核反应堆安全
核反应堆全
安
反核应安全
堆一核反、堆安应全的本基原则二 核反、堆的应全安统 三系、确定安论分全析四 严、重事故五、 核应反安堆全分析型及程模序六、 率安概评全法 七、价几个概念
一
、反应堆核安全基本原则的1
、核安的目全 2、标核应反堆的全安则 3原核、应反堆的安运全行与理管4 、安核法规全安全及监
督、1核安的全目标安全的总
目标:在
电核厂建里并立持一维有效套防护的施,以措证保工人作员 、居及民境免遭环放性危射。
害
辅目助:标辐射
护防目:标保在确常正行时核电运厂及从核厂电释放放的 射性物质起引的辐照射保射在合理可行尽量低的水持平并,低且规 定于的限,还保证值事故引的起辐照射的射度得程缓解到。技 安全目术标有很大把:握防核电预事厂故的生;发于对电核厂 计设中考的所有事故,甚虑对至于哪些生发概极率小事故都的要确 保其放射后性果(果有的话如是小的)确;保哪会些带严来重射 放后果的性严重事发生故概率非常的低。 电厂的指核:标发生堆严重损坏事件的概率芯于低1014-(/. 年堆,)发严生重的放射性环境释放向的概率于1低105/(堆.年)-
。
2、反应核堆的安全则原核反
应的最堆特大点一是运之时行产生要大量 射性裂放物质,反变应堆和一路是个巨回大的辐射 。核源厂电首的要问题是论无正在工常况或,事故 工况下,能都把些这放射性物安全地质制 起来,确控工保作人与公员众的安。 核电站全采的安全性用原是:则
纵深
防,多重屏设
障2
1.、深纵设防通常是
通三过安级防全线的考来贯虑 彻一第安全性考虑:级求要在电站核的设、建造计和运行中 用采多有效种措施把发生事,故几率降的最小程度。到 求:要应反及动力堆装置的设计必须包内在括的安全 性;系特统对损伤必须有最大的耐受性;设于备须必有 余度冗和检查性及运可前整个工行作期寿的内试可验。性 余度:冗行而平立地采用两个独两或以个上的似部件类或 统,系一旦个失败一不也会影响正运行。
常
2
.1纵、设深防(1
)内容: 反应需要负堆的瞬时温系数度与泡空份额 行条运件性下能确实定的材料,稳才允作许燃料冷、 剂及与安却有全关结的构物 仪表控系制必统须足要满求,有分的冗充余 度建造与 备设安装按,工实践程最高的标,必须有质准 保部 的设件计安装能、连够或定续检测,期许允它对们进 行定试验
期
21.、纵深设(防)2第
二安全考虑级要:求电核站必设置可须靠的全安保 护统。一系旦发事生,故系统该能人身对设与进行安全备保护, 防止减少或事故的害。危 内容
: 应堆反有两套立的独停堆系 统 必备有两套须立独的电。包括源两路分开厂的电外、 厂内源事电故源以及能快够速启动有且一定余数量冗的 油发电柴组机此。外应还为有仪表供的蓄电电池直电源流
2.1、
纵设防(3深)
三第级全性安虑考:要在求发生些假某想故而一些事保 系统又同时护效失时,须有必另外的设专全安设施投入动 作。 例:如急应芯冷却堆统系ECCS),(防以失水止事故 下燃料熔化以的裂及产变的物放。释根 据三级安性考全的纵深设防虑原则可以制,定出一 通套用的设准则计,并核对电站各种的部、系件建统立 设起计、制造试验、、行运等各种全规安。
范
2
.、多2重障
为了屏防止正运常或行故状事下放射性态质物泄漏外,逸 有所的应反堆统系设计都采用重多屏的障念概。第一重 屏:障燃料块 芯裂碎片变程很短(射0-3 1cm)除表面。,绝大外部 裂变碎片分容在包芯块之。中气裂态产物如变、碘和氪 氙核等,一素分会因部散扩而从料燃块芯逸出。第一重中屏 障约能大留98住以上的放射%性裂变物。产
2
2、多.屏重(障1
)第二屏重障燃:元料件包管壳 用合金锆成的燃制料元包壳件管可以,防止气裂变体 产以及裂物变片碎一进步外。逸对于高温冷堆气燃料呈 ,颗状,每颗粒粒都有子介碳热层包壳涂 压水堆。常运行正时,数以计的万燃料中可棒能会少有 几根棒发生破数裂,致使少量放射物质从性第重屏二蔽泄漏 。
