第4代核能系统国际论坛_GIF_进展
重大核科学工程·中国实验快堆5
图2 CDFR系统流程示意图
10）采用“虹吸”破坏的非能动装置防止一回路辅助系统泄漏时的过度失钠事故。
11）采用由密封性厂房和若干放射性包容小室组成的放射性包容系统，保证反应堆在任何设计基准事故情况下，排放的放射性物质符合国家核安全限值。
12）采用数字化仪表和控制系统设计，简化主控制室和仪表检测系统，提高可运行性。
第4代核能系统国际论坛(GIF)进展
杨红义，宋维
随着世界范围的能源供应日趋紧张，以及人们对全球气候变暖和可持续发展等问题的日益关注，核能必将在未来世界的发展中发挥举足轻重的作用。为了解决发展核能所面临的铀资源短缺和核废料处理两大难题，保持核能的长期可持续发展，并减少环境忧虑，促使核能成为真正清洁能源，第4代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum，简称GIF）应运而生。
2001年7月，包括美国在内的9个国家正式签署GIF《宪章》，并表明该论坛组织旨在倡导核能发达国家间的合作，发展新一代核能系统，以满足世界未来对新能源的需要。2002年12月，GIF 正式发布了《第4代核能系统技术路线图》，其中提出了包括：钠冷快堆、超高温气冷堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆和熔盐堆在内的6种最有希望的第4代核能系统。截至目前，共有包括中国在内的13个国家签署了GIF《宪章》，表示正式加入GIF组织。
GIF组织结构示于图1。其中，政策组（Policy Group，简称PG）为GIF行政领导，专家组（Expert Group，简称EG）为技术顾问。EG下设3个工作组：经济模型工作组（Economic Modeling Working Group，简称EMWG）、风险与安全工作组（Risk and Safety Working Group，简称RSWG）、防核扩散和实体防卫工作组（Proliferation Resistance and Physical Protection Working Group，简称PRPPWG）。工作组的任务是评估所设计系统是否达到之前所制定的第4代核能系统的各项目标。与技术路线图中提出的6种有发展前景的核能系统和燃料循环概念相对应，GIF设立了6个系统指导委员会（System Steering Committees）。各系统指导委员会经过讨论研究制定出该系统的系统研发计划（System Research Plan），并根据所需的研究内容下设相应的项目组（Project Group）。
6 中国原子能科学研究院年报 2007
GIF契约体系示于图2。各个成员国须依次签署《宪章》、《框架协议》、《系统协议》和《项目协议》，成员国可根据自身情况加入某个系统的相关项目，进行独立科学研究或与其他成员国进行联合研发。各成员国之间，信息和技术实现共享，能够大幅加快科研的进程。截至2007年12月，在GIF选择的6个核能系统中，气冷快堆、钠冷快堆、超临界水堆、超高温气冷堆的协议谈判进展顺利，分别由相关国家签署了《系统协议》，并由各自的系统指导委员会制定并出版了详细的《系统研发计划》。而铅冷快堆和熔盐堆的《系统协议》的谈判正在进行当中。
图1 GIF组织结构
图2 GIF契约体系
示范快堆电站堆芯物理初步计算分析
李泽华，唐忠樑，赵金坤，周科源，胡赟，刚直
本文提出了中国快中子示范快堆电站（电功率为820 MW）堆芯的物理方案。该方案采用钠作为冷却剂的快中子反应堆满足第4代核能系统的要求，具有更好的安全性和更高的经济性。具有以下特点。
1）采用MOX燃料芯体，可提高反应堆的增殖比。
第四代核能系统的研究开发
第四代核能系统的研究开发 近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约（Charter），约定共同合作研究开发第四代核能系统（Gen Ⅳ）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。 GIF主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是： 1、核电机组比投资不大于1000美元/KW，发电成本不大于3美分/KWh，建设周期不超过三年； 2、非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施； 3、尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受； 4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估； 5、要有全寿期和全环节的管理系统； 6、要有国际合作的开发机制。 GIF在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。 属于热中子堆的是： 超临界水冷堆（SCWR， Supercritical water-cooled Reactor） 很高温气冷堆（VHTR， Very-high-temperature gas-cooled reactor）
