第5章 核电厂的严重事故
教学课件：第五章-核电厂的严重事故
严格遵守安全规定
核电厂工作人员必须严格 遵守安全规定，确保操作 过程的安全性。
提高员工安全意识
通过培训和教育，提高员 工的安全意识和应对突发 事件的能力。
应急预案
制定应急预案
针对可能发生的核电厂严 重事故，制定详细的应急 预案。
建立应急响应队伍
组建专业的应急响应队伍， 负责事故发生后的紧急处 理和救援工作。
严重事故的管理和应对措 施
为了应对核电厂严重事故，需 要采取一系列的管理和应对措 施。这些措施包括早期预警、 应急响应、疏散和救援等，旨 在减轻事故后果并保护公众和 环境安全。
展望
01
未来核安全改进的方向
随着核能技术的发展和核安全要求的提高，未来核安全改进的方向包括
提高反应堆设计的安全性、加强核设施的监管和监测、提高应急响应能
心理压力
事故产生的恐慌、焦虑和不确定性对受影响人群造成巨大的心理压力，可能导致 创伤后应激障碍等心理疾病。
对环境的影响
辐射污染
核事故释放的放射性物质可能污染水源、土壤、植被等环境 要素，影响生态平衡和生物多样性。
长期环境修复
需要长期的环境监测和清理工作，以降低核事故对环境的长 期影响。
对社会的影响
严重事故的起因和过程
核电厂严重事故通常由反应堆 冷却剂系统失效或失去外部电 源引发。这些事件可能导致反 应堆堆芯过热、熔化，进而引 发蒸汽爆炸和放射性物质释放 。
严重事故的后果和影响
核电厂严重事故可能导致放射 性物质释放到环境中，对人类 健康和环境造成严重影响。这 些影响包括急性辐射病、长期 健康影响以及生态系统的破坏 。
定期演练
对应急预案进行定期演练， 提高应急响应队伍的实战 能力和协调配合能力。
核反应堆安全分析考试重点
核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源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。
缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。
LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：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。
PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设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。
辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站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；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。
3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。
4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。
④对每个核电站制定应急计划。
（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。
（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。
《核电厂事故》PPT课件
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安全屏障与关键安全功能之间的关系
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系
3.关键安全功能状态树
关键安全功能状态树是用来引导操纵员对核电广安全功能状态进行系 统性诊断的系统。
（1 ）结构
①整个安全功能状态树由六个具有树结构的状态树串接组成，由CSF1 ～ CSF-6 。每个状态树对应一个关键安全功能，负责对该安全功能 的状态进行诊断。
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系
1. 最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 ➢关键安全功能状态树的诊断是与最佳恢复规程的执行相并行。
➢只有当应急母线上有电且安全功能状态树诊断出某个关键安全功能
遭到严重破坏时才中断最佳恢复导则的执行，转而执行相关的功能恢 复导则。
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5.1 概述
2. 三哩岛事故后应急运行规程的特点 三哩岛事故后的应急运行规程主要是面向征兆的规程，或叫征兆定向 （也叫状态导向）的规程，其主要特点为： (1 ）根据征兆边处置边诊断。 (2 ）判明事故原因后，进行对症处置。 (3 ）增加了关键安全功能定向的处置规程，在失去关键安全功能时， 首先要采取措施恢复关键安全功能。 (4 ）对多重故障有较好的处置效果。
➢当相应的安全功能有所恢复后，再退出功能恢复导则，继续执行原 来中断的最佳恢复导则。
