讲授法；读书指导法；讨论法；观看视频（切尔诺贝利核电厂事故过程、原因分析、场外应用响应；三里岛核电厂事故）

《反应堆安全分析》课程的目的是使学生掌握核反应堆安全的基本原则、核反应堆安全系统、确定论分析方法、核电厂严重事故、放射性性物质释放、核电厂事故缓解措施；理解核电厂概率论分析方法、压水堆的改进与发展技术；了解核反应堆瞬态分析、快中子反应堆、高温气冷堆、重水反应堆的安全分析。本课程一是门理论课程，需具备应用《原子核物理》、《反应堆物理分析》、《核电厂系统与设备》基本理论知识，学会分析问题和解决核反应堆工程实际问题的能力。

学完本课程应达到以下基本要求：

知识目标：

（1） 掌握核安全的基本概念、核安全文化、核安全监管与法律法规（支撑毕业要求3-2、毕业要求6-2、毕业要求8-2）

（2）核反应堆安全系统设计原则与运行（毕业要求1-3）；

（3）了解中国核安全监管机构设置与职责分工（支撑毕业要求12-1）

（4）了解电厂概率安全分析评价方法（支撑毕业要求12-1）；

（5）掌握核电厂事故分析基本步骤、核电厂的确定论安全分析方法，根据核电厂事故瞬态曲线分析物理现象与原因；（毕业要求3-2、支撑毕业要求2-2、毕业要求6-3）；

（6）掌握核电厂严重事故分析方法、核应急管理、核应急响应（支撑毕业要求6-2）；

（7）了解先进核反应堆的改进与发展技术（支撑毕业要求7-2，）

（8）了解高温气冷堆、快中子反应堆和重水反应堆安全分析(毕业要求8-2)。

2.能力要求

1） 能够基于核安全的基本概念、核安全基本原理、和核安全系统设计原则，认识和理解核反应相关的复杂工程问题；（支撑毕业要求1-3指标点）

2）能基于对核反应堆相关的复杂工程问题的认识和理解并结合文献研究建立核电厂传热方程与模型；（支撑毕业要求2-2指标点）

3）能基于确定论安全分析方法、概率论分析方法对核电厂相关的复杂事故问题进行全面分析并获得有效结论；（支撑毕业要求3-2指标点）

4）能用核反应堆安全基本理论，对复杂核电厂事故物理、核应急管理、核应用响应和核事故缓解等问题进行分析，且尝试提出改进措施；（支撑毕业要求6-2指标点）

5）能从安全性、经济性、环保、健康和可持续发展角度综合评价压水堆改进与发展技术；（支撑毕业要求7-2指标点）

3.素质要求

1）能充分利用所学核安全监督、核安全文化、核安全法律法规知识，对“加强企业的核安全文化建设提出改进意见；（支撑毕业要求12-1和8-2指标点）

表1《反应堆安全分析A》课程目标对核工程与核技术专业毕业要求的支撑关系

1、选用教材：

《核反应堆安全分析》朱继洲主编，原子能出版社，2018年，ISBN：978-75693-0631-6。

2、主要参考书：

《压水堆核电厂安全与事故对策》濮继龙主编原子能出版社， 1995 ISBN：7-5022-1100-4。

《压水堆核电厂的运行》朱继洲主编，原子能出版社，2000 ISBN：7-5022-2190-5。

《压水堆控制与保护监测》桑维良主编 原子能出版社，1993 ISBN：7-5022-0948。

《核安全文化政策声明》国家核安全局，2015。

第一章：核反应堆安全的基本原则

1  基本内容：

核安全基本概念中的冗余度、单一故障准则、多样性、故障安全、独立性，固有安全、非能动，核反应堆安全设计原则中的纵深防御、多道屏障，核反应堆安全系统、核反应堆安全系统基本功能。

