核電技術(shù)與安全概論.

1、2011年NGT工作總結(jié)及2012年業(yè)務(wù)探索核電技術(shù)與安全概論Copyright2核核電電技技術(shù)術(shù)與與安安全全目錄原子核裂變與核反應(yīng)堆原子核裂變與核反應(yīng)堆國內(nèi)主要核電技術(shù)國內(nèi)主要核電技術(shù)壓水堆核電站簡要工藝流程壓水堆核電站簡要工藝流程-選講選講核燃料及燃料循環(huán)核燃料及燃料循環(huán)-選講選講核電站安全核電站安全Copyright31896年，法國科學(xué)家貝克勒爾發(fā)現(xiàn)鈾的天然放射性，核能與核技術(shù)就此蓬勃發(fā)展，引領(lǐng)人類社會(huì)由工業(yè)時(shí)代步入原子時(shí)代。概述Copyright41945-至今軍事與民用并存發(fā)展原子核模型的建立、人工放射性的發(fā)現(xiàn)等；軍事應(yīng)用；和平利用：工業(yè)，農(nóng)業(yè)，醫(yī)學(xué)等1945年7月16日，第一顆原

2、子彈試爆成功；1942-1945軍事應(yīng)用 1896-1942核基礎(chǔ)研究第一階段第二階段第三階段概述Copyright5p 釋放出大量能量；p 裂變過程和裂變產(chǎn)物會(huì)產(chǎn)生放射性；p 裂變反應(yīng)終止后，裂變產(chǎn)物在衰變過程中會(huì)繼續(xù)釋放熱量，即衰變熱；p 核裂變是目前獲取核能的主要方式。 1公斤鈾-235裂變釋放的能量約等于2600噸標(biāo)準(zhǔn)煤燃燒釋放的能量。核裂變特點(diǎn)Copyright6p 兩個(gè)較輕的原子核（如氘和氚）在一定條件下聚合成較重原子核（如氦）并釋放出大量能量；p 核聚變不產(chǎn)生放射性；p 核聚變的原料豐富（可取自海水）；p 核聚變是未來理想的能源獲取方式。核聚變Copyright7核裂變反應(yīng)堆堆型

3、的發(fā)展快中子堆快中子堆（FBRFBR）重水堆重水堆（HWRHWR）石墨堆石墨堆輕水堆輕水堆（LWRLWR）改進(jìn)型氣冷堆改進(jìn)型氣冷堆（AGRAGR）石墨水冷堆石墨水冷堆（RBMKRBMK）壓力管式重水堆壓力管式重水堆（CanduCandu）高溫氣冷堆高溫氣冷堆（HTRHTR）鈾富集鈾富集技術(shù)技術(shù)改進(jìn)型沸水堆改進(jìn)型沸水堆（ABWRABWR）世界首個(gè)核世界首個(gè)核裂變反應(yīng)堆裂變反應(yīng)堆后處理后處理/ /增殖增殖氣冷堆氣冷堆（MagnoxMagnox）壓水堆（美國西屋）壓水堆（美國西屋）（PWRPWR）沸水堆沸水堆（BWRBWR）壓水堆（俄羅斯）壓水堆（俄羅斯）（VVERVVER）超臨界水堆超臨界水堆Co

4、pyright8目前世界在運(yùn)核反應(yīng)堆堆型分布經(jīng)過近半個(gè)世紀(jì)的實(shí)踐應(yīng)用，壓水堆因其良好的安全經(jīng)濟(jì)性能，已逐漸成為世界主流核電反應(yīng)堆選擇堆型。注：FBR快中子堆； GCR氣冷堆； LWGR輕水冷卻石墨慢化沸水堆； BWR沸水堆； PWR壓水堆； PHWR加壓重水堆Copyright9主要反應(yīng)堆類型壓水堆p 堆型代表是美國西屋公司的PWR和蘇聯(lián)/俄羅斯的VVER；p 使用富集鈾（2%4.4% ），），以輕水（ H2O ）為冷卻劑和慢化劑，水在堆內(nèi)保持液態(tài)（155bar，310）；p 體積緊湊，固有安全性好，是目前世界上運(yùn)行數(shù)量最多的堆型（約65%）；PWR反應(yīng)堆VVER反應(yīng)堆PWR燃料組件VVER燃

