核电质量保证课件
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核电站原理与系统ppt课件
2018/10/22 11
□ 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打 开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA 的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线 上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时 注入阶段以小流量向冷管段注入。 □ 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭 状态。 ③两条并联的热段注入管线 这两条管线是在 冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线 分别向两个环路热管段注入。 2018/10/22 12
一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.5～25mm）或二 回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低 而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新 建立稳压器水位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时， 向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃 料元件温度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口 失水事故。这是专设安全系统的设计基准事 2018/10/22 4 之一。
5.2 安全注入系统 （RIS） 5.2.1 RIS系统功能
3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起 的正反应性。（必要时应停堆）
二、辅助功能
1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水 池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电 源）为惰转的主泵提供轴封水；
2018/10/22 5
5.2.2 系统的组成
RIS分为三个子系统：
1、高压安全注入系统（HHSI）
2、低压安全注入系统（LHSI）
以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入 动力。 3、中压安全注入系统（MHSI）
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气 压力实现安注。
□ 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打 开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA 的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线 上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时 注入阶段以小流量向冷管段注入。 □ 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭 状态。 ③两条并联的热段注入管线 这两条管线是在 冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线 分别向两个环路热管段注入。 2018/10/22 12
一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.5～25mm）或二 回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低 而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新 建立稳压器水位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时， 向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃 料元件温度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口 失水事故。这是专设安全系统的设计基准事 2018/10/22 4 之一。
