核反应堆安全 运行工况和事故分类
核事故分类
按照事件的类型，可以将始发事件划分为以下八种：1二回路换热增加（汽轮机厂房）1.1给水系统故障使给水温度降低（II）1.2给水系统故障使给水流量增加（II）1.3蒸汽压力调节器故障或失效使蒸汽流量过增（II）1.4一个蒸汽发生器释放阀或安全阀误开启（II）1.5压水堆安全壳内和壳外的蒸汽系统管道在一定范围内失效2二回路换热减少（汽轮机厂房）2.1蒸汽压力调节器故障或失效使蒸汽流量减少（II）2.2失去外部电负荷（II）2.3汽轮机停车（II）2.4主蒸汽隔离阀误关闭2.5冷凝器真空丧失（II）2.6同时失去非应急厂内和厂外交流电2.7丧失主给水（II）2.8主给水管道破裂（IV）3反应堆冷却系统流量减小3.1部分主泵停止运行（II）3.2反应堆主泵泵轴卡死（IV）3.3反应堆主泵泵轴断裂（IV）4反应性和功率分布异常4.1次临界或低功率运行时，控制棒误抽出，包括装料时控制棒或临时控制设施误移动（II）4.2功率运行时，控制棒误抽出（II）4.3控制棒误动作（II，III）4.4一条非在役环路的冷却剂泵启动或循环环路在非正确的温度启动（II）4.5化学和容积控制系统误动作导致反应堆冷却剂硼浓度减少（II）4.6燃料组件错装位（III）4.7控制棒弹出事故（IV）5反应堆冷却剂水装量增加5.1功率运行时应急堆芯冷却系统误动作（II）5.2化学和容积控制系统误动作导致反应堆冷却剂水装量增加（II）6反应堆冷却剂水装量减少6.1稳压器安全阀或释放阀误开启（II，III）6.2安全壳外含有反应堆冷却剂的小管道破裂（III）6.3蒸汽发生器传热管破裂失效（IV）6.4失水事故（大破口失水事故、中小破口失水事故）（IV）7子系统或部件释放放射性物质7.1放射性气体废物系统泄漏或失效7.2放射性液体废物系统泄漏或失效7.3由于液体存储罐失效导致的假想放射性物质泄漏（III）7.4设计基准燃料操作事故（IV）7.5乏燃料存储罐掉落事故（III）8未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）8.1控制棒误抽出（IV）8.2失去主给水（IV）8.3失去非应急交流电源（IV）8.4失去外部电负荷（IV）8.5冷凝器真空破坏（IV）8.6汽轮机停车（IV）8.7主蒸汽隔离阀关闭其中未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）尽管是AOO，但是属于超设计基准事故。
核反应堆安全事故分析及预防研究
核反应堆安全事故分析及预防研究核反应堆作为人类利用核能的主要设备，其安全性一直备受关注。
但是，尽管反应堆的设计和运行都严格遵守安全规范，事故仍然时有发生。
事故的发生不仅会对人类生命和环境造成极大的损害，也会对核能的发展产生不利影响。
因此，核反应堆事故的分析和预防研究显得至关重要。
一、核反应堆安全事故的类型核反应堆事故是指在核反应堆运行过程中，由于设计、运行、人为操作等原因引起的反应堆失控，导致严重核辐射泄漏或燃料释放的事件。
核反应堆事故大致分为以下几种类型：1、金属膨胀事故由于核反应堆中使用的燃料材料是铀或钚等金属，在反应过程中会发生膨胀。
如果这种膨胀过程无法被控制或被觉察到，就可能导致反应堆中燃料棒间距变窄，引发严重的事故。
2、核燃料棒失效事故核燃料棒失效是指核反应堆使用的燃料棒因长时间的使用，或其他不稳定因素导致燃料包壳失效。
当燃料包壳破裂或变形时，燃料核素可能泄漏，导致核反应堆事故。
3、燃料完全熔化事故燃料完全熔化通常发生在外部事件引发的严重事故中，如地震、台风等。
当反应堆无法正常工作时，燃料棒内的核燃料可能被加热，最终熔化。
这种事故会导致燃料棒及周围的核材料向外泄漏。
4、冷却系统失效事故核反应堆需要冷却液来去除燃料棒、反应堆内部组件及结构的热量，以保证反应堆的安全。
如果冷却系统失效或冷却液泄漏，冷却液不足，就会发生反应堆失控，严重的事故就有可能发生。
二、核反应堆安全事故的预防研究为了预防核反应堆事故的发生，需要从根本上解决安全问题。
核反应堆的设计、建设、运营和维护都需要从安全考虑。
主要预防方法包括：1、设计防范措施核反应堆的保安设施和安全控制设备应当进行严格的设计和测试，确保其能够承受各种突发事件的冲击和影响。
此外，设计中应当预留一定的安全舱以分离核反应堆核素和人员，防止事故扩散。
2、运营操作规范运行核反应堆需要专业的人员，专业化的工作流程和科学的管理机制。
同时，应采用定期巡检，监测参数等手段，对核反应堆进行严格的检测和评估。
压水堆核电站基础：第八章 专设安全系统
压水堆核电站基础
第八章 专设安全系统
