第二章(核安全)ppt课件

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第二章 核安全文化

第二章 核安全文化

三哩岛核电站简述

三里岛核电厂位于美国宾州哈里斯堡附近,共 有两台巴布寇克与威尔科克斯公司(B&W)生产 的900MW压水堆
– 一号机组于1974年投产 – 二号机组于1979年1月投产
每个反应堆有两个主环路,每个环路上各有一 台直流式蒸汽发生器,反应堆压力由稳压器维 持,正常情况下内装23m3水和20m3水蒸汽。稳 压器装有两台安全阀和一台电动卸压阀及其隔 离阀 1979年3月28日,投产仅三个月的2台机组发生 了轻水堆核电厂历史上最严重的事故。
棒; – 用作慢化剂和反射层的石墨砌体密封在一个壳体内,内充低 流量循环的氦氮混合气体; – 沸水冷却剂采用强迫循环,蒸汽直接供给汽轮机
奥布宁斯克RBMK
第一座核电站
1954年,前苏 联在莫斯科附 近的奥布宁斯 克建成了世界 上第一座核电 站,输出功率 为5000千瓦。 于当年6月启 用。于是,人 类开始了和平 利用原子能的 历史。
RBMK-1000的物理设计缺陷
对于一个充分慢化的石墨堆,它可能具有正的 反应性系数,不允许以20%以下的功率运行 由于反应堆体积巨大(高7米,直径12米),氙135引起的不稳定因素使得该堆的控制变得很 复杂 很低的控制棒插入速度(0.4m/s)使得紧急停堆系 统难以跟踪快速瞬变.为此,运行规则要求堆内 始终有一定数量的控制棒插入到一定深度
2.1.4切尔诺贝利核电站
切尔诺贝利核电站(RBMK石墨水冷堆)位于乌 克兰首府基辅的北部接近白俄罗斯边境的一块平坦的 沼泽地上。切尔诺贝利核电站作为世界上最大的核电 站在当时绝不仅仅只是一座核电站,它还被赋予了太 多的政治含义———被认为是国家强大的象征。 该核电站共有4个装机容量为1000兆瓦的核反应堆 机组。其中1号和2号机组在1977年9月建成发电。3号 和4号于1981年开始并网发电。 1986年4月26日凌晨1时24分,切尔诺贝利核电站 第四号核反应堆进行的 ―半烘烤试验‖不幸发生逆火, 引发爆炸,核反应堆很快熔毁。成为世界上最严重的 核事故 据官方公布的数字,爆炸事件发生后,有31名紧 急支援人员死亡,200多人受到严重的放射性辐射,成 为人类利用核能史上的一大悲剧。

核安全管理PPT课件

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第13页/共43页
运行工况分类
• 第一类工况:正常运行 • 第二类工况:中等频率事件 • 第三类工况:稀有事故 • 第四类工况:假想事故(极限事故)
第14页/共43页
故障的预防:单一故障准则
• 单一故障准则 • 事故工况下保证安全功能的系统及其辅助设施,如果某一部件
发生故障,系统的整体功能必须不受影响。所考虑的故障包括: • 对电气系统而言,假定任意时刻需要某系统投运时,该系统的
• 运行技术规格书由技术法则组成,其目的在于保证机组正常运行时的核安全。通过运行规程来实现。 • 运行技术规格书不适用于事故工况。此时,核安全的保证是由事故处理规程来保证的。
第21页/共43页
运行技术规格书的作用
• 运行技术规格书的第一个作用:定义反应堆的正常运行边界 • 运行技术规格书的第二个作用:规定所需的设备和系统 • 运行技术规格书的第三个作用:规定应采取的措施
第4页/共43页
一回路压力边界
• 第二道屏障:一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却 剂内。保障压力边界完整性的手段之一是减少可能存在的泄漏。 当余热排出系统(RRA)连接到一回路上后,一回路压力边界 便扩大了。
• 一回路压力边界定义如下:1、包括控制棒驱动机构本体的反应 堆压力容器;2、蒸汽发生器的一次侧;3、主泵;4、稳压器; 5、稳压器的安全阀组;6、一回路各主要部件之间的连接管道、 阀门和配件;7、连接辅助系统或支持系统的管道、配件和阀门, 直到并包括每条管路中的第二个隔离阀(从高压侧算起)。
第7页/共43页
核安全的三大功能
• 第一大功能:反应性控制 • 第二大功能:控制堆芯的冷却 • 第三大功能:对放射性产物的屏障控制
为了防止三道屏障发生缺陷 并在发生缺陷时限制其后果

