核电站核安全课件
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有关核电安全的课件
确保核燃料循环设施在设计、建造、 运行等各个环节都符合安全标准，防 止发生事故。
放射性废物处理与处置
对核设施产生的放射性废物进行妥善 处理和处置，避免对环境和人类健康 造成影响。
核辐射防护技术
1 2 3
个人防护措施
为工作人员提供必要的个人防护装备，如防护服 、手套、口罩等，以降低辐射暴露风险。
环境监测与控制
04
核电安全事故案例分析
三里岛核事故
总结词
美国历史上最严重的核事故之一
详细描述
1979年3月，美国宾夕法尼亚州三里岛核电站发生反应堆堆芯熔毁事故，导致反应堆堆芯严重损坏， 大量放射性物质泄漏。事故发生后，核电站工作人员和附近居民被迫撤离，对环境和公众健康造成了 严重影响。
切尔诺贝利核事故
总结词
核与辐射安全法规
中国已经建立了一套完整的核与辐射安全法规体系，包括《 中华人民共和国核安全法》、《中华人民共和国放射性污染 防治法》等。
核电安全法律法规的制定与执行
法律法规制定
在制定核电安全法律法规时，需要充分考虑国际标准和国内实际情况，确保法律 法规的科学性、合理性和可操作性。
法律法规执行
各级政府和监管机构应加强核电安全法律法规的宣传和培训，提高从业人员的法 律意识和安全意识。同时，应加强监督检查，对违法违规行为进行严肃处理，确 保法律法规的有效执行。
核电安全课件
• 核电安全概述 • 核电安全技术 • 核电安全标准与法规 • 核电安全事故案例分析 • 核电安全风险评估与管理 • 核电安全未来发展展望
01
核电安全概述
核电发展历程
核电起步阶段
20世纪50年代，人类开始探索核 能发电，建立了世界上第一座核
核电安全课件
核安全目标
• 总目标:在核电厂里建立并维持一套有效的防护措 施，以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危 害。
• 为了突出核电厂的特殊性，常规风险不包括在核 安全研究的范畴内。
• 辅助性目标1: 辐射防护 • 确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放
射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低 （ALARA）的水平，并且低于规定的限值，还确保 事故引起的辐射照射的程度得到缓解。要求在正 常情况下具有一套完整的辐射防护措施，在事故 情况下有一套减轻事故后果的措施，包括厂内和 厂外的对策，以缓解对工作人员、居民及环境的 危害。
• 辅助性目标2: 技术安全 • 有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂
设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率 极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话 ）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严 重事故发生的概率非常低。
安全设计基本原则
• 安全设计基本原则：采用行之有效的工艺和通用 的设计基准，加强设计管理，在整个设计阶段和 任何设计变更中必须明确安全职责 。单一故障准 则 ，多样性原则 ，独立性原则 ，故障安全原则 ，自动化。
• 还对其他几个核安全方面的国际条约担负着保存 任务。这些国际条约包括：《核材料实物保护公 约》，《维也纳核损害民事责任公约》，《核安 全公约》以及《废燃料管理安全和放射性废物管 理安全联合公约》。
核电站安全思想的发展
70年代 这10年核安全思想集中在技术上的可靠性, 设备与程序的质量，即优先考虑的是初始设计工作。
• 反应堆停堆，稳压器上的安全阀打开，但回座失 效；
• 一回路持续卸压，导致一回路沸腾，稳压器水位 虚假升高
• 安注系统注水 • 操纵员判断失误（以为一回路水多），关闭安注
核电厂安全设计教材课件
紧急联络机制
建立紧急联络机制，确保各部门之间及时沟通，快速响应。
ห้องสมุดไป่ตู้
应急设施与装备
应急电源和照明
提供可靠的应急电源和照明设备，确保在事故状态下能够快速启动 并保持照明。
应急通风系统
设计应急通风系统，确保在事故状态下能够及时排除有害气体，保 持空气流通。
个人防护装备
为员工配备必要的个人防护装备，如防护服、呼吸器等，以降低事故 对员工的伤害风险。
04
核电厂安全运行管理
Chapter
运行人员培训与授权
培训计划
制定详细的培训计划，确保运行 人员具备足够的核安全知识和操
作技能。
培训内容
培训内容包括理论知识和实际操作 ，涵盖核电厂系统、设备、应急响 应等方面。
授权管理
建立授权管理制度，对运行人员的 资格进行严格审核，确保只有合格 的人员才能参与核电厂的运行管理 。
人员培训与演练