5、料組件Copyright10主要反應(yīng)堆堆型沸水堆p 堆型代表是通用電氣的BWR和蘇聯(lián)/俄羅斯的LWGR；p BWR現(xiàn)主要由通用日立核能公司開發(fā)；LWGR已不再開發(fā)應(yīng)用；p 使用富集鈾，以輕水（H2O）為冷卻劑和慢化劑，水在堆內(nèi)沸騰產(chǎn)生蒸汽（75bar，285）；p 早期沸水堆安全殼容積小、整體性好、系統(tǒng)設(shè)備簡潔、成本競爭性強(qiáng)、產(chǎn)生的蒸汽帶有放射性；p 是目前世界上僅次于壓水堆的堆型（約23%）；BWR反應(yīng)堆RMBK反應(yīng)堆BWR燃料組件Copyright11p 代表堆型是加拿大原子能公司開發(fā)的坎杜堆（CANDU） ；p 使用天然鈾或乏燃料，以重水（D2O）為慢化劑和冷卻劑，重水在堆內(nèi)保持液態(tài)；p

6、 重水成本高、可不停堆換料；重水堆原理圖重水堆燃料組件直徑：10cm長度：50cm主要反應(yīng)堆堆型重水堆12主要反應(yīng)堆堆型氣冷堆p 堆型代表是英國卡德蒙爾核電站；p 以氦氣或二氧化碳為冷卻劑，石墨為慢化劑，早期（Magnox）使用天然鈾，后期改進(jìn)型（AGR）使用富集鈾；p 可產(chǎn)生19.0 MPa，535的高溫高壓過熱蒸汽；p 較高固有安全性、燃料轉(zhuǎn)換比高、燃耗深、熱效率高、用途廣泛；p 體積大，功率?。籊CR（Magnox）原理圖AGR（改進(jìn)氣冷堆）原理圖Copyright13主要反應(yīng)堆堆型快中子堆p 不需要慢化劑，以金屬作為冷卻劑，以濃縮鈾235為原料，通過快中子使燃料中的鈾238轉(zhuǎn)化為钚23

7、9，并使產(chǎn)生大于消耗，實(shí)現(xiàn)燃料的不斷增殖，一般選用混合燃料（MOX）；p 使鈾資源利用率提高至60%以上，放射性廢物最小化。 第四代可選堆型之一；p 1951年，美國建成世界第一座試驗(yàn)快堆（EBR1），法國則首先實(shí)現(xiàn)商業(yè)化運(yùn)行（鳳凰堆）；Copyright14中國第一座實(shí)驗(yàn)驗(yàn)快中子反應(yīng)堆法國超鳳凰快堆（1973-2009）主要反應(yīng)堆堆型快中子堆中國實(shí)驗(yàn)快堆（CEFR）實(shí)驗(yàn)堆熱功率65MW，2011年7月21日首次并網(wǎng)發(fā)電。Copyright15人類能源的終極解決核聚變p人類未來理想的能源消費(fèi)方式；p國際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆（ ITER ）是一個(gè)能產(chǎn)生大規(guī)模核聚變反應(yīng)的超導(dǎo)托克馬克裝置，俗稱“人造太陽

