案例分析课件1核反应堆工程
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大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
Cd/SS）； 长期反应性控制用硼酸； 传热管——600，690，800合金；
核科学与技术学院
常用反应堆堆型介绍
压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)
• 反应堆具有自稳自调特性，安全性 较好
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压水堆反应堆内部结构
• 反应堆堆芯：反应堆的核心部件，包
括燃料组件、控制棒组件、堆芯相关组件 等；
• 堆内构件：堆芯下部支撑构件、堆芯上
部支撑构件；
• 反应堆压力容器：容器及密封结构； • 控制棒驱动机构：压力外壳、操作线
圈、销爪组件、驱动杆、单棒位置指示线 圈等；
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棒状燃料组件
• 燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包
壳、压紧弹簧、上下端塞等主要部件组 成；
• 定位格架：支撑燃料元件，确保燃料
元件径向定位，加强元件棒刚性的弹性 构件，具备改善流动功能；
• 上、下管座：连接构件； • 控制棒导向管：为控制棒插入与提
出提供导向通道；
稳压器结构
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沸水堆核电站原理流程
沸水反应堆结构
核科学与技术学院
压力壳（pressure vessel）——(Mn-Mo-Ni)低合金碳钢（low alloy carbon steel）
燃料（fuel）——二氧化铀（uranium dioxide UO2） 包壳（cladding）——锆-2合金（zircaloy-2） 控制棒——碳化硼/304不锈钢（B4C /304SS） 慢化剂，冷却剂——轻水（H2O） 一回路水管——304不锈钢 蒸汽回路——304，316不锈钢 汽轮机——铬-钼钢
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常用反应堆堆型介绍
压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)
• 反应堆具有自稳自调特性，安全性 较好
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压水堆反应堆内部结构
• 反应堆堆芯：反应堆的核心部件，包
括燃料组件、控制棒组件、堆芯相关组件 等；
• 堆内构件：堆芯下部支撑构件、堆芯上
部支撑构件；
• 反应堆压力容器：容器及密封结构； • 控制棒驱动机构：压力外壳、操作线
圈、销爪组件、驱动杆、单棒位置指示线 圈等；
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棒状燃料组件
• 燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包
壳、压紧弹簧、上下端塞等主要部件组 成；
• 定位格架：支撑燃料元件，确保燃料
元件径向定位，加强元件棒刚性的弹性 构件，具备改善流动功能；
• 上、下管座：连接构件； • 控制棒导向管：为控制棒插入与提
出提供导向通道；
稳压器结构
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沸水堆核电站原理流程
沸水反应堆结构
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压力壳（pressure vessel）——(Mn-Mo-Ni)低合金碳钢（low alloy carbon steel）
