第五章核反应堆安全课程.ppt

* 2010.07 5.3 国际核事件的分级 2 级（事件） 安全措施明显失效但足够的纵深防御仍能对付另外的失效的 事件 导致工作人员的受辐照剂量超过年规定限值的事件 ，或在设 施内设计上预期上不会有放射性的区域出现大量放射性，需要 采取纠正措施的事件 1 级（异常） 由于设备故障，人因错误或程序不适宜引起的超过批准运行 范围的异常事件 * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * Module und Variations_E Module und Variations_E 第五章 核反应堆安全 * 2010.07 核电厂与普通电厂一样，都是用蒸汽作为介质来发电的， 但是它们用以产生蒸汽的热源不同 核电厂在控制和运行操作方面，存在一些特殊的安全问题： 压水堆核电厂是停堆定期换料的，在新堆或换新料后初期， 堆芯有较大的剩余反应性，因此核电厂有可能发生比设计功率 高的多的超功率事故； ② 核燃料发生裂变反应释放核能的同时，也放出瞬发中子和瞬 发 γ 射线。由于裂变产物的积累，以及堆内构件和压力容器等 受中子辐照而活化，反应堆不管在运行中还是停闭后，都有很 强的放射性； * 2010.07 ③ 核电厂反应堆停闭后，堆芯因缓发中子的裂变以及裂变产物 的 β 和 γ 辐射仍有很强的剩余发热，因此，反应堆停闭后不 能立即停止冷却，否则会出现燃料元件因过热而烧毁的危险； ④ 核电厂在运行过程中会产生气态、液态及固态放射性废物， 它们的处理和贮存问题在火电厂中是不存在的。为了确保工作人 员和居民的健康，经过处理的放射性废物向环境排放时，必须严 格遵守国家的放射性防护规定，力求降低排放物的放射性水平； 核电厂的风险主要来自事故工况下不可控的放射性核素的释 放。如何减少由于这种释放对工作人员、居民和环境造成的危 害，就成为核电厂区别常规火电厂的特殊安全问题，通常称为 核安全。 * 2010.07 5.1 核安全的基本原则 在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作 人员、居民及环境免遭放射性危害 确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解 安全的总目标： 辐射防护目标： 有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电 厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低 技术安全目标： * 2010.07 5.1 核安全的基本原则 核电厂堆芯熔化事故风险/堆年 U.S.NRC Requirements Current Plants Utility Requirements AP1000 Results 1×10-4 5×10-5 1×10-5 4×10-7 交通风险个人死亡/人-年（美国）： 汽车 3×10-4；飞机9×10-6；火车6×10-6 * 2010.07 5.1 核安全的基本原则 纵深设防： 纵深设防通常是通过三级安全防线的设立来贯彻的 要求在核电站的设计、建造和运行中采用多种有效措 施，把发生事故的几率降到最小程度 第一级安全性考虑 反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特 性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗余 度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。 要求: * 2010.07 5.1 核安全的基本原则 内容： Ⅰ 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额； Ⅱ 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷却 剂及与安全有关的结构物； Ⅲ 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度； Ⅳ 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质保； Ⅴ 部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们进行 定期试验 * 2010.07 5.1 核安全的基本原则 第二级安全性考虑 要求核电站必须设置可靠的安全保护系统。一旦发生事故，该系统能对人身与设备进行安全保护，防止或减少事故的危害 内容： Ⅰ 反应堆有两套独立的停堆系统； Ⅱ 必须备有两套独立的电源。包括两路分开的厂外电源、厂内事故电源以及能够快速启动且有一定冗余数量的柴油发电机组。此外还应有为仪表供电的蓄电池直流电源 * 2010.07 5.1 核安全的基本原则 第三级安全性考虑 要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效 时，必须有另外的专设安全设施投入动作。 例如：应急堆芯冷却系统（ECCS），以防止失水事故下 燃料的熔化以及裂变产物的释放。 根据三级安全性考虑的纵深设防原则，可以制定出一套通 用的设计准则