述四道屏障在核电厂正常运行或事故工况下的有效性，当前在核电厂设计中广泛采用纵深防御原则。它包括四道相继深入而又相互增援的设计防御措施，以此来保证核电厂的安全。
        第一级防御：主要考虑的是对事故的预防，它要求核电厂的设计必须是稳妥和偏于安全的。为此，必须为核电厂建立一整套质量保证和安全标准。
        第二级防御：主要任务是防止运行中出现的偏差发展成为事故，这由所设置的可靠保护系统和装置来完成。因此，在设计中设置了必须的保护设备和系统。
        第三级防御：主要任务是设置专用安全设施限制事故引起的放射性后果，是对于前两道防御的补充，以保障公众的安全。它专门用于对付那些几乎不可能发生但从安全角度又必须加以考虑的各种事故。为此，核电厂配置了必需的专门安全设施。轻水堆的典型假想事故有：一回路或二回路管道破裂、燃料操作事故、弹棒事故等。除停堆系统外，轻水堆的专设安全设施包括：安全注射系统(又称应急堆芯冷却系统)、辅助给水系统、安全壳及安全壳喷淋系统、应急电源、消氢系统等。专设安全设施应能把假想事故的后果降低到可以接受的水平，这是衡量一种堆型是否安全的重要标志。
        第四级防御：每个核电厂均应制订应急计划，以便万一发生严重事故、造成大量放射性外逸时，能对附近居民实行屏蔽、疏散、供给药物，并对食物进行封锁，使损害降到最小限度。
        1.1.3 安全文化
        长期以来，对核电厂的安全措施耗费了巨大的资金和精力，也使用了许多新方法，如核电厂立项时实行严格的审批制度，机组设计按照纵深防御原则，设置多道实体屏障和多个安全系统等，应该说核电厂的可靠性、安全性得到了很大的提高。可是无论多么先进的机组都还是会常常出现一些事故，研究分析国内外迄今发生的核事故可以发现，核事故的发生除了是由于存在设计上、技术上的缺陷和隐患外，绝大多数是由于人为的种种失误而直接或间接引起。所以说核安全问题，归根到底是人的问题。
        核安全文化是组织和个人具有的特性和态度的总和 ,它确立一种最优先的考虑 ,即核电厂的安全问题以其重要性而保证得到重视。由核电发展起源，又随着核电事业蓬勃发展而发展完善，目前核安全文化的建设已经成为核电事业发展的基础工作。
        安全文化的本质含义是在核电厂内创造一种气氛，通过管理工作的不断努力，使核电厂整个集体和每一个人都处在一个重视并严格贯彻各项安全要求的环境之中。安全文化所要求的，是核电厂内人人都有安全自觉性，把改进安全作为每个岗位的首要职责。核安全工作不仅仅是安全工程师的事，安全文化的培育，必须从高层做起。
        安全文化充分发挥了人对安全的积极作用，并被证明在有预防人因失误和消除潜在威胁方面是一种行之有效的思想体系。任何一个核安全管理部门都不可能在一个没有安全文化的或是安全文化很差的电厂内建立起良好的核安全体系。所以说，安全文化对新形势下核电站的安全建设和安全运行有着非常重要的影响。
        1.2核电厂的严重事故
        核反应堆严重事故是指堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的事故。一般来说，核反应堆的严重事故可以分为两大类：一类为堆芯熔化事故CMAs（Core Meltdown Accidents），另一类为堆芯解体事故CDAs（Core Damage Accidents）。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级，美国三里岛事故就是堆芯熔化事故的实例。堆芯解体事故是由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展速度非常快，时间尺度为秒量级，前苏联切尔诺贝利核电站事故是到目前为止仅有的堆芯解体事故的实例。由于轻水反应堆固有的反应性负温度反馈特性和专设安全设施，因此发生堆芯解体事故的可能性极小。
        1.2.1严重事故过程和现象
        对于轻水反应堆来讲，堆芯熔化事故是最重要的严重事故。堆芯熔化首先从燃料包壳开始, 燃料包壳会受到两个方面的威胁，一方面是失去冷却，使燃料包壳过热，如三哩岛事故就属于这种情况。另一方面是堆芯中子通量大幅度增加，导致燃料释热增加，从而导致燃料膨胀和熔化，切尔诺贝利核电站事故的燃料包壳就属于这种情况。从轻水反应堆的堆芯熔化过程来看，它大体上可以分为高压熔堆和低压熔堆两大类。低压熔堆过程以快速卸压的大、中破口失水事故为先导，如果在此过程中应急堆芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳与水蒸汽反应产生大量氢气。堆芯水位下降到下栅格板以后，熔融的堆芯会加热堆芯内的金属材料而使堆芯支撑结构失效，熔融堆芯跌入下腔室水中，产生大量蒸汽，之后压力容器在低压下熔穿，熔融堆芯熔穿压力容器落入堆坑，开始烧蚀地基混凝土。在这一过程中，向安全壳内释放出H2、CO2、CO等不凝气体。此后安全壳有两种可能损坏的方式，即安全壳因不凝气体聚集持续晚期超压（事故后3～5天）导致安全壳破裂或贯穿件失效，或者熔融堆芯烧穿地基。
        高压熔堆过程往往以堆芯冷却不足为先导事件，其中主要原因是失去蒸汽发生器二次侧热阱的排热。与低压熔堆过程相比，高压熔堆过程有如下特点：
        （1）高压堆芯熔化过程进展相对较慢，因而有比较充裕的干预时间；
        （2）燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变产物的释放而言，高压过程是在“湿环境”下，汽溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果；
        （3）压力容器下封头失效时堆芯与安全壳之间的压力差大，使高压过程后堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热。因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。
        压水堆严重事故发展过程可以用图1加以描述。
        
        图1  严重事故次序
        （热工水力过程用实线表示；裂变产物气溶胶用虚线表示）
        1.2.2 严重事故对策
        由于核电厂的严重事故可能带来非常严重的放射性物质泄漏的后果，对严重事故的管理是当今核工业界一个极为重要的课题。若采取适当的严重事故操作管理，不但可以大大缓解放射性物质向外界的释放量，而且在事故发生的初始阶段就有可能加以终止。
        严重事故管理，即严重事故对策，包括两方面的内容：第一，采取一切可用的措施，防止堆芯熔化，这一部分称为事故预防（Prevention）;第二，若堆芯开始熔化，采取各种手段，尽量减少放射性向厂外的释放，这一部分称为事故的缓解（Mitigation）.事故管理的主要注意力放在获得安全的主要手段即事故预防上。从核电厂的基本特征和事故现象出发，事故管理的基本任务依次是：
        （1）预防堆芯损坏；
        （2）中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主系统压力边界以内；
        （3）在一回路压力边界完整性不能确保时，尽可能长时间的维持安全壳的完整性；