RO《壓水堆核電廠安全》單元1：緒論

壓水堆核電廠安全單元1：緒論1.緒論1.1什么是核安全？定義：在核設(shè)施設(shè)計、制造、運(yùn)行、及停役期間為保護(hù)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。目的：實現(xiàn)正確的運(yùn)行條件，防止事故發(fā)生或減輕事故后果，從而保護(hù)工作人員（和其他現(xiàn)場人員）、公眾和環(huán)境免受不適當(dāng)?shù)妮椛湮：?。?nèi)容：保障所有設(shè)備正常運(yùn)行，控制和減少對環(huán)境的放射性廢物排放；預(yù)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.緒論1.2核電安全基礎(chǔ)知識（1）核物理與反應(yīng)堆物理臨界功率分布反應(yīng)性系數(shù)反應(yīng)性平衡與反應(yīng)性控制氙中毒與碘坑（2）反應(yīng)堆熱工流體力學(xué)熱力學(xué)基本定律與反應(yīng)堆熱平衡燃料棒內(nèi)的熱傳導(dǎo)向冷卻劑的傳熱熱源分析燃料-冷卻劑相互作用1.緒論（3）結(jié)構(gòu)力學(xué)概論斷裂力學(xué)疲勞與腐蝕（4）壓水堆核電廠的主要系統(tǒng)和設(shè)備（5）輻射與防護(hù)放射性衰變電離輻射輻射生物學(xué)效應(yīng)放射性核素來源（6）儀表和控制1.緒論（7）反應(yīng)堆材料學(xué)元件包殼材料設(shè)計中表面最高限制溫度二氧化鈾熔點導(dǎo)熱系數(shù)與溫度的關(guān)系隨輻照及燃耗深度的關(guān)系（8）反應(yīng)堆水化學(xué)（9）安全文化和法律法規(guī)1.緒論1.3核電廠安全發(fā)展階段第一階段（1942年-1979年）核工業(yè)起步之初——強(qiáng)調(diào)保守的設(shè)計，重視設(shè)備和系統(tǒng)的可靠性。第二階段（1979年-1986年）三哩島事故之后——減少人因失誤，提高人的可靠性和考慮嚴(yán)重事故。第三階段（1986年-）切爾諾貝利事故以后——強(qiáng)調(diào)安全文化的重要性，概率安全分析方法的應(yīng)用。1.緒論1.4核安全保障措施（1）核安全設(shè)計：異?；蚴鹿使r下，僅僅依靠正常的運(yùn)行控制系統(tǒng)不足以保障堆芯的冷卻和核電廠安全。為此，須配備和啟用一些事故下發(fā)揮安全功能的系統(tǒng)，來保證反應(yīng)堆的安全。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)和停堆冷卻系統(tǒng)，緊急停堆，手動事故停堆，含硼水可由化學(xué)與容積控制系統(tǒng)手動注入反應(yīng)堆，以便在必要時彌補(bǔ)控制棒的不足。觸發(fā)反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)動作的緊急停堆信號：反應(yīng)堆啟動階段的停堆保護(hù)信號反應(yīng)堆超功率停堆保護(hù)信號堆芯熱量導(dǎo)出困難停堆保護(hù)信號一回路超壓停堆保護(hù)信號熱阱喪失停堆保護(hù)信號1.緒論主給水隔離停堆保護(hù)信號反應(yīng)堆自動卸壓系統(tǒng)啟動停堆堆芯補(bǔ)水箱注入停堆“S”信號(safeguardsactuationsignal)停堆手動停堆專設(shè)安全設(shè)施：專設(shè)安全設(shè)施在放射性裂變產(chǎn)物從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中事故釋放的事件時保護(hù)公眾。專設(shè)安全設(shè)施的功能是限制、控制、減輕和終結(jié)這些事故，并且將公眾的放射性暴露的水平限制在適用的導(dǎo)則和限制標(biāo)準(zhǔn)之下。AP1000設(shè)計的專設(shè)安全設(shè)施如下：安全殼非能動安全殼冷卻系統(tǒng)安全殼隔離系統(tǒng)非能動堆芯冷卻系統(tǒng)主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)（AP1000使用消防系統(tǒng)提供非安全級的安全殼噴淋功能）1.緒論（2）核安全管理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(guān)法規(guī)要求的