1、第一章 核反应堆的安全的基本准则安全的总目标：核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护
2、 （defense in depth） 1：防止偏离正常运行及防止系统失效2：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primary system envelope)，安全壳(containment)安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实
3、体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。核反应堆运行安全的管理三要素：管理层，操纵员，机组核安全文化：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。第二章核电厂的安全系统确保反应堆安全的四种安全性要素：(1) 自然的安全性。只取决于内在负反应性系数、多普
4、勒效应、控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。(2) 非能动的安全性。建立在惯性原理(如泵惰转)、重力法则(如位差)、热传递法则等基础上的非能动设备(无源设备)的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。(3) 能动的安全性。必须依靠能动设备(有源设备)，即需由外部条件加以保证的安全性。(4) 后备的安全性。指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行
5、和安全停闭。固有安全堆：具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备安全性的反应堆体系被称为固有安全堆。反应堆安全设施有特定的安全功能：在所有情况下： 正常运行或反应堆停闭状态 故障工况或事故状态有效地控制反应性，确保堆芯冷却，包容放射性产物反应性控制类型：(1) 紧急停堆控制。迅速引入负反应性，紧急停堆。(2) 功率控制。动作迅速，补偿因负荷、温度和功率水平变化引起的反应性瞬态。(3) 补偿控制。补偿燃耗、裂变产物积累，也用于改变堆内功率分布。反应性当量大，动作过程缓慢。确保堆芯冷却的方法：正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。反应
6、堆停闭时，堆芯内链式裂变反应虽被中止，但燃料元件中裂变产物的衰变继续放出热量，即剩余释热。为了避免损坏燃料元件包壳，应通过蒸汽发生器或余热排出系统，继续导出热量在反应堆失去正常冷却的事故工况下，有以下导出堆芯热量的方法(1) 由辅助给水系统提供给水，产生的蒸汽通过蒸汽旁路系统排入大气。(2) 当一回路温度和压力下降到一定值时，由余热排出系统冷却。一回路处于大气压力下时，可由堆芯换料水池冷却净化系统排出余热。(3) 当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统向堆芯注入含硼水，以补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。(4) 当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口流出的液态或气态的冷却剂带到安全壳，安
7、全壳喷淋系统动作，进行循环冷却包容放射性产物的方法：(1) 保持现场或厂房的相对负压。(2) 收集带放射性的气体，送到废气处理系统进行处理、储存和监控。低放射性废气经过滤后通过烟囱排放。(3) 放射性废液送到硼回收系统或废液处理系统进行过滤、除盐、除气、蒸发和储存监测后，送到废液处理系统储存箱储存。达到排放标准后，再向环境进行监控排放。反应堆的安全功能：1） 有效控制反应性：控制棒、可燃毒物、可燃毒物；紧急停堆控制、功率控制、补偿控制。、确保堆芯冷却：蒸汽发生器；余热排除系统；安全注射系统、安全喷淋系统；换料水池和乏燃料水池冷却净化系统；专设安全设施的功能：1. 发生失水事故时，向堆芯注入含硼
8、水；2. 阻止放射性物质向大气释放；3. 阻止氢气在安全壳中浓集；4. 向蒸汽发生器应急供水。专设安全设施的设计原则：设备必须高度可靠；系统要有多重性；系统必须各自独立；系统应能定期检查；系统必须备有可靠电源；系统必须具有充足的水源安全注入系统(SIS)，又叫做应急堆芯冷却系统(ECCS)的功能：1. 当一回路系统破裂引起失水事故时，安全注入系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性。2. 当发生蒸汽管道破裂时，反应堆冷却剂由于受到过度冷却而收缩，稳压器水位下降，安全注入系统向一回路注入高浓度含硼水，重新建立稳压器水位，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。安全注射系