加强核电厂工作人员的培训和 演练，提高其应对突发事件的 能力和水平。
信息反馈与沟通
建立信息反馈和沟通机制，及 时了解核电厂的安全状况和问 题，加强与安全监管部门的沟
通和协作。
THANKS
感谢观看
限制潜在事故后果原则
限制潜在事故后果原则是指在核电厂安全设计中，应采取措施限制潜在事故的影 响范围和后果。
在核电厂的安全设计中，应采取措施限制潜在事故的影响范围和后果。例如，设 置安全壳、建立应急电源等，以减少对周围环境和人员的危害。同时，应定期进 行安全检查和维护，确保其安全性能得到保障。
03
。
安全制度建设
建立健全的核安全管理制度，明 确各级人员的安全职责，确保各
项安全措施得到有效执行。
建立紧急联络机制，确保各部门之间及时沟通，快速响应。
ห้องสมุดไป่ตู้
应急设施与装备
应急电源和照明
提供可靠的应急电源和照明设备，确保在事故状态下能够快速启动 并保持照明。
应急通风系统
设计应急通风系统，确保在事故状态下能够及时排除有害气体，保 持空气流通。
个人防护装备
为员工配备必要的个人防护装备，如防护服、呼吸器等，以降低事故 对员工的伤害风险。
04
核电厂安全运行管理
Chapter
运行人员培训与授权
培训计划
制定详细的培训计划，确保运行 人员具备足够的核安全知识和操
作技能。
培训内容
培训内容包括理论知识和实际操作 ，涵盖核电厂系统、设备、应急响 应等方面。
授权管理
建立授权管理制度，对运行人员的 资格进行严格审核，确保只有合格 的人员才能参与核电厂的运行管理 。
人员培训与演练
加强核电厂工作人员的培训和 演练，提高其应对突发事件的 能力和水平。
信息反馈与沟通
建立信息反馈和沟通机制，及 时了解核电厂的安全状况和问 题，加强与安全监管部门的沟
通和协作。
THANKS
感谢观看
限制潜在事故后果原则
限制潜在事故后果原则是指在核电厂安全设计中，应采取措施限制潜在事故的影 响范围和后果。
在核电厂的安全设计中，应采取措施限制潜在事故的影响范围和后果。例如，设 置安全壳、建立应急电源等，以减少对周围环境和人员的危害。同时，应定期进 行安全检查和维护，确保其安全性能得到保障。
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。
安全制度建设
建立健全的核安全管理制度，明 确各级人员的安全职责，确保各
项安全措施得到有效执行。
核电站原理与系统ppt课件
2018/10/22 11
□ 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打 开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA 的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线 上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时 注入阶段以小流量向冷管段注入。 □ 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭 状态。 ③两条并联的热段注入管线 这两条管线是在 冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线 分别向两个环路热管段注入。 2018/10/22 12
一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.5～25mm）或二 回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低 而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新 建立稳压器水位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时， 向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃 料元件温度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口 失水事故。这是专设安全系统的设计基准事 2018/10/22 4 之一。
5.2 安全注入系统 （RIS） 5.2.1 RIS系统功能
3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起 的正反应性。（必要时应停堆）
二、辅助功能
1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水 池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电 源）为惰转的主泵提供轴封水；
2018/10/22 5
5.2.2 系统的组成
RIS分为三个子系统：
1、高压安全注入系统（HHSI）
2、低压安全注入系统（LHSI）