➢功能恢复规程中处理安全功能严重破坏的规程的优先级要比大多数 最佳恢复导则的优先级高。
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 2. 关键安全功能（CSF） (1 ）次临界度 (2 ）堆芯冷却 (3 ）二回路热阱 (4 ）压力边界完整 (5 ）安全壳完整 (6 ）冷却剂装量
核安全综合知识第五六章核与辐射安全安全文化
第三节纵深防御
④纵深防御在运行中的实施方法 1．运行限值和条件 2．运行规程 3．堆芯管理和燃料装卸 4．人员资格和培训 5．维修、在役试验、捡查和监督 6．应急准备
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第三节纵深防御
1．运行限值和条件 •运行限值和条件事先制定好 •须经核安全当局评价和批准 •对人员培训使之清楚限值和条件 •根据经验返馈对其定期审查和修改
核安全的基本技术原则 涉及到下述15个方面
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第四节核安全的基本技术原则
①安全分级 ②设备鉴定 ③构筑物、系统和部件的可靠性设计 ④火灾和爆炸 ⑤其他内部灾害 ⑥外部事件 ⑦运行要求和限制 ⑧设计基准事故
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第四节核安全的基本技术原则
⑨ 严重事故 ⑩ 采用经过验证的工程实践 ⑪ 应用经验返馈和安全研究成果 ⑫ 安全评价及独立验证 ⑬ 老化 ⑭ 优化运行人员操作的设计 ⑮ 辐射防护
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第四节核安全的基本技术原则
3．构筑物、系统和部件的可靠性设计 -考虑发生共因故障的可能性 -考虑“故障安全设计原则”（自动进入安全
状态） -考虑“单一故障准则” -考虑“多重性原则” -考虑独立性 见244页
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第四节核安全的基本技术原则
故障安全设计原则 “ 系统或部件发生故障时核设施能在无须 任何触发动作的条件下进入有利于安全的 状态的设计原则” （国防科技名词大典）
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•设计基准事故 •严重事故 ·采用经验证的工程实践 •应用经验反馈和安全研究成果 ·安全评价及其独立验证 •老化 ·优化运行人员操作的设计 •辐射防护（详见第四节）
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第二节核与辐射安全的基本原则
②辐射防护基本原则 •实践的正当性 •辐射防护最优化 •个人剂量限制
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第二节核与辐射安全的基本原则
第5章 核电厂事故
5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 （2）安全状态的诊断参数及其判据 ①次临界度：核功率、中间量程启动率、源量程启动率。 ②堆芯冷却：反应堆堆芯出口温度、反应堆冷却剂过冷度、反应堆冷却泵 运行状态、压力容器水位。 ③二回路热阱：蒸汽发生器水位、总给水流量、主蒸汽压力。 ④压力边界完整：反应堆冷却剂的冷却率、反应堆冷却剂冷段温度、反应 堆冷却剂系统压力。 ⑤安全壳：安全完压力、安全壳地坑水位、安全壳放射性水平。 ⑥冷却剂装量：稳压器水位、压力容器水位。
5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 （1 ）结构 ③每个状态树只有一个入口，但可有若干个出口，代表各种不同的安 全状态，去启动一个特定的功能恢复规程。但是在核电厂实际运行时 的确定时间内，每通过一次状态树，它只判断出一个确定的状态，也 就是说每个状态树只有一个确定的出口。
5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS)
5. 2. 1 概述 未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型 2. 由反应性骤增而引起的 （1）不可控的硼稀释 （2）次临界状态下的控制棒抽出 （3）功率运行状态下控制棒抽出 （4）落棒 （5）失效环路的启动
5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS)
5. 2. 1 概述 未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型 3. 丧失二次热阱而引起的 （1）丧失给水； （2）丧失负荷。 其中，丧失负荷是这类未紧急停堆的预期瞬变事件中最有特点的事 故，也是整个未紧急停堆的预期瞬变事件中最典型最有特点的事故。
功能恢复导则是指在应急运行状态中，执行以征兆为基础的与安全功 能相关的对策的导则。
当核电厂发生事故（含多重故障及单一故障）使核电厂的某些关键安 全功能受到威胁与破坏，此时可以根据征兆判断出正在受到威胁与破 坏的安全功能，然后遵照相应的功能恢复导则（或功能恢复规程FRP ） 去恢复这部分安全功能，使核电厂恢复到安全状态。
