核安全讲义

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目 录

第一章 引论

第一节 核反应堆安全的概念 第二节 核反应堆安全性特性 第三节 核电厂的安全对策

第四节 核电安全思想的发展-----经验与教训

第二章 核电厂的安全设计

第一节 纵深防御的基本安全原则 第二节 单一故障准则及其应用 第三节 预防意外侵害的措施

第四节 设计基准事故准则-----核电厂安全设计原则 第五节 概率安全评价(PSA) 第六节 质量保证

第七节 核电厂的核安全许可证制度和安全监督

第三章 核电厂运行工况和事故分类-----运行期间安全性

第一节 核电厂运行工况分类 第二节 核电厂事故分类

第三节 核电厂运行限值和运行规程 第四节 核电厂的事故处理 第五节 应急计划

第六节 国际核事件等级表(INES)

第四章 安全文化

第一节 安全文化的特性和组成 第二节 安全文化的内容和要求

第三节 运行中的人因问题和安全文化

第五章 附录

附录一 严重事故

附录二 压水堆核电厂物项的安全分级

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第一章 引 论

第一节 核反应堆安全的概念

核能的发现和利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。1942年诞生了第一座核反应堆，到五十年代初期建成了将核能转变为电能的试验性核电厂。

截止1999年底，世界上运行中的核电机组共436台，总电功率为351718 MW，其中，轻水堆核电厂的份额占84.56%(压水堆占62.21%)。随着压水堆的普及、运转和研究工作的深入，以及各国政府和工业界花费了巨大的经费和人力，对核安全技术作了不断的改进，建立起更加严格的核安全管理法规和体制，核电安全已达到了相当高的水平。但是，在九千多堆年的核电厂运行历史中，已经发生了1979年三哩岛(TMI-2)核电厂事故，和1986年切尔诺贝利(Chernobyl-4)核电厂事故，这两起事故的后果非常严重，特别是有大量放射性物质释放到环境的切尔诺贝利核电厂事故，带来了环境、健康、经济和社会心理上的巨大影响，因此，反应堆安全问题仍然是当前核电发展中最重要的研究课题。

核电厂事故不但会影响其本身，而且会波及到周围环境，甚至会越出国界。因此，对其安全和环境审查是件极其严肃的工作。

反应堆安全性的含义是指对工作人员和周围居民的健康与安全有切实可靠的保证，即应做到： 1. 在正常运行情况下，反应堆厂房外的放射性辐射以及向外排放的液态和气态放射性废物，

对反应堆工作人员和周围居民造成的放射性辐照 ， 应该小于规范规定的允许水平。 2. 在事故情况下，反应堆的保护系统及专设安全设施都必须能及时投入工作，确保堆芯安全、

限制事故发展、减少设备的损坏、防止大量放射性物质泄漏到周围环境中去。

第二节 核反应堆安全性特性

以水作冷却剂和慢化剂、以低富集度铀为燃料的轻水堆型(压水堆及沸水堆)核电厂，在已投产

的核电厂中占绝大多数。轻水堆核电厂是利用核裂变释放的大量热能产生的蒸汽推动汽轮发电机组发电，再向电网输电。轻水堆核电厂安全性与下述因素有关。

1. 强放射性

反应堆的危险性在于核裂变过程中除了释放巨大的能量以外，还伴随着大量放射性物质的生成。在一座电功率为1000 MW的反应堆内，裂变产物放射性将高达1020 Bq。但是，98%以上的放射性裂变产物可保留在二氧化铀陶瓷芯块内，只有不到2%的氪、氙和碘等气态放射物质扩散在燃料芯块和元件包壳之间的间隙内。

2. 高温高压水

反应堆一回路系统贮存有几百立方米的高温高压冷却剂水。一旦一回路管道破裂或设备故障，大量高温水会从破口喷射出来，迅速汽化。在这些水中带有一定数量的放射性物质。更为严重的是，由于冷却剂不断流失，堆芯水位下降，燃料元件得不到冷却而逐渐熔化，熔融堆芯的温度可能高到足以烧穿压力容器和安全壳底部，进入基础岩石层。

