《核安全概述完》PPT课件
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• 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
10h：P/P0>1.0% ， 6MW 1w： P/P0>0.1% ， 0.6MW 30y： P/P0>0.01% ，0.06M W (60kw) • 需确保堆芯有效冷却
核电厂的基本安全功能 (Golden Rule)
• 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
辐射安全要求
辐射安全的角度看，电厂正常运行时排放的放射性废物对环境 的影响很小，对选址；有影响的主要还是核电厂事故时可 能对居民造成的危害，所以，通常一个国家的核电厂选址 标准，其主要内容之一是规定事故条件下的最大释放量。
６.２ 构筑核电站的固有安全
• 核电站在“选址、设计、建造、调试和运行、退 役”五个阶段全面贯彻国家的核安全法规、导则 和标准
• 坚持 安全第一、质量第一、预防为主的方针 • 考虑纵深防御的原则 • 为防止放射性物质释放，设置四道安全屏障 • 按照核安全法规要求建立完善的管理制度和质量
保证体系 • 加强经验反馈、不断改进和追求卓越
13
６.２ 构筑核电站的固有安全
核电站的设计、建造和运行，依据国际原子能机构提出的纵深防御原则，
从设备和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来， 不发生泄漏
纵深防御包括以下五道防线：
第一道：保证设计、制造、建造和运行、检修的质量，防止出现偏差
第二道：严格执行运行规程，遵守运行技术规程，及时检测和纠正偏差， 对非正常运行加以控制，防止演变成事故
第６章 核安全概述
内容介绍： 6.1 核电站的危险来源 6.2 构筑核电站的固有安全 6.3 保障核安全的有力措施 6.4 核事故的经验教训 6.5 核能安全
1
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
首次装料批准书 运行许可证
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
1 ）核事故分级及世界几大核事故
普通事件
没有产生场外影响，核设施内工作人员遭受过量辐射
防止放射性 大量向外释放
第四道屏障 安全壳
６.３ 保障核安全的有力措施
• 国家颁布了放射性污染防治法 • 国务院颁布了《民用核设施安全监督管理条例》《核安
全设备监督管理条例》 • 设置了专门的核安全监管机构-国家核安全局，对核电
站采取全寿期、全过程的监督管理活动。负责行政执法 、许可证管理、技术审查和评价、监督检查等活动 • 培育核安全文化，从硬件、软件、管理和文化等多层面 、全方位提升核电站的安全和可靠性 • 建立核电站事故应急体系和应急预案，确保社会和公众 安全
• 事故原因：操作人员的错误判断 • 事故后果：对环境和公众影响不大 • 事故告诉我们：
1. 人因事故是存在的，需要足够的 时间对事件做出正确的判断
20
1 ）核事故分级及世界几大核事故
历史核事故
1979年美国三哩岛核事故 1986年苏联切尔诺贝利核事故 2011年日本福岛核事故
事故级别
5 7 7
21
2） 美国三哩岛核电站事故
美国三哩岛核电站事故
• 事故过程：1979年3月28日，位于美国 宾夕法尼亚州的三哩岛核电站（压水 堆）发生严重的失水事故，反应堆大 部分燃料元件损坏甚至熔化
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0.9-1 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
反应堆正常运行时按“放射防护规定”对附近居民的剂量限值 为每年全身5×10-3Sv；在核电厂发生重大的假想事故情况 下，应保证居民不受超过规定的剂量限值的照射。
人口密度分布是目前选址要考虑的一个重要因素，但不是唯一 因素，需综合考虑厂址的其它各种条件，随着技术水平和 安全研究的不断发展，核电厂的设计和安全设施的日趋完 善可靠，特别是随着核电厂建造和运行经验的不断积累， 人口密度分布限制会进一步减小，甚至有可能在靠近大城 市的位置建造核电厂。
17
６.３ 保障核安全的有力措施
阶段
必须提交的报告
许可证wenku.baidu.com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 运行
最终安全分析报告 装料阶段环境影响评价报告 场区应急预案
试运行总结报告 修订的最终安全分析报告 试运行阶段环境评价报告 修订的场区应急预案
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
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
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 能
－－停堆后继续过热的可
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