核电厂的严重事故
❖并发ECCS的注射功能或再循环功能失效 ❖ 堆芯裸露和熔化，锆+水蒸汽—〉氢气 ❖ 堆芯水位下降到下栅格板以后，堆芯支撑结构失效，熔
融堆芯跌入下腔室水中，—〉蒸汽 ❖ 压力容器在低压下熔穿(p<3.0MPa)，熔融堆芯落入堆
坑，并与地基混凝土反应—〉向安全壳释放H2,CO,CO2 等不凝气体 ❖ 安全壳可能破损：
15.安全壳内裂变产物放出 (Ex-Vessel Fission Product Release)
16.安全壳内裂变产物沉积 (Ex-Vessel Fission Production Deposition)
17. 核裂变产物在环境中的放出 10
5.1 严重事故过程和现象
严重事故研究主要参与国或地区和机构 美国、日本、英国、德国、加拿大、意大利、瑞士、 瑞典、韩国、台湾、芬兰、俄国、法国、欧共体等
3
核电厂的严重事故--内容要点
定性分析压水堆的严重事故过程及现象，压水堆 严重事故的操作管理。
1. 严重事故过程和现象 2. 堆芯熔化过程 3. 压力容器内的过程 4. 安全壳内过程 5. 严重事故管理 6. 核事故应急管理 7. 典型严重事故分析
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5.1 严重事故过程和现象
压水堆堆芯熔化过程：高压熔堆、低压熔堆
不凝气体聚集持续晚期超压(3-5d)导致破裂或贯穿件失效 熔融堆芯烧穿地基
5
5.1 严重事故过程和现象
高压熔堆：堆芯冷却不足为先导条件
如失去二次侧热阱事件、小小破口失水事故
➢ 高压熔堆特点 ❖ 高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因 为有比较充裕的干预时间； ❖ 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，高压过程是“湿环境”， 气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果； ❖ 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 造成完全壳内大气的直接加热。因而，高压熔堆过程具 有更大的潜在威胁。
第5章 急性放射病
中重度骨髓型急性放射病
严重的感染
特点：早期：口腔G+球菌为主:牙龈炎,咽峡炎,扁桃体炎 晚期：G-杆菌为主:肺炎，尿路、肠道感染
乏炎细胞性的炎症反应，红肿不明显，
而出血坏死严重，渗出少。
感染是引起死亡的第一位原因，可加重出血
中重度骨髓型急性放射病
明显的出血
病理基础：PIT数量明显减少，功能下降； 凝血因子减少； 血管壁通透性、脆性增加 特 点：全身广泛性出血，一般内脏出血 早于体表出血。
ห้องสมุดไป่ตู้
主要损伤胃肠道 ，小肠黏膜上皮广 泛的变性、坏死， 黏膜大面积脱落。 临床表现是高烧、 呕吐、反复腹泻、 血水样便。
小脑颗粒细胞、脑干 部细胞大面积固缩坏死 、脑循环障碍，出现水 肿，主要表现为多发性 点状出血。临床表现为 共济失调、肌张力增加 和振颤、强直性或痉挛 抽搐、昏睡、眼震（ CNS五大症状）
事故经过
‡ 按预定计划于1986.4.26.停堆检修； ‡ 4.25.1:00整操作人员降低反应堆功率，14:00关闭了 堆芯紧急冷却系统；23:10又降功率，原定降到700-1000MW，误操作降到30MW以下； ‡ 规定不得少于15根的安全棒被抽得不到10根； ‡ 4.26.1:00，将反应堆功率稳定在200MW； ‡ 4.26.1:23.30’’，达到停堆水平，要求立即停堆却未停堆，
治
疗
（ 4）
早期使用抗放药，改善微循环的药 *改善微循环：低分子右旋糖苷、三磷酸腺苷、 COA、氢化可的松、6一氨基己 酸、对羧基苄胺 。
*抗放药：预防用药
机理：自由基竞争学说 混合二硫键学说 缺氧学说
治
疗
（ 5）
几个常用抗放药： 半胱氨酸（CSH）：SH－OH2-CHCOOH 特点：照前短时间给药有效 药效与纯度有关 静注优于皮下注射，口服无效
核电厂严重事故的物理过程是怎样的？第一期
Hale Waihona Puke 谢亮（ １ ９ ６ ９ 一 ） ， 男， 江 苏南 京 人 ， 工程师， 从 事 变 电设 备 检 修 管
理工作。
Ｒｅ ｓ ｅ ａ ｒ ｃ ｈ ｏ ｎ Ｉ ｎｔ ｅ ｌ ｌ ｉ ｇ ｅ ｎ ｔ Ｈｅ ａ ｔ ｅ ｒ ｆ ｏｒ Ｓ ｕｂｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｏｕｔ ｄｏ ｏ ｒ Ｔｅ ｒ ｍｉ ｎａ ｌ Ｂｏ ｘ
严重事 故： 严重性超过事故工况的核电厂状态 ， 包 括 造成 堆 芯严 重 损坏 的状 态 。
核 电厂 事 件 分 级 ： 以统 一 的 用 语 向 公 众 快 速 报 道 核设 施 事件 严 重 性 的一 种 手 段 。 如发 生 事 故 ． 为 使 核 电 厂 恢 复 到 受 控 安 全 状态 并 减轻 事 故 后 果 而采 取 的一 系列 阶段 性 行 为 ， 事故处理顺序如下 ： （ １ ） 事 故 序 列 在 发 展 中但 尚未 超 出核 电 厂 设 计 基 准 的 阶 段 ； （ ２ ） 发 生 严 重事 故 ， 但 堆 芯 尚 未损 坏 的 阶段 ； （ ３ ） 堆 芯损 坏 后 阶段 。
