核安全课件3
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核安全基本理论知识(ppt 41页)
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
R 单 损 位 害 时 间 P 单 事 位 件 时 间 C 事 损 件 害
11
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。
安全性和可靠性
安全可靠运行 堆芯熔毁概率低 取消厂外应急
经济性
寿命周期成本 资金风险水平
30
3.4 核安全文化
切尔诺贝利核电厂事故催生了核安全文化 IAEA-INSAG在1986年提交的《关于切尔诺贝利核电厂事
故后的审评总结报告》中首次使用了“安全文化（Safety Culture）”一词 1991年 安全文化》 “INSAG－4”《中，首次定义了安全 文化的概念，完整阐述了安全文化的理念，以及如何评价 安全文化的标准，并建立了一套核安全文化建设的思路和 策略。
核安全基本理论
赵强
CH-01-INT-01
哈尔滨工程大学核科学与技术学院
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
2
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
13
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
14
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。
定义
风险=发生频率*后果
R 单 损 位 害 时 间 P 单 事 位 件 时 间 C 事 损 件 害
11
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。
安全性和可靠性
安全可靠运行 堆芯熔毁概率低 取消厂外应急
经济性
寿命周期成本 资金风险水平
30
3.4 核安全文化
切尔诺贝利核电厂事故催生了核安全文化 IAEA-INSAG在1986年提交的《关于切尔诺贝利核电厂事
故后的审评总结报告》中首次使用了“安全文化（Safety Culture）”一词 1991年 安全文化》 “INSAG－4”《中，首次定义了安全 文化的概念，完整阐述了安全文化的理念，以及如何评价 安全文化的标准，并建立了一套核安全文化建设的思路和 策略。
核安全基本理论
赵强
CH-01-INT-01
哈尔滨工程大学核科学与技术学院
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
2
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
13
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
14
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。
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。
核安全法培训课件
核安全文化
✓ No.9 国家……加强核安全文化建设。 ✓ No.9(3) 核设施营运单位和为其提供设备、工程及服务的单位应当积
极培育和建设核安全文化……
2020/3/24
•23
重大制度
核安全保障制度
核安全科研
✓ No.10 核设施营运单位和为其提供设备、工程以及服务等的单位、与 核安全有关的科研机构等的单位，应当持续开发先进、可靠的核安全 技术，充分利用先进的科学技术成果，提高核安全水平。
信息公开的内容：
➢ 管理制度、文件 ➢ 安全状况 ➢ 监测数据 ➢ 年度报告
信息公开的渠道：
➢ 公告、网站
重大制度
•17
重大制度 核安全许可制度
核设施安全许可：
✓ No.22 国家建立核设施安全许可制度。核设施营运单位进行选址、建 造、运行、退役等活动，应当向国务院核安全监督管理部门申请许可 。
题
•14
[3] 重大制度 NNSA •15
重大制度
核损害赔偿制度 立法过程几经辗转 确立了基本权利和责任
No.11公民、法人和其他组织依法享有获取核安全信息的权利，受到核损害的，有 依法获得赔偿的权利。
No.90 因核事故造成他人人身伤亡、财产损失或者环境损害的，核设施营运单位 应当按照国家核损害责任制度承担赔偿责任，……
•12
主要内容
适用范围 包括：
➢ 核设施 ➢ 核材料 ➢ 放射性废物
不包括：
➢ 放射源 ➢ 铀矿冶 ➢ 电磁辐射
核安保内容已经包含其中 军工和军事核安全另行规定
•13
主要内容
体现了 安全首先来源于行动，而不是来源于监管 各类核设施的管理模式基本统一，综合平衡了：
