核安全考试要点

国际原子能机构把核安全、辐射安全、放射性废物安全和放射性物质运输安全统称为“核安全”。我国为什么需要发展核能我国经济发展的需要、核能对低碳减排起到关键作用、能源安全问题“国内生产、海外开发、国际贸易”三条渠道并举保障我国核电天然铀供应体系裂变产物给我们带来麻烦：放射性、衰变热天然本底照射2.4mSv/年人工辐射源：医疗照射的贡献居首位医疗照射0.4mSv/年总的核安全目标：辐射防护目标(低于规定限值并且合理可行尽量低)和技术安全目标(采取一切合理可行的措施)所支持。在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害中国CDF低于十万分之一，LRF低于百万分之一：NRC推荐CDFLRF是中国十倍美国的定量安全目标/定量健康目标：立即死亡的风险/癌症死亡风险千分之一核安全基本原则纵深防御：有一种故障发生，可以有恰当的措施探测、补偿或纠正辐射防护的基本原则辐射实践的正当性、辐射防护与安全的最优化、剂量限制和剂量约束核电行业主管部门：国家能源局设备鉴定：环境/抗震鉴定核电厂状态并按其发生的概率分成几类。包括正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故核动力厂狀盍事故工况运行状赢事故工况正常运彳亍预计运行事ft正常运彳亍预计运行事ft设计基准 (2) 严屯事故节故管理没有明确地考虑作为设计基准事故，但可为设计基准事故所涵盖的那些事故工况•没有造成堆芯阴显恶化的超设计基准事故°核动力厂事故工况分为设计基准事故和严重事故设计基准事故：核动力厂按确定的设计准则进行设计，并在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，且确保燃料的损坏和放射性物质的释放不超过事故控制值。设计基准事故包括稀有事故和极限事故两类：稀有事故为10-4〜10-2/堆年)，这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能极限事故：在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故(预计为10-6〜10-4/堆年），这类事故的后果包括了大量放射性物质释放的可能性，单一的极限事故不会造成应对事故所需的系统（包括应急堆芯冷却系统和安全壳）丧失功能。严重事故：严重性超过设计基准事并造成堆芯明显恶化的事故工况。失水事故（LOCA）、控制棒弹出事故（极限事故）、燃料操作事故（极限事故）、蒸发器传热管破裂并安全阀卡开事故（极限事故）、安全壳外主蒸汽管道断裂事故（极限事故）、化学和容积控制箱破损事故（稀有事故）、废气衰变罐破损事故（稀有事故）构筑物、系统和部件的可靠性设计要求故障安全设计原则、单一故障准则、多重性原则多样性、多重性和独性原则立性原则来实现所需的可靠性现代压水堆一回路常用压力15.5MPa（饱和温度344.7摄氏度）平均温度330摄氏度冷却剂温度入口温度：280~300度冷却剂出口温度：310~330度进出口温升：30~40度核反应堆安全功能在所有情况下（正常运行或反应堆停闭状态下、故障工况或事故状态）有效地控制反应性、确保堆芯冷却、包容放射性物质氢气从哪儿来：水的辐照分解、锆水反应、金属材料（锌/铝）与喷淋液反应、水中溶解的氢的析出、熔融物与混凝土反应、调节水质用的储氢罐泄漏工况I：正常运行和运行瞬态工况II：中等频率事件1E-2每堆年（失去外电源、甩负荷、控制棒不可控提升、误停堆）工况III：稀有事故1E-4每堆年（一回路管道小破口、二回路蒸汽管道小破口、满功率运行时，一组控制棒不可控提升）工况IV：极限事故1E-6每堆年（一回路主管道大破口、二回路蒸汽管道大破口、蒸汽发生器传热管断裂、弹棒事故）工况V：附加工况按事故性质按事故发生可能性（和后身按事故性质按事故发生可能性（和后身工况nAOO工况iiiDBA工况WDBA工况vzzBDBA~"严重事故2、3.2、3.4、5.6、7.8.未能紧急停堆的预期瞬态反应性引入事故：控制棒失控提升、控制棒弹出、硼失控稀释失流事故：流量部分丧失（II）、流量完全丧失（iii）、主泵卡轴（IV）、主泵断轴蒸汽发生器传热管破裂事故热阱丧失事故是由于二回路或三回路故障，造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高，引起堆芯冷却能力不足的事故。性质类似于失流事故蒸汽管道破裂事故给水管道破裂事故冷却剂丧失事故:微小/小/中/大破口燃料温度增到1400度时，堆芯开始熔化严重事故压力容器内的重要过程：堆芯加热、堆芯熔化、碎片重新定位严重事故安全壳内的重要现象：蒸汽爆炸、安全壳大气直接加热、氢气产生扩散并燃烧、堆芯熔融物与混凝土的相互作用、安全壳失效风险=不确定性X不利的后果核电可接受的风险值：每人每年死亡概率＜5E-7始发事件的特征：完备性、时间性、发生规律、发生区域识别始发事件的方法：参考现有清单、运行经验反馈、演绎分析方法、定性分析方法故障树分析中的基本元素：顶事件、逻辑关系、基本事件辐射防护的目的：建立和保持对核反应堆带来的电离辐射危害的有效防御措施；采取多种防护手段，降低核辐射对工作人员、公众的危害；防止确定性效应的发生，并将随机性效应的发生率降低到可接受的水平，保护工作人员、公众和环境的安全。辐射防护必须遵循的基本原则是：辐射实践的正当化、辐射防护的最优化、限制个人剂量。