8核反应堆工程概论第八章

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2、反应堆的安全功能

为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全 设施应发挥以下特定的安全功能：
有效地控制反应性 确保堆芯冷却 包容放射性产物

反应性控制
紧急停堆控制 功率控制 补偿控制
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2、反应堆的安全功能

确保堆芯冷却
正常运行工况 反应堆停闭工况 反应堆事故工况

包容放射性产物
正常运行时 事故工况下
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2.2、多重屏障
第二重屏障：燃料元件包壳管 用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防 止气体裂变产物以及裂变碎片进一步外逸。对 于高温气冷堆，燃料呈颗粒状，每颗粒子都有 热介碳涂层包壳。 压水堆正常运行时，数以万计的燃料棒中 可能会有少数几根棒发生破裂，致使少量放射 性物质从第二重屏蔽泄漏。
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2.2、多重屏障
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3、核反应堆的安全运行与管理


1986年切尔诺贝利核电厂事故的发生，引发了核安 全文化概念的提出和发展。 核安全文化的定义： 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。 与核安全相比，核安全文化是一种意识形态。


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。 核反应堆严重事故可以分为两大类： 堆芯熔化事故（CMAs）：由于堆芯冷却不充 分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发 展较为缓慢，时间尺寸为小时量级。 堆芯解体事故（CDAs）：由于快速引入巨大的 反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其 发展非常迅速，时间尺寸为秒量级。
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二、核反应堆的安全系统
1、反应堆的安全性 2、反应堆的安全功能 3、专设安全设施
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1、反应堆的安全性

国际核能界认为现有核电厂系统过于复杂，必 须着力解决设计思想上的薄弱环节，提出应以 固有安全概念贯串于核电厂设计安全的新论 点。 固有安全性定义：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的安全性，控制 反应堆或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运 行和安全停堆。 固有安全性包括四种安全性要素：
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2.1、纵深设防
第三级安全性考虑：要求在发生某些假想 事故而一些保护系统又同时失效时，必须有另 外的专设安全设施投入动作。 例如：应急堆芯冷却系统（ECCS），以防止失 水事故下燃料的熔化以及裂变产物的释放。 根据三级安全性考虑的纵深设防原则，可 以制定出一套通用的设计准则，并对核电站的 各种部件、系统建立起设计、制造、试验、运 行等各种安全规范。
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2.2、多重屏障
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体 之内，后者是防止放射性物质向外环境扩散的 最后一道屏障。 安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形 密封建筑。直径约30－40米，总高约60米。通 常由厚1米的预应力混凝土结构制成，内有厚约 38毫米的钢制衬套。整个一回路即压力容器、 稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急堆芯冷却 系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
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1、核安全的目标
安全的总目标：
在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。
辅助目标： 辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及பைடு நூலகம்核电厂释放的放
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，还保证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
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必 要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽 责，满足核安全的要求，核安全文化才会得到 发展和提高。
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4、核安全法规及安全监督


国家核安全管理部门： 国家核安全局（现隶属国家环保总局）成立于 1984年10月，由国务院授权，对全国的核设施 安全实施统一的监督，独立地行使核安全监督 权。 核安全法规： 核安全法规包括由国家颁布的法律和行政法 规，由核安全的要求保证监管机构颁发的部门 规章、国家标准和导则以及由工业部门制定的 行业标准等。
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4、核安全法规及安全监督