燃料（fuel）——二氧化铀（uranium dioxide UO2） 包壳（cladding）——锆-2合金（zircaloy-2） 控制棒——碳化硼/304不锈钢（B4C /304SS） 慢化剂，冷却剂——轻水（H2O） 一回路水管——304不锈钢 蒸汽回路——304，316不锈钢 汽轮机——铬-钼钢
核反应堆安全分析
核反应堆安全法规体系
核反应堆安全评估
对核反应堆安全性进行综合评估
全面评估
核安全管理的重要组成部分
重要组成部分
确保核反应堆的安全运行
确保安全性
维护核反应堆的安全性
维护安全
核反应堆运营许可
核安全管理的法定要求
法定要求
确保核反应堆的安全运行
确保安全运行
符合核反应堆安全标准
符合标准
持证经营核反应堆
持证经营
04
第四章 核反应堆安全监测与维护
Chapter
核反应堆安全监测系统
用于监测核反应堆各项参数的变化
传感器
01
03
一旦监测到异常情况发出警报
报警装置
02
根据传感器数据实时控制核反应堆运行状态
控制系统
维修工作
修补设备故障
调整操作参数
保养措施
清洁设备表面
检查冷却系统
安全审查
定期安全检查
保障设备运行
核辐射安全法
结语
核反应堆安全分析是核能行业的重要领域，制定合理的法规标准、进行全面的安全评估、落实运营许可和进行应急演练是确保核反应堆安全的关键。只有不断加强安全意识，提升管理水平，才能在核能发展中确保人类的生命财产安全。
06
第六章 总结与展望
Chapter
不足
安全意识不够
监管不严格
设备设施老化
对事故后果进行系统评估
后果评估
01
03
制定事故防范策略
事故防范
02
分析事故带来的风险
风险分析
福岛核事故
事故原因
事故后果
Lessons Learned
其他事故案例
核反应堆工程08
• 核子数守恒：反应前后核子数目必须相等。
• 电荷守恒：反应前后所有粒子的电荷之和必 须相等。
• 动量守恒：由于不受外力作用，所以反应前 后系统的动量必须守恒，反应前后系统的动 量和都等于零。
• 能量守恒：反应前后系统的能量(包括静止能 量)必须守恒。
核反应的机制
复合核
• 首先入射粒子被靶核俘获而形成复核，此 时入射粒子的能量将很快分配给复核中的 全部核子，使复核处于不稳定的激发状态。 接着，出射粒子从复核中飞出，这是由于 核子间能量分配有涨落，由于这种涨落， 使某个核子或核子集团获得了足够使它们 由核中飞出的能量，于是它们就脱离复核。 核反应的两个阶段可以用下式表示：
核反应： 用高能粒子(如质子、中子轰击原子 核而转变为新核及另一粒子的过程，叫做 核反应，这些过程用下式表示：
在核反应中，出射粒子可以与入射粒子同 类．也可以不同类。出射粒子与入射粒子同 类的核反应，一般称为散射。在散射过程中， 原子核的种类虽然不变，但也广义地称为核 反应。
大量实验表明，所有的核反应都遵守下列几 条守恒定律：
• 当核子间距离接近时，核力比库仑力增加得更为迅速；但在 距离增大时，核力就急剧威小为零。
第四讲：核反应堆物理——原子核物理基础
2．核力的饱和性 • 原子核的比结合能大致相等，即原子核的结合能近似地与核子
数A成正比。从这一事实可以推断：核中每个核子只与它最邻 近的有限数目的几个核子发生相互作用，而不与核内所有的其 他核子都发生相互作用，就是说核力具有饱和性。 3．核力与电荷无关性 • 不管核子带电与否，它们的结合能都相等。由此可见，质子和 中子在核中的稳定性是一样的，也就是说，质子与质子、中子 与中子、中子与质子之间的核力是大致相等的，这表明核力与 核于是否带电无关，这就是核力与电荷无关性。用中子流通过 含氢物质来进行中子与质子的散射实验(n，p散射)或用高速质 子流在氢气中进行质子与质子的散射实验(p-p散射)时，发现 这种核子间的引力都约略相等，这对核力与电荷无关性更提供 了直接的验证。 • 关于核力的本质，理论认为：核力是一种交换力，核力是核子 间通过π介子的交换而相互作用的。介子的核力理论虽能定性 地说明一些事实，但这种理论还很不完善，还有待进一步的研 究和发展。
• 电荷守恒：反应前后所有粒子的电荷之和必 须相等。
• 动量守恒：由于不受外力作用，所以反应前 后系统的动量必须守恒，反应前后系统的动 量和都等于零。
• 能量守恒：反应前后系统的能量(包括静止能 量)必须守恒。
核反应的机制
复合核