核反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后 果，把核电厂运行工况分为四类： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 工况Ⅱ——中等频率事件，或称预期运行事件 工况Ⅲ——稀有事故 工况Ⅳ——极限事故
系统与设备（4）
技术安全目标
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。
系统与设备（4）
12
事故的预防和缓解
事故的预防是设计人员和运行人员应尽的安全职责。 为了防止事故的发生，从设计到运行都要贯彻一系列 的安全原则。 合理的设计； 可靠的设备； 各种完善的规程； 运行人员具有良好的安全素养。
事件本身并不是事故。如果附加故障后会导致运行事件、 设计基准事故或严重事故的事件。典型的假设始发事件例 子是设备故障（包括管道破裂）、人员差错、人为事件和 自然事件。
假设始发事件的后果可能较小（如某一多重部件的失 效），也可能很严重（如反应堆冷却剂系统主管道的破 裂）。
设计的主要安全目标在于追求核动力厂所具有的特性能够 保证：大部分假设始发事件的后果较小或甚至无足轻重； 其余的假设始发事件导致设计基准事故，其后果是可以接 受的；而如果导致严重事故，其后果可以通过设计措施和 事故管理加以限制。
带有允许偏差的极限运行，如在允许范围内带 有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏等；
运行瞬变。
系统与设备（4）
4
工况II——中等频率事件（预期运行事件）
常见故障，指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的 所有运行过程，即发生频率在10-2次/堆年到1次/堆年。保护系统动作， 反应堆安全停闭，但燃料包壳保持完整性，不会造成燃料元件棒损坏， 系统压力不超过设计值。放射性后果不超过0.001mSv。采取措施后机 组能重新起动。
核反应堆安全分析
核反应堆安全法规体系
核反应堆安全评估
对核反应堆安全性进行综合评估
全面评估
核安全管理的重要组成部分
重要组成部分
确保核反应堆的安全运行
确保安全性
维护核反应堆的安全性
维护安全
核反应堆运营许可
核安全管理的法定要求
法定要求
确保核反应堆的安全运行
确保安全运行
符合核反应堆安全标准
符合标准
持证经营核反应堆
持证经营
04
第四章 核反应堆安全监测与维护
Chapter
核反应堆安全监测系统
用于监测核反应堆各项参数的变化
传感器
01
03
一旦监测到异常情况发出警报
报警装置
02
根据传感器数据实时控制核反应堆运行状态
控制系统
维修工作
修补设备故障
调整操作参数
保养措施
清洁设备表面
检查冷却系统
安全审查
定期安全检查
保障设备运行
核辐射安全法
结语
核反应堆安全分析是核能行业的重要领域，制定合理的法规标准、进行全面的安全评估、落实运营许可和进行应急演练是确保核反应堆安全的关键。只有不断加强安全意识，提升管理水平，才能在核能发展中确保人类的生命财产安全。
06
第六章 总结与展望
Chapter
不足
安全意识不够
监管不严格
设备设施老化
对事故后果进行系统评估
后果评估
01
03
制定事故防范策略
事故防范
02
分析事故带来的风险
风险分析
福岛核事故
事故原因
事故后果
Lessons Learned
其他事故案例
【AAA】11种EHS环境健康安全事故及等级划分规定-附事故上报和调查处理全流程.docx
11种EHS环境健康安全事故及等级划分规定（附事故上报和调查处理全流程）二、辐射事故是指放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致人员受到意外的异常照射。
按照《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》（国务院令第449号），辐射事故划分为以下四个等级：（一）特别重大辐射事故：Ⅰ类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果，或者放射性同位素和射线装置失控导致3人以上（含3人）急性死亡。
（二）重大辐射事故：Ⅰ类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致2人以下（含2人）急性死亡或者10人以上（含10人）急性重度放射病、局部器官残疾。
（三）较大辐射事故：Ⅲ类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致9人以下（含9人）急性重度放射病、局部器官残疾。
（四）一般辐射事故：Ⅳ类、Ⅴ类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致人员受到超过年剂量限值的照射。
