壓水堆核電站的廠房布置及安全講解課件

1、1一、核電站工作原理1、什么叫核電站？核電站就是利用一座或若干座動力反應堆所產生的熱能來發(fā)電或發(fā)電兼供熱的動力設施。反應堆是核電站的關鍵設備，鏈式裂變反應就在其中進行。將原子核裂變釋放的核能轉換成熱能，再轉變?yōu)殡娔艿南到y(tǒng)和設施，通常稱為核電站。2一、核電站工作原理2、核電站工作原理 核電廠用的燃料是鈾。用鈾制成的核燃料在“反應堆”的設備內發(fā)生裂變而產生大量熱能，再用處于高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發(fā)電機一起旋轉，電就源源不斷地產生出來，并通過電網送到四面八方。3二、核電站類型目前世界上核電站常用的反應堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進型氣冷堆以及快堆等。但用

2、的最廣泛的是壓水反應堆。壓水反應堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用堆基礎上發(fā)展起來的最成熟、最成功的動力堆堆型。壓水堆核電站占全世界核電總容量的60%以上。4二、核電站類型1、壓水堆核電站-以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。 5二、核電站類型2、沸水堆核電站 -以沸水堆為熱源的核電站。圖沸水堆是以沸騰輕水 為慢化劑和冷卻劑并在反應堆壓力容器內直

3、接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優(yōu)點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統(tǒng)有：主系統(tǒng)（包括反應堆）；蒸汽-給水系統(tǒng)；反應堆輔助系統(tǒng)等。6二、核電站類型3、重水堆核電站 圖以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發(fā)展較早的核電站，有各種類別，但已實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的只有加拿大發(fā)展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。7二、核電站類型4、快堆核電站 由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出 來的熱能轉換為電能的

4、核電站?？於言谶\行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多于所耗，能實現(xiàn)核裂變材料的增殖。 目前，世界上已商業(yè)運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的钚-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有12，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到6070。 8二、核電站類型世界上目前建造核電站情況 核電自50年代中期問世以來，目前已取得長足的發(fā)展。到1999年中期，世界上共有436座發(fā)電用核反應堆在運行，總裝機容量為350676兆瓦。正在建造的發(fā)電反應

5、堆有30座，總裝機容量為21642兆瓦。目前世界上有33個國家和地區(qū)有核電廠發(fā)電，核發(fā)電量占世界總發(fā)電量的17，其中有十幾個國國家和地區(qū)核電發(fā)電量超過各種的總發(fā)電量的四分之一，有的國家超過70。據資料估計，到2005年核電廠裝機容量將達到388567兆瓦9三、核反應堆介紹 核反應堆是一個能維持和控制核裂變鏈式反應，從而實現(xiàn)核 能熱能轉換的裝置。1、核反應堆類型 （1）根據用途，核反應堆可以分為以下幾種類型將中子束用于實驗或利用中子束的核 反應，包括研究堆、材料實驗等。生產放射性同位素的核反應堆。生產核裂變物質的核反應堆，稱為生產堆。提供取暖、海水淡化、化工等用的熱量的核反應堆，比如多目的堆。為

6、發(fā)電而發(fā)生熱量的核反應，稱為發(fā)電堆。用于推進船舶、飛機、火箭等到的核反應堆，稱為推進堆。（2）根據燃料類型分為天然氣鈾堆、濃縮鈾堆、釷堆；（3）根據中子能量分為快中子堆和熱中子堆； 10三、核反應堆介紹1、核反應堆類型（4）根據冷卻劑(載熱劑)材料分為水冷堆、氣冷堆、有機液冷堆、液態(tài)金屬冷堆；（5）根據慢化劑(減速劑)分為石墨堆、重水堆、壓水堆、沸水堆、有機堆、熔鹽堆、鈹堆；（6）根據中子通量分為高通量堆和一般能量堆；（7）根據熱工狀態(tài)分為沸騰堆、非沸騰堆、壓水堆；（8）根據運行方式分為脈沖堆和穩(wěn)態(tài)堆，等等。核反應堆概念上可有900多種設計，但現(xiàn)實上非常有限。11三、核反應堆介紹2、核反應堆的

