第五章 专设安全设施-2013年.pdf

核电厂系统与设备 Nuclear Power Plant System and Equipment 第五章 专设安全设施 反应堆的安全性 自然的安全性 只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制 棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。 惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、 非能动的安全性 热传递法则基础上的非能动设备（无源设备） 的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的 动力。 能动的安全性 必须依靠能动设备 （有源设备）， 即需由外部条件加以保证的安全性。 由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸 后备的安全性 出的多道屏障提供的安全性保护 池式快堆 自然的安全性 固有安全性 固有安全堆 模块式 高温气冷堆 非能动的安全性 PWR 过程固有最终 能动的安全性 安全反应堆 现行的反应堆 BWR 后备的安全性 高温气冷堆 运行工况及其安全准则 第一类正常运行和运行瞬态 发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv。放射性后果是以一个标准人在隔离区边 界内侧2小时所接受的最大照射剂量来衡量的。该类 工况不会导致保护系统动作，它包括：  —电站的正常启动、停闭和稳态运行； —在允许限度内带有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏 等的极限运行； —允许范围内的运行负荷瞬变。 第二类常见故障 -2 发生概率在10 次/堆年到1次/堆年，放射性后果不超 过1/1000mSv。这类工况下，保护系统应使反应堆安 全停闭，燃料包壳保持其完整性，系统压力不超过设 计值。它包括： 第三类不常见故障 指某个特定的反应堆在整个寿期内可能发生的事故， -4 -2 发生概率在10 次/堆年到10 次/堆年之间，放射性后 果不超过5mSv。这类事故有： 第四类极限事故 指的是那些发生概率相当小，但后果可能比较严重的 -6 -4 事故，发生概率在10 次/堆年到10 次/堆年之间，放 射性后果不超过150mSv。属于这一类的事故有： 安全准则  出于包容放射性产物的考虑，在各种运行工况下应遵 循以下安全准则： 核安全及其三要素  【核安全】就是在核设施设计、制造、运行及停役期 间为保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放 射性危害所采取的所有措施的总和。这些措施包括： 这些措施包括设备、