突发事件类别及分级
突发事件类别及分级 突发事件共分四类四级。 一、一般突发事件(蓝色) (一)自然灾害类。指因暴雨、冰雹、大雪、寒潮、大风与风暴潮、台风、山体滑坡等自然灾害造成3人(不含3人,下同)以下死亡(含失踪)或危及5人以下生命、直接经济损失500万元以下的灾害及一般性生物灾害。 (二)事故灾难类。指造成3人(道路交通事故5人)以下死亡(含失踪)或10人以下受伤,直接经济损失1000万元以下的安全生产事故、交通事故,公共场所安全事故,城市公用设施中断工作事故,环境污染与生态破坏事故。 (三)公共卫生类。指出现乙类传染病、地方病的发病人数明显增加及其她易扩散、流行的传染病疫情,5人以下群体性不明原因疾病,造成3人以下死亡或10人以下住院救治的食物中毒或职业中毒事件,其它一般性动物疫情。 (四)社会安全类。指造成3人以下人员伤亡的刑事案件、涉外突发事件、恐怖袭击事件与金融、旅游、校园等安全事件,以及30人以下的群体性事件。 二、较大突发事件(黄色) (一)自然灾害类。指因暴雨、冰雹、大雪、寒潮、大风与风暴潮、台风、山体滑坡等造成3人以上(含3人,下同)10人以下死亡(含失踪),或危及5人以上生命安全、直接经济损失500万元以上1000万元以下的灾害,以及
发生M≥5、0级地震灾害、森林火灾与重大生物灾害。 (二)事故灾难类。指造成3人以上10人以下死亡(含失踪)、10人以上受伤,或危及5人以上10人以下生命安全,直接经济损失1000万元以上5000万元以下的安全生产事故、交通事故,公共场所重大安全事故,城市公用设施中断工作达6小时以上的事故,重大环境污染与生态破坏事故。 (三)公共卫生类。指发现非典型肺炎、鼠疫、霍乱、肺炭疽及其她易扩散、流行的甲类传染病疫情,5人以上群体性不明原因疾病,造成3人以上10人以下死亡或10人以上住院救治的食物中毒或职业中毒事件,高致病性禽流感、口蹄疫或新发生的动物疫情。 (四)社会安全类。指造成3人以上10人以下死亡的刑事案件、涉外突发事件、恐怖袭击事件与重大金融、旅游、校园等安全事件以及30人以上1000人以下的群体性事件。 三、重大突发事件(橙色) (一)自然灾害类。指因暴雨、冰雹、大雪、大风与风暴潮、台风、山体滑坡、水库溃坝等造成10人以上30人以下死亡(含失踪),或危及500人以上生命安全、直接经济损失1000万元以上5000万以下的灾害,以及发生造成50人以上300人以下死亡、需紧急转移安置人口0、5万人以上10万人以下的地震灾害,连续燃烧72小时以上的森林火灾与造成重大损失的生物灾害。 (二)事故灾难类。指造成10人以上30人以下死亡(含失踪)、30人以上受伤,或危及10人以上30人以下生命安全,直接经济损失5000万元以上1亿元以下的安全生产事故,民用运输航空器发生重大飞行事故,重要港
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
日韩的核应急体系及其对我国核应急体系的启示正式样本
文件编号：TP-AR-L7350 In Terms Of Organization Management, It Is Necessary To Form A Certain Guiding And Planning Executable Plan, So As To Help Decision-Makers To Carry Out Better Production And Management From Multiple Perspectives. （示范文本） 编制：_______________ 审核：_______________ 单位：_______________ 日韩的核应急体系及其对我国核应急体系的启示 正式样本
