核电站核安全培训课件
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有关核电安全的课件
确保核燃料循环设施在设计、建造、 运行等各个环节都符合安全标准，防 止发生事故。
放射性废物处理与处置
对核设施产生的放射性废物进行妥善 处理和处置，避免对环境和人类健康 造成影响。
核辐射防护技术
1 2 3
个人防护措施
为工作人员提供必要的个人防护装备，如防护服 、手套、口罩等，以降低辐射暴露风险。
环境监测与控制
04
核电安全事故案例分析
三里岛核事故
总结词
美国历史上最严重的核事故之一
详细描述
1979年3月，美国宾夕法尼亚州三里岛核电站发生反应堆堆芯熔毁事故，导致反应堆堆芯严重损坏， 大量放射性物质泄漏。事故发生后，核电站工作人员和附近居民被迫撤离，对环境和公众健康造成了 严重影响。
切尔诺贝利核事故
总结词
核与辐射安全法规
中国已经建立了一套完整的核与辐射安全法规体系，包括《 中华人民共和国核安全法》、《中华人民共和国放射性污染 防治法》等。
核电安全法律法规的制定与执行
法律法规制定
在制定核电安全法律法规时，需要充分考虑国际标准和国内实际情况，确保法律 法规的科学性、合理性和可操作性。
法律法规执行
各级政府和监管机构应加强核电安全法律法规的宣传和培训，提高从业人员的法 律意识和安全意识。同时，应加强监督检查，对违法违规行为进行严肃处理，确 保法律法规的有效执行。
核电安全课件
• 核电安全概述 • 核电安全技术 • 核电安全标准与法规 • 核电安全事故案例分析 • 核电安全风险评估与管理 • 核电安全未来发展展望
01
核电安全概述
核电发展历程
核电起步阶段
20世纪50年代，人类开始探索核 能发电，建立了世界上第一座核
核安全文化PPT课件
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。
核电站入厂安全培训
核电站安全监管部门的监督 检查
国际原子能机构颁布的《核 安全公约》
核电站安全标准的制定与执 行
核电站安全管理体系
核电站安全管理体系的构成 安全管理体系的核心理念 安全管理体系的监管与评估 安全管理体系的持续改进
辐射防护设施
辐射防护墙：具备足够的屏 蔽效果，降低辐射影响
辐射监测系统：实时监测核电 站内的辐射水平，确保安全运
核电站入厂安全培训
目录
单击此处添加文本 核电站安全概述 核电站安全设施与防护 核电站安全操作规程 核电站事故预防与应对措施 个人防护与应急救援
核电站安全重要性
保障员工和公众安 全
维护核电站设施设 备完好
确保核电站正常运 行和发电
防止核事故发生和 扩散
核电站安全法规与标准
核安全导则和核安全法规
监测与预警系统：建立完善的监测与 预警系统，及时发现并应对核电站事 故，确保事故后果得到有效控制。
添加标题
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添加标题
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控制措施：采取一系列措施来控制核 电站事故的后果，包括启动应急响应 计划、疏散人员、限制辐射扩散等。
定期演练与培训：对核电站工作人 员进行定期演练和培训，提高应穿戴防护装备，了解实验步骤和注 意事项。
核电站实验操作规程
实验后处理：清理实验场地，正确 处理废弃物，记录实验数据和结果。
添加标题
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添加标题
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实验操作过程：按照规定的操作程 序进行实验，注意观察实验现象， 及时处理异常情况。
注意事项：严禁擅自改变实验步骤 和条件，如遇紧急情况应立即停止 实验并采取相应措施。
应急救援预案与实施
应急救援预案的制 定：根据核电站的 特点和可能的事故 类型，制定相应的 应急救援预案，包 括救援组织、救援 流程、救援设备和 救援技术等方面的
核电安全课件
核安全目标
• 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、社会及环境免遭放射性危 害。
• 为了突出核电厂的特殊性，常规风险不包括在核 安全研究的范畴内。
• 辅助性目标1: 辐射防护 • 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 （ALARA）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。要求在正 常情况下具有一套完整的辐射防护措施，在事故 情况下有一套减轻事故后果的措施，包括厂内和 厂外的对策，以缓解对工作人员、居民及环境的 危害。
