第7章-核反应堆安全-核工程原理课件.ppt

1、第第7章章核反应堆安全核反应堆安全2 引言引言 核电站风险的来源核电站风险的来源 核电厂的安全保障核电厂的安全保障 核安全标准核安全标准(安全原则安全原则)核安全管理核安全管理37.0 引言引言1.核电站区别于常规电厂的核电站区别于常规电厂的特殊安全问题特殊安全问题：核电站有可能发生比设计功率高得多的核电站有可能发生比设计功率高得多的 超功率事故超功率事故，对对控制要求控制要求特别高。特别高。剩余发热剩余发热很强，需要很强，需要长期冷却长期冷却。放射性放射性（运行、停闭），需要（运行、停闭），需要屏蔽屏蔽。产生大量产生大量放射性废物放射性废物，必须妥善，必须妥善处置处置。42.核电站的核电站的

2、风险风险：事故工况下不可控的放射性核素的释放。事故工况下不可控的放射性核素的释放。3.核安全问题核安全问题 如何减少由于事故工况下不可控的放射如何减少由于事故工况下不可控的放射性核素的释放对工作人员、居民和环境性核素的释放对工作人员、居民和环境造成的危害就成为核电厂区别于常规火造成的危害就成为核电厂区别于常规火电厂的核安全问题。电厂的核安全问题。57.1 核电站风险的来源核电站风险的来源 理论与事实证明，理论与事实证明，核电厂并非核电厂并非100地安全地安全。从科学的角度看，人们能做的只是将从科学的角度看，人们能做的只是将风险风险降得更低降得更低。(可接受的风险可接受的风险)如何如何以合理可行

3、的手段尽可能降低风险以合理可行的手段尽可能降低风险，就构成了就构成了核安全的目标核安全的目标。6水主泵主泵主管道主管道蒸汽反应性引反应性引入事故入事故失流事故失流事故冷却剂丧失事故冷却剂丧失事故蒸汽管道破裂事故蒸汽管道破裂事故给水管道破裂事故给水管道破裂事故热阱丧失事故热阱丧失事故汽轮机跳闸旁路阀门未打开SGTR7人类生活在一个充满风险的社会中！人类生活在一个充满风险的社会中！8允许标准：允许标准：公众剂量不超过公众剂量不超过1毫希毫希/年年职业剂量不超过职业剂量不超过20毫希毫希/年年9107.1.1 核安全与风险核安全与风险 风险：人们从事某项活动，在一定时间内给风险：人们从事某项活动，在

4、一定时间内给人类带来的危害。人类带来的危害。风险主要包括：风险主要包括：经济损失经济损失和和人员伤亡人员伤亡两个方两个方面。面。11 个人风险个人风险:单位时间内由于发生某一确定事单位时间内由于发生某一确定事件而给个人造成的后果。件而给个人造成的后果。社会风险：对整个社会群体造成的后果。社会风险：对整个社会群体造成的后果。12 安全是使特定工业或社会活动风险可知可控安全是使特定工业或社会活动风险可知可控的方法与手段。的方法与手段。安全工作以促进社会生产力的进一步提升为安全工作以促进社会生产力的进一步提升为最终目的。所有人类社会活动都存在着危险，最终目的。所有人类社会活动都存在着危险，即不安全因

5、素，即不安全因素，关键在于其效益、危险的程关键在于其效益、危险的程度和发生的可能性能否被接受。度和发生的可能性能否被接受。13 这就要求安全工作首先要这就要求安全工作首先要对风险进行分析和对风险进行分析和评价评价，使之可知；然后，使之可知；然后选用特定的措施来进选用特定的措施来进一步防范或减小其后果一步防范或减小其后果，使风险成为可控，使风险成为可控，满足人们的满足人们的可接受性可接受性。可接受的风险值可接受的风险值 核电厂可接受的风险值，核电厂可接受的风险值，美国一般取每人每美国一般取每人每年死亡概率小于年死亡概率小于1010-7-7（据美国统计资料：美（据美国统计资料：美国社会现有事故风险

6、水平为国社会现有事故风险水平为6 6 1010-4-4）。）。14有关国家和机构的定量安全目标有关国家和机构的定量安全目标国家（机构）国家（机构）堆芯损坏频堆芯损坏频率率（次（次/堆堆年）年）大量放射性释放概率大量放射性释放概率（次（次/堆堆年）年）IAEA10-510-6URD10-510-6EUR10-510-6美国美国10-410-6法国法国10-6英国英国10-510-7EPR10-510-6157.1.2 核电危险的来源核电危险的来源 核裂变核裂变 强放射性强放射性 高温高压水高温高压水 剩余反应性剩余反应性 衰变热衰变热16（1）放射性）放射性核电站的根本威胁核电站的根本威胁 核电