➢ 核电厂的风险大 ➢ 研究堆的学术气氛带来的问题 ➢ 核燃料循环设施及放射性废物处理处置设施的经费问
✓ No.9 国家……加强核安全文化建设。 ✓ No.9(3) 核设施营运单位和为其提供设备、工程及服务的单位应当积
极培育和建设核安全文化……
2020/3/24
•23
重大制度
核安全保障制度
核安全科研
✓ No.10 核设施营运单位和为其提供设备、工程以及服务等的单位、与 核安全有关的科研机构等的单位，应当持续开发先进、可靠的核安全 技术，充分利用先进的科学技术成果，提高核安全水平。
信息公开的内容：
➢ 管理制度、文件 ➢ 安全状况 ➢ 监测数据 ➢ 年度报告
信息公开的渠道：
➢ 公告、网站
重大制度
•17
重大制度 核安全许可制度
核设施安全许可：
✓ No.22 国家建立核设施安全许可制度。核设施营运单位进行选址、建 造、运行、退役等活动，应当向国务院核安全监督管理部门申请许可 。
题
•14
[3] 重大制度 NNSA •15
重大制度
核损害赔偿制度 立法过程几经辗转 确立了基本权利和责任
No.11公民、法人和其他组织依法享有获取核安全信息的权利，受到核损害的，有 依法获得赔偿的权利。
No.90 因核事故造成他人人身伤亡、财产损失或者环境损害的，核设施营运单位 应当按照国家核损害责任制度承担赔偿责任，……
•12
主要内容
适用范围 包括：
➢ 核设施 ➢ 核材料 ➢ 放射性废物
不包括：
➢ 放射源 ➢ 铀矿冶 ➢ 电磁辐射
核安保内容已经包含其中 军工和军事核安全另行规定
•13
主要内容
体现了 安全首先来源于行动，而不是来源于监管 各类核设施的管理模式基本统一，综合平衡了：
➢ 核电厂的风险大 ➢ 研究堆的学术气氛带来的问题 ➢ 核燃料循环设施及放射性废物处理处置设施的经费问
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
核安全文化理念 40页PPT
3.2 辐射更具有敏感性（要求“零事故”）
福岛核事故 抢盐 拒吃海鲜 拒绝接待日本人 撤侨风波
核安全的“五个关呼”：
2019/9/6
11
四、核安全的基本理念
核安全的定义（根本是防止放射性事故）
核安全是指对核设施、核活动、核材料和放射性物 质采取必要和充分的监控、保护以及各种事故预防 和缓解措施，防止由于任何技术原因、人为原因和 自然灾害造成事故，并最大限度地减少事故情况下 的放射性后果，对工作人员、公众和环境造成不可 接受的放射性危害。
核安全文化理念
刘建 环境保护部华东核与辐射安全监督站
2019年1月21日
2019/9/6
1
为何提倡核安全文化？
核安全的本质要求 核行业发展的重要保障 减少人因失误的有力措施
2019/9/6
2
文化：人类群体所共有的价值取 向和行为方式。文化具体表现在
日常生活中的行为。
核安全文化就是以安全第一的文化
所以文化，就是一种生活方式。 日子怎么过，就是文化 。
2019/9/6
15
五、核安全文化的定义
核安全文化是指核安全文化是指各有关组织 和个人以“安全第一”为根本方针，以维护公众 健康和环境安全为最终目标，达成共识并付诸实 践的价值观、行为准则和特性的总和。它以“安 全第一”为根本方针，以维护公众健康和环境安 全为最终目标。
1.1 核电和核技术利用的大发展
2019/9/6
5
一、核安全文化宣贯活动的背景
1.2 核与辐射确实存在风险 近期国内的两件重大事故
东方重机的二次违规补焊事故（2019年、2019年） “5.9”南京重大辐射事故（2019年）
任务：“两个全覆盖”，“两个零容忍” 目标： 增强四个意识：法治意识、责任意识、风险意识、诚信意识 营造三个氛围：敬畏核安全、守护核安全、珍惜核安全
福岛核事故 抢盐 拒吃海鲜 拒绝接待日本人 撤侨风波
核安全的“五个关呼”：
2019/9/6
11
四、核安全的基本理念
核安全的定义（根本是防止放射性事故）
核安全是指对核设施、核活动、核材料和放射性物 质采取必要和充分的监控、保护以及各种事故预防 和缓解措施，防止由于任何技术原因、人为原因和 自然灾害造成事故，并最大限度地减少事故情况下 的放射性后果，对工作人员、公众和环境造成不可 接受的放射性危害。
核安全文化理念
刘建 环境保护部华东核与辐射安全监督站
2019年1月21日
2019/9/6
1
为何提倡核安全文化？
核安全的本质要求 核行业发展的重要保障 减少人因失误的有力措施
2019/9/6
2
文化：人类群体所共有的价值取 向和行为方式。文化具体表现在
日常生活中的行为。
核安全文化就是以安全第一的文化
所以文化，就是一种生活方式。 日子怎么过，就是文化 。
2019/9/6
15
五、核安全文化的定义
核安全文化是指核安全文化是指各有关组织 和个人以“安全第一”为根本方针，以维护公众 健康和环境安全为最终目标，达成共识并付诸实 践的价值观、行为准则和特性的总和。它以“安 全第一”为根本方针，以维护公众健康和环境安 全为最终目标。