• 辅助性目标2: 技术安全 • 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。
安全设计基本原则
• 安全设计基本原则：采用行之有效的工艺和通用 的设计基准，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 。单一故障准 则 ，多样性原则 ，独立性原则 ，故障安全原则 ，自动化。
• 还对其他几个核安全方面的国际条约担负着保存 任务。这些国际条约包括：《核材料实物保护公 约》，《维也纳核损害民事责任公约》，《核安 全公约》以及《废燃料管理安全和放射性废物管 理安全联合公约》。
核电站安全思想的发展
70年代 这10年核安全思想集中在技术上的可靠性, 设备与程序的质量，即优先考虑的是初始设计工作。
• 反应堆停堆，稳压器上的安全阀打开，但回座失 效；
• 一回路持续卸压，导致一回路沸腾，稳压器水位 虚假升高
• 安注系统注水 • 操纵员判断失误（以为一回路水多），关闭安注
核电安全健康教育.PPT剖析
核科学健康知识普及
一、核辐射知识 1.关于辐射 我们无时无刻不生活在辐射环境中，但毫无觉察，如乘飞 机、看电视、X光检查、吸烟、家居装修建材，等等。其实， 自然界中的一切物体，乃至人的身体都会产生辐射，空气的 辐射为0.25mSv/a（毫希沃特/年），土壤的辐射为 0.15mSv/a。 注：毫希沃特（mSv）为辐射剂量单位，表示人体所受到 的辐射大小，1毫希沃特=0.001希沃特。 全世界每人接受的天然辐射剂量平均为2.4mSv/a。 科学研究证明，少量的辐射对人体是无害的，国际放射防 护委员会（ICRP）制定的世界统一标准是：放射性工作人员 ≤20mSv/a，公众≤1mSv/a。 1
3
核科学健康知识普及
三种射线穿透能力示意图
4
核科学健康知识普及
3.铀的放射性 目前，世界上绝大多数核电站反应堆“燃烧”的核燃料都 是铀-235。天然铀中，铀-235的含量只有约0.7%。 核燃料元件厂就是将低浓度的铀-235经过各种复杂工艺 过程制成高精度、高可靠性的燃料元件，供核电站使用。 天然铀中有铀-235、铀-234、铀-238，可用于核能发电 的是铀-235。天然铀的放射性很低，发出的主要是α 射线， 用一张薄薄的纸就可以挡住。
5
核科学健康知识普及
4、核燃料元件厂与核电站、原子弹比较 讲到核燃料，许多人马上联想起核电站和原子弹。其实， 核燃料元件厂与核电站是两回事，与原子弹爆炸也是天渊之 别。下图是它们之间的比较：
6
核科学健康知识普及
二、核燃料辐射防护 现阶段我国核燃料辐射防护措施 1、核燃料元件厂在生产过程中使用的原料为铀，放出的 主要是α 射线，用一张薄薄的纸就能将辐射挡住，不影响人 们在工厂周边生活和居住。根据实测结果显示，生产100吨 核燃料其放射性只相当于10万千瓦煤电厂一年烟气释放放射 性的1%；车间内工作人员1年内受到的辐射剂量也仅相当于 接受1次X光透视。
一、核辐射知识 1.关于辐射 我们无时无刻不生活在辐射环境中，但毫无觉察，如乘飞 机、看电视、X光检查、吸烟、家居装修建材，等等。其实， 自然界中的一切物体，乃至人的身体都会产生辐射，空气的 辐射为0.25mSv/a（毫希沃特/年），土壤的辐射为 0.15mSv/a。 注：毫希沃特（mSv）为辐射剂量单位，表示人体所受到 的辐射大小，1毫希沃特=0.001希沃特。 全世界每人接受的天然辐射剂量平均为2.4mSv/a。 科学研究证明，少量的辐射对人体是无害的，国际放射防 护委员会（ICRP）制定的世界统一标准是：放射性工作人员 ≤20mSv/a，公众≤1mSv/a。 1
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核科学健康知识普及
三种射线穿透能力示意图
4
核科学健康知识普及
3.铀的放射性 目前，世界上绝大多数核电站反应堆“燃烧”的核燃料都 是铀-235。天然铀中，铀-235的含量只有约0.7%。 核燃料元件厂就是将低浓度的铀-235经过各种复杂工艺 过程制成高精度、高可靠性的燃料元件，供核电站使用。 天然铀中有铀-235、铀-234、铀-238，可用于核能发电 的是铀-235。天然铀的放射性很低，发出的主要是α 射线， 用一张薄薄的纸就可以挡住。
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核科学健康知识普及
4、核燃料元件厂与核电站、原子弹比较 讲到核燃料，许多人马上联想起核电站和原子弹。其实， 核燃料元件厂与核电站是两回事，与原子弹爆炸也是天渊之 别。下图是它们之间的比较：
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核科学健康知识普及
