单建强 吴攀

[摘要]安全是核电发展的生命线。核反应堆安全类课程是目前核工程与核技术专业的重要基础课程。针对核行业对核安全人才有不同的技能需求这一现状，西安交通大学开展了本一硕一博多层次核反应堆安全类课程建设的研究，以针对不同的对象采用不同的教育模式，并在教学过程中加强实践教学环节，提升高校输送的核反应堆安全人才在核电站安全文化、核电厂系统操作、安全分析软件应用和开发等方面的能力，达到其相应的培养要求与目标。

[关键词]核安全;课程建设;核工程;核技术

[中图分类号]G64 [文献标识码]A [文章编号]2095-3437（2020）05-0007-04

引言

中国是世界上最大的发展中国家，面临着发展经济、改善民生、全面建设小康社会的艰巨任务。维护能源资源长期稳定可持续利用，是中国政府的一项重要战略任务。中国能源必须走科技含量高、资源消耗低、环境污染少、经济效益好、安全有保障的发展道路，全面实现节约发展、清洁发展和安全发展。

根据《能源发展“十二五”规划》（国发[2013]2号），在“十一五”时期，我国能源快速发展，供应能力明显提高，产业体系进一步完善，基本满足了经济社会发展需要，为“十二五”能源发展奠定了坚实基础。

“十二五”规划提出了安全高效发展核电，要求严格实施核电安全规划和核电中长期发展规划（调整），把“安全第一”方针落实到核电规划、建设、运行、退役全过程及所有相关产业。在做好安全检查的基础上，持续开展在役在建核电机组安全改造。全面加强核电安全管理，提高核事故应急响应能力。加快建设现代核电产业体系，打造核电强国。到2015年，运行核电装机达到4000万千瓦，在建规模1800万千瓦。

2011年福岛核电厂事故之后，全世界对核安全又有了新的理解和要求，对核安全的严重事故进行了更深入的研究，提出了具体的要求。我国提出了在确保安全的基础上高效发展核电的发展方针。全世界在建核电厂70座，而中国在建的就有29座，占世界在建总数的41.2%。由此可见，核安全永远是核电发展的最根本的生命线。核安全的教育是核工程与核技术领域教育的重要组成部分。

从各层次核工程专业人才培养的角度看，需进行核安全教育的人才基本可以分成三类：（a）本科生、核工程企业工程技术人员;（b）硕士生;（c）博士生。针对不同的人才，其培养目标也各有侧重。比如核工程企业工作人员，需要强调核安全文化的重要性，核安全原则的设计及其实施，核电厂事故分析及其规程分析。本科生需要着重了解核安全原则的设计原理，核安全事故分析方法，核安全严重事故的预防与缓解等。而针对研究生，就需要更深入的核安全的知识，不仅仅要知其然还要知其所以然，掌握事故分析的方法与理论。

核反应堆安全课程涉及核安全文化，核安全原则，核安全事故分析，核安全严重事故的预防与缓解等的抽象性概念，学生很难通过纯粹的课堂教学来深入理解其中的奥妙，从而对核安全事故进程和应对措施缺乏感性的认识。

综上所述，核反应堆安全类的课程是目前核工程与核技术专业的重要基础，不同的学习群体会有不同的需求，因此有必要进行本一硕一博多层次核反应堆安全类课程建设的研究，以针对不同的对象采用不同的教学模式，并在教学过程中加强实践教学环节，培养学生的软件应用和开发能力，达到其相应的培养要求与目标。

一、本一硕一博多层次核安全人才培养方案

核安全作为核能发展的重要基石，核安全教育在核工程与核技术专业、核能科学与工程学科的人才培养中具有十分重要的地位;针对不同的对象（核电的从业人员、本科生、研究生）需要有不同的培养方案，但核安全基本理念（尤其是核安全文化理念）的教育必须贯穿所有的层次;实践环节是掌握核安全分析技能的重要组成部分，必须利用各种机会进行加强，但鉴于放射性的不可接触性，需要借助虚拟仿真的平台，采用虚拟仿真的方式，进行核电厂的事故分析与处理策略的分析，以提高学生的核安全分析技能。

在培养方案方面，针对本科生和核工程技术人员，需要重点讲解和掌握核安全的相关基本概念和基本分析方法，了解核安全相关的法规及安全监督，掌握核电厂安全设计与评价方法、核电厂典型事故分析、核安全严重事故的处置与缓解、核电厂辐射防护与监测等。总学时应该为32学时。在实践教学环节，要重点利用核电厂的仿真平台以及仿真软件，让学生直观地了解核电厂在典型事故工况下的行为，掌握不同事故处理策略带来的后果。针对研究生，重点应该在核电厂安全的分析与评价方法方面，比如核电厂安全分析模型与计算方法，分析目前普遍存在的分析模型与方法，各个模型和算法的优缺点。总学时应该为40学时。在实践教学环节，重点应该在大型核反应堆安全分析计算软件的应用，各个模型与算法的比较分析与实现。