三、突发公共事件是指突然发生，造成或者可能造成严重社会危害，需要采取应急处置措施予以应对的自然灾害、事故灾害、公共卫生事故和社会安全事件。
突发事件预警级别：一般依据突发事故可能造成的危害程度、涉及范围、影响力大小、人员及财产损失等情况，由高到低划分为特别重大（Ⅰ级）、重大（Ⅱ级）、较大（Ⅲ级）、一般（Ⅳ级）四个级别，并依次采用红色、橙色、黄色、蓝色来加以表示，Ⅰ级为最高级别。
突发事件按照危害程度可分为：特别重大、重大、较大、一般事故，如下：有下列情形之一的为特别重大突发公共卫生事件(I级)：(1)肺鼠疫、肺炭疽在大、中城市发生并有扩散趋势，或肺鼠疫、肺炭疽疫情波及2个以上的省份，并有进一步扩散趋势。
(2)发生传染性非典型肺炎、人感染高致病性禽流感病例，并有扩散趋势。
(3)涉及多个省份的群体性不明原因疾病，并有扩散趋势。
(4)发生新传染病或我国尚未发现的传染病发生或传人，并有扩散趋势，或发现我国已消灭的传染病重新流行。
核电站事故分类和安全分析
核电站事故分类和安全分析1. 引言核电站作为一种重要的能源供应方式，具有高效、清洁的特点，但也存在一定的安全风险。
本文将对核电站事故进行分类和安全分析，旨在更好地了解核电站事故的类型和安全措施，以增加核电站运营的安全性和可靠性。
2. 核电站事故分类根据事故的性质和影响程度，核电站事故可以分为以下几类：2.1 设备故障类事故设备故障类事故指的是核电站中关键设备的损坏或失效，可能导致核电站的运行中断或事故发生。
典型的设备故障包括主泵、汽轮机、操纵系统等的故障或失效。
这类事故的发生往往与设备材料疲劳、操作失误等因素有关。
2.2 燃料管理类事故燃料管理类事故主要与核燃料的管理和处理过程有关。
例如，核燃料的泄露、堆芯过热等问题可能导致严重的事故发生。
这类事故需要注意燃料的存储、处理和运输过程的安全性。
2.3 放射性物质泄漏事故放射性物质泄漏事故指核电站中放射性物质泄漏到环境中，对人体和环境造成潜在威胁的事故。
这类事故的发生可能导致辐射污染，对于周边社区和生态环境造成重大影响。
因此，放射性物质泄漏事故的防范和应急措施尤为重要。
3. 核电站安全分析为保证核电站的安全运行，需要进行全面的安全分析，以下是几种常用的核电站安全分析方法：3.1 事故树分析事故树分析是一种定性、定量相结合的安全分析方法，用于分析事故发生的可能性和事故连锁反应。
该方法通过构建事故树模型，分析各个事件的发生概率和次序，评估事故发生的风险程度和影响范围。
3.2 故障模式和影响分析故障模式和影响分析（FMEA）是一种系统性的分析方法，用于识别和评估潜在故障的影响。
通过分析故障模式、潜在原因和后果，确定关键设备和流程的故障潜在影响，从而采取相应的预防和纠正措施。
3.3 风险评估风险评估是一种定量的分析方法，用于评估核电站事故的潜在风险和影响。
通过确定事故发生的可能性和影响程度，计算风险值，以便采取相应的安全措施和应急预案。
4. 核电站安全措施为了保证核能发电站的安全性，需要采取一系列的安全措施。
核能安全事故应急处置规定
核能安全事故应急处置规定一、前言核能作为一项高风险的行业，在应急处置方面具有特殊的重要性。
为了保障公众的安全和利益，制定并遵守一套完善的核能安全事故应急处置规定是必不可少的。
本文将分为几个部分，全面论述核能安全事故应急处置规定的相关内容。
二、核能安全事故的定义和分类核能安全事故是指在核能站点或核能设施中发生的可能对人员、环境或财产造成损害的事件。
根据事件的影响和危害程度，核能安全事故可分为四个等级：级别一是指非常严重的事故，级别二是指严重的事故，级别三是指重大的事故，级别四是指一般的事故。
三、核能安全事故应急处置的原则1.及时性原则：应尽快启动应急响应，迅速组织救援和处置工作，尽量减少损失和危害。
2.科学性原则：应结合科学技术和专业知识，制定合理的应急处置方案，确保应急措施的有效性。
3.综合性原则：应急处置工作需要协调各方力量和资源，以最大限度地应对事故并保障公众的安全。
四、核能安全事故应急处置的程序1.事故初期处置：一旦发生核能安全事故，应立即启动应急响应，调集应急救援人员和专业工具到达现场，切断事故源，尽快控制事故影响的蔓延。
2.事故评估与分类：在初步控制事故蔓延后，应根据事故的性质、规模和危害程度进行评估，并进行分类，以确定应急处置的重点和措施。
3.应急处置方案制定：根据事故评估结果，组织专家团队制定应急处置方案，包括应急响应级别、人员疏散和防护措施、事故的监测和控制、核能站点或设施的修复和恢复等。
4.组织实施与监督：按照应急处置方案，组织相关部门和专业团队实施应急措施，同时加强监督和指导，确保处置工作按照预定方案进行。