以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入 动力。 3、中压安全注入系统（MHSI）
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气 压力实现安注。
□ 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打 开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA 的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线 上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时 注入阶段以小流量向冷管段注入。 □ 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭 状态。 ③两条并联的热段注入管线 这两条管线是在 冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线 分别向两个环路热管段注入。 2018/10/22 12
一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.5～25mm）或二 回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低 而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新 建立稳压器水位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时， 向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃 料元件温度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口 失水事故。这是专设安全系统的设计基准事 2018/10/22 4 之一。
5.2 安全注入系统 （RIS） 5.2.1 RIS系统功能
3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起 的正反应性。（必要时应停堆）
二、辅助功能
1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水 池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电 源）为惰转的主泵提供轴封水；
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5.2.2 系统的组成
RIS分为三个子系统：
1、高压安全注入系统（HHSI）
2、低压安全注入系统（LHSI）
以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入 动力。 3、中压安全注入系统（MHSI）
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气 压力实现安注。
核电站安全ppt课件
处理措施
• 隐蔽 • 服用稳定性碘片 • 食物和饮水控制 • 出入通道的管制 • 撤离 • 去污 • 发布应急信息命令
隐蔽
• 隐蔽是让人们停留在房屋内，关闭门窗，关闭通风系统， 再采取简易必要的个人防护措施。隐蔽对于防护放射性烟 羽和地面沉积外照射非常有效，对减少吸入产生的内照射 也有一定的效用。
• 中期阶段:从放射性开始释放后的最初几小时起一直延续 几天到几星期的这段时间。一般说来，本阶段开始时，大 部分释放已经发生，而且大部分放射性物质可能已沉积于 地面，除非释放的全是惰性气体。
• 晚期阶段:也称恢复期，自事故中期之后延续几周到几年 的这段时间。当有大量的放射性物质释放时，应根据事故 不同阶段可能的照射途径采取相应的防护措施。
选址标准 1. 要求很高，符合地点很少
2. 核电站对环境的影响，环境对核电站的影 响
3. 关于中国核电站的选址
核泄漏屏障 • 核泄漏是人们对核电站最大的担心 • 四道屏障保护法
四道屏障保护法一． 核电站源自心部件—核燃料棒的新型材料 二． 核燃料元件的包核采用优质的铬合金制造 三． 压力壳 四． 安全壳
防袭击
• 目前为止，世界上没有核电站遭受攻击的先例 • 核电站一旦被袭击，即使当时死伤人数不多，人们对核辐
射的惶恐心态将久久难以平息 • 我国的防御体系较为完善 • 贸然袭击一个国家的核电站，实际上等于向全世界所有核
电设施宣战
核电站事故应急措施
根据事故阶段和照射途径采取适当防护措施
• 早期阶段:由出现明显的放射性物质释放的先兆（即开始 认识到可能出现场外后果）到释放开始以后的最初几小时 的这段时间。
抗地质灾难
