第一章 基本概念

核電站安全黃曉明基本理論基礎傳熱學流體力學反應堆物理分析反應堆熱工水力概率論與數(shù)理統(tǒng)計核安全基礎核輻射物理基本要求一、大綱要求：

1.掌握核安全的基本概念和理論。

2.熟悉三道屏障的概念、輻射與輻射防護的知識。

3.掌握核電廠安全設計的基本知識，了解反應堆專設

安全設施的知識。

4.掌握反應堆運行工況與事故分類的基本概念。

5.了解核電廠典型事故，了解核安全對策和嚴重事故

的處置與緩解方法及核安全文化的基本內容。

基本要求

二、教學目標：

1、了解核安全的基本理念和現(xiàn)代核電廠的核安

全控制思想2、掌握核安全的基本概念、理論和基本設計方

法，學習典型事故3、更重要的是希望通過該課程的學習，同學們

能感觸到工程技術人員是如何處理遇到的問

題和發(fā)展新的技術方法的。基本要求三、教學內容：

第一章：核安全基本概念第二章：核安全設計第三章：核安全文化第四章：核安全管理體系第五章：確定論分析方法第六章：概率論分析方法第七章：輻射防護（自學）第八章：嚴重事故管理第一章核安全基本概念第一章引論§1.1核反應堆安全的概念§1.2核反應堆安全特性§1.3核電廠的安全對策1.1核反應堆安全的概念1.1核反應堆安全的概念核電的本質問題是可控的將核裂變或聚變產(chǎn)生的能量轉變?yōu)闊崮埽瑹崮苻D變?yōu)闄C械能，進而轉化為電能。與常規(guī)化石燃料電廠的直觀比較是將燃燒鍋爐換成了反應堆或聚變裝置需要核燃料循環(huán)，有潛在的放射性危害。核電是集現(xiàn)代科學與現(xiàn)代技術于一身的技術密集、資金密集的產(chǎn)業(yè)，也是目前唯一可大規(guī)模開采利用的新型清潔能源核電的產(chǎn)生：核能—〉熱能

—〉機械能—〉電能核電與火電主要區(qū)別停堆定期換料較大過剩反應性、超功率事故，使反應堆運行與控制復雜化核能釋放伴隨放射性釋放

1W熱功率相應裂變產(chǎn)物放射性達3.7×1010Bq停堆后很強的衰變余熱燃料元件過熱燒毀、堆芯熔化危險，停堆冷卻運行過程中帶放射性三廢物質產(chǎn)生1.1核反應堆安全的概念潛在放射性危害是核電廠特有的核安全問題。顯示核電廠工作人員及周圍公眾的放射性危害是有控制的、是符合國家有關法規(guī)要求的。表明專設安全系統(tǒng)的有效性。為了防止放射性釋放事件發(fā)生，減小事件發(fā)生后的后果，設計中采用了縱深防御的概念、設置了專設安全系統(tǒng)來對事故進行設防。向安全當局及公眾表明電廠的安全性。向國家核安全局提交安全分析報告。1.1核反應堆安全的概念1.1核反應堆安全的概念1、確定論的安全分析(DeterministicMethods)2、概率論安全分析(PSA-ProbabilisticSafetyAnalysis)(PRA-ProbabilisticRiskAnalysis)核安全分析的方法那么我們要分析那些情況呢？水主泵主管道蒸汽反應性引入事故失流事故冷卻劑喪失事故蒸汽管道破裂事故給水管道破裂事故熱阱喪失事故汽輪機跳閘旁路閥門未打開SGTR1.1核反應堆安全的概念1.1核反應堆安全的概念核電廠區(qū)別與常規(guī)火電廠的特殊安全問題超功率事故，控制要求特別高。剩余發(fā)熱很強，需要長期冷卻。放射性（運行、停閉），需要屏蔽。產(chǎn)生大量放射性廢物，必須妥善處置。核安全問題如何防止放射性核素的釋放對工作人員、居民和環(huán)境造成的放射性危害就成為核電廠區(qū)別于常規(guī)火電廠的核安全問題。核電站的風險事故工況下不可控的放射性核素的釋放。何謂核安全問題任何情況下不能有放射性物質泄漏放射性放射性安全、安全、安全?。?！從理論上來說，核電廠并非百分之一百地安全。從科學的角度看，人們能做的只是將風險降得更低。如何盡可能降低風險，就構成了核安全的目標。1.1核反應堆安全的概念風險與安全