5.2 安全注入系统 （RIS） 5.2.1 RIS系统功能
3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起 的正反应性。（必要时应停堆）
二、辅助功能
1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水 池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电 源）为惰转的主泵提供轴封水；
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5.2.2 系统的组成
RIS分为三个子系统：
1、高压安全注入系统（HHSI）
2、低压安全注入系统（LHSI）
以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入 动力。 3、中压安全注入系统（MHSI）
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气 压力实现安注。
核电知识介绍PPT课件
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5
0. 核电原理(五)
压水堆核电厂原理
压水堆核电厂主要由压水反应堆、 反应堆冷却剂系统（简称一回路）、 蒸汽和动力转换系统（又称二回 路）、循环水系统、发电机和输配 电系统及其辅助系统组成，其流程 原理如图2.1所示。通常将一回路 及核岛辅助系统、专设安全设施和 厂房称为核岛。二回路及其辅助系 统和厂房与常规火电厂系统和设备 相似，称为常规岛。电厂的其他部 分，统称配套设施。实质上，从生 产的角度讲，核岛利用核能生产蒸 汽，常规岛用蒸汽生产电能。
反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上 发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
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2
0. 核电原理(二)
什么是核能与核裂变？
世界上一切物质都由原子构成。原子由带正电的原子核和围 绕它高速旋转的带负电的电子构成，原子核由质子和中子构 成。中子撞击原子核引起原子核裂变，裂变的过程释放出能 量，同时又产生了新的中子。新产生的中子引起新的原子核 裂变，裂变反应连续不断地进行下去，同时不断产生能量。
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7
1. 核电简史（一）
1954年，苏联建成世界上第一座核电站——奥布宁斯克核电 站。到1960年,有5个国家建成20座核电站，装机容量1,279兆 瓦。到1966年，核能发电的成本已低于火力发电的成本，核 能发电真正迈入实用阶段。 1978年全世界22个国家和地区正在运行的30兆瓦以上的核电 站反应堆已达200多座，总装机容量已达107,776兆瓦；到 1991年，全世界近30个国家和地区建成的核电机组为423套， 总容量为3.275亿千瓦，其发电量占全世界总发电量的约16％。
CPR-1000方案。CPR-1000是目前国内自主化水平、安全可
靠性、成熟性、经济性等各方面较具竞争力的核电技术方案，
核电行业ppt课件
是一个国际性的核电安全审查组织，负责对各国核电安全进行评估和 审查。
国际核电保险共同体（INES）
是一个国际性的核电保险组织，为全球核电站提供保险服务，分摊风 险。
05
核电的经济与社会 影响
核电的经济性分析
核电的经济性
核电是一种低成本、高效率的能 源供应方式，能够为国家和地区 的经济发展提供稳定的电力支持 。
安全管理
核电站运营过程中需严格遵守安全规定，确保放射性物质得到妥善 管理和控制。
维护与检修
定期对核电站进行维护和检修，确保其设备处于良好状态，延长使 用寿命。
人员培训
对核电站工作人员进行专业培训，提高其技能和素质，确保核电站的 安全稳定运行。
核电站退役与废物处理
退役计划
核电站运行达到设计寿命后，需制定详细的退役计划，确保放射性物质得到妥 善处理和处置。
应对措施
加强应急预案制定和演练， 提高应对核事故的能力；加 强国际合作，共同应对核安 全挑战。
国际核电安全标准与合作
国际原子能机构（IAEA）
是全球核能领域的权威机构，负责制定和推广国际核电安全标准。
核能机构间合作组织（ICRP）
是一个国际性的核能合作组织，致力于推动全球核电安全和可持续发 展。
国际核电安全审查团（IRSG）
近年来，随着气候变化和能源安全问题的 日益严峻，核电重新受到重视，许多国家 开始加大核电投资和研发力度。