日韩的核应急体系及其对我国核应急体系的启示正式样本 使用注意：该解决方案资料可用在组织/机构/单位管理上，形成一定的具有指导性，规划性的可执行计划，从而实现多角度地帮助决策人员进行更好的生产与管理。材料内容可根据实际情况作相应修改，请在使用时认真阅读。 一、日本的核应急体系及其特点 日本在17个地方建有53个核电机组，其中，沸 水堆(BWR)30个机组，压水堆(PWR)23个机组，合计 电功率4712万千瓦，目前核电占全国发电比例 36％。 日本建有完善的全国性灾难管理机制，《紧急事 态法》是灾难管理的法律基础。在核事故应急管理方 面，日本政府吸取1999年9月在东海村发生的JCO 临界事故的教训，于20xx年6月颁布了《核灾害事 件应急特别法》(日文为“原子力灾害对策特别措置
法”，简称“原灾法”)。该法要求对核设施的安全性实施严格的控制，防止灾害事件的发生，并规定灾害事件发生时成立国家核灾害对策总部，直接隶属于内阁首相。 日本的危机管理体制是以内阁首相为最高指挥官，由内阁官房长官负责总体协调与联络，通过安全保障会议、阁僚会议、内阁会议、中央防灾会议等决策机构制定危机对策，由警察厅、防卫厅、海上保安厅、消防厅等根据具体情况予以配合的组织体系。根据不同危机种类，启动相应的危机管理部门。 日本核事故应急准备的行政主管部门是经济产业省原子力安全保安院。原子力安全保安院定期向日本原子能安全委员会报告工作。日本国家核事故对策总部由经济产业省、文部科学省、防卫厅、警察厅、厚生省、农水省、国土厅、海上保安厅、气象厅、消防
运行核电厂生产事故调查规程
运行核电厂生产事故调查规程中国核工业集团公司
运行核电厂生产事故调查规程 目录 1 总则 2 事故（事件） 2.1 事故分类 2.2事故等级表 2.3事故归属 3 事故调查 3.1前期工作 3.2事故调查组 3.3调查程序 4.事故报告 4.1 即时报告 4.2 事故调查报告 4.3 报告期限 5.附则 附件1: 国际核事件分级表 附件2: 辐射事故分级表
1 总则 1.1 为贯彻"安全第一，预防为主"的方针，通过对核事故（事件）、辐射事故、人员伤亡事故、火灾和设备损坏事故的调查分析和统计，总结经验教训，研究事故规律，采取预防措施，减少事故发生，特制定本规程。 1.2本规程适用于中国核工业集团公司（以下简称集团公司）所管理的核电厂安全生产事故的调查。 1.3事故调查处理应当按照实事求是、尊重科学的原则，及时、准确地查清事故原因，查明事故性质和责任，总结事故教训，提出整改措施，并对事故责任者提出处理意见。 1.4事故报告要及时、准确、完整；事故分析应与设备可靠性分析相结合，全面评价安全水平。 1.5任何单位和个人不得阻扰和干涉事故调查处理工作，对违反本规程、隐瞒事故或阻碍事故调查的行为有权越级反映。 1.6本规程用于集团公司内部安全管理，其事故定义、调查程序和考核项目不作为处理和判定民事责任的依据。 1.7 核电厂应根据本规程的要求，制定相应的安全生产事故调查程序。 2 事故（事件） 2.1 事故分类： 2.1.1核事故（件）：指符合IAEA国际核事故（件）INES分级表（见 附件1）中2级及以上的事故（件）；或集团公司和核电厂根据事件的性质及其后果确定为对安全、经济有影响的重大事件，
国际核事件分级表
国际核事件分级表（INES） 国际核事故分级标准（International Nuclear Event Scale, INES）制定于1990年，作为核电站事故对安全影响的分类，旨在设定通用的标准以及方便国际核事故交流通信。INES由国际原子能机构（international atomic energy agency, IAEA）和经济合作与发展组织（Organization for Economic Co-operation and Development , OECD）的核能机构（nuclear energy agency, NEA）设计，国际原子能机构（IAEA）监察。 核事故分级类似于用于描述地震的相对大小的矩震级。每增加一级代表事故比前一级的事故更严重约10倍。相比于事件强度可以定量评估如地震，而人为灾难的严重程度如核事故，更多的是受制于解释。因为解释的难度在于事件发生很久之后，事故的INES等级才被评定。 核事故分为7级，灾难影响最低的级别位于最下方，影响最大的级别位于最上方。最低级别为1级核事故，最高级别为7级核事故, 但是相比于地震级别来看，核事故等级评定往往缺少精密数据评定，往往是在发生之后通过造成的影响和损失来评估等级。7个核事故等级又被划分为2个不同的阶段。最低影响的3个等级被称为核事件，最高的4个等级才被称为核事故。 中文名 国际核事故分级 外文名 InternationalNuclear Event Scale 设定时间 1990年 设定机构 国际原子能机构 级数 7级 目的 方便国际核事故交流通信 级别排序 类似于地震级别 简称 INES 目录 1.?起源与基本意义 2.?国际核事故分级表 3.?国际核事故分级表的主要内容 4.?国际核事故案例