• 首先入射粒子被靶核俘获而形成复核，此 时入射粒子的能量将很快分配给复核中的 全部核子，使复核处于不稳定的激发状态。 接着，出射粒子从复核中飞出，这是由于 核子间能量分配有涨落，由于这种涨落， 使某个核子或核子集团获得了足够使它们 由核中飞出的能量，于是它们就脱离复核。 核反应的两个阶段可以用下式表示：
核反应： 用高能粒子(如质子、中子轰击原子 核而转变为新核及另一粒子的过程，叫做 核反应，这些过程用下式表示：
在核反应中，出射粒子可以与入射粒子同 类．也可以不同类。出射粒子与入射粒子同 类的核反应，一般称为散射。在散射过程中， 原子核的种类虽然不变，但也广义地称为核 反应。
大量实验表明，所有的核反应都遵守下列几 条守恒定律：
• 当核子间距离接近时，核力比库仑力增加得更为迅速；但在 距离增大时，核力就急剧威小为零。
第四讲：核反应堆物理——原子核物理基础
2．核力的饱和性 • 原子核的比结合能大致相等，即原子核的结合能近似地与核子
数A成正比。从这一事实可以推断：核中每个核子只与它最邻 近的有限数目的几个核子发生相互作用，而不与核内所有的其 他核子都发生相互作用，就是说核力具有饱和性。 3．核力与电荷无关性 • 不管核子带电与否，它们的结合能都相等。由此可见，质子和 中子在核中的稳定性是一样的，也就是说，质子与质子、中子 与中子、中子与质子之间的核力是大致相等的，这表明核力与 核于是否带电无关，这就是核力与电荷无关性。用中子流通过 含氢物质来进行中子与质子的散射实验(n，p散射)或用高速质 子流在氢气中进行质子与质子的散射实验(p-p散射)时，发现 这种核子间的引力都约略相等，这对核力与电荷无关性更提供 了直接的验证。 • 关于核力的本质，理论认为：核力是一种交换力，核力是核子 间通过π介子的交换而相互作用的。介子的核力理论虽能定性 地说明一些事实，但这种理论还很不完善，还有待进一步的研 究和发展。
第一章 核反应堆工程案例
1.看到辅助给水阀门关闭，打开这些阀门。 2.察觉稳压器释放阀卡开，关闭与它串连的截断阀。 3.因主泵汽蚀严重，（发生强烈振动） 依据运行规程，为保护主泵，将主泵停运。但中止了自然
循环，使混合水位下降，加速了堆芯裸露。
4.为了要启动安注箱及低压安注，打开稳压器的释放阀，关 闭高压安注。
5.为启动主泵，关闭稳压器释放阀，打开高压安注，试启动
2.保守的假设应考虑最不利的情况，破口应假设在靠近蒸汽 发生器的给水管道上，如假设在系列A的管道上，单一故
障则应假设B系列的应急柴油发电机或电动应急给水泵B
失效，这样假设，两台电动给水泵都不能提供应急给水， 只能由柴油机驱动泵提供应急给水。
3.柴油机驱动泵至多通过限流阀经破口流失44t/h给水，为
保证向完好蒸汽发生器提供36t/h给水，柴油机驱动泵至 少应有80t/h的流量。
采取什么停堆保护信号，并问比较分析结果，是否可能2泵
失电比3泵失电后果更严重些。
余热导出系统投入与隔离的设计
根据设计需求，余热排出系统和反应堆冷却剂系统相连接的设计，既要保证核电 厂正常运行时可靠地隔离，又要保证需要时余热排出系统可靠地投入。 现有设计如图所示：V11、V21、V12及V22四个阀门均有独立的可靠电源供电。 V11与V21联锁，其动作信号由压力传感器P1发出，V12与V22联锁，其动作信 号由压力传感器P2发出。 试讨论这样的设计是否能“隔离”与“投入”双向满足单一故障准则，如果不能， 有 什么改进措施可使余热排出系统的“隔离”与“投入”双向满足单一故障准则。 P1 P2 v11 v12
限流阀
电动泵
限流阀
柴油机驱动泵
电动泵
问题:
1.两台电动泵的动力取自什么电源？ 2.安全分析时，破口及单一故障应如何保守 地假设？ 3.柴油机驱动泵至少应有多大流量？
循环，使混合水位下降，加速了堆芯裸露。
4.为了要启动安注箱及低压安注，打开稳压器的释放阀，关 闭高压安注。
5.为启动主泵，关闭稳压器释放阀，打开高压安注，试启动
2.保守的假设应考虑最不利的情况，破口应假设在靠近蒸汽 发生器的给水管道上，如假设在系列A的管道上，单一故
障则应假设B系列的应急柴油发电机或电动应急给水泵B
失效，这样假设，两台电动给水泵都不能提供应急给水， 只能由柴油机驱动泵提供应急给水。