二、本一硕一博多层次核反应堆安全课程教学实践

提高高等教育质量，既是高等教育自身发展的需要，也是办好让人民满意的高等教育、提高学生就业能力和创业能力的需要，更是建设创新型国家、构建社会主义和谐社会的需要。因此，迫切需要采取切实有效的措施，进一步深化高等学校教学改革，提高人才培养的能力和水平，更好地满足经济社会发展对高素质创新型人才的需要。实践教学对于学生技能的培养、知識的获取、能力的形成与发展起着重要的作用。因此，在安排理论教学的同时必须加强实践教学，使理论与实践相结合，使学生所掌握的知识向实践能力方面转化。实践教学环节的安排，必须有利于开发学生的智力以及培养和发展学生的能力。

虚拟仿真实验教学依托虚拟现实、多媒体、人机交互、数据库和网络通信等技术，构建高度仿真的虚拟实验环境和实验对象，让学生在虚拟环境中开展实验，以达到教学大纲所要求的教学效果。

考虑到核电厂的高放射性、高温高压特性、复杂的电厂系统实体难于分解、实体实验平台建设成本高、实验的安全性保障难等具体难点，本着体现“虚实结合、相互补充、能实不虚”的原则，核安全与运行实验室结合核电厂与火电厂国家级虚拟仿真实验教学中心，为核安全类课程提供全方位的课程实践教学实验。

（一）核电厂全范围虚拟仿真平台

核电厂全范围虚拟仿真平台所采用的是3KeyMas-ter仿真平台，它是美国WSC公司开发的基于PC环境的仿真平台，能够在Windows操作系统平台环境下实时运行仿真模型。目前仿真平台的规模如图l所示。采用3KeyMaster软件建立的仿真模型具有其他软件无法比拟的优越性，其中包括：3KeyMaster是全范围的综合性仿真平台，面向对象的建模以及丰富的模型和工具库，可以准确地仿真全范围的核电厂系统。实物图形化的主控台、动态的图表等，又为3KeyMaster提供了核动力仿真过程中更接近于实际的人机友好界面。在事故分析过程中，3KeyMaster还具有数据快照和过程回放等功能。更难能可贵的是，3KeyMaster具有良好的兼容性，可以非常方便地将FORTRAN，C和C++等语言编写的程序加载进去，同时可以很方便地实现和分散控制系统（DCS），I/O以及电厂过程计算机的对接。

3KeyMaster仿真系统可以用于核动力装置的建模研究、核动力装置事故安全分析以及核动力装置操作人员的考试培训等。该仿真平台采用了Access数据库，能够为核动力装置系统的仿真建模提供大量的模型及工具库，人机界面友好，面向对象建模，并具有方便引入事故、过程回放及进行远程控制等功能。

PCTRAN是基于PC的多反应堆堆型核能仿真软件包，尤其适用于核电站运行和事故分析的培训，对堆芯熔化、安全壳失效和放射性物质释放等严重事故的分析也包含在它的范围内。

在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示，而且还提供了反应堆冷却剂边界泄漏或者安全壳失效的图标。组合的放射性释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作十分方便。所有的图标以及文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。

应用非能动冷却概念的第三代先进反应堆后，PC-TRAN模拟软件已涵盖GEABWR、ESBWR、AP1000、EPR等堆型。每一个模型都已经与设计文件进行了核实验证，保证程序的真实性。

（二）实验内容设计

根据实验项目的特点及实验目的，实验项目可进一步分为基础理论学习、专业技能训练和前沿技术研究三大类型，内容由浅入深、由点及面，从而满足学生在不同培养阶段的需要。

针对本科生，核反应堆安全分析实验利用核电厂全范围实时仿真平台提供的建模和分析工具，开展压水堆核电厂的典型设计基准事故，如反应性引入事故、热阱丧失事故、失流事故、一回路冷却剂丧失事故、蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故和蒸汽发生器管道破裂事故等以及严重事故仿真模拟。通过对这些事故的仿真模拟，加深学生对各种事故的演化过程的理解。同时，学生可以修改系统或设备的仿真模型、控制方案，通过仿真来验证仿真模型、控制方案的可行性和有效性，培养与提高动手能力和创新实践能力。

针对学有余力的高年级本科生和研究生，教学团队设置了事故规程分析专题实验和严重事故管理对策专题实验。

1.事故规程分析专题实验

该专题实验适合学有余力的高年级本科生和研究生。在这类实验项目中，学生开始接受科研的相关训练，完成从文献检索到仿真评估的过程。核电厂全范围实时仿真平台，将为学生提供进行仿真实验和评估的基本环境。在该专题实验中，学生需要在老师的指导下对核电厂事故规程研究前沿技术展开调研，利用虚拟仿真平台模拟分析，进行基于事件导向或状态导向的核电厂运行规程的开发和制定。通过该专题实验，学生可以得到初步的科研训练，了解本专业的发展动态，理解创新研究的一般流程，并在学有余力的情况下独立展开初步的研究工作。