1.1 核电和核技术利用的大发展
2019/9/6
5
一、核安全文化宣贯活动的背景
1.2 核与辐射确实存在风险 近期国内的两件重大事故
东方重机的二次违规补焊事故（2019年、2019年） “5.9”南京重大辐射事故（2019年）
任务：“两个全覆盖”，“两个零容忍” 目标： 增强四个意识：法治意识、责任意识、风险意识、诚信意识 营造三个氛围：敬畏核安全、守护核安全、珍惜核安全
核安全课件3
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况——Ⅱ中等频率事件（预期运行事件） 工况——Ⅱ中等频率事件（预期运行事件） ——
预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运 一次或数次偏离正常运行 预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运 行过程； 行过程；包括在试验运行和寿期以中等频率发生的 事件：控制棒组件误提出、失去正常给水等。 事件：控制棒组件误提出、失去正常给水等。 只能使反应堆停堆，不会导致事故（ 只能使反应堆停堆，不会导致事故（燃料元件 损坏， 二回路系统超压等）。 ）。采取正确的措施 损坏，一、二回路系统超压等）。采取正确的措施 后能很快排除故障，恢复功能。 后能很快排除故障，恢复功能。
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况——Ⅲ稀有事故（事故工况） 工况——Ⅲ稀有事故（事故工况） ——
在核电厂寿期内极少出现（ 在核电厂寿期内极少出现（10-4～3×10-2次/ 寿期内极少出现 的事故：一回路管道小破口、 堆年）的事故：一回路管道小破口、二回路管 道小破口、蒸汽发生器传热管破裂等。 道小破口、蒸汽发生器传热管破裂等。 专设安全设施投入工作， 专设安全设施投入工作，防止或限制对环境 的辐射危害。确保反应堆结构完整性， 的辐射危害。确保反应堆结构完整性，燃料元件 损坏不得超过规定值。 损坏不得超过规定值。
核安全分析 事故分析——研究核电厂在故障工况下的行 研究核电厂在故障工况下的行 事故分析 为，是核电厂安全分析的一个重要组成部分， 是核电厂安全分析的一个重要组成部分， 安全分析的一个重要组成部分 也是核电厂设计和许可证申请程序中的重要 也是核电厂设计和许可证申请程序中的重要 核电厂设计和许可证申请 步骤。 步骤。
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。
核安全文化PPT课件
26日早晨用4小时撤离核电站所在地的 25000名居民
用1216辆大型公共汽车、300辆卡车，撤离 30公里范围内的约12万名居民
400人15天内在机组下面挖建混凝土铺板， 开始建石棺
5月9日扑灭石墨引发的大火
切尔诺贝利核电站事故的技术原因
1、反应堆物理设计和停堆装置设计的严重缺陷 2、高燃耗运行工况下很大的正空泡反应性系数 3、在事故前反应堆工况下的正停堆效应 4、运行反应性裕量与反应堆保护不匹配 5、运行组织中缺乏安全文化，因而不能补救事故前
核安全文化
孙光弟 2007.5
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
世界核电机组类型统计表
种类
运行机组
在建机组
（截止2007年5
关闭机组
型式
石墨 堆
GCR LWGR
重水 堆
快堆
PHWR FBR
沸 水 BWR 堆
压水 堆
合计
PWR
INSAG-4的定义：核安全文化是存在于单 位和个人中的种种特性的总和，它建立一种 超出一切之上的观念，即核电站的安全问题 由于它的重要性要得到应有的重视。
三、什么是核安全文化
两次严重事故的后续行动： 成立两个机构：INPO
WANO 一个专家组： INSAG 一个新的概念：安全文化 一套新的核安全标准（NUSS—SSS) 相应的配套服务：OSART, Peer Review,
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：
用1216辆大型公共汽车、300辆卡车，撤离 30公里范围内的约12万名居民
400人15天内在机组下面挖建混凝土铺板， 开始建石棺
5月9日扑灭石墨引发的大火
切尔诺贝利核电站事故的技术原因
1、反应堆物理设计和停堆装置设计的严重缺陷 2、高燃耗运行工况下很大的正空泡反应性系数 3、在事故前反应堆工况下的正停堆效应 4、运行反应性裕量与反应堆保护不匹配 5、运行组织中缺乏安全文化，因而不能补救事故前
核安全文化
孙光弟 2007.5
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
