第一章-基本概念

1、核电站安全,黄晓明,基本理论基础,基本要求,一、大纲要求：1.掌握核安全的基本概念和理论。2.熟悉三道屏障的概念、辐射与辐射防护的知识。3.掌握核电厂安全设计的基本知识，了解反应堆专设 安全设施的知识。4.掌握反应堆运行工况与事故分类的基本概念。5.了解核电厂典型事故，了解核安全对策和严重事故 的处置与缓解方法及核安全文化的基本内容。,基本要求,二、教学目标： 1、了解核安全的基本理念和现代核电厂的核安 全控制思想,2、掌握核安全的基本概念、理论和基本设计方 法，学习典型事故,3、更重要的是希望通过该课程的学习，同学们 能感触到工程技术人员是如何处理遇到的问 题和发展新的技术方法的。,基本要求

2、,三、教学内容： 第一章：核安全基本概念 第二章：核安全设计 第三章：核安全文化 第四章：核安全管理体系 第五章：确定论分析方法 第六章：概率论分析方法 第七章：辐射防护（自学） 第八章：严重事故管理,第一章 核安全基本概念,第一章 引论,1.1 核反应堆安全的概念 1.2 核反应堆安全特性 1.3 核电厂的安全对策,1.1 核反应堆安全的概念,1.1 核反应堆安全的概念,核电的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能量转变为热能，热能转变为机械能，进而转化为电能。与常规化石燃料电厂的直观比较是将燃烧锅炉换成了反应堆或聚变装置 需要核燃料循环，有潜在的放射性危害。 核电是集现代科学与现代技术于一

3、身的技术密集、资金密集的产业，也是目前唯一可大规模开采利用的新型清洁能源,核电的产生：核能 热能 机械能电能,核电与火电主要区别,停堆定期换料 较大过剩反应性、超功率事故，使反应堆运行与控制复杂化 核能释放伴随放射性释放 1W热功率相应裂变产物放射性达3.71010Bq 停堆后很强的衰变余热 燃料元件过热烧毁、堆芯熔化危险，停堆冷却 运行过程中带放射性三废物质产生,1.1 核反应堆安全的概念,潜在放射性危害是核电厂特有的核安全问题。 显示核电厂工作人员及周围公众的放射性危害是有控制的、是符合国家有关法规要求的。 表明专设安全系统的有效性。 为了防止放射性释放事件发生，减小事件发生后的后果，设计

4、中采用了纵深防御的概念、设置了专设安全系统来对事故进行设防。 向安全当局及公众表明电厂的安全性。 向国家核安全局提交安全分析报告。,1.1 核反应堆安全的概念,1.1 核反应堆安全的概念,1、确定论的安全分析(Deterministic Methods) 2、概率论安全分析 (PSA-Probabilistic Safety Analysis) (PRA-Probabilistic Risk Analysis),核安全分析的方法,那么我们要分析那些情况呢？,1.1 核反应堆安全的概念,1.1 核反应堆安全的概念,核电厂区别与常规火电厂的特殊安全问题 超功率事故，控制要求特别高。 剩余发热很强，

5、需要长期冷却。 放射性（运行、停闭），需要屏蔽。 产生大量放射性废物，必须妥善处置。,核安全问题 如何防止放射性核素的释放对工作人员、居民和环境造成的放射性危害就成为核电厂区别于常规火电厂的核安全问题。,核电站的风险 事故工况下不可控的放射性核素的释放。,何谓核安全问题,任何情况下不能有放射性物质泄漏,放射性,放射性,安全、安全、安全！,从理论上来说，核电厂并非百分之一百地安全。 从科学的角度看，人们能做的只是将风险降得更低。 如何尽可能降低风险，就构成了核安全的目标。,1.1 核反应堆安全的概念,风险与安全,风险：生命与财产损失或损伤的可能性 。,数学语言,事件发生造成的后果与事件发生的频率

6、的乘积,1.1 核反应堆安全的概念,安全：,面临的问题：安全与风险之间的权衡取舍,安全目标 ？,1.1 核反应堆安全的概念,没有危险、不受威胁、不出事故,1.1 核反应堆安全的概念,1 在核设施设计、制造、运行、及停役期间为保护工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害所采取的措施的总和,核安全定义,2 实现正确的运行条件，防止事故发生或减轻事故后果，从而保护工作人员（和其他现场人员）、公众和环境免受不适当的辐射危害。,1.1 核反应堆安全的概念,核安全措施,保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放； 预防故障和事故的发生； 限制发生的故障和事故的后果。,1.1 核反应堆安全的概念