3.柴油机驱动泵至多通过限流阀经破口流失44t/h给水，为
保证向完好蒸汽发生器提供36t/h给水，柴油机驱动泵至 少应有80t/h的流量。
采取什么停堆保护信号，并问比较分析结果，是否可能2泵
失电比3泵失电后果更严重些。
余热导出系统投入与隔离的设计
根据设计需求，余热排出系统和反应堆冷却剂系统相连接的设计，既要保证核电 厂正常运行时可靠地隔离，又要保证需要时余热排出系统可靠地投入。 现有设计如图所示：V11、V21、V12及V22四个阀门均有独立的可靠电源供电。 V11与V21联锁，其动作信号由压力传感器P1发出，V12与V22联锁，其动作信 号由压力传感器P2发出。 试讨论这样的设计是否能“隔离”与“投入”双向满足单一故障准则，如果不能， 有 什么改进措施可使余热排出系统的“隔离”与“投入”双向满足单一故障准则。 P1 P2 v11 v12
限流阀
电动泵
限流阀
柴油机驱动泵
电动泵
问题:
1.两台电动泵的动力取自什么电源？ 2.安全分析时，破口及单一故障应如何保守 地假设？ 3.柴油机驱动泵至少应有多大流量？
切尔诺贝利核事故ppt课件
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有多少孩子在这场庆典中被 辐射污染，直到今天，尚未 公布任何统计资料。至於乌 克兰共党的第一书记雪比斯 基，他随后自杀身亡了。
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这场灾难除了涂炭生灵，也有了其他意想不到的后果。 比如，有评论认为“此事让苏联政治比过去更透明开 放”。戈尔巴乔夫也有此感慨：“切尔诺贝利核事故 可能成为5年之后苏联解体的真正原因，其重要程度甚 至要超过我所开启的改革事业。切尔诺贝利灾难的确 是一个历史转折点，其前后的两个时代迥然不同。”
为了在更安全、更低功率地进行测试，他们首先断开 了反应堆的自动安系统，以便他们察觉不到因实验导 致的异常情况，不至于干扰实验。
力量下落的标度虽是接近由安全章程允许的最大限制， 但员工组的管理者选择不关闭反应堆并继续实验。
工程师选择通过拆除反应堆的控制杆，只保留211个控 制杆中的6个，来加快反应堆的运行速度。安全规则 要求的控制杆最少数量为30个，但经验极其丰富的操 作人员深信6个控制杆就够用了。
2、设计者知道反应堆在某些情况下会出现危险，但蓄 意将其隐瞒。负责试验的工程师对核反堆知之甚少， 而这种情况是因为厂房主管基本由不具备RBMK资格 的员工组成造成的：厂长只具有燃煤发电厂的训练经 历和工作经验，基本上是负责政战的主管，但主导演 习的副厂长是核能专业。他的总工程师亦是来自一个 常规能源厂。3号和4号反应堆的副总工程师只有“一 些小反应堆的经验”。
比尔贡很幸运，没有像许多曾在那场灾难中参与 灭火的同事那样失去生命，虽然医生当年写的诊断书 显示他受了300伦琴辐射（20毫伦琴为安全值）。
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一年之后，切尔诺贝利核泄漏事故中最先遇难的核电 站工作人员和消防员被转移在莫斯科一处公墓内，安 葬他们用的是特制的铅棺材！因为他们的遗体成为了 足以污染正常人的放射源。
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有多少孩子在这场庆典中被 辐射污染，直到今天，尚未 公布任何统计资料。至於乌 克兰共党的第一书记雪比斯 基，他随后自杀身亡了。
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这场灾难除了涂炭生灵，也有了其他意想不到的后果。 比如，有评论认为“此事让苏联政治比过去更透明开 放”。戈尔巴乔夫也有此感慨：“切尔诺贝利核事故 可能成为5年之后苏联解体的真正原因，其重要程度甚 至要超过我所开启的改革事业。切尔诺贝利灾难的确 是一个历史转折点，其前后的两个时代迥然不同。”
为了在更安全、更低功率地进行测试，他们首先断开 了反应堆的自动安系统，以便他们察觉不到因实验导 致的异常情况，不至于干扰实验。