核电的优势与挑战
优势
核电作为一种高效、清洁、可靠的能源，具有稳定供电、节能减排、促进经济发展等优点。
挑战
核电建设和运营过程中存在安全、核废料处理、公众接受度等问题，同时核电技术研发和设备制造也面临诸多挑 战。
核电行业ppt课件
国际核电保险共同体（INES）
是一个国际性的核电保险组织，为全球核电站提供保险服务，分摊风 险。
05
核电的经济与社会 影响
核电的经济性分析
核电的经济性
核电是一种低成本、高效率的能 源供应方式，能够为国家和地区 的经济发展提供稳定的电力支持 。
安全管理
核电站运营过程中需严格遵守安全规定，确保放射性物质得到妥善 管理和控制。
维护与检修
定期对核电站进行维护和检修，确保其设备处于良好状态，延长使 用寿命。
人员培训
对核电站工作人员进行专业培训，提高其技能和素质，确保核电站的 安全稳定运行。
核电站退役与废物处理
退役计划
核电站运行达到设计寿命后，需制定详细的退役计划，确保放射性物质得到妥 善处理和处置。
应对措施
加强应急预案制定和演练， 提高应对核事故的能力；加 强国际合作，共同应对核安 全挑战。
国际核电安全标准与合作
国际原子能机构（IAEA）
是全球核能领域的权威机构，负责制定和推广国际核电安全标准。
核能机构间合作组织（ICRP）
是一个国际性的核能合作组织，致力于推动全球核电安全和可持续发 展。
国际核电安全审查团（IRSG）
近年来，随着气候变化和能源安全问题的 日益严峻，核电重新受到重视，许多国家 开始加大核电投资和研发力度。
核电的优势与挑战
优势
核电作为一种高效、清洁、可靠的能源，具有稳定供电、节能减排、促进经济发展等优点。
挑战
核电建设和运营过程中存在安全、核废料处理、公众接受度等问题，同时核电技术研发和设备制造也面临诸多挑 战。
核电行业ppt课件
核电站工作原理与RCP课件
RCP系统的安全保障措施
高温高压保护
RCP系统设有高温高压保护措施，当系统温度或压力超过设定值 时，会自动触发安全阀或紧急停堆系统，确保系统安全。
泄漏监测
RCP系统设有泄漏监测系统，能够实时监测冷却剂的泄漏情况，及 时发现并处理泄漏问题。
备用电源
RCP系统设有备用电源系统，在主电源失效时能够自动切换到备用 电源，确保系统的正常运行。
记录与报告
根据实际情况，操作员需对控制系统进行 适当的调整，以优化系统性能。
对运行过程中的重要参数进行记录，并及 时报告异常情况。
RCP系统紧急停堆流程
紧急停堆命令发布
在发生紧急情况时，相关部门会发布紧急停 堆命令。
关闭热交换器
通过控制室快速关闭热交换器，防止热量继 续传递。
快速停运主泵
立即关闭主泵，并确保冷却剂停止流动。
和维护。
核电站安全检查与评估
03
定期对核电站进行安全检查和评估，确保核电站符合安全标准
。
核电站环境保护措施
放射性物质排放控制
通过有效的放射性物质处理和储存措施，减少核电站运行过程中对 环境的放射性污染。
废液处理与处置
对核电站产生的废液进行有效的处理和处置，防止废液对环境造成 污染。
固体废物管理
对核电站产生的固体废物进行分类、处理和处置，确保废物得到妥善 处理。
重水堆核电站
利用重水作为减速剂和冷却剂，能够 利用天然铀作为燃料，具有较高的燃 料利用率。
CHAPTER 02
核电站工作原理
核裂变原理
核裂变
是指由重的原子核分裂成 两个或多个较小的原子的 一种核反应形式。
链式反应
在裂变过程中，每一个裂 变原子核会产生更多的裂 变原子核，形成链式反应 。
汲取福岛事故经验教训提高核电安全水平辐射防护大会课件
Okuma Line 1L
Okuma Line 2L
Okuma Line 3L
Okuma Line 4L
福岛第一核电厂在受海啸袭击后的供电状态
Fukushima Daiichi Units 1-4 No surviving power source
Okuma Line 1L, 2L
Receiving circuit breaker damaged in earthquake
6.9kV bus-bar
P
Ｄ/Ｇ
Ｄ/Ｇ Cooling Ｄ/Ｇ
system
２Ｈ
２Ａ
２Ｂ
Unit 2 emergency system power supply
6.9kV bus-bar
P
Ｄ/Ｇ
Ｄ/Ｇ Cooling Ｄ/Ｇ
system
３Ｈ
３Ａ
３Ｂ
Unit 3 emergency system power supply
sources
・Tomioka Line 2 was shut down to prevent a transmission grid
failure.
500kV bus-bar
66V bus-bar
・ The DG× signifies loss of function due to either “M/C failure,” “loss of sea water system,” or “DG main unit failure.”