7、工作原理 原子由原子核與核外電子組成。原子核由質子與中子組成。當鈾235的原子核受到外來中子轟擊時，一個原子核會吸收一個中子分裂成兩個質量較小的原子核，同時放出23個中子。這裂變產生的中子又去轟擊另外的鈾235原子核，引起新的裂變。如此持續(xù)進行就是裂變的鏈式反應。鏈式反應產生大量熱能。用循環(huán)水(或其他物質)帶走熱量才能避免反應堆因過熱燒毀。導出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動氣輪機發(fā)電。核反應堆的合理結構應該是：核燃料慢化劑熱載體控制設施防護裝置。 12三、核反應堆介紹3、核反應堆具有哪些用途核裂變時既釋放出大量能量、又釋放出大量中子。核反應堆有許多用途，但歸結起來，一是利用裂變核能，二是利用裂

8、變中子。核能主要用于發(fā)電，但它在其它方面也有廣泛的應用。例如核能供熱、核動力等。核供熱是一種前途遠大的核能利用方式。清華大學在五兆瓦的低溫供熱堆上已經進行過成功的試驗。核供熱的另一個潛在的大用途是海水淡化。 它可作為火箭、宇宙飛船、人造衛(wèi)星、潛艇、航空母艦等的特殊動力。將來核動力可能會用于星際航行。 第二章 壓水堆核電廠簡介常見反應堆類型 熱中子反應堆（0.0250.1eV）輕水堆 Light Water Reactor (LWR)壓水堆 Pressurized Water Reactor (PWR)沸水堆 Boiling Water Reactor (BWR)石墨慢化輕水冷卻堆（石墨水冷堆）

9、RBMK重水堆 Heavy Water Reactor氣冷堆 Gas-Cooled Reactor, GCR (石墨氣冷堆)快中子增殖堆（1MeV）Fast Breeder Reactor (FBR)鈉冷快堆；鉛冷快堆；氣冷快堆。壓水堆核電站 Pressurized Water Reactor (PWR)壓水堆核電站原理圖（間接循環(huán)）蒸汽單回路沸水堆核電站 Boiling Water Reactor (BWR) NPP沸水堆核電站原理圖（直接循環(huán)）壓水堆與沸水堆壓水堆：一回路系統(tǒng)的冷卻劑與汽輪機回路工質是完全隔離的，這就是所謂的“間接循環(huán)”。采用間接循環(huán)具有使二回路系統(tǒng)免受放射性玷污的優(yōu)點。與

10、沸水堆核電廠相比，增加了蒸汽發(fā)生器。壓水堆體積較小和控制要求簡單等因素可以彌補這一不足。第二章 壓水堆核電廠2.1 壓水堆核電廠概述2.2 核電廠的總體及廠房布置2.3 核電廠的主要廠房設施2.4 核電廠設備安全功能及分級2.5 核電廠的設計原則重點講解壓水堆核電廠的三個回路包容一 、二回路的廠房要求顯示主要設備：反應堆，主泵，蒸汽發(fā)生器，汽輪機要求顯示主要廠房：安全殼，汽輪機廠房，輔助廠房；燃料廠房T形布置及L形布置循環(huán)水系統(tǒng)開式；采用冷卻塔的循環(huán)水系統(tǒng)設計原則多道屏障縱深防御單一故障準則抗拒自然災害的功能 輻射計量標準2.1 壓水堆核電廠概述它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四

11、大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。核島中的系統(tǒng)設備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回路系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。二回路系統(tǒng)由汽輪機發(fā)電機組、冷凝器、凝結水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發(fā)生器、汽水分離再熱器等設備組成。 核島利用核能生產蒸汽，常規(guī)島用蒸汽生產電能。 1 壓水堆核電廠原理水水壓力容器穩(wěn)壓器主泵主管道蒸發(fā)器汽輪機發(fā)電機凝汽器輸配電二回路一回路基本參數：一回路：壓力154 bar，高壓水；二回路：壓力55bar，飽和蒸汽。 蒸汽壓水堆核電廠發(fā)電流程有關說明把反應堆、反應堆冷卻劑系統(tǒng)及