二、核燃料辐射防护 现阶段我国核燃料辐射防护措施 1、核燃料元件厂在生产过程中使用的原料为铀，放出的 主要是α 射线，用一张薄薄的纸就能将辐射挡住，不影响人 们在工厂周边生活和居住。根据实测结果显示，生产100吨 核燃料其放射性只相当于10万千瓦煤电厂一年烟气释放放射 性的1%；车间内工作人员1年内受到的辐射剂量也仅相当于 接受1次X光透视。
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
核电安全培训教材
•核电安全基本概念与原理•核电站主要设备与系统•辐射防护基础知识与技能•应急响应计划与演练实施•事故案例分析与经验反馈•核电安全法规、标准导则解读01核电安全基本概念与原理核电安全定义及重要性辐射防护与核安全关系辐射防护定义辐射防护是研究如何保护人类和环境免受或少受电离辐射危害的一门科学。
辐射防护与核安全关系辐射防护是核安全的重要组成部分。
在核电站运行过程中，放射性物质可能通过泄漏、事故等方式释放到环境中，对工作人员和公众造成危害。
因此，加强辐射防护是确保核电安全的重要措施之一。
同时，核安全也要求在运行过程中严格控制放射性物质的产生和排放，降低对环境和人类的影响。
国内外核电安全法规标准国际原子能机构（IAEA）安全标准IAEA制定了一系列核电安全标准和导则，包括《核电厂基本安全原则》、《核电厂设计安全导则》等，为各国核电安全提供了国际通用的规范和指导。
我国核电安全法规标准我国制定了《中华人民共和国核安全法》、《核电厂核安全监督管理条例》等法律法规，以及《核电厂设计安全规定》、《核电厂运行安全规定》等部门规章和规范性文件，形成了较为完善的核电安全法规标准体系。
这些法规标准对于规范我国核电发展、确保核电安全具有重要意义。
02核电站主要设备与系统0102反应堆类型压水堆、沸水堆、重水堆等。
工作原理核裂变反应释放能量，通过控制棒调节反应速率，使反应堆保持稳定功率输出。
反应堆类型及工作原理功能使冷却剂循环流动，将反应堆产生的热量带出并传递给二回路系统。
组成反应堆压力容器、主泵、稳压器、蒸汽发生器、冷却剂管道等。
汽轮机、发电机、凝汽器、给水加热器、除氧器等。
利用一回路传递的热量，使水变成蒸汽推动汽轮机转动，进而带动发电机发电。
同时，通过凝汽器将乏汽冷却成水，再次进入给水加热器加热，形成循环。
03辐射防护基础知识与技能辐射类型及其危害电离辐射高速运动的带电荷粒子，如α粒子、β粒子、γ射线和X射线。
它们能够穿透物质并与物质相互作用，导致原子或分子电离，从而对人体细胞和组织造成损伤。
安全教育培训课件：核安全与防护
建立安全考核机制
将安全意识纳入员工绩效考核，激励 员工自觉遵守安全规定，提高安全意 识。
鼓励员工参与安全管理
鼓励员工提出安全改进建议，参与安 全风险评估和隐患排查工作，增强员 工的安全责任感。
营造安全文化氛围
通过宣传标语、海报等形式营造浓厚 的安全文化氛围，使安全意识深入人 心，成为员工的自觉行为。
建立应急响应队伍，配备必要的应急设备和物资，确保在事故发生 时能够迅速响应。
公众防护
向公众宣传核安全知识和防护措施，提高公众对核事故的认知和应 对能力。
核事故处理与恢复
事故处理
01
采取有效措施控制事故发展，减轻事故危害，防止事故扩大。
恢复措施
02
在事故处理后，采取措施恢复核设施的正常运行，同时对受影
CHAPTER 02
核安全防护措施
辐射防护措施
辐射防护原则
个人防护装备
采取一切合理措施，保护工作人员和 公众免受放射性危害，并尽可能减少 其潜在影响。
提供适当的个人防护装备，如防护服 、手套、鞋、眼镜等，以降低工作人 员受到的辐射剂量。
辐射监测
建立完善的辐射监测系统，定期对工 作场所和周围环境进行辐射水平监测 ，确保辐射水平在可接受范围内。
核事故应对与处理
核事故的分类与特点
核事故分类
核事故可以分为核反应堆事故、 核燃料循环设施事故、放射性物 质运输事故等。
核事故特点
核事故具有潜在性、突发性、危 害的严重性和长期性等特点，需 要采取有效的应对措施。
核事故应对措施
应急计划
制定详细的应急计划，包括应急组织、应急通讯、应急撤离等。
应急响应
安全教育培训课件：核 安全与防护
CONTENTS 目录
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。
核电站PPT精品课件
练习：如图18-2俄罗斯的 切尔诺贝利的核电站事故 造成的辐射污染波及了白 俄罗斯、俄罗斯及乌克兰 的大片领土。各类辐射病、 癌症、神经紧张、居民被 迫疏散等后斯影响还深深 的留在人们的心中。有的 同学提出，既然核电站有 这么大的危害，就不用建 造核电站。你认为这种观 点合理吗？提出你的看法。
思考:
体外受精
动
有性生殖
物
卵生
的 生
胚胎发育方式
胎生
殖 方
卵胎生
式
分裂生殖
无性生殖
出芽生殖
当我们走过青春期之后，我们将走向成年，最 终将走向衰老与死亡。
1.衰老的概念：
衰老是身体各部分器官系统的功能逐渐衰退的过程。
2.衰老的表现：