7、站的根本威胁是核电站的根本威胁是放射性。放射性。1000MWe压水堆裂变产物放射性高达压水堆裂变产物放射性高达1020Bq。1718链式裂变反应链式裂变反应19裂变碎片与放射性物质裂变碎片与放射性物质寿期末寿期末：1W热功率所对应的裂变热功率所对应的裂变产物（产物（FP）约）约3.7 1010BqFP中：中：裂变气体裂变气体Kr，Xe，I；98%保留在保留在UO2燃料芯块燃料芯块中；中；1.0%，6MW 1 week：P/P00.1%，0.6MW 30 years：P/P00.01%，0.06MW(60kW)需确保堆芯有效冷却。需确保堆芯有效冷却。237.2 核电厂的安全保障核电厂的安全保障2

8、4 反应性控制反应性控制(Control)反应堆反应率可控反应堆反应率可控 余热排出余热排出(Cool)燃料有效冷却燃料有效冷却 放射性包容放射性包容(Contain)放射性无泄漏放射性无泄漏25（1）有效控制反应性）有效控制反应性燃料消耗、裂变产物积累，反应燃料消耗、裂变产物积累，反应堆功率变化。堆功率变化。控制类型控制类型:紧急停堆、功率控制、补偿控制紧急停堆、功率控制、补偿控制控制方式控制方式:控制棒、可燃毒物、可溶毒物控制棒、可燃毒物、可溶毒物fpk 26（2）确保堆芯冷却）确保堆芯冷却F一回路冷却剂在流过反一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却

9、蒸汽发生器内被冷却。F蒸汽发生器的二回路侧蒸汽发生器的二回路侧由正常的由正常的主给水系统主给水系统或或辅助给水系统辅助给水系统供应给水。供应给水。F甩负荷时，蒸汽通过蒸甩负荷时，蒸汽通过蒸汽汽旁路系统排放旁路系统排放到凝汽到凝汽器或器或排向大气排向大气。F蒸汽发蒸汽发生器或生器或余热排余热排出系统出系统继续导继续导出堆芯出堆芯余热。余热。FSGSG的给水由辅助给水系统的给水由辅助给水系统提供，蒸汽由蒸汽旁路系提供，蒸汽由蒸汽旁路系统排向大气。统排向大气。F一回路温度、压力下降到一回路温度、压力下降到一定值时，由余热排出系一定值时，由余热排出系统加以冷却。统加以冷却。F蒸汽管道破口时，蒸汽管道破

10、口时，安注系安注系统向堆芯注入含硼水统向堆芯注入含硼水。F一回路系统出现破口时，一回路系统出现破口时，安注系统和安全壳喷淋系安注系统和安全壳喷淋系统。统。正常运行正常运行停闭停闭事故工况事故工况27（3）包容放射性产物）包容放射性产物保持现场或厂房的保持现场或厂房的相对负压相对负压，防止放射性气体或，防止放射性气体或尘埃向其它尘埃向其它区域扩散区域扩散。蒸发浓缩蒸发浓缩蒸馏水蒸馏水液体液体蒸发浓缩蒸发浓缩测定测定固化固化埋入地下埋入地下释放海中释放海中硼回收系统或废液处理系统硼回收系统或废液处理系统气体气体厂房换气活性炭活性炭过滤器过滤器排气塔放出排气塔放出排放排放检测检测28 核安全管理制度

11、核安全管理制度 核安全审查核安全审查 核安全监督核安全监督 核安全设计核安全设计 核安全文化核安全文化安全目标安全目标安全标准安全标准核安全政策核安全政策：法规、导则、：法规、导则、指导文件指导文件独立的核安全监管部门独立的核安全监管部门核电厂安全核电厂安全监督管理程序监督管理程序 297.3 核安全标准核安全标准(安全原则安全原则)三个统领全局的三个统领全局的核安全总原则核安全总原则 307.3.1 安全目标安全目标(Safety Goal)为了对核安全的行为有个衡量标准，国家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首先要对核安全要求达到的目标提出一个标准标准

12、。这称为。这称为安全目标（安全目标（safety goal）。31 国际原子能机构国际原子能机构(IAEA)的国际原子能安全的国际原子能安全咨询委员会咨询委员会(INSAG)安全目标是：安全目标是：堆芯损伤事故堆芯损伤事故的发生频率（的发生频率（CDF）为：）为：现现有堆有堆10-4/堆年堆年，新建堆新建堆10-5/堆年堆年。发生大量早期放射性向环境释放事故发生大量早期放射性向环境释放事故的概的概率，率，现有堆现有堆10-5/堆年，堆年，新建堆新建堆10-6/堆年。堆年。32中国的核安全目标中国的核安全目标 总目标（总目标（最终安全目标最终安全目标）在核动力厂中建立并保持对放射性危害在核动力厂