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环 第四代核能系统的特点 第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。 2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。 1.超临界水冷堆（SCWR） SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。 超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率 SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。 2.超高温气冷堆（VHTR） VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。 VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。 3.熔盐反应堆（MSR） 熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。
我国第四代核裂变反应堆核
我国第四代核裂变反应堆核“芯”技术取得重要突破 日前从中科院核能安全技术研究所了解到，该所先进核能研究团队在第四代核裂变反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题。这一成果打破了国外相关技术垄断，实现了第四代核裂变反应堆核心技术自主掌握。 铅基堆被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代核裂变反应堆。得益于铅基材料优良的中子物理和热物理特性以及稳定的化学性质，铅基堆在产能安全性和经济性方面具有突出优势，还具有良好的核废料“焚烧”处理能力和核燃料增殖能力，是一种能够实现多种应用和可持续发展的先进核能系统。西方多个国家目前正积极推动铅基堆工程化应用，计划本世纪二十年代实现商业示范。 燃料组件及包壳是铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。 由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士、华中科技大学李德群院士及行业内知名专家组成的专家组，近日对中科院核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。专家组一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现了自主化研发，填补了国内空白，其中新型包壳材料的耐高温和耐腐蚀性能处于国际先进水平，对促进我国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。 据介绍，铅基堆已被选作中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能－ADS 嬗变系统”和国家“十二五”重大基础设施建设项目“加速器驱动嬗变研究装置”的反应堆系统。中科院核安全所负责“ADS嬗变系统”中铅基堆的研发工作，目前已经完成了反应堆系统详细设计及主要技术研发，并在核心设计理念与关键设备研制方面实现了突破，具备了铅基堆工程实施能力。
环境事故响应分级
---------------------------------------------------------------最新资料推荐------------------------------------------------------ 环境事故响应分级 环境保护部令部令第 17 号突发环境事件信息报告办法突发环境事件分为特别重大（Ⅰ级）、重大（Ⅱ级）、较大（Ⅲ级）和一般（Ⅳ级）四级。 响应时间： 对初步认定为一般（IV 级）或者较大（III 级）突发环境事件的，事件发生地设区的市级或者县级人民政府环境保护主管部门应当在四小时内向本级人民政府和上一级人民政府环境保护主管部门报告。 对初步认定为重大（II 级）或者特别重大（I 级）突发环境事件的，事件发生地设区的市级或者县级人民政府环境保护主管部门应当在两小时内向本级人民政府和省级人民政府环境保护主管部门报告，同时上报环境保护部。 省级人民政府环境保护主管部门接到报告后，应当进行核实并在一小时内报告环境保护部。 响应分级按照突发事件严重性和紧急程度，突发环境事件分为特别重大（Ⅰ级）、重大（Ⅱ级）、较大（Ⅲ级）和一般（Ⅳ级）四级。 1 特别重大（Ⅰ级）突发环境事件。 凡符合下列情形之一的，为特别重大突发环境事件： （1）因环境污染直接导致 10 人以上死亡或 100 人以上中毒的；（2）因环境污染需疏散、转移群众 5 万人以上的；（3） 1 / 3