13
日本核电厂抗震性能评估及抗震改进 一是作为领导干部一定要树立正确的权力观和科学的发展观，权力必须为职工群众谋利益，绝不能为个人或少数人谋取私利
14
核电站安全ppt课件
处理措施
• 隐蔽 • 服用稳定性碘片 • 食物和饮水控制 • 出入通道的管制 • 撤离 • 去污 • 发布应急信息命令
隐蔽
• 隐蔽是让人们停留在房屋内，关闭门窗，关闭通风系统， 再采取简易必要的个人防护措施。隐蔽对于防护放射性烟 羽和地面沉积外照射非常有效，对减少吸入产生的内照射 也有一定的效用。
• 中期阶段:从放射性开始释放后的最初几小时起一直延续 几天到几星期的这段时间。一般说来，本阶段开始时，大 部分释放已经发生，而且大部分放射性物质可能已沉积于 地面，除非释放的全是惰性气体。
• 晚期阶段:也称恢复期，自事故中期之后延续几周到几年 的这段时间。当有大量的放射性物质释放时，应根据事故 不同阶段可能的照射途径采取相应的防护措施。
选址标准 1. 要求很高，符合地点很少
2. 核电站对环境的影响，环境对核电站的影 响
3. 关于中国核电站的选址
核泄漏屏障 • 核泄漏是人们对核电站最大的担心 • 四道屏障保护法
四道屏障保护法一． 核电站源自心部件—核燃料棒的新型材料 二． 核燃料元件的包核采用优质的铬合金制造 三． 压力壳 四． 安全壳
防袭击
• 目前为止，世界上没有核电站遭受攻击的先例 • 核电站一旦被袭击，即使当时死伤人数不多，人们对核辐
射的惶恐心态将久久难以平息 • 我国的防御体系较为完善 • 贸然袭击一个国家的核电站，实际上等于向全世界所有核
电设施宣战
核电站事故应急措施
根据事故阶段和照射途径采取适当防护措施
• 早期阶段:由出现明显的放射性物质释放的先兆（即开始 认识到可能出现场外后果）到释放开始以后的最初几小时 的这段时间。
抗地质灾难
• 充分考虑地震和其他自然灾害因素
• 在防强地震方面采取有效措施
核电站质量保证和质量控制培训课件
03
强调可持续发展和环保
国际核电站质量保证和质量控制越来越注重可持续发展和环保，通过优
化设计和生产工艺，降低能耗和排放，提高资源利用效率。
我国核电站质量保证和质量控制的发展现状和挑战
发展现状
我国核电站质量保证和质量控制经过多年的发展，已经取得 了一定的成果，建立了较为完善的质量管理体系和技术标准。
建议
加强人才培养和技术研发，完善质量管理体系和技术标准，加强安全监管力度， 推动核电站质量保证和质量控制持续发展。
THANKS
感
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核电站质量保证和质量控制的基本概念和原则；
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核电站质量事故的预防与处理。
核电站质量保证和质量控制培训的方法和形式
01
02
03
04
方法
采用理论授课、案例分析、实 践操作相结合的方式，注重培
养员工的实际操作能力。
课堂讲授
讲解核电站质量保证和质量控 制的基本概念和原则；
核电站质量控制的标准和流程
要点一
总结词
要点二
详细描述
核电站质量控制的标准和流程
核电站质量控制的标准包括国际原子能机构（IAEA）的相 关标准和国内的相关法规和标准等。核电站质量控制流程 一般包括策划、实施、检查和改进等阶段，涉及到的文件 包括质量计划、质量检查单、质量评估报告等。这些标准 和流程能够有效地规范和指导核电站的质量控制工作，确 保其符合相关法规和标准的要求。
案例分析
分析核电站质量事故的原因、 处理及预防措施；
实践操作
在模拟机上进行实际操作，掌 握核电站各环节的质量控制要
求和方法。
核电站质量保证和质量控制培训的效果评估和改进
有关核电安全pptPPT课件
04
核电安全风险评估与控制
核电安全风险识别
核电安全风险定义
核电安全风险来源
核电安全风险是指在核电站运行、维 护、退役等过程中可能出现的不利事 件或事故，可能对人员、环境、设施 等造成危害。
核电安全风险主要来源于核电站内部 的核反应、放射性物质、以及相关设 施和操作过程。此外，外部事件如地 震、洪水、恐怖袭击等也可能对核电 站安全造成威胁。
应急电源和冷却水供应系统
确保在事故情况下，核电站有足够的 电力和冷却水供应，维持必要的安全 功能。
应急响应中心
设立应急响应中心，配备必要的设备 和人员，负责协调核电站应急响应工 作。
应急物资储备
储备必要的应急物资，如防护服、呼 吸器、探测仪器等，以备不时之需。
应急疏散区
设立应急疏散区，用于疏散周边居民 和工作人员，避免事故影响扩大。
确保在反应堆运行过程中，即使出现冷却 剂丧失事故，也能通过余热排出系统将堆 芯余热排出，防止燃料过热或熔化。
安全壳
辅助系统
用于包容和隔离反应堆厂房和放射性物质 ，防止放射性物质外泄。