12、其輔助系統(tǒng)合稱為一回路系統(tǒng) ；商用壓水堆核電廠反應堆冷卻劑系統(tǒng)一般有二至四條并聯(lián)在反應堆壓力容器上的封閉環(huán)路；整個一回路系統(tǒng)設有一臺穩(wěn)壓器，一回路系統(tǒng)的壓力靠穩(wěn)壓器調節(jié)，保持穩(wěn)定。核電廠還設置了專設安全設施和一系列輔助系統(tǒng)。專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，并防止放射性物質的擴散。二回路系統(tǒng)也設有一系列輔助系統(tǒng)。四環(huán)路2 循環(huán)水系統(tǒng)循環(huán)水系統(tǒng)主要用來為凝汽器提供凝結汽輪機乏汽的冷卻水，分為開式供水和閉式供水。開式供水：是指以江河湖海為水源，冷卻水一次通過，不重復使用。閉式供水：把由凝汽器排出的水，經過冷卻降溫之后，再用循環(huán)水泵送回凝汽器入口重復使用。開式供水特點：進水水溫低，

13、利于機組經濟運行系統(tǒng)簡單，投資較低易造成“熱污染”核電站循環(huán)水量大，水泵是大流量低揚程泵，為了防止回流，凝汽器的安裝標高要高于海水平面和循環(huán)水泵。閉式供水占地面積??；使用于遠離水源或者水源不足的電廠；冷卻塔造價高。槽式配水3 核電廠電氣系統(tǒng)在電廠正常功率運行時，發(fā)電機發(fā)出的電能大部分升壓至外網電壓輸送給用戶。同時，滿足廠用電。當發(fā)電機停機時，則由外部電網經啟動變壓器供電。當外網和發(fā)電機組都不能供電時，則由柴油發(fā)電機組向安全母線供電。 發(fā)電機和輸配電系統(tǒng)的主要設備有發(fā)電機、勵磁機、變壓器、開關站和柴油發(fā)電機組等組成。2.2 核電廠總體及廠房布置1 核電廠本身的放射特性2 廠址的自然條件和技術要求

14、3 輻射安全要求4 總平面布置1 核電廠放射特性 核反應堆是一個強大的放射源，堆內放射性的總量與功率成正比。正常運行時放射性的排放量：反應堆燃料棒運行時的破損率、反應堆冷卻劑系統(tǒng)的泄漏率和放射性廢物處理系統(tǒng)的凈化能力等決定。 如果放射性廢氣排放量很大，電廠就不宜建在城鎮(zhèn)居民中心附近。如果放射性廢水排放量很大，電廠廢水就不能直接向江河湖海中排放。 2 廠址的自然條件和技術要求地震：廠區(qū)地震條件是確保核電廠安全的重要條件，廠址盡可能選在地震烈度低的地區(qū)，廠址的地震基本烈度一般不大于7度（一般應避免在設計烈度高于9度（7.5級）的地區(qū)建廠）。洪水：廠址位于內湖或海灘附近時，應確定由湖震或海嘯可能造成

15、的最大洪水。通風：要求氣流暢通，有利于放射性廢氣的稀釋擴散。 水源：水源和水文，保證足夠且可靠的冷卻水是電廠運行最基本的技術條件，一般要求百年一遇最小流量也能滿足電廠正常運行的要求。 交通：建在鐵路、公路或水路等交通運輸方便的地方，便于運輸；輸電：應盡可能接近負荷中心，以減少輸電投資和線路能量損失。安全：應避免選在機場或生產爆炸或有毒化學產品的工廠附近，距離應不小于8公里。核電站選址3 輻射安全要求輻射安全應符合國家環(huán)境保護、輻射防護等法規(guī)和標準的要求：正常運行時按“放射防護規(guī)定”對附近居民的劑量限值為每年全身5 mSv (毫希沃特)。核電廠設置在非居住區(qū)，一方面是為了能控制周圍土地的使用和防