核安全基本理论知识(ppt 41页)

核安全基本理论知识(ppt 41页)
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
R 单 损 位 害 时 间 P 单 事 位 件 时 间 C 事 损 件 害
11
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。
安全性和可靠性
安全可靠运行 堆芯熔毁概率低 取消厂外应急
经济性
寿命周期成本 资金风险水平
30
3.4 核安全文化
切尔诺贝利核电厂事故催生了核安全文化 IAEA-INSAG在1986年提交的《关于切尔诺贝利核电厂事
故后的审评总结报告》中首次使用了“安全文化(Safety Culture)”一词 1991年 安全文化》 “INSAG-4”《中,首次定义了安全 文化的概念,完整阐述了安全文化的理念,以及如何评价 安全文化的标准,并建立了一套核安全文化建设的思路和 策略。
核安全基本理论
赵强
CH-01-INT-01
哈尔滨工程大学核科学与技术学院
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
2
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
13
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
14
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。

核安全文化PPT课件

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1、切尔诺贝利事故的教训
1、切尔诺贝利事故的教训
正功率系数:20%功率以下以正功率系数为主
功率增加
蒸汽增加 水吸收减少 燃料吸收多 功率增加 流量下降
负功率系数:
?
功率增加 燃料温度增加 燃料吸收少
功率减少
1、切尔诺贝利事故的教训
事故经过情况: 4月25日
1:06 开始从100%满功率(热功率320万千瓦)工况下 开始降功率 3:47 降至50%功率,按计划关闭一台汽轮发电机组 14:00 按基辅电网调度要求,推迟降功率(如不推迟, 可在白班试验),以50%功率连续运行约10小时,氙毒上 升,不断提控制棒补偿反应性
(程序规定:有效棒数小于26根要经总工批准,实际 已小于此数) 23:10 开始继续降功率 24:00 交接班
1、切尔诺贝利事故的教训
事故经过情况:4月26日
0:05 继续降功率时,自动控制系统维持不住功率,热功 率降至72万千瓦以下(70万千瓦以下会出现正温度系数), 最低达3万千瓦
1:00 操纵员成功地将功率恢复为热功率20万千瓦
64.9 20
66.7 33
27.7
370708
30
119
NUCLEAR POWER PLANTS INFORMATION
另有6台长期停堆(未退役关闭)核电站
NUCLEAR POWER PLANTS INFORMATION
核反应堆的主要类型 典型压的水压堆水核压堆电水原堆站理核图电站原理图
蒸汽发生器 压力容器
物理性能耦合很弱,大 堆芯易引起氙震荡。
比较简单
设计充分
操纵员干预能力与设计 有关,简单设计过于依 赖人员,可靠性差。
无安全壳
有强健的安全壳 安全壳在万一发生事故 时能有效包容放射性物 质,减少外泄。

《核安全文化》课件

《核安全文化》课件

影响核安全文化的因素
1 组织文化
2 国家文化
核安全文化受到组织中价值观、行为准则 和体系等因素的影响。
不同国家的文化背景和传统观念会对核安 全文化的形成和发展产生影响。
3 社会文化
4 个人心理
社会的价值观念、道德期望和行为准则都 会对核安全文化产生一定的影响。
每个个体的心理状态、态度和行为习惯也 会对核安全文化的建设产生影响。
人们对核安全的认识和意识不断提高,形 成对核安全的全球共识。
3 创新技术
4 社会需求
新的技术手段将为核安全文化的发展提供 更多可能性和支持。
社会对能源安全和环境问题的关注将对核 安全文化的发展产生推动作用。
建立和提升核安全文化
1
安全管理和实践
2
建立科学的安全管理体系和实践标准,
确保核设施安全运营。
3
持续改进
4
不断进行反思和改进,完善核安全文 化建设的各个方面。
培训和教育
通过培训和教育,提高员工的核安全 意识和应对突发事件的能力。
推广意识
通过宣传和推广活动,提高公众对核 能安全的认识和理解。
核安全文化的评估
核安全文化的重要性
1 政治安全
2 经济利益
核安全文化直接关系到国家的政治安全和 国际间的合作与信任。
核安全文化对于保护核能利用的经济利益 具有重要意义,可以减少事故造成的经济 损失。
3 生态环境
4 社会发展
核安全文化对于保护环境和生态系统的可 持续发展具有直接影响。
核安全文化是社会发展的重要组成部分, 对于提高公众安全意识和核科技接受度至 关重要。
评估目的 评估方法 评估结果
核安全文化评估旨在了解和评价核能领域中的 安全文化现状和存在的问题。