包括化学水处理系统、废液处理系统、通 风系统等，确保核电站正常运行和事故情 况下安全。
辐射防护设施
辐射监测系统
实时监测核电站周围环境的辐射水平，以及工作场所和设备的辐射泄 漏情况。
标准，并设立监管机构对核电站进行安全监管。
03
国际核电安全合作
国际核电安全合作对于提高全球核电安全水平至关重要，各国之间可以
互相学习、交流经验，共同推进核电安全技术的发展。
02
核电安全设施与技术
反应堆安全设施
反应堆停堆系统
堆芯冷却系统
用于在紧急情况下迅速停止核反应，包括 控制棒插入和紧急停堆按钮等。
《核能发电技术》课件
ERA
核辐射与安全标准
核辐射种类
包括α、β、γ射线等，具有穿透能力和电离作用。
安全标准
为保障人体健康，规定了核辐射的最大容许剂量和暴露时间。
监测设备
用于实时监测核辐射水平和提供预警。
核反应堆安全系统
反应堆冷却系统
确保反应堆在正常或异常情况下能够得到有效冷却。
安全壳
用于容纳反应堆和防止放射性物质外泄。
ERA
核反应堆
核反应堆定义
核反应堆是核能发电的核心设施，通过可控核裂 变反应产生热能。
核反应堆类型
根据用途和设计，核反应堆有多种类型，如轻水 堆、压水堆、沸水堆等。
核反应堆结构
核反应堆由堆芯、反射层、冷却剂系统等部分组 成，各部分协同工作以维持核裂变反应。
蒸汽发生器
01
02
03
蒸汽发生器作用
蒸汽发生器利用反应堆产 生的热能将水转化为蒸汽 ，驱动涡轮机转动。
核能与风能结合
风能和核能在能源生产上也有互补性，风能的波动性和核能的稳定性可以相互补充，提高 能源供应的稳定性。
核能与地热能结合
地热能和核能在能源生产上也有互补性，地热能的稳定性和核能的效率可以相互补充，提 高能源供应的效率和稳定性。
THANKS
感谢观看
核能发电优势
核能发电具有高效、低成本、低污染等优势。核能发电的能量密度高，能够实现大规模 发电，且运行成本相对较低。同时，核能发电不依赖于化石燃料，减少了温室气体排放
。
核能发电挑战
核能发电也存在一些挑战，如核安全、核废料处理、公众接受度等。核能发电存在潜在 的放射性泄漏风险，需要严格的安全措施来保障。此外，核废料的处理和处置也是一大 难题，需要高度专业化的设施进行处理和长期储存。另外，由于核能技术的特殊性，公
核辐射与安全标准
核辐射种类
包括α、β、γ射线等，具有穿透能力和电离作用。
安全标准
为保障人体健康，规定了核辐射的最大容许剂量和暴露时间。
监测设备
用于实时监测核辐射水平和提供预警。
核反应堆安全系统
反应堆冷却系统
确保反应堆在正常或异常情况下能够得到有效冷却。
安全壳
用于容纳反应堆和防止放射性物质外泄。
ERA
核反应堆
核反应堆定义
核反应堆是核能发电的核心设施，通过可控核裂 变反应产生热能。
核反应堆类型
根据用途和设计，核反应堆有多种类型，如轻水 堆、压水堆、沸水堆等。
核反应堆结构
核反应堆由堆芯、反射层、冷却剂系统等部分组 成，各部分协同工作以维持核裂变反应。
蒸汽发生器
01
02
03
蒸汽发生器作用
蒸汽发生器利用反应堆产 生的热能将水转化为蒸汽 ，驱动涡轮机转动。
核能与风能结合
风能和核能在能源生产上也有互补性，风能的波动性和核能的稳定性可以相互补充，提高 能源供应的稳定性。
核能与地热能结合
地热能和核能在能源生产上也有互补性，地热能的稳定性和核能的效率可以相互补充，提 高能源供应的效率和稳定性。
THANKS
感谢观看
核能发电优势
核能发电具有高效、低成本、低污染等优势。核能发电的能量密度高，能够实现大规模 发电，且运行成本相对较低。同时，核能发电不依赖于化石燃料，减少了温室气体排放
。
核能发电挑战
核能发电也存在一些挑战，如核安全、核废料处理、公众接受度等。核能发电存在潜在 的放射性泄漏风险，需要严格的安全措施来保障。此外，核废料的处理和处置也是一大 难题，需要高度专业化的设施进行处理和长期储存。另外，由于核能技术的特殊性，公
汲取福岛事故经验教训提高核电安全水平课件
沟通渠道不畅
政府、核电站运营商和当地社区 之间的信息沟通不畅，导致救援 工作受阻，也加剧了民众的恐慌 情绪。
03
提高核电安全水平的措施
强化核安全监管体系
建立严格的核设施安全评估制度
01
对核设施的设计、建造、运行等各个环节进行全面、系统的安来自全评估，确保设施的安全性。
加强核设施安全监管力度
02
加大对核设施的日常监管和定期检查力度，及时发现和纠正安
推进核电技术研发与创新
加强核电技术研发
加大对核电技术的研发力度，推动核电技术的创新和升级。
推广先进核电技术
积极推广先进的核电技术，提高核电的安全性和经济性。
加强国际合作与交流
加强与国际原子能机构的合作与交流，引进国际先进的核电技术 和经验。
加强信息沟通与公开机制
1 2
建立信息共享平台
建立核电行业的信息共享平台，促进信息交流和 共享。
加强信息公开透明度
及时公开核电设施的运行状况和相关信息，提高 信息公开透明度。