Nuclear chain reaction
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% ，0.06M W (60kw) • 需确保堆芯有效冷却
核电厂的基本安全功能 (Golden Rule)
• 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
辐射安全要求
辐射安全的角度看，电厂正常运行时排放的放射性废物对环境 的影响很小，对选址；有影响的主要还是核电厂事故时可 能对居民造成的危害，所以，通常一个国家的核电厂选址 标准，其主要内容之一是规定事故条件下的最大释放量。
６.２ 构筑核电站的固有安全
• 核电站在“选址、设计、建造、调试和运行、退 役”五个阶段全面贯彻国家的核安全法规、导则 和标准
• 坚持 安全第一、质量第一、预防为主的方针 • 考虑纵深防御的原则 • 为防止放射性物质释放，设置四道安全屏障 • 按照核安全法规要求建立完善的管理制度和质量
保证体系 • 加强经验反馈、不断改进和追求卓越
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６.２ 构筑核电站的固有安全
核电站的设计、建造和运行，依据国际原子能机构提出的纵深防御原则，
从设备和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来， 不发生泄漏
纵深防御包括以下五道防线：
第一道：保证设计、制造、建造和运行、检修的质量，防止出现偏差
第二道：严格执行运行规程，遵守运行技术规程，及时检测和纠正偏差， 对非正常运行加以控制，防止演变成事故
第６章 核安全概述
内容介绍： 6.1 核电站的危险来源 6.2 构筑核电站的固有安全 6.3 保障核安全的有力措施 6.4 核事故的经验教训 6.5 核能安全
1
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
首次装料批准书 运行许可证
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
1 ）核事故分级及世界几大核事故
普通事件
没有产生场外影响，核设施内工作人员遭受过量辐射
防止放射性 大量向外释放
第四道屏障 安全壳
６.３ 保障核安全的有力措施
• 国家颁布了放射性污染防治法 • 国务院颁布了《民用核设施安全监督管理条例》《核安
全设备监督管理条例》 • 设置了专门的核安全监管机构-国家核安全局，对核电
站采取全寿期、全过程的监督管理活动。负责行政执法 、许可证管理、技术审查和评价、监督检查等活动 • 培育核安全文化，从硬件、软件、管理和文化等多层面 、全方位提升核电站的安全和可靠性 • 建立核电站事故应急体系和应急预案，确保社会和公众 安全
• 事故原因：操作人员的错误判断 • 事故后果：对环境和公众影响不大 • 事故告诉我们：
1. 人因事故是存在的，需要足够的 时间对事件做出正确的判断
20
1 ）核事故分级及世界几大核事故
历史核事故
1979年美国三哩岛核事故 1986年苏联切尔诺贝利核事故 2011年日本福岛核事故
事故级别
5 7 7
21
2） 美国三哩岛核电站事故
美国三哩岛核电站事故
• 事故过程：1979年3月28日，位于美国 宾夕法尼亚州的三哩岛核电站（压水 堆）发生严重的失水事故，反应堆大 部分燃料元件损坏甚至熔化
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0.9-1 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
反应堆正常运行时按“放射防护规定”对附近居民的剂量限值 为每年全身5×10-3Sv；在核电厂发生重大的假想事故情况 下，应保证居民不受超过规定的剂量限值的照射。
人口密度分布是目前选址要考虑的一个重要因素，但不是唯一 因素，需综合考虑厂址的其它各种条件，随着技术水平和 安全研究的不断发展，核电厂的设计和安全设施的日趋完 善可靠，特别是随着核电厂建造和运行经验的不断积累， 人口密度分布限制会进一步减小，甚至有可能在靠近大城 市的位置建造核电厂。
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６.３ 保障核安全的有力措施
阶段
必须提交的报告
许可证wenku.baidu.com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 运行
最终安全分析报告 装料阶段环境影响评价报告 场区应急预案
试运行总结报告 修订的最终安全分析报告 试运行阶段环境评价报告 修订的场区应急预案
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
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
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 能
－－停堆后继续过热的可
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
Nuclear chain reaction