9、统(SIS)子系统：高压安全注射系统，蓄压安全注射系统，低压安全注射系统安注过程：直接注入阶段，再循环注入阶段安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物。其主要功能是：1. 发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。2. 对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。3. 作为非能动安全设施，能够在全寿期内保持其功能，必须考虑对外部事件(如飞机撞击、龙卷风)进行防护和内部飞射物及管道甩击的影响安全壳的主要形式：带密封钢衬的预应力混凝土安全壳，双层安全壳， AP1000 的安全
10、壳安全壳喷淋系统辅助给水系统的功能1. 在电厂启动、热备、热停和从热停向冷停堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水；2. 在事故工况下，该系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达到余热去除系统投入的运行条件。第三章 核反应堆瞬态分析反应堆瞬态是指反应堆倍增因子或反应性变化时，中子通量或功率随时间的变化特性。反应性反馈机理反应性反馈来源于堆内温度、压力或流量的变化。温度对反应性的影响是主要反馈效应，决定反应堆对于功率变化的内在稳定性(又称固有安全性)。反馈效应：燃料的多普勒效应，慢化剂温度效应，空泡效应反应性系数：是反应堆的反应性相对于某一个参数的变化率。慢化剂温
11、度系数 Tm 值可正可负，它与原有设计有关。大型钠冷快堆的空泡系数可能出现正值。当堆芯尺寸比较大时，空泡系数为正值最简单的模型即集总参量模型第四章 确定论安全分析核电厂安全分析的基本目的是为了证明电厂的运行是安全的，不会造成对公众的健康和安全造成威胁。核安全分析方法：确定论安全分析，概率论安全分析电厂的安全分析必须包括对电厂设计和运行的分析，用此来说明核电厂在寿期内在正常运行和瞬态运行情况下的安全边界。同时也要证明电厂在事故预防和缓解时的响应能力。确定论安全评价方法(Deterministic Safety Assessment)：基本思想是根据纵深防御的原则，以确保核电厂 3 个基本安全功能
12、为目标，针对一套确定的基准设计工况，采用一套保守的假设和分析方法，以检验是否满足特定的验收准则。工况正常运行和运行瞬变(Condition I: Normal operation and operational transients)措施：无需停堆，依靠控制系统进行调节到所要求的状态，重新稳定运行工况中等频率事件， (Condition II: Faults of moderate frequency)措施：只要保护系统能正常动作，就不会导致事故工况工况稀有事故 (Condition III: Infrequent faults)措施：为了防止或限制对环境的辐射危害，需要专设安全设施投入工作工
13、况极限事故 (Condition IV: Limiting faults)措施：依靠专设安全设施减少放射性后果工况 III-IV 属于有放射性风险的事故工况核电厂事故分类：(1)没有明确地考虑作为设计基准事故，但可为设计基准事故所涵盖的那些事故(2)没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。1异常情况(Anomality) 2一般事件(Incident) 3重大事件(Serious Incident)4无明显厂外风险事故(Accident Mainly in Installation)5有厂外风险事故(Accident with Off- site Risk)6重大事故(Serious Accid
14、ent) 7特大事故(Major Accident)确定论事故分析四个基本要素：1. 确定一组设计基准事故“标准审查大纲”2. 特定事故下选择安全系统中有最大不利后果的单一故障3. 确定分析所用模型和电厂参量是保守的4. 结果与验收准则比较，确认安全系统的设计是充分的设计基准事故(Design Basic Accident, DBA)：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故参考标准：标准审查大纲(NUREG0800)及有关导则，表 4.2设计基准事故选择和分析模型有很大不确定性通过保