3
加强媒体沟通和舆论引导
加强与媒体的沟通和合作，及时回应社会关切和 舆论引导。
04
国际核电安全发展趋势与借鉴
国际核电安全法规标准的完善
总结词
国际原子能机构（IAEA）等国际组织在核电安全方面制定了一系列法规标准和导 则，各国也根据自身实际情况制定了相应的核电安全法规和标准。这些法规标准 的完善对于提高核电安全水平具有重要意义。
风险评估和应急预案不足
核电站运营方对潜在的风险评估不足，缺乏有效的应急预案，导致事故发生后 无法迅速应对。
应急响应能力的不足
救援人员培训不足
在福岛核事故中，救援人员缺乏足够的培训和装备，导致救 援工作进展缓慢。
政府、核电站运营商和当地社区 之间的信息沟通不畅，导致救援 工作受阻，也加剧了民众的恐慌 情绪。
03
提高核电安全水平的措施
强化核安全监管体系
建立严格的核设施安全评估制度
01
对核设施的设计、建造、运行等各个环节进行全面、系统的安来自全评估，确保设施的安全性。
加强核设施安全监管力度
02
加大对核设施的日常监管和定期检查力度，及时发现和纠正安
推进核电技术研发与创新
加强核电技术研发
加大对核电技术的研发力度，推动核电技术的创新和升级。
推广先进核电技术
积极推广先进的核电技术，提高核电的安全性和经济性。
加强国际合作与交流
加强与国际原子能机构的合作与交流，引进国际先进的核电技术 和经验。
加强信息沟通与公开机制
1 2
建立信息共享平台
建立核电行业的信息共享平台，促进信息交流和 共享。
加强信息公开透明度
及时公开核电设施的运行状况和相关信息，提高 信息公开透明度。
3
加强媒体沟通和舆论引导
加强与媒体的沟通和合作，及时回应社会关切和 舆论引导。
04
国际核电安全发展趋势与借鉴
国际核电安全法规标准的完善
总结词
国际原子能机构（IAEA）等国际组织在核电安全方面制定了一系列法规标准和导 则，各国也根据自身实际情况制定了相应的核电安全法规和标准。这些法规标准 的完善对于提高核电安全水平具有重要意义。
风险评估和应急预案不足
核电站运营方对潜在的风险评估不足，缺乏有效的应急预案，导致事故发生后 无法迅速应对。
应急响应能力的不足
救援人员培训不足
在福岛核事故中，救援人员缺乏足够的培训和装备，导致救 援工作进展缓慢。
核安全概述完PPT课件
28
5） 思考
如果发生全厂断电，对比福岛，我国核电站的应对措施 与行动
改进型压水堆(二代+、三代)对严重事故的主要缓解措施
可以防止氢气爆炸 可以防止放射性物质直接 向环境排放 可以防止高压下堆芯熔化 可以实现放射性物质包容 有氢气复合器 通过蒸汽发生器实现一回路含有放射性水和 气体与自然环境的有效隔离 在反应堆容器压力过高时，通过稳压器卸压， 确保冷却水的安全注入 安全壳自由容积大，能够有效地容纳放射性 物质，即使安全壳高出设计值，也可以通过 安全壳泄压过滤系统释放压力，保证了安全 壳的完整性和环境安全
第一道屏障：燃料芯块 第二道屏障：燃料包壳 第三道屏障：压力容器及一回路 第四道屏障：安全壳
15
６.２ 构筑核电站的固有安全
核反应堆及主 冷却剂系统装 设在坚固的安 全壳厂房内， 安全壳由0.91米厚的预应 力混凝土建成， 并内衬6毫米 厚的钢质密封 层。安全竞是 防止放射性泄 漏的第三道屏 障
防止放射性 大量向外释放
第三道：万一偏差未能及时纠正，发生设计基准事故时，自动启动电厂 安全系统和保护系统，防止事故恶化 第四道：万一事故未能得到有效控制，启动事故处理规程，保证安全壳 的完整性，防止放射性物质外泄 第五道：如果上述各道防线都失效，立即启动场外应急响应，努力减轻 事故对公众和环境的影响
14
６.２ 构筑核电站的固有安全
核安全概述完
核能发电和原子弹爆炸的区别
6.1 核电站的危险来源
核电危险性的本质 核电站风险的来源 核电站的基本安全功能
核电危险性的本质
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
反应堆核电站课件PPT
反应堆核电站课件
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核，同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究， 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式，促进核能领域的 学术交流和合作。
THANKS FOR WATCHING