2.严重事故管理对策专题实验

该专题实验适合学有余力的高年级本科生和研究生。在该专题实验中，利用核电厂严重事故系统分析软件为学生演示核电厂严重事故过程中涉及的主要事故现象，包括核电厂严重事故过程中基本的一回路系统热工水力现象，堆内严重事故现象及过程，如堆芯过热、堆芯熔化、堆芯碎片床的形成，熔融物行为及安全壳响应等严重事故机理及现象学。学生需要在老师的指导下对核电厂严重事故管理策略的研究前沿技术展开调研，并基于中心所提供的核电厂全范围实时仿真平台对核电厂严重事故的模拟仿真，进行严重事故管理导则和核电厂应急规程的开发和制定。通过该专题实验，学生可以得到初步的科研训练，了解本专业的发展动态，理解创新研究的一般流程，并在学有余力的情况下独立展开初步的研究工作。

（三）项目设计

为了拓展本科生和核工程技术人员的知识面以及提升其事故安全分析能力，团队教学成员结合本科生和核工程技术人员的专业知识特点，有针对性地设计了许多项目设计的课题，比如“CANDU堆核电厂大破口失水事故分析”“RELAP5的LOFT大破口失水事故不确定性研究”，这些项目设计课题与《核电厂安全》的書本知识相关，但研究对象不同。通过让本科生和核工程技术人员参与项目设计课题，加深其对核电厂安全分析基本知识的了解，同时让其初步了解核电厂数值安全模拟的基本流程。

为了提高硕士生分析计算核电厂瞬态过程、从事科研工作的能力，在硕士研究生的培养过程中，团队教学成员有针对性地设计了一些科研训练课题，比如“两流体两相流模型数值方法的适定性分析”“行波堆堆芯稳态热工水力分析”等。这些科研训练课题让硕士生熟练掌握了科研的基本流程，并在调研文献、分析问题、实验研究的过程中培养了科研能力。

博士生需承担科研任务，参与大型核电厂事故分析以及计算软件的研制与开发，掌握坚实宽广的基础理论和系统深入的专业知识，培养独立从事科研工作的能力和严谨的科学态度。

三、本一硕一博多层次核反应堆安全课程教材建设

为了配合核安全不同层次培养方案的实施，在原有《核反应堆安全分析》教材的基础上，特设置了三个层次的教材，其中，《核电厂安全》为本科生教材，《核反应堆安全分析》可为本科生和硕士生教材，《压水堆核电厂瞬态安全数值分析方法》可为硕士生和博士生专门从事安全分析方法研究的教材，见图2。

（一）《核电厂安全》

本书为普通高等教育核工程与核技术专业规划教材。本教材以压水堆型核电厂为主要研究对象，着重论述美国三里岛核电厂事故发生后30多年来，压水堆核电廠设计和研究、制造和运行、监管和评价中关于核安全的主要课题。全书包含以下内容：阐述核电厂安全的概念（核电厂安全的特征和安全对策）、核安全法规及安全监督、核电厂的安全设计（纵深防御设计原则）、核电厂的安全评价（确定论安全评价法与概率安全评价法两种系统工程安全评定方法）、核电厂安全运行——运行工况与事故分类和核电厂典型事故、核电厂核辐射防护与监测以及核电厂严重事故的处置与缓解。

（二）《核反应堆安全分析》

本教材为国家级规划教材，以压水堆型、快堆、高温气冷堆和重水堆型核电厂为研究对象（以压水堆型为主），着重论述三里岛核电厂事故发生后30多年来，核安全与反应堆事故分析中的主要课题与重大进展。第一篇是压水堆安全分析，重点介绍核反应堆安全的基本原则、反应堆的安全性及核反应堆的安全功能，说明当前国际核能界对核电厂安全与事故对策的见解与实践，阐述核反应堆安全分析基础理论与模型，确定论安全评价法分析压水堆各类设计基准事故，阐述严重事故物理过程、严重事故的管理对策以及典型的严重事故，并介绍核安全评价中另一种系统的工程安全评价方法即概率安全评价法。第二篇是快堆、高温气冷堆和重水堆的安全分析。

（三）《压水堆核电厂瞬态安全数值分析方法》

本教材以压水堆型核电厂为研究对象，以核电厂安全分析程序的发展需求，详细论述反应堆动力学与热工水力模型及其数值解法。首先阐述点堆及一维时空动力学模型和三维时空动力学模型，以便得到准确的堆芯中子通量分布及堆芯功率分布，而后详细介绍两相流模型，准确描述两相流的行为和传热行为，阐述数值解法的基础和数值方法在两相流模型中的应用，使得数值求解复杂的两相流行为成为可能，最后补充介绍不确定性分析，以弥补对两相流复杂现象认识的不足。

四、结论

本研究从核工业对反应堆安全相关人才的需求出发，创新性地提出了本一硕一博多层次核反应堆安全课程建设方案。针对本科生、硕士生和博士生的知识结构和核行业技能需求采用不同的教育模式，以达到其相应的培养要求与目标。在教学过程中，理论教学和实践教学相结合，提升学生对专业基础知识的掌握度和对核反应堆安全相关的科研进行再创新的能力。