核安全法培训PPT课件

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•14
[3]重大制度 NNSA •15
重大制度
核损害赔偿制度 立法过程几经辗转 确立了基本权利和责任
No.11公民、法人和其他组织依法享有获取核安全信息的权利,受到核损害的,有 依法获得赔偿的权利。
No.90 因核事故造成他人人身伤亡、财产损失或者环境损害的,核设施营运单位 应当按照国家核损害责任制度承担赔偿责任,……
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•2019/7/5
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SUCCESS
2019/7/5
权利和责任
核安全监管部门
承担许可的法律责任
No.75违反本法规定,有下列情形之一的,对直接负责的主管人 员和其他直接责任人员依法给予处分: (一)国务院核安全监督管理部门或者其他有关部门未依法 对许可申请进行审批的; ……
确立了基本框架
唯一责任:为核设施营运单位提供设备、工程以及服务的单位不承担核损害赔偿 责任
财务保障:投保责任保险或参加互助机制等 例外条款:战争、武装冲突、暴乱等情形除外
主观故意没有被纳入免责条款
•16
信息公开制度 信息公开的主体:
国务院有关部门 地方政府 营运单位
为原子能法的立法 流出空间
•10
[2]主要内容 NNSA •11
主要内容
主要内容 第一章 总 则 第二章 核设施安全 第三章 核材料和放射性废物安全 第四章 核事故应急 第五章 信息公开和公众参与 第六章 监督检查 第七章 法律责任 第八章 附 则
•12
主要内容
适用范围 包括:
重大制度
放射性废物管理制度
单位资质许可 No.43 专门从事放射性废物处理、贮存、处置的单位,应当向

核安全讲义

核安全讲义

目录第一章引论第一节核反应堆安全的概念第二节核反应堆安全性特性第三节核电厂的安全对策第四节核电安全思想的发展-----经验与教训第二章核电厂的安全设计第一节纵深防御的基本安全原则第二节单一故障准则及其应用第三节预防意外侵害的措施第四节设计基准事故准则-----核电厂安全设计原则第五节概率安全评价(PSA)第六节质量保证第七节核电厂的核安全许可证制度和安全监督第三章核电厂运行工况和事故分类-----运行期间安全性第一节核电厂运行工况分类第二节核电厂事故分类第三节核电厂运行限值和运行规程第四节核电厂的事故处理第五节应急计划第六节国际核事件等级表(INES)第四章安全文化第一节安全文化的特性和组成第二节安全文化的内容和要求第三节运行中的人因问题和安全文化第五章附录附录一严重事故附录二压水堆核电厂物项的安全分级第一章引论第一节核反应堆安全的概念核能的发现和利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。

1942年诞生了第一座核反应堆,到五十年代初期建成了将核能转变为电能的试验性核电厂。

截止1999年底,世界上运行中的核电机组共436台,总电功率为351718 MW,其中,轻水堆核电厂的份额占84.56%(压水堆占62.21%)。

随着压水堆的普及、运转和研究工作的深入,以及各国政府和工业界花费了巨大的经费和人力,对核安全技术作了不断的改进,建立起更加严格的核安全管理法规和体制,核电安全已达到了相当高的水平。

但是,在九千多堆年的核电厂运行历史中,已经发生了1979年三哩岛(TMI-2)核电厂事故,和1986年切尔诺贝利(Chernobyl-4)核电厂事故,这两起事故的后果非常严重,特别是有大量放射性物质释放到环境的切尔诺贝利核电厂事故,带来了环境、健康、经济和社会心理上的巨大影响,因此,反应堆安全问题仍然是当前核电发展中最重要的研究课题。