感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价，以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响， 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置，以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ，同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度，实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂，将核能转化为 热能，再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型，反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核，同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究， 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式，促进核能领域的 学术交流和合作。
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评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价，以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响， 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置，以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ，同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度，实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂，将核能转化为 热能，再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型，反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
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1994
2）HAD101/02 核电厂厂址选择的大气弥散问题
1987.11
3）HAD101/03 核电厂厂址选择及评价的人口分布问题
1987.11
4）HAD101/04 核电厂厂址选择的外部人为事件
1989.11
5）HAD101/05 核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题 1991.4
6）HAD101/06 核电厂厂址选择与水文地质的关系
（1）环境保护法（1989.12）
是保护和改善生活环境、防治污染、保障人体
健康和促进社会发展
的法律。
（2）放射性污染防治法（2003.6）
是防止在核能开发、核技术应用及伴生矿物资源
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5
第二层次：核安全管理条例（国务院批准、国务院令
发Hale Waihona Puke ）条例是规定管理范围、管理机构及其职权、监督管
理原则及程序等重
8）HAD003/08 核电厂物项制造中的质量保证
1986.10
9）HAD003/09 核电厂调试和运行期间的质量保证
1988.1
10）HAD003/10 核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证 1989.4
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11
《核电厂厂址选择安全规定》12个导则
1）HAD101/01 核电厂厂址选择中的地震问题
2）《核设施的安全监督》（HAF 001/02，1995.6） 该细则规定了在核设施各阶段对与核安全有关的全部物项和活动进行核安全
监督的目的、依据、内容以及国家核安全局的监督职责和对营运单位的要求。
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7
核安全规定
1）核电厂质量保证安全规定
HAF 003，1991.7
2）核电厂厂址选择安全规定
该标准内容包括4部分：
第1篇：核设施质量保证要求
第2篇：核设施应用的质量保证要求
第3篇：非强制性附录
第4篇：非强制性附录－状况和应用资料
1.2.4 中国核安全法规HAF/HAD系列
（1）法规体系
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4
我国核安全法律法规体系的三个 层次
第一层次：国家法律,全国人大常委会批准，国家主席
令发布
大问题的规章，具有法律约束力。已经发布的核安全
