1、核动力工程与辐射科学,（上）,匡 波上海交通大学 核科学与工程学院 2012年,第五章 核安全,何谓核安全问题 ? 以核电站为例, 核电站区别于常规电厂的特殊安全问题： 核电站有可能发生比设计功率高得多的超功率事故，对控制要求特别高。 剩余发热很强，需要长期冷却。 放射性（运行、停闭），需要屏蔽。 产生大量放射性废物，必须妥善处置。, 核安全问题如何减少由于事故工况下不可控的放射性核素的释放对工作人员、居民和环境造成的危害就成为核电厂区别于常规火电厂的核安全问题。, 核电站的风险：事故工况下不可控的放射性核素的释放。,5.1 核电站风险的来源,人类生活在一个充满风险的社会中！,地震,台风,疾病
2、,晒太阳,汽车,火车,炸药,战争,睡觉,社会不安定,劳动,科学探索, ,任何情况下不能有放射性物质泄漏,放射性,放射性,怎样安全才是足够安全？, 从理论上来说，核电厂并非100地安全。 从科学的角度看，人们能做的只是将风险降得更低。(可接受的风险) 如何以合理可行的手段尽可能降低风险，就构成了核安全的目标。,How Safe is Safe Enough?,风险与利益的平衡,风险的概念, 所谓风险是指：人们从事某项活动，在一定时间内给人类带来的危害。,个人风险:单位时间内由于发生某一确定事件而给个人造成的后果。 社会风险：对整个社会群体造成的后果。, 风险主要包括：经济损失和人员伤亡两个方面。
3、,核安全与风险,可接受的风险值 关于核电厂可接受的风险值，美国一般取每人每年死亡概率小于10-7（据美国统计资料：美国社会现有事故风险水平为610-4）。, 安全是什么？安全不是目的，安全是达成某种目的所必需的前提条件。 安全是使特定工业或社会活动风险可知可控的方法与手段。 安全工作以促进社会生产力的进一步提升为最终目的。所有人类社会活动都存在着危险，即不安全因素，关键在于其效益、危险的程度和发生的可能性能否被接受。 这就要求安全工作首先要对风险进行分析和评价，使之可知；然后选用特定的措施来进一步防范或减小其后果，使风险成为可控，满足人们的可接受性。,核电危险性的本质, 核裂变 强放射性 高温
4、高压水 剩余反应性 衰变热,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 裂 变,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3.71010Bq FP中：裂变气体Kr，Xe，I；98%保留在UO2燃料芯块中；2%在包壳与燃料芯块的间隙中。,高温高压水,几百立方的高温高压水；15.5MPa,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 需通过反应性补偿来抑制初始剩余反应性（采用中子吸收体）,衰 变 热, 裂变产物 、 射线 放出热量
5、（衰变热） 有些裂变产物的半衰期很长 例，600MW10 hours：P/P01.0% ， 6MW1 week： P/P00.1% ， 0.6MW30 years： P/P00.01% ，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 (Golden Rule), 反应性控制 (Control) 反应堆反应率可控 余热排出 (Cool) 燃料有效冷却 放射性包容 (Contain) 放射性无泄漏,Golden Rule of Reactor Safety,核电厂的安全保障体系,核安全管理 核安全审查 核安全监督 核安全设计 核安全文化,安全目标
6、安全标准 核安全政策：法规、导则、指导文件 独立的核安全监管部门 核电厂安全监督管理程序,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 (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(IAEA)的国际原子能安全咨询委员会(INSAG)安全目标是： 堆芯损伤事故的发生频率（CDF）为：现有堆10-4/堆年，新建堆10-5/堆年。, 发生大量早期放射性向环境释放事故的概率（LERF），现有堆10-5/堆年，新建堆
7、10-6/堆年。,中国的核安全目标,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； 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； 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
8、重堆芯损伤事件的频率低于10-5/堆年 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/堆年,ALARA,核动力厂设计安全规定 ，2004年4月国家核安全局批准发布,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,安全文化 (Safety Culture),IAEA- INSAGs official definition: (INSAG-4)“Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations a
9、nd individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. “,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。,安全文化的提出, 1970年代 对投运核电厂的运行安全几种技术上的可靠性、设备与程序的质量，认为所有可能发生的意外均在设计考虑中。 1980年代 人因
10、（核电站历史上的两大事故对核安全思想的发展有着重大的影响） 三哩岛事故：电厂设计本身存在缺陷-人机接口不完善，相关仪表指示不能真实反映实际的物理现象；人员培训不足、相应的事故处理规程不完备、工作方法不当以及缺乏足够经验。 切尔诺贝利事故：事故处置过程暴露了核安全意识的淡薄。运行操纵员及管理的失误原设计上的错误导致堆芯大部分放射性产物释放、人员伤亡的惨痛悲剧。 以人因失误为主要对象，寻找通过组织管理减少人因失误，增加作为程序的使用者的可靠性的方法。 1990年代 安全文化 / IAEA-INSAG-4核安全文化是存在于单位和个人中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，即核电厂安全
11、问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。,核安全文化的内容,探索的工作态度：把要做的写下来（编写程序、风险分析）Questioning attitude 严谨的工作方法：按照所写的去做（严格遵守程序）Rigorous and prudent approach 互相交流的工作习惯：做完后及时总结（写报告、反馈）Communication这就是安全文化,核电站工作的三项基本原则,纵深防御 (Defense In Depth), 理念 国际原子能机构核安全标准中安全原则的主要内容 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重叠措施的防御之下，即使有一