核安全许可证制度 根据《中华人民共和国民用核设施安全监 督管理条例》规定，我国已实行核设施安全许 可证制度。由国家核安全局负责制定和批准颁 发核设施安全许可证。 核电厂的许可证按五个主要阶段申请和颁发：
• 核电厂的选址定点 • 核电厂的建造 • 核电厂的调试 • 核电厂的运行 • 核电厂的退役
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2.1、纵深设防
第二级安全考虑：要求核电站必须设置可靠的 安全保护系统。一旦发生事故，该系统能对人 身与设备进行安全保护，防止或减少事故的危 害。 内容： τ 反应堆有两套独立的停堆系统 τ 必须备有两套独立的电源。包括两路分开的厂 外电源、厂内事故电源以及能够快速启动且有 一定冗余数量的柴油发电机组。此外还应有为 仪表供电的蓄电池直流电源
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4、核安全法规及安全监督
国务院颁发的行政法律：
《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF0500） 《中华人民共和国核材料管制条例》（HAF0600）
国家核安全局制定了《中华人民共和国民用核设施安全监督管 理条例的实施细则》以及以下的安全法规：
《核电厂的厂址选择安全规定》（HAF0100） 《核电厂设计安全规定》（HAF0200） 《核电厂运行安全规定》（HAF0300） 《核电厂质量保证安全规定》（HAF0400） 《核电厂放射性废物管理安全规定》（HAF0500） 《辐射防护规定》（GB8703－88） （国家环保局发布或批准） 《核电站环境辐射防护规定》（GB6249－86）（国家环保局发布或批准）
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3、核反应堆的安全运行与管理
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3、核反应堆的安全运行与管理

核安全文化作用于或表现在下面两个领域 核电厂领导阶层和国家政策方面：
他们必须通过自己的具体行为为每一个工作人员创造 有益于核安全的工作环境，培养他们重视核安全的工作态 度和责任心。领导层对核安全的参与必须是公开的，而且 有明确的态度。
第三重屏障：压力容器与一回路管道组成的压 力边界 流经燃料元件的一次冷却剂是被限制在压 力容器与一个或数个一回路环路内流动的，这 个压力容器与一回路管道，组成了又一道密封 屏障，可进一步防止放射性物质外逸。后者包 括从燃料棒泄漏出来的裂变产物，同时也包括 冷却剂中产生或进入冷却剂的活化物质。在绝 大多数反应堆中，大部分放射性物质可以通过 冷却剂净化系统除去。
核能技术设计研究院
第八章：核反应堆安全
核反应堆工程概论
第八章：核反应堆安全
一、核反应堆安全的基本原则 二、核反应堆的安全系统 三、确定论安全分析 四、严重事故 五、核反应堆安全分析模型及程序 六、概率安全评价法 七、几个概念
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一、核反应堆安全的基本原则
1、核安全的目标 2、核反应堆的安全原则 3、核反应堆的安全运行与管理 4、核安全法规及安全监督
要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安 全特性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备 必须有冗余度和可检查性及运行前整个工作寿期内 的可试验性。 冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似 部件或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
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2.1、纵深设防
内容： τ 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 τ 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃 料、冷却剂及与安全有关的结构物 τ 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度 τ 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必 须有质保 τ 部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许 对它们进行定期试验
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1、核反应堆运行工况与事故分类

正常运行和运行瞬变
这类工况出现较频繁，所以要求整个过程中无需停堆，只要依 靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节 到所要求的状态，重新稳定运行。

中等频率事件，或称预期运行事件
出现几率相对较大，但后果并不严重。采取停堆、禁止提棒、 排放蒸汽等措施，可防止事故的进一步扩大，不会损坏堆芯和一回 路。

稀有事故
工作寿期内不一定发生，但仍有可能发生。少量元件可能损 坏，但不会严重损坏堆芯，一回路的完整性不会受到损坏，放射性 物质可能会有微量扩散，但不影响厂区外的环境。

极限事故
一般不会发生，但一旦发生后果严重，导致放射性物质扩散， 对公众造成严重的危害。
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1、核反应堆运行工况与事故分类
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四、严重事故
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
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1、反应堆的安全性
固有安全性包括四种安全性要素： 自然的安全性：只取决于内在负反应性系数、多普勒效 应、控制棒籍助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事 故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔 化。 非能动的安全性：建立在惯性原理（如泵惰转）、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）的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。 能动的安全性：必须依靠能动设备（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：指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质 逸出的多重屏障提供的安全性保证。
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2.3、安全设计的基本原则
一般原则：采用行之有效的工艺和通用的设计标 准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何设 计变更中必须明确安全职责。 基本原则： 单一故障准则：满足单一故障准则的设备组 合，在其任何部位发生单一随机事故时，仍能 保持所赋予的功能。 多样性原则：多样性应用于执行同一功能的多 重系统或部件，即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。