• 充分考虑地震和其他自然灾害因素
• 在防强地震方面采取有效措施
核安全课件3
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况——Ⅱ中等频率事件（预期运行事件） 工况——Ⅱ中等频率事件（预期运行事件） ——
预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运 一次或数次偏离正常运行 预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运 行过程； 行过程；包括在试验运行和寿期以中等频率发生的 事件：控制棒组件误提出、失去正常给水等。 事件：控制棒组件误提出、失去正常给水等。 只能使反应堆停堆，不会导致事故（ 只能使反应堆停堆，不会导致事故（燃料元件 损坏， 二回路系统超压等）。 ）。采取正确的措施 损坏，一、二回路系统超压等）。采取正确的措施 后能很快排除故障，恢复功能。 后能很快排除故障，恢复功能。
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况——Ⅲ稀有事故（事故工况） 工况——Ⅲ稀有事故（事故工况） ——
在核电厂寿期内极少出现（ 在核电厂寿期内极少出现（10-4～3×10-2次/ 寿期内极少出现 的事故：一回路管道小破口、 堆年）的事故：一回路管道小破口、二回路管 道小破口、蒸汽发生器传热管破裂等。 道小破口、蒸汽发生器传热管破裂等。 专设安全设施投入工作， 专设安全设施投入工作，防止或限制对环境 的辐射危害。确保反应堆结构完整性， 的辐射危害。确保反应堆结构完整性，燃料元件 损坏不得超过规定值。 损坏不得超过规定值。
核安全分析 事故分析——研究核电厂在故障工况下的行 研究核电厂在故障工况下的行 事故分析 为，是核电厂安全分析的一个重要组成部分， 是核电厂安全分析的一个重要组成部分， 安全分析的一个重要组成部分 也是核电厂设计和许可证申请程序中的重要 也是核电厂设计和许可证申请程序中的重要 核电厂设计和许可证申请 步骤。 步骤。
有关核电安全pptPPT课件
04
核电安全风险评估与控制
核电安全风险识别
核电安全风险定义
核电安全风险来源
核电安全风险是指在核电站运行、维 护、退役等过程中可能出现的不利事 件或事故，可能对人员、环境、设施 等造成危害。
核电安全风险主要来源于核电站内部 的核反应、放射性物质、以及相关设 施和操作过程。此外，外部事件如地 震、洪水、恐怖袭击等也可能对核电 站安全造成威胁。
应急电源和冷却水供应系统
确保在事故情况下，核电站有足够的 电力和冷却水供应，维持必要的安全 功能。
应急响应中心
设立应急响应中心，配备必要的设备 和人员，负责协调核电站应急响应工 作。
应急物资储备
储备必要的应急物资，如防护服、呼 吸器、探测仪器等，以备不时之需。
应急疏散区
设立应急疏散区，用于疏散周边居民 和工作人员，避免事故影响扩大。
确保在反应堆运行过程中，即使出现冷却 剂丧失事故，也能通过余热排出系统将堆 芯余热排出，防止燃料过热或熔化。
安全壳
辅助系统
用于包容和隔离反应堆厂房和放射性物质 ，防止放射性物质外泄。
包括化学水处理系统、废液处理系统、通 风系统等，确保核电站正常运行和事故情 况下安全。
辐射防护设施
辐射监测系统
实时监测核电站周围环境的辐射水平，以及工作场所和设备的辐射泄 漏情况。
标准，并设立监管机构对核电站进行安全监管。
03
国际核电安全合作
国际核电安全合作对于提高全球核电安全水平至关重要，各国之间可以
互相学习、交流经验，共同推进核电安全技术的发展。
02
核电安全设施与技术
反应堆安全设施
反应堆停堆系统
堆芯冷却系统
用于在紧急情况下迅速停止核反应，包括 控制棒插入和紧急停堆按钮等。
核电站PPT精品课件
练习：如图18-2俄罗斯的 切尔诺贝利的核电站事故 造成的辐射污染波及了白 俄罗斯、俄罗斯及乌克兰 的大片领土。各类辐射病、 癌症、神经紧张、居民被 迫疏散等后斯影响还深深 的留在人们的心中。有的 同学提出，既然核电站有 这么大的危害，就不用建 造核电站。你认为这种观 点合理吗？提出你的看法。
思考:
体外受精
动
有性生殖
物
卵生
的 生
胚胎发育方式
胎生
殖 方
卵胎生
式
分裂生殖
无性生殖
出芽生殖
当我们走过青春期之后，我们将走向成年，最 终将走向衰老与死亡。
1.衰老的概念：
衰老是身体各部分器官系统的功能逐渐衰退的过程。
2.衰老的表现：
表现有：脸上有大量皱纹，老态龙钟，年老无力， 皮肤失去弹性，钙大量流失，易骨折。行动迟缓， 反应迟钝等等。
据预测，2050年世界60岁以上老年人将达到 20亿，是2000年的3、4倍。
随着生活水平的提高，人的平均寿命也在不断地提高， 人口老龄化逐渐成为人们普遍关注的社会问题
小组讨论：
(1)你的家中有老人吗？ (2)你都为他们做了什么？ (3)你认为应如何尊重老人？ (4)在社会中我们可以为老人做些什么？
第二节 核能
一、核能：在原子核发生变化时放出的能量.
