《核安全概述完》ppt课件

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1、1第６章核安全概述内容介绍：6.1核电站的危险来源6.2构筑核电站的固有安全6.3保障核安全的有力措施6.4核事故的经验教训6.5核能安全核能发电和原子弹爆炸的区别6.1核电站的危险来源核电危险性的本质核电站风险的来源核电站的基本安全功能核电危险性的本质核裂变－－功率徒升的可能强放射性－－辐射损伤高温高压水－－融化和喷放剩余反应性－－潜在的能量来源衰变热－－停堆后继续过热的可能放射性--核电站的根本威胁核电站的根本威胁是放射性放射性的根本来源是被辐照过的燃料元件核电站风险的来源Nuclearchainreaction

2、裂变碎片与放射性物质衰变衰变衰变寿期末：1W热功率所对应的裂变产物（FP）约3.7x1010BqFP中：气体Kr，Xe,I98%保留在UO2芯块中<2在间隙中高温高压水几百立方米水153bar破口喷放汽化放射性融化压力容器破损剩余反应性初始装载量用于整个堆芯燃料寿期内的燃耗、裂变产物的积累通过反应性补偿抑制初始剩余反应性中子吸收体衰变热裂变产物、射线与物资作用产生热能（衰变热）裂变产物的半衰期很长例，600MW10h：P/P0>1.0%，6MW1w：P/P0>0.1%，0.6MW30y：P/P0>0.

3、01%，0.06MW(60kw)需确保堆芯有效冷却核电厂的基本安全功能(GoldenRule)反应性控制(Control)反应堆功率可控余热排出(Cool)燃料有效冷却放射性包容(Contain)放射性无泄漏辐射安全要求辐射安全的角度看，电厂正常运行时排放的放射性废物对环境的影响很小，对选址；有影响的主要还是核电厂事故时可能对居民造成的危害，所以，通常一个国家的核电厂选址标准，其主要内容之一是规定事故条件下的最大释放量。反应堆正常运行时按“放射防护规定”对附近居民的剂量限值为每年全身5×10-3Sv；在核电厂发生重大

4、的假想事故情况下，应保证居民不受超过规定的剂量限值的照射。人口密度分布是目前选址要考虑的一个重要因素，但不是唯一因素，需综合考虑厂址的其它各种条件，随着技术水平和安全研究的不断发展，核电厂的设计和安全设施的日趋完善可靠，特别是随着核电厂建造和运行经验的不断积累，人口密度分布限制会进一步减小，甚至有可能在靠近大城市的位置建造核电厂。13核电站在“选址、设计、建造、调试和运行、退役”五个阶段全面贯彻国家的核安全法规、导则和标准坚持安全第一、质量第一、预防为主的方针考虑纵深防御的原则为防止放射性物质释放，设置四道安全屏障按

5、照核安全法规要求建立完善的管理制度和质量保证体系加强经验反馈、不断改进和追求卓越６.２构筑核电站的固有安全14核电站的设计、建造和运行，依据国际原子能机构提出的纵深防御原则，从设备和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来，不发生泄漏纵深防御包括以下五道防线：第一道：保证设计、制造、建造和运行、检修的质量，防止出现偏差第二道：严格执行运行规程，遵守运行技术规程，及时检测和纠正偏差，对非正常运行加以控制，防止演变成事故第三道：万一偏差未能及时纠正，发生设计基准事故时，自动启动电厂安全系统和保护系统，防

6、止事故恶化第四道：万一事故未能得到有效控制，启动事故处理规程，保证安全壳的完整性，防止放射性物质外泄第五道：如果上述各道防线都失效，立即启动场外应急响应，努力减轻事故对公众和环境的影响６.２构筑核电站的固有安全15第一道屏障：燃料芯块第二道屏障：燃料包壳第三道屏障：压力容器及一回路第四道屏障：安全壳６.２构筑核电站的固有安全第四道屏障安全壳防止放射性大量向外释放核反应堆及主冷却剂系统装设在坚固的安全壳厂房内，安全壳由0.9-1米厚的预应力混凝土建成，并内衬6毫米厚的钢质密封层。安全竞是防止放射性泄漏的第三道屏障６.２

7、构筑核电站的固有安全17国家颁布了放射性污染防治法国务院颁布了《民用核设施安全监督管理条例》《核安全设备监督管理条例》设置了专门的核安全监管机构-国家核安全局，对核电站采取全寿期、全过程的监督管理活动。负责行政执法、许可证管理、技术审查和评价、监督检查等活动培育核安全文化，从硬件、软件、管理和文化等多层面、全方位提升核电站的安全和可靠性建立核电站事故应急体系和应急预案，确保社会和公众安全６.３保障核安全的有力措施18阶段必须提交的报告许可证种类选址厂址安全分析报告选址阶段环境影响评价报告批准书建造初步安全分析报告建造

8、阶段环境影响评价报告建造许可证首次装料最终安全分析报告装料阶段环境影响评价报告场区应急预案首次装料批准书运行试运行总结报告修订的最终安全分析报告试运行阶段环境评价报告修订的场区应急预案运行许可证退役退役申请报告退役环境评价报告退役批准书６.３保障核安全的有力措施１）核事故分级及世界几大核事故2）美国三哩岛核电站事故3）前苏联切尔诺贝利核事故4）