核反应堆的安全系统课件

1、核反应堆的安全系统1 核反应堆的安全系统2 只取决于内在只取决于内在负反应性系数负反应性系数、多普勒效应多普勒效应、控制控制 棒借助重力落入堆芯棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。等自然科学法则的安全性。 自然的安全性自然的安全性 非能动的安全性非能动的安全性 能动的安全性能动的安全性 后备的安全性后备的安全性 惯性原理（惯性原理（如泵惰转）、如泵惰转）、重力法则（重力法则（如位差）、如位差）、 热传递法则热传递法则 必须依靠必须依靠能动设备能动设备（有源设备）（有源设备） 由由冗余系统冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸的可靠度或阻止放射性物质逸 出的出的多道屏障多道屏障提供的安全性保护

2、提供的安全性保护 核反应堆的安全系统3 固有安全性固有安全性 自然的安全性自然的安全性 非能动的安全性非能动的安全性 能动的安全性能动的安全性 后备的安全性后备的安全性 固有安全堆固有安全堆 池式快堆池式快堆 模块式模块式 高温气冷堆高温气冷堆 过程固有最终过程固有最终 安全反应堆安全反应堆 现行的反应堆现行的反应堆 PWR BWR 高温气冷堆高温气冷堆 当反应堆出现异常工况时，不依靠人为当反应堆出现异常工况时，不依靠人为 操作或外部设备的强制性干预，只是由操作或外部设备的强制性干预，只是由 堆的堆的自然安全性和非能动的安全性自然安全性和非能动的安全性，控，控 制反应性或移出堆芯热量，使反应堆

3、趋制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋 于正常运行和安全停闭。于正常运行和安全停闭。 核反应堆的安全系统4 Control Cool Contain 核反应堆的安全系统5 核反应堆的安全系统6 控制元件动作迅速控制元件动作迅速 补偿微小的反应性瞬态变化补偿微小的反应性瞬态变化 补偿控制元件动作过程非常缓慢补偿控制元件动作过程非常缓慢 用于补偿燃耗、裂变产物积累所用于补偿燃耗、裂变产物积累所 需的剩余反应性需的剩余反应性 也用于改变堆内功率分布也用于改变堆内功率分布 核反应堆的安全系统7 补偿棒补偿棒- -补偿控制补偿控制 调节棒调节棒- -功率控制功率控制 安全棒安全棒- -紧急停堆控制紧急停堆

4、控制 材料：银材料：银- -铟铟- -镉合金镉合金 控制棒控制棒 可燃毒物可燃毒物 可溶毒物可溶毒物 补偿剩余反应性补偿剩余反应性 延长堆芯的寿期延长堆芯的寿期 减少可移动控制棒的数目减少可移动控制棒的数目 改善堆芯的功率分布改善堆芯的功率分布 材料：材料： 钆（钆（GdGd） 、硼（、硼（B B） 一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质。一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质。 轻水堆往往以轻水堆往往以硼酸溶解硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。在冷却剂内用作补偿控制。 能补偿很大的剩余反应性。能补偿很大的剩余反应性。 由于向冷却剂增加或减少毒物量的速率十分由于向冷却剂增加或减少毒物

5、量的速率十分缓慢缓慢，所以反应性的引入速，所以反应性的引入速 率相当小。率相当小。 只能只能补偿补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓慢的反应性变化。由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓慢的反应性变化。 核反应堆的安全系统8 核反应堆的安全系统9 核反应堆的安全系统10 一回路冷却剂在流过反一回路冷却剂在流过反 应堆堆芯时受热，而在应堆堆芯时受热，而在 蒸汽发生器内被冷却蒸汽发生器内被冷却。 蒸汽发生器的二回路侧蒸汽发生器的二回路侧 由正常的由正常的主给水系统主给水系统或或 辅助给水系统供应给水辅助给水系统供应给水。 甩负荷时，蒸汽通过蒸甩负荷时，蒸汽通过蒸 汽旁路系统排放到凝汽汽旁