核电厂事故不但会影响其本身,而且会波及到周围环境,甚至会越出国界。

因此,对其安全和环境审查是件极其严肃的工作。

核安全文化讲座

核安全文化讲座
核安全文化的共享与推广
02
合作与交流的方式
核安全文化的交流与学习
合作项目的目标和成果
目标设定
成果展示
影响评估
合作项目的挑战和发展
挑战分析
发展预期
应对措施
核安全文化合作项目
国际核安全文化合作项目
项目名称
参与国家
执行期限
未来国际核安全文化发展将更加紧密,扩大影响范围,加强国际协作,共同维护全球核安全,确保未来世代的生存和发展。核安全文化将在国际合作中发挥更重要的作用,为全球核安全事业作出更大贡献。
依据相关法规和标准
监督检查的依据
及时反馈结果并改进不足
监督检查的结果反馈和改进
核安全文化风险管理的方法
风险评估
风险控制
应急预案制定
风险管理在核安全文化中的应用
风险管理贯穿于核安全文化全过程
确保核安全风险可控
风险管理工具
风险矩阵
风险登记册
风险评估报告
核安全文化风险管理
风险管理的重要性
风险管理是核安全的前提
个人自我约束,互相监督以确保安全
确保传承和持续改进
保证核安全理念代代相传,不断改进完善
核安全文化的理念
安全第一
将安全放在首位,保障人员和环境安全
核安全文化的要素
核安全文化需要领导层的积极参与,个体的责任意识,持续进行安全意识培养以及尊重传统和价值观的基础上不断完善。这些要素共同构成了一个健康的核安全文化体系。
核安全文化未来趋势
结尾
通过对国际核安全文化标准、共享、合作项目和未来趋势的讨论,我们深入了解了核安全文化在国际合作中的重要性和影响力。希望通过这次讲座,能够更加深入地了解和关注核安全文化,为全球核安全贡献自己的力量。

核安全文化PPT课件

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22
安全文化相关信息
我们发现,核电站的许多常规行动和实践都做 得很好,特别表现在: • 安全文化方面的管理信息均十分明确,具有
良好的导向。一旦发现情况,管理层能及时 作出保守决策,并向全员通报。
23
记住…
领导层对安全文化的建设负有绝对责任。
24
爱因斯坦说 核安全就像骑 自行车,一旦 放松警惕就会 人仰车翻。
组织文化 • 是一个组织在学习和应对问题过程中, 共同形成的基本看法。
文化 • 文化是一个群体的认知的总和。
2
…不同的文化
安全文化 • 是一个组织的价值观和行为准则,确保核安 全的重要性高于一切。领导者是这些价值观 和行为准则的执行榜样,组织内部其他成员 普遍效仿之。
3
安全文化准则
• 核安全文化面前,人人都责无旁贷。 • 领导者履行安全承诺。 • 让信任渗透到整个组织。 • 决策时秉承“安全第一”的原则。 • 认识到核技术的专业性和独特性。 • 培养质疑的工作态度。 • 积极组织学习。 • 对核安全文化进行持续审核。
通过以下6张幻灯片快速了解
17
雄狮还是猫咪?
构成核安全体系的多道屏障均已被破坏。 管理人员对过低的标准予以容忍;员工和管理层 对恶化了的现场条件和消防缺陷采取接受态度。 运行人员没有对电站阀门保持持续监控;报警和 数据异常等情况未得到快速响应。 电站针对运行改进制定了详细的计划,却没有就 核安全这一首要战略要素的推广和提升做出详细 规划。
18
建立学习机制
一些员工的行为表明,某些关键的核安全规则, 如在日常工作中履行和安全承诺,建立学习机 制,以及对核安全进行持续检验等等,均未落 到实处。结果,电站的核安全文化水平未能得 到预期的巩固和提升。

核反应堆安全分析-核安全-核技术-2.1核反应的安全系统-

核反应堆安全分析-核安全-核技术-2.1核反应的安全系统-
池式快堆
自然的安全性 非能动的安全性
固有安全性
固有安全堆
模块式 高温气冷堆
能动的安全性 后备的安全性
现行的反应堆
PWR BWR
过程固有最终 安全反应堆
IFR(Integral Fast Reactor)
高温气冷堆
MHTGR(Modular High Temperature Gas Reactor)
PIUSR(Process Inherent Ultimately Safety Reactor)
反应堆安全分析
第二章:核反应堆安全的安全系统
目录
2.1 反应堆的安全性 2.2 反应堆的安全功能 2.3 专设安全设施
2.1 反应堆的安全性 1)固有安全(Inherent Safety)定义
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和 安全停闭。
2)反应堆的4种安全性要素
自然的安全性 非能动的安全性 能动的安全性 后备的安全性
2.1 反应堆的安全性 2)反应堆的4种安全性要素 自然的安全性
负反应性温度系数 燃料的多普勒效应 控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则
非能动的安全性
惯性原理(如泵的惰转) 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)
2.1 反应堆的安全性 2)反应堆的4种安全性要素 能动的安全性 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
后备的安全性
由冗余系统反应堆的安全性 2)反应堆的4种安全性要素
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的安全性,控制反应 性或移出堆芯热量,使反应堆趋于正常运行和安全停闭。