16、止廠外人為事故干擾電廠的正常運行；另一方面是在事故情況下，可保障鄰近居民的安全隔離。廠址周圍的人口密度和分布（國際原子能機構的標準），本限制隨著核電技術的成熟，已不再重要。 4 核電廠總平面布置(1)總平面布置設計原則合理區(qū)分放射性與非放射性的建筑物，使凈區(qū)和臟區(qū)嚴格分開，臟區(qū)盡可能置于主導風向的下風側，以減少放射性污染。 滿足核電廠生產工藝流程要求，便于設備運輸，減少廠區(qū)管線的迂回和縱橫交叉。 反應堆廠房、輔助廠房和燃料廠房，都應設在同一基巖的基墊層上，防止因廠房承載或地震所產生的沉降差異而造成管線斷裂。 廠房布置以反應堆廠房為中心，輔助廠房，燃料貯存廠房，主控制樓和應急柴油發(fā)電機廠房均環(huán)繞

17、在反應堆廠房周圍。對于雙單元核電廠也可采用對稱布置，并共用部分輔助廠房。 (2)核電廠廠房劃分核心區(qū)：由核島和常規(guī)島組成，包括反應堆廠房，輔助廠房，燃料貯存廠房，主控制室，應急柴油發(fā)電機廠房，汽輪發(fā)電機廠房等。 三廢區(qū)：主要由廢液貯存、處理廠房，固化廠房，弱放廢物庫，固體廢物貯存庫，特種洗衣房和特種汽車庫等組成。 供排水區(qū)：主要有循環(huán)水泵房，輸水隧洞，排水渠道，淡水凈化處理車間，消防站，高壓消防泵房，排水泵房等組成。 動力供應區(qū)：主要由冷凍機站，壓縮空氣及液氮貯存氣化站，輔助鍋爐房等組成。檢修及倉庫區(qū)：包括檢修車間，材料倉庫，設備綜合倉庫及危險品倉庫等。 廠前區(qū)：電廠行政辦公大樓及汽車、消防、

18、保安及生活服務設施。 核島廠房核島廠房主要有反應堆廠房，輔助廠房，燃料廠房，主控制室等，由于它們之間的工藝流程和功能緊密相關，因此，必須組成以反應堆廠房為核心的建筑群。要合理分區(qū)，布置緊湊，縮短工藝管線，節(jié)約用地。一臺600-900機組核島各廠房組合后的占地面積約8000-10000m2。核島廠房與汽輪機房的相對位置有二種形式：L形布置和T形布置。L形布置L布置方法用地緊湊，當幾個單元機組并列時，汽機房可合在一起，以減少汽機房內重型吊車臺數。若端部再接維修車間，則設備檢修更為方便。在汽機房與核島廠房之間需設置防止汽輪機飛車時葉片對安全殼沖擊的屏障。T形布置這種布置方式，汽輪機葉片飛射方向不會危

19、及反應堆廠房。廠房面積相應大些。目前，世界各國如美國、德國、法國新建造的1000MW級的單機組和雙機組核電廠的廠房布置均采用T形布置形式。2.3 核電廠的主要廠房設施反應堆廠房（安全殼）燃料廠房輔助廠房汽輪機廠房和控制廠房循環(huán)水泵房輸配電廠房放射性廢物處理廠房安全殼汽機廠房核輔助廠房 燃料廠房 反應堆廠房（安全殼）作用：用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去,以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發(fā)生罕見的反應堆一回路水外逸的失水事故時,安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼是一個有鋼襯的園柱形預應力混凝土結構，頂部呈半球形或橢圓形，它的內徑約40m，壁厚約1m，高約60-70m

20、。為了便于安全殼內大型設備的安裝和檢修，安全殼側面設有直徑約10m的一個設備閘門和一個連接輔助廠房的人員閘門。頂部設有起吊能力為250-300t的環(huán)形吊車。安全殼設備閘門外設有設備吊裝平臺，平臺上設有270-300t的龍門吊車，主設備經設備閘門進入安全殼，再由環(huán)形吊車吊裝定位。 圓筒形的反應堆一次屏蔽墻，既在反應堆壓力容器周圍形成生物屏蔽，也為反應堆壓力容器提供支承。該一次屏蔽墻與安全殼大致是同心的。殼內設有一回路隔墻, 為反應堆冷卻劑系統(tǒng)提供屏蔽，可支撐和隔離主系統(tǒng)設備。在反應堆壓力容器上方還單獨設置了飛射物屏蔽，以包容與控制棒傳動機構相關的飛射物。 位于反應堆壓力容器之下有疏水地坑，它收集