8、”。 p“ITER”項(xiàng)目由歐盟、俄羅斯、日本、印度、韓國、中國、美國七個(gè)國家和組織組成，是目前全球規(guī)模最大、影響最深遠(yuǎn)的國際科研合作項(xiàng)目之一。ITER的托克馬克裝置ITER項(xiàng)目方投資份額Copyright16目錄核核電電技技術(shù)術(shù)與與安安全全原子核裂變與核反應(yīng)堆原子核裂變與核反應(yīng)堆國內(nèi)主要核電技術(shù)國內(nèi)主要核電技術(shù)壓水堆核電站簡要工藝流程壓水堆核電站簡要工藝流程核燃料及燃料循環(huán)核燃料及燃料循環(huán)核電站安全核電站安全Copyright17核電技術(shù)發(fā)展歷程Copyright182022年6月17日星期五各國在役核電機(jī)組數(shù)量（IAEA，數(shù)據(jù)更新至2012年7月）中國16俄羅斯33美國104法國58日本50

9、韓國23Copyright19（IAEA，數(shù)據(jù)更新至2012年7月）各國核電所占發(fā)電份額中國1.8%法國77.7%美國19.2%韓國34.6%俄羅斯17.6%日本18.1%Copyright20中國大陸商運(yùn)核電情況中廣核集團(tuán)中廣核集團(tuán)大亞灣核電站 298.4嶺澳核電站一期嶺澳核電站二期2992108.7 612額定功率萬千瓦合計(jì)壓水堆中核集團(tuán)中核集團(tuán)秦山一期 131秦山二期二期擴(kuò)建265265秦山三期 270田灣一期 2106 壓水堆 643額定功率萬千瓦合計(jì)重水堆壓水堆壓水堆 1255 1255合計(jì)萬千瓦49%51%Copyright21中國大陸已批準(zhǔn)的在建核電項(xiàng)目中廣核集團(tuán)合計(jì)裝機(jī)容量合計(jì)

10、裝機(jī)容量 33993399萬千瓦萬千瓦萬千瓦遼寧紅沿河核電站福建寧德核電站陽江核電站臺(tái)山核電站廣西防城港(紅沙)核電站4111.94108.96108.621752108 CPR1000 CPR1000 CPR1000EPRCPR100021002100合計(jì)額定功率堆型中電投集團(tuán)250250額定功率萬千瓦合計(jì)山東海陽核電站2125AP1000堆型額定功率萬千瓦石島灣核電站121高溫氣冷堆華能集團(tuán)中核集團(tuán)額定功率萬千瓦堆型秦山核電站擴(kuò)建（方家山）浙江三門核電站福建福清核電站海南昌江核電站210821254108265壓水堆AP1000壓水堆壓水堆10281028合計(jì)62%30%7%1%Copyr

11、ight22數(shù)據(jù)截至2012年7月 。中國大陸核電分布Copyright23 我國核電技術(shù)的發(fā)展Copyright24中廣核集團(tuán)核電技術(shù)演進(jìn)歷程Copyright25國內(nèi)核電主要技術(shù)類型M310p 在運(yùn)電站：大亞灣核電站（中國首座百萬千瓦級(jí)壓水堆核電技術(shù)）和嶺澳核電站；p 技術(shù)傳承：美國西屋標(biāo)準(zhǔn)312堆型法國法瑪通標(biāo)準(zhǔn)化CPY技術(shù)法國法瑪通M310堆型（大亞灣核電站、嶺澳核電站）；p 主要技術(shù)特點(diǎn)三環(huán)路設(shè)計(jì)，機(jī)組電功率984MWe雙列冗余安全系統(tǒng)、單層預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土安全殼采用技術(shù)成熟的模擬控制； M310結(jié)構(gòu)示意圖 商運(yùn)中的大亞灣核電站和嶺澳核電站（M310）Copyright26 投入商運(yùn)