［ ２ ３陈 树 勇 ， 宋 书芳 ， 李兰欣 ， 等． 智 能 电网技 术 综 述 ［ Ｊ ］ ． 电 网技
局
Ｉ Ｌ 噬
术． ２ ０ ０ ９． ３ ３ （ ８ ） ： 卜８ ．
现 场应用 表 明 ， 使用 智 能加 热器 的变 电站 ， 减少 了户外 巡视 、 人 工 开启 或关 闭加热 器 的操作 ， 从 根本 上 克服 了 因加 热器 异常 损坏 造成 的凝 露现 象 。特别 是无 人值 守变 电站 应用 智能 加热 器后 ．在 中心 站就
开 始裸 露 ， 随 后 开 始 熔 化 。此 后 过 程 有 两 种 可 能 ， 一种可能是 ， 与低 压熔 化 过程 相 似 ； 另一 种 可能 是 ， 压力容器下封头熔穿后 ， Ｆ ｈ 于 反 应 堆 冷却 剂 系 统 存 在 高 压 发 生 熔 融 物 质 喷 射 弥散 ， 熔 融 的 小 颗 粒 与 空 气 中 的 氧气 发 生 放 热 化 学 反 应 ， 加 强 了传 热 ， 造成“ 直 接 安 全
核反应堆安全分析概念复习
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（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。
重大安全事故核电厂应急预案
一、预案编制目的为确保核电厂在发生重大安全事故时能够迅速、有序、有效地进行应急救援和处置，最大限度地减少人员伤亡、财产损失和环境辐射污染，维护社会稳定和人民群众的生命财产安全，依据《中华人民共和国安全生产法》、《核电厂安全法规》等相关法律法规，特制定本预案。
二、适用范围本预案适用于核电厂发生的重大安全事故，包括但不限于以下情况：1. 核电站核事故；2. 核设施重大火灾、爆炸事故；3. 核设施重大泄漏事故；4. 核设施重大设备故障；5. 其他可能导致重大人员伤亡、财产损失或环境辐射污染的突发事件。
三、指导思想坚持以人为本、安全第一、预防为主、综合治理的方针，充分发挥政府、企业和社会各方面的力量，形成应急救援合力，确保核安全。
四、组织机构成立核电厂重大安全事故应急救援指挥部（以下简称“指挥部”），负责统一领导和指挥重大安全事故应急救援工作。
指挥部组成人员：1. 指挥长：由核电厂主要负责人担任；2. 副指挥长：由核电厂分管安全、生产、环保等工作的领导担任；3. 成员：由核电厂相关部门负责人及有关专家组成。
五、应急响应（一）预警阶段1. 加强日常监测，及时发现异常情况；2. 对可能发生的重大安全事故进行风险评估，制定相应的预防措施；3. 加强应急演练，提高应急处置能力。
（二）应急响应阶段1. 事故发生后，立即启动本预案，成立现场指挥部，组织开展救援工作；2. 采取一切必要措施，控制事故蔓延，防止事态扩大；3. 及时向相关部门报告事故情况，请求支援；4. 组织力量进行人员疏散、医疗救护、物资供应等工作；5. 加强现场监测，确保辐射环境安全。
六、应急处置措施（一）核事故1. 立即启动核事故应急响应程序，开展核事故应急处理；2. 对受影响区域进行辐射监测，确保辐射环境安全；3. 组织受辐射人员撤离现场，提供医疗救治；4. 加强与上级政府和相关部门的沟通协调，共同应对核事故。
（二）火灾、爆炸事故1. 立即启动火灾、爆炸事故应急响应程序，组织灭火、救援工作；2. 封锁事故现场，防止火势蔓延；3. 组织人员疏散，确保人员安全；4. 加强与消防、公安等部门的协作，共同应对火灾、爆炸事故。
核电厂事故抢救与救援指南
核电厂事故抢救与救援指南核电厂作为一种重要的能源供应方式，提供了大量清洁的电能。
然而，由于核能的特殊性，核电厂也存在一定的安全隐患。
一旦发生核电厂事故，抢救与救援工作将变得至关重要。
本文将为您提供核电厂事故抢救与救援指南，以应对潜在的事故风险。
首先，了解核电厂事故的可能性和类型是至关重要的。
核电厂事故可分为几个不同的级别，从辐射泄漏到核反应堆爆炸。
了解这些风险将有助于制定相应的应急计划。
另外，了解核电厂的安全设备和应急预案也是必要的，这些预案将指导救援行动。
在发生核电厂事故时，第一步是立即启动应急预案并通知相关部门。
核电厂事故需要立即报告给当局，以便调度相关救援队伍和资源。
在报告过程中，要提供准确的事故描述和位置信息，从而帮助救援人员快速响应。
同时，确保核电厂工作人员紧急撤离并进行人员疏散是至关重要的。
核电厂事故可能导致辐射泄漏，因此保护工作人员和居民的生命安全应是首要任务。
应制定详细的疏散计划，并在事故发生时及时进行指导和组织。
此外，应提供紧急逃生通道和设施，确保人员能够迅速安全地离开核电厂区域。
在救援行动中，确保救援人员具备必要的安全装备和培训是关键。
由于核电厂事故可能导致辐射泄漏，救援人员必须穿戴适当的防护服和呼吸器。
此外，应提供救治辐射污染的设备和药物，以确保救援人员在执行任务时不受辐射伤害。
同时，核电厂事故抢救与救援需要紧密合作的多个部门之间进行协调。
这些部门包括核电厂的运营商、当地政府、紧急救援机构等。
应建立高效的指挥机构，确保信息传递和决策的及时性和准确性。
各部门之间应建立有效的合作机制，并进行定期演练和训练，以提高应急响应的能力。
除了抢救与救援，事故后的善后工作也是重要的一环。