核安全文化PPT课件

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控制保护系 统
比较简单
设计充分
操纵员干预能力与设 计有关,简单设计过 于依赖人员,可靠性
差。
安全壳
无安全壳
有强健的安全 壳
.
安全壳在万一发生事 故时能有效包容放射 性物质,减少外泄。-14-
切尔诺贝利事故中暴露的管理问题
管理问题
任意变更试验条件
安全分析不充分,技术规范和 运行规程不完备,人员培训不
3 运行人员培训不足,对机组特性缺乏理解,操 作人员没有掌握有关反应堆工艺过程的专门知识, 也不懂得反应堆潜在的危险;
4 工作大纲质量低劣,操作规程有缺陷,甚至有 错误;
5 从上到下,普遍缺少安全文化意识。
.
-13-
压水堆与切尔诺贝利核电站设计比较
项目
RBMK
PWR
安全意义
堆型
石墨水冷堆,具 压水堆,具有 负功率系数使反应堆
足 闭锁反应堆保护系统通道 旁路堆芯应急冷却系统 运行与管理人员缺乏对安全的
正确态度
无专责管理安全的高层领导 无事先充分准备的事故处理规

在安全上的意义
由于缺乏严格的审评制度,与核安全有关 的实验未经充分论证即付诸实施,带来巨
大隐患。
总体上把握机组状态很困难,致使机组处 于极不稳定的状态。
使机组失去自动保护功能。
.
-5-
1、切尔诺贝利事故的教训
切尔诺贝利核电站有4台电功率各为100 万 的石墨慢化沸水冷却压管式反应堆机组,事故 发生在4号机组,当时正在低功率工况下(计划 25%功率)做汽机惰转状态下的发电试验。试 验目的是验证在失去外电源的情况下,延长活 性区强迫冷却时间的可能性。
把试验看成一次非核试验,没有与负责运行 和安全的人员沟通,没有安全注意事项,没有 注意到可能的风险。

第二章_核安全综合知识

第二章_核安全综合知识
3
《核安全综合知识》
第二章 核能和核技术应用 复习内容
2.1 辐射源种类 2.2 反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识 2.3 放射性同位素在医学、工业、农业、食品加工等行业的应用 2.4 放射性同位素应用中的辐射安全问题 2.5 射线装置在医学、工业、农业等行业的应用 2.6 射线装置应用中的辐射安全问题 2.7 核燃料循环设施
7
《核安全综合知识》
2.2 反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识 知识要点: 反应堆生产放射性同位素
基本原理, 反应堆生产放射性同位素的产额, 辐照同位素过程中的辐射防护,
辐照同位素操作过程中必须采取一系列安全措施。其中包括:
(1) 必须使用远距离操作系统(如机械手)从反应堆的辐照管道(或辐照室)提取同位素 的样品盒,操作系统必须安全、可靠;
γ射线远距治疗机对病人进行照射时,除接受治疗的患者外,治疗 室内不应有其他人员。治疗室必须与控制室分开。设计屏蔽厚度时 应使相邻及附近地区的工作人员和居民所受的照射低于国家规定的 限值。
辐射监测
对放射性工作人员应进行个人剂量监测并建立个人剂量档案。 每次照射完后,应用剂量仪检查治疗室内的辐射水平,以判断源是
农药、化肥示踪 农副产品的辐照保鲜
辐照保鲜用源主要为60Co,活度3.7×1014Bq(1万Ci)以上。 刺激生物体生长
放射性同位素在食品加工中的应用
放射性同位素在食品加工中主要用于灭菌保鲜。 辐照过的酒可提高醇香度,相当于放置几年或几十年。 用放射性同位素辐照过的猪肉,保鲜期延长而味道不变。 12
2.8 核动力厂和其他反应堆
2.9 核动力厂和其他反应堆的安全问题
4
《核安全综合知识》
2.1 辐射源种类

