核安全基本理论知识

2020/10/7
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安全基本理论》
3.2 核安全目标
核电厂安全总目标 建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公 众和环境免遭放射性危害。
辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定 的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA)
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核电厂的安全保障
核安全管理制度
核安全审查 核安全监督
核安全设计
安全目标 安全标准 核安全政策：法规、导则、
指导文件 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
核安全文化
安全意识和安全行为
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FP中：气体Kr，Xe, I
98%保留在UO2芯块中
衰变 《压水堆核电站基础教<程2 》在核间隙中
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高温高压水
几百立方米水 153bar
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破口
喷放
汽化 放射性
融化 压力容器破损
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剩余反应性
初始装载量 用于整个堆芯燃料寿期内的
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多道安全屏障
安全壳 反应堆厂房是一个高大
的预应力钢筋混凝土构筑 物,壁厚近1米,内表面加有 6毫米厚的钢衬,防止放射 性进入环境
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多级防御体系
➢ 预防，预防出现异常工况和系统故障
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单一故障准则
要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行 其正常功能的准则。由该单一故障引起的所有续发性故障均视 为单一故障不可分割的组成部分。
冗余性原则 多样性原则 独立性原则
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多道安全屏障
燃料元件包壳 燃料芯块密封在锆合金 包壳内，防止放射性物 质进入一回路水中。
燃料包壳
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多道安全屏障
反应堆冷却剂系统承压边界 由核燃料构成的堆芯封
闭在壁厚20厘米的钢质压 力容器内,压力容器和整个 一回路都是耐高压的,放射 性物质不会漏到反应堆厂 房中
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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
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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。
——保守设计、高质量建造和运行
➢ 保护，异常工况的控制和故障检测
——控制、保护系统和定期检查
➢ 限制，控制事故在设计基准事故内
——工程安全设施和事故处置程序
➢ 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果
——备用措施和事故管理
➢ 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响
——厂外应急响应计划
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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
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裂变碎片与放射性物质
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衰变
衰变
寿期末：1W热功率所对应 的裂变产物（FP）约 3.7x1010Bq
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核电厂的风险来源
同任何工业一样，核电站也可能存在以下问题
设计上的错误
制造上的缺陷 建造和安装上的错误 运行和维护上的错误 设备故障
管理制度 安全设计 安全文化
安全目标
核电站的安全性必须有一定的标准来衡量， 一定的安全保障措施来实现
技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。
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风险的定义
通常用风险来表示人们在从事某项活动,在一定时间内给 人类带来的危害。
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
核安全基本理论
CH-01-INT-01
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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
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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
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
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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
R
损害 单位时间
P
事件 单位时间
C
损害 事件
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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。
大量放射性释放频率: 现有堆10－5/堆年、新堆10－6/堆年。
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