15、守性假定来使分析结果包络最不利后果分析基本假定：基本假设：1. 单一故障假设：被调用的安全系统失去部分设计功能2. 操作员在事故后短期不干预（30Min）补充假定：1. 事故同时失去厂外电源2. 反应性价值最大的一组控制棒卡在全提出位置3. 不考虑非安全设备的缓解功能4. 必要时考虑不利的外部条件最终验收准则（大破口失水事故）：1. PCT1204(锆水反应：425 出现 ，850显著，1200自激励)2. 包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的 17% 3. 包壳的氧化的产氢量不超过假设所有锆水反应所释放氢量的 1%4. 堆芯必须保持可冷却的几何形状 5. 必须保证事故后排出衰变热的长
16、期冷却能力反应性引入事故：指向堆内突然引入一个意外的反应性，导致反应堆功率急剧上升二发生的事故反应性引入机理：控制棒失控抽出，控制棒弹出，硼失控稀释，导致二次侧排热增加的事故(瞬变)超功率瞬变分类按照引入速率和大小分：准稳态瞬变；超缓发临界瞬变；超瞬发临界瞬变。按照引入方式可分为：线性；阶跃。准稳态瞬变：引入速率小，能被温度反馈效应和控制棒调节补偿。如满功率时控制棒组件慢速抽出超缓发临界瞬变：引入正反应性速率较快，不能被温度反馈效应和控制棒调节补偿总反应性大于零。满功率时 2 组控制棒组件失控抽出超瞬发临界：引入正反应性很大，超过了瞬发临界的程度。如弹棒事故特点 P66 的两个图失流事故(Lo
17、ss of Flow Accident)又称作流量丧失事故，属于瞬变。部分流量丧失：泵机械故障，电源母线失电引起；如果反应堆功率运行时，主泵因动力电源故障或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故。全部失流事故：丧失交流电源设施：反应堆停堆保护系统事故后冷却剂循环可分两个阶段：1 水泵惰转惯性驱动的强迫循环 2 重力压头驱动的自然循环热阱丧失事故：由于二回路或三回路故障造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故原因：1 给水泵故障或失电、给水管线阀门意外关闭、给水加热器破坏、凝结水泵故障、管路破损部分或全部
18、给水丧失2 汽轮机跳闸，同时旁路阀未开一回路突然丧失热阱设施：反应堆停堆保护系统、辅助给水系统 ，余热排出系统、蒸发器安全阀信号：汽轮机脱扣；一台蒸发器水位过低、凝结水泵失电人员：不干预；打开汽轮机旁路阀以下以蒸发器失主给水为例 二次侧饱和温度上升或传热系数下降是直接导致一回路失热阱的原因 恢复给水使蒸发器水位上升可以最终恢复热阱 一回路的超压可由稳压器的卸压阀或安全阀的打开缓解结果：会引起堆芯冷却不足，有导致 DNB 甚至燃料损坏的危险。超压危胁到第二道屏障的完整性，以致造成放射性释放。蒸汽发生器传热管破裂事故：指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂导致的事故。原因：1. 传热管受机械的和热
19、的应力作用传热管断裂或裂缝2. 传热管管板处沉积物腐蚀传热管破口设施：化容控制系统、反应堆停堆保护系统、高压安注系统稳压器、辅助给水系统、余热排出系统、蒸汽旁路系统信号：稳压器压力低；稳压器压力低、一台蒸发器压力低于其他蒸发器人员：隔离事故蒸汽发生器结果：1 一回路水污染二回路，若凝汽器不可用，蒸汽的卸压释放会造成向环境大气的放射性释放；2 断管蒸发器及蒸汽管道可能满溢，导致更严重的放射性排放；蒸发器安全阀也可能卡在开启位置；3 有使堆芯冷却不足的风险。1、蒸汽管道破裂事故(MSLB)：出了指蒸汽回路的一根管道出现实际的破裂所产生的事故外，还包括蒸汽回路上的一个阀门意外打开所导致的事故。原因：
20、1 蒸汽管道或管嘴破损2 蒸汽回路上阀门（安全阀、排放阀、旁路阀）意外打开设施：反应堆停堆保护系统、安注系统、蒸发器限流喷嘴余热排出系统、安全壳喷淋系统信号：稳压器压力低；超功率 P；两台蒸发器蒸汽流量高，同时蒸发器压力低；两台蒸发器蒸汽流量高，同时一回路平均温度低；人员：关闭蒸汽和给水管道隔离阀结果：1 二回路载热增加导致一回路降温降压；2 受负温度反应性系数影响，相当于反应性引入，停堆后仍有重返临界危险；3 断管若在安全壳内，蒸汽排放会使安全壳升温超压；4 若事故前蒸汽发生器有破损，则可能使裂变产物释放到汽轮机厂房甚至大气给水管道破裂事故(MFLB)：所有蒸汽发生器上游的任一给水管道破裂，