2.2、重屏多障()2
第重屏障三:力压器容一与回管道组路成的力压边 界流燃经料件元一次冷的却剂是被限在压制力容器 与一或个个一回数环路路内流的动这个,力压容器一回与 路管,道成了组又一道密屏封,可进一步障防放射止 性质外逸物。者包后从燃料括棒泄出漏来的变裂产物,同时 包括冷却剂中产也生进或冷却剂入活的物质。化在绝大 多数应反堆,中部分放射大物性可质以通过冷剂净 却系统化去除。
2.2、多
重障屏(3
)四重屏障第:安壳全所有反 堆都应安需地包容在全全壳壳安体内,之 者后是止防射放性质物向环境扩外散最的一道屏后。 障全壳安体大一上座顶呈上半球的圆形形密封柱筑建。直 径约3040-,总高约60米米。通常厚1由的米应预 力凝混土构制结成内,厚有38毫米的约钢衬套制。整个一 路即回力压容、器压器、蒸汽稳生器发主、以泵应及急 堆芯却系统的冷全安注箱水全等部容包安在全之中。壳
.23、全设计的安本基则
原般一原则:用采行有效的工之和通用艺设的标准计加强 设,管理计在整,设计阶段和个何设计任更中必须变明 确安全责。 基职原本则 单一故:障则
准:满单一故足障则准设备组合,的其任在何部 位生单一发机事随时,故仍能保所赋持予的功能 多样性。原:多则样应性于用行执同功一能多的系统或重部件, 通即过多系统或部重件引入中不同属来性高系 统提的可靠。性
2.3
安全设计、基本原则的()
1
独立
原则:性为了提高系的统靠性,防止发生可共故因障 共模或故,障系统计设中应通功过隔能离或实体隔, 分实系现布置和统计的设独立。 故性障安全则原核:厂电安全为极重要的系和统部件的 设,计应尽能可彻故贯障安的原全。则核系统或部即件发 生故障,电厂时应能毋需任在何发触作的动情况下入 进全状态。 定期安试验维护、检、的措施:查运 人行操作员优的化计设: (人因影的响) 充分采用有固全性安的设原则:
计
3、
核应堆反的全安行运管与理
1
89年切尔6贝利诺电核事故厂的发,生引发了核安文全化 念的提概出发展和 。核安全化的定文: 核义安全化文是存于在位单和人个中种种的特和性态的度总和 ,它建一种立超出一切之上观的念即核电,安全 厂问由题于它重要性的要证保到应得有的视重 。安核全化是文所有从事与安全核相工作关人员参的的 与果,它结包括厂员电、工电厂管理员人及政决策层。 与府安全核相比核,安全化文一是种识意形。态
3
、核反应堆安全的行与运理(管1
)
3
、核应反的堆全安行与管理运2()
核安
全化文用于或作现表下面两在个领 核域厂电导阶领层和国政策方面家:
们必须他通过自的具己行体为每一个工作人员为造有创于核安益 全工的环作,培养境们重他核安全的视作工态度责和心。领任导层 对核安的全与参必须是开公,而且的有明确的度态
个体。的为:
行必有质疑须的索工探态度作、谨严的工方法以及必作要的互交相。流
只有个层各的次在人自的岗位己上尽尽责,职足满安 核的全求,核要全文化安才会到发展和提得。
高
4
核、全法安及安全监督规
国家核安
管全理部门 :国核安家全(局现隶国属环家总保)局立于19成4年 810,由月务国院授,对全国的核设施权安全施实统一的监督 ,独立地行使安全核监权。 督核安全法:规 核全安规包括法国由家布的法颁律行和法政规由核,安 全要的求证监管保构机颁的发门部章、国家标规和准 则以及导工业部由门定的制行业准标。
等
、核4全法安及规安监全督()
1国务院发的颁行政法律
《:华中人共民和国民用设施安全监核督理条管》(例AHF500)0 中《华人共民国和材料管核制条》(H例A0F60)
0
家国核全局制定安了《中华人共和国民民用设核
施安全监管理条督例的 实施细》则以以及的安下法规全