力量下落的标度虽是接近由安全章程允许的最大限制， 但员工组的管理者选择不关闭反应堆并继续实验。
工程师选择通过拆除反应堆的控制杆，只保留211个控 制杆中的6个，来加快反应堆的运行速度。安全规则 要求的控制杆最少数量为30个，但经验极其丰富的操 作人员深信6个控制杆就够用了。
2、设计者知道反应堆在某些情况下会出现危险，但蓄 意将其隐瞒。负责试验的工程师对核反堆知之甚少， 而这种情况是因为厂房主管基本由不具备RBMK资格 的员工组成造成的：厂长只具有燃煤发电厂的训练经 历和工作经验，基本上是负责政战的主管，但主导演 习的副厂长是核能专业。他的总工程师亦是来自一个 常规能源厂。3号和4号反应堆的副总工程师只有“一 些小反应堆的经验”。
比尔贡很幸运，没有像许多曾在那场灾难中参与 灭火的同事那样失去生命，虽然医生当年写的诊断书 显示他受了300伦琴辐射（20毫伦琴为安全值）。
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一年之后，切尔诺贝利核泄漏事故中最先遇难的核电 站工作人员和消防员被转移在莫斯科一处公墓内，安 葬他们用的是特制的铅棺材！因为他们的遗体成为了 足以污染正常人的放射源。
核安全案例分析
三哩岛事故
• 堆芯升 温瞬变
•110分，堆芯第一次裸露；
•138分，发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截 止阀，但并未加大高压安注；
•在事故后大约2.5小时，反应堆堆芯相当大 部分已裸露，并经受了持续的高温。这种工 况导致了燃料损坏，堆芯裂变产物大量释放 以及氢气的生成，堆芯已严重损坏。
三哩岛事故
• 持续卸 压
美国三哩岛核事故
1. 三里岛核电站概述
• 基本情况：三里岛核电站2号机组(TMI-2)位于美国宾夕法尼 亚州首府哈里斯堡东南16km附近。是由美国巴布科克和威 尔科克公司设计的959MW电功率的压水堆。1978年3月28 日达到临界， 1979年3月28日就发生事故。事故由给水丧失 引起的瞬变开始，经一系列事故序列造成堆芯熔化，大量裂 变产物释放到安全壳。尽管对环境的释放以及对运行人员和 公众造成的辐射后果很微小，但该事故对世界核工业发展造 成深远影响。
核安全案例分析
－世界上两次核事故
历史上两次重大的严重事故
¾ 1979年3月28日美国三哩岛核电厂二号机组 (TMI－2)，实际上是冷却剂丧失（小LOCA） 造成堆芯部分融化，大量裂变产物释放到 安全壳的严重事故。
¾ 前苏联1986年4月26日在切尔诺贝利4号机 组发生了核电历史上最严重的核事故。这 是一次反应性事故。
切尔诺贝利核事故
2.事故过程
• 1986年4月25日1时，反应堆功率开始从满功率下降。 13时5分时，热功率水平降至1600MW（50％功率）。 按计划关闭了一台（7号）汽轮机。
• 根据试验大纲，14点把反应堆应急堆芯冷却系统与强迫 循环回路断开，以防止实验过程中应急堆芯冷却系统动 作。
• 停堆后，反应堆冷却系统经历预期的冷 却剂收缩、装水量损失，一回路系统压 力下降。
核安全工程师-核安全案例分析反应堆工程案例
核安全工程师-核安全案例分析反应堆工程案例[问答题]1.某压水堆核电厂在满功率运行。
突然，主控室出现安全壳放射性超标报警信号。
操纵员经检查、核实系一回路小破口事故。
根据应急计（江南博哥）划及应急行动水平，值长宣布进入厂房应急状态并立即向厂应急总指挥报告，营运单位应急组织启动。
半小时后，破口进一步扩大，喷淋系统故障不能投入，安全壳内压力迅速上升至接近设计压力。
技术支持组分析判断，已有部分燃料元件破损，预测两小时后需对安全壳采取过滤排放措施，以防止安全壳超压失效。
问题：（1）此时是否需改变应急状态？如需改变，应按什么程序执行？（2）此时应向地方政府应急组织提出什么建议？（3）核电厂营运单位此时应采取哪些应急措施？正确答案：（1）应改变应急状态，首先核电厂应急总指挥应宣布进入场区应急状态。
（2）同时向地方政府应急组织报告事故现状及对事故发展的预测，建议进入场外应急状态。
建议地方政府考虑适时采取保护公众措施（撤离、隐蔽、服用碘片、交通管制等）。
