1、核安全基礎(chǔ),基本理論基礎(chǔ),基本要求,一、大綱要求：1.掌握核安全的基本概念和理論。2.熟悉三道屏障的概念、輻射與輻射防護(hù)的知識。3.掌握核電廠安全設(shè)計的基本知識，了解反應(yīng)堆專設(shè) 安全設(shè)施的知識。4.掌握反應(yīng)堆運行工況與事故分類的基本概念。5.了解核電廠典型事故，了解核安全對策和嚴(yán)重事故 的處置與緩解方法及核安全文化的基本內(nèi)容。6.能夠?qū)藙恿ρb置做簡單的安全分析。,基本要求,二、教學(xué)目標(biāo)： 1、了解核安全的基本理念和現(xiàn)代核電廠的核安 全控制思想,2、掌握核安全的基本概念、理論和基本設(shè)計方 法，學(xué)習(xí)典型事故,3、更重要的是希望通過該課程的學(xué)習(xí)，同學(xué)們 能感觸到工程技術(shù)人員是如何處理遇到的問 題和

2、發(fā)展新的技術(shù)方法的。,第一章 引論,第一章 引論,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念 1.2 核反應(yīng)堆安全特性 1.3 核電廠的安全對策,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,核電的本質(zhì)問題是可控的將核裂變或聚變產(chǎn)生的能量轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮?，熱能轉(zhuǎn)變?yōu)闄C(jī)械能，進(jìn)而轉(zhuǎn)化為電能。與常規(guī)化石燃料電廠的直觀比較是將燃燒鍋爐換成了反應(yīng)堆或聚變裝置 需要核燃料循環(huán)，有潛在的放射性危害。 核電是集現(xiàn)代科學(xué)與現(xiàn)代技術(shù)于一身的技術(shù)密集、資金密集的產(chǎn)業(yè)，也是目前唯一可大規(guī)模開采利用的新型清潔能源,核電的產(chǎn)生：核能 熱能 機(jī)械能電能,核電與火電主要區(qū)別,停堆定期換料 較大過剩反應(yīng)性、超功率事故，使反應(yīng)堆運行與控制

3、復(fù)雜化 核能釋放伴隨放射性釋放 1W熱功率相應(yīng)裂變產(chǎn)物放射性達(dá)3.71010Bq 停堆后很強(qiáng)的衰變余熱 燃料元件過熱燒毀、堆芯熔化危險，停堆冷卻 運行過程中帶放射性三廢物質(zhì)產(chǎn)生,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,潛在放射性危害是核電廠特有的核安全問題。 顯示核電廠工作人員及周圍公眾的放射性危害是有控制的、是符合國家有關(guān)法規(guī)要求的。 表明專設(shè)安全系統(tǒng)的有效性。 為了防止放射性釋放事件發(fā)生，減小事件發(fā)生后的后果，設(shè)計中采用了縱深防御的概念、設(shè)置了專設(shè)安全系統(tǒng)來對事故進(jìn)行設(shè)防。 向安全當(dāng)局及公眾表明電廠的安全性。 向國家核安全局提交安全分析報告。,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,WHY ?,1.1 核反應(yīng)堆安

4、全的概念,1、確定論的安全分析(Deterministic Methods) 2、概率論安全分析 (PSA-Probabilistic Safety Analysis) (PRA-Probabilistic Risk Analysis),核安全分析的方法,那么我們要分析那些情況呢？,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,核電廠區(qū)別與常規(guī)火電廠的特殊安全問題 超功率事故，控制要求特別高。 剩余發(fā)熱很強(qiáng)，需要長期冷卻。 放射性（運行、停閉），需要屏蔽。 產(chǎn)生大量放射性廢物，必須妥善處置。,核安全問題 如何防止放射性核素的釋放對工作人員、居民和環(huán)境造成的放射性危害就成為核電廠區(qū)別于

5、常規(guī)火電廠的核安全問題。,核電站的風(fēng)險 事故工況下不可控的放射性核素的釋放。,何謂核安全問題,任何情況下不能有放射性物質(zhì)泄漏,放射性,放射性,安全、安全、安全！,從理論上來說，核電廠并非百分之一百地安全。 從科學(xué)的角度看，人們能做的只是將風(fēng)險降得更低。 如何盡可能降低風(fēng)險，就構(gòu)成了核安全的目標(biāo)。,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,風(fēng)險與安全,風(fēng)險：生命與財產(chǎn)損失或損傷的可能性 。,數(shù)學(xué)語言,事件發(fā)生造成的后果與事件發(fā)生的頻率的乘積,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,安全：,面臨的問題：安全與風(fēng)險之間的權(quán)衡取舍,安全目標(biāo) ？,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,沒有危險、不受威脅、不出事故,1.1 核反應(yīng)堆安全的概