5.事故善后与总结：核能安全事故应急处置完成后，应对事故的善后工作进行总结，评估处置效果和存在的问题，并提供改进建议，以便提升核能安全事故应急处置的能力和水平。
五、核能安全事故应急处置的关键问题1.人员安全和疏散：在核能安全事故中，人员的安全是首要保障，应建立完善的人员疏散和保护机制。
核电站事故分类和安全分析
核爆炸事故的预防措施包括加强核电站安全管理，提高核反应堆的安全 性能，以及建立完善的应急响应机制。
核废料处理事故
核废料处理事故的定义：核废料处理过程中发生的事故，包括放射性物质泄漏、放射性物质污 染等。
心理影响：核电 站事故可能导致 心理影响，如焦 虑、恐惧等
对环境的影响
放射性物质泄 漏：对周围环 境造成污染， 影响生物生存
空气污染：放 射性物质扩散 到空气中，造
成空气污染
水污染：放射 性物质进入水 体，影响水质
和生物生存
土壤污染：放 射性物质进入 土壤，影响土 壤质量和生物
生存
对经济的影响
核电站事故可能导致电力供应中断，影响经济发展
加强核电站安全宣传，提高公 众对核电站安全的关注度
加强核电站安全监管，确保核 电站安全运行，提高公众对核 电站安全的信心
THANK YOU
汇报人：
自然灾害导致的事故
地震：地震可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
海啸：海啸可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
洪水：洪水可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
台风：台风可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
其他因素导致的事故
设计缺陷：设计 不合理，导致设 备故障或安全隐 患
施工质量问题： 施工不规范，导 致设备安装或运 行问题
援等环节
应急处置：在 事故发生时， 迅速启动应急 预案，采取有 效措施控制事
故发展
应急救援：在 事故发生后， 迅速组织救援 力量，开展救 援工作，确保
人员安全
事故调查：在 事故发生后， 对事故原因进 行调查，分析 事故原因，提 出改进措施， 防止类似事故
核反应堆安全 4.1运行工况和事故分类
THE END
运行瞬变
• 线性（1－5）％额定功率升降； • 阶跃正负10％额定功率升降； • 以上情况属控制系统能够应对范围，即 不会出现停堆； 超出10％额定功率升降，（各电厂设计 不同）。 总之，运行瞬变是个广泛的概念。
核反应堆运行工况与事故分类
工况Ⅱ—— 中等频率事件 , 或称预期运行 事件。在核电厂运行寿期内预计出现一 次或数次偏离正常运行的所有运行过 程。可能停堆，但不会造成燃料元件损 坏或一回路、二回路系统超压，只要保 护系统能正常动作，就不会导致事故工 况。
4.1反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后果， 核电厂运行工况(condition)分为四类： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 （1）正常启动、停闭和稳态运行； （2）带有允许偏差的极限运行； （3）运行瞬变。 这类工况出现较频繁，无需停堆，依靠控制系统进行 调节，到所要求的状态，重新稳定运行。
设计基准事故
每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制 效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要 求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的 设计基准事故（Design Basic Accident，DBA）。 核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施 的那些事故工况。（HAⅣ——极限事故 发生概率约为10-6～10-4次/(堆·年)，因此被称 作假想事故。它一旦发生，就会释放出大量 放射性物质，所以在核电厂设计中必须加以 考虑。 如 二 回 路 蒸 汽 管 道 大 破 裂 (MSLB) ， 大 LOCA。
事故与事件分类：
（1）瞬变。 主要有：反应性引入事故; 失流事故; 失热阱事故等。 （2）以丧失一回路或二回路流体为特征的 管道破裂事故，如 失水事故(LOCA) 蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故。
核安全讲义