風險：生命與財產(chǎn)損失或損傷的可能性。事件發(fā)生造成的后果事件發(fā)生的頻率數(shù)學語言事件發(fā)生造成的后果與事件發(fā)生的頻率的乘積1.1核反應堆安全的概念安全：面臨的問題：安全與風險之間的權衡取舍安全目標？1.1核反應堆安全的概念如何以合理可行的手段盡可能降低風險沒有危險、不受威脅、不出事故1.1核反應堆安全的概念1在核設施設計、制造、運行、及停役期間為保護工作人員、公眾和環(huán)境免受可能的放射性危害所采取的措施的總和核安全定義2實現(xiàn)正確的運行條件，防止事故發(fā)生或減輕事故后果，從而保護工作人員（和其他現(xiàn)場人員）、公眾和環(huán)境免受不適當?shù)妮椛湮：Α?.1核反應堆安全的概念核安全措施保障所有設備正常運行，控制和減少對環(huán)境的放射性廢物排放；預防故障和事故的發(fā)生；限制發(fā)生的故障和事故的后果。1.1核反應堆安全的概念核安全的總目標輻射防護目標技術安全目標建立并維持一套有效的防護防御，以保護工作人員、居民及環(huán)境免受放射性危害。這并不意味著核電廠不存在其它的、常規(guī)電廠都會造成的比較普通的風險，如熱排放對環(huán)境的影響、事故引起的核電設備損壞所造成的巨大經(jīng)濟損失等。對于這些常規(guī)風險我們也需予以重視，但為了突出核電廠的特殊性，它們不包括在核安全研究的范疇內。1.1核反應堆安全的概念核安全的總目標輻射防護目標技術安全目標保證在所有運行狀態(tài)下核動力廠內的輻射照射或由于該核動力廠任何計劃排放放射性物質引起的輻射照射保持低于規(guī)定限值并且合理可行盡量低，保證減輕任何事故的放射性后果。