因环境污染造成直接经济损失 1 亿元以上的；（4）因环境污染造成区域生态功能丧失或国家重点保护物种灭绝的；（5）因环境污染造成地市级以上城市集中式饮用水水源地取水中断的；（6）1、2 类放射源失控造成大范围严重辐射污染后果的；核设施发生需要进入场外应急的严重核事故，或事故辐射后果可能影响邻省和境外的，或按照国际核事件分级（INES）标准属于 3 级以上的核事件；台湾核设施中发生的按照国际核事件分级（INES）标准属于 4 级以上的核事故；周边国家核设施中发生的按照国际核事件分级（INES）标准属于 4 级以上的核事故；（7）跨国界突发环境事件。 2 重大（Ⅱ级）突发环境事件。 凡符合下列情形之一的，为重大突发环境事件： （1）因环境污染直接导致 3 人以上 10 人以下死亡或 50 人以上 100 人以下中毒的；（2）因环境污染需疏散、转移群众 1 万人以上 5 万人以下的；（3）因环境污染造成直接经济损失 2019 万元以上 1 亿元以下的；（4）因环境污染造成区域生态功能部分丧失或国家重点保护野生动植物种群大批死亡的；（5）因环境污染造成县级城市集中式饮用水水源地取水中断的；（6）重金属污染或危险化学品生产、贮运、使用过程中发生爆炸、泄漏等事件，或因倾倒、堆放、丢弃、遗撒危险废物等造成的突发环境事件发生在国家重点流域、国家级自然保护区、风景名胜区或居民聚集区、医院、学校等敏感区域的；（7）1、2 类放射源丢失、被盗、失控造成环境影响，或核设施和铀矿冶炼设施发生的达到进入场区应急状态标
不良事件分级
创作编号： GB8878185555334563BT9125XW 创作者：凤呜大王* 医疗不良事件报告制度 1．0目的 为增强医务人员风险防范意识，提高防范风险能力，最终实现保障患者健康和医疗安全的目标， 根据《河南省三级医院评审标准与评价细则》的具体要求，特制定我院医疗不良事件报告制度。 2．0适用范围 适用于医院内发生的不良事件或潜在不良事件的主动报告； 3．0报告制度 3．1医疗不良事件的定义及等级‘ 3．1．1本制度所称医疗不良事件为由于医疗干预而不是患者疾病本身造成或可能造成患者发生损害的事件。不良事件具体类别附后。 3．1．2不良事件按事件的严重程度分4个等级 一级事件：非预期的死亡，或是非疾病自然进展过程中造成永久性功能丧失。
二级事件：在疾病医疗过程中是因诊疗活动而非疾病本身造成的病人机体与功能损害。 三级事件：虽然发生了错误事实，但未给病人机体与功能造成任何损害，或有轻微后果而不需任何处理可完全康复。 四级事件：由于及时发现错误，但未形成事实。 3．2医疗不良事件报告范围 3．2．1可能导致病人残疾或死亡的事件。 3．2．2各类可能引发医疗纠纷的医疗事件。 3．2．3不符合临床诊疗规范的操作。 3．2．4有助于预防严重医疗差错发生的事件。 3．2．5其他可能导致不良后果的隐患。 3．3接收报告单位 3．3．1医疗不良事件上报医教部。 3．3．2护理不良事件上报护理部。 3．3．3感染相关不良事件上报感染管理科。 3．3．4药品不良事件上报药剂科。 3．3．5器械不良事件上报设备科。 3．3．6设施不良事件上报行管处。 3．4报告流程 3．4．1一般不良事件(二、三、四级事件)的报告处理1．不良事件发生后当事人先立即口头报告主管医护人
核安全分级
9 核安全分级 9.1 概述 岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M规范分级和抗震分类。 设备核安全分级关系如下图所示：