世界核电机组类型统计表
种类
运行机组
在建机组
（截止2007年5
关闭机组
型式
石墨 堆
GCR LWGR
重水 堆
快堆
PHWR FBR
沸 水 BWR 堆
压水 堆
合计
PWR
INSAG-4的定义：核安全文化是存在于单 位和个人中的种种特性的总和，它建立一种 超出一切之上的观念，即核电站的安全问题 由于它的重要性要得到应有的重视。
三、什么是核安全文化
两次严重事故的后续行动： 成立两个机构：INPO
WANO 一个专家组： INSAG 一个新的概念：安全文化 一套新的核安全标准（NUSS—SSS) 相应的配套服务：OSART, Peer Review,
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：
核安全基本理论知识课件
核辐射的防护措施
01
02
Hale Waihona Puke 0304减少暴露时间
尽量减少暴露于高辐射环境的 时间，避免长时间停留。
穿戴防护装备
在接触放射性物质时，应穿戴 防护服、手套、鞋套等防护装
备。
保持距离
与放射源保持一定距离，以减 少辐射剂量。
监测与控制
对工作环境和设备进行定期监 测和控制，确保辐射剂量在安
全范围内。
2023
PART 04
核安全法规与标准
REPORTING
国际核安全法规与标准
国际原子能机构（IAEA）制定的《核安全公约》和《废燃料管理安全和放射性废 物管理安全联合公约》等国际核安全法规，为各国制定核安全标准提供了指导和 参考。
国际原子能机构还制定了一系列核安全技术导则和安全标准，如《核设施安全准 则》、《核动力厂安全准则》等，为各国核安全监管提供技术支持。
核事故应急处理
REPORTING
核事故的分类与特点
核事故的分类
核事故分为核反应堆事故、核燃 料循环设施事故、核辐射装置事 故、核武器试验事故等。
核事故的特点
核事故具有潜在性、突发性、放 射性等特点，可能对人员、环境 造成严重危害。
核事故应急预案的制定与实施
制定应急预案
根据核设施的性质和风险，制定相应 的应急预案，包括应急组织、应急程 序、应急资源等。
紧急处置技术
针对不同类型和规模的核事故，采 取相应的紧急处置技术，如隔离、 稀释、清理等，以降低事故的危害 程度。
2023
PART 05
核废料处理与处置
REPORTING
核废料的来源与分类
核废料的来源
核设施运行、核燃料循环、核技术应用等过程中产生的放射 性废物。
核安全文化PPT课件
22
安全文化相关信息
我们发现，核电站的许多常规行动和实践都做 得很好，特别表现在： • 安全文化方面的管理信息均十分明确，具有
良好的导向。一旦发现情况，管理层能及时 作出保守决策，并向全员通报。
23
记住…
领导层对安全文化的建设负有绝对责任。
24
爱因斯坦说 核安全就像骑 自行车，一旦 放松警惕就会 人仰车翻。
组织文化 • 是一个组织在学习和应对问题过程中， 共同形成的基本看法。
文化 • 文化是一个群体的认知的总和。
2
…不同的文化
安全文化 • 是一个组织的价值观和行为准则，确保核安 全的重要性高于一切。领导者是这些价值观 和行为准则的执行榜样，组织内部其他成员 普遍效仿之。
3
安全文化准则
• 核安全文化面前，人人都责无旁贷。 • 领导者履行安全承诺。 • 让信任渗透到整个组织。 • 决策时秉承“安全第一”的原则。 • 认识到核技术的专业性和独特性。 • 培养质疑的工作态度。 • 积极组织学习。 • 对核安全文化进行持续审核。
通过以下6张幻灯片快速了解
17
雄狮还是猫咪？
构成核安全体系的多道屏障均已被破坏。 管理人员对过低的标准予以容忍；员工和管理层 对恶化了的现场条件和消防缺陷采取接受态度。 运行人员没有对电站阀门保持持续监控；报警和 数据异常等情况未得到快速响应。 电站针对运行改进制定了详细的计划，却没有就 核安全这一首要战略要素的推广和提升做出详细 规划。
18
建立学习机制
一些员工的行为表明，某些关键的核安全规则， 如在日常工作中履行和安全承诺，建立学习机 制，以及对核安全进行持续检验等等，均未落 到实处。结果，电站的核安全文化水平未能得 到预期的巩固和提升。
安全文化相关信息
我们发现，核电站的许多常规行动和实践都做 得很好，特别表现在： • 安全文化方面的管理信息均十分明确，具有
良好的导向。一旦发现情况，管理层能及时 作出保守决策，并向全员通报。
23
记住…
领导层对安全文化的建设负有绝对责任。
24
爱因斯坦说 核安全就像骑 自行车，一旦 放松警惕就会 人仰车翻。
组织文化 • 是一个组织在学习和应对问题过程中， 共同形成的基本看法。
文化 • 文化是一个群体的认知的总和。
2
…不同的文化
安全文化 • 是一个组织的价值观和行为准则，确保核安 全的重要性高于一切。领导者是这些价值观 和行为准则的执行榜样，组织内部其他成员 普遍效仿之。
3
安全文化准则