7、,建立并维持一套有效的防护防御，以保护工作人员、居民及环境免受放射性危害。 这并不意味着核电厂不存在其它的、常规电厂都会造成的比较普通的风险，如热排放对环境的影响、事故引起的核电设备损坏所造成的巨大经济损失等。对于这些常规风险我们也需予以重视，但为了突出核电厂的特 殊性，它们不包括在核安全研究的范畴内。,1.1 核反应堆安全的概念,保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。 要求： 正常情况下具有一套完整的辐射防护措施 事故情况下具有一套减轻事故后果的措施,1.1 核反应堆安全的

8、概念,辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可的放射性物质从处于运行状态的核电厂向环境的排放。 此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合运行限值和辐射防护标准。,生活中的辐射,有关国家和机构的定量安全目标,AP1000堆芯损坏频率达5.0910-7 大量放射性释放概率达5.9410-8,1.1 核反应堆安全的概念,有很大把握预防核电厂事故的发生； 对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些概率极小 的事故都要确保其放射性后果是小的； 保证那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率极低,设计基准事故：即核电站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，通过专设安

9、全设施即可应对。,超设计基准事故：对于有些严重的事故，专设安全设施已不能有效制止事故的发展。,1.1 核反应堆安全的概念,建立并维持一套有效的防护措施，以保证电站工作人员、公众和环境免遭放射性危害。,核电站安全总目标,辐射防护目标,技术安全目标,合理可行尽量低ALARA As Low As Reasonably-Achievable,解释性(辅助)目标,预防事故的发生，事故后果小，确保严重事故发生的概率非常低,1.1 核反应堆安全的概念,核安全分析的内容,为了实现核安全目标，核电厂设计时，要进行全面的安全分析，以便确定所有辐射的来源，并评估核电厂工作人员和公众可能受到的辐射剂量，以及对环境的可

10、能影响。 核安全分析要考察以下内容： 核动力厂所有计划的正常运行模式； 发生预计运行事件时核电厂的性能； 设计基准事故； 可能导致严重事故的事件序列。,1.1 核反应堆安全的概念,核安全的重要性,核电的重要性:,国家安全,环境保护,核电站存在着潜在的风险 核安全是发展核电的前提与基础,1.1 核反应堆安全的概念,早期的核安全,希平港，1957年12月,苏联首座试验核电站,德累斯顿，1960年7月,1.1 核反应堆安全的概念,50年代三哩岛事故,发展第一代核电：压水堆、沸水堆、气冷堆、重水堆、石墨水冷堆,Gen I,Gen II,Gen III,Gen IV,1950,1960,1970,198

11、0,1990,2000,2010,2020,2030,1.1 核反应堆安全的概念,三哩岛事故切尔诺贝利事故,Gen I,Gen II,Gen III,Gen IV,1950,1960,1970,1980,1990,2000,2010,2020,2030,1970年1986年第二次石油危机促进了核电的大规模发展，形成了第二代核电技术，标志：,1、标准化 2、大容量 3、安全性 4、批量化,1、发展PSA技术 2、技术改进：硬件与后援、应急等 3、人因技术 4、固有安全概念,1.1 核反应堆安全的概念,切尔诺贝利事故之后,Gen I,Gen II,Gen III,Gen IV,1950,1960,

12、1970,1980,1990,2000,2010,2020,2030,开始提出并研发更为安全可信、经济的核电站或核能利用技术。,重要启示：安全第一、质量第一 首次提出了核安全文化的概念 安全相关新目标要求的提出 AP600、CP600、AP1000、EPR、ABWR 1999年开始四代技术的研发，成立GIF论坛,1.2 核反应堆安全特征,1.2 核反应堆安全特征,1、强放射性 核能释放伴随着大量放射性物质生成 1000MWe压水堆裂变产物放射性高达1020Bq 防止放射性辐照危害 2、高温高压水 压力15.5MPa，温度330 防止压力过高、过低现象。,1.2 核反应堆安全特征,3、衰变余热,

13、Wigner-Way公式,停堆功率曲线图,停堆3h，1% 额定功率 停堆4周，0.1% 额定功率,1.3 核电厂的安全对策,在所有情况下,有效控制反应性,确保堆 芯冷却,包容放射性产物,1.3 核电厂的安全对策,1、有效控制反应性,燃料消耗、裂变产物积累，反应堆功率变化 控制类型: 紧急停堆、功率控制、补偿控制 控制方式: 控制棒、可燃毒物、可溶毒物,1.3 核电厂的安全对策,正常运行情况下堆芯冷却 反应堆停闭情况下堆芯冷却 事故工况堆芯冷却,2、确保堆芯冷却,1.3 核电厂的安全对策,2、确保堆芯冷却,一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。 蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。 甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排放到凝汽器或排向大气。,蒸汽发生器或余热排出系统继续导出堆芯余热。,SG的给水由辅助给水系统提供，蒸汽由蒸汽旁路系统排向大气。 一回路温度