6、路系统排放到凝汽 器或排向大气。器或排向大气。 蒸汽发生蒸汽发生 器或余热器或余热 排出系统排出系统 继续导出继续导出 堆芯余热。堆芯余热。 SG的给水由辅助给水系的给水由辅助给水系 统提供，蒸汽由蒸汽旁统提供，蒸汽由蒸汽旁 路系统排向大气。路系统排向大气。 一回路温度、压力下降一回路温度、压力下降 到一定值时，由余热排到一定值时，由余热排 出系统加以冷却。出系统加以冷却。 蒸汽管道破口时，安注蒸汽管道破口时，安注 系统向堆芯注入含硼水。系统向堆芯注入含硼水。 一回路系统出现破口时，一回路系统出现破口时， 安注系统和安全壳喷淋安注系统和安全壳喷淋 系统。系统。 核反应堆的安全系统11 运行情况

7、运行情况系统或设备系统或设备热阱热阱 正常运行正常运行蒸汽发生器蒸汽发生器正常给水正常给水 辅助给水及蒸汽旁路系统辅助给水及蒸汽旁路系统 机组停运机组停运第一阶段：蒸汽发生器第一阶段：蒸汽发生器 第二阶段：余热排出系统第二阶段：余热排出系统 辅助给水及蒸汽旁路系统辅助给水及蒸汽旁路系统 设备冷却水系统、重要厂用水系统设备冷却水系统、重要厂用水系统 事故工况事故工况蒸汽发生器蒸汽发生器辅助给水及蒸汽旁路系统辅助给水及蒸汽旁路系统 余热排出系统余热排出系统设备冷却水系统、重要厂用水系统设备冷却水系统、重要厂用水系统 安全注射系统安全注射系统换料水箱、安注箱换料水箱、安注箱 安全壳喷淋系统安全壳喷淋

8、系统换料水箱、设备冷却水系统、重要换料水箱、设备冷却水系统、重要 厂用水系统厂用水系统 乏燃料组乏燃料组 件的冷却件的冷却 反应堆换料水池及乏燃料反应堆换料水池及乏燃料 冷却净化系统冷却净化系统 设备冷却水系统、重要厂用水系统设备冷却水系统、重要厂用水系统 核反应堆的安全系统12 正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生蒸汽发生 器内被冷却器内被冷却。 蒸汽发生器的二回路侧由正常的蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统主给水系统或或辅助给水系统供应给水辅助给水系统供应给水。 核反应堆的安全系统13 当汽机甩负荷时，蒸汽通过

9、当汽机甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统蒸汽旁路系统排到凝汽器或排放排到凝汽器或排放 到大气中到大气中。 核反应堆的安全系统14 反应堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却反应堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却 剂泵必须继续运转，衰变热通过剂泵必须继续运转，衰变热通过蒸汽发生器由二回路带出蒸汽发生器由二回路带出； 当当回路压力、温度降到一定程度时，回路压力、温度降到一定程度时，余热排出系统必须投入余热排出系统必须投入。 设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在传送放射性流体和海水组成设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在传送放射性流体和海水组成 的电厂最终热阱之间提供一个

10、进行监督的中间屏障，能有效地避免放的电厂最终热阱之间提供一个进行监督的中间屏障，能有效地避免放 射性流体与海水之间相互泄露。射性流体与海水之间相互泄露。 核反应堆的安全系统15 当一回路处于大气压力下时，可以由反应堆换料水池冷却净化系当一回路处于大气压力下时，可以由反应堆换料水池冷却净化系 统来排出余热；统来排出余热； 当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统将向堆芯注入含硼水，以当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统将向堆芯注入含硼水，以 补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。 核反应堆的安全系统16 安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统 当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功

11、率将由破口流出的液体当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口流出的液体 或气态的冷却剂带到安全壳内，这时，或气态的冷却剂带到安全壳内，这时，安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统动作，对动作，对 流出的冷却剂进行循环冷却。流出的冷却剂进行循环冷却。 核反应堆的安全系统17 核反应堆的安全系统18 1、保持现场或厂房的相对负压，防止放射性气体或尘埃向其它区域扩散。、保持现场或厂房的相对负压，防止放射性气体或尘埃向其它区域扩散。 2、气体气体 厂房换气 活性炭过滤器 排气塔放出 蒸发浓缩 蒸馏水 3、液体液体 蒸发浓缩 测定 固化 埋入地下 释放海中 硼回收系统或废液处理系统硼回收系统或废液处理系统