• 核安全文化面前，人人都责无旁贷。 • 领导者履行安全承诺。 • 让信任渗透到整个组织。 • 决策时秉承“安全第一”的原则。 • 认识到核技术的专业性和独特性。 • 培养质疑的工作态度。 • 积极组织学习。 • 对核安全文化进行持续审核。
通过以下6张幻灯片快速了解
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雄狮还是猫咪？
构成核安全体系的多道屏障均已被破坏。 管理人员对过低的标准予以容忍；员工和管理层 对恶化了的现场条件和消防缺陷采取接受态度。 运行人员没有对电站阀门保持持续监控；报警和 数据异常等情况未得到快速响应。 电站针对运行改进制定了详细的计划，却没有就 核安全这一首要战略要素的推广和提升做出详细 规划。
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建立学习机制
一些员工的行为表明，某些关键的核安全规则， 如在日常工作中履行和安全承诺，建立学习机 制，以及对核安全进行持续检验等等，均未落 到实处。结果，电站的核安全文化水平未能得 到预期的巩固和提升。
核安全概述完PPT课件
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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
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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
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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
核安全课件
核安全课件核安全课件第一节民用核安全设备的特殊性民用核安全设备在设计、制造、质量控制和监管等方面有一系列有别于常规工业产品的特殊要求：1、设计基准的确定原则不同。
2、所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（试验台架、回路等）均需通过国家核安全监管部门的认可。
3、所有核安全设备必须通过根据相关要求进行设备鉴定方可用于民用核设施中。
4、在核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺。
5、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得资格许可。
从事核安全设备的无损检验和焊接的个人也必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得资格。
6、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立和实施满足核安全法规HAF003等要求的质量保证体系，并且所有核安全相关活动都必须置于该质量保证体系的有效控制之下。
7、所有核安全设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在国家核安全监管部门的监督下实施，处于严格的受控状态。
8、对于具体设备而言，核电站核岛主设备：反应堆压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件，除考虑相应工作温度、压力条件外，还需考虑冷却剂腐蚀、核裂变中子辐照、冷却剂冲刷及冲刷引起的振动等恶劣环境长期工作40-60年，安全性要求极为严格10、满足标准，《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）规定第二节民用核安全设备的核安全分级要求1设备分为核安全1级、核安全2级、核安全3级和非核安全级。
2核安全电气设备的分级是根据支持功能的安全重要性将电气设备分成1E级（安全级）和非1E级（非安全级）两个级别。
支承件的核安全级别是由主体设备确定的。
例如，核安全1级设备的支承件也是核安全1级。
第三节民用核安全设备标准（一）国内核安全设备标准，我国核安全设备目前使用国外的规范标准。
《核安全文化理念》PPT课件
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山东的辐射安全形势
2004年济宁金乡重大辐射事故 2010年天津某公司测井卡钴引起的Ⅱ类源
遗留封固较大辐射事故 2011年山东淄博某无损检测公司丢失Ⅲ类
源的较大辐射事故
a
2020/11/20
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辐射事故时有发生WHY?