核电厂事故可能导致环境和生态的破坏，因此必须采取措施进行清理和修复工作。
应建立专业的事故后处理团队，负责辐射污染区域的清理和修复工作，避免进一步的环境污染和健康风险。
此外，在事故发生后，应及时进行调查和事故原因分析。
核电厂事故应急预案
一、编制目的为了保障核电厂工作人员、公众和环境的安全，预防和减少核事故可能造成的损失，提高核事故应急处理能力，依据《核电厂核事故应急管理条例》和《国家突发公共事件总体应急预案》，制定本应急预案。
二、适用范围本预案适用于核电厂在正常运营和应急状态下，可能发生的各类核事故，包括但不限于核泄漏、放射性物质释放、火灾、爆炸、设备故障等。
三、应急组织机构及职责1. 应急指挥部应急指挥部是核电厂核事故应急管理的最高决策机构，负责全面领导和指挥核事故应急工作。
其主要职责包括：（1）确定应急响应级别，启动应急响应程序；（2）组织协调各部门、各单位开展核事故应急工作；（3）根据核事故发展态势，调整应急响应级别；（4）向上级主管部门报告核事故情况及应急响应措施；（5）宣布应急响应结束。
2. 应急办公室应急办公室是应急指挥部的日常工作机构，负责核事故应急工作的日常管理。
其主要职责包括：（1）收集、整理核事故相关信息，为应急指挥部提供决策依据；（2）组织应急演练，提高核事故应急处理能力；（3）负责应急物资、装备的储备和管理；（4）协调各部门、各单位开展核事故应急工作。
3. 应急专家组应急专家组由核事故应急、环境保护、医疗卫生、消防、公安等部门的专业人员组成，负责为应急指挥部提供技术咨询和决策建议。
其主要职责包括：（1）分析核事故原因，评估核事故影响；（2）提出核事故应急处理措施；（3）对核事故应急工作进行评估和总结。
四、应急响应程序1. 事故报告核电厂发生核事故时，事故单位应立即向应急指挥部报告，报告内容包括：（1）事故发生时间、地点、原因；（2）事故影响范围；（3）已采取的应急措施。
2. 应急响应启动应急指挥部根据事故报告，决定启动应急响应程序，并通知相关部门、单位。
3. 应急响应实施应急指挥部根据核事故发展态势，组织各部门、单位开展以下应急工作：（1）现场处置：迅速隔离事故区域，控制事故源，防止事故扩大；（2）人员疏散：按照应急计划，组织受影响人员疏散；（3）环境保护：采取措施，防止放射性物质扩散，减轻对环境的影响；（4）医疗卫生：组织医疗卫生力量，对受影响人员进行救治；（5）治安保卫：加强治安巡逻，维护社会秩序。
国防科工委关于印发《核电厂核事故应急演习管理规定》的通知
国防科工委关于印发《核电厂核事故应急演习管理规定》的通知文章属性•【制定机关】国防科学技术工业委员会(已撤销)•【公布日期】2003.02.28•【文号】•【施行日期】2003.02.28•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】革命烈士与抚恤优待正文国防科工委关于印发《核电厂核事故应急演习管理规定》的通知各有关部门（单位）：为了加强和规范核应急管理工作，国防科工委组织编制了《核电厂核事故应急演习管理规定》，现予印发，请遵照执行。
中华人民共和国国防科学技术工业委员会二00三年二月二十八日核电厂核事故应急演习管理规定第一章总则第一条为规范核电厂核事故应急演习（以下简称核应急演习），加强和保持所需要的应急准备与应急响应能力，根据《核电厂核事故应急管理条例》，制定本规定。
第二条本规定适用于核电厂营运单位、核电厂所在地的省、自治区、直辖市（以下简称省)和国家核应急组织的核应急演习。
其他核设施核事故应急演习可参照执行。
本规定不适用于中国人民解放军有关部队组织的核应急演习。
第三条核应急演习应贯彻周密计划、精心组织、统一指挥、大力协同的原则。
第二章核应急演习的目的、分类和频度第四条核应急演习的目的是验证和评价应急组织的综合应急响应能力，进而检验和提高应急计划的有效性和应急准备的完善性。
计划安排任何类型的核应急演习，应首先明确演习的具体目的，将其逐一阐述清楚，并保证其实现与否是可以判断和衡量的。
第五条为便于管理和组织，根据演习的具体目的和所涉及的范围与内容，可将核应急演习分为以下三类：（一）单项演习，即目的在于验证、评价和提高特定应急响应人员的具体操作技能与响应能力的演习，这类演习也称练习；（二）综合演习，即核电厂营运单位、省核应急组织或国家核应急组织的所有（或部分）组成单位（或队、组）按照预定的演习情景协同进行的演习，这类演习的目的是验证、评价和提高应急组织的综合响应能力，加强其各组成单位（或队、组）的响应配合能力；（三）联合演习，即国家、省和核电厂营运单位三级核应急组织或其中某两级核应急组织按照统一的事故情景和相互协调的演习情景联合进行的演习，其目的是验证、评价和提高三级（或两级）核应急组织的整体响应和协调配合能力。
核电站事故分类和安全分析
核电站事故分类和安全分析1. 引言核电站作为一种重要的能源供应方式，具有高效、清洁的特点，但也存在一定的安全风险。
本文将对核电站事故进行分类和安全分析，旨在更好地了解核电站事故的类型和安全措施，以增加核电站运营的安全性和可靠性。
2. 核电站事故分类根据事故的性质和影响程度，核电站事故可以分为以下几类：2.1 设备故障类事故设备故障类事故指的是核电站中关键设备的损坏或失效，可能导致核电站的运行中断或事故发生。
典型的设备故障包括主泵、汽轮机、操纵系统等的故障或失效。