13、中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害危害 辐射防护目标辐射防护目标 保证在所有运行状态下核动力厂内的辐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性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且且合理可行尽量低合理可行尽量低；保证减轻任何事故的放射性后果。保证减轻任何事故的放射性后果。33技术安全目标技术安全目标 采取一切合理可行的措施采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；并在一旦发

14、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，要以故，包括概率很低的事故，要以高可信度高可信度保证保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；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并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。低。34概率论安全目标概率论安全目标(检验标准检验标准)每堆年发生严重堆芯损伤事件的频率低于每堆年发生严重堆芯损伤事件的频率低于10-5/堆年堆年。每堆年需要场外早期响应的大量放射性释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放事件的频率低于10-6

15、/堆年堆年。35核安全的总目标核安全的总目标辐射防护目标辐射防护目标技术安全目标技术安全目标367.3.2 安全文化安全文化(Safety Culture)37 核安全文化是存在于单位和个人的种种特核安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电站安全问题由于它的重上的观念，即核电站安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。要性要保证得到应有的重视。38（1）安全文化的发展安全文化的发展 1970年代年代 对投运核电厂的运行安全几对投运核电厂的运行安全几种技术上的可靠性、设备与程序的质量，种技术上的可靠性、设备与程序

16、的质量，认为所有可能发生的意外均在设计考虑中。认为所有可能发生的意外均在设计考虑中。1980年代年代 人因人因（核电站历史上的两大（核电站历史上的两大事故对核安全思想的发展有着重大的影响）事故对核安全思想的发展有着重大的影响）39 三哩岛事故三哩岛事故：电厂设计本身存在缺陷电厂设计本身存在缺陷-人机接人机接口不完善口不完善，相关仪表指示不能真实反映实际的，相关仪表指示不能真实反映实际的物理现象；物理现象；人员培训不足人员培训不足、相应的、相应的事故处理规事故处理规程不完备、工作方法不当程不完备、工作方法不当以及以及缺乏足够经验缺乏足够经验。404142 事故中运行人员接受了略高的辐射。但总剂事

17、故中运行人员接受了略高的辐射。但总剂量仍十分有限。对主冷却剂取样的人员可能量仍十分有限。对主冷却剂取样的人员可能受到受到3040mSv辐照，辐照，事故中无人伤亡事故中无人伤亡。厂外厂外80公里半径内公里半径内200万人群集体剂量估计，万人群集体剂量估计，平均的个体剂量为平均的个体剂量为0.015mSv。最大可能的。最大可能的厂外剂量为厂外剂量为0.83mSv。43 切尔诺贝利事故切尔诺贝利事故：事故处置过程暴露了核：事故处置过程暴露了核安全意识的淡薄。安全意识的淡薄。运行操纵员及管理的失运行操纵员及管理的失误原设计上的错误误原设计上的错误导致堆芯大部分放射导致堆芯大部分放射性产物释放、人员伤亡

18、的惨痛悲剧。性产物释放、人员伤亡的惨痛悲剧。44 该事故是在反应堆安全系统试验过程中发该事故是在反应堆安全系统试验过程中发生功率瞬变引起瞬发临界而造成的严重事生功率瞬变引起瞬发临界而造成的严重事故。故。反应堆堆芯、反应堆厂房和汽轮机厂反应堆堆芯、反应堆厂房和汽轮机厂房被摧毁，大量放射性物质释放到大气。房被摧毁，大量放射性物质释放到大气。切尔诺贝利是一次反应性事故。切尔诺贝利是一次反应性事故。454647484950 事故中释放出的源项超过了事故中释放出的源项超过了3.7E18Bq。其。其中惰性气体释放了中惰性气体释放了100，碘为，碘为40，Cs为为25，Te（碲）大于（碲）大于10。在在3小

19、时内从普里皮亚特镇和切尔诺贝利疏小时内从普里皮亚特镇和切尔诺贝利疏离了离了45000人。其中大部分受到了大于人。其中大部分受到了大于0.25Sv的辐照剂量，最严重者为的辐照剂量，最严重者为0.40.5Sv。以后几天，外围以后几天，外围30公里范围内又撤离了公里范围内又撤离了90000人。人。51 1990年代年代 安全文化安全文化/IAEA-INSAG-4 核安全文化是存在于单位和个人中的种核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视