许可制度严格？
核安全是业主负责？
行业标准严格？
监督检查严格？
异地使用备案制度是否有问题？？
1.2 核与辐射确实存在风险
近期国内的两件重大事故
东方重机的二次违规补焊事故（2013年、2014年） “5.9”南京重大辐射事故（2014年）
任务：“两个全覆盖”，“两个零容忍” 目标： 增强四个意识：法治意识、责任意识、风险意识、诚信意识 营造三个氛围：敬畏核安全、守护核安全、珍惜核安全
a
2020/11/20
观点
行为（管理层） 核安全文化
1 还有其它安全装置
继续生产
弱
（光电，踏板等）
2 安排人员值班或者关 注（其他补救措施）
3 安全第一，停下来修 复连锁后恢复生产
继续生产 停止生产
较弱 较强
a
2020/11/20
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一、核安全文化宣贯活动的背景
1.1 核电和核技术利用的大发展
a
2020/11/20
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一、核安全文化宣贯活动的背景
a
2020/11/20
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为何提倡核安全文化？
核安全的本质要求 核行业发展的重要保障 减少人因失误的有力措施
a
2020/11/20
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文化：人类群体所共有的价值取 向和行为方式。文化具体表现在
日常生活中的行为。
核安全文化就是以安全第一的文化
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。
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3.2 纵深防御的基本安全原则
安全壳（反应堆厂房）：将反应 安全壳（反应堆厂房）：将反应 ）：Biblioteka < 0.1%/24h
堆、冷却剂系统主要设备和主管 道包容在内。 道包容在内。事故情况下阻止放 射性裂变产物泄漏到环境中去， 射性裂变产物泄漏到环境中去， 是确保居民安全的最后一道防线。 是确保居民安全的最后一道防线。 最后一道防线 此外也可保护重要设备免遭外来 袭击的破坏。 袭击的破坏。 安全壳密封要求：0.1％/24h;定 安全壳密封要求：0.1％/24h;定
非能动安全壳冷却系统
中国正在建设的三门核电站
1300人年的工作量 耗资六亿美元 直接获得美国核管 会的批准书 不需要示范堆 首台机组建于中国 报价：1700-1900美 元/千瓦 现在："上不封顶 上不封顶"， 上不封顶
为什么要进行核电厂安全分析？ 为什么要进行核电厂安全分析？ 核电厂特有的核安全问题： 核电厂特有的核安全问题：潜在的放射性
< 2%
第一道屏障
3.2 纵深防御的基本安全原则
一回路压力边界： 一回路压力边界：由反应堆容器 和冷却剂环路组成， 和冷却剂环路组成，包括蒸汽发 生器传热管、泵、稳压器和连接 生器传热管、 管道。 管道。 材料选择：不锈钢；镍基合金； 材料选择：不锈钢；镍基合金； 制造： 反应堆压力容器焊缝； 制造： 反应堆压力容器焊缝； 第二道屏障 运行： 避免产生过大热应力。 运行： 避免产生过大热应力。
四类运行工况
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况Ⅰ 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 正常运行和运行瞬变
1、正常启动、停闭和稳态运行 正常启动、 2、带有允许偏差的极限运行 3、运行瞬变 工况较频繁，毋需停堆； 工况较频繁，毋需停堆； 控制系统进行调节，使核电厂重新稳定运行。 控制系统进行调节，使核电厂重新稳定运行。
第三章确定论安全设计与分析方法
