核安全基本理论

——控制、保护系统和定期检查
? 限制，控制事故在设计基准事故内
——工程安全设施和事故处置程序
? 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果
——备用措施和事故管理
? 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响
——厂外应急响应计划
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单一故障准则
? 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行 其正常功能的准则。由该单一故障引起的所有续发性故障均视 为单一故障不可分割的组成部分。
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3.3 核电站的安全设计
安全设计指导思想 ——纵深防御原则 （defense-in-depth ）
? 多道屏障 ? 多级防御
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多道安全屏障
燃料芯块 核裂变产生的放射性物 质98％以上滞留在二氧 化铀陶瓷芯块中，不会 释放出来。
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FP中：气体Kr，Xe, I
98%保留在UO2芯块中
《核安全基本理论<》2 在间隙中
Leabharlann Baidu
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高温高压水
几百立方米水 153bar
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破口
喷放
汽化 放射性
融化 压力容器破损
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剩余反应性
? 初始装载量 ? 用于整个堆芯燃料寿期内的
燃耗、裂变产物的积累 ? 通过反应性补偿抑制初始剩
? 失效安全原则
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三哩岛事故
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AP1000的设计思路（理念）
1 简化系AEcPo1统n0o0m-0减iPcass少asnivd事eoCnaS故sfetrtuy发cStyios生tnemSc概hDe率deusliegn Drives
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多道安全屏障
安全壳 反应堆厂房是一个高大
的预应力钢筋混凝土构筑 物,壁厚近1米,内表面加有 6毫米厚的钢衬,防止放射 性进入环境
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多级防御体系
? 预防，预防出现异常工况和系统故障
——保守设计、高质量建造和运行
? 保护，异常工况的控制和故障检测
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CH-01-INT-01
3. 核安全基本理论
3.1 核电站的潜在危险 3.2 核安全目标 3.3 核电站的安全设计 3.4 核安全文化
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3.1核电站的潜在危险
? 核裂变 －－功率徒升的可能 ? 强放射性 －－辐射损伤 ? 高温高压水－－融化和喷放 ? 剩余反应性－－潜在的能量来源 ? 衰变热 －－停堆后继续过热的可能
? 技术安全目标 防止发生事故， 减少严重事故发生概率及其后果。
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风险的定义
? 通常用风险来表示人们在从事某项活动 ,在一定时间内给 人类带来的危害。
? 这种风险不仅取决于事件发生的频率，而且还与事件发 生后所引起后果的大小有关。
? 定义
风险 =发生频率 *后果
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核电厂的风险来源
同任何工业一样，核电站也可能存在以下问题
? 设计上的错误
? 制造上的缺陷
? 建造和安装上的错误 ? 运行和维护上的错误 ? 设备故障
管理制度 安全设计 安全文化
安全目标
核电站的安全性必须有一定的标准来衡量， 一定的安全保障措施来实现
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? 损害 ? R ??单位时间 ??
?
P
? 事件 ??单位时间
????
C
?损害 ? ??事件 ??
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IAEA —INSAG 的安全目标
?堆芯损伤事故的发生频率为： 现有堆10－4/堆年、新堆10－5/堆年。
?大量放射性释放频率: 现有堆10－5/堆年、新堆10－6/堆年。
? 冗余性原则 ? 多样性原则 ? 独立性原则
针各当为对通设了每道备提一由故高种独障系事立时统故线，的工路应可况供使靠，给设性设可备，置靠处增几仪在设个表有一保电利个护源于或功。反几 个能并应功相考堆能同虑安完的实全全保体的相护隔状同参离态的数。下冗，。余即通使道在，某每一个保通护道参 彼数此的独全立部，保其护中通任道一同通时道失故效障的，最并坏不请损况 害下系，统仍应能有确的保保反护应功堆能安。全。
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核电厂的安全保障
? 核安全管理制度
? 核安全审查 ? 核安全监督
? 核安全设计
? 安全目标 ? 安全标准 ? 核安全政策：法规、导则、
指导文件 ? 独立的核安全监管部门 ? 核电站安全监督管理程序
? 安全设计准则
? 核安全文化
? 安全意识和安全行为
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3.2 核安全目标
核电厂安全总目标
建立并维持一套有效的防护措施，以保证 工作人员 、公 众和环境免遭放射性危害。 ? 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射 低于国家规定 的限值，并保持在可 合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA)
50% Fewer Valves
35% Fewer 80% Less
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放射性--核电站的根本威胁
? 核电站的根本威胁是放射性 ? 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元件
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裂变碎片与放射性物质
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? 衰变 ? 衰变
?衰变
寿期末：1W热功率所对应 的裂变产物（FP）约 3.7x1010Bq
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多道安全屏障
燃料元件包壳 燃料芯块密封在锆合金 包壳内，防止放射性物 质进入一回路水中。
燃料包壳
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多道安全屏障
反应堆冷却剂系统承压边界 由核燃料构成的堆芯封
闭在壁厚20厘米的钢质压 力容器内,压力容器和整个 一回路都是耐高压的,放射 性物质不会漏到反应堆厂 房中
余反应性
? 中子吸收体
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衰变热
? 裂变产物? ? 、?射线?与物资 作用? 产生热能（衰变热）
? 裂变产物的半衰期很长 ? 例，600MW
10h：P/P0>1.0% ， 6MW 1w： P/P0>0.1% ， 0.6MW 30y： P/P0>0.01%，0.06MW (60kw) ? 需确保堆芯有效冷却