20、。的重要性要保证得到应有的重视。52（2）核安全文化的内容核安全文化的内容 核安全文化是所有从事与安全相关工作的核安全文化是所有从事与安全相关工作的人员参与的结果。人员参与的结果。53核安全文化核安全文化 个人的响应个人的响应 管理层的责任管理层的责任547.3.3 纵深防御纵深防御(Defense In Depth)原原则则理念理念 国际原子能机构国际原子能机构核安全标准核安全标准中安全原则的中安全原则的主主要内容。要内容。此概念必须贯彻于安全有关的全部活动，包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证

21、这些活动均置于重叠措施重叠措施的防御之下，即的防御之下，即使有一种防御失效，亦将得到补偿或纠正使有一种防御失效，亦将得到补偿或纠正。55两方面的应用两方面的应用 多道防御多道防御提供多层次的设备和规程提供多层次的设备和规程。多重屏障多重屏障提供多道实体屏障。提供多道实体屏障。56 第一层次防御第一层次防御 预防预防防止偏离正常运行及防止系统失效。防止偏离正常运行及防止系统失效。第二层次防御第二层次防御 监测监测检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预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。计运行事件升级为事故工况。57 第三层次防御第三层次防御 保护保护尽管极少可能，某些预计

22、运行事件或假设尽管极少可能，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。御所制止，而演变成一种较严重的事件。58 第四层次防御第四层次防御 缓解缓解针对设计基准可能已被超过的严重事故。针对设计基准可能已被超过的严重事故。第五层次防御第五层次防御 应急应急减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物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。质释放造成的放射性后果。59n第第1道屏障：道屏障：燃料芯块燃料芯块n第第2道屏障：道屏障：元件包壳元件包壳n第第3道屏障：道屏障：一回路压力边界一回路压力边界n第

23、第4道屏障：道屏障：安全壳安全壳 607.4 核安全管理核安全管理国家核安全管理机构核能相关单位617.4.1 核安全法规核安全法规62核安全法规体系核安全法规体系国家法律国家法律行政法规行政法规 部门规章部门规章 安全导则安全导则 技术文件技术文件63民用核设施安全监督管理条例民用核设施安全监督管理条例HAF001HAF001 核材料管制条例核材料管制条例HAF501 HAF501 核电厂核事故应急管理条例核电厂核事故应急管理条例HAF002 HAF002 原子能法原子能法中华人民共和国环境保护法中华人民共和国环境保护法放射性污染防治法放射性污染防治法全国人民全国人民代表大会代表大会常委会制

24、常委会制定和颁布定和颁布国国务务院院64安全导则（安全导则（Safety guidelines）安全导则是部门规章的补充，是更低一层次安全导则是部门规章的补充，是更低一层次的规定。每一个规定提出的核安全要求可以的规定。每一个规定提出的核安全要求可以从相应的导则中找到这些核安全要求的具体从相应的导则中找到这些核安全要求的具体描述和实现的方法。它从某种意义上描述和实现的方法。它从某种意义上具有法具有法规相同的效力规相同的效力；但是导则所提供的技术要求可以用不同于导但是导则所提供的技术要求可以用不同于导则的方法来达到，但则的方法来达到，但必须提供足够的证据以必须提供足够的证据以证明不同于导则的方法可

25、以达到与导则所提证明不同于导则的方法可以达到与导则所提供的方法相同的安全性供的方法相同的安全性。657.4.2 核能政府管理部门核能政府管理部门66中国核设施核安全管理层次中国核设施核安全管理层次 根据根据“中华人民共和国民用核设施安全监中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例督管理条例”（HAF001）的规定，中国大）的规定，中国大陆核设施的核安全管理分为陆核设施的核安全管理分为三个层次三个层次:核安全监管机构核安全监管机构 核设施主管部门核设施主管部门(核行业主管部门核行业主管部门)核设施营运单位核设施营运单位 67中国国家原子能机构（中国国家原子能机构（CAEACAEA）中国国家原子能机

26、构是中国中国国家原子能机构是中国核行业的主管部核行业的主管部门（对外）。门（对外）。基本职能基本职能负责中国和平利用原子能事业的发展、有负责中国和平利用原子能事业的发展、有关法规的制定、核材料管制；关法规的制定、核材料管制；代表中国政府参加国际原子能机构及其活代表中国政府参加国际原子能机构及其活动。动。68核安全监管机构核安全监管机构 国家核安全局、国家环境保护部、卫生部国家核安全局、国家环境保护部、卫生部对对核电厂的核安全、环境保护、职业工作人员核电厂的核安全、环境保护、职业工作人员和公众的剂量、卫生和健康状况实施监督管和公众的剂量、卫生和健康状况实施监督管理理 国家核安全局（国家核安全局（