（3）营运单位应采取的措施：①应急组织全面启动；②采取一切必要和可能的措施，保护反应堆安全及安全壳的完整性；③发布场区应急报警信号；④场区人员服用碘片并开始撤离场区非应急人员；⑤实施场区出入口控制；⑥开展应急监测；⑦评估事故发展及环境后果。
[问答题]2.某试验堆燃料元件损坏事故某试验堆进行一项材料辐照考验。
在考验试验的过程中，水质逐渐变差，甚至达到严重恶化的程度，继而发生运行的不稳定。
但如果根据水质极度恶化就停堆处理，则较长时间的考验就会前功尽弃，经济损失也较大。
考虑到试验已接近尾声，为了不影响进度，在侥幸心理的指使下继续冒险运行。
结果发生了因流道不畅导致燃料元件损坏事故，造成放射性物质外泄，事故处理发生额外的集体剂量，经济上也有很大损失。
问题：（1）事故的直接原因和根本原因是什么？（2）此事故应属INES几级？正确答案：（1）直接原因：水质变坏，流道不畅，继续运行致使元件过热损坏。
第7章 核反应堆安全 核工程概论课件
第7章 核反应堆安全
7.1 核反应堆安全的基本概念和原则
关注反应堆的安全问题 （1）安全措施举例：第一座核反应堆 最早的反应堆安全措施？ （2）最严重的三起核事故举例 （3）核事故的影响 本身、环境、超越国界
7.1.1 核反应堆的安全对策
（1）对策之一：保证反应堆得到安全可靠的控制 在堆芯内必须引入适量的、可随意调节的负
7.3.2 堆芯熔化过程
7.3.3 严重事故对压力容器的威胁
三哩岛事件
7.4 国际核事件的分级
7.5 事故情况下放射性物质的释放与防护 7.5.1 放射性物质的释放
（1）放射性物质的释放机理
①放射性物质的来源： ②射线种类： ③释放机理：
气隙释放 熔化释放 汽化释放 蒸汽爆炸释放
7.2 核反应堆事故及分类
（1）反应堆的事故分析一般有两种方法： （2）什么是确定论方法？ （3）压水堆工矿的分类及其界定
①正常工况和运行瞬变 ②中等频率事件 ③稀有事故 ④极限事件
7.2.1 反应性引入事故
（1）什么是反应性事故？ （2）反应性事故危害及举例 （3）压水堆引入正反应性，对功率有什么影响？为
能 、体积释热率、两相流动系统的不稳定性、慢化能 力、慢化比、易裂变材料、可裂变材料
为什么一定要引入“负反应性”？ 在压水堆中，目前通用的方法？
②功率控制
要求控制棒动作迅速，及时补偿由于负荷变化、 温度变化和变更功率引起的微小的反应性瞬态变化。
③补偿控制
补偿控制分为补偿控制棒和化学补偿两种。
（2）对策之二：确保堆芯冷却
为避免由于过热引起燃料元件损坏， 任何情况下都必须导出核燃料的释热，为 此反应堆要有以下功能：
反应性。 凡是能改变反应堆有效增殖系数的任何方法
7.1 核反应堆安全的基本概念和原则
关注反应堆的安全问题 （1）安全措施举例：第一座核反应堆 最早的反应堆安全措施？ （2）最严重的三起核事故举例 （3）核事故的影响 本身、环境、超越国界
7.1.1 核反应堆的安全对策
（1）对策之一：保证反应堆得到安全可靠的控制 在堆芯内必须引入适量的、可随意调节的负
7.3.2 堆芯熔化过程
7.3.3 严重事故对压力容器的威胁
三哩岛事件
7.4 国际核事件的分级
7.5 事故情况下放射性物质的释放与防护 7.5.1 放射性物质的释放
（1）放射性物质的释放机理
①放射性物质的来源： ②射线种类： ③释放机理：
气隙释放 熔化释放 汽化释放 蒸汽爆炸释放
7.2 核反应堆事故及分类
（1）反应堆的事故分析一般有两种方法： （2）什么是确定论方法？ （3）压水堆工矿的分类及其界定
①正常工况和运行瞬变 ②中等频率事件 ③稀有事故 ④极限事件
7.2.1 反应性引入事故
（1）什么是反应性事故？ （2）反应性事故危害及举例 （3）压水堆引入正反应性，对功率有什么影响？为
能 、体积释热率、两相流动系统的不稳定性、慢化能 力、慢化比、易裂变材料、可裂变材料
为什么一定要引入“负反应性”？ 在压水堆中，目前通用的方法？
②功率控制
要求控制棒动作迅速，及时补偿由于负荷变化、 温度变化和变更功率引起的微小的反应性瞬态变化。
③补偿控制
补偿控制分为补偿控制棒和化学补偿两种。
（2）对策之二：确保堆芯冷却
为避免由于过热引起燃料元件损坏， 任何情况下都必须导出核燃料的释热，为 此反应堆要有以下功能：