这类事故的发生往往与设备材料疲劳、操作失误等因素有关。
2.2 燃料管理类事故燃料管理类事故主要与核燃料的管理和处理过程有关。
例如，核燃料的泄露、堆芯过热等问题可能导致严重的事故发生。
这类事故需要注意燃料的存储、处理和运输过程的安全性。
2.3 放射性物质泄漏事故放射性物质泄漏事故指核电站中放射性物质泄漏到环境中，对人体和环境造成潜在威胁的事故。
这类事故的发生可能导致辐射污染，对于周边社区和生态环境造成重大影响。
因此，放射性物质泄漏事故的防范和应急措施尤为重要。
3. 核电站安全分析为保证核电站的安全运行，需要进行全面的安全分析，以下是几种常用的核电站安全分析方法：3.1 事故树分析事故树分析是一种定性、定量相结合的安全分析方法，用于分析事故发生的可能性和事故连锁反应。
该方法通过构建事故树模型，分析各个事件的发生概率和次序，评估事故发生的风险程度和影响范围。
3.2 故障模式和影响分析故障模式和影响分析（FMEA）是一种系统性的分析方法，用于识别和评估潜在故障的影响。
通过分析故障模式、潜在原因和后果，确定关键设备和流程的故障潜在影响，从而采取相应的预防和纠正措施。
3.3 风险评估风险评估是一种定量的分析方法，用于评估核电站事故的潜在风险和影响。
通过确定事故发生的可能性和影响程度，计算风险值，以便采取相应的安全措施和应急预案。
4. 核电站安全措施为了保证核能发电站的安全性，需要采取一系列的安全措施。
核电厂事故应急预案
核电厂事故应急预案一、引言核电厂是现代社会重要的能源供应方式之一，但核电厂事故可能带来严重的后果。
因此，制定科学和有效的应急预案是保障核电厂安全的重要措施。
本文将论述核电厂事故应急预案的内容和实施细节。
二、应急预案的概述核电厂事故应急预案是为了在事故发生时快速响应、有效处置和减轻事故影响而制定的一系列措施和流程。
应急预案的目标是保护人们的生命安全、最大限度降低事故的社会经济影响，并确保应对各种事故风险的能力。
三、事故分类和应急响应级别在核电厂事故应急预案中，需要对事故进行分类和分级，以确定相应的应急响应级别。
根据事故的性质、程度和扩散风险，事故可分为不同级别，如事故程度可以分为一级、二级、三级等。
每个级别都对应相应的应急响应措施和应对措施。
四、应急组织机构和责任应急预案的实施需要明确相关的应急组织机构和责任分工，以确保事故发生时能够有序、高效地应对。
核电厂应建立完善的应急指挥体系，明确各级指挥部和相应的责任，包括事故应急指挥部、技术支持组、救援和保障组等，确保各部门和岗位的职责清晰。
五、应急救援措施核电厂事故时，应进行相应的救援行动。
应急预案需要明确救援的目标、方法和步骤。
例如，事故发生后应第一时间启动应急保护措施，如紧急停机、采取冷却措施等，以避免事故进一步扩大。
同时，应组织专业的救援队伍进行事故现场的救援工作，包括人员疏散、伤员救治、环境防护等。
六、应急通信与警报核电厂应急预案中需要包含相应的通信和警报系统。
在事故发生时，需要通过快速、有效的通信手段与各级指挥部、救援队伍、周边社区、相关部门进行有效沟通。
同时，警报系统需要通过不同的信号和声音来提醒人们采取相应的应急措施，包括疏散、避难等。
七、应急演练和培训应急预案的有效性需要通过演练和培训进行验证。
核电厂应定期组织事故应急演练，以考验各级指挥部和救援队伍的应急响应能力。
同时，还需要定期开展针对相关人员的培训，包括应急知识、救援技能等，以提高应急响应的水平。
技术类《反应堆热工水力》第5章(反应堆瞬态热工分析)
2.一回路压力边界：即一回路的设备、管道
和辅助管道的外壳，将一回路的冷却剂包容
在规定的流动场所内
3.安全壳：包容一回路破裂释放出的
放射性物质
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瞬态分析的任务
反应堆瞬态分析的核心任务
预计各种运行瞬变故障和事故工况下，反应堆以及热力系统内运行工况和热
力参数的变化过程和变化幅度，为各道安全屏障的设计提供依据，确保各道
屏障不受破坏，并以此来确定运行参数允许变化的最大范围和反应堆保护系
统动作的安全定值。
反应堆整个输热系统各个设备都是相互关联的，任何一个环节发生变化都
会引起整个系统参数相应地变化。
在进行瞬态分析时，要通过各种方程对系统中的热工水力现象、以及各环
节之间的联系进行数学描述，最终要获得系统各部分内的工况和参数的变化
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系统瞬态分析的数学模型
漂移流模型的特点
➢在热力学平衡的假设条件下，建立在两相平均速度场基础上的模型。
➢该模型提出漂移速度概念：两相以某混合速度流动时，蒸汽相对于混合速
度有一个向前（在向上流）或向后（在向下流）的漂移速度，液体则有一个
反向的漂移速度。
➢在空泡份额问题上，必须同时考虑气液两相之间的滑移以及流速在流通截
675℃)。
(4)包壳材料的最大允许应变要低于预计燃料包壳发生破损时的应变值。经验表明包
壳的应变不能超过1%。
(5)包壳内部的气体压力要始终低于一回路的名义压力，以防止增大和出现DNB(偏离
核态沸腾)对包壳发生鼓胀。
(6)燃料包壳应力应低于它的屈服压力。
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电厂运行极限参数
