1、第五章第五章 核反應(yīng)堆安全核反應(yīng)堆安全22010.07 核電廠與普通電廠一樣，都是用蒸汽作為介質(zhì)來發(fā)電的，但是它們用以產(chǎn)生蒸汽的熱源不同核電廠在控制和運行操作方面，存在一些特殊的安全問題：壓水堆核電廠是停堆定期換料的，在新堆或換新料后初期，堆芯有較大的剩余反應(yīng)性，因此核電廠有可能發(fā)生比設(shè)計功率高的多的超功率事故； 核燃料發(fā)生裂變反應(yīng)釋放核能的同時，也放出瞬發(fā)中子和瞬發(fā) 射線。由于裂變產(chǎn)物的積累，以及堆內(nèi)構(gòu)件和壓力容器等受中子輻照而活化，反應(yīng)堆不管在運行中還是停閉后，都有很強的放射性；32010.07 核電廠反應(yīng)堆停閉后，堆芯因緩發(fā)中子的裂變以及裂變產(chǎn)物的 和 輻射仍有很強的剩余發(fā)熱，因此，反應(yīng)

2、堆停閉后不能立即停止冷卻，否則會出現(xiàn)燃料元件因過熱而燒毀的危險； 核電廠在運行過程中會產(chǎn)生氣態(tài)、液態(tài)及固態(tài)放射性廢物，它們的處理和貯存問題在火電廠中是不存在的。為了確保工作人員和居民的健康，經(jīng)過處理的放射性廢物向環(huán)境排放時，必須嚴格遵守國家的放射性防護規(guī)定，力求降低排放物的放射性水平； 核電廠的風(fēng)險主要來自事故工況下不可控的放射性核素的釋放。如何減少由于這種釋放對工作人員、居民和環(huán)境造成的危害，就成為核電廠區(qū)別常規(guī)火電廠的特殊安全問題，通常稱為核安全。42010.075.1 核安全的基本原則 在核電廠里建立并維持一套有效的防護措施，以保證工作人員、居民及環(huán)境免遭放射性危害確保在正常運行時核電廠

3、及從核電廠釋放的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規(guī)定的限值，還保證事故引起的輻射照射的程度得到緩解安全的總目標(biāo)：輻射防護目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對于核電廠設(shè)計中考慮的所有事故，甚至對于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果（如果有的話）是小的；確保那些會帶來嚴重放射性后果的嚴重事故發(fā)生的概率非常低技術(shù)安全目標(biāo)：52010.075.1 核安全的基本原則 核電廠堆芯熔化事故風(fēng)險核電廠堆芯熔化事故風(fēng)險/堆年堆年U.S.NRCRequirementsCurrentPlantsUtilityRequirementsAP1000Results110-4510-

4、5110-5410-7交通風(fēng)險個人死亡交通風(fēng)險個人死亡/人人-年（美國）：年（美國）： 汽車汽車 310-4；飛機；飛機910-6；火車；火車610-662010.075.1 核安全的基本原則 縱深設(shè)防：縱深設(shè)防通常是通過三級安全防線的設(shè)立來貫徹的 要求在核電站的設(shè)計、建造和運行中采用多種有效措施，把發(fā)生事故的幾率降到最小程度第一級安全性考慮 反應(yīng)堆及動力裝置的設(shè)計必須包括內(nèi)在的安全特性；系統(tǒng)對于損傷必須有最大的耐受性；設(shè)備必須有冗余度和可檢查性及運行前整個工作壽期內(nèi)的可試驗性。要求:72010.075.1 核安全的基本原則 內(nèi)容： 反應(yīng)堆需要負的瞬時溫度系數(shù)與空泡份額； 運行條件下性能確實穩(wěn)

5、定的材料，才允許作燃料、冷卻 劑及與安全有關(guān)的結(jié)構(gòu)物； 儀表控制系統(tǒng)必須滿足要求，有充分的冗余度； 建造與設(shè)備安裝，按工程實踐的最高標(biāo)準(zhǔn)，必須有質(zhì)保； 部件的設(shè)計、安裝能夠連續(xù)或定期檢測，允許對它們進行 定期試驗82010.075.1 核安全的基本原則 第二級安全性考慮 要求核電站必須設(shè)置可靠的安全保護系統(tǒng)。一旦發(fā)生事故，該系統(tǒng)能對人身與設(shè)備進行安全保護，防止或減少事故的危害內(nèi)容： 反應(yīng)堆有兩套獨立的停堆系統(tǒng)； 必須備有兩套獨立的電源。包括兩路分開的廠外電源、廠內(nèi)事故電源以及能夠快速啟動且有一定冗余數(shù)量的柴油發(fā)電機組。此外還應(yīng)有為儀表供電的蓄電池直流電源92010.075.1 核安全的基本原則