21、从而导致给水流量的突然下降，然后至少有一个蒸汽发生器水室的水被排空的现象原因 1 热应力或机械应力2 地震或飞射物撞击（极低概率）有防冲击装置，同时多条管道断裂几乎不可能设施：反应堆停堆保护系统、辅助给水系统，稳压器、安注系统、余热排出系统、安全壳喷淋系统信号：蒸发器水位低、超温 T；一台蒸发器水位过低人员：隔离相应蒸汽管线结果：1 一回路严重失冷，有整体沸腾的危险；2 由于通过稳压器卸压，间接造成冷却剂丧失，可能使堆芯裸露、燃料损坏；3 若破口发生在安全壳内，会引起安全壳升温和超压。冷却剂丧失事故(LOCA)：指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。分大破口
22、、中小破口、气腔小破口、蒸汽发生器传热管破裂等原因：1 假想的冷却剂主管道破裂 2 假想的压力容器破裂（极低概率）作为极限设计基准事故的大破口(Large Break)失水事故，即反应堆主冷却剂管道冷管段或热管段破裂并同时失去厂外电源的事故以主管道双段剪切断裂(Double Ended)作为 DBA，设施：安注系统，辅助给水系统、蒸汽旁路系统、余热排出系统、安全壳喷淋系统信号：稳压器压力低 人员：无事故序列可以分为 4 个阶段：1. 喷放(Blow down)2. 再灌水(Reflood)3. 再淹没(Remerge)4. 长期冷却(Long-term cooling)1. 大破口失水四个阶段
23、：喷放、再灌水、再淹没、长期冷却的起始点和终点如何判定？应急冷却水到达压力容器下腔室使水位开始回升水位到达堆芯底端水位到达堆芯顶端2. 欠热卸压和饱和卸压阶段如何界定？压力降至局部饱和压力，冷却剂开始沸腾3. 为什么不需要紧急停堆系统动作？压水堆负的空泡系数会使裂变过程自发中止4. 冷管段大破口和热管段大破口会出现几个包壳峰值温度？出现时间和大小有何不同？冷管段大破口，有明显的两个 PCT；热管段大破口，可认为有一个 PCT，或可认为还有一个不明显的 PCT；冷管段大破口，第一 PCT 出现较早、较高，第二 PCT 出现较晚、较高5. 何为骤冷现象？包壳温度降到约 350550时，应急冷却水再
24、湿包壳表面，由于其高得多的冷却速度，使温度急骤下降6. 何为蒸汽粘结现象？ 在进口管破裂情况下，由于蒸汽流经蒸汽发生器时，二回路反向传热、蒸汽膨胀；并可能由于蒸汽发生器和主泵间的 U 形管内积水使得堆芯和破口间的流动阻力较大，阻碍堆芯水位的上升7. 高压安注系统在事故中起何作用？为什么？几乎不起作用。首先，压力下降快，蓄压、低压安注很快启动；其次，流量小，不起明显作用；再次，在失厂外电、需要应急电源时，其启动会延时8. 哪一阶段堆芯冷却最差？为什么？ 再灌水阶段。此时堆芯基本上是裸露的，热辐射和蒸汽的自然对流传热效率低。衰变热继续释放，燃料温度绝热地上升，并随即导致锆合金与蒸汽的反应加剧，进一
25、步提高了温度结果： 一回路严重失冷，可能使堆芯裸露、燃料严重损坏； 冷却剂泄漏进入安全壳，伴随放射性物质的释放； 冷却剂泄漏进入安全壳，引起安全壳升温和超压，甚至失效。小破口失水事故(SBLOCA)：压水堆核电厂小破口(small break)失水事故是指由于反应堆冷却剂系统管道或与之相通的部件出现小破口/破裂，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂正常补给能力的冷却剂丧失事故 设施：安注系统辅助给水系统、蒸汽旁路系统、余热排出系统、安全壳喷淋系统信号：稳压器压力低 人员：无事故序列可分为 3 个阶段：喷放、再淹没、长期冷却4 个阶段：1 环路自然循环维持阶段 2 环路水封存在阶段 3 环路水封清除
26、阶段 4 长期堆芯冷却结果： 一回路失冷，可能使堆芯裸露，燃料损坏； 若冷却剂压力下降不足以使蓄压、低压安注启动，可能在高压阶段造成严重的燃料损坏； 若冷却剂泄漏进入安全壳，将伴随放射性物质的释放，以及安全壳升温和超压。SGTR 事故和小破口失水事故的主要差别有哪些？1 从一回路装量减少的立场来看，SGTR 的严重性完全可以用 SBLOCA 来包络。2 从放射性释放和操纵员干预的立场上来看，则 SGTR 与 SBLOCA 完全不同，主要表现在：- SBLOCA 仅失去一回路压力边界完整性，放射性释放被包在安全壳内；而 SGTR 意味着同时失去一回路压力边界的完整性和安全壳的完整性，放射性物质旁