机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示： 一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。 系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。 9.2 核安全分级应用的原则 机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容： ——反应堆停堆； ——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却； ——事故后防止放射性物质扩散。 9.2.1 承压设备的核安全分级 构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。 流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。 9.2.1.1安全1级 安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。 安全1级包括： a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于10.6mm的水管线或内径大于 21.9mm的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；
第四代核能系统介绍
目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段
核电发展可分为四代
世界核电站可划分为四代 录入时间：2008-3-25 作者：snpec 第一代核电站： 自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。 第二代核电站： 第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。 第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。 第三代核电站: 对于第三代核电站类型有各种不同看法。 美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表： 第三代核电站美国欧洲 EPR 能动核电站：System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR， ESBWR 非能动核电站：AP1000 EP1000 第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。 第四代核能系统: 第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确；2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明” 。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。 第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。 目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。 第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统： 第四代核能系统代号中子能谱燃料循环
我国快堆和第4代先进核能系统
重大核科学工程
中国实验快堆（CEFR） 我国快堆和第4代先进核能系统 徐钅米 2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，已积累了350快堆·年的运行经验，工程技术已近成熟；熔盐堆只建过实验堆；其它4种堆型从未建造，其中铅冷快堆仅于20世纪六七十年代建造过类似于铅冷的铅铋冷却潜艇用快堆十一二座，因冷却剂工艺问题，运行并不成功。 2001年以来，“第4代”在两个世界性的技术合作组织INPRO（反应堆与燃料循环创新国际计划）和GIF（第Ⅳ代先进核能系统国际论坛）组织下，近30个核能国家参于合作开发，至今尚未有任何“第4代”堆型完整的设计，但已有对“第4代”比较明确的定性目标，即可持续性、经济性、安全性和可靠性及防核扩散和实体防卫。 1）可持续性 “第4代”的要求是：能提供清洁、可持续的核能，能为世界长期使用和对核燃料实现有效利用；应能处理好核废物，并使核废物量最小化，特别是减少核废物长期管理的负担，从而改进对公众和环境的保护。 在各种反应堆堆型中，快中子反应堆是唯一能实现工程意义上燃料增殖的堆型，且能嬗变长寿命核废物核素。