对稀有事故或极限事故规定的极限参数
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kc
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1.碎片的重新定位
（3）下腔室中碎片床的冷却特性取决于碎片床
的结构（几何形状、颗粒大小、孔隙率以及它们 的空间分布特性）及连续对压力容器的供水能 力。在冷却过程中将有放射性物质进入安全壳。 如果不能冷却燃料碎片，那燃料碎片将在下 腔室中再熔化，形成熔融池。流体的自然对流会 使压力容器下封头局部熔化。下封头损坏后，熔 融的燃料进入堆坑。堆坑中有水，熔融物与水相 互作用可能引发压力容器外蒸汽爆炸。这蒸汽爆 炸可以严重损坏安全壳厂房。
核电厂的严重事故
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，时间尺度为 秒量级。切尔诺贝利事故属此类。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
在反应堆严重事故环境中，当熔化的堆芯物 质与水接触时，可能发生快速传热，引发蒸汽 爆炸。有可能发生压力容器内和压力容器外两 种典型的蒸汽爆炸。 轻水反应堆风险评价中，蒸汽爆炸是一个争 论的课题。蒸汽爆炸评查小组（1985）得出的 结论是：概率极低，可以忽略。 在低压下的蒸汽爆炸: (a)熔融的燃料初始是在冷却剂水池之上。 (b)落入水池，大的熔融燃料单元的分散，在 燃料和冷却剂之间产生粗粒的混合物，传热较 弱，在交界面膜状沸腾。
DCH
氢气爆炸
安全壳超压失效
如工程措施的干预或通风
5.1 严重事故过程和现象
主事件系统
事故引发者 主系统给水丧失 堆芯裸露并烧干 堆芯熔化 压力容器损坏 发生FP气溶胶 气溶胶排出 安全壳热工水负荷 堆芯熔融物与混 凝土相互作用 安全壳损坏 FP气溶胶产生 并迁移 FP释放至环境 安全壳旁通 FP释放至环境
温度, oC 燃料熔点
2500 2000 1500 1000 500 0 0 500
38kW/m
28kW/m
时间, s
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
• • • • • • • • 3120 K UO2.0熔化 2960 K ZrO2.0熔化 2900 K UO2+x熔化 2810 K (U、 Zr)O2液态陶瓷相形成 2720 K UO2、Zr和ZrO2低共熔混合物熔点 2695K (U, Zr)O2/Fe3O4陶瓷相估计熔点 2670Κ α-Zr(O)/UO2和U/UO2偏晶体形成 2625K B4C熔化 2550-2770K 轻水堆中UO2元件中心线最大的运行温度 2245Κ α-Zr(O)熔化 2170Κ α-Zr(O)/UO2低共熔物形成，UO2和熔化的锆合金相互作 用开始 2030K 锆-4熔化 1720K 不锈钢熔化 1650K 因科镍熔化
严重事故起因
LOCA
冷却剂管道破断 堆芯水位降低 燃料棒露出水面 ECCS系统不能 或部分不能动作
瞬变
丧失热阱 二回路管道破口
严重 事故
意外硼稀释 丧失直流电源
使堆芯温度上升
堆芯熔化，
一回路压力边界破坏 安全壳破坏
严重事故物理过程
堆芯熔化、压力壳失效、安全壳失效 堆芯升温到1700K 控制棒失效，熔融 升温到2100K 锆将与ZrO2/UO2反应 形成低熔点合金
当温度大于3000K时，ZrO2和UO2层将熔化，所形成 含有高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其它与之接 触的氧化物和金属。 随着Zr的液化和重新定位，堆积的燃料芯块 得不到支撑而塌落，在堆芯低部形成碎片床。 堆芯熔融物的下落及碎片床的形成将改变传 热与流动特性，并终止上腔室和堆芯上部区域之间 自然循环热传导。 在沿棒束的空隙中，由熔化物形成的一层硬 壳被由上部堆芯范围的倒塌所形成的陶瓷颗粒层覆 盖。之后，堆芯熔化.
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
当燃料温度增到1400oC时，堆芯开始熔化。 熔化的过程非常复杂，且发生很快，熔化的次序如图 (a) 当燃料棒熔化的微滴和熔流形成时，将在熔化部 位以下的范围内固化，引起流通面积减少。 (b)部分燃料棒之间的流道将会被阻塞。 (c)在堆芯有可能出现局部熔透的现象。 (d) 熔化的燃料元件的上部倒塌，堆芯的熔化区域不 断扩大。 熔化材料最终达到底部堆芯支撑板，然后开始熔 化堆芯支撑板构件。 尽管压力容器上部存在高温，压力容器下部仍可能 有一定水位的水。
2 堆芯熔化
从总体上看，与燃料有关的主要过程包括 三种不同的重新定位机理： (1) 熔化的材料沿燃料棒外表面的腊烛状流动 和再固化； (2) 形成碎片床； (3) 形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落 入下腔室。 液化材料重新定位引起局部肿胀，导致流 道堵塞，引发堆芯的加速加热。 物有可能落入下腔室，对压力容器的完整 性构成严重的威胁。
水蒸汽爆炸研究课题