:核《厂电厂的选择安全规址》(定HF01A00)《 电厂设核计安规定》全(AFH2000 )《电核厂运行安全定规》(AHF030)0 《核电厂质保量证安全定》(HA规F004)0 核电厂《射性放废管物理安规全定(》HAF5000) 辐《防护规定》(G射B80738-)8 国(环保家局布发批或准)《 核电环境辐射站防规定护》G(B269486)-国家环保(局发布或批准)
4核、安法全规及安监全(督)2
安核全许证制度可根据 《中人华民和国民共用核设安全监施督管理条例》规 ,定国我实行已设施核安许全可制证度由。国家核安 全局责制负定批和准发颁核设安全施可许证 。电核厂的许可按五证个主要段申请阶颁和:发
核•电的选厂定点址 核电•的建厂造• 核电厂 调的试 核电•的厂运 •行核 厂的退电
役二、核
反堆的安应全系
统、反应堆1安全性的 2反应、堆安全的能 功、3设安专全设施
1、反应堆
的全安
性
国际能界核为现认有核电厂统系过复于杂,须着力必解决设 思想上的计薄弱节环,提应出固有安全概念以贯串 于核电厂设计安的新全论点 。有固全性定安义当反应:出现堆常异况时工,不靠依人 操作为外或设部的备强制性干,预只是堆由的然自安 性全非和能动安的全,控制反性应或堆出移芯堆热量, 使应堆趋于反正常运和行安全堆停。 固安全有包括四种性安全性素要
自:然的全性;非安能动安全性;能动的的安全性后备的;全安
性
、1应堆的反全安性1)
固有安(全性包括四种全性安素: 要然自的全性:只安取于决内负在应反系性数、多普勒应效、制控 籍助重力落入堆芯棒自然科等学法则安全的,事性故时控制反应能堆反应性或自 动终裂止变确,保芯不堆化熔 。非动的能安全性:立在建惯原理性如(泵转)惰重、法则(力如 差)位热、递法则等基传上础非的动设能备(源设备)无安的性, 全安即全功的能现毋需依实赖外的动力。 来能动的安全性必:须依能靠设动(有备设备),即需由外部源条件加 保以证安的全性 后备的安全性:指。由余冗统的系靠可或度阻止放射性质逸出物的 重多屏障提供的全性安保证。
、2反应的安堆全能
功确保反为堆应的安,全反应堆有所的安设施全应 挥发下以特定的安功全:能
效地控制反应性 有保堆确冷却芯包容放射 性产物
反应性制控
紧停堆急控 制功率制控 偿控补制
2反应堆的安全、功(能1)
保堆芯冷却
确正运行常况工反 应堆停闭工 况反堆事故工况
应
包
放射性容物产正
常运时 事故工况下
行
3
、专安全设设施
目的防止一是回
路失水事或故蒸管汽破道口事故等时, 堆发芯熔化以生放射及物质性环向境外逸扩。 主散要括包 安全注:系统或射应称堆急冷却芯统 安系全壳喷系统淋 全安隔离壳统 系其他统:系安壳全氢系消 安统壳空全净气系化统等
等三
确定、论全安析分
、核反应堆1行运工与况事分类故 、反应2引性入事 故3失流、故事 、4阱热丧失事故 、蒸5汽生器发热传破管裂事 故6蒸、汽道破裂事故管 7给、水管道裂破事 故8冷、剂丧失却故事 、9能未急停紧的预堆瞬变
1、计反核应堆运工行与况事分故
类
正
常行和运行瞬变运这类工
出现较况繁,所以要求频整个程中过无需堆停只要,依靠控系 统在反应制设计堆裕范量围内进行节调即可,反应堆调把节到所要的求状,态重新稳定 运行。
等中频率事,或称预期运件行件事
出几现率相较对,大后果并但不严重。取采堆停禁、止棒提排放、汽 等措施,可防蒸事故止的一进步大扩不,会损堆坏和一回芯路。
稀有事故
工寿作内期一不定发,生但仍有能可生发少。元量可能件坏,损不会但严重损坏 堆,芯一路的完整性回不受到损会坏,射放性质可能物有会微量 扩散,不影但厂区响的外环。境
极
事故
一般限不发会,生一旦发生后果但严,导致重放性射物质扩,散对众公成造 严的危害重。
、严重事故四