核安全综合知识

核安全综合知识
废放射源的安全处置 对已不能满足使用或不再使用的闲置源,不得自行处理,特 别是不能任意丢弃、掩埋和挪做他用,应妥善保管,及时返 回厂家或送城市放射性废物库。对关并停转的企业和单位, 要有专人负责放射源的安全保卫工作,直至将放射源进行了 安全处置。
《核安全综合知识》
放射性同位素在农业和食品工业应用中的辐射安全
到消除静电的目的,可清除唱片、幻灯片、照相底片、摄影 镜头等上的灰尘。
《核安全综合知识》
放射性同位素在农业上的应用
辐射育种 进行辐射育种的辐射可以是χ射线、γ射线和中子,用得最 多的是60Coγ源。χ射线和γ射线辐照时,一般使用的剂量 范围为1.3×102―3.5×102Gy;对于中子辐照,一般使用的 剂量范围为 1010―1013n/cm2。
对工作人员、患者和公众的防护
γ射线远距治疗机对病人进行照射时,除接受治疗的患者外,治疗 室内不应有其他人员。治疗室必须与控制室分开。设计屏蔽厚度时 应使相邻及附近地区的工作人员和居民所受的照射低于国家规定的 限值。
辐射监测
对放射性工作人员应进行个人剂量监测并建立个人剂量档案。 每次照射完后,应用剂量仪检查治疗室内的辐射水平,以判断源是
(3)构成生物机体的主要元素C、N、O的(n,γ)反应截面很小,用反应 堆不能有效地生产临床诊断上很需要的这类同位素,而用小型回旋加速器 很容易制备11C、13N、15O等短寿命同位素,并可设置在医院内就近使用, 十分方便。
(4)加速器操作简单,可以随时启动或停机,工作安全,检查维修方便,工 作中放射性污染的危险性小。
放射源不再使用时,要存放在源库中,加强安全保卫,防止丢失被 盗,并及时返回生产厂家或送城市放射性废物库。
《核安全综合知识》
放射性同位素在工业应用中的辐射安全问题

第02章 核安全质量保证要求 119页PPT文档

第02章 核安全质量保证要求 119页PPT文档
• 全面质量管理
进入50年代以后,科学技术迅猛发展,生产力水平飞速提高。在这 情况下,仅在制造过程中实施质量控制已不足以保证产品的质量。 产品质量在很大程度上依靠对各种影响质量因素控制来实现,仅仅依 靠数理统计方法控制生产过程的产品质量远远不够,还需要一系列组 织管理工作。也就是说需要全方位的综合性组织管理理论和方法。 美国的费根堡姆和朱兰首先提出全面质量管理的思想概念。这些新 的理论和技术逐步被世界各国所接受。
• 核安全许可申请单位取证时,按国家核安 全法规要求,建立核安全质保体系。
• 在一个企业里,就有可能同时运行“ISO 9001”与“核安全HAF003”两套质保体系。
• 因此需理解共同点和不同点。
(1)HAF003是强制性法规
• HAF003是强制性法规,具有法律效力,民 用核设施营运单位必须遵守,HAF003规定 :为了履行保证公众健康和安全的责任, 营运单位必须遵循《中华人民共和国民用 核设施安全监督管理条例》和本规定的要 求制定相应的核电厂质量保证总大纲,并 报国家核安全部门审核。而我国国标 GB/T19001-2019(等同采用国际标准 ISO9001-2019)是推荐标准,非强制性的 ,企业根据自愿原则申请质量体系认证。
引言
QA必要性 确保核设施系统和设备(即物项)以及服务的高质量 确保核设施的安全 从选址到退役全过程采取严格的质量管理措施 良好的质量管理措施确保获得良好的质量 QA含义 质量保证是为了达到核设施的质量目标而形成的一套科学的管理模式 质量保证是一系列有计划的、系统的活动 质量保证是为验证针对各项活动的控制要求已正确地履行,产生达到质
• 需要说明,国际标准化组织ISO 9000系列标准与 我国《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)虽 然在主要的控制质量的要素上基本相同,但应注 意这两种质量体系的区别。

核安全综合知识核能和核技术应用

核安全综合知识核能和核技术应用
核安全综合知识核能和核技术应用
核平安综合知识
第二章 核能和核技术应用 考试要求: 熟悉辐射源的种类。 了解放射性同位素的根本特性。 了解反响堆和加速器生产同位素的根本知识。 了解放射性同位素在医学、农业、工业、食品加工等行业的
应用。 熟悉放射性同位素在医学、农业、工业、食品加工等行业的
应用中的辐射平安问题。 了解辐射产生器/设施的应用。 熟悉辐射产生器/设施在应用中的核与辐射平安问题。 了解与核燃料循环设施有关的根本知识。 熟悉核燃料循环设施核与辐射平安方面的主要问题。
多的是60Coγ源。χ射线和γ射线辐照时,一般使用的剂量 范围为1.3×102―3.5×102Gy;对于中子辐照,一般使用 的剂量范围为 1010―1013n/cm2。 农药、化肥示踪 农副产品的辐照保鲜 辐照保鲜用源主要为60Co,活度3.7×1014Bq〔1万Ci〕 以上。 刺激生物体生长 放射性同位素在食品加工中的应用 放射性同位素在食品加工中主要用于灭菌保鲜。 辐照过的酒可提高醇香度,相当于放置几年或几十年。
核平安综合知识
人工辐射源 非密封源 , 工作场所分级 :甲、乙、丙三个等级 放射性核素毒性分组 :放射性核素毒性分组详见
〔GB18871―2002〕附录D。 射线装置 , χ射线机 :χ射线机的种类很多,如诊断χ射线机、治疗χ
射线机、工业探伤χ射线机、χ射线分析仪等。 加速器 :利用电磁场使带电粒子〔如电子、质子、氘核
为了保证工作人员和附近居民的平安,可在有用的照射区外划出一 定范围作为控制区,设有醒目的辐射危险标志,控制区外边界上的 辐射剂量应低于对公众的剂量限值。
防止贮源井水污染
贮源水井是辐照室的重要平安设施,倒源、装源、换源等操作,均 在水下操作。因此,水的深度既要保证最大贮源量时井上人员的平 安,又要保证水下操作时,源上方仍有足够厚的水屏蔽层。

