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核安全与核安全文化哈尔滨工程大学核科学与技术学院张志俭zhangzhijian@hrbeu.edu.cn2010年4月27日核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分一.核电的技术本质二.核安全的基本概念三.运行工况与事故分类四.确定论的核安全管理五.概率安全与安全技术的发展六.核安全文化核安全与核安全文化核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分一.核电的技术本质核能发电，核能取代化学能转化热能发电核蒸汽供应系统代替了锅炉供汽核燃料替代了煤、燃气、石油等化石燃料反应堆内包含大量的放射性物质核燃料有长期的衰变热释放核电站技术密集、资金高度密集，核电是目前唯一可大规模利用的新型清洁能源1核电站与化石燃料电站主要不同？核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分核电的本质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。所不同的是需要核燃料循环，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、资金高度密集的产业，也是目前唯一可大规模开采利用的新型清洁能源放射性对工作人员、公众、环境可能带来的危害是核电发展必须解决的至关重要的问题一.核电的技术本质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核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分一.核电的技术本质1.强放射性1000MW的堆1020Bq2.高温高压水:15.5MPa,330℃3.衰变热:Wigner-Way计算,停堆3小时,1%,4周0.1%核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分一.核电的技术本质核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分2核电的最大风险是什么？一.核电的技术本质核电是清洁能源核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分2核电的最大风险是什么？一.核电的技术本质核电是清洁能源核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分2核电的最大风险是什么？一.核电的技术本质1.强放射性1000MW的堆1020Bq2.高温高压水:15.5MPa,330℃3.衰变热:Wigner-Way计算,停堆3小时,1%,4周0.1%核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分2核电的最大风险是什么？最大危险放射性物质大量释放！1986.4.26ChernobylAccident一.核电的技术本质核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分2核电的最大风险是什么？裂变反应堆核电站存在着潜在的放射性风险！核安全是发展核电的前提与基础一.核电的技术本质核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分二.核安全的基本概念定义:工作人员、公众和环境不因反应堆的存在而受放射性侵害，或者说工作人员和周围居民的健康与安全有切实可靠的保证。内容:正常运行工况：放射性辐照小于规范规定的水平；事故工况：确保堆芯安全、限制（缓解）事故发展、减少设备损坏、防止大量放射性物质泄漏到周边环境1反应堆安全核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分二.核安全的基本概念定义: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。2核安全国际原子能机构，研究堆安全要求草案，替代《核安全丛书》第35-S1号和第35-S2号，2005年核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分二.核安全的基本概念2核安全内容:（1）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；（2）预防故障和事故的发生；（3）限制发生的故障和事故的后果。核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分二.核安全的基本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3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ALARA—AsLowAsReasonably-Achievable--Principle4.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核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分二.核安全的基本概念5安全目标：怎样安全才算安全？早期危害千分之一技术安全目标堆芯损伤发生频率：10－4/堆年。大量放射性释放频率:10－5/堆年长期致癌千分之一由于反应堆事故产生的早期死亡对核电站附近平均个人风险不应该超过美国公众所遭受的一般其他事故的早期死亡风险的0.1%；有可能由于核电站运行所产生的对核电站附近地区公众的致死性癌症风险应该不超过其他原因产生的致死性癌症风险的0.1%;WASH-1400N.CRasmussen1975年美国商用轻水堆核电厂概率风险评价核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分二.核安全的基本概念6安全特性：1.强放射性1000MW的堆1020Bq2.高温高压水:15.5MPa,330℃3.衰变热:Wigner-Way计算,停堆3小时,1%,4周0.1%核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分二.核安全的基本概念7安全对策：所有情况有效控制反应性确保堆芯冷却包容放射性产物核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分三.运行工况与事故分类1.运行工况分类Ⅰ正常运行和运行瞬变：1正常启动、停闭和稳态运行2带有允许偏差的运行各个电厂的技术规格书(TechnicalSpecification)有细致的规定。3运行瞬变核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分三.运行工况与事故分类1.运行工况分类大亚湾核电厂共分9个模式(mode),用下述参数描述:冷态－热态（RC10ºC-310ºC）；常压－额定压力；次临界度不小于5000PCM－临界;……………………….稳定运行在某个模式或从一个模式向另一个模式过渡，均属于正常启动、停闭和稳态运行。核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分三.运行工况与事故分类1.运行工况分类Ⅱ中等频率事件[预计(期)运行]：预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运行过程；只能使反应堆停堆，不会导致事故。(3*10-2~1）包括在试验运行和寿期以中等频率发生的事；甩负荷、安注系统误动作、控制棒组误提出、失去正常给水、控制棒掉棒等。采取正确的措施后能很快排除故障，恢复功能核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分三.运行工况与事故分类1.运行工况分类Ⅲ稀有事故（事故工况）：在试验运行和寿期内运行时可能偶然发生（10-4~3*10-2）的事故；专设安全设施投入工作；不得导致反应堆结构完整性严重破坏，燃料元件损坏不超规定值，不能很快恢复功能。包括：一回路管道小破口、二回路管道小破口、蒸汽发生器Ｕ型管破，满功率时抽出一组控制棒组件等。核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分三.运行工况与事故分类1.运行工况分类Ⅳ极限事故（严重事故）：在试验运行和寿期内运行时发生概率很低10-6~10-4）的后果严重的假想事故，一旦发生会释放大量放射性物质；专有安全设施等的有效投入等，对事故后果可控制。包括：一回系统主管道大破口、弹棒、二回路系统蒸汽管道大破口等。核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分三.运行工况与事故分类２.运行限值为保证核电厂的安全运行，经国家安全部门批准的，用以确定参数、设备功能和性能以及人员水平等的整套规定。大亚湾核电站的安全限值：DNBR1.22，线功率密度590W/cm，升降温速率56℃/h等核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分三.运行工况与事故分类２.运行限值核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学HarbinEngineeringUniversity2019年10月2日4时8分三.运行工况与事故分类２.运行限值核动力仿真研究中心NuclearPowerSimulationResearchCenter哈尔滨工程大学Harbin