12、排放排放 检测检测 核反应堆的安全系统19 对放射性产物的屏障控制对放射性产物的屏障控制 事故工况下，参与对各道放射性屏障功能控制的系统有：事故工况下，参与对各道放射性屏障功能控制的系统有： 反应堆紧急停堆系统：反应堆紧急停堆系统：控制第一道屏障控制第一道屏障 稳压器安全阀：稳压器安全阀：控制第二道屏障控制第二道屏障 对第三道屏障：对第三道屏障：安全壳自动隔离、安全壳喷淋系统、氢气负荷装置、砂堆过滤器等。安全壳自动隔离、安全壳喷淋系统、氢气负荷装置、砂堆过滤器等。 包包 壳壳 安全壳安全壳 核反应堆的安全系统20 ECCS 停堆系统停堆系统 防止过热破损防止过热破损 过压保护过压保护 防止过热

13、过压破损防止过热过压破损 防止氢气爆炸等防止氢气爆炸等 安全阀安全阀 安全壳喷淋安全壳喷淋 可燃气体浓度控制系统可燃气体浓度控制系统 核反应堆的安全系统21 某核电厂在对主系统生压补水的过程中，操纵员误将换料某核电厂在对主系统生压补水的过程中，操纵员误将换料 水箱中水箱中2100ppm的硼水当作硼酸制备系统的硼水当作硼酸制备系统7000ppm的硼的硼 水与清水混合，补入了主系统。后从硼浓度表指示发现问水与清水混合，补入了主系统。后从硼浓度表指示发现问 题，及时停止了补水过程，事件没有造成严重后果。题，及时停止了补水过程，事件没有造成严重后果。 实践后调查发现：由于核电厂过于关心进度，在大量系统

14、实践后调查发现：由于核电厂过于关心进度，在大量系统 尚未完成调试的情况下急忙装料，导致许多系统尚未移交尚未完成调试的情况下急忙装料，导致许多系统尚未移交 主控室。由于系统调试工作分散，使主控室人员对核电厂主控室。由于系统调试工作分散，使主控室人员对核电厂 整体状态，特别是系统状态缺乏了解和控制，因而并不知整体状态，特别是系统状态缺乏了解和控制，因而并不知 道系统状态已经改变，补水用的硼酸补给泵已从硼酸制备道系统状态已经改变，补水用的硼酸补给泵已从硼酸制备 状态切换到换料水箱，而从事补水操作的操纵员并不知道。状态切换到换料水箱，而从事补水操作的操纵员并不知道。 核反应堆的安全系统22 问题：问题

15、： 根据国际核事件分级表试对本事件进行分级。根据国际核事件分级表试对本事件进行分级。 根据国家核安全法规试分析本事件的主要原因。根据国家核安全法规试分析本事件的主要原因。 应汲取哪些经验教训。应汲取哪些经验教训。 分析要点：分析要点： 本案例属于核电厂运行事件。事件分级应按国际核事本案例属于核电厂运行事件。事件分级应按国际核事 件分级表的规定进行。件分级表的规定进行。 事件的主要原因应根据背景材料所提供的情节进行分事件的主要原因应根据背景材料所提供的情节进行分 析，主要涉及核电厂反应堆运行中的生产安排、信息析，主要涉及核电厂反应堆运行中的生产安排、信息 沟通和操纵员失误等人因差错，在此基础上，

16、主要涉沟通和操纵员失误等人因差错，在此基础上，主要涉 及安全管理以及运行人员的资格等。总结应汲取的经及安全管理以及运行人员的资格等。总结应汲取的经 验教训。验教训。 核反应堆的安全系统23 1、该事件出现了超出规定运行范围的异常情况，事件分级为、该事件出现了超出规定运行范围的异常情况，事件分级为1级。级。 2、事件的主要原因、事件的主要原因 这是一起核电厂反应堆运行的安全事件。这是一起核电厂反应堆运行的安全事件。 一方面没有真正树立一方面没有真正树立“安全第一安全第一”的思想，生产进度的安排忽略的思想，生产进度的安排忽略 了安全的要求，在大量系统尚未完成调试的情况下急忙装料，导了安全的要求，在