§ 3.1 核动力装置运行工况与运行极限 § 3.2 纵深防御的基本安全原则 § 3.3 单一故障准则及其应用 § 3.4 预防意外侵害的措施 § 3.5 设计基准事故准则——核电厂安全设计准则 § 3.6 确定论安全分析概述 § 3.7 确定论基本分析逻辑
3.1 核动力运行工况与运行极限
4. 满功率运行时 ， 抽出一 5. 燃料操作事故 满功率运行时， 组控制棒 5. 全厂断电 反应堆失去全 全厂断电(反应堆失去全 部强迫流量) 部强迫流量 6. 放射性废气 、 废液的事 放射性废气、 故释放 6. 弹棒事故
3.2 纵深防御的基本安全原则
纵深防御原则（ 纵深防御原则（Defense in Depth） ）
为什么要进行核电厂安全分析？ 为什么要进行核电厂安全分析？ 表明电厂的安全性。 表明电厂的安全性。
根据核安全法规， 每个核设施的业主都必须在 根据核安全法规 ， 建造、 装料和运行之前， 建造 、 装料和运行之前 ， 向国家核安全局提交 安全分析报告， 安全分析报告 ， 安全分析报告中的一项重要内 容就是事故分析。 容就是事故分析。 事故分析
运行工况分类? 运行工况分类 安全限值? 安全限值
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类
美国标准学会(1970年 美国标准学会(1970年)根 (1970 据对核电厂运行工况所作 分析,按反应堆事故： 分析,按反应堆事故： 事故出现预计概率 事故出现预计概率 事故可能放射性后果 事故可能放射性后果
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况——Ⅳ极限事故（严重事故工况） 工况——Ⅳ极限事故（严重事故工况） ——
寿期内发生概率很低（ 在核电厂寿期内发生概率很低 在核电厂寿期内发生概率很低（10-6～10-4次/ 堆年）的后果严重的假想事故：一回系统主管 后果严重的假想事故： 的假想事故 道大破口、弹棒事故等。 道大破口、弹棒事故等。一旦发生会释放大量放 射性物质。 射性物质。 专设安全设施的投入应能保证一回路压力边 专设安全设施的投入应能保证一回路压力边 界的完整性、反应堆安全停闭， 界的完整性、反应堆安全停闭，并对事故后果加 以控制。 以控制。
核电厂安全分析的方法
1、确定论安全分析(Deterministic Methods) 确定论安全分析( ) 2、概率安全分析 (PSA(PSA-Probabilistic Safety Assessment) (PRA(PRA-Probabilistic Risk Assessment)
概率安全分析（ 概率安全分析（PSA/PRA） ）
第三道屏障
期贯穿件密封检查，打压试验。 期贯穿件密封检查，打压试验。
3.2 纵深防御的基本安全原则
燃料芯块 放射性物质包容。 放射性物质包容。 燃料元件包壳 只有反应堆多道屏 燃料元件包壳 障同时遭到破坏， 障同时遭到破坏，
才会发生放射性大 一回路压力边界 量释放的事故。 量释放的事故。
反应堆厂房（安全壳） 反应堆厂房（安全壳）
四类运行工况及其安全准则
工况
概率
次/堆年
放射性
安全准则
燃料不应受到损坏 不应要求启动任何保护系统或专设安全 设施
Ⅰ Ⅱ
3*10-2～1
燃料不应受到损坏 任何屏障不应受到损坏 采取纠正措施后机组应能重新启动 不应发展成为后果更为严重的事故 全身5mSv 全身5mSv 甲状腺15mSv 甲状腺15mSv 一些燃料元件可能损坏， 一些燃料元件可能损坏，但数量有限 一回路和安全壳的完整性不应受到影响 不应发展成为后果更为严重的事故
一道屏障 的完整性
需作安全分析的事故
预期运行事件 1. 堆启动时，控制棒组件不可控抽出 堆启动时， 稀有事故 1. 一回路系统管道小破裂 极限事故 1. 一回路系统主管道大破裂 2. 满功率运行时 ， 控制棒组件不可控 2. 二回路系统蒸汽管道小 2. 二回路系统蒸汽管道大破裂 满功率运行时， 地抽出 3. 控制棒组件落棒 4. 硼失控稀释 5. 部分失去冷却剂流量 6. 失去正常给水 7. 给水温度降低 8. 负荷过分增加 9. 隔离环路再启动 10. 甩负荷 11. 失去外电源 12. 一回路卸压 13. 主蒸汽系统卸压 14. 满功率运行时，安注系统误动作 满功率运行时， 破裂 3. 燃料组件误装载 3. 蒸汽发生器传热管断裂 4. 一台冷却剂泵转子卡死