21、安全殼內所有正常的泄漏水。另一個地坑是應急堆芯冷卻系統(tǒng)地坑，它位于安全殼底層地面，可在一回路隔室墻之內或之外。 安全殼內縱剖面圖燃料廠房燃料廠房設有乏燃料貯存水池，用來盛放乏燃料。貯水池上方，有一臺100-150t的橋式吊車，以吊運乏燃料運輸容器和乏燃料池冷卻系統(tǒng)的設備。燃料廠房通過燃料輸送水道與反應堆廠房相連。在乏燃料貯水池內，通常須有7-9m深的水層作為屏蔽層，乏燃料貯存池需按I級抗震要求設計。輔助廠房輔助廠房是一個具有多種用途的鋼筋混凝土結構。核電廠輔助廠房一般集中設置在反應堆廠房的周圍，這有利于縮短系統(tǒng)管絡從而節(jié)省核電廠的基建投資。 廠房內設有化學和容積控制系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)、設備冷卻

22、水系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)及廠房必需的空氣處理和冷卻設備。廠房內的設備須裝有隔間。給操縱人員提供生物屏蔽。在設備的布置上，必須注意把安全系統(tǒng)的設備、管道和電纜分開。確保在設備、結構、管道和電纜的單一故障情況下不致使整個系統(tǒng)失去安全功能。依照這種分離的設計、對于裝有事故工況下工作的電動機房間，需要增加設備隔離間或保護墻及冷卻設備。汽輪發(fā)電機廠房汽輪發(fā)電機廠房的布置與火電廠汽輪機廠房相似。它一般布置在緊靠安全殼的一側。廠房內設有汽輪發(fā)電機組、凝汽器、凝結水泵、給水泵、給水加熱器、除氧器、汽水分離再熱器及與二回路系統(tǒng)有關的輔助系統(tǒng)。汽輪發(fā)電機組一般配有一臺高壓缸和2-3臺低壓缸，凝汽器布置在低壓缸下側。汽輪發(fā)

23、電機廠房高度約40m，長約85m，廠房設有橋式吊車，用來設備安裝和檢修時吊裝就位。 控制廠房控制廠房布置在整個核電廠的中心，它包括中央控制室、廠用配電和各種自動控制設備，中央控制室內裝有控制臺和控制盤、繼電器室內裝有各種繼電器和控制器?？刂剖液屠^電器室共用一個空調系統(tǒng)來冷卻電氣設備。在繼電器室下面，還有一個“電纜室”，電纜室是從電廠各處到控制室引來的所有電纜的匯集點，所有電纜都分別引到控制室和繼電器內的各個端子排上。必須按抗震I級的要求進行設計。放射性廢物處理廠房放射性廢物處理廠房是核電廠特有的廠房。為了保證在正常和事故工況下排出的放射性物質不致污染周圍環(huán)境，核電廠內所有通過反應堆及一回路系統(tǒng)

24、排出的氣體、液體和固體廢物都要經過三廢處理，達到允許標準后才可通過高煙囪、下水道排放或回收使用。核電廠的廠房設置要比常規(guī)電廠嚴格、復雜得多。 2.4 核電廠設備安全功能及分級認識輻射-（視頻生活中的放射性輻射）人類在日常生活中受到各種輻射，其中有核輻射，也有其他各種粒子和射線的照射。人類受到的輻射照射有天然的,也有人工的。天然輻射照射也叫本底照射,主要有三個來源:人體內部天然存在的放射性同位素鉀-40;巖石、土壤和水體中存在的放射性同位素,其中以放射性氡的影響為最大;宇宙射線,一般來說,地勢越高,受到宇宙射線的照射越強.人工輻射照射主要來自看電視、抽煙、坐飛機，特別是去醫(yī)院體檢或治病。少量的輻