蒸汽爆炸的发生环境 蒸汽爆炸的各子过程 *蒸汽爆炸和压力波的相互作用及急速传热过程的解明 *蒸汽爆炸的子过程中液体金属块的分裂与飞散的数值解析 *水中下落的高温金属块的特性研究 *压力波下的蒸汽膜界面的热传递和界面特性 *超高速加热下的传热现象 *超高密度能量下的界面现象的模拟 超高速非平衡热流体科学 *高过热液-液系统的稳定性和急速缓解过程 *冲击波的液液-气液界面的流体力学作用 *固液系统和液液系统内的蒸汽膜崩坏机理 *使用实时测量进行冲击反应合成的机理 *热非平衡场中蒸汽的超高速相变化现象的分子论的研究 *现象模型和机械能的评价 *冲击波传播和相变化的模拟 *蒸汽爆炸各过程的模拟 *安全控制 *机械能的转换率的评价 *具有低的导温系数的高温金属块的触发现象的研究 *核电站严重事故中燃料冷却剂相互作用的评价方法的确定
熔化的燃料
水
燃料
水
水
细小混合物
水
局部压力
(c)
燃料
压力波
燃料 (d)
图5-5 蒸汽爆炸阶段 (a) 初始条件：熔融燃料与冷却剂分开； (b) 阶段 I： 粗粒的 混合物，慢的传热，无压力增加； (c)阶段II：触发过程，局部压力等来自冲撞或俘获； (d) 阶段III：增强，压力波非常迅速地碎裂燃料， 从细小碎片传热非常迅速。
严重事故物理过程
由堆芯碎片造成的混凝士破坏取决于事故序列、堆坑的几何形状以及水 的存在与否。 可能的现象有： （1）熔融堆芯落入安全壳的底部后，将与水相互作用。 （2）如果水被蒸发，则堆芯熔融物将保持高温，并开始侵蚀混凝土，产生 气体并排出。 （3）混凝土被加热、熔化、剥落、产生化学反应并释放出气体和蒸汽。 混凝土的消融速率取决于传给混凝土的热流密度和混凝土的类型，而 且有很明显的非均匀特性。 在混凝土的消融过程中发生吸热化学反应，其所需的能量比熔融物的 衰变热要大。在混凝土的消融过程中产生蒸汽和氧化碳，这些气体可与 堆芯熔融物中的金属发生放热化学反应。在长时间的侵蚀期间，碎片基 本上可以保持在恒定温度下。
堆芯熔化过程
1.堆芯加热
在轻水堆的 LOCA事故期间，如果冷却剂丧失并导致堆芯裸 露，燃料元件由于冷却不足而过热并发生熔化。 对大破口来说，喷放非常迅速，只要 1 分多钟，堆芯就将裸 露。 对于小破口来说，喷放是很慢的，并且喷放将伴随有水的蒸 干。 在瞬态过程中，蒸干和通过泄压阀的蒸汽释放将导致冷却剂 装量的损失。 在堆芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。 燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，燃料元件温度上升较快，如 果主系统压力较低，这时由于燃料棒内气体的压力上升会导致包 壳肿胀。导致流道的阻塞，恶化燃料元件的冷却。 燃料温度上升1300K，则锆水相互作用，引发一种放热氧化 反应： Zr+2H2O=ZrO2+2H2
开始
此时产生大量蒸汽 锆继续被氧化 产生大量氢气
随着热量的积累 固态材料再次熔化 不断下移
释放出大量挥发 性裂变产物 熔融物下移
若温度足够锆燃料将全部 熔化，熔融物进入压力壳 底部水坑
严重事故物理过程
压力壳底部的熔融碎片如果不能被 冷却会出现局部熔穿
是 裂变碎片自压力壳喷出 （高压熔喷） 否 压力壳内压力 是否高压 8MPa 熔融物毁坏压力壳的贯穿件 压力壳下方 如果存在水 混凝土反应，放出氢气 ，混凝土会熔化和分解 CO和CO2 蒸汽爆炸
压力容器内的过程
当堆芯熔化过程发展到一定的程度，熔融 的堆芯熔化物将落入压力容器的下腔室，也有 可能发生堆芯倒塌现象，导致堆内固态的物质 将直接落入下腔室。 若压力容器的下腔室有水，熔融物的下降 有可能发生蒸汽爆炸。 若熔融物下降中直接接触压力容器的内 壁，将发生消融现象(ablation)，对压力容器的 完整性构成威胁。 能否有效冷却下腔室中的堆芯熔融物将直 接影响到压力容器的完整性。
水蒸汽爆炸研究课题
蒸汽爆炸评价法
3 下封头损坏模式
喷射冲击；喷射冲击引起消融(ablation)加速。 下封头贯穿件阻塞和损害； 下封头贯穿件喷出物； 球形蠕变 断裂;堆芯碎片和压力容器之间接触引发 对下封头的直接加热。
4
自然循环
在严重事故期间，自然循环已被视为压水堆 中的一个重要现象，尤其是当主泵维持着高压 时更是如此。 由于径向功率梯度，堆芯中央的过热蒸汽比 堆芯外围的过热蒸汽要热得多和轻得多。密度 梯度形成压力容器内蒸汽的自然循环流动。 自然对流堆芯中的温度分布趋于均匀，使蒸 汽在堆芯内分布更为均匀，从而可能增加金属 与蒸汽的氧化反应速率，导致更严重的包壳氧 化。 Nhomakorabea• • •
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
• • • • • • • • • • • • 1573K Fe-Zr低共熔物形成 1523 K Zr-H2O反应发热率接近于衰变发热率 1500 K 因科镍/锆合金液化 1477 K UN-NRC ECCS可接受标准，为防止极度脆化的温度限 值 1425 K B4C-Fe低共熔点 1400K UO2-锆合金相互作用导致液体的形成 1273-1373K Zr-H2O反应明显 1223K 燃料包壳开始穿孔 1073Κ 银-铟-镉熔化 1020-1070K 包壳开始肿胀，控制棒内侧合金的起始熔点 970-1020K 硼硅酸盐玻璃（可燃毒物）开始软化 920K 冷加工的锆合金瞬间退火 568-623K 包壳的正常运行温度