我国选择的钠冷快堆采用合金燃料，有最高的燃料增殖能力，不仅能使我国核能可持续发展，且能满足我国核能快速增长的需求，比如，到2050年，可使我国核电发展到240 GWe 或以上。在我国核能发展的战略研究中，准备用我国原型快堆规模的快堆，一址多堆、模块化建造焚烧堆，以焚烧长寿命次量锕系核素（MA）和嬗变长寿命裂变产物（LLFP）。 2）经济性 “第4代”的要求是在整个寿期的投资上明显地优于其它能源系统，应在投资风险方面能与其它能源系统不相上下。 我国快堆工程发展尚在实验快堆阶段，以后将逐步发展到原型快堆、经济验证性快堆阶段，并力争主要技术选择的一致性，以此减小商用快堆的技术经济风险，并逐步达到优化和简化系统使快堆有好的经济性。实际上，目前已有快堆工程经验的国家正在建造和设计的快堆已有可与当前轻水堆竞争的可能性了。 3）安全性和可靠性 “第4代”应有更优良的安全性和可靠性，有非常低的堆芯损坏程度，应消除厂外应急的需要。 我国钠冷快堆的设计指导思想是充分利用快堆固有安全性和尽量采用非能动安全的工程措施，如对中国实验快堆采用了非能动余热导出系统，对中国原型快堆和经济性验证快堆将会增设非能动停堆系统以应对其可能的正钠空泡效应，保证在任何设计事故下钠不沸腾，堆芯不熔化。计算结果指出，中国实验快堆的堆芯熔化概率已低到每堆·年4×10－7，且设计事故甚至超设计事故下均不需要厂外应急。
国际核事件分级表
国际核事件分级表（INES）是由国际原子能机构（IAEA）和经济合作与发展组织核能机构（OECE/NEA）于1990年共同制订的，目的是以协调一致的方式迅速向公众通报有关核事件和放射事件的安全重要性。就像用里氏震级了解地震、用摄氏温标了解温度一样，利用INES分级表可了解各种核相关活动中发生的事件的安全重要性。 2008年国际原子能机构对国际核事件分级表进行了修订，使其适用范围从核设施事件扩大到与辐射和放射性物质有关的所有事件，包括核运输相关事件。因此，修订后的INES 分级表称作“核事件和放射事件分级表”。 INES分级表对核事件的分级基于对人和环境、放射性屏障和控制、纵深防御三方面的影响，将核事件分为7个级别：1级至3级称为“事件”，4级至7级称为“事故”。 1986年前苏联切尔诺贝利核电站事故按照INES分级表被定为7级。1979年美国三里岛核电站事故按照INES分级表被定为5级。 INES事件分级的一般准则 INES级别人和环境放射性屏障和控制纵深防御 特大事故7级·放射性物质大量释放，具有大范围健康和环境影响，要求实施计划的和长期的应对措施。 重大事故6级·放射性物质明显释放，可能要求实施计划的应对措施。 影响范围较大的事故5级·放射性物质有限释放，可能要 求实施部分计划的应对措施。 ·辐射造成多人死亡。 ·反应堆堆芯受到严重损坏。 ·放射性物质在设施范围内大 量释放，公众受到明显照射的 概率高。其发生原因可能是重 大临界事故或火灾。 影响范围有限的事故4级·放射性物质少量释放，除需要 局部采取食物控制外，不太可 能要求实施计划的应对措施。 ·至少有1人死于辐射。 ·燃料熔化或损坏造成堆芯放 射性总量释放超过0.1%。 ·放射性物质在设施范围内明 显释放，公众受到明显照射的 概率高。 重大事件3级·受照剂量超过工作人员法定 年限值的10倍。 ·辐射造成非致命确定性健康 效应（例如烧伤）。 ·工作区中的照射剂量率超过 1 Sv/小时。 ·设计中预期之外的区域内严 重污染，公众受到明显照射的 概率低。 ·核电厂接近发生事故，安全 措施全部失效。 ·高活度密封源丢失或被盗。 ·高活度密封源错误交付，并 且没有准备好适当的辐射程 序来进行处理。 一般事件2级·一名公众成员的受照剂量超 过10 mSv。 ·一名工作人员的受照剂量超 过法定年限值。 ·工作区中的辐射水平超过 50 mSv/小时。 ·设计中预期之外的区域内设 施受到明显污染。 ·安全措施明显失效，但无实 际后果。 ·发现高活度密封无监管源、 器件或运输货包，但安全措施
第四代核电站与中国核电的未来
第四代核电站与中国核电的未来 核电是世界三大支柱能源之一，具有清洁、安全、高效的特性。在20世纪末21世纪初的几年里，发生了对世界核电发展产生深远影响的三件大事：美国政府发起了第四代核电站的技术政策研究；俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上，发出了推动世界核电发展的倡议；美国总统布什颁布了美国新的能源政策，把扩大核能作为国家能源政策的主要组成部分。 1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。 同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上10国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。核电站的分代标志 第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