27、通安全壳而直接释放到环境，因而是一种放射性释放较为严重的事故；- SBLOCA 在 30min 内不要求操纵员干预，而 SGTR 事故则要求操纵员必须尽快干预。未紧急停堆的预期瞬态(ATWS): ，没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态。在这些瞬态中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。原因:1. 相关预期瞬态/II 类工况随机发生 2. 紧急停堆系统同时发生故障设施：辅助给水系统、稳压器卸压阀、蒸发器安全阀 余热排出系统、蒸汽旁路系统后果：一回路失热阱且缓解滞后，升温、超压完全失去外电源设施：辅助给水系统、稳压器卸压阀、蒸发器安全阀 余热排出系统、蒸汽旁路系统后果：一回路
28、失热阱且缓解滞后，升温、超压（比完全失去正常给水更严重）稳压器卸压阀意外打开设施：安注系统 安喷系统、辅助给水系统、余热排出系统、蒸汽旁路系统后果：一回路失冷却剂且缓解滞后，DNB第五章 核电厂严重事故核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并可能引发放射性物质泄漏的一系列过程。严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事故。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温、直至堆芯熔化的过程。其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级；三哩岛事故属此类。堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时
29、间尺度为秒量级。切尔诺贝利事故属此类。堆芯熔化可以分为高压熔堆和低压熔堆。低压熔堆：以一回路冷却剂丧失为特征，若应急堆芯冷却系统失效，由于冷却剂不断丧失，造成元件裸露升温，锆包壳与水蒸汽发生化学反应放出热量与氢气堆芯水量进一步减少后，堆芯开始自上而下地熔化，直至将压力容器下封头熔穿，熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用，释出 CO2、CO、H2 等不凝气体，从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿与低压熔堆过程相比，高压熔堆过程有如下特点：1. 高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时两级，因而有比较充裕的干预时间；2. 燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于裂变产物的释放而言，高压过程
30、是“湿环境”，气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果；3. 压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热(DCH)。因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。下封头损坏模式：喷射冲击，下封头贯穿件阻塞和损坏，下封头贯穿件的喷出物，蠕变断裂导致安全壳早期失效的主要原因：安全壳大气直接加热(DCH)； 氢气燃烧；蒸汽爆炸 ；安全壳隔离失安全壳晚期失效主要原因：晚期可燃气体燃烧；安全壳缓慢超压；地基熔穿(堆芯熔融物与混凝土作用)。第 7 章 概率安全评价法概率风险评价方法是一种以概率论为基础的系统分析方法，是核电站两种安全分析的方
31、法之一。它善于分析各种因素之间的关联和相互作用，可以定量评估核电站的安全性，找出核电站设计、建造和运行中的薄弱环节，提出核电站安全运行的改进建议。两种评价方法的比较确定论方法：核电站安全分析的传统方法。以一假想的设计基准事故为基础，将此事故看作最大可信的、最严重的事故。如所设置的安全设施在满足单一故障准则条件下能够对付此事故，则必定能满足其它事故的要求。概率风险分析方法：认为一切事故均属于随机事件，不存在“可信”和“不可信”的截然界限，只有发生概率的大小之别。“风险：风险定义加入非线性：事件树最上层按顺序列出可能影响事故进程的一系列事件，也称为事件树题头故障树是事件之间的一种逻辑关系图。它表示部件、系统和人为失误等事件引起不希望发生事件的逻辑关系。风 险 不 确 定 性 不 利 的 后 果 灾 害风 险 防 护 措 施1MviRcp始 发 事 件I系 统 1#S系 统 2成 功成 功失 败121222121 2 PSPEABEBPBEPA和 都 失 效 12FfPS始 发 事 件失 败 和 都 失 效1212123456TxGxx
