核定站的安全目标
核电是一种安全、清洁、经济和牢靠的能源，在长期的核电安全实践中建立并逐步完善的现有核安全法规，对于保证核电厂的设计、建筑和运行的安全是行之有效的。但美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电厂的事故说明，核电厂发生严峻事故的概率虽然很低，但也不能无视其存在的风险。阅历说明，一个较大的核事故会对公众和潜在的核电用户产生相当大的负面影响。基于上述生疏，国际核电界和核安全界已达成共识并正在付出极大的努力以切实提高核电站的安全水平，促进核电的进展，更好地为人类文明效劳。我国核安全监管当局正组织国内有关部门进展核电站安全目标的争论。当前我国核电站设计中的几个重要安全问题核安全目标包括：核安全的总目标、辐射防护目标、技术安全目标以及作为检验所确定的安全目标，特别是技术安全目标是否被满足的一个指标，即定量的概率安全目标：a发生严峻堆芯损坏的概率每运行堆年低10--5次大事；b需要厂外
早期响应的大量放射性释放到厂外的概率每运行堆年低于10-6次大事；严峻事故，提出应当使用工程推断和概率方法的结合来考虑可能的严峻事故序列，确定对这些序列合理实际的预防和缓解措施；纵深防范，提出了下一代核电站包括应付严重事故在内的纵深防范的5个层次；概率安全分析〔PSA〕的应用，作为确定设计的关心和补充，概率安全分析应当在核电厂的设计中得到应用以到达相关的安全目标。设计治理，提出了设计治理的目的和加强设计治理的假设干具体要求，以确保核电厂安全功能和安全运行能得以实施；阅历证的工程实践；人机界面，提出在整个设计过程中应充分考虑人因问题，充分重视运行阅历的反响，以削减发生人员过失的可能性。
核安全的最终目标是建立并保持对辐射危害的有效防范，保户人员、公众和环境。核电站的安全性，即为对工作人员和四周居民的安康与安全有切实牢靠的保障。其中，包括正常运行，保证工作人员与公众放射性照耀低于规定限值；在隐患状况下〔内因与外因引起〕，确保堆芯安全，减轻事故引起的辐射。
核电站存在的安全隐患
堆芯严峻损坏
依据堆芯损伤状况不同.可以分为两大类：一类为堆芯熔化〔CMAs〕，另一类为堆芯解体〔CDAs〕。堆芯熔化是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯暴露、升温顺熔化的过程，其进展较为缓慢，时间尺度为小时量级。堆芯解体是由于快速引入巨大的反响性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其进展速度格外快速，时间尺度为秒量级。轻水反响堆由于有固有的负反响性反响特性和假设干专设安全设施，发生堆芯解体的可能性微小。我国核电站主要为轻水反响堆类型电站，所以，其可能发生的严峻隐患类型主要为堆芯熔化隐患[18]。
堆芯熔化类隐患的主要过程
尽管压水堆核电站严峻隐患的初因大事有上百个,但导致堆芯熔化的过程及熔化后的在安全壳内的行为过程都是根本一样的,只是序列进展时程不同而已。严峻隐患进展主要过程如下:主冷却剂管道发生破口或冷却缺乏导致安全阀排放,导致堆芯冷却剂流失,假设堆芯得不到充分的冷却剂补充,则堆芯将全部暴露。由于堆芯失去冷却，堆芯余热无法导出，燃料温度不断上升，掌握棒、燃料包壳和支撑构造首先消灭熔化，随后燃料开头熔化并且向下坍塌，堆熔混合物随着下栅板及下支撑板的失效掉入下腔室，随之压力容器底部暴露烧干，随后将下封头熔穿，堆熔物掉入或喷射到堆坑，与堆坑内的水作用产生的大量水蒸汽、不分散气
体和放射性气溶胶进入安全壳内，随后堆熔物与混凝土底板发生作用，堆坑底板及径向发生熔蚀，并释放出大量不分散气体。由于不分散气体中可燃气体的存在，并在安全壳内大空间不断积聚，浓度不断上升，可能发生燃爆威逼安全壳的完整性。同是不分散气体不断的积聚，最终可使安全壳超压失效。
轻水反响堆的隐患现象依据进展进程可以分为两个过程：压力容器内阶段和压力容器外阶段；
压力容器内阶段：指主要的严峻隐患发生在压力容器内部，压力容器未丧失完整性。
燃料和包壳过热；
包壳氧化放热并产生氢气；
燃料包壳的损坏或熔化；
快速增加的大量氢气可能爆炸，威逼压力壳的完整性；
燃料芯块熔融并移位到堆芯下部；
熔融碎片与水反响，可能产生蒸汽爆炸；
熔融碎片加热压力容器，威逼压力容器完整性。
压力容器外阶段：指压力容器失效后，主要的严峻事故发生在压力容器外部，安全壳内部，威逼到安全壳完整性或者可能造成放射性外泄。
可能的高压熔化喷射和直接安全壳加热威逼安全壳完整性；
氢气燃烧或者爆炸，这里的氢气包括压力容器内阶段产生的和压力容器；
外阶段由于熔融物与水或者与混凝土反响产生的；
局部的氢气燃爆过程产生冲击压力威逼安全壳完整性；
熔融物与混凝土的反响可能熔穿地基；
长期的增温增压导致安全壳完整性丧失；
威逼安全壳旁通，导致放射性泄漏。
从轻水反响堆的堆芯熔化过程来看，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