25、射照射對人體是無害的人類生活在輻射環(huán)境中英國居民受輻射的劑量分布 輻照的生物效應核電站常見射線粒子的外照射對人體基本無危害，但需防止其內照射，常用Al對射線進行防護或屏蔽 常用鉛或混凝土對射線進行防護或屏蔽 核電站常見幾種射線的防護最大容許劑量當量 所謂最大容許劑量，是指一個正在從事輻射工作的人員，無論是長期積累還是集中照射，從現(xiàn)代醫(yī)學水平看來，不會對人體健康及遺傳造成影響的劑量限度值。目前我們施行的是輻射防護標準（GB 18871-2002）的規(guī)定。 最大容許劑量水平1放射工作人員受到的年劑量當量（一年工作期間所受外照射的劑量當量與這一年內攝入放射性核素所產生的待積劑量當量二者的總和），如果

26、按5年平均不應超過20mSv，其中某一年的年劑量當量不超過50mSv。2放射工作人員任一器官或組織所受的年劑量當量不得超過下列限值：眼晶體 150 mSv，四肢（手和足）或皮膚的年劑量當量500 mSv；3放射工作人員中，年齡在1618周歲的學生和學徒工，由于教學培訓需要接受照射時，一年內受到的有效劑量當量不得超過6mSv，眼晶體 50 mSv，四肢（手和足）或皮膚的年劑量當量150 mSv 。4對公眾成員，如果按5個連續(xù)年的平均年有效劑量當量不超1 mSv，但可在某些年份里允許以每年5 mSv作為劑量限制。公眾成員的眼晶體的年劑量當量限制為15mSv，四肢（手和足）或皮膚的年劑量當量50mS

27、v。 核電廠外圍劑量監(jiān)測儀例:穿著氣衣的人在操作.氣衣內保持正壓.遙控操作堆放廢物桶核電廠安全目標輻射防護目標：保證所有運行狀態(tài)下核電廠內的輻射照射或者核電廠放射性物質的計劃排放保持在規(guī)定限值之內和合理可行并盡量降低，保證減輕所有事故的放射性后果。技術安全目標：采取所有合理可行的措施預防核電廠的事故和減輕它們的后果。保證在核電廠設計中所考慮的所有可能的事故（包括概率很低的事故）的放射性后果很小并在規(guī)定限值之內。具體目標 -4個人員健康安全目標：事故造成電廠附近區(qū)域個人急性死亡的風險不超過該人通常遇到其他事故造成急性死亡風險的0.1%;不超過電廠附近區(qū)域居民的潛在癌癥死亡風險總的0.1%。大量釋

28、放安全目標：美國核管理委員會NRC對大量釋放有2 種定義: 在電廠邊界能夠引起急性死亡(電站邊界5 Sv 的劑量) 的放射性釋放; 在電廠邊界產生250 mSv 的釋放。發(fā)生嚴重的向環(huán)境釋放的概率小于10 - 5堆/ 年。堆芯損傷安全目標：NRC 對目前運行中的核電廠采用的堆芯損壞頻率是110-4 (堆/年)。安全殼失效安全目標：NRC認為安全殼失效的概率應該低于堆芯損壞頻率的10%。國家核安全局發(fā)布的安全導則HAD002/01核動力廠營運單位的應急準備； HAD002/02地方政府對核動力廠的應急準備； HAD002/03核事故輻射應急時對公眾防護的干預原則和水平； HAD002/04核事故

29、輻射應急時對公眾防護的導出干預水平； HAD002/05核事故醫(yī)學應急準備和響應； HAD003/01核電廠質量保證大綱的制定； HAD003/02核電廠質量保證組織； HAD003/03核電廠物項和服務采購中的質量保證； HAD003/04核電廠質量保證記錄制度； HAD003/05核電廠質量保證監(jiān)查； HAD003/06核電廠設計中的質量保證； HAD003/07核電廠建造期間的質量保證； HAD003/08核電廠物項制造中的質量保證； HAD003/09核電廠調試和運行期間的質量保證； HAD003/10核燃料組件采購、設計和制造中的質量保證； HAD101/01核電廠廠址選擇中的地震問

30、題； HAD101/02核電廠廠址選擇中的大氣彌散問題； HAD101/03核電廠廠址選擇及評價的人口分布問題； HAD101/04核電廠廠址選擇的外部人為事件； HAD101/05核電廠廠址選擇中的放射性物質水力彌散問題； HAD101/06核電廠廠址選擇與水文地質的關系； HAD101/07核電廠廠址查勘； HAD101/08濱河核電廠廠址設計基準洪水的確定； HAD101/09濱海核電廠廠址設計基準洪水的確定； HAD101/10核電廠廠址選擇中的極端氣象事件； HAD101/11核電廠設計基準熱帶氣旋； HAD101/12核電廠的地基安全問題； HAD102/01核電廠設計總的安全原則