表现有：脸上有大量皱纹，老态龙钟，年老无力， 皮肤失去弹性，钙大量流失，易骨折。行动迟缓， 反应迟钝等等。
据预测，2050年世界60岁以上老年人将达到 20亿，是2000年的3、4倍。
随着生活水平的提高，人的平均寿命也在不断地提高， 人口老龄化逐渐成为人们普遍关注的社会问题
小组讨论：
(1)你的家中有老人吗？ (2)你都为他们做了什么？ (3)你认为应如何尊重老人？ (4)在社会中我们可以为老人做些什么？
第二节 核能
一、核能：在原子核发生变化时放出的能量.
二、获得核能的两条途径是：
（1）重核的裂变
对链式反应不加控制——原子弹 控制链式反应速度——核反应堆 （2）轻核的聚变
不加控制——氢弹 可控实验装置——中国环流器1号
裂变
科学家们发现用中 子轰击铀235时， 铀核会分裂成大小 差不多的两部分， 这种现象叫做裂变
1945年8月6日名为“小男孩”的原子弹。这 个“小男孩”的巨大毁灭力，令日本广岛核 爆中心方圆2公里内所有建筑物全部被夷为 平地。
《核安全概述完》PPT演示文稿
1717
６.３ 保障核安全的有力措施
阶段
必须提交的报告
许可证种类
选址 建造
厂址安全分析报告 选址阶段环境影响评价报告 初步安全分析报告 建造阶段环境影响评价报告
批准书 建造许可证
首次装料
最终安全分析报告 装料阶段环境影响评价报告
首次装料批准书
场区应急预案
运行
试运行总结报告 修订的最终安全分析报告
运行许可证
试运行阶段环境评价报告
修订的场区应急预案
退役
退役申请报告 退役环境评价报告
退役批准书
1818
６.４ 核事故的经验教训
１）核事故分级及世界几大核事故 2 ）美国三哩岛核电站事故 3） 前苏联切尔诺贝利核事故 4 ）福岛核电站事故的经验教训 5） 思考与行动
19
1 ）核事故分级及世界几大核事故
普通事件
▪ 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
4
核电站风险的来源
放射性--核电站的根本威胁
▪ 核电站的根本威胁是放射性 ▪ 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元
件
5
Nuclear chain reaction
的燃耗、裂变产物的积累 ▪ 通过反应性补偿抑制初始
剩余反应性
▪ 中子吸收体
9ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
衰变热
▪ 裂变产物 、射线与 物资作用产生热能（衰 变热）
▪ 裂变产物的半衰期很长 ▪ 例，600MW
10h：P/P0>1.0% ， 6MW 1w： P/P0>0.1% ， 0.6MW 30y： P/P0>0.01% ， 0.06MW (60kw) ▪ 需确保堆芯有效冷却
６.３ 保障核安全的有力措施
阶段
必须提交的报告
许可证种类
选址 建造
厂址安全分析报告 选址阶段环境影响评价报告 初步安全分析报告 建造阶段环境影响评价报告
批准书 建造许可证
首次装料
最终安全分析报告 装料阶段环境影响评价报告
首次装料批准书
场区应急预案
运行
试运行总结报告 修订的最终安全分析报告
运行许可证
试运行阶段环境评价报告
修订的场区应急预案
退役
退役申请报告 退役环境评价报告
退役批准书
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６.４ 核事故的经验教训
１）核事故分级及世界几大核事故 2 ）美国三哩岛核电站事故 3） 前苏联切尔诺贝利核事故 4 ）福岛核电站事故的经验教训 5） 思考与行动
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1 ）核事故分级及世界几大核事故
普通事件
▪ 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
4
核电站风险的来源
放射性--核电站的根本威胁
▪ 核电站的根本威胁是放射性 ▪ 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元
件
5
Nuclear chain reaction
的燃耗、裂变产物的积累 ▪ 通过反应性补偿抑制初始
剩余反应性
▪ 中子吸收体
9ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
衰变热
▪ 裂变产物 、射线与 物资作用产生热能（衰 变热）
▪ 裂变产物的半衰期很长 ▪ 例，600MW
10h：P/P0>1.0% ， 6MW 1w： P/P0>0.1% ， 0.6MW 30y： P/P0>0.01% ， 0.06MW (60kw) ▪ 需确保堆芯有效冷却
核安全文化PPT课件
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
程