12、的嶺澳二期核電站（CPR1000）p 中廣核集團(tuán)在引進(jìn)法國M310核電機(jī)組基礎(chǔ)上改進(jìn)、可自主批量建設(shè)的中國改進(jìn)型壓水堆核電站（“二代加”技術(shù)） ；p 技術(shù)傳承：美國西屋標(biāo)準(zhǔn)312堆型法國法瑪通標(biāo)準(zhǔn)化CPY技術(shù)法國法瑪通M310堆型（大亞灣核電站）嶺澳核電站CPR1000p 主要技術(shù)特點(diǎn)三環(huán)路、機(jī)組電功率1080MWe；全面采用數(shù)字化儀控（DCS）、半轉(zhuǎn)速汽輪發(fā)電機(jī)組；設(shè)備本地化比例70%；國內(nèi)核電主要技術(shù)類型CPR1000Copyright27 陽江核電站（2臺(tái)，中廣核）防城港核電站（2臺(tái)，中廣核）寧德核電站（4臺(tái)，中廣核）紅沿河核電站（4臺(tái)，中廣核）福清核電站（4臺(tái)，中核）方家山核電站（2臺(tái)

13、，中核）CPR1000機(jī)組是目前國內(nèi)在建核電項(xiàng)目的主要技術(shù)選型。國內(nèi)核電主要技術(shù)類型CPR1000Copyright28p 江蘇田灣核電站引進(jìn)兩臺(tái)俄羅斯壓水堆VVER1000/V320基礎(chǔ)上的改進(jìn)型AES-91p 主要技術(shù)特點(diǎn)：4環(huán)路，電功率106Mw，臥式蒸汽發(fā)生器年；雙層安全殼；強(qiáng)化主動(dòng)安全，完全獨(dú)立和實(shí)體隔離的4列安全系統(tǒng)(N+3)、設(shè)置堆芯熔融物捕集器與冷卻系統(tǒng)；全數(shù)字化儀控系統(tǒng)等。 江蘇田灣核電站 VVER1000一回路系統(tǒng)布置國內(nèi)核電主要技術(shù)類型VVER（AES-91)Copyright29我國首座引進(jìn)型重水堆核電站秦山三期重水堆國內(nèi)核電主要技術(shù)類型 CANDUp 中核秦山三期引進(jìn)

14、加拿大兩臺(tái)CANDU-6重水堆；p 主要技術(shù)特點(diǎn)：3環(huán)路，電功率700Mw；單層安全殼；Copyright30p 西屋公司開發(fā)的第三代“非能動(dòng)型壓水堆核電技術(shù)”（革新型），滿足“美國用戶要求（URD)”標(biāo)準(zhǔn)，目前處于原型電站建造（中國三門和海陽）；p 設(shè)計(jì)理念：將人為制造的安全條件讓位于由自然規(guī)律形成的本質(zhì)安全；p 主要技術(shù)特點(diǎn)雙環(huán)路1000MW級(jí)壓水堆；單層金屬安全殼，熔融物堆內(nèi)滯留；設(shè)計(jì)簡練，充分應(yīng)用“非能動(dòng)”原理，操縱員不干預(yù)時(shí)間達(dá)72小時(shí)；國內(nèi)核電主要技術(shù)類型AP1000Copyright31建設(shè)中的海陽核電站（201206）國內(nèi)核電主要技術(shù)類型AP1000建設(shè)中的三門核電站（2012

15、.03）Copyright32p 法馬通和西門子聯(lián)合設(shè)計(jì)開發(fā)第三代技術(shù)改良型壓水堆，滿足“歐洲用戶要求（EUR)”標(biāo)準(zhǔn)，目前處于原型電站建造（中國臺(tái)山、芬蘭和法國）；p 設(shè)計(jì)理念：通過增加冗余的專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)提升能動(dòng)安全性；p 主要技術(shù)特點(diǎn)四環(huán)路，電功率1700MW；雙層安全殼；設(shè)置熔融物冷卻區(qū)保護(hù)核島基礎(chǔ)底板 ；安全系統(tǒng)采用n+2概念，4列安注系統(tǒng) ;雙層安全殼4列安全系統(tǒng)安全殼噴淋冷卻堆芯熔融物收集安全殼冷卻水池國內(nèi)核電主要技術(shù)類型 EPRCopyright33建設(shè)中的中國臺(tái)山核電站芬蘭奧爾基洛托3號(hào)機(jī)組 （世界首臺(tái)EPR機(jī)組）國內(nèi)核電主要技術(shù)類型 EPRCopyright34p 由國核