17、大量系统尚未完成调试的情况下急忙装料，导 致许多系统尚未移交主控制室。致许多系统尚未移交主控制室。 同时，由于系统调试工作分散，使主控制室人员对核电厂整体状同时，由于系统调试工作分散，使主控制室人员对核电厂整体状 态，特别是系统状态缺乏了解和控制，并不知道系统状态已经改态，特别是系统状态缺乏了解和控制，并不知道系统状态已经改 变。变。 另一方面操纵员没有特别关注防止硼稀释事件的问题，没有进行另一方面操纵员没有特别关注防止硼稀释事件的问题，没有进行 有关的检查与观测，出现了操作失误。有关的检查与观测，出现了操作失误。 工作管理中的人为差错。一方面营运单位管理层在安排生产计划工作管理中的人为差错。

18、一方面营运单位管理层在安排生产计划 时出现了差错，另一方面在信息沟通和反馈上出现了失误。时出现了差错，另一方面在信息沟通和反馈上出现了失误。 从核电厂反应堆运行的基本要求来看，操纵员的知识和技能上不从核电厂反应堆运行的基本要求来看，操纵员的知识和技能上不 能满足要求。能满足要求。 核反应堆的安全系统24 核反应堆的安全系统25 东京电力公司（东京电力公司（TEPCO）是世界上最大的电力公司之一，提供日本）是世界上最大的电力公司之一，提供日本 三分之一的电力，资本金为三分之一的电力，资本金为6764亿日元，电力销售年收入亿日元，电力销售年收入48084亿日亿日 元，总资产元，总资产138125亿

19、日元，员工亿日元，员工39619人，电力销售人，电力销售2918KWh，核电，核电 占占29。目前，它拥有三个核电厂（福岛第一核电厂，福岛第二核电。目前，它拥有三个核电厂（福岛第一核电厂，福岛第二核电 厂和柏崎核电厂），共厂和柏崎核电厂），共17个机组，且都是沸水堆（包括两座先进沸水个机组，且都是沸水堆（包括两座先进沸水 堆）。堆）。 TEPCO于当地时间于当地时间2003年年4月月14日午夜关闭了位于东京东北部日午夜关闭了位于东京东北部200公公 里福岛的最后一座核反应堆，至此，该公司所拥有的里福岛的最后一座核反应堆，至此，该公司所拥有的17座核反应堆已座核反应堆已 经全部关闭。经全部关闭。

20、 该公司去年承认，从该公司去年承认，从80年代以来就年代以来就谎报了有关安全纪录谎报了有关安全纪录，阻挠政府的，阻挠政府的 安全检查。日本核安全当局已责令该公司进行严格的检查，但是在电安全检查。日本核安全当局已责令该公司进行严格的检查，但是在电 厂附近的许多居民仍然对该公司的安全检查程度表示担忧。厂附近的许多居民仍然对该公司的安全检查程度表示担忧。 核反应堆的安全系统26 2000年年7月和月和11月原日本通产省资源能源厅，月原日本通产省资源能源厅，收到了来自收到了来自TEPCO内部内部2 起举报起举报。内容是自。内容是自1987年至年至1995年，年，TEPCO对其拥有的核电厂进行维对其拥有

21、的核电厂进行维 修和检查的过程中，曾发现了一些修和检查的过程中，曾发现了一些反应堆管道有裂痕和其它结构损坏反应堆管道有裂痕和其它结构损坏 的情况，但该公司未根据有关法律规定向核安全管理当局报告，也未的情况，但该公司未根据有关法律规定向核安全管理当局报告，也未 进行及时检修进行及时检修。同时，在核安全管理当局规定的一些检查项目中，该。同时，在核安全管理当局规定的一些检查项目中，该 公司也存在公司也存在“隐瞒事实及提交虚假报告隐瞒事实及提交虚假报告”的问题。的问题。 据此，日本通产省成立了直接对大臣负责的据此，日本通产省成立了直接对大臣负责的“东京电力伪造检查记录东京电力伪造检查记录 的调查审查委

