核安全课件1[1]

1.3 核电厂的安全对策
3、包容放射性产物
保持现场或厂房的相对负压，防止放射性气体或尘埃向其 它区域扩散。
气体
活性炭 过滤器 厂房换气 排放 检测
排气塔放出
液体
蒸发浓缩
蒸发浓缩
蒸馏水 测定
释放海中
硼回收系统或废液处理系统
固化
埋入地下
1.3 核电厂的安全对策
3、包容放射性产物
隔离包容措施——多 道屏障 1.燃料元件包壳 2.一回路压力边界 3.安全壳 确保屏障有效性和完 整性
害。 合理可行尽量低ALARA —As Low As ReasonablyAchievable
解释性(辅助)目标
预防事故的发生，事故后果小， 确保严重事故发生的概率非常低
辐射防护目标
技术安全目标
1.1 核反应堆安全的概念
核安全分析的内容
为了实现核安全目标，核电厂设计时，要进行 全面的安全分析，以便确定所有辐射的来源， 并评估核电厂工作人员和公众可能受到的辐射 剂量，以及对环境的可能影响。 核安全分析要考察以下内容：
有关国家和机构的定量安全目标
国家（机构） 堆芯损坏频率 大量放射性释放概率 （次/堆· 年） （次/堆· 年） IAEA 10-5 10-6
10-5 10-6 EUR 10-5 10-6 -6 美国 10-4 10-7 AP1000堆芯损坏频率达5.09×10 -6 法国 10-8 大量放射性释放概率达5.94×10 英国 10-5 10-7 EPR 10-5 10-6
公众和环境免受不适当的辐射危害。
1.1 核反应堆安全的概念
核安全措施
保障所有设备正常运行，控制和减少对环境
的放射性废物排放；
预防故障和事故的发生；
限制发生的故障和事故的后果。
1.1 核反Leabharlann 堆安全的概念核安全的总目标 辐射防护目标 技术安全目标
建立并维持一套有效的防护防御，以保护工 作人员、居民及环境免受放射性危害。
希平港，1957年12月
德累斯顿，1960年7月
1.1 核反应堆安全的概念
50年代—三哩岛事故
1.辐射防护目标 2.技术安全目标
核电厂追求的目标
1.发电的经济性 2.燃料的利用率
发展第一代核电：压水堆、沸水堆、气冷堆、重水堆、石墨水冷堆
Gen I
1950 1960 1970
Gen II
1980 1990 2000
1.1 核反应堆安全的概念
核电与火电主要区别
停堆定期换料 较大过剩反应性、超功率事故，使反应堆运行与 控制复杂化 核能释放伴随放射性释放 1W热功率相应裂变产物放射性达3.7×1010Bq 停堆后很强的衰变余热 燃料元件过热烧毁、堆芯熔化危险，停堆冷却 运行过程中带放射性三废物质产生
保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该 核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低 于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放 射性后果。 要求： 正常情况下具有一套完整的辐射防护措施 事故情况下具有一套减轻事故后果的措施
1.1 核反应堆安全的概念
核电站周围 我国某些高本底地区 砖房 0.01毫希/年 3.70毫希/年 0.75毫希/年
核动力厂所有计划的正常运行模式； 发生预计运行事件时核电厂的性能； 设计基准事故； 可能导致严重事故的事件序列。
1.1 核反应堆安全的概念
核安全的重要性
国家安全
核电的重要性:
环境保护
核电站存在着潜在的风险 核安全是发展核电的前提与基础
1.1 核反应堆安全的概念
早期的核安全
苏联首座试验核电站
§1.3 核电厂的安全对策
1.1 核反应堆安全的概念
1.1 核反应堆安全的概念
核电的产生：核能 —〉热能 —〉机械能—〉电能 核电的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能 量转变为热能，热能转变为机械能，进而转化为电 能。与常规化石燃料电厂的直观比较是将燃烧锅炉 换成了反应堆或聚变装置 需要核燃料循环，有潜在的放射性危害。 核电是集现代科学与现代技术于一身的技术密集、 资金密集的产业，也是目前唯一可大规模开采利用 的新型清洁能源
URD
1.1 核反应堆安全的概念
核安全的总目标 辐射防护目标 技术安全目标
超设计基准事故：对于有 设计准则在设计中采取了针对性措 对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些概率极小 些严重的事故，专设安全 施的那些事故工况，通过专设安全 的事故都要确保其放射性后果是小的； 设施已不能有效制止事故 设施即可应对。 保证那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率极低 的发展。