反应性。 凡是能改变反应堆有效增殖系数的任何方法
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案例分析课件1核反应堆工程
背景知识
n 1 纵深防御 n 2 监督管理 n 3 分析方法
PPT文档演模板
案例分析课件1核反应堆工程
纵深防御
n 定义：
n 采用纵深防御概念是为了对潜在的人员 差错和设备故障加以补偿，此概念的核 心是提供多层保护，包括前后设置多层 防止放射性物质向环境释放的屏障。它 也包括在这些屏障不能完全起作用时为 保护公众和环境免受危害而进一步采取 各项措施。
系统不介入，这些事件可能导致事故。这些事件包括设备失效导致电厂
停堆，非予期的复杂化停堆或电厂功率大的变化。
n 2．
缓解系统：该基石测度为防止事故或减轻可能事故后果而设计
的安全系统功能。通过周期试验和性能测试检查这些设备。
n 3．
屏蔽完整性：反应堆燃料高强度辐射物质和厂外公众及环境之
间有三个重要屏蔽。这些屏蔽是装有燃料芯片的密封燃料棒，重的钢反
以一般地关注； n 使用核电厂行为的客观性测度； n 给公众和核工业双方以及时和合理的电厂行为评价； n 减少核设施非必要的监督管理负担； n 以预先发现和坚定执行的态度对待违反法规行为，强调违反法规
的潜在安全隐患。
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案例分析课件1核反应堆工程
监管方式
n NRC新的核电厂监督程序
n 建立安全运行基石
电反应堆的监督员；
n
Atlanta东南地区（地区IV）总负责四个地区工作。
n
n
北京; 上海; 广东; 成都；西北；东北六个监督
站有长驻每个核电厂的监督员。
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案例分析课件1核反应堆工程
监管方式
n NRC新的核电厂监督程序
n 检查集中于潜在风险大的活动； n 加大对有行为问题的核电厂的监督管理，对行为良好的核电厂予
监管方式
NRC新的核电厂监督程序
建立安全运行基石
n 5．
公众辐射安全：该基石测度为保持正常运行期间从核
电厂释放的放射性为最小而设计的程序和系统，并且保持这些
释放在联邦限制之内。
n 6．
厂区的辐射安全：NRC法规设置了电厂工作人员所接
受的辐射剂量限值，该基石为控制和保持这些剂量为最小的电
厂大纲有效性。
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案例分析课件1核反应堆工程
监督管理
n （1）监管方式 n （2）报告制度 n （3）事件分级
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案例分析课件1核反应堆工程
监管方式
n 中国核安全局；美国核管会官员和委员会
n 北京；
Washington DC
n
监管的执行和检查
n
集中在四个地区办公室，该办公室有长驻每个核
n “绿色”标识表示行为在所期望的等级之内，满足相关基石目标； “白色”表示行为超出核电厂正常行为所期望的范围，但是还满 足相关基石目标；
n “黄色”表示满足相关基石目标，但是安全裕量稍微下降； n “红色”表示行为指标所测度的领域安全裕量相当大的下降。 n 每个核电厂以季度为单位向NRC报告行为指标。NRC官员将其编
应堆容器和相关管道，包容反应堆的予应力混凝土安全壳。用泄漏来连
续检测燃料棒，压力容器和管道的完整性；按照规范检测安全壳防泄漏
能力。
n 4．
应急准备：要求每一个核电厂备有对可能事故做出反应的综合
应急计划。该基本点测度电厂人员执行应急计划的有效性，演练期间应
该包括电厂人员、本地、州和联邦当局参加。
案例分析课件1核反应堆工程
n 7．
实体保卫：要求核电厂必须有经过良好培训的安全保
卫人员和各种防护系统来保卫重要电厂设备，同时岗位责任大
纲保障雇员上岗要坚持通过毒品和酒精测试。该基石测度安全
保卫和岗位责任大纲的有效性。
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监管方式
n NRC新的核电厂监督程序