6、 第三級安全性考慮 要求在發(fā)生某些假想事故而一些保護系統(tǒng)又同時失效時，必須有另外的專設(shè)安全設(shè)施投入動作。例如：應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS），以防止失水事故下燃料的熔化以及裂變產(chǎn)物的釋放。 根據(jù)三級安全性考慮的縱深設(shè)防原則，可以制定出一套通用的設(shè)計準(zhǔn)則，并對核電站的各種部件、系統(tǒng)建立起設(shè)計、制造、試驗、運行等各種安全規(guī)范。102010.075.1 核安全的基本原則 多重屏障： 為了防止正常運行或事故狀態(tài)下放射性物質(zhì)泄漏外逸，所有的反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計都采用多重屏障的措施。第一重屏障：燃料芯塊 裂變碎片射程很短（10-3 cm）。除表面外，絕大部分裂變碎片包容在芯塊之中。 裂變產(chǎn)物既有固態(tài)的也有氣態(tài)的，

7、氣態(tài)裂變產(chǎn)物如碘、氪和氙等核素，一部分會因擴散而從燃料芯塊中逸出。第一重屏障大約能留住98以上的放射性裂變產(chǎn)物112010.075.1 核安全的基本原則 第二重屏障：燃料元件包殼 燃料元件包殼可以防止氣體裂變產(chǎn)物以及燃料芯塊表面的裂變碎片進一步外逸。 正常運行時，僅有少量氣態(tài)裂變產(chǎn)物穿過包殼擴散到冷卻劑中；如包殼有缺陷或破裂，則將有較多的裂變產(chǎn)物進入冷卻劑。設(shè)計時，假定1%的包殼破裂，1%的裂變產(chǎn)物會從包殼逸出實際上正常運行時，據(jù)統(tǒng)計最多0.06%的包殼發(fā)生破裂122010.075.1 核安全的基本原則 壓水堆工作示意圖第三重屏障：將反應(yīng)堆冷卻劑全部包容在內(nèi)的一回路壓力邊界 冷卻劑中的放射性物

8、質(zhì)包括從燃料棒泄漏出來的裂變產(chǎn)物，同時也包括冷卻劑中產(chǎn)生或進入冷卻劑的活化物質(zhì)。 在絕大多數(shù)反應(yīng)堆中，大部分放射性物質(zhì)可以通過冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。132010.075.1 核安全的基本原則 第四道屏障：安全殼預(yù)應(yīng)力混凝土鋼襯里鋼筋混凝土安全殼 安全殼既能阻止從一回路系統(tǒng)外逸的裂變產(chǎn)物泄漏到環(huán)境中去，也可以保護重要設(shè)施免遭外來襲擊的破壞。 對安全殼的密封有嚴格要求，如果在失水事故的24小時內(nèi)安全殼總的泄漏率小于0.3%安全殼內(nèi)所含氣體的質(zhì)量，則認為達到要求。142010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故 核電廠嚴重事故是指核反應(yīng)堆堆芯大面積燃料包殼失效，威脅或破壞核電廠壓力容器或安全殼完整性，并引發(fā)

9、放射性物質(zhì)泄漏的一系列過程。 核電廠的嚴重事故可分為兩大類： 堆芯熔化事故（CMAs）如三里島核事故，福島核事故 堆芯解體事故（CDAs）如切爾諾貝利核事故 152010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故 嚴重事故次序嚴重事故次序?qū)嵕€：熱工水力過程實線：熱工水力過程虛線：裂變產(chǎn)物氣溶膠虛線：裂變產(chǎn)物氣溶膠162010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故 三里島核泄漏是1979年3月28日發(fā)生在美國賓夕法尼亞州薩斯奎哈河三里島核電站的一次嚴重放射性物質(zhì)泄漏事故 三里島核電站二號機組是電功率959MW的壓水反應(yīng)堆，1978年3月28日達到臨界三里島核電站三里島核事故172010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故

10、 182010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故 人員受輻射情況 事故中運行人員接受了略高的輻射，但總劑量十分有限。對主冷卻劑取樣的人員受到3040 mSv輻照，無人員受傷和死亡。 對于廠外80 km半徑的200萬人群，平均個體劑量為0.015 mSv。最大可能的廠外劑量為0.83 mSv。192010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故 切爾諾貝利核電站由6臺1000 MW的RBMK型機組組成RBMK-1000核電機組采用的是大型石墨沸水反應(yīng)堆 優(yōu)點：1. 沒有笨重的壓力容器；2. 沒有復(fù)雜、昂貴的 蒸汽發(fā)生器；3. 可以實現(xiàn)在線的裝 卸料，具有良好的 中子平衡。切爾諾貝利核事故202010.075.