目录第一章引论第一节核反应堆安全的概念第二节核反应堆安全性特性第三节核电厂的安全对策第四节核电安全思想的发展-----经验与教训第二章核电厂的安全设计第一节纵深防御的基本安全原则第二节单一故障准则及其应用第三节预防意外侵害的措施第四节设计基准事故准则-----核电厂安全设计原则第五节概率安全评价(PSA)第六节质量保证第七节核电厂的核安全许可证制度和安全监督第三章核电厂运行工况和事故分类-----运行期间安全性第一节核电厂运行工况分类第二节核电厂事故分类第三节核电厂运行限值和运行规程第四节核电厂的事故处理第五节应急计划第六节国际核事件等级表(INES)第四章安全文化第一节安全文化的特性和组成第二节安全文化的内容和要求第三节运行中的人因问题和安全文化第五章附录附录一严重事故附录二压水堆核电厂物项的安全分级第一章引论第一节核反应堆安全的概念核能的发现和利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
1942年诞生了第一座核反应堆，到五十年代初期建成了将核能转变为电能的试验性核电厂。
截止1999年底，世界上运行中的核电机组共436台，总电功率为351718 MW，其中，轻水堆核电厂的份额占84.56%(压水堆占62.21%)。
随着压水堆的普及、运转和研究工作的深入，以及各国政府和工业界花费了巨大的经费和人力，对核安全技术作了不断的改进，建立起更加严格的核安全管理法规和体制，核电安全已达到了相当高的水平。
但是，在九千多堆年的核电厂运行历史中，已经发生了1979年三哩岛(TMI-2)核电厂事故，和1986年切尔诺贝利(Chernobyl-4)核电厂事故，这两起事故的后果非常严重，特别是有大量放射性物质释放到环境的切尔诺贝利核电厂事故，带来了环境、健康、经济和社会心理上的巨大影响，因此，反应堆安全问题仍然是当前核电发展中最重要的研究课题。
核电厂事故不但会影响其本身，而且会波及到周围环境，甚至会越出国界。
因此，对其安全和环境审查是件极其严肃的工作。
核反应堆安全
30
四、严重事故（1）
23
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
24
2、反应堆的安全功能（1）
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
核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于110－4/（堆. 年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于110－5/（堆.年）。
3
2、核反应堆的安全原则
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。
8
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。
9
2.2、多重屏障（1）
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。
假想失水事故和严重事故工况
假想失水事故和严重事故工况
【原创实用版】
目录
1.引言
2.失水事故工况
3.严重事故工况
4.应对策略
5.总结
正文
一、引言
核电站作为一种重要的能源设施，其安全性备受关注。
在可能出现的核电站事故中，失水事故和严重事故工况是其中较为严重的两种情况。
本文将对这两种工况进行分析，并提出相应的应对策略。
二、失水事故工况
失水事故是指核电站反应堆冷却剂循环系统出现故障，导致冷却剂流失，从而使反应堆温度升高的一种事故。
失水事故可能导致反应堆燃料棒熔毁、放射性物质泄漏等严重后果。
为了应对失水事故，核电站需要采取以下措施：
1.紧急停机：在发现失水事故时，立即停止反应堆运行，以避免事故扩大。
2.冷却系统切换：切换至备用冷却系统，对反应堆进行持续冷却，降低温度。
3.泄漏处理：对泄漏的冷却剂进行收集和处理，以防止对环境和人员造成伤害。
三、严重事故工况
严重事故工况是指核电站发生严重故障，导致放射性物质大量泄漏，可能对环境和公众造成严重影响的事故。
严重事故工况可能由多种原因导致，如地震、海啸、人为破坏等。
在严重事故工况下，核电站应采取以下措施：
1.应急响应：启动应急预案，组织人员进行有序疏散，确保人员安全。
2.放射性物质控制：采取措施阻止放射性物质继续泄漏，并对已泄漏的物质进行处理。
3.环境监测：加强对环境和食品的监测，确保公众不受放射性污染的影响。
4.信息公开：及时向公众发布事故信息，提高透明度，消除恐慌情绪。
四、总结
在失水事故和严重事故工况下，核电站需要采取相应的应对策略，确保人员安全和环境安全。
核电站如何处理事故和故障
核电站如何处理事故和故障核电站是一种采用核能转换为电能的发电设施，是人类利用核能资源的重要方式之一。