职业照射>1）对任何辐射工作人员的剂量控制a） 连续5年的年平均有效剂量（但不作任何追溯性平均）：20mSv；b） 任何一年中的有效剂量：50mSv；c） 眼晶体的年当量剂量：150mSv；d） 四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量：500mSv。对公众的剂量控制a）年有效剂量：1mSv；b）特殊情况下，如果5个连续年的平均剂量不超过1mSv，则某一单一年份的有效剂量可提高到5mSv；c）眼晶体的年当量剂量：15mSv；d）皮肤的年当量剂量：50mSv。多堆厂址的所有核动力堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量，每年必须小于0.25mSv的剂量约束值液体放射性排放浓度（除H-3和C-14外）：滨海厂址，排放罐出口（即系统排放口）处浓度不高于1000Bq/L；内陆厂址，不高于100Bq/L，排放口下游1km处受纳水体中总B放射性浓度不得超过1Bq/L，氚的浓度不得超过100Bq/L非居住区和规划限制区：非居住区不得小于500m；规划限制区半径不得小于5km。对于HTR-PM，国家核安全局制定的《高温气冷堆核电示范工程安全审评原则》规定：-—在每发生一次稀有事故时，公众个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；-一在每发生一次极限事故时，公众个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在10mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在100mSv以下。反应堆堆芯中的辐射源：（1） 瞬发裂变和瞬发中子只在反应堆运行时才产生，一停堆则消失。其它和中子在停堆后仍存在，是停堆后要继续考虑的辐射源。（2）瞬发裂变和中子只存在堆芯中（热中子俘获，快中子非弹性散射还存在于屏蔽层中）（3）其它 （主要是裂变产物和活化产物）和中子（缓发中子和活化产物中子）不仅存在于堆芯中，还存在于主回路中，在主回路的屏蔽计算中要考虑，其中较强，中子较弱。一回路冷却剂氦气中的放射性活度裂变产物主要来源：-1）燃料元件的铀污染；2）完整包覆颗粒；-3）破损包覆颗粒活化产物主要来源：1）氦气自身成分的活化，主要是3He（n,p）3H反应；-2)氦中杂质元素以及在石墨中吸附空气的活化，主要是14N(n,p)14C, 170(n,a)14C等;-3)燃料元件石墨基体材料及其杂质的活化，主要是13C(n,Y)14C、6Li(n,a)3H。外照射防护的基本方法：距离防护、时间防护、屏蔽防护HTR-PM的辐射工作场所分区剂量约束值按取15mSv/a。控制区：可能超过5mSv控制区再分为：常规工作区、间断工作区、限定工作区和特许工作区：监督区：不超过5mSv非限制区：不超过1mSv工作场所监测，监测内容：Y剂量率，空气浓度，表面污染流出物监测(气态流出物烟囱，液态流出物排放通道)监测方式：连续监测和取样监测。监测内容：-气态：惰性气体、碘、气溶胶，H-3、和C-14；-液态：氚、C-14、其余核素。环境本底调查至少应获得最近两年的调查数据。同一厂址后续建造的机组应至少获得最近一年的辐射环境水平现状调查数据。调查范围：贯穿辐射剂量率一般取半径50km，其余项目取20~30km源项分析中常见的核素裂变产物、锕系核素、活化产物压水堆主冷却剂水中放射性物质的来源为：①包壳破损的燃料元件引起的裂变产物的泄漏；燃料元件表面污染的铀，发生裂变产生的裂变产物；冷却剂回路管道内表面、堆内构件和设备表面的腐蚀产物的活化；冷却剂水本身、原有杂质及化学添物(例如硼、氢氧化锂、联氨等)的活化。应急干预干预措施有：隐蔽、服(稳定)碘、撤离、控制食物和饮水、以及永久再定居等核事故应急计划和准备是纵深防御的最后一个环节国家核应急工作方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境国家核应急工作原则：统一领导、分级负责、条块结合、快速反应、科学处置我国核事故应急实行三级管理，即国家级、地方(省、自治区、直辖市)政府级及核设施营运单位三级国家核应急组织：国家核应急协调委、国家核事故应急办公室、专家委员会、联络员组应急状态分为四级：应急待命：IV级响应厂房应急：III级响应场区应急：II级响应场外应急（总体应急）：I级响应核动力厂应急计划区分为烟羽应急计划区和食入应急计划区。-烟羽应急计划区：内区半径3〜5km外区半径7〜10km应急计划区主要防护措施大亚湾-岭澳核电站秦山核电基地田湾核电厂羽急IX-烟应计划内区隐蔽、撤离、服用碘片0-50-30-4外区隐蔽、服用碘片5-103-74-8食入应急计划区食物和饮水控制0-500-300-30美国三哩岛事故直接原因：操作失误、设备故障根本原因：设计缺陷三哩岛事故的经验教训：①需加强对操纵员的培训。②需加强对全球核能知识的共享。③TMI事故使人们开始关注源项。④主控室情况复杂、管理不善，未能提供重要信息。⑤核事故的后果没有想象的严重。前苏联切尔诺贝利事故直接原因：操作失误根本原因：设计缺陷切尔诺贝利事故的经验教训①应该建立有效的监督机制。②应建立技术指导小组，以保证各种操作的安全可靠。③应建立有效的信息渠道。④对于设计上有缺陷的反应堆，必须及时纠正。⑤安全文化缺失。日本福岛事故直接原因：地震和海啸导致全厂失电根本原因：设计缺陷福岛核事故的教训核电站设计时对地震和海啸这类的外部事件考虑不足；电站长时间断电造成事故不断恶化，针对电站长时间断电的事故管理措施准备不足；未能采取断然措施冷却堆芯（如