11、2 核反應(yīng)堆嚴重事故 該反應(yīng)堆的工作特點： 低功率時，堆芯氣泡份額小，慢化劑密度大，堆芯處于過慢化，空泡系數(shù)為正 高功率時，堆芯氣泡份額大，慢化劑密度小，堆芯處于欠慢化，空泡系數(shù)為負運行規(guī)程中不允許堆在低于700兆瓦熱功率下運行 212010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故 事故對環(huán)境及人員的影響 事故中釋放出的源項超過了100 MCi (3.7x1018 Bq)。其中惰性氣體釋放了100%，I為40%，Cs為25%，Te大于10%。 事故發(fā)生后3 h內(nèi)從普里皮亞特鎮(zhèn)和切爾諾貝利撤離45000人，其中大部分受到大于0.25 Sv的輻照劑量，最嚴重者為0.40.5 Sv。以后幾天，外圍30 km區(qū)

12、域內(nèi)又撤離了 90000人。事故共造成31人死亡。222010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故 福島基地有2個核電站，共10臺機組，均為沸水堆。福島核電廠流程圖福島核事故232010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故 福島核電廠發(fā)生氫氣爆炸的流程圖福島核電廠發(fā)生氫氣爆炸的流程圖242010.075.2 核反應(yīng)堆嚴重事故 事故對環(huán)境及人員的影響 爆炸發(fā)生當(dāng)晚，距核電站20 km處監(jiān)測到的輻照量為0.220.33 mSv/h，超標(biāo)6600倍。3060 km區(qū)域內(nèi)，輻照量為0.01250.0253 mSv/h。 第一核電廠半徑10 km以內(nèi)、第二核電廠半徑3 km以內(nèi)的居民被疏散，疏散避難人數(shù)達10萬人。

13、252010.075.3 國際核事件的分級 1990年，國際原子能機構(gòu)(IAEA)組織國際專家制定國際核事件分級表 核事故的主要危害是放射性核素的大量釋放，其中以氣體核素和易揮發(fā)的核素最危險，例如131I262010.075.3 國際核事件的分級 7 級（重大事故） 大量的放射性物質(zhì)從大型核設(shè)施（如動力堆堆芯）釋放到外部環(huán)境，這些放射性物質(zhì)一般包括短壽命和長壽命的放射性裂變產(chǎn)物，放射性當(dāng)量相當(dāng)于106107居里的131I的放射性 重大事故的放射性物質(zhì)釋放通常會導(dǎo)致急性健康效應(yīng)，和在較大范圍內(nèi)（可能波及其他國家）發(fā)生緩發(fā)健康效應(yīng)，并帶來長期的環(huán)境后果例如：1986年前蘇聯(lián) Chernobyl 核

14、電廠事故272010.075.3 國際核事件的分級 6 級（嚴重事故） 放射性當(dāng)量相當(dāng)于105106居里131I的放射性物質(zhì)向外部環(huán)境釋放 這種釋放很可能會導(dǎo)致全面實施當(dāng)?shù)貞?yīng)急計劃以限制嚴重的健康效應(yīng)例如：前蘇聯(lián) Kyshtym 后處理廠事故282010.075.3 國際核事件的分級 5 級（具有廠外風(fēng)險的事故） 放射性當(dāng)量相當(dāng)于104105居里131I的放射性物質(zhì)向外部環(huán)境釋放，這種釋放可能會導(dǎo)致部分實施當(dāng)?shù)貞?yīng)急計劃以減少健康效應(yīng)發(fā)生的可能性。 核設(shè)施受到嚴重損壞，這可能包括動力堆堆芯的大部分受到嚴重破壞，重大的臨界事故或嚴重的火災(zāi)或爆炸引起的大量放射性物質(zhì)釋放到核設(shè)施內(nèi)部。例如：1957年

15、英國 Windscale 反應(yīng)堆事故1979年美國 Three Mile Island 核電廠事故292010.075.3 國際核事件的分級 4 級（沒有明顯廠外風(fēng)險的事故） 放射性物質(zhì)向外部環(huán)境釋放，導(dǎo)致廠外受照人員的個人受照劑量約為若干mSv。對于這種釋放，除了可能采取控制當(dāng)?shù)厥称吠?，一般不需要采取其他廠外防護行動。 核設(shè)施受到明顯損壞，這可能包括那些會導(dǎo)致重大廠內(nèi)恢復(fù)的核電廠損壞事故，如動力堆堆芯部分熔化和與此相當(dāng)?shù)姆欠磻?yīng)堆設(shè)施的事件。一個或多個工作人員受到可能會導(dǎo)致早期死亡的過量照射例如：1973年英國 Windscale 反應(yīng)堆事故1980年法國 Saint Laurent 核電廠事故302010.075.3 國際核事件的分級 3 級（嚴重事件） 向外部釋放的放射性超過批準(zhǔn)的限值，導(dǎo)致廠外最大個人受照劑量為十分之幾mSv，對于這種釋放，可能不需要廠外防護措施 導(dǎo)致工作人員的受照劑量足以引起早期健康效應(yīng)的事件或?qū)е挛廴疚飮乐財U散的事件，如105居里的放射性被排到次級