22、员会的调查审查委员会”，并通过当时的通产省资源能源厅和目前的，并通过当时的通产省资源能源厅和目前的原子原子 力安全保安院（力安全保安院（NISA）进行了进行了2年多的政府调查。调查初期，该企业年多的政府调查。调查初期，该企业 仍试图掩盖事实真相，直到仍试图掩盖事实真相，直到2002年初，年初，协助调查的通用电器公司（协助调查的通用电器公司（GE） 提供了不止提供了不止2起伪造事件的调查材料，起伪造事件的调查材料，2002年年8月，月，TEPCO才终于承认才终于承认 了该公司与了该公司与29起编造虚假检查报告事件有关的事实。起编造虚假检查报告事件有关的事实。 2002年年8月月29日，日，NIS

23、A公布了调查结果，该公布了调查结果，该29起事件的其中起事件的其中16件件是可是可 能有问题的，其中包括：能有问题的，其中包括：不符合法规和技术标准的不符合法规和技术标准的6件；件；不顾管理不顾管理 当局要求隐瞒和伪造报告的当局要求隐瞒和伪造报告的5件；件；业主采取不适当的自主检查方法的业主采取不适当的自主检查方法的 5件；其它件；其它13件属特别阶段问题还未得到进一步确认。件属特别阶段问题还未得到进一步确认。 该公司董事长、社长、副社长和两名顾问等该公司董事长、社长、副社长和两名顾问等5名公司领导，在名公司领导，在2002年年9 月底和月底和10月中旬相继辞职，以承担对丑闻的责任。月中旬相继

24、辞职，以承担对丑闻的责任。 核反应堆的安全系统27 东京电力公司和及其合同方随后也提交了相关报告。通过审查、检查、东京电力公司和及其合同方随后也提交了相关报告。通过审查、检查、 评价以及重新试验后，评价以及重新试验后，原子力安全保安院原子力安全保安院NISA确定这起事件没有造确定这起事件没有造 成放射性的泄漏，没有直接对核电厂的安全产生影响。但是这些事件成放射性的泄漏，没有直接对核电厂的安全产生影响。但是这些事件 暴露了暴露了TEPCO在核安全文化方面存在的严重不足，并且大大减弱了在核安全文化方面存在的严重不足，并且大大减弱了 公众对核电的信心。公众对核电的信心。 根据日本的有关法律法规，根据

25、日本的有关法律法规，NISA对对TEPCO进行了处罚：福岛第一核进行了处罚：福岛第一核 电厂一号机组由于电厂一号机组由于未按要求进行安全壳密封试验而被要求强制关闭一未按要求进行安全壳密封试验而被要求强制关闭一 年年，TEPCO所属的其他核电厂必须严格执行相关的定期试验；并对所属的其他核电厂必须严格执行相关的定期试验；并对 与该事件相关的设备、部件进行核实和功能确认。与该事件相关的设备、部件进行核实和功能确认。NISA还要求其他还要求其他 核电厂进行综合检查。此外，核电厂进行综合检查。此外，NISA打算修改有关法律法规，加强对打算修改有关法律法规，加强对 此类违反事件的此类违反事件的处罚力度处罚

26、力度；对于定期试验的管理，；对于定期试验的管理，NISA将进行突击将进行突击 检查，并增加现场见证监督员的人数。检查，并增加现场见证监督员的人数。 TEPCO根据根据NISA和地方政府的要求，和地方政府的要求，陆续提前关闭了部分反应堆陆续提前关闭了部分反应堆， 以进行检修和有关试验。因为外部压力以及内部管理方面的原因，这以进行检修和有关试验。因为外部压力以及内部管理方面的原因，这 些关闭的反应堆一直没有能够重新启动。这已经引起了东京地区电力些关闭的反应堆一直没有能够重新启动。这已经引起了东京地区电力 供应紧张。据悉，供应紧张。据悉，2003年年5月月9日柏崎核电厂六号机组已开始启动。日柏崎核电厂六号机组已开始启动。 核反应堆的安全系统28 原子力安全保安院原子力安全保安院NISA在调查报告中还总结了该次事件发生的背景、动在调查报告中还总结了该次事件发生的背景、动 机和潜在因素，主要归纳为五点：机和潜在因素，主要归纳为五点： 1991年和年和1992年夏季，电力需求非常严重；年夏季，电力需求非常严重； 由于大规模的技术改造以及其他问题，电厂的可用率比较低；由于大规模的技术改造以及其他问题，电厂的可用率比较低；维修人员过于维修人员过于 劳累，影响了他们的判断力和耐心