16、技在AP1000技術(shù)基礎(chǔ)上，通過再創(chuàng)新開發(fā)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的三代核電技術(shù)；p 示范電站位于山東榮成石島灣，計(jì)劃2013年1月開工，2013年4月30日澆灌第一罐混凝土（FCD），2017年投入運(yùn)行，p 設(shè)計(jì)壽命60年，單機(jī)容量140萬千瓦。CAP1400模型國內(nèi)核電主要技術(shù)類型CAP1400Copyright35國內(nèi)核電主要技術(shù)類型ACPR1000+p 中廣核集團(tuán)充分借鑒AP1000和EPR技術(shù)，以“最少的改進(jìn)、最短的時(shí)間、最大的力度”實(shí)現(xiàn)擁有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的“三代加”核電技術(shù)；p 目前處于技術(shù)方案設(shè)計(jì)階段；p 主要技術(shù)特點(diǎn)單堆布置雙層安全殼三列安全序列；Copyright36國內(nèi)核電主要技術(shù)類

17、型ACPR1000+ACPR1000+總體研發(fā)進(jìn)度Copyright372003年我國首座實(shí)驗(yàn)型高溫氣冷堆并網(wǎng)發(fā)電（10MWh）清華大學(xué)試驗(yàn)型高溫氣冷堆p 快中子堆：示范電站（HTR-PM）位于山東榮成石島灣，2008年開工，計(jì)劃2013年投產(chǎn)；p 中國華能集團(tuán)、中國核工業(yè)建設(shè)集團(tuán)、清華大學(xué)投資建設(shè)p 名義電功率為190MWe（堆芯額定輸出功率為458MWt ），規(guī)劃容量為19*190MWe，首期建設(shè)1*190Mw，設(shè)計(jì)壽命40年；國內(nèi)核電主要技術(shù)類型HTR-PM Copyright38和其它領(lǐng)域一樣，核電技術(shù)的演變遵循著“持續(xù)優(yōu)化、漸進(jìn)提升”的規(guī)律，總體上向著更先進(jìn)、更安全、更經(jīng)濟(jì)的方向發(fā)展

18、。我國目前選擇的是以壓水堆為主的技術(shù)堆型，并確定了“壓水堆快中子堆聚變堆”三步走的技術(shù)路線戰(zhàn)略。 Copyright39目錄核核電電技技術(shù)術(shù)與與安安全全原子核裂變與核反應(yīng)堆原子核裂變與核反應(yīng)堆國內(nèi)主要核電技術(shù)國內(nèi)主要核電技術(shù)壓水堆核電站簡要工藝流程壓水堆核電站簡要工藝流程核燃料及燃料循環(huán)核燃料及燃料循環(huán)核電站安全核電站安全Copyright40火電廠核電站p 核電與火電的本質(zhì)區(qū)別是熱能的產(chǎn)生方式，而在電能轉(zhuǎn)換上無區(qū)別；p 核電發(fā)展的關(guān)鍵是反應(yīng)堆的堆型選擇及其安全性。冷卻水冷卻水核能發(fā)電原理Copyright41Sea2905Mw983Mw33.8%1922Mw66.2%安全殼穩(wěn)壓器蒸汽發(fā)生器控

