六、核安全概述(完).ppt

核能发电和原子弹爆炸的区别 6.1 核电站的危险来源 核电危险性的本质 核电站风险的来源 核电站的基本安全功能 核电危险性的本质 核裂变 －－功率徒升的可能 强放射性 －－辐射损伤 高温高压水－－融化和喷放 剩余反应性－－潜在的能量来源 衰变热 －－停堆后继续过热的可能 放射性--核电站的根本威胁 核电站的根本威胁是放射性 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元件 Nuclear chain reaction 裂变碎片与放射性物质 高温高压水 剩余反应性 初始装载量 用于整个堆芯燃料寿期内的燃耗、裂变产物的积累 通过反应性补偿抑制初始剩余反应性 中子吸收体 衰变热 裂变产物? ?、?射线?与物资作用?产生热能（衰变热） 裂变产物的半衰期很长 例，600MW 10h：P/P01.0% ， 6MW 1w： P/P00.1% ， 0.6MW 30y： P/P00.01% ，0.06MW (60kw) 需确保堆芯有效冷却 核电厂的基本安全功能 (Golden Rule) 反应性控制 (Control) 反应堆功率可控 余热排出 (Cool) 燃料有效冷却 放射性包容 (Contain) 放射性无泄漏 辐射安全要求 辐射安全的角度看，电厂正常运行时排放的放射性废物对环境的影响很小，对选址；有影响的主要还是核电厂事故时可能对居民造成的危害，所以，通常一个国家的核电厂选址标准，其主要内容之一是规定事故条件下的最大释放量。 反应堆正常运行时按“放射防护规定”对附近居民的剂量限值为每年全身5×10-3Sv；在核电厂发生重大的假想事故情况下，应保证居民不受超过规定的剂量限值的照射。 人口密度分布是目前选址要考虑的一个重要因素，但不是唯一因素，需综合考虑厂址的其它各种条件，随着技术水平和安全研究的不断发展，核电厂的设计和安全设施的日趋完善可靠，特别是随着核电厂建造和运行经验的不断积累，人口密度分布限制会进一步减小，甚至有可能在靠近大城市的位置建造核电厂。 * * * 第６章　 核安全概述 内容介绍： 　6.1 核电站的危险来源 　6.2 构筑核电站的固有安全 6.3 保障核安全的有力措施 　6.4 核事故的经验教训 6.5 核能安全 核电站风险的来源 ?衰变 ?衰变 ?衰变 寿期末：1W热功率所对应的裂变产物（FP）约3.7x1010Bq FP中：气体Kr，Xe, I 98%保留在UO2芯块中 2 在间隙中 几百立方米水 153bar 破口 喷放 汽化 放射性 融化 压力容器破损 * 核电站在“选址、设计、建造、调试和运行、退役”五个阶段全面贯彻国家的核安全法规、导则和标准 坚持 安全第一、质量第一、预防为主的方针 考虑纵深防御的原则 为防止放射性物质释放，设置四道安全屏障 按照核安全法规要求建立完善的管理制度和质量保证体系 加强经验反馈、不断改进和追求卓越 ６.２ 构筑核电站的固有安全 * 核电站的设计、建造和运行，依据国际原子能机构提出的纵深防御原则，从设备和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来，不发生泄漏 纵深防御包括以下五道防线： 第一道：保证设计、制造、建造和运行、检修的质量，防止出现偏差 第二道：严格执行运行规程，遵守运行技术规程，及时检测和纠正偏差，对非正常运行加以控制，防止演变成事故 第三道：万一偏差未能及时纠正，发生设计基准事故时，自动启动电厂安全系统和保护系统，防止事故恶化 第四道：万一事故未能得到有效控制，启动事故处理规程，保证安全壳的完整性，防止放射性物质外泄 第五道：如果上述各道防线都失效，立即启动场外应急响应，努力减轻事故对公众和环境的影响 ６.２ 构筑核电站的固有安全 * 第一道屏障：燃料芯块 第二道屏障：燃料包壳 第三道屏障：压力容器及一回路 第四道屏障：安全壳 ６.２ 构筑核电站的固有安全 第四道屏障 安全壳 防止放射性 大量向外释放 核反应堆及主冷却剂系统装设在坚固的安全壳厂房内，安全壳由0.9-1米厚的预应力混凝土建成，并内衬6毫米厚的钢质密封层。安全竞是防止放射性泄漏的第三道屏障 ６.２ 构筑核电站的固有安全 * 国家颁布了放射性污染防治法 国务院颁布了《民用核设施安全监督管理条例》《核安全设备监督管理条例》 设置了专门的核安全监管机构-国家核安全局，对核电站采取全寿期、全过程的监督管理活动。负责行政执法、许可证管理、技术审查和评价、监督检查等活动 培育核安全文化，从硬件、软件、管理和文化等多层面、全方位提升核电站的安全和可靠性 建立核电站事故应急体系和应急预案，确保社会和公众安全 ６.３ 保障核安全的有力措施 * 阶段 必须提交的报告 许可证种类 选址 厂址安全分析报告 选址阶