然而，由于核能的特殊性质，核电站事故和故障的处理显得尤为重要。
本文将介绍核电站如何处理事故和故障，以确保安全和环境的保护。
一、事故和故障的分类事故可以分为自然灾害引发的事故和人为操作失误引发的事故。
自然灾害包括地震、洪水、飓风等。
人为操作失误则是由于操作人员的疏忽、技术不足等原因导致的。
故障一般是指设备或系统的临时性故障，由于各种原因导致设备无法正常运行。
常见的故障包括电压异常、冷却系统故障等。
二、事故和故障处理的原则在处理核电站事故和故障时，应遵循以下原则：1. 快速反应：及时发现事故和故障的发生，并快速采取措施，以最大程度减少事故和故障带来的负面影响。
2. 保护人员安全：核电站操作人员是首先要保护的对象，在事故和故障处理过程中，应确保他们的安全。
3. 保护环境安全：核电站事故和故障可能对周围环境产生破坏性影响，因此，在处理过程中，要尽量避免环境污染等现象的发生。
4. 有效沟通：事故和故障处理需要团队合作，各个部门之间需要及时沟通，协调行动，以确保事故和故障得到快速、有效的处理。
三、事故处理步骤1. 事故评估：在发生事故后，应立即进行事故评估，包括确定事故的严重性、原因以及可能的后果等。
2. 应急措施：根据事故的类型和严重性，采取相应的应急措施。
比如，在核泄漏事故中，应立即启动核应急预案，确保辐射泄漏范围最小化，人员撤离到安全区域，并采取措施停止核反应堆的运行。
3. 事故调查：事故发生后，要进行详细的调查以确定事故的原因，并修复有故障的设备或系统。
同时，要对事故的处理过程进行评估，以提高应对类似事故的能力。
4. 事故通报：事故发生后，应及时向相关部门和当地政府通报，并向社会公众透明公告，以确保信息的传递和沟通。
四、故障处理步骤1. 故障诊断：在发生设备故障后，应尽快进行故障诊断，找出故障的原因，判断是否需要停机维修。
核反应堆事故应急预案范文
一、总则1. 编制目的为有效预防和应对核反应堆事故，保障核设施安全，最大限度地减少事故对人员、环境和社会的影响，根据《中华人民共和国核安全法》等相关法律法规，结合我国核设施实际，特制定本预案。
2. 编制依据《中华人民共和国核安全法》、《核设施安全监督管理条例》、《核事故应急管理条例》等法律法规。
3. 适用范围本预案适用于我国境内所有核反应堆事故的预防和应急响应。
4. 工作原则（1）安全第一、预防为主、综合治理；（2）统一领导、分级负责、属地为主；（3）快速反应、协同作战、科学处置；（4）信息公开、透明公开、及时准确。
二、事故分类与分级1. 事故分类核反应堆事故分为以下四类：（1）一般核事故：造成一定程度的放射性污染，对周边环境和公众健康有一定影响；（2）较大核事故：造成较大范围的放射性污染，对周边环境和公众健康造成较大影响；（3）重大核事故：造成较大范围的放射性污染，对周边环境和公众健康造成严重影响；（4）特别重大核事故：造成极严重范围的放射性污染，对周边环境和公众健康造成极大影响。
2. 事故分级根据事故分类，核反应堆事故分为四个等级，分别为：一般事故、较大事故、重大事故、特别重大事故。
三、应急组织体系1. 应急指挥部应急指挥部是核反应堆事故应急工作的最高指挥机构，负责事故应急工作的统一领导和指挥。
2. 应急指挥部办公室应急指挥部办公室是应急指挥部的日常办事机构，负责应急工作的组织、协调、指导和监督。
3. 应急专家组应急专家组由核安全、环境保护、公共卫生、应急救援等方面的专家组成，为事故应急工作提供技术支持。
4. 地方政府及相关部门地方政府及相关部门按照职责分工，参与事故应急工作，提供必要的人力、物力、财力支持。
四、应急响应1. 预警与报告（1）核设施运营单位应建立预警机制，及时发现和报告异常情况；（2）发现核反应堆事故时，立即启动应急预案，并向应急指挥部报告。
2. 应急响应程序（1）事故发生单位应立即启动应急预案，采取有效措施控制事故发展，防止事故扩大；（2）应急指挥部接到报告后，立即启动应急响应，组织相关部门和专家开展事故调查、应急处理和救援工作；（3）根据事故发展情况和应急响应需要，调整应急响应等级。
第7章 核反应堆安全 核工程概论课件
7.1 核反应堆安全的基本概念和原则
关注反应堆的安全问题 （1）安全措施举例：第一座核反应堆 最早的反应堆安全措施？ （2）最严重的三起核事故举例 （3）核事故的影响 本身、环境、超越国界
7.1.1 核反应堆的安全对策
（1）对策之一：保证反应堆得到安全可靠的控制 在堆芯内必须引入适量的、可随意调节的负
7.3.2 堆芯熔化过程
7.3.3 严重事故对压力容器的威胁
三哩岛事件
7.4 国际核事件的分级
7.5 事故情况下放射性物质的释放与防护 7.5.1 放射性物质的释放
（1）放射性物质的释放机理