19、制棒壓力容器2905Mw冷凝器汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)海水核島功能常規(guī)島功能核裂變能一回路冷卻劑熱能傳熱傳熱反應(yīng)堆反應(yīng)堆二回路工質(zhì)熱能傳熱傳熱蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器機(jī)械能蒸汽蒸汽膨脹膨脹汽輪機(jī)汽輪機(jī)電能電磁電磁轉(zhuǎn)換轉(zhuǎn)換發(fā)電機(jī)發(fā)電機(jī)1423核能發(fā)電原理Copyright42反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）p 一般采用三環(huán)路設(shè)計(jì)；p 由一個(gè)反應(yīng)堆、三臺(tái)蒸汽發(fā)生器、三臺(tái)主泵及一臺(tái)穩(wěn)壓器及相應(yīng)主管道等組成；反應(yīng)堆蒸汽發(fā)生器穩(wěn)壓器主泵Copyright43反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）主泵，6.6Kv，3 * 6500KW蒸汽發(fā)生器，3 * 969Mw穩(wěn)壓器，1臺(tái)Copyright44主要專設(shè)安全設(shè)施p 輔助給水系統(tǒng)(ASG)

20、p 安全注入系統(tǒng)(RIS)p 安全殼噴淋系統(tǒng)(EAS)兩臺(tái)噴淋泵安注泵兩臺(tái)低壓；三臺(tái)高壓泵輔助給水泵（2臺(tái)電動(dòng)，1臺(tái)汽動(dòng)）3臺(tái)安注箱輔助水箱換料水箱安全殼（預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土，壁厚0.90m）Copyright45汽輪發(fā)電機(jī)組p 大亞灣核電站汽輪機(jī)英國GEC制造，全速機(jī)（3000rpm）；額定功率：983.8Mw;汽 缸 數(shù)：1HP，3LP；末級(jí)葉片長945mm；汽輪發(fā)電機(jī)組高壓轉(zhuǎn)子低壓轉(zhuǎn)子Copyright46p 大亞灣核電站發(fā)電機(jī)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電機(jī)定子發(fā)電機(jī)轉(zhuǎn)子Copyright47目錄核核電電技技術(shù)術(shù)與與安安全全原子核裂變與核反應(yīng)堆原子核裂變與核反應(yīng)堆國內(nèi)主要核電技術(shù)國內(nèi)主要核電技術(shù)壓水堆

21、核電站簡要工藝流程壓水堆核電站簡要工藝流程核燃料及燃料循環(huán)核燃料及燃料循環(huán)核電站安全核電站安全Copyright48p 鈾-235：天然存在，但只占鈾儲(chǔ)量的0.71%；p 钚-239： 鈾-238轉(zhuǎn)化，自然界中鈾-238占鈾儲(chǔ)量99.28；p 鈾-233： 釷-232轉(zhuǎn)化而來;p 核能不是可再生能源；鈾礦石，鈾235占0.71%，鈾238占99.28%核裂變核素Copyright49核燃料制造流程UOUO2 2成品成品鈾礦開采鈾礦開采冶煉冶煉提純提純富集（濃縮）富集（濃縮）燃料制造燃料制造Copyright50鈾資源分布與產(chǎn)量全球主要國家20072010年天然鈾產(chǎn)量示意圖 2010年全球公布產(chǎn)

22、鈾總量為53663噸，中國為827噸，約占1.5%。 截至2009年1月，中國已公布的天然鈾礦儲(chǔ)量為17.14萬噸，約占3%。全球主要國家天然鈾儲(chǔ)量示意圖（摘自2009年紅皮書）Copyright51核燃料循環(huán)我國是世界為數(shù)不多的初步具備完整核燃料循環(huán)體系的國家我國是世界為數(shù)不多的初步具備完整核燃料循環(huán)體系的國家。乏燃料后處理技術(shù)對(duì)提高核燃料利用率、減少放射性廢物具有重大意義。Copyright52目錄核核電電技技術(shù)術(shù)與與安安全全原子核裂變與核反應(yīng)堆原子核裂變與核反應(yīng)堆國內(nèi)主要核電技術(shù)國內(nèi)主要核電技術(shù)壓水堆核電站簡要工藝流程壓水堆核電站簡要工藝流程核燃料及燃料循環(huán)核燃料及燃料循環(huán)核電站安全核電