核安全课件

核安全课件

核安全课件核安全课件第一节民用核安全设备的特殊性民用核安全设备在设计、制造、质量控制和监管等方面有一系列有别于常规工业产品的特殊要求:1、设计基准的确定原则不同。

2、所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施(试验台架、回路等)均需通过国家核安全监管部门的认可。

3、所有核安全设备必须通过根据相关要求进行设备鉴定方可用于民用核设施中。

4、在核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺。

5、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得资格许可。

从事核安全设备的无损检验和焊接的个人也必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得资格。

6、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立和实施满足核安全法规HAF003等要求的质量保证体系,并且所有核安全相关活动都必须置于该质量保证体系的有效控制之下。

7、所有核安全设备的相关活动,包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在国家核安全监管部门的监督下实施,处于严格的受控状态。

8、对于具体设备而言,核电站核岛主设备:反应堆压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件,除考虑相应工作温度、压力条件外,还需考虑冷却剂腐蚀、核裂变中子辐照、冷却剂冲刷及冲刷引起的振动等恶劣环境长期工作40-60年,安全性要求极为严格10、满足标准,《民用核安全设备监督管理条例》(国务院第500号令)规定第二节民用核安全设备的核安全分级要求1设备分为核安全1级、核安全2级、核安全3级和非核安全级。

