核安全课件1[1]

1、核安全基础1基本理论基础传热学流体力学反应堆物理分析反应堆热工水力概率论与数理统计核安全基础核辐射物理2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。6.能够对核动力装置做简单的安全分析。3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

2、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。4第一章 引论5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61.1 核反应堆安全的概念71.1 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8核电与火电主要区别

3、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9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

4、全的概念WHY ?101.1 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？11水主泵主管道蒸汽反应性引入事故失流事故冷却剂丧失事故蒸汽管道破裂事故给水管道破裂事故热阱丧失事故汽轮机跳闸旁路阀门未打开SGTR1.1 核反应堆安全的概念121.1 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，需要长期冷却。放射性（运

5、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13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14风险与安全 风险：生命与财产损失或损伤的可能性 。事件发生造成的后果事件发生的频率数学语言事件发生造成的后果与事件发生的频率的乘积1.1 核反应

6、堆安全的概念15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如何以合理可行的手段尽可能降低风险没有危险、不受威胁、不出事故161.1 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。171.1 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。181.1 核反应堆安全的概念核

7、安全的总目标辐射防护目标技术安全目标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。191.1 核反应堆安全的概念核安全的总目标辐射防护目标技术安全目标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

8、护措施事故情况下具有一套减轻事故后果的措施201.1 核反应堆安全的概念核电站周围0.01毫希/年我国某些高本底地区3.70毫希/年砖房0.75毫希/年宇宙射线0.45毫希/年水、粮食、蔬菜、空气0.25毫希/年土壤0.15毫希/年乘飞机北京-欧洲往返0.04毫希/次胸部透视0.02毫希/次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21有关国家和机构的定量安全目标国家（机构）堆芯损坏频率（次/堆年）大量放射性释放概率（次/堆年）IAEA10-510-6U

9、RD10-510-6EUR10-510-6美国10-410-6法国10-6英国10-510-7EPR10-510-6AP1000堆芯损坏频率达5.0910-7大量放射性释放概率达5.9410-8221.1 核反应堆安全的概念核安全的总目标辐射防护目标技术安全目标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 DBA，确保放射性后果小专设安全设施BDBA，确保发生概率非常低规程性措施预防事故的发生设计运行中贯彻一系列安全原则设计基准事故：即核电站按确定的设计准则在设计中采

10、取了针对性措施的那些事故工况，通过专设安全设施即可应对。 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。231.1 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ALARAAs 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241.1 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

11、辐射剂量，以及对环境的可能影响。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。25261.1 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271.1 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281.1 核反应堆安全的概念 50年代三哩岛事故核电厂追求的目标1.辐射防护目标2.技术安全目标1.发电的经济性2.燃料的利用率发展第一代核电：压水堆、沸水堆、气冷堆、重水堆、石墨水冷堆Gen IG

12、en IIGen IIIGen IV195019601970198019902000201020202030291.1 核反应堆安全的概念三哩岛事故切尔诺贝利事故Gen IGen IIGen IIIGen IV1950196019701980199020002010202020301970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301.1 核反应堆安全的概念切尔诺贝利事故之后Gen IGen IIGen IIIGen IV195019601

13、970198019902000201020202030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、ABWR1999年开始四代技术的研发，成立GIF论坛311.2 核反应堆安全特征321.2 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。331.2 核反应堆安全特征3、衰变余热 Wigner-Way公式停

14、堆功率曲线图停堆3h，1% 额定功率停堆4周，0.1% 额定功率341.3 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351.3 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361.3 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371.3 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

15、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、压力下降到一定值时，由余热排出系统加以冷却。蒸汽管道破口时，安注系统向堆芯注入含硼水。一回路系统出现破口时，安注系统和安全壳喷淋系统。正常运行停闭事故工况381.3 核电厂的安全对策3、包容放射性产物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。蒸发浓缩蒸馏水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气体厂房换气活性炭过滤器排气塔放出排放检测391.3 核电厂的安全对策隔离包容措施多道屏障 1.燃料元件包壳 2

16、.一回路压力边界 3.安全壳确保屏障有效性和完整性3、包容放射性产物40THE END41核安全基础核动力仿真研究中心42第二章 反应堆安全设施2.1 反应性控制2.2 反应堆保护系统2.3 专设安全设施43反应堆的运行中会产生大量放射性物质，一旦发生严重的堆芯损毁事故，同时又发生一回路压力边界和安全壳破损的情况，将有可能有大量的放射性物质释放到环境中，造成严重的环境污染。为什么要有反应堆安全设施？44三套系统反应堆控制系统： 控制反应性，使反应堆功率跟踪电网变化；安全保护系统：在出现超出反应堆控制系统调整能力的过渡工况时使反应堆安全停闭；专设安全设施：减轻事故所造成的后果。45实现的功能：力

17、图保持三道屏障完整！在所有情况下：正常运行或反应堆停闭状态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产物ControlCoolContain46控制反应性的手段：向堆芯插入或抽出中子吸收体；改变反应堆燃料的富集度；移动反射层；改变中子的泄漏。2.1 反应性的控制实际使用的方法：向堆芯插入或抽出中子吸收体控制元件2.1.1 反应性控制的方法47紧急停堆控制功率控制补偿控制控制元件迅速引入负反应性反应堆紧急停闭控制元件动作迅速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用于补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余反应性也用于改变堆内功率分布反应性控制的三种类型48吸收体引入堆芯的三种方式补偿