31、； HAD102/02核電廠的抗震設計和鑒定； HAD102/03用于沸水堆、壓水堆和壓力管式反應堆的安全功能和部件分級； HAD102/04核電廠內部飛射物及其二次效應的防護； HAD102/05與核電廠設計有關的外部人為事件； HAD102/06核電廠反應堆安全殼系統(tǒng)的設計； HAD102/07核電廠堆芯的安全設計； HAD102/08核電廠反應堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關系統(tǒng)； HAD102/09核電廠最終熱阱及其直接有關的輸熱系統(tǒng)； HAD102/10核電廠保護系統(tǒng)及有關設施； HAD102/11核電廠防火； HAD102/12核電廠輻射防護設計； HAD102/13核電廠應急動力系統(tǒng)； HA

32、D102/14核電廠安全有關儀表和控制系統(tǒng)； HAD102/15核電廠燃料裝卸和貯存系統(tǒng)； HAD102/16核動力廠基于計算機的安全重要系統(tǒng)軟件 ； HAD103/01核動力廠運行限值和條件及運行規(guī)程； HAD103/02核電廠調試程序； HAD103/03核電廠堆芯和燃料管理； HAD103/04核電廠運行期間的輻射防護； HAD103/05核電廠人員的配備、招聘、培訓和授權； HAD103/06核電廠安全運行管理； HAD103/07核電廠在役檢查； HAD103/08核電廠維修； HAD103/09核電廠安全重要物項的監(jiān)督； HAD103/10核動力廠運行防火安全； HAD401/01

33、核電廠放射性排出流和廢物管理； HAD401/02核電廠放射性廢物管理系統(tǒng)的設計； HAD501/02核動力廠實物保護導則。職業(yè)人員內照射防護措施有：1、降低空氣中放射性核素的濃度 防污染 通風2、降低表面放射性污染水平 按規(guī)操作 及時清理3、防止放射性核素進入人體 穿戴個人防護用品4、加速體內放射性核素的排出 誤入體內需速排出 反應堆的多重屏蔽體系不讓放射性物質泄露出去1、安全功能基本目標：限制居民和核電廠工作人員在電廠所有運行工況和事故工況下所受到的射線照射。為保證必要的安全性，執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)執(zhí)行下列功能：為安全停堆和維持其安全停堆狀態(tài)提供手段； 為停堆后從堆芯導出余熱提供手段； 在事

34、故后為防止放射性物質的釋放提供手段，以確保事故工況之后的任何釋放不超過容許極限。2、分析方法TextTextText 常對那些對安全有重要作用的、其損壞會導致嚴重放射性釋放事故的系統(tǒng)、設備和構筑物提出各種要求。 這些要求帶有強制性而不需要直接考慮損壞的幾率或減輕事故后果的作用。確定論法概率論法 概率論法則根據需要某一安全功能所起的作用幾率以及該安全功能失效的后果來評價安全重要性。 此法在確定各系統(tǒng)、設備和構筑物的安全重要性的相對值時特別有用。 通過對各種堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可評價發(fā)生假想事故時執(zhí)行某安全功能的幾率以及該安全功能失效的后果。 評價核電廠安全性的方法：確定論評價法：

35、根據反應堆縱深防御的原則，除了反應堆設計盡可能安全可靠外，還設置了多重的專設安全設施，以便在一旦發(fā)生最大假想事故情況下，依靠安全設施，能將事故后果減至最輕程度。概率安全評價：認為核電廠事故是個隨機事件，引起核電廠事故的潛在因素很多，核電廠的安全性應由全部潛在事故的數學期望值表示。概率安全評價（PSA）又稱概率風險分析（PRA），是70年代以后發(fā)展起來的一種系統(tǒng)工程。它采用系統(tǒng)可靠性評價技術（即故障樹、事件樹分析）和概率風險分析方法對系統(tǒng)的各種可能事故的發(fā)生和發(fā)展過程進行全面分析，從它們的發(fā)生概率以及造成的后果綜合進行考慮。3、安全分級1安全一級主要包括組成反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界的所有部件 2