2核安全电气设备的分级是根据支持功能的安全重要性将电气设备分成1E级(安全级)和非1E级(非安全级)两个级别。

支承件的核安全级别是由主体设备确定的。

例如,核安全1级设备的支承件也是核安全1级。

第三节民用核安全设备标准(一)国内核安全设备标准,我国核安全设备目前使用国外的规范标准。

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《核安全综合知识》
人工辐射源
非密封源 ,
工作场所分级 :甲、乙、丙三个等级 放射性核素毒性分组 :放射性核素毒性分组详见 (GB18871―2002)附录D。
射线装置 ,
χ 射线机 :χ 射线机的种类很多,如诊断χ 射线机、治疗χ 射线机、工业探伤χ 射线机、χ 射线分析仪等。 加速器 :利用电磁场使带电粒子(如电子、质子、氘核及重 离子等)获得高能量的装置。按能量区分,有高能、 中能和低能加速器。主要讨论低能加速器辐射源。 韧致辐射、中子、感生放射性。产生的辐射有瞬发 辐射和缓发辐射 。 中子发生器 :利用直流电压,能量在1MeV以下,通过(d,n) 反应产生快中子的小型加速器。中子发生器加速离 子的能量不高,多数在 400KeV 以下,也有的到 600 KeV。它的电源电流容量较大,一般能达到毫安数量 级,高的可达数十毫安。利用 D ( d , n ) 3He 和 T ( d , n)4He反应获得2.5MeV和14MeV能量的单能中子。强 流中子发生器的中子产额可达到1012―1014n/s。
核燃料循环设施 ,
核燃料循环设施包括核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等。 后处理主要内容有:(1)除掉裂变产物;(2)回收未燃烧的 燃料;(3)回收生成的可裂变物质(如钚)等。
《核安全综合知识》
人工辐射源
核技术应用 密封源 ,
α放射源 :α放射源主要用于烟雾报警器、静电消除器和 放射性避雷器等的离子发生器。常用的α放射性 核素有210Po、238Pu、239Pu、241Am、235U、 238U等。 β放射源 : 低能光子源 : γ放射源 : 中子源 :
2.8 核动力厂和其他反应堆
2.9 核动力厂和其他反应堆的安全问题
《核安全综合知识》
2.1 辐射源种类
知识要点: 天然辐射源
宇宙射线 宇生放射性核素 原生放射性核素
人工辐射源
核设施 反应堆辐射源,
γ 辐射源 :瞬发、缓发、其他(俘获、n非弹散激发)γ 射线 中子源:瞬发(2-3/fi,2MeV,峰值约0.8MeV,1012-1015n/s.cm2)、 缓发中子(0.0158 /fi,能量较低)
《核安全综合知识》
2.3 放射性同位素在医学、工业、农业、食品加工等
《核安全综合知识》
加速器生产放射性同位素 基本原理 放射性药物生产过程 加速器生产放射性同位素的特点
加速器生产的放射性同位素与反应堆生产的放射性同位素相比,具有以下 一些特点: (1)反应堆中主要用(n,γ)反应生产同位素,所生成的同位素与靶材料 一般是同一元素。加速器用(p,n)、(d,n)、(α,n)等反应生产 同位素,所生产的放射性同位素与靶材料元素一般不相同,故易于化学分 离,可进行无载体同位素的生产,从而获得高纯度、高比度放射性同位素。 (2)加速器生产的同位素都是缺中子同位素,衰变时大多是电子俘获( EC) 或发射正电子(β+),不发射其它带电粒子(α、β等),所以可用γ相机 或正电子发射计算机断层扫描(PET)进行医学诊断,病人所受的剂量小。 例如甲状腺诊断采用加速器生产的I23I,病人所受的剂量只有用反应堆生产 的131I的1%。 (3)构成生物机体的主要元素C、N、O的(n,γ)反应截面很小,用反应 堆不能有效地生产临床诊断上很需要的这类同位素,而用小型回旋加速器 很容易制备11C、13N、15O等短寿命同位素,并可设置在医院内就近使用, 十分方便。 (4)加速器操作简单,可以随时启动或停机,工作安全,检查维修方便,工 作中放射性污染的危险性小。
《核安全综合知识》
第二章 核能和核技术应用 复习内容
2.1 辐射源种类 2.2 反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识 2.3 放射性同位素在医学、工业、农业、食品加工等行业的应用 2.4 2.5 2.6 2.7 放射性同位素应用中的辐射安全问题 射线装置在医学、工业、农业等行业的应用 射线装置应用中的辐射安全问题 核燃料循环设施
第二章(核安全)
《核安全综合知识》
第二章 核能和核技术应用 考试要求:
熟悉辐射源的种类。 了解放射性同位素的基本特性。 了解反应堆和加速器生产同位素的基本知识。 了解放射性同位素在医学、农业、工业、食品加工等行业的
应用。 熟悉放射性同位素在医学、农业、工业、食品加工等行业的 应用中的辐射安全问题。 了解辐射产生器/设施的应用。 熟悉辐射产生器/设施在应用中的核与辐射安全问题。 了解与核燃料循环设施有关的基本知识。 熟悉核燃料循环设施核与辐射安全方面的主要问题。
《核安全综合知识》
反应堆生产放射性同位素
基本原理, 反应堆生产放射性同位素的产额, 辐照同位素过程中的辐射防护,
辐照同位素操作过程中必须采取一系列安全措施。其中包括:
(1) 必须使用远距离操作系统(如机械手)从反应堆的辐照管道(或辐照室)提取同位素 的样品盒,操作系统必须安全、可靠; (2) 不管是用机械的、气动的还是用液压的方法,从辐照管道(或辐照室)内提取辐照样 品时,都不应损坏样品盒,使放射性物质逸出; (3) 从堆内提取的样品盒,在运输过程中应有监测仪器进行监测; (4) 样品盒应严格密封,特别是对于那些容易泄漏的气态或挥发性的同位素,如3H和 131I的样品盒,对其密封性必须进行严格的检查,必要时要采用双层密封; (5) 对于有腐蚀性的靶材,必须选用耐腐蚀性的样品盒。如生产203Hg时,由于汞能腐蚀 金属,它的泄漏会直接影响反应堆的安全,必须予以充分重视; (6) 选择靶材时,必须全面考虑在受辐照后,其物理、化学性能的变化。如由于辐照分解、 气体析出等引起样品盒内温度、压力的变化。在辐照时样品盒的爆炸将直接影响反应 堆的安全; (7) 样品盒的结构形式及机械强度应便于提取和运输; (8) 在辐照管道(或辐照室)的排风管或其它适当的位置上应设置连续工作的放射性气体 或微尘的监测装置,以便能及时发现样品盒的泄漏,并采取适当的安全措施。
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