2  教学基本要求：

要求学生正确理解核反应堆安全的基本概念。使学生掌握核反应堆安全法规及核安全许可证制度。

4  教学重点难点：

冗余度、单一故障准则、多样性、故障安全、独立性。

5  教学建议：

讲授本课程时应对核电厂系统与设备的工作原理进行简要回顾。

第二章：核反应堆的安全系统

1  基本内容：

反应性控制的方式、专设安全设施的设计原则、安全注射系统中高压安注、低压安注、蓄压安注的工作原理、安全壳系统的组成和工作原理、辅助给水系统的组成和工作原理。

2  教学基本要求：

了解自然的安全性 、非能动的安全性 、能动的安全性、后备的安全性 、核反应堆安全系统的组成，专设安全设施的设计和工作原理；掌握核反应堆的基本安全功能、反应性控制方式、安全注射系统的组成和工作原理、安全壳系统的组成和工作原理、辅助给水系统的组成和工作原理。

3  教学重点难点：

反应性控制方式、专设安全设施的组成和工作原理、安全注射系统、安全壳系统和辅助给水系统的工作原理

4  教学建议：

结合安注系统视频、图片讲解高压安注、蓄压安注、低压安注系统的工作原理。

第三章 中国核安全监管与法律法规

1  基本内容：

中国核安全监管的纵向与横向机构分布、国家核安全局的机构设置与职责、核安全法、放射性污染防治法、放射性同位素与射线装置安全和防护条例，放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法、放射性同位素与射线装置安全许可管理办法。

2  教学基本要求：

了解中国核安全监管机构的设置与职责分工；理解中国核安全法律法规、掌握核安全许可、监督检查、执法、核与辐射项目环境影响评价制度，从业人员参加辐射安全与防护培训持证上岗要求。

3  教学重点难点：

核设施建造、运行、退役许可制度、核与辐射项目的许可制度、环境影响评价制度。

4  教学建议：

由于结合核与辐射安全的经典案例讲授此章节内容。

第四章：确定论安全分析

1  基本内容：

NRC对核电厂事故的8大物理分类，ANSI对核电厂事故的4大分类、反应性引入事故、失流事故、热阱丧失事故、蒸汽发生器传热管事故、蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、冷却剂丧失事故、未能紧急停堆的预期瞬态事故的起因、危害及保护措施

2  教学基本要求：

了解两种核电厂安全分析方法、ANSI规定的14种预期运行事件、6种稀有事故、6种极限事故，常用事故工况缩略词的英文全称及中文意义，如DBA、LOCA、LOOP、MSLB、LOFA、ATWS等；掌握NRC对核电厂事故的8大物理分类、ANSI对核电厂事故的分类、各类事故的定义、起因、事故后果及保护措施。

3  教学重点难点：

各类事故工况的起因、危害及事故后果分析。

4  教学建议：

本章教学内容确定论安全分析为本课程的重点章节，建议能详细讲授本章节内容。

第五章：核电厂严重事故

1  基本内容：

严重事故过程和现象、堆芯熔化过程、压力容器内的过程；严重事故基本概念、事故预防、事故缓解措施、核电厂事故应急管理、三里岛事故、切尔诺贝利事故

 2  教学基本要求：

了解核电厂严重事故过程和现象、堆芯的熔化过程、严重事故中压力容器内、安全壳内的过程；掌握严重事故的预防和缓解措施、核事故应急的管理方针、应急机构的设置和职责、我国核事故应急的分类、应急辐射防护监测内容、方式、场外应急的主要措施；理解三里岛核事故、切尔诺贝利核事故中各反应堆的特点、事故的过程和经验教训。

3  教学重点难点：

核事故应急管理、三里岛核事故、切尔诺贝利核事故经验教训

4  教学建议：

采用切尔诺贝利核电站事故教学视频引导学生对核电厂事故进行分析。

第六章：核安全文化

1  基本内容：

核安全文化起源、定义、内容，核安全弱化征兆、中国核安全观、核安全文化的良好实践要求。

2  教学基本要求：

了解安全文化起源、杜邦公司的十大安全理念、核安全文化的内容与意义、核安全文化弱化征兆，核安全文化宣贯的背景；理解核安全、核安全文化，核安全文化的评价方法；掌握中国核安全文化观，核安全文化良好实践对监管机构、涉核企业、从业人员的具体要求。