例：为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发， 为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发， 大亚湾核电站的安全限值： 大亚湾核电站的安全限值： DNBR>1.22 线功率密度≤ 线功率密度≤590W/cm 以确保第 升降温速率≤ 升降温速率≤56℃/h 稳压器升、降温速率≤112 ℃/h等 稳压器升、降温速率≤ ℃/h等
大破口 VS 小破口 热端断裂 VS 冷端断裂 反应性引入 卡泵
确定论核安全分析主要内容
1.确定事故(件)发生的概率等级 2. 在每个概率等级下确定一组设计基准事故 3. 确定核安全对策与设计准则 4. 针对每一个概率等级的设计基准事故进行 核电站保护系统与专有安全设施的设计 5. 对设计基准事故发生后的电站响应与核安 全性进行评价 6. 核电站设计与核安全评价结论提交核安全 管理部门审查
核安全分析 事故分析——研究核电厂在故障工况下的行 研究核电厂在故障工况下的行 事故分析 为，是核电厂安全分析的一个重要组成部分， 是核电厂安全分析的一个重要组成部分， 安全分析的一个重要组成部分 也是核电厂设计和许可证申请程序中的重要 也是核电厂设计和许可证申请程序中的重要 核电厂设计和许可证申请 步骤。 步骤。
可接受的风险概念 研究事故发生的概率（数学期望值） 研究事故发生的概率（数学期望值） 事件树和故障树的方法 根据PSA结果， PSA结果 根据PSA结果，找出设计中的薄弱环节并加于改 进 确定论的补充
风险
可信
概率
可接受的风险
事故
不可信
确定论安全设计与评价的基本思想
在同一概率水平下，选择一组最大的可信的基 准事故，设计若能抵御这些基准事故，必能抵 御其它低于设计基准的事故，核电站的核安全 可得到确实的保证，超过基准事故的事故，被 认为是不可能发生地。
设计提供一系列多层次的防御， 设计提供一系列多层次的防御，用 以防止事故并在未能防止事故时保 证提供适当的保护。 证提供适当的保护。
纵深防御
设置一系列的实体屏障， 设置一系列的实体屏障，以包容规 定区域的放射性物质。 定区域的放射性物质。
多道屏障 + 纵深防御措施
3.2 纵深防御的基本安全原则
多道屏障
为什么要进行核电厂安全分析？ 为什么要进行核电厂安全分析？ 事故情况下专设安全系统的有效性。 事故情况下专设安全系统的有效性。 专设安全系统的有效性
为了防止这样的放射性释放事件发生， 以及减 为了防止这样的放射性释放事件发生 ， 小事件发生后的后果， 小事件发生后的后果 ， 在核电厂的设计中采用 纵深防御的概念来对事故进行设防 的概念来对事故进行设防， 了 纵深防御 的概念来对事故进行设防 ， 特别是 设置了专设安全系统。 设置了专设安全系统。
Ⅲ Ⅳ
10-4～ 3*10-2
10-6～ 10-4
全身0.15Sv 燃料元件可能有损坏， 全身0.15Sv 燃料元件可能有损坏，但数量有限 甲状腺0.45Sv 一回路、 甲状腺0.45Sv 一回路、安全壳的功能在专设安全设施 作用下应能保证
3.1 核动力运行工况与运行极限
２.运行限值
为保证核电厂的安全运行， 为保证核电厂的安全运行，经国家核安全部门批 准的，用以确定参数限值、 准的，用以确定参数限值、设备功能和性能以及 人员水平等的整套规定 整套规定。 人员水平等的整套规定。
3.2 纵深防御的基本安全原则
< 1%
燃料芯块及包壳： 燃料芯块及包壳：低富集度 UO2烧结成芯块，叠装在锆合 烧结成芯块， 金包壳管内，两端封焊。 金包壳管内，两端封焊。 设计时，假定有1%的包壳破 设计时，假定有1%的包壳破 1% 裂和1%的裂变产物会从包壳 裂和1%的裂变产物会从包壳 1% 逸出。美国统计， 逸出。美国统计，正常运行 时实际最大破损率为0.06%。 时实际最大破损率为0.06%。 0.06%