针对核安全

控制的三大功能，反应性控制、堆芯冷却和放射性物质的包容而言，在机组

大修期间的核安全风险同功率运行

相比一点也没有降低，相反通过概率风险评价（PSA）的分析研究

表明，在大修期间的不安全因素和状态等对堆芯熔化的贡献占相当大的比例。

反应性控制

就反应性控制而言，尽管大修时反应堆处于次临界状态，自持链式反应已经终止，然而在此阶段发生误稀释、意外临界的风险相当大。此时控制棒可能全部插入堆芯，控制误稀释的手段相对较少，而且反应堆处于次临界状态，不象功率运行时发现和探测到误稀释那么容易，在功率运行时若发生误稀释，一回路平均温度

马上会变化，用于一回路平均温度控制的D棒组立刻会有响应，而随后△I会变化，对于这一系列变化容易被反应堆操纵员所发现和作出正确判断。 v然而在次临界状态下，发现和探测到误稀释的手段相对也较少，只有通过源量程中子通量和一回路硼浓度的变化来发现可能的误稀释，而一旦发现的时间也较晚，而且在大修时系统

和设备

的状态多变，进行水传输的机会较多，操作频繁，发生人因失误的几率也大为增加，因此发生误稀释的几率也相对较大。

堆芯冷却

就堆芯的冷却而言，在大修期间尽管自持链式裂变反应已经终止，然而堆芯中有大量的剩余释热需要保证得到有效地导出，否则将聚集从而导致燃料元件损坏。

放射性物质的包容

而对于放射性物质的包容而言，在大修期间，核安全三道屏障不一定完整，燃料组件可能在堆芯，也可能在核燃料厂房，而在燃料组件的装卸料的过程中，燃料组件损坏的可能性也较大，而作为第二道屏障的一回路压力边界也开启，第三道屏障安全壳也开启，所以一旦发生放射性物质泄漏，其中部分安全屏障可能不可用，其直接后果可能造成放射性物质直接向环境排放。