二、获得核能的两条途径是：
（1）重核的裂变
对链式反应不加控制——原子弹 控制链式反应速度——核反应堆 （2）轻核的聚变
不加控制——氢弹 可控实验装置——中国环流器1号
裂变
科学家们发现用中 子轰击铀235时， 铀核会分裂成大小 差不多的两部分， 这种现象叫做裂变
1945年8月6日名为“小男孩”的原子弹。这 个“小男孩”的巨大毁灭力，令日本广岛核 爆中心方圆2公里内所有建筑物全部被夷为 平地。
核安全文化PPT课件
26日早晨用4小时撤离核电站所在地的 25000名居民
用1216辆大型公共汽车、300辆卡车，撤离 30公里范围内的约12万名居民
400人15天内在机组下面挖建混凝土铺板， 开始建石棺
5月9日扑灭石墨引发的大火
切尔诺贝利核电站事故的技术原因
1、反应堆物理设计和停堆装置设计的严重缺陷 2、高燃耗运行工况下很大的正空泡反应性系数 3、在事故前反应堆工况下的正停堆效应 4、运行反应性裕量与反应堆保护不匹配 5、运行组织中缺乏安全文化，因而不能补救事故前
核安全文化
孙光弟 2007.5
核安全文化
1、切尔诺贝利事故的教训 2、为什么要强调核安全文化 3、什么是核安全文化 4、如何加强核安全文化
世界核电机组类型统计表
种类
运行机组
在建机组
（截止2007年5
关闭机组
型式
石墨 堆
GCR LWGR
重水 堆
快堆
PHWR FBR
沸 水 BWR 堆
压水 堆
合计
PWR
INSAG-4的定义：核安全文化是存在于单 位和个人中的种种特性的总和，它建立一种 超出一切之上的观念，即核电站的安全问题 由于它的重要性要得到应有的重视。
三、什么是核安全文化
两次严重事故的后续行动： 成立两个机构：INPO
WANO 一个专家组： INSAG 一个新的概念：安全文化 一套新的核安全标准（NUSS—SSS) 相应的配套服务：OSART, Peer Review,
1、切尔诺贝利事故的教训
1、切尔诺贝利事故的教训
正功率系数：20%功率以下以正功率系数为主
功率增加
蒸汽增加 水吸收减少 燃料吸收多 功率增加 流量下降
负功率系数：
用1216辆大型公共汽车、300辆卡车，撤离 30公里范围内的约12万名居民
400人15天内在机组下面挖建混凝土铺板， 开始建石棺
5月9日扑灭石墨引发的大火
切尔诺贝利核电站事故的技术原因
1、反应堆物理设计和停堆装置设计的严重缺陷 2、高燃耗运行工况下很大的正空泡反应性系数 3、在事故前反应堆工况下的正停堆效应 4、运行反应性裕量与反应堆保护不匹配 5、运行组织中缺乏安全文化，因而不能补救事故前
核安全文化
孙光弟 2007.5
核安全文化
1、切尔诺贝利事故的教训 2、为什么要强调核安全文化 3、什么是核安全文化 4、如何加强核安全文化
世界核电机组类型统计表
种类
运行机组
在建机组
（截止2007年5
关闭机组
型式
石墨 堆
GCR LWGR
重水 堆
快堆
PHWR FBR
沸 水 BWR 堆
压水 堆
合计
PWR
INSAG-4的定义：核安全文化是存在于单 位和个人中的种种特性的总和，它建立一种 超出一切之上的观念，即核电站的安全问题 由于它的重要性要得到应有的重视。
三、什么是核安全文化
两次严重事故的后续行动： 成立两个机构：INPO
WANO 一个专家组： INSAG 一个新的概念：安全文化 一套新的核安全标准（NUSS—SSS) 相应的配套服务：OSART, Peer Review,
1、切尔诺贝利事故的教训
1、切尔诺贝利事故的教训
正功率系数：20%功率以下以正功率系数为主
功率增加
蒸汽增加 水吸收减少 燃料吸收多 功率增加 流量下降
负功率系数：
核电站与核安全.ppt
2007-5-15
5
核安全工作室 Nuclear Safety Studio
核能在中国的优势
1.核能发展可以调整能源、电力结构
世界能源消费以石油、天然气为主体。我国能源消费一直以 煤炭为主，1997年以前约占70%以上，以后有所变化。目前 石油大量进口，已占消费量约30%，成品油价格不断上涨， 能源结构仍需继续调整。
电对环境与生态贡献将是巨大的。
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
2007-5-15
10
核安全工作室
Nuclear Safety Studio
各种发电形式的优缺点
煤：
优点
便宜、 易获得；
缺点
需要昂贵的空气污染控制； 温室效应、酸雨； 运输体系
石油/天然气：
优点
易于获得， 用于空间热源较好；
我国能源资源相对短缺，人均能源资源不足。煤炭、水力资 源虽然丰富，但煤炭人均探明储量仅为世界平均值的一半， 水力资源过分集中在西南。石油预计剩余可产储量为23.8亿吨， 人均可采储量2吨；天然气2001年剩余探明可采储量1.23万亿 立方米，为世界探明总储量158万亿立方米的0.7%；水电技 术可发电容量3.785亿千瓦，经济可发电容量为2.44亿千瓦。
2007-5-15
2
核安全工作室
Nuclear Safety Studio
我国的现状
我国2020年要全面建成小康社会，国民经济要翻两番， 人均GDP要达到3000美元，要有充足的电力供应。
到2004年已发展到4.4亿千瓦
就总量来说，已成为世界上第二电力大国 就人均占有的电力来说，只在0.34千瓦左右，不但远远低于发
16000 14000 12000 10000
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辐射防护目标
• 保证在所有运行状态下核动力 厂内的辐射照射或由于该核动 力厂任何计划排放放射性物质 引起的辐射照射保持低于规定 限值并且合理可行尽量低，合 理可行尽量低；