n 实时、客观公正监管
n 设计这些客观准则目的是根据既定的安全裕量指出其风险，并且 使用一组颜色标识系统将其标出。
(4) 第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的，并保 证放射性释放保持在尽实际可能的低。这一层次最重要的目的是保护包 容功能。
(5) 第五层次，即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放 射性物质释放造成的放射性后果。这方面要求有适当装备的应急控制中 心及厂内、厂外应急响应计划。
案例分析课件1核反应堆 工程
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2020/11/19
案例分析课件1核反应堆工程
核电厂全景
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案例分析课件1核反应堆工程
核电厂堆芯熔化事故风险/堆-年
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案例分析课件1核反应堆工程
核电厂安全案例分析
n 前言 n 一 背景知识 n 二 案例分析
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案例分析课件1核反应堆工程
前言
n 核电厂和其它工业生产活动一样，不可避免地会发生设备失效、 人员差错、意外、灾害等事件。
n 核能：最危险/最安全的能源，一种事物矛盾体的两方面
n
核电厂严重事故后果可以引发世界性灾难；核能是世界公认有发展
n
前途的清洁能源。
n 核电厂安全：取决于人类智慧和驾驭核能的能力
n 核电厂经验反馈/案例分析：化废为宝；吃一堑长一智；把灾害变成
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案例分析课件1核反应堆工程
纵深防御
(1) 第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。 (2) 第二层次防御的目的是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) 设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件 或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成一 种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计 的，并且必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来 控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的 状态。
财富的手段 ；IAEA 的 IRS ：1980—2003 汇集＞3000 事件
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n 核电厂安全水平和经济效益提高的驱动力：经验反馈；科技进步是
核电厂性能不断改进的两只车轮。核电厂经验 ＞ 一万堆-年；容量因子 提高 ＞20%。
案例分析课件1核反应堆工程
n
核电厂经验反馈
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n 监督三个领域内的行为： n 反应堆安全性（避免事故和一旦发生减轻事故后果）； n 辐射安全（电厂运行时保护电厂工作人员和公众）； n 电厂防灾或其他安全威胁的防护。
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监管方式
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n NRC新的核电厂监督程序
n 建立安全运行基石
n 1．
初始事件：该基石着重于核电厂的运行和事件，如果电厂安全