Gen III
2010 2020
Gen IV
2030
1.1 核反应堆安全的概念
三哩岛事故——切尔诺贝利事故
1970年—1986年第二次石油危机促进了核电的大
规模发展，形成了第二代核电技术，标志：
1、标准化 2、大容量 3、安全性 4、批量化
Gen I
1950 1960 1970
1、发展PSA技术 2、技术改进：硬件与后援、应急等 3、人因技术 4、固有安全概念
Gen II
1980 1990 2000
Gen III
2010 2020
Gen IV
2030
1.1 核反应堆安全的概念
切尔诺贝利事故之后
开始提出并研发更为安全可信、经济的核电站或
核能利用技术。
重要启示：安全第一、质量第一 首次提出了核安全文化的概念 安全相关新目标要求的提出 AP600、CP600、AP1000、EPR、ABWR 1999年开始四代技术的研发，成立GIF论坛
k p f
控制类型:
紧急停堆、功率控制、补偿控制
控制方式:
控制棒、可燃毒物、可溶毒物
1.3 核电厂的安全对策
2、确保堆芯冷却
正常运行情况下堆芯冷却 反应堆停闭情况下堆芯冷却 事故工况堆芯冷却
1.3 核电厂的安全对策
2、确保堆芯冷却
正常运行
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。 蒸汽发生器的二回路侧由 正常的主给水系统或辅助 给水系统供应给水。 甩负荷时，蒸汽通过蒸汽 旁路系统排放到凝汽器或 排向大气。
预防事故的发生 设计运行中贯彻一系列安全原则 DBA，确保放射性后果小 BDBA，确保发生概率非常低
设计基准事故：即核电站按确定的 有很大把握预防核电厂事故的发生；
专设安全设施
规程性措施
1.1 核反应堆安全的概念
核电站安全总目标
建立并维持一套有效的防护措施，以保证 电站工作人员、公众和环境免遭放射性危
核电站的风险
事故工况下不可控的放射性核素的释放。
核安全问题
如何防止放射性核素的释放对工作人员、居民和环
境造成的放射性危害就成为核电厂区别于常规火电厂 的核安全问题。
1.1 核反应堆安全的概念
安全、安全、安全！！！
放射性 任何情况下不能有 放射性物质泄漏 放射性
从理论上来说，核电厂并非百分之一百地安全。 从科学的角度看，人们能做的只是将风险降得更低。
压力15.5MPa，温度330℃ 防止压力过高、过低现象。
1.2 核反应堆安全特征
3、衰变余热
Wigner-Way公式 Pd ( t ) 0 . 0622 P0 t
1400
0 .2
(t 0 t )
0 .2

停堆功率曲线图
1200
停堆3h，1% 额定功率 停堆4周，0.1% 额定功率
停闭
事故工况
蒸汽发生 SG的给水由辅助给水系统提
器或余热 排出系统 继续导出 堆芯余热。 供，蒸汽由蒸汽旁路系统排 向大气。 一回路温度、压力下降到一 定值时，由余热排出系统加 以冷却。 蒸汽管道破口时，安注系统 向堆芯注入含硼水。 一回路系统出现破口时，安 注系统和安全壳喷淋系统。
生活中的辐射
宇宙射线
水、粮食、蔬菜、空气 土壤 乘飞机北京-欧洲往返 胸部透视
0.45毫希/年
0.25毫希/年 0.15毫希/年 0.04毫希/次 0.02毫希/次
辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规 许可的放射性物质从处于运行状态的核电厂向环境的排放。 此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合运行限 值和辐射防护标准。
这并不意味着核电厂不存在其它的、常规电厂都会造成的比较 普通的风险，如热排放对环境的影响、事故引起的核电设备损 坏所造成的巨大经济损失等。对于这些常规风险我们也需予以 重视，但为了突出核电厂的特 殊性，它们不包括在核安全研 究的范畴内。
1.1 核反应堆安全的概念
核安全的总目标 辐射防护目标 技术安全目标
那么我们要分析那些情况呢？
1.1 核反应堆安全的概念
冷却剂丧失事故
SGTR
蒸汽管道破裂事故
蒸汽
反应性引 入事故
汽轮机跳闸旁 路阀门未打开
水
主泵 主管道
失流事故 给水管道破裂事故 热阱丧失事故
1.1 核反应堆安全的概念
何 谓 核 安 全 问 题
核电厂区别与常规火电厂的特殊安全问题
超功率事故，控制要求特别高。 剩余发热很强，需要长期冷却。 放射性（运行、停闭），需要屏蔽。 产生大量放射性废物，必须妥善处置。
向国家核安全局提交安全分析报告。
1.1 核反应堆安全的概念 核安全分析的方法
1、确定论的安全分析(Deterministic Methods)
2、概率论安全分析
(PSA-Probabilistic Safety Analysis)
(PRA-Probabilistic Risk Analysis)
基本要求
二、教学目标：