• 保证减轻任何事故的放射性后 果。
技术安全目标
• 采取一切合理可行的措施防止核 动力厂事故，并在一旦发生事故 时减轻其后果；
• 堆芯损伤事故的发生频率为：现有堆10－4/ 堆年、新堆10－5/堆年。
发生大量早期放射性向环境释放事故的概 率，现有堆10-5/堆年，新建堆10-6/堆年
《核动力厂设计安全规定 》，2004年4月国家核安全局批准发布
中国核安全目标: Safety Goal
总目标（最终安全目标）
在核动力厂中建立并保持对放射 性危害的有效防御，以保护人 员、社会和环境免受危害
INSAG提出了三个 统领全局的核安全 总原则
IAEA
NRC
安全目标
Safety Goal
为了对核安全的行为有个衡量标准，国 家首先要对核安全要求达到的目标提出一个 标准。这称为安全目标（safety goal）
IAEA—INSAG 的安全目标
国际原子能机构的国际原子能安全咨询委
Safety 员会的安全目标是：Goal
高温高压水
几百立方米水 153bar
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ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，600MW
10h：P/P0>1.0% ， 6MW 1w： P/P0>0.1% ， 0.6MW 30y： P/P0>0.01% ， 0.06MW (60kw) 需确保堆芯有效冷却
5.2 核电厂的安全保障
核电厂的基本安全功能 核电厂的安全保障
核电厂的基本安全功能 (Golden Rule)
Golden Rule of Reactor Safety
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
1km 安全壳
安全文化定义
Safety culture
IAEA’s INSAG gives the following official definition: (INSAG-4) "Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. "
核电厂的安全保障体系
核安全管理制度
• 核安全审查
安全目标
安全标准
核安全政策：法规、导 则、指导文件
• 核安全监督
核安全设计 核安全文化
独立的核安全监管部门
核电站安全监督管理程 序
安全设计准则
安全意识和安全行为
5.3 核安全标准（安全原则）
• 安全目标 • 安全文化 • 纵深防御
核工程导论
第五章
核安全
张继革 上海交通大学 2010年
第五章 核安全
5.1 核电站的危险来源和基本安全功能 5.2 核电安全管理 5.3 核电厂的安全保证 5.4 风险与概率
5.1 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
第三层次防御保护
• 尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未 被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件
第四层次防御缓解
• 针对设计基准可能已被超过的严重事故
第五层次防御应急
• 减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果
应用于核电厂的全部活动
多重屏障
燃料芯块 元件包壳 一回路压力边界 安全壳 放射性保护区
重叠措施的防御之下，即使有一种防御失效，亦将得
到补偿或纠正
两大方面的应用
• 多道防御 提供多层次的设备和规程
• 多重屏障 提供多道实体屏障
《核动力厂设计安全规定 》HAF102，2004
纵深防御概念－－多层次的防御
第一层次防御预防
• 防止偏离正常运行及防止系统失效
第二层次防御监测
• 检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况
ALARA
指导性指标
ALARA
所有的危害必须降低到一个水平: As Low As Reasonably Achievable 合理可行尽量低
纵深防御
理念
Defense In Depth
• 国际原子能机构核安全标准中安全原则的主要原则
• 此概念必须贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、 设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于
• 对于在设计该核动力厂时考虑过 的所有可能事故，包括概率很低 的事故，要以高可信度保证任何 放射性后果尽可能小且低于规定 限值；
• 并保证有严重放射性后果的事故 发生的概率极低
概率论安全目标(检验标准)
• 每堆年发生严重堆芯损伤事件的 频率低于10-5
• 每堆年需要场外早期响应的大量 放射性释放事件的频率低于10-6
核安全文化是存在于单位和个人的种种 特性和态度的总和，它建立一种超出一切之 上的观念，即核电站安全问题由于它的重要 性要保证得到应有的重视。
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
Nuclear chain reaction
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 3.7x1010Bq FP中：气体Kr，Xe, I 98%保留在UO2芯块中 <2 在间隙中