27、NNSA）代表国家对全国核电厂行使核安全监督职代表国家对全国核电厂行使核安全监督职能，行政上隶属于国家环保部；职能：能，行政上隶属于国家环保部；职能：安安全审查、监督全审查、监督。6970核设施营运单位及职责核设施营运单位及职责 是核设施的是核设施的所有者所有者 直接负责所营运核设施的安全直接负责所营运核设施的安全 核安全方面的主要职责核安全方面的主要职责 遵守国家的有关法律、行政法规和技术标准，保遵守国家的有关法律、行政法规和技术标准，保证核设施的安全；证核设施的安全；接受接受国家核安全局的核安全监督，及时、如实地国家核安全局的核安全监督，及时、如实地报告安全情况，并提供有关资料；报告安全情

28、况，并提供有关资料；对所营运对所营运核设施的安全核设施的安全、核材料的安全核材料的安全、工作人工作人员和公众员和公众以及以及环境环境的安全承担的安全承担全面责任全面责任，并为履，并为履行该责任提供足够的行该责任提供足够的资源资源。717.4.3 核安全管理的主要方式核安全管理的主要方式72许可证制度许可证制度 核设施建造许可证核设施建造许可证 核设施运行许可证核设施运行许可证 核设施操纵员执照核设施操纵员执照 核材料许可证核材料许可证 核承压设备活动资格许可证核承压设备活动资格许可证 其它需要批准的文件其它需要批准的文件 环境影响报告书环境影响报告书737475核安全审评核安全审评核安全审评目

29、的和手段核安全审评目的和手段 通过对下列事项通过对下列事项技术审查技术审查，决定核设施的安，决定核设施的安全状况和管理是否满足核安全法规的要求。全状况和管理是否满足核安全法规的要求。核设施的设计、建造、调试、运行状况。核设施的设计、建造、调试、运行状况。核设施的管理。核设施的管理。核设施发生的事件、不符合项。核设施发生的事件、不符合项。审评结论是颁发各类许可证和批准核设施进审评结论是颁发各类许可证和批准核设施进行相关活动的主要依据。行相关活动的主要依据。76 评审成员评审成员 由国家核安全局负责组织由国家核安全局负责组织 核安全审评中心进行技术审查核安全审评中心进行技术审查 必要时，请国际、国

30、内专家和组织提供必要时，请国际、国内专家和组织提供咨询意见咨询意见77 重要的核安全审评重要的核安全审评 核设施初步安全分析报告的审评核设施初步安全分析报告的审评 核设施最终安全分析报告的审评核设施最终安全分析报告的审评 核设施设计修改的审评核设施设计修改的审评 核设施特许申请的审评核设施特许申请的审评 核设施事件的审评核设施事件的审评78 审评的依据审评的依据 中国的中国的核安全法规。核安全法规。国家的与原子能、辐射防护、环境保护、国家的与原子能、辐射防护、环境保护、公安、卫生和交通等有关的其它法律与法公安、卫生和交通等有关的其它法律与法规。规。核安全局认可的国家技术标准（如核安全局认可的国

31、家技术标准（如GB系系列）和国际通用的技术规范（如列）和国际通用的技术规范（如SRP、ASME、RCC规范等）。规范等）。79核安全监督核安全监督 核安全监督检查的目的核安全监督检查的目的 及时发现核设施的安全问题及时发现核设施的安全问题 核安全管理方面存在的问题核安全管理方面存在的问题 核设施存在的核安全隐患核设施存在的核安全隐患 督促营运单位及时纠正问题督促营运单位及时纠正问题 不满足核安全法规的问题不满足核安全法规的问题 不满足国家核安全局审查批准的技术文件要求的问题不满足国家核安全局审查批准的技术文件要求的问题 必要时采取强制措施必要时采取强制措施 如停止运行如停止运行80 监督形式监督形式 日常监督日常监督 例行例行/非例行检查非例行检查8181 为了统一划分核事件的级别，迅速向公众通为了统一划分核事件的级别，迅速向公众通报核活动对安全有重要意义的事件，分报核活动对安全有重要意义的事件，分8个个严重等级，严重等级，4-7级称为事故，级称为事故，13级称为事级称为事件。件。核事件分级的三个主要准则核事件分级的三个主要准则 场外影响场外影响 场内影响场内影响 纵深防御的降级。纵深防御的降级。828283838484