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。
核安全文化培训(国家核电) 共81页
以内
必要时快速中止链式 反应。
反应堆体积 高7米，直径12米 高3.6米，直径 物理性能耦合很弱，
3.2米
大堆芯易引起氙震荡。
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 -14性物质，减少外泄。
道的严重缺陷 6、从技术安全上看，对试验大纲审查不够 7、违反运行程序 8、运行人员要进行过多的操作，有过多的运行装置 9、缺乏对超设计基准事故的保护
-12-
切尔诺贝利事故的主要经验教训
1 国家层面上安全监管机构及制度不落实，监管 不得力，核电站管理混乱； 2 设计缺少安全标准，安全分析不充分，设计中 包含了不安全因素； 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。
-8-
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 1：15 切除蒸发器自动停堆信号（重大违反程序！） 1：19 提棒增加功率，此时堆内可能只有8根棒了（要求堆内至少有15根
核安全文化
孙光弟 2009.10
-1-
核安全文化
1、切尔诺贝利事故的教训 2、为什么要强调核安全文化 3、什么是核安全文化 4、如何加强核安全文化
-2-
必要时快速中止链式 反应。
反应堆体积 高7米，直径12米 高3.6米，直径 物理性能耦合很弱，
3.2米
大堆芯易引起氙震荡。
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 -14性物质，减少外泄。
道的严重缺陷 6、从技术安全上看，对试验大纲审查不够 7、违反运行程序 8、运行人员要进行过多的操作，有过多的运行装置 9、缺乏对超设计基准事故的保护
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切尔诺贝利事故的主要经验教训
1 国家层面上安全监管机构及制度不落实，监管 不得力，核电站管理混乱； 2 设计缺少安全标准，安全分析不充分，设计中 包含了不安全因素； 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。
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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 1：15 切除蒸发器自动停堆信号（重大违反程序！） 1：19 提棒增加功率，此时堆内可能只有8根棒了（要求堆内至少有15根
核安全文化
孙光弟 2009.10
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核安全文化
1、切尔诺贝利事故的教训 2、为什么要强调核安全文化 3、什么是核安全文化 4、如何加强核安全文化
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概率论安全目标(检验标准)
• 每堆年发生严重堆芯损伤事件的 频率低于10-5
• 每堆年需要场外早期响应的大量 放射性释放事件的频率低于10-6
ALARA
指导性指标
ALARA
所有的危害必须降低到一个水平: As Low As Reasonably Achievable 合理可行尽量低
纵深防御
理念
Safety culture
IAEA’s INSAG gives the following official definition: (INSAG-4) "Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. "
放射性--核电站的根本威胁
核电站的根本威胁是放射性 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元
件
Nuclear chain reaction
裂变碎片与放射性物质
衰变 衰变
衰变
寿期末：1W热功率所对应 的裂变产物（FP）约 3.7x1010Bq FP中：气体Kr，Xe, I 98%保留在UO2芯块中 <2 在间隙中
IAEA—AG 的安全目标
国际原子能机构的国际原子能安全咨询委
Safety 员会的安全目标是：Goal
• 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。
发生大量早期放射性向环境释放事故的概 率，现有堆10-5/堆年，新建堆10-6/堆年
《核动力厂设计安全规定 》，2004年4月国家核安全局批准发布
核电站核安全培训课件
第五章 核安全
