8核反应堆工程概论第八章
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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。
28
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。
16
3、核反应堆的安全运行与管理
17
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。
3
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从核电厂释放的放
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
19
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）
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。
18
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。
24
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
25
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
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。
6
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
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。
9
2.2、多重屏障
为了防止正常运行或事故状态下放射性物质 泄漏外逸，所有的反应堆系统设计都采用多重 屏障的概念。 第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（10－3 cm）。除表面 外，绝大部分裂变碎片包容在芯块之中。气态 裂变产物如碘、氪和氙等核素，一部分会因扩 散而从燃料芯块中逸出。第一重屏障大约能留 住98％以上的放射性裂变产物。
8
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。
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
2
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
10
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。
11
2.2、多重屏障
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。
29
1、核反应堆运行工况与事故分类
30
四、严重事故
26
3、专设安全设施
目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等 事故时，堆芯发生熔化以及放射性物质向环境 外逸扩散。 主要包括： 安全注射系统或称应急堆芯冷却系统 安全壳喷淋系统 安全壳隔离系统 其他系统：安全壳消氢系统 安全壳空气净化系统 等等
27
三、确定论安全分析
1、核反应堆运行工况与事故分类 2、反应性引入事故 3、失流事故 4、热阱丧失事故 5、蒸汽发生器传热管破裂事故 6、蒸汽管道破裂事故 7、给水管道破裂事故 8、冷却剂丧失事故 9、未能紧急停堆的预计瞬变
核反应堆的最大特点之一是运行时要产 生大量放射性裂变物质，反应堆和一回路 是个巨大的辐射源。核电厂的首要问题是 无论在正常工况，或事故工况下，都能把 这些放射性物质安全地控制起来，确保工 作人员与公众的安全。 核电站采用的安全性原则是：
纵深设防，多重屏障
5
2.1、纵深设防
通常是通过三级安全防线的考虑来贯彻 第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建 造和运行中采用多种有效措施，把发生事故的 几率降到最小程度。
14
2.3、安全设计的基本原则
独立性原则：为了提高系统的可靠性，防止发生共 因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或 实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。 故障安全原则：核电厂安全极为重要的系统和部件 的设计，应尽可能贯彻故障安全的原则。即核系统 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： 运行人员操作优化的设计： （人因的影响） 充分采用固有安全性的设计原则：
12
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。
15
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。
21
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
22
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：
20
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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2.3、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。
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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
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。
厂设计中考虑的所有事故，甚至对于哪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；确保哪些会带来严重放 射性后果的严重事故发生的概率非常低。 核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于1×10－4/ （堆.年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于1×10－5/（堆. 年）。
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Байду номын сангаас、核反应堆的安全原则
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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。
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3、核反应堆的安全运行与管理
17
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。
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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从核电厂释放的放
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
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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）
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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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
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
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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2.2、多重屏障
为了防止正常运行或事故状态下放射性物质 泄漏外逸，所有的反应堆系统设计都采用多重 屏障的概念。 第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（10－3 cm）。除表面 外，绝大部分裂变碎片包容在芯块之中。气态 裂变产物如碘、氪和氙等核素，一部分会因扩 散而从燃料芯块中逸出。第一重屏障大约能留 住98％以上的放射性裂变产物。
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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。
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
10
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
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
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3、专设安全设施
目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等 事故时，堆芯发生熔化以及放射性物质向环境 外逸扩散。 主要包括： 安全注射系统或称应急堆芯冷却系统 安全壳喷淋系统 安全壳隔离系统 其他系统：安全壳消氢系统 安全壳空气净化系统 等等
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三、确定论安全分析
1、核反应堆运行工况与事故分类 2、反应性引入事故 3、失流事故 4、热阱丧失事故 5、蒸汽发生器传热管破裂事故 6、蒸汽管道破裂事故 7、给水管道破裂事故 8、冷却剂丧失事故 9、未能紧急停堆的预计瞬变
核反应堆的最大特点之一是运行时要产 生大量放射性裂变物质，反应堆和一回路 是个巨大的辐射源。核电厂的首要问题是 无论在正常工况，或事故工况下，都能把 这些放射性物质安全地控制起来，确保工 作人员与公众的安全。 核电站采用的安全性原则是：
纵深设防，多重屏障
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2.1、纵深设防
通常是通过三级安全防线的考虑来贯彻 第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建 造和运行中采用多种有效措施，把发生事故的 几率降到最小程度。
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2.3、安全设计的基本原则
独立性原则：为了提高系统的可靠性，防止发生共 因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或 实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。 故障安全原则：核电厂安全极为重要的系统和部件 的设计，应尽可能贯彻故障安全的原则。即核系统 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： 运行人员操作优化的设计： （人因的影响） 充分采用固有安全性的设计原则：
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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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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。
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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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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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2.3、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。
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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
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。
厂设计中考虑的所有事故，甚至对于哪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；确保哪些会带来严重放 射性后果的严重事故发生的概率非常低。 核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于1×10－4/ （堆.年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于1×10－5/（堆. 年）。
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Байду номын сангаас、核反应堆的安全原则