要求：正常情況下具有一套完整的輻射防護措施事故情況下具有一套減輕事故后果的措施1.1核反應堆安全的概念核電站周圍0.01毫希/年我國某些高本底地區(qū)3.70毫希/年磚房0.75毫希/年宇宙射線0.45毫希/年水、糧食、蔬菜、空氣0.25毫希/年土壤0.15毫希/年乘飛機北京-歐洲往返0.04毫希/次胸部透視0.02毫希/次輻射防護目標不排除人員受到有限的照射，也不排除法規(guī)許可的放射性物質從處于運行狀態(tài)的核電廠向環(huán)境的排放。此種照射和排放必須受到嚴格控制，并且必須符合運行限值和輻射防護標準。生活中的輻射有關國家和機構的定量安全目標國家（機構）堆芯損壞頻率（次/堆·年）大量放射性釋放概率（次/堆·年）IAEA10-510-6URD10-510-6EUR10-510-6美國10-410-6法國10-6英國10-510-7EPR10-510-6AP1000堆芯損壞頻率達5.09×10-7大量放射性釋放概率達5.94×10-81.1核反應堆安全的概念核安全的總目標輻射防護目標技術安全目標有很大把握預防核電廠事故的發(fā)生；對于核電廠設計中考慮的所有事故，甚至對于那些概率極小的事故都要確保其放射性后果是小的；保證那些會帶來嚴重放射性后果的嚴重事故發(fā)生的概率極低DBA，確保放射性后果小專設安全設施BDBA，確保發(fā)生概率非常低規(guī)程性措施預防事故的發(fā)生設計運行中貫徹一系列安全原則設計基準事故：即核電站按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況，通過專設安全設施即可應對。超設計基準事故：對于有些嚴重的事故，專設安全設施已不能有效制止事故的發(fā)展。1.1核反應堆安全的概念建立并維持一套有效的防護措施，以保證電站工作人員、公眾和環(huán)境免遭放射性危害。核電站安全總目標輻射防護目標技術安全目標合理可行盡量低ALARA—AsLowAsReasonably-Achievable解釋性(輔助)目標預防事故的發(fā)生，事故后果小，確保嚴重事故發(fā)生的概率非常低1.1核反應堆安全的概念核安全分析的內容為了實現(xiàn)核安全目標，核電廠設計時，要進行全面的安全分析，以便確定所有輻射的來源，并評估核電廠工作人員和公眾可能受到的輻射劑量，以及對環(huán)境的可能影響。核安全分析要考察以下內容：核動力廠所有計劃的正常運行模式；發(fā)生預計運行事件時核電廠的性能；設計基準事故；可能導致嚴重事故的事件序列。1.1核反應堆安全的概念核安全的重要性核電的重要性:國家安全環(huán)境保護核電站存在著潛在的風險核安全是發(fā)展核電的前提與基礎1.1核反應堆安全的概念早期的核安全希平港，1957年12月蘇聯(lián)首座試驗核電站德累斯頓，1960年7月1.1核反應堆安全的概念50年代—三哩島事故核電廠追求的目標1.輻射防護目標2.技術安全目標1.發(fā)電的經(jīng)濟性2.燃料的利用率發(fā)展第一代核電：壓水堆、沸水堆、氣冷堆、重水堆、石墨水冷堆GenIGenIIGenIIIGenIV1950196019701980199020002010202020301.1核反應堆安全的概念三哩島事故——切爾諾貝利事故GenIGenIIGenIIIGenIV1950196019701980199020002010202020301970年—1986年第二次石油危機促進了核電的大規(guī)模發(fā)展，形成了第二代核電技術，標志：1、標準化2、大容量3、安全性4、批量化1、發(fā)展PSA技術2、技術改進：硬件與后援、應急等3、人因技術4、固有安全概念1.1核反應堆安全的概念切爾諾貝利事故之后GenIGenIIGenIIIGenIV195019601970198019902000201020202030開始提出并研發(fā)更為安全可信、經(jīng)濟的核電站或核能利用技術。重要啟示：安全第一、質量第一首次提出了核安全文化的概念安全相關新目標要求的提出AP600、CP600、AP1000、EPR、ABWR1999年開始四代技術的研發(fā)，成立GIF論壇1.2核反應堆安全特征1.2核反應堆安全特征1、強放射性核能釋放伴隨著大量放射性物質生成

1000MWe壓水堆裂變產(chǎn)物放射性高達1020Bq

防止放射性輻照危害2、高溫高壓水壓力15.5MPa，溫度330℃

防止壓力過高、過低現(xiàn)象。1.2核反應堆安全特征3、衰變余熱

Wigner-Way公式停堆功率曲線圖停堆3h，1%額定功率停堆4周，0.1%額定功率1.3核電廠的安全對策

在所有情況下

有效控制反應性確保堆芯冷卻

包容放射性產(chǎn)物1.3核電廠的安全對策1、有效控制反應性燃料消耗、裂變產(chǎn)物積累，反應堆功率變化控制類型:

緊急停堆、功率控制、補償控制控制方式:

控制棒、可燃毒物、可溶毒物1.3核電廠的安全對策正常運行情況下堆芯冷卻反應堆停閉情況下堆芯冷卻事故工況堆芯冷卻2、確保堆芯冷卻1.3核電廠的安全對策2、確保堆芯冷卻一回路冷卻劑在流過反應堆堆芯時受熱，而在蒸汽發(fā)生器內被冷卻。蒸汽發(fā)生器的二回路側由正常的主給水系統(tǒng)或輔助給水系統(tǒng)供應給水。甩負荷時，蒸汽通過蒸汽旁路系統(tǒng)排放到凝汽器或排向大氣。蒸汽發(fā)生器或余熱排出系統(tǒng)繼續(xù)導出堆芯余熱。SG的給水由輔助給水系統(tǒng)提供，蒸汽由蒸汽旁路系統(tǒng)排向大氣。一回路溫度、壓力下降到一定值時，由余熱排出系統(tǒng)加以冷卻。蒸汽管道破口時，安注系統(tǒng)向堆芯注入含硼水。一回路系統(tǒng)出現(xiàn)破口時