6、念,1 在核設(shè)施設(shè)計、制造、運行、及停役期間為保護(hù)工作人員、公眾和環(huán)境免受可能的放射性危害所采取的措施的總和,核安全定義,2 實現(xiàn)正確的運行條件，防止事故發(fā)生或減輕事故后果，從而保護(hù)工作人員（和其他現(xiàn)場人員）、公眾和環(huán)境免受不適當(dāng)?shù)妮椛湮：Α?1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,核安全措施,保障所有設(shè)備正常運行，控制和減少對環(huán)境的放射性廢物排放； 預(yù)防故障和事故的發(fā)生； 限制發(fā)生的故障和事故的后果。,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,建立并維持一套有效的防護(hù)防御，以保護(hù)工作人員、居民及環(huán)境免受放射性危害。 這并不意味著核電廠不存在其它的、常規(guī)電廠都會造成的比較普通的風(fēng)險，如熱排放對環(huán)境的影響、事故引起的核電

7、設(shè)備損壞所造成的巨大經(jīng)濟(jì)損失等。對于這些常規(guī)風(fēng)險我們也需予以重視，但為了突出核電廠的特 殊性，它們不包括在核安全研究的范疇內(nèi)。,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,保證在所有運行狀態(tài)下核動力廠內(nèi)的輻射照射或由于該核動力廠任何計劃排放放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持低于規(guī)定限值并且合理可行盡量低，保證減輕任何事故的放射性后果。 要求： 正常情況下具有一套完整的輻射防護(hù)措施 事故情況下具有一套減輕事故后果的措施,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,輻射防護(hù)目標(biāo)不排除人員受到有限的照射，也不排除法規(guī)許可的放射性物質(zhì)從處于運行狀態(tài)的核電廠向環(huán)境的排放。 此種照射和排放必須受到嚴(yán)格控制，并且必須符合運行限值和輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)。

8、,生活中的輻射,有關(guān)國家和機(jī)構(gòu)的定量安全目標(biāo),AP1000堆芯損壞頻率達(dá)5.0910-7 大量放射性釋放概率達(dá)5.9410-8,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,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，甚至對于那些概率極小 的事故都要確保其放射性后果是小的； 保證那些會帶來嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率極低,設(shè)計基準(zhǔn)事故：即核電站按確定的設(shè)計準(zhǔn)則在設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況，通過專設(shè)安全設(shè)施即可應(yīng)對。,超設(shè)計基準(zhǔn)事故：對于有些嚴(yán)重的事故，專設(shè)安全設(shè)施已不能有效制止事故的發(fā)展。,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,建立并維持一套有效的防護(hù)措施，以保證電站工作人員、公眾和

9、環(huán)境免遭放射性危害。,核電站安全總目標(biāo),輻射防護(hù)目標(biāo),技術(shù)安全目標(biāo),合理可行盡量低ALARA As Low As Reasonably-Achievable,解釋性(輔助)目標(biāo),預(yù)防事故的發(fā)生，事故后果小，確保嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,核安全分析的內(nèi)容,為了實現(xiàn)核安全目標(biāo)，核電廠設(shè)計時，要進(jìn)行全面的安全分析，以便確定所有輻射的來源，并評估核電廠工作人員和公眾可能受到的輻射劑量，以及對環(huán)境的可能影響。 核安全分析要考察以下內(nèi)容： 核動力廠所有計劃的正常運行模式； 發(fā)生預(yù)計運行事件時核電廠的性能； 設(shè)計基準(zhǔn)事故； 可能導(dǎo)致嚴(yán)重事故的事件序列。,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念

10、,核安全的重要性,核電的重要性:,國家安全,環(huán)境保護(hù),核電站存在著潛在的風(fēng)險 核安全是發(fā)展核電的前提與基礎(chǔ),1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,早期的核安全,希平港，1957年12月,蘇聯(lián)首座試驗核電站,德累斯頓，1960年7月,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,50年代三哩島事故,發(fā)展第一代核電：壓水堆、沸水堆、氣冷堆、重水堆、石墨水冷堆,Gen I,Gen II,Gen III,Gen IV,1950,1960,1970,1980,1990,2000,2010,2020,2030,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,三哩島事故切爾諾貝利事故,Gen I,Gen II,Gen III,Gen IV,1950,19

11、60,1970,1980,1990,2000,2010,2020,2030,1970年1986年第二次石油危機(jī)促進(jìn)了核電的大規(guī)模發(fā)展，形成了第二代核電技術(shù)，標(biāo)志：,1、標(biāo)準(zhǔn)化 2、大容量 3、安全性 4、批量化,1、發(fā)展PSA技術(shù) 2、技術(shù)改進(jìn)：硬件與后援、應(yīng)急等 3、人因技術(shù) 4、固有安全概念,1.1 核反應(yīng)堆安全的概念,切爾諾貝利事故之后,Gen I,Gen II,Gen III,Gen IV,1950,1960,1970,1980,1990,2000,2010,2020,2030,開始提出并研發(fā)更為安全可信、經(jīng)濟(jì)的核電站或核能利用技術(shù)。,重要啟示：安全第一、質(zhì)量第一 首次提出了核安全文化