• 保证在所有运行状态下核动力 厂内的辐射照射或由于该核动 力厂任何计划排放放射性物质 引起的辐射照射保持低于规定 限值并且合理可行尽量低，合 理可行尽量低；
• 保证减轻任何事故的放射性后 果。
技术安全目标
• 采取一切合理可行的措施防止核 动力厂事故，并在一旦发生事故 时减轻其后果；
• 堆芯损伤事故的发生频率为：现有堆10－4/ 堆年、新堆10－5/堆年。
发生大量早期放射性向环境释放事故的概 率，现有堆10-5/堆年，新建堆10-6/堆年
《核动力厂设计安全规定 》，2004年4月国家核安全局批准发布
中国核安全目标: Safety Goal
总目标（最终安全目标）
在核动力厂中建立并保持对放射 性危害的有效防御，以保护人 员、社会和环境免受危害
INSAG提出了三个 统领全局的核安全 总原则
IAEA
NRC
安全目标
Safety Goal
为了对核安全的行为有个衡量标准，国 家首先要对核安全要求达到的目标提出一个 标准。这称为安全目标（safety goal）
IAEA—INSAG 的安全目标
国际原子能机构的国际原子能安全咨询委
Safety 员会的安全目标是：Goal
高温高压水
几百立方米水 153bar
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ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，600MW
10h：P/P0>1.0% ， 6MW 1w： P/P0>0.1% ， 0.6MW 30y： P/P0>0.01% ， 0.06MW (60kw) 需确保堆芯有效冷却
5.2 核电厂的安全保障
核电厂的基本安全功能 核电厂的安全保障
核电厂的基本安全功能 (Golden Rule)
Golden Rule of Reactor Safety
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
1km 安全壳
安全文化定义
Safety culture
IAEA’s INSAG gives the following official definition: (INSAG-4) "Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. "
核电厂的安全保障体系
核安全管理制度
• 核安全审查
安全目标
安全标准
核安全政策：法规、导 则、指导文件
• 核安全监督
核安全设计 核安全文化
独立的核安全监管部门
核电站安全监督管理程 序
安全设计准则
安全意识和安全行为
5.3 核安全标准（安全原则）
• 安全目标 • 安全文化 • 纵深防御
核工程导论
第五章
核安全
张继革 上海交通大学 2010年
第五章 核安全
5.1 核电站的危险来源和基本安全功能 5.2 核电安全管理 5.3 核电厂的安全保证 5.4 风险与概率
5.1 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
第三层次防御保护
• 尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未 被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件
第四层次防御缓解
• 针对设计基准可能已被超过的严重事故
第五层次防御应急
• 减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果
应用于核电厂的全部活动
多重屏障
燃料芯块 元件包壳 一回路压力边界 安全壳 放射性保护区
重叠措施的防御之下，即使有一种防御失效，亦将得
到补偿或纠正
两大方面的应用
• 多道防御 提供多层次的设备和规程
• 多重屏障 提供多道实体屏障
《核动力厂设计安全规定 》HAF102，2004
纵深防御概念－－多层次的防御
第一层次防御预防
• 防止偏离正常运行及防止系统失效
第二层次防御监测
• 检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况
ALARA
指导性指标
ALARA
所有的危害必须降低到一个水平: As Low As Reasonably Achievable 合理可行尽量低
纵深防御
理念
Defense In Depth
• 国际原子能机构核安全标准中安全原则的主要原则
• 此概念必须贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、 设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于
• 对于在设计该核动力厂时考虑过 的所有可能事故，包括概率很低 的事故，要以高可信度保证任何 放射性后果尽可能小且低于规定 限值；
• 并保证有严重放射性后果的事故 发生的概率极低
概率论安全目标(检验标准)
• 每堆年发生严重堆芯损伤事件的 频率低于10-5
• 每堆年需要场外早期响应的大量 放射性释放事件的频率低于10-6
核安全文化是存在于单位和个人的种种 特性和态度的总和，它建立一种超出一切之 上的观念，即核电站安全问题由于它的重要 性要保证得到应有的重视。
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
Nuclear chain reaction
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 3.7x1010Bq FP中：气体Kr，Xe, I 98%保留在UO2芯块中 <2 在间隙中