不良事件分级word
医疗不良事件报告制度 1．0 目的 为增强医务人员风险防范意识，提高防范风险能力，最终实现保障患者健康和医疗安全的目标， 根据《河南省三级医院评审标准与评价细则》的具体要求，特制定我院医疗不良事件报告制度。 2．0 适用范围适用于医院内发生的不良事件或潜在不良事件的主动报告；3．0 报告制度 3．1 医疗不良事件的定义及等级‘ 3．1． 1 本制度所称医疗不良事件为由于医疗干预而不是患者疾病本身造成或可能造成患者发生损害的事件。不良事件具体类别附后。 3．1．2 不良事件按事件的严重程度分 4 个等级一级事件：非预期的死亡，或是非疾病自然进展过程中造成永久性功能丧失。 二级事件：在疾病医疗过程中是因诊疗活动而非疾病本身造成的病人机体与功能损害。 三级事件：虽然发生了错误事实，但未给病人机体与功能造成任何损害，或有轻微后果而不需任何处理可完全康复。 四级事件：由于及时发现错误，但未形成事实。 3．2 医疗不良事件报告范围 3．2．1 可能导致病人残疾或死亡的事件。
3．2．2 各类可能引发医疗纠纷的医疗事件。 3．2．3 不符合临床诊疗规范的操作。 3．2．4 有助于预防严重医疗差错发生的事件。 3．2．5 其他可能导致不良后果的隐患。 3．3 接收报告单位 3．3．1 医疗不良事件上报医教部。 3．3．2 护理不良事件上报护理部。 3．3．3 感染相关不良事件上报感染管理科。 3．3．4 药品不良事件上报药剂科。 3．3．5 器械不良事件上报设备科。 3．3．6 设施不良事件上报行管处。 3．4 报告流程 3．4．1 一般不良事件（二、三、四级事件）的报告处理1．不良事件发生后当事人先立即口头报告主管医护人员或值班人员，及时采取措施损害减至最低。 2．当事人24 小时内填写《不良事件报告表》。、3．接收报告单位在收到报告表后及时调查、核实、积极指导制定整改措施，督促相关科室限期整改，消除隐患。 3．5．2 严重不良事件（一级事件）的报告处理 1．一级事件应立即口头报告主管医护人员或值班人员，及 时采取措施，将损害减至最低 2．主管医护人员立即报告上级医护人员参加抢救或其他相关处理，同时报告科主任和护士长。
突发事件分级标准
突发环境事件分级标准 按照突发事件严重性和紧急程度，突发环境事件分为特别重大（Ⅰ级）、重大（Ⅱ级）、较大（Ⅲ级）和一般（Ⅳ级）四级。 1 特别重大（Ⅰ级）突发环境事件。 凡符合下列情形之一的，为特别重大突发环境事件： （1）因环境污染直接导致10人以上死亡或100人以上中毒的； （2）因环境污染需疏散、转移群众5万人以上的； （3）因环境污染造成直接经济损失1亿元以上的； （4）因环境污染造成区域生态功能丧失或国家重点保护物种灭绝的； （5）因环境污染造成地市级以上城市集中式饮用水水源地取水中断的； （6）1、2类放射源失控造成大范围严重辐射污染后果的；核设施发生需要进入场外应急的严重核事故，或事故辐射后果可能影响邻省和境外的，或按照“国际核事件分级（INES）标准”属于3级以上的核事件；台湾核设施中发生的按照“国际核事件分级（INES）标准”属于4级以上的核事故；周边国家核设施中发生的按照“国际核事件分级（INES）标准”属于4级以上的核事故；
（7）跨国界突发环境事件。 2 重大（Ⅱ级）突发环境事件。 凡符合下列情形之一的，为重大突发环境事件： （1）因环境污染直接导致3人以上10人以下死亡或50人以上100人以下中毒的； （2）因环境污染需疏散、转移群众1万人以上5万人以下的； （3）因环境污染造成直接经济损失2000万元以上1亿元以下的； （4）因环境污染造成区域生态功能部分丧失或国家重点保护野生动植物种群大批死亡的； （5）因环境污染造成县级城市集中式饮用水水源地取水中断的； （6）重金属污染或危险化学品生产、贮运、使用过程中发生爆炸、泄漏等事件，或因倾倒、堆放、丢弃、遗撒危险废物等造成的突发环境事件发生在国家重点流域、国家级自然保护区、风景名胜区或居民聚集区、医院、学校等敏感区域的； （7）1、2类放射源丢失、被盗、失控造成环境影响，或核设施和铀矿冶炼设施发生的达到进入场区应急状态标准的，或进口货物严重辐射超标的事件； （8）跨省（区、市）界突发环境事件。