12、的概念 安全相關(guān)新目標(biāo)要求的提出 AP600、CP600、AP1000、EPR、ABWR 1999年開始四代技術(shù)的研發(fā)，成立GIF論壇,1.2 核反應(yīng)堆安全特征,1.2 核反應(yīng)堆安全特征,1、強(qiáng)放射性 核能釋放伴隨著大量放射性物質(zhì)生成 1000MWe壓水堆裂變產(chǎn)物放射性高達(dá)1020Bq 防止放射性輻照危害 2、高溫高壓水 壓力15.5MPa，溫度330 防止壓力過高、過低現(xiàn)象。,1.2 核反應(yīng)堆安全特征,3、衰變余熱,Wigner-Way公式,停堆功率曲線圖,停堆3h，1% 額定功率 停堆4周，0.1% 額定功率,1.3 核電廠的安全對策,在所有情況下,有效控制反應(yīng)性,確保堆 芯冷卻,包容放射

13、性產(chǎn)物,1.3 核電廠的安全對策,1、有效控制反應(yīng)性,燃料消耗、裂變產(chǎn)物積累，反應(yīng)堆功率變化 控制類型: 緊急停堆、功率控制、補(bǔ)償控制 控制方式: 控制棒、可燃毒物、可溶毒物,1.3 核電廠的安全對策,正常運行情況下堆芯冷卻 反應(yīng)堆停閉情況下堆芯冷卻 事故工況堆芯冷卻,2、確保堆芯冷卻,1.3 核電廠的安全對策,2、確保堆芯冷卻,一回路冷卻劑在流過反應(yīng)堆堆芯時受熱，而在蒸汽發(fā)生器內(nèi)被冷卻。 蒸汽發(fā)生器的二回路側(cè)由正常的主給水系統(tǒng)或輔助給水系統(tǒng)供應(yīng)給水。 甩負(fù)荷時，蒸汽通過蒸汽旁路系統(tǒng)排放到凝汽器或排向大氣。,蒸汽發(fā)生器或余熱排出系統(tǒng)繼續(xù)導(dǎo)出堆芯余熱。,SG的給水由輔助給水系統(tǒng)提供，蒸汽由蒸汽旁

14、路系統(tǒng)排向大氣。 一回路溫度、壓力下降到一定值時，由余熱排出系統(tǒng)加以冷卻。 蒸汽管道破口時，安注系統(tǒng)向堆芯注入含硼水。 一回路系統(tǒng)出現(xiàn)破口時，安注系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)。,1.3 核電廠的安全對策,3、包容放射性產(chǎn)物,保持現(xiàn)場或廠房的相對負(fù)壓，防止放射性氣體或塵埃向其它區(qū)域擴(kuò)散。,硼回收系統(tǒng)或廢液處理系統(tǒng),1.3 核電廠的安全對策,隔離包容措施多道屏障 1.燃料元件包殼 2.一回路壓力邊界 3.安全殼 確保屏障有效性和完整性,3、包容放射性產(chǎn)物,THE END,核安全基礎(chǔ),核動力仿真研究中心,第二章 反應(yīng)堆安全設(shè)施,2.1 反應(yīng)性控制 2.2 反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng) 2.3 專設(shè)安全設(shè)施,反應(yīng)堆的運行中

15、會產(chǎn)生大量放射性物質(zhì)，一旦發(fā)生嚴(yán)重的堆芯損毀事故，同時又發(fā)生一回路壓力邊界和安全殼破損的情況，將有可能有大量的放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中，造成嚴(yán)重的環(huán)境污染。,為什么要有反應(yīng)堆安全設(shè)施？,三套系統(tǒng),反應(yīng)堆控制系統(tǒng)： 控制反應(yīng)性，使反應(yīng)堆功率跟蹤電網(wǎng)變化； 安全保護(hù)系統(tǒng)：在出現(xiàn)超出反應(yīng)堆控制系統(tǒng)調(diào)整能力的過渡工況時使反應(yīng)堆安全停閉； 專設(shè)安全設(shè)施：減輕事故所造成的后果。,實現(xiàn)的功能：力圖保持三道屏障完整！,在所有情況下： 正常運行或反應(yīng)堆停閉狀態(tài) 故障工況或事故狀態(tài),Control,Cool,Contain,控制反應(yīng)性的手段： 向堆芯插入或抽出中子吸收體； 改變反應(yīng)堆燃料的富集度； 移動反射層； 改變中子的泄漏。,2.1 反應(yīng)性的控制,實際使用的方法：向堆芯插入或抽出中子吸收體,控制元件,2.1.1 反應(yīng)性控制的方法,緊急停堆控制,功率控制,補(bǔ)償控制,控制元件迅速引入負(fù)反應(yīng)性 反應(yīng)堆緊急停閉,控制元件動作迅速 補(bǔ)償微小的反應(yīng)性瞬態(tài)變化,補(bǔ)償控制元件動作過程非常緩慢 用于補(bǔ)償燃耗、裂變產(chǎn)物積累所需的剩余反應(yīng)性 也用于改變堆內(nèi)功率分布,反應(yīng)性控制的三種類型,吸收體引入堆芯的三種方式,補(bǔ)償棒-補(bǔ)償控制 調(diào)節(jié)棒-功率控制 安全棒-緊急停堆控制 材料：銀-銦-鎘合