5.1 核电站的危险来源和基本安全功能 5.2 核电安全管理 5.3 核电厂的安全保证 5.4 风险与概率
5.1 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
Defense In Depth
• 国际原子能机构核安全标准中安全原则的主要原则
• 此概念必须贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、 设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于
重叠措施的防御之下，即使有一种防御失效，亦将得
到补偿或纠正
两大方面的应用
• 多道防御 提供多层次的设备和规程
• 多重屏障 提供多道实体屏障
反应性控制 (Control)
• 反应堆功率可控
余热排出 (Cool)
• 燃料有效冷却
放射性包容 (Contain)
• 放射性无泄漏
核电厂的安全保障体系
核安全管理制度
• 核安全审查
安全目标
安全标准
核安全政策：法规、导 则、指导文件
• 核安全监督
核安全设计 核安全文化
独立的核安全监管部门
核电站安全监督管理程 序
安全设计准则
安全意识和安全行为
5.3 核安全标准（安全原则）
• 安全目标 • 安全文化 • 纵深防御
INSAG提出了三个 统领全局的核安全 总原则
IAEA 国际标准 NRC 美国标准
国内标准
安全目标
Safety Goal
为了对核安全的行为有个衡量标准，国 家首先要对核安全要求达到的目标提出一个 标准。这称为安全目标（safety goal）
10h：P/P0>1.0% ， 6MW 1w： P/P0>0.1% ， 0.6MW 30y： P/P0>0.01% ， 0.06MW (60kw) 需确保堆芯有效冷却
5.2 核电厂的安全保障
核电厂的基本安全功能 核电厂的安全保障
核电厂的基本安全功能 (Golden Rule)
Golden Rule of Reactor Safety
中国核安全目标: Safety Goal
总目标（最终安全目标）
在核动力厂中建立并保持对放射 性危害的有效防御，以保护人 员、社会和环境免受危害
辐射防护目标
• 保证在所有运行状态下核动力 厂内的辐射照射或由于该核动 力厂任何计划排放放射性物质 引起的辐射照射保持低于规定 限值并且合理可行尽量低，合 理可行尽量低；
《核动力厂设计安全规定 》HAF102，2004
纵深防御概念－－多层次的防御
第一层次防御预防
• 防止偏离正常运行及防止系统失效
第二层次防御监测
• 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
第三层次防御保护
• 尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未 被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件
高温高压水
几百立方米水 153bar
破口
喷放
汽化 放射性
融化 压力容器破损
剩余反应性
初始装载量 用于整个堆芯燃料寿期内
的燃耗、裂变产物的积累 通过反应性补偿抑制初始
剩余反应性
• 中子吸收体
衰变热
裂变产物 、射线与 物资作用产生热能（衰变 热）
裂变产物的半衰期很长 例，600MW
• 保证减轻任何事故的放射性后 果。
技术安全目标
• 采取一切合理可行的措施防止核 动力厂事故，并在一旦发生事故 时减轻其后果；
• 对于在设计该核动力厂时考虑过 的所有可能事故，包括概率很低 的事故，要以高可信度保证任何 放射性后果尽可能小且低于规定 限值；
• 并保证有严重放射性后果的事故 发生的概率极低
第四层次防御缓解
• 针对设计基准可能已被超过的严重事故
第五层次防御应急
• 减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果
应用于核电厂的全部活动
多重屏障
燃料芯块 元件包壳 一回路压力边界 安全壳 放射性保护区
防止放射性物质外泄 的四道屏障
1km 安全壳
安全文化定义
• 每堆年发生严重堆芯损伤事件的 频率低于10-5
• 每堆年需要场外早期响应的大量 放射性释放事件的频率低于10-6
ALARA
指导性指标
ALARA
所有的危害必须降低到一个水平: As Low As Reasonably Achievable 合理可行尽量低
纵深防御
理念
Safety culture
IAEA’s INSAG gives the following official definition: (INSAG-4) "Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. "
放射性--核电站的根本威胁
核电站的根本威胁是放射性 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元