电厂核严事重是故指反应堆堆核芯面大燃料积包壳效, 威胁失破坏核电厂压或力容或安器全的壳完整,性并发 引射放性质物漏泄的系一过程。 核列应堆严反重故可事分以两大类:为堆芯 熔事化(CMAs):故于堆由芯却不冷充分引,起 芯堆露裸升、温和熔化过的程其发展较,为缓慢时,间尺寸 为时小级。 量芯解体堆故(事DAs):由C快于引速巨大入反的应性,引起功 率增陡燃料碎裂和过程,其的发非展迅速常,时 间寸为尺秒级。
四、严量事故重1()
国三哩岛事故美/苏前联切尔诺利核电贝事厂故 /本日福事故 岛于由固有的反其性负应度温馈特性和专设安全 反设施堆,解体芯事故生发轻在水应堆反的中可 能性极。小 美三哩国事岛故和苏前联尔切诺贝利电厂事故
核
五核、反堆应安分析全模及程序型
核电厂统系安分全析先首分是整个一回路析总的热工 水学特性力其次,要分可能影响一回析正 常路运行的回二路及其一些辅它回路的助工热力 水学性。特系 统安分全析就通是建立流过体力模型、传热 模型和学统系部模件,编型成计算制程机,序预计 应反堆在态瞬过和事程工故况的下为行。
五核、反应堆全安分析型及程模(1序
)
两
相流动方程场 相流模型的两分
类: 流两体模型均匀 流模 型带滑的均匀移模型流 移流漂模型考虑不凝气体 流的体模型
、核五反应堆全安分模析型程及序()
目2前,已开发许多大出型综性的系合分析统序,如程RELAP5 R,TRAEN,RTCA,ATCAREH法国(和A)HLTTE(德)国是就其 著名的中几。个这些序程过经年的多制,版研本次更新,模型 日多完善趋
用这。些程能序够预下测各类事故和列瞬变况下工核电的厂性: 特反性应入引瞬变 应反冷堆却剂道管破大口引起冷的剂却丧事失 故应堆反却冷剂压边力内界各假种想管道的小口破引的起却剂冷丧失故 蒸汽事生发器热管破裂引起的传瞬变给 水管破、主蒸裂管汽裂破引的起变 主冷瞬却循剂环泵障如泵故轴断裂卡、等泵引起的瞬变
、六概安全率价法
评
率安概评全(价SAP)称又率风险分概(析PR),A是07年代后以发展起 来的种一统工程。系采用系它统可靠评性价术技(故障树即 、事树分件)析概率风和分析险方对法统系各的种能事可故发生和的发 展过进行程面全析,从分们的发它生概率及以成造的果综合进后行 考。 评价核电厂安虑性全方法:的确定论 评价法:根反应据堆深防纵御的原则,除反了堆设应尽计 能安全可靠外可,还置设多重了的专安全设设,施以在便一旦发最 生大假想事故况情下依,靠全设施安,将事能后果故减至轻最度程。 概率全安价:评认核为电厂事故是个随事件,引起机核电事故的厂潜 因在很素多核,电的安全性应由厂部全潜事在的数故学望期值表 。
示六、
概率全评安价(法1
)
SA分析P的个三等级 一级PAS系:分统。对核电厂析运行统系和安全统进系可靠行性分 析,定确成造堆芯坏损的故系事,列并作出定量分析化求,出各 事故列的发序生频率,出给反堆每应运年发行生芯损堆坏的率。概二级P AS:级一PA结S加果上全壳安应响评的。分价析芯堆熔化物理过 程安全和壳响特应,包性分析括全安壳堆芯在损事故坏下载的 、安全荷失效壳模、熔式融质与物混凝的作土以用放射及性质物 在全安壳释内和放移迁结。第合一P级S结A确定放果性从射全安释壳放 概率。的三 PSA级:级二PS结果A上厂外后加果评。分价析放射性物质环 在中的境迁移,出求核电外厂不同距处离射放性物质度随时间的浓 化。变结合第二级析分结果公众按风险的念确概定射性事故造成的放 厂后外果
七、几。概念个
堆
熔化芯概 故障率故和障 内部树件和外部事事 件主动安全和被动全安安全 级分和保质分
按级安全的重核要性对系和设统划备等分级
应反堆护保目的在
防止于反应偏离安全限值以堆一及
旦超这种过全安限值缓解所 发生后的后。即果止防事发故,生解缓事故果。
后
标准
规和
范
结束