管理条例有：
（1）《民用核设施安全监督管理条例》HAF 001 ，
1986.10
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6
第三层次：国务院的部门规章，条例的实施细则、核安全规定、国家技术标准和导 则 （由国务院部委批准和发布）
（1）《民用核设施安全监督管理条例（HAF 001）的两个实施细则： 1）《核电厂安全许可证条件的申请和颁发》(HAF001/01， 1993.12) 该细则规定了核电厂有关厂址选择、建造、调试、运行、退役五个阶段的安 全监督管理，规定了这五个阶段安全许可证件申请和颁发的有关活动和必须遵 守的条件。
8）民用核承压设备焊工和焊接操作工培训、考试和取证管理 HAF603
9）研究堆设计安全规定
HAF201
10）研究堆运行安全规定
HAF202
11）民用核燃料循环设施安全规定
HAF301
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8
国家技术标准
国家技术标准属于国家技术标准体系。与核安全直接有关的标准， 应在报批之前送国家核安全局审查。
1991.4
通常，在各核安全
导则中都会说明可以采用与本导则推荐的不同的其
他适宜的方法，但必
需向国家核安全局证明所采用的方法具有与本导则
相等的安全水平。
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10
《核电厂质量保证安全规定》10个导则
1）HAD003/01 核电厂质量保证大纲的制定
1099.10
2）HAD003/02 核电厂质量保证组织
1989.4
《核设施质量保证要求》——
ASME NQA-1（1979）
《核电厂安全的质量保证》—— IAEA50-C-QA（1978）
10 CFR 50附录 B
——《核电厂和燃料后处理厂的质量保证准则》
TQC( 1960s
MIL-Q-9858A （1959）
统计质量管理
——全面质量管理 ——《质量大纲要求》
检验员质量管理
工长质量管理
操作者质量管理
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时间
2
1.2 质量保证主要标准
1.2.1 ISO9000 系列标准
1.2.2 IAEA发布的二个标准
（1）《核电厂和其它核设施安全的质量保证》（50-C-Q 1996）
该法规正文部分阐述机构的三项功能：共10个方面
管理功能：质量保证大纲、培训和资格、不符合和纠正措施、文件和记录；
由于我国核电起步较晚，目前与核安全有关的国家技术标准很不 完善，因此，一般都采用国际公认的与核安全有关的国际标准，如： ASME、RCC、IEC、IEEE 标准等。
国内核工程行业技术标准主要有EJ、GB系列标准。
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9
核安全导则
核安全导则是对核安全规定的说明或补充，以
及推荐有关方法和程
序的指导性文件。核安全导则不是强制执行的文件。
核电质量保证
（2011.10）
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1
1 质量保证的发展简史
《设施和活动的管理体系》——
IAEAGS-R-3（2006）
《核电厂和其他核设施安全的质量保证》——
IAEA 50-C-Q（1996）
GB/T19001（2000）
ISO9000(1987）
《核电厂质量保证安全规定》——
HAF003（1986）
3）HAD003/03 核电厂物项和服务采购中的质量保证 4）HAD003/04 核电厂质量保证记录制度 5）HAD003/05 核电厂质量保证监查 6）HAD003/06 核电厂设计中的质量保证 7）HAD003/07 核电厂建造期间的质量保证
1986.10 1986.10 1988.1 1986.10 1987.4
执行功能：活动、设计、采购、检查和试验；
评审功能：管理部门的自我评审、独立评审。
法规附有14个导则提供指南
（2）《设施和活动的管理体系》（GS-R-3 2006）简介
该法规要求，为确保核安全，将安全、健康、质量、环境保护、成本、保卫等
作为整体建立一个综合管理体系。 学习交流PPT
3
1.2.3 美国 ASME-NQA-1《核设施质量保证要求》
HAF 101，1991.7
3）核电厂设计安全规定
HAF 102，1991.7
4）核电厂运行安全规定
HAF 103，1991
5）放射性废物安全监督管理规定
HAF 401，1997.11
6）民用核承压设备安全监督管理规定
HAF 601
7）民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法 HAF602