在压水堆一回路系统中，无论冷却剂温度变化或容积波动，都会引起一回路系统压力的相应变化。压力过高将导致系统设备损坏；压力过低则使堆芯局部沸腾，甚至出现容积沸腾。因此，既要防止超压，又要防止压力过低造成冷却剂汽化。

3. 衰变热

反应堆停闭后，裂变产物继续发射β和γ射线，这些裂变产物的半衰期都较长。射线在与周围物质的作用时迅速转化为热能，这就是衰变热。

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衰变热的定量计算由魏格纳-韦(Wigner-Way)公式给出： Pd(t)?0.0622P0t?0.2??t0?t???0.2? (1.2-1)

式中

Pd(t)—β和γ射线的衰变产生的功率， P0—停堆前的反应堆功率，

t0—停堆前反应堆运行的时间， t—停堆后的时间。

从公式(1.2-1)的计算可以看出：即使在停堆后几小时，衰变热产生率仍有额定功率的1%。如不提供适当的冷却，衰变热将引起堆内燃料元件的过热和燃料元件包壳破损，导致裂变产物的释放。

第三节 核电厂的安全对策

从核反应堆安全性特征的分析中可以看出，要确保核电厂的安全而应采取的对策是：在正常运行或反应堆停闭状态以及故障状态或故事工况下，应有效地控制反应性、确保堆芯冷却并包容放射性产物。

一、 反应性的控制

在反应堆运行过程中，由于核燃料的不断消耗和裂变产物的不断积累，反应堆内的后备反应性

就会不断减少； 此外，反应堆功率的变化也会引起反应性变化。所以，核反应堆的初始燃料装载量必须比维持临界所需的量多得多，使堆芯寿命初期具有足够的剩余反应性，以便在反应堆运行过程中补偿上述效应所引起的反应性损失。

为补偿反应堆的剩余反应性，在堆芯内必须引入适量的可随意调节的负反应性。向堆芯插入或抽出中子吸收体是最常用的一种方法，通常称中子吸收体为控制元件。控制元件总的反应性应当等于剩余反应性与停堆余量之和。 把吸收体引入堆芯有以下三种方式：

1. 控制棒： 在堆芯内插入可移动的含有吸收材料的控制棒。按其作用不同可分为补偿棒、调

节棒和安全棒三种。补偿棒用于补偿控制，调节棒用于功率控制，安全棒用于紧急停堆控制。在近代压水堆中使用的控制棒多数由银-铟-镉合金制成。此外，控制棒材料还必须具备耐辐照、抗腐蚀和易于机械加工等方面的良好性能。

2. 可燃毒物：为增大堆芯的初始燃料装载量，通常在堆芯内装入中子吸收截面较大的物质，

用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。这种物质称为可燃毒物。可燃毒物的吸收截面应比燃料的吸收截面大，这样，它们就能比核燃料更快地烧完，从而在燃料循环末期，由它们带来的负反应性贡献可以忽略。在压水堆中，堆芯初始装载时用硼硅酸盐玻璃管作为可燃毒物棒装入堆芯。 3. 可溶毒物： 可溶毒物是一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质。轻水堆往往以

硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。其优点是毒物分布均匀和易于调节。由于这种化学控制方法能补偿很大的剩余反应性，可以使堆芯内可移动控制棒数目大量减少，从而简化了堆芯设计； 然而，由于向冷却剂增加或减少毒物量的速度十分缓慢，所以反应性的引入率相当小。因此，化学补偿控制只能补偿缓慢的反应性变化。

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二、 确保堆芯冷却

为了避免由于过热而引起燃料元件损坏，任何情况下都必须导出核燃料的释热，确保对堆芯

的冷却。为此，在正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却；当汽机甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排到凝汽器或排放到大气。反应堆停闭时，应通过蒸汽发生器，或余热排出系统，继续导出热量。对乏燃料组件，必须在反应堆燃料厂房的乏燃料水池中存放几个月，以释出乏燃料组件的剩余热量，并使短寿期放射性裂变产物自然衰减，以降低放射性水平。