3  教学重点难点：

核安全文化弱化征兆，核安全文化，核安全文化良好实践的具体要求。

4  教学建议：

本章节内容为新增加教学内容，鉴于国家层面对核安全文化建设的重视，建议减适当结合案例进行讲解。

第七章：概率安全评价法

1  基本内容：

始发事件、安全功能前沿支持系统、事件树的建造、故障树基本术语、故障树的建造、最小割集和最小路集的求法、布尔代数运算法则。

2  教学基本要求：

了解两种核电厂评价方法区别、美国反应堆安全研究、德国风险研究、NUTEG-1150研究结果；掌握风险的定义，PSA的3个等级的研究内容、方法和目的，故障树分析方法、事件树分析方法；理解事件树的建立过程、故障树的定性与定量分析。

3  教学重点难点：

始发事件的确立、故障树中的常用符号、故障树的简化、事件树和故障树分析方法。

4  教学建议：

　　2017版核工程与核技术专业、辐射防护与核安全人才培养方案中开设了《核电厂概率安全评价》课程，建议本章节不作为讲授内容。

第八章：快中子反应堆安全分析

1  基本内容：

快堆热传输系统的布置方式、热传输系统的工作原理、CEFR的设计特点、CEFR的主热传输系统、CEFR的安全特性；快中子反应堆的典型设计基准事故分类；快堆的钠火事故，快堆的最大假想事故。

2  教学基本要求：

了解快中子反应堆的发展概况、快堆的作用、池式和回路式布置的优缺点；掌握快堆、快堆热传输系统的主要布置方式、CEFR的设计特点、CEFR的主热传输系统、块堆事故分析；理解快堆的固有安全性、快中子增殖堆的事故分类、快堆的典型设计基准始发事件、快堆的钠火事故，快堆的最大假想事故。

3  教学重点难点：

快堆的固有安全性、快堆的典型设计基准事故、快堆热传输系统布置方式和工作原理。

4  教学建议：

对中国实验快堆CEFR的工作原理及建设工程进展情况进行详细讲授，以增加学生投身中国核科学与技术事业的热情。

第九章：高温气冷堆安全分析

1  基本内容：

高温气冷堆的发展概况、早期钢壳HGTR核电厂概况、中国高温气冷堆发展概况；HTR-10的基本设计特点，HTR-10的安全特性、HTR-10的设计基准事故和严重事故分析；HTR-10对环境放射性影响评价。

2  教学基本要求：

了解高温气冷堆的发展概况、第四代核能系统的特性，早期英国、美国和德国的HGTR电厂， 中国高温气冷堆发展概况；掌握HTR-10的基本设计特点、主要设计参数、阻止放射性释放的屏障，HTR-10的安全特点，HTR10的严重事故；理解HTR-10事故工况分类，HTR-10可能的始发事件。

 3  教学重点难点：

HTR-10的基本设计特点和安全特性、HTR-10严重事故工况分析。

4  教学建议：

对清华大学设计和研制的HTR-10的基本设计特点和安全特性进行详细讲授，增加学生投身核能科学研究的爱国主义教育。

第十章：重水堆安全

1  基本内容：

重水堆的核蒸汽供应系统的组成、核燃料特点、重水堆固有安全性的提供、重水堆的固有安全特性、重水堆事故响应特点、ACR的设计特点。

2  教学基本要求：

了解重水堆系统的设计特征、压水堆与重水堆的主要区别；掌握重水堆核蒸汽供应系统的组成、重水堆的固有安全特性、ACR的设计特点和安全特性、重水堆工程安全特性遵循的原则；理解重水堆严重事故结果分析。

3  教学重点难点：

重水堆的系统设计特点和安全特性。

4  教学建议：

以图片形式对candu5核电厂的工作原理进行详细讲授，以便让同学掌握重水堆的工作原理。

（一）考核方式：考试

（二）成绩权重计算方法：

方案(1)：

平时成绩（纸质作业+学习通课堂练习+学习通章节作业+课堂互动学习+课堂考勤）占50%；

纸质闭卷笔试成绩占50%；

方案(2)（疫情时期备选）：

平时成绩（学习通课堂练习+学习通章节作业+课堂互动学习+课堂考勤）占50%；

学习通在线考试成绩占50%；