①放射性物质的来源： ②射线种类： ③释放机理：
气隙释放 熔化释放 汽化释放 蒸汽爆炸释放
7.2 核反应堆事故及分类
（1）反应堆的事故分析一般有两种方法： （2）什么是确定论方法？ （3）压水堆工矿的分类及其界定
①正常工况和运行瞬变 ②中等频率事件 ③稀有事故 ④极限事件
7.2.1 反应性引入事故
（1）什么是反应性事故？ （2）反应性事故危害及举例 （3）压水堆引入正反应性，对功率有什么影响？为
能 、体积释热率、两相流动系统的不稳定性、慢化能 力、慢化比、易裂变材料、可裂变材料
为什么一定要引入“负反应性”？ 在压水堆中，目前通用的方法？
②功率控制
要求控制棒动作迅速，及时补偿由于负荷变化、 温度变化和变更功率引起的微小的反应性瞬态变化。
③补偿控制
补偿控制分为补偿控制棒和化学补偿两种。
（2）对策之二：确保堆芯冷却
为避免由于过热引起燃料元件损坏， 任何情况下都必须导出核燃料的释热，为 此反应堆要有以下功能：
反应性。 凡是能改变反应堆有效增殖系数的任何方法
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
设计基准事故
每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制 效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要 求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的 设计基准事故（Design Basic Accident，DBA）。
核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施 的那些事故工况。（HAF定义）
3稀有事故：动用安全设施，少元件破裂；放射性全身不大于 5mSv,甲状腺不大于15mSv；
4极限事故：动用安全设施，元件破裂数量有限量，安全设施 可用，一回路及安全壳功能有保障。 放射性全身不大于0.15Sv,甲状腺不大于0.45Sv；
这是对4种工况(condition)下，具体要求，通过才能 允许建造。
故，包括沸水堆安全壳内蒸汽管道破裂 6.6 各种沸水堆瞬变，包括1.3、2.7和2.8
安全分析报告分析的典型始发事故
7. 系统或设备的放射性释放 7.1 放射性气体废物系统泄漏或破损 7.2 放射性液体废物系统泄漏或破损 7.3 假想的液体贮箱破损而产生的放射性释放 7.4 设计基准燃料操作事故 7.5乏燃料贮罐掉落事故 8. 未能紧急停堆的预期瞬变 8.1 误提出控制棒 8.2 失去给水 8.3 失去交流电源 8.4 失去电负荷 8.5 凝汽器真空破坏 8.6 汽轮机跳闸 8.7 主蒸汽管道隔离阀关闭
安全分析报告分析的典型始发事故
4.2 在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件(假定堆芯和反应堆冷 却剂系统处于最不利反应性状态)，产生了最严重后果(低功率到满 功率) 4.3 控制棒误操作(系统故障或运行人员误操作)，包括部分长度控制 棒误操作 4.4 启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下 启动一条再循环环路 4.5 一条沸水堆环路的流量控制器故障或损坏，使反应堆冷却剂流 量增加 4.6 化学和容积控制系统故障使压水堆冷却剂中硼浓度降低 4.7 在不适当的位置误装或操作一组燃料组件 4.8 压水堆各种控制棒弹出事故 4.9 沸水堆各种控制棒跌落事故
反应堆运行工况与事故分类
在我国，核电厂设计安全规定中，定义电厂状 态（status）为四类，即： 正常运行； 预期运行事件； 事故工况（设计基准事故） 严重事故 实际上严重事故已经发生过，当然是曾经出现 的状态（status） 。
简单来说，4种工况达标才能建造，申请依据； 对严重事故，强调有对策；
预期运行事件
• 比如甩负荷； • 安注系统误动作； • 凝汽器低真空； • 主蒸汽管线上阀门误开等。 • 落棒。
Hale Waihona Puke ！• 要区分工况1中的运行瞬变和属于二类工 况的运行事件。
核反应堆运行工况与事故分类
工况Ⅲ——稀有事故 发生概率约为10-4～3×10-2次/(堆·年)。 为了防止或限制对环境的辐射危害，需 要专设安全设施投入工作。 如单跟蒸汽发生器转热管断裂。
核反应堆运行工况与事故分类
工况Ⅳ——极限事故 发生概率约为10-6～10-4次/(堆·年)，因此被称 作假想事故。它一旦发生，就会释放出大量 放射性物质，所以在核电厂设计中必须加以 考虑。 如 二 回 路 蒸 汽 管 道 大 破 裂 (MSLB) ， 大 LOCA。
