核反应堆安全核反应堆安全.ppt

* 核反应堆安全核反应堆安全 第1页/共43页 正常运行: 核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行； 包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维护、试验 和换料； 预计运行事件 : 在核电厂运行寿期内预计可能出现一次或数次的偏离正常 运行的各种运行过程； 由于设计中已采取相应措施，这类事件不致于引起安全重 要物项的严重损坏，也不致导致事故工况。 第2页/共43页 事故工况: 以偏离 运行状态的形式出现的事故； 事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限 制在可接受限值以内，严重事故不在其列。 严重事故: 严重性超过事故工况的核电厂状态； 包括造成堆芯严重损坏的状态； 第3页/共43页 设计基准事故 : 核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。 事故处理: 为使核电厂恢复到受控安全状态并减轻事故后果而采取的一系列阶段 性行动； 行动阶段的顺序如下： 1）事故序列在发展中，但尚未超出核电厂设计基准的阶段； 2）发生严重事故，但堆芯尚未损坏的阶段； 3）堆芯损坏后的阶段。 第4页/共43页 2. 核反应堆安全含义： 使核电厂能够正确运行、预防事故或缓解事故后果从而实现保护 工作人员、公众和环境免遭过量辐射危害，称为核安全。 第5页/共43页 3 核反应堆安全目标 1 ）总目标： 核反应堆安全总目标：在核电厂建立并维持一套有效的防护措施， 以保证工作人员、公众、环境免遭放射性危害，保护核电厂免遭重大 损失。 第6页/共43页 2 ） 辐射防护目标： 正常运行情况下： 反应堆厂房外的放射性辐射以及核电站向外排放的放射性废 物造成的放射性辐照应该小于规定水平。 发生事故情况下： 反应堆保护系统及专设安全设施都必须能及时投入工作，确 保堆芯安全，限制事故发展，减少设备损坏，防止放射性物质泄 漏。 第7页/共43页 保证以上目标的辐射安全的一些考虑（不作为管理准则）： 剂量表述准则 由美国联邦法规提出的准则按照，隔离区、低人口密度区、居民中 心在一定时间内满足剂量规定。 根据以上准则确定相应区域。 风险相关准则 依据《WASH-1400》，两个风险定量目标：两个千分之一准则 源项相关准则 有的国家提出，95％置信严重事故，放射性释放不超过0.1％ 第8页/共43页 3) 技术安全目标： 预防事故的发生。 －－从设计到运行，贯彻一系列安全原则。 确保在设计中所考虑的所有事故情况下，放射性事故是小的。 －－依据设计基准事故，设计专设安全设施，制止事故发展。 确保有严重放射性的严重事故概率非常低。 －－超基准事故下，有效措施保证反应堆停闭、持续冷却、可靠包 容、厂内外应急计划等 发生堆芯严重损坏的概率低于10e-4/（堆年），发生严重的放射性后果的 概率低于10e-5/（堆年） 第9页/共43页 3 核反应堆特殊的安全问题 新堆或换料初期，剩余反应性可能引起超功率事故。 反应堆在停堆或运行时，有很强的放射性。 反应堆停堆后，有很强的衰变热。 放射性废物的处理。 第10页/共43页 4 核电厂的安全设计 1 ）纵深防御： 第一道防御－－事故的预防 要求核电站的设计必须是稳妥的和偏于安全的 ，为此需建立一整 套质量保证和安全标准。 第二道防御－－防止运行中的偏差发展成为事故 要求核电站的设计必须设置必需的保护设备和系统，使这些系统 能够探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作。 第11页/共43页 第三道防御－－限制事故引起的放射性后果 要求设计必需的专设安全设施，对付那些几乎不可能发生但从安 全角度又必须加以考虑的各种事故。 第四道防御－－应急计划 制订应急计划，以便万一发生严重事故、造成大量放射性外逸， 能对附近居民采取适当措施，使损害降到最小限度。 第12页/共43页 2）多道屏障： 第一道屏障－－燃料元件包壳（密封的燃料包壳 ） 第二道屏障－－一回路压力边界（坚固的压力容器和密 闭的回路系统） 第三道屏障－－安全壳（能承受内压的安全壳) 第四道屏障－－距离屏障 第13页/共43页 核电站示意图 第14页/共43页 压水堆燃料组件示意图 第15页/共43页 安全壳及其内部示意图 第16页/共43页 3）基本设计原则： 设计中尽可能采用固有安全特性 设计和运行中的核电厂，其材料特性和工艺参量都必须有充分的裕量 监管核电厂的部件设计尽可能失效安全、冗余、多样的特性，由此保 证高度的安全性 安全重要设备和材料应有严格、全面和均衡的质量保证 安全相关部件必须作定期监测、检查和功能试验 设计、建造、运行、维护、人因 第17页/共43页 6 核安全法规和核安全监督 1 ） 安全管理机构： 国际原子能机构 国际原子能机构成立于1957年7月29日，是联合国系统内一个独 立的政府间组织。其总部设在奥地利维也纳，现有133个成员国。这 些成