为了防止强放射性物质的释放，动力核反应堆根据纵深防御的原则，通常设有3道安全屏障。第一道屏障是燃料包壳，它具有良好的综合性能和强度，可以保护燃料不受冷却剂的腐蚀和侵蚀，并可承受裂变气体的内压保证裂变产物不泄漏。第二道屏障是一回路压力边界，包括一回路设备、主管道和辅助管道等。第三道屏障是安全壳，如果一回路破裂，它可以包容所释放出来的放射性物质，防止它向周围环境扩散。为了保证安全，需要在任何事故下保证至少有一道安全屏障是完整的。

反应堆瞬态热工分析的核心任务，就是要预估在各种运行瞬态和事故工况下，反应堆及其热力系统内运行工况和热力参数的变化过程和变化幅度，为各道安全屏障的设计提供依据，确保各道安全屏障不受破坏，并以此来确定运行参数允许的最大变化范围和反应堆保护系统动作的安全阈值。

反应堆整个输热系统的各个设备都是相互关联的，原则上讲，系统中任何一个环节发生变化都会引起整个系统参数相应发生变化。在进行瞬态分析时，要通过控制方程和本构方程对系统中的热工水力现象，以及各环节之间的联系进行数学描述，最终解出系统各位置和部件内的工况和参数的变化过程。所需要计算分析的主要内容包括：

①一回路冷却剂的压力、温度、流量、液位、两相流的含汽率、空泡份额、流型等。

②堆芯内冷却剂流动和传热工况，燃料包壳和芯块的温度变化过程和变化幅度。

③如果冷却剂从一回路大量泄漏到安全壳内，还需要预计安全壳内气体的压力和温度的变化过程以及含放射性气体的扩散。

由于其中一个核反应堆热工水力设计的主要工作目标，是关注那些获得电厂许可所规定的相关事件和事故，因此一般强调对这些事故的分析。而在严重事故中，因为不能保证堆芯原来的结构，其行为仍然不够清楚，对其预测的精度在很大程度上取决于所作的假设。对于该问题的讨论，可以参考相关的文献。

在进行瞬态分析时，通常按照下述4类电厂工况考虑反应堆的安全性。

（1）正常运行和运行瞬态

正常运行和运行瞬态包括反应堆的启动、停堆、换料、功率调节等。在这些工况中，允许系统中的某些部件存在轻微的故障和缺陷，如少量燃料元件破损、蒸汽发生器在允许限度内泄漏，也包括如符合要求的负荷阶跃和连续变化、甩负荷等。由于这类工况出现频繁，所以要求在这类工况的整个过程中无须停堆，而只靠控制系统在反应堆设计裕度范围内进行调节，即可把反应堆调整到所要求的状态，重新稳定运行。

（2）中等频率故障

被定为这类故障的工况可能导致反应堆停堆，但在故障排除后仍能恢复功率运行。预计这类工况在正常运行期间不会出现，但在电厂寿期中有可能发生。对这类工况的设计准则是，这类工况不应导致任何一道安全屏障破损。属于这类工况的典型事件有控制棒组件失控抽出和误落棒、反应堆冷却剂硼浓度失控稀释、冷却剂强迫循环流量部分丧失、外电负荷丧失、汽轮机跳闸（主汽门关闭）、二回路系统给水丧失、应急堆芯冷却系统误投入等。

（3）稀有故障(www.daowen.com)

稀有故障是核电机组在其寿期内可能发生但频率很低的事件，在同类电厂的30～40年运行期间内会发生几次。这类工况可能会使燃料发生损伤并使反应堆在一个长的停堆时间内不能恢复功率运行，但燃料棒的破损仅为一个小的份额，释放的放射性物质不足以中止或限制居民使用非居住区半径以外的区域。该工况本书认为不应导致第四类工况，不应使反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能。轻水堆属于这类工况的典型事件有：一回路或二回路的小破口事故、燃料组件装载错位并运行、冷却剂强迫循环流量全部丧失等。

（4）极限事故

极限事故工况是一些预期不会发生，但要采取针对性设计措施的假想事故。该工况的发生会导致足以使反应堆不能恢复运行的破坏，但在规定这类事故的安全准则时，要求保证放射性物质保持在安全壳内不外逸，要保证如应急堆芯冷却系统、安全壳隔离系统和喷淋系统等的完整。属于这类事故的典型事件有一回路主管道断裂、二回路主蒸汽管道断裂、一个冷却剂循环泵转子卡死或泵轴断裂、控制棒机构的外壳破裂（控制棒组件弹出）等。

除了上述4种工况外，反应堆还要求分析“未能紧急停堆的预期瞬态”（ATWS），这是指反应堆在第二类或第三类工况下，运行参数已达到停堆保护定值，而反应堆未能停堆的情况。对在这种情况下可能发生的工况及其后果要进行分析。对压水堆，通常被认为最严重的未能紧急停堆的预期瞬态工况包括：

①由于厂外电源丧失而产生的冷却剂流量丧失。

②稳压器安全阀打不开。

③在有功率运行下抽出控制棒。

④给水流量的丧失。

⑤某个反应堆冷却剂泵转速下降。

⑥蒸汽负荷大幅度上升等。

对这些瞬态的分析要求论证反应堆的燃料元件和压力容器在整个瞬态期间内都是安全的。瞬态过程之所以得到控制的主要机理是，由于反应堆冷却剂被加热和形成空泡而产生的负反应性反馈可以抑制反应堆功率的上升。最后，通过向冷却剂系统注入硼酸溶液能够把反应堆完全停下来。但对这种工况的分析还在进一步研究中。