事故与事件分类：
（1）瞬变。 主要有：反应性引入事故; 失流事故; 失热阱事故等。
严重事故
严重事故是指堆芯遭到严重损坏和熔化甚 至安全壳也损坏的一种事故，它将导致放射性 物质大量释放到环境，是一种超设计基准事 故。
在大约7000堆·年的核电厂运行历史中，已 经发生了两起严重事故。1979年3月28日美国 三哩岛核电厂事故，大约40%堆芯熔化，由于 安全壳保持了完整性，只有极少量气态碘和惰 性气体释放，没有人员死亡。1986年4月26日 前苏联切尔诺贝利核电厂事故，堆芯全部破 坏，房顶被炸飞，导致大量放射性物质释放至 大气中，即发死亡31人。这两起事故使得发生 严重事故的概率达到4×10-4/(堆·年)。
THE END
（2）以丧失一回路或二回路流体为特征的 管道破裂事故，如 失水事故(LOCA) 蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故。
4类运行工况及其安全准则
1正常运行：燃料不受任何损害，不许动用任何保护 系统和安全设施；
2预期运行事件：燃料不受任何损害屏障不受损害， 纠正措施后机组可重新启动，不会发展成更
严重事故。
运行瞬变
• 线性（1－5）％额定功率升降； • 阶跃正负10％额定功率升降； • 以上情况属控制系统能够应对范围，即
不会出现停堆； 超出10％额定功率升降，（各电厂设计 不同）。 总之，运行瞬变是个广泛的概念。
核反应堆运行工况与事故分类
工况Ⅱ——中等频率事件,或称预期运行 事件。在核电厂运行寿期内预计出现一 次或数次偏离正常运行的所有运行过 程。可能停堆，但不会造成燃料元件损 坏或一回路、二回路系统超压，只要保 护系统能正常动作，就不会导致事故工 况。
安全分析报告分析的典型始发事故
1. 二回路系统排热增加 1.1 给水系统故障使给水温度降低 1.2 给水系统故障使给水流量增加 1.3 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加 1.4 误打开蒸汽发生器泄放阀或安全阀 1.5 压水堆安全壳内、外各种蒸汽管道破损
危害??
二
回
简 图
路 热 力
循
环
安全分析报告分析的典型始发事故
2. 二回路系统排热减少 2.1 蒸汽压力调节器出故障或损坏使蒸汽流量 减少 2.2 失去外部电负荷 2.3 汽轮机跳闸(截止阀关闭) 2.4 误关主蒸汽管线隔离阀 2.5 凝汽器真空破坏 2.6 同时失去厂内及厂外交流电源 2.7 失去正常给水流量 2.8 给水管道破裂
安全分析报告分析的典型始发事故
3. 反应堆冷却剂系统流量减少 3.1 一个或多个反应堆主泵停止运行 3.2 沸水堆再循环环路控制器故障使流量减少 3.3 反应堆主泵轴卡死 3.4 反应堆主泵轴断裂 4. 反应性和功率分布异常
4.1 在次临界或低功率启动时，非可控抽出控制棒组件 (假定堆芯和反应堆冷却剂系统处于最不利反应性状 态)，包括换料时误提出控制棒或暂时取出控制棒驱动 机构
安全分析报告分析的典型始发事故
5. 反应堆冷却剂装量增加 5.1 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统 5.2 化学和容积控制系统故障(或运行人员误操作)使反应堆冷却剂装
量增加 5.3 各种沸水堆瞬变，包括1.2和2.1到2.6 6. 反应堆冷却剂装量减少 6.1 误打开压水堆稳压器安全阀或误打开沸水堆的安全阀或泄漏阀 6.2 贯穿安全壳一回路压力边界的仪表或其它线路系统的破裂 6.3 蒸汽发生器传热管破裂 6.4 沸水堆各种安全壳外蒸汽系统管子破损 6.5 反应堆冷却剂压力边界内假想的各种管道破裂所产生的失冷事
正常运行
• 大亚湾核电厂分9个mode,用热工参数描 述，冷态－热态（RC10ºC-310ºC）； 常压－额定压力； 次临界度不小于5000PCM。
• 从一个模式向另一个模式过度；
带有偏差的极限运行
• 一回路不可识别的小泄漏； 例如，法国蒸汽发生器传热管泄漏>72L/h才 停堆； 各个电厂的Technical Specification 有细致的 规定。 为了获得较高的负荷因子等经济性指标，带 有偏差的极限运行是必要的，在安全性和经 济性找到折中。
4.1反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后果， 核电厂运行工况(condition)分为四类： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 （1）正常启动、停闭和稳态运行； （2）带有允许偏差的极限运行； （3）运行瞬变。 这类工况出现较频繁，无需停堆，依靠控制系统进行
调节，到所要求的状态，重新稳定运行。