三、 包容放射性产物

为了避免放射性产物扩散到环境中，在核燃料和环境之间设置了多道屏障，并在运行时，严

密监视这些屏障的密封性。

第四节 核电安全思想的发展—经验与教训

20世纪核安全的发展历史大致可以分为如下三个阶段:

一、 70年代——关注设计、设备和程序

70年代投运的核电厂，重点考虑的是设计、设备以及程序的质量。

设计过程中，采取了许多设备和措施以防止事故的发生及限制事故发生的后果，认为所有的意外均在设计考虑中，运行人员只要将机组维持在原设计的水平上，就可以保证安全。

程序的采用是为了减少人为错误的可能性，但程序将人的作用限制到最小程度，人们通常只是被要求使用这些程序而已。

二、 80年代——人因

1. 三哩岛事故(TMI)

与秦山核电厂相类似，三哩岛核电厂采用的也是压水堆型，不过这种早期的设计存在许多薄弱环节。

事故是以丧失第二道屏障开始的。一个稳压器的安全阀开启后不能回座。然后，由于操作不得当，堆芯的冷却没有及时得到保证，造成了堆芯的部分熔化，失去了第一道屏障。

幸运的是第三道屏障(安全壳)充分地发挥了其功能。但是，由于反应堆地坑的水自动传输到核辅助厂房，导致了向环境轻微的放射性泄漏。 2. 三哩岛事故的教训：

三哩岛事故的根本原因是人因问题。

人们发现三哩岛核电厂的设计本身就存在缺陷，比如，主控室的人机接口不完善，相关的仪表指示不能真实地反映所测的物理现象等。此外，人员培训的不足、相应的事故处理规程不完善、工作方法不当以及缺乏足够的经验都是导致这次事故的重要因素。 3. 三哩岛事故后的措施

? 在运行值以外增设“安全工程师”岗位，对堆芯的状态进行监督，其监督独立于运行值的

活动；

? 在各种重要的生产活动中设置“停工待检点”以加强监督； ? 组织相应的“再鉴定”试验，用来验证相应活动的正确性；

? 在模拟机上对操纵人员进行定期的再培训，使他们不仅熟悉正常运行工况，同时也能应付

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各种不同的事故工况； 改善主控室的人机接口；

将必要的信息集中在安全监督盘系统，操纵员、安全工程师、应急支持中心各拥有一个终端；

在主控室增加必要的参数监测；

更换稳压器安全阀，使其在水、汽并存的工作条件下仍能回座。

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三、 90年代——核安全文化

1. 切尔诺贝利事故 切尔诺贝利核电厂采用的是石墨水冷堆型(RBMK)。

由于一连串的失误，使反应堆欠冷。堆内冷却剂的沸腾带来的空泡正效应使反应堆的功率迅速增长，堆芯能量的剧烈释放造成了反应堆及其厂房的爆炸以及放射性的严重泄漏。切尔诺贝利核电厂反应堆违反了反应堆控制中的安全原则和多道放射性屏障的原理：

（1）这种类型的堆芯，如果冷却剂一旦沸腾，在某种工况下，空泡的产生将使反应性增加，而反应性的增加使得堆功率增加，堆能量的释放失控，反应堆不稳定。

（2）反应堆厂房的设计没有考虑事故情况下能保证对放射性产物进行屏障的功能。 （3）运行操作人员及管理的失误加上原设计上的错误才导致了如此惨痛的悲剧。 2. 切尔诺贝利事故的教训——核安全文化

三哩岛事故以后，世界各地的核电厂营运者采取了许多管理措施以限制人为失误带来的后果。但均没有提出这样一个问题，即从适当的工作方法上入手从根本上限制人为失误的出现。

切尔诺贝利事故充分表明，管理形式与核安全、各人对核安全参与程度与核安全水平是直接相关的。因此，有必要摆正核工业中不同角色的位置，即：在各个层次实际负责核安全的营运者，独立的核安全当局，以及信息灵通的公众。

管理层所采取的措施及人员对核安全的参与，完善和加强了设备及其管理方面的安全措施，这一新的对核安全的理解，就形成了“核安全文化”的概念。关于核安全文化的定义和特性将在第五章叙述。