23、站安全Copyright53他（它）們安全嗎Copyright54p 安全是一種社會(huì)心理體驗(yàn)，是對(duì)風(fēng)險(xiǎn)的認(rèn)可和接受程度；p 安全就是實(shí)現(xiàn)對(duì)風(fēng)險(xiǎn)的“可知可控”；安全是什么Copyright55核電的安全Copyright56核電歷史典型核事故Copyright57核電歷史典型核事故 美國三哩島核事故p三哩島核事故概況位于美國賓夕法尼亞州，壓水堆；1 979年3月28日，設(shè)備故障疊加人為操作失誤，堆芯部分熔化；由于大容積安全殼包容了絕大部分放射性物質(zhì)按國際核事件分級(jí)標(biāo)準(zhǔn)（INES），為5級(jí)；美國賓夕法尼亞州三哩島核電站Copyright58p三哩島事故后主要改進(jìn)強(qiáng)化人因在安全中的作用，加強(qiáng)人員培訓(xùn)

24、；優(yōu)化人機(jī)界面；加強(qiáng)經(jīng)驗(yàn)反饋；三哩島核事故紀(jì)念碑核電歷史典型核事故 美國三哩島核事故Copyright59核電歷史典型核事故 蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故p切爾諾貝利核事故概況烏克蘭，石墨慢化沸水堆 ；1986年，設(shè)計(jì)缺陷疊加嚴(yán)重違反程序操作，導(dǎo)致堆芯蒸汽爆炸；按國際核事件分級(jí)標(biāo)準(zhǔn)，為7級(jí)（最高一級(jí)）。爆炸后的切爾諾貝利核電站4號(hào)機(jī)切爾諾貝利核事故放射性污染Copyright60核電歷史典型核事故 蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故p切爾諾貝利事故后主要改進(jìn)改進(jìn)電站安全設(shè)計(jì)；IAEA發(fā)布安全文化，培育和發(fā)展核安全文化；成立世界核運(yùn)營者協(xié)會(huì)（WANO）；“石棺”和紀(jì)念碑IAEA安全系列出版物世界核運(yùn)行者協(xié)會(huì)（WANO

25、）標(biāo)志Copyright61p日本福島核事故概況日本福島縣；2011年3月11日，超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)自然災(zāi)害（地震+海嘯）造成全廠失電引發(fā)喪失全部冷源，導(dǎo)致堆芯損毀，發(fā)生氫氣爆炸按國際核事件分級(jí)標(biāo)準(zhǔn)，為7級(jí)；核電歷史典型核事故 日本福島核事故福島1號(hào)機(jī)組受海嘯影響示意圖事故后的福島第一核電站Copyright62福島事故后我國核電改進(jìn)通用技術(shù)要求Copyright63移動(dòng)式柴油給水泵移動(dòng)式發(fā)電車重要廠房防水淹設(shè)施應(yīng)急補(bǔ)水接口開展嚴(yán)重事故應(yīng)急演練福島事故后DNMC改進(jìn)措施Copyright64 每一次重大核事故都是我們對(duì)未知領(lǐng)域認(rèn)知的一次突破，每一次重大核事故都是我們對(duì)未知領(lǐng)域認(rèn)知的一次突破，成為促進(jìn)核電安全性提升的契機(jī)。成為促進(jìn)核電安全性提升的契機(jī)。 全社會(huì)對(duì)核電安全的認(rèn)識(shí)和考慮上升到一個(gè)新的、前所未有的高度，政府的核安全監(jiān)管力度將大大加強(qiáng)； 今后新建核電站的設(shè)計(jì)安全基準(zhǔn)將進(jìn)一步提高，新一代核電技術(shù)將更加安全。 核電運(yùn)營企