36、反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界內不屬于安全一級的各種部件，以及為執(zhí)行所有事故工況下停堆、維持堆芯冷卻劑總量和排出堆芯熱量及限制放射性物質向外釋放的各種部件。 3部分系統(tǒng)的設備4安全一級安全二級安全三級安全四級反應堆冷卻劑系統(tǒng)中主要承壓設備。非核一級設備和部件：余熱排除系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)及安全殼噴淋系統(tǒng)等。構成反應堆安全殼屏障的設備和部件。 輔助給水系統(tǒng)設備冷卻水系統(tǒng)乏燃料池冷卻系統(tǒng)等 核島中不屬于安全一、二、三級的設備。 兩個不同安全等級的系統(tǒng)的接口，其安全等級應屬于相連系統(tǒng)中較高的安全等級。 4、抗震分類抗震設備：在設計上要滿足承受一定地震載荷要求的機械設備和電氣設備。我國的核安全法規(guī)將抗震類別分

37、為三類，即抗震I類、抗震II類和非抗震類（NA）?？拐餓類設備包括安全一級、二級、三級和LS級及1E級的電氣設備，所有與安全有關的廠房和土建構筑物都是抗震I類的。5、規(guī)范分級和質量分組 我國的核電事業(yè)雖然制定了一套核安全法規(guī)，有完整的設備分級、抗震分類和質保分組要求，但沒有完整的核設備設計和制造規(guī)范。實際工作中根據情況參考美國規(guī)范或法國規(guī)范。 具體設備的安全等級和抗震分類見課本表2.12.5 核電廠的設計原則在現(xiàn)代壓水堆核電廠的設計中，普遍遵循下列安全設計原則1、多道屏障第一道 燃料芯塊裂變碎片射程很短（103 cm）。除表面外，絕大部分裂變碎片包容在芯塊之中。氣態(tài)裂變產物如碘、氪和氙等核素，

38、一部分會因擴散而從燃料芯塊中逸出。第一重屏障大約能留住98以上的放射性裂變產物。1、多道屏障第二道屏障是燃料棒包殼。包殼溫度不超過1204，具有較高承壓能力，使放射性裂變產物被限制在燃料包殼內。壓水堆正常運行時，數以萬計的燃料棒中可能會有少數幾根棒發(fā)生破裂，致使少量放射性物質從第二重屏蔽泄漏。1、多道屏障第三道屏障是一回路系統(tǒng)的承壓邊界，由壓力容器、管道和設備組成，它們將高溫、高壓又帶強放射性的冷卻劑封閉在其內。正常時僅允許極少量泄漏，而且泄漏水收集后送至三廢處理系統(tǒng)。流經燃料元件的一次冷卻劑是被限制在壓力容器與一個或數個一回路環(huán)路內流動的，這個壓力容器與一回路管道，組成了又一道密封屏障，可進

39、一步防止放射性物質外逸。在絕大多數反應堆中，大部分放射性物質可以通過冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。1、多道屏障第四道屏障是安全殼，它將一回路系統(tǒng)的主要設備和主管道包容在內。安全殼的泄漏率要嚴格控制，設計規(guī)范要求；每天泄漏率要小于安全殼總容積的千分之一，防止放射性物質向外環(huán)境擴散的最后一道屏障。核電站的核反應堆外層用厚厚的水泥來防止放射線的外泄2、縱深防御 第一級安全防御預防：它要求在設計、建造、運行中采取各種有效措施，反應堆應具有內在的安全特性，設備必須高質量和可檢查性，系統(tǒng)必須有冗余度；因而任一部件失效也不會影響其正常運行。 第二級安全防御監(jiān)控：第二級安全防御要求核電廠設置可靠的安全保護系統(tǒng)，并在事故發(fā)生時，盡量減少對該系統(tǒng)的損壞并保護運行人員和居民不受傷害。 第三級安全防御限制事故后果：要求在發(fā)生某些假想事故而一些保護系統(tǒng)又同