件
Nuclear chain reaction
裂变碎片与放射性物质
衰变 衰变
衰变
寿期末：1W热功率所对应 的裂变产物（FP）约 3.7x1010Bq FP中：气体Kr，Xe, I 98%保留在UO2芯块中 <2 在间隙中
IAEA—AG 的安全目标
国际原子能机构的国际原子能安全咨询委
Safety 员会的安全目标是：Goal
• 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。
发生大量早期放射性向环境释放事故的概 率，现有堆10-5/堆年，新建堆10-6/堆年
《核动力厂设计安全规定 》，2004年4月国家核安全局批准发布
核电站核安全培训课件
第五章 核安全
5.1 核电站的危险来源和基本安全功能 5.2 核电安全管理 5.3 核电厂的安全保证 5.4 风险与概率
5.1 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
Defense In Depth
• 国际原子能机构核安全标准中安全原则的主要原则
• 此概念必须贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、 设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于
重叠措施的防御之下，即使有一种防御失效，亦将得
到补偿或纠正
两大方面的应用
• 多道防御 提供多层次的设备和规程
• 多重屏障 提供多道实体屏障
反应性控制 (Control)
• 反应堆功率可控
余热排出 (Cool)
• 燃料有效冷却
放射性包容 (Contain)
• 放射性无泄漏
核电厂的安全保障体系
核安全管理制度
• 核安全审查
安全目标
安全标准
核安全政策：法规、导 则、指导文件
• 核安全监督
核安全设计 核安全文化
独立的核安全监管部门
核电站安全监督管理程 序
安全设计准则
安全意识和安全行为
5.3 核安全标准（安全原则）
• 安全目标 • 安全文化 • 纵深防御
INSAG提出了三个 统领全局的核安全 总原则
IAEA 国际标准 NRC 美国标准
国内标准
安全目标
Safety Goal
为了对核安全的行为有个衡量标准，国 家首先要对核安全要求达到的目标提出一个 标准。这称为安全目标（safety goal）
10h：P/P0>1.0% ， 6MW 1w： P/P0>0.1% ， 0.6MW 30y： P/P0>0.01% ， 0.06MW (60kw) 需确保堆芯有效冷却
5.2 核电厂的安全保障
核电厂的基本安全功能 核电厂的安全保障
核电厂的基本安全功能 (Golden Rule)
Golden Rule of Reactor Safety
中国核安全目标: Safety Goal
总目标（最终安全目标）
在核动力厂中建立并保持对放射 性危害的有效防御，以保护人 员、社会和环境免受危害
辐射防护目标
• 保证在所有运行状态下核动力 厂内的辐射照射或由于该核动 力厂任何计划排放放射性物质 引起的辐射照射保持低于规定 限值并且合理可行尽量低，合 理可行尽量低；
《核动力厂设计安全规定 》HAF102，2004
纵深防御概念－－多层次的防御
第一层次防御预防
• 防止偏离正常运行及防止系统失效
第二层次防御监测
• 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
第三层次防御保护
• 尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未 被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件
高温高压水
几百立方米水 153bar
破口
喷放
汽化 放射性
融化 压力容器破损
剩余反应性
初始装载量 用于整个堆芯燃料寿期内
的燃耗、裂变产物的积累 通过反应性补偿抑制初始
剩余反应性
• 中子吸收体
衰变热
裂变产物 、射线与 物资作用产生热能（衰变 热）
裂变产物的半衰期很长 例，600MW
• 保证减轻任何事故的放射性后 果。
技术安全目标
• 采取一切合理可行的措施防止核 动力厂事故，并在一旦发生事故 时减轻其后果；
• 对于在设计该核动力厂时考虑过 的所有可能事故，包括概率很低 的事故，要以高可信度保证任何 放射性后果尽可能小且低于规定 限值；
• 并保证有严重放射性后果的事故 发生的概率极低
第四层次防御缓解
• 针对设计基准可能已被超过的严重事故
第五层次防御应急
• 减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果
应用于核电厂的全部活动
多重屏障
燃料芯块 元件包壳 一回路压力边界 安全壳 放射性保护区
防止放射性物质外泄 的四道屏障
1km 安全壳
安全文化定义