12、种防御失效，亦将得到补偿或纠正 两方面的应用 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,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 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,核动力厂设计安全规定 HAF102，2004,应用于核电厂的全部活
13、动,多道屏障,第1道屏障：燃料芯块 第2道屏障：元件包壳 第3道屏障：一回路压力边界 第4道屏障：安全壳,防止放射性物质外泄的4道实体屏障,5.4 核安全管理,核安全管理体系,国际原子能管理部门,监督和指导,培 训,核安全法规,OBJECTIVE OF NUCLEAR LAWTo provide a legal framework for conducting activities related to nuclear energy and ionizing radiation in a manner which adequately protects individuals, propert
14、y and the environment. （IAEA-International Atomic Energy Agency）为与核能和电离辐射相关的活动提供法律框架，使其能充分保障个人、财产和环境的安全。,基本目的,核安全法规,核安全法规和导则体系,国内法规,核安全法规系列（一）,HAF 0xx/yy/zz - 通用系列包括了国务院发布的核安全监督管理条例、应急响应等方面的行政法规及其实施细则，和核电厂质量保证安全规定及其导则等法律文件 HAF 1xx/yy/zz - 核动力厂系列包括了国家核安全局制定的适用于核动力厂选址、设计、运行和退役等方面管理的部门规章 HAF 2xx/yy/zz
15、- 研究堆系列包括了国家核安全局制定的适用于研究堆选址、设计、运行和退役等方面管理的部门规章 HAF 3xx/yy/zz - 核燃料循环设施系列包括了国家核安全局制定的适用于核燃料循环设施选址、设计、运行和退役等方面管理的部门规章,按照法规的适用性，核相关行政规章、部门规章和导则分成8个系列,核安全法规系列（二）,HAF 4xx/yy/zz - 放射性废物管理系列包括了国家核安全局制定的适用于放射性废物处置、保存、运输等方面管理的部门规章 HAF 5xx/yy/zz - 核材料管制系列包括了国务院发布的核材料管理、运输及许可证制度等方面的行政法规及其实施细则等 HAF 6xx/yy/zz -
16、民用核承压设备监督管理系列 中国对于核承压设备的设计、制造、安装实施许可证制度，只有取得许可证后方能从事相应的核承压设备设计、制造、安装等工作 这个系列包括了国家核安全局制定的适用于核承压设备设计、制造、安装等方面管理的部门规章 HAF 7xx/yy/zz - 放射性物质运输管理系列,相关部门规章 安全规定,核电厂厂址选择安全规定 （HAF101） 核动力厂设计安全规定 （HAF102） 核动力厂运行安全规定（HAF103）附件一核电厂换料、修改和事故停堆管理 （HAF103/01） 核电厂质量保证安全规定 （HAF003） 核电厂放射性废物管理安全规定 （HAF401） 民用核承压设备安全监
17、督管理规定 （HAF601） 研究堆设计安全规定 研究堆运行安全规定 民用核燃料循环设施安全规定（HAF301）民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法（HAF602） 民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考试和取证管理办法 （HAF603）,相关部门规章实施细则,中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发 （HAF001/01）附件1：核电厂操纵人员执照的颁发和管理程序（HAF001/01/01）中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二 核设施的安全监督 （HAF001/02） 附件一 核电厂营运单位报告制度（HAF001/02/
18、01） 附件二 研究堆营运单位报告制度 附件三 核燃料循环设施营运单位报告制度 核电厂核事故应急管理条例实施细则之一 核电厂营运单位的应急准备和应急响应 （HAF002/01）中华人民共和国核材料管制条例实施细则（HAF501/01）民用核承压设备安全监督管理规定实施细则 （HAF601/01）,安全导则（Safety guidelines）,安全导则是部门规章的补充，是更低一层次的规定。每一个规定提出的核安全要求可以从相应的导则中找到这些核安全要求的具体描述和实现的方法。它从某种意义上具有法规相同的效力；但是导则所提供的技术要求可以用不同于导则的方法来达到，但必须提供足够的证据以证明不同于导
19、则的方法可以达到与导则所提供的方法相同的安全性。,中国核设施核安全管理层次,根据“中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例”（HAF001）的规定，中国大陆核设施的核安全管理分为三个层次:核安全监管机构 核设施主管部门 (核行业主管部门) 核设施营运单位,核能政府管理部门,行业主管部门,安全监督管理部门,国防科工局、能源局,国家核安全局（司）,国家环保总局,地方监督站,核能发展部门,核安全管理部门,相互独立,国家发改委,国家原子能机构,public authority,regulatory body,核设施主管部门 （行业主管部门）, 我国的核行业主管部门 国防科工局、能源局 中国原子能机构C
20、AEA (China Atomic Energy Administration)（对外） 基本职能 核设施营运单位的上级行政管理部门 负责核电厂的安全管理 接受国家核安全局的核安全监督,中国原子能机构（CAEA）, 中国原子能机构是中国核行业的主管部门（对外） 基本职能 负责中国和平利用原子能事业的发展、有关法规的制定、核材料管制； 代表中国政府参加国际原子能机构及其活动。,核安全监管机构,国家核安全局、国家环境保护总局、卫生部对核电厂的核安全、环境保护、职业工作人员和公众的剂量、卫生和健康状况实施监督管理 国家核安全局（NNSA） 代表国家对全国核电厂行使核安全监督职能，行政上隶属于国家环境
21、保护总局；职能：安全审查、监督；组织起草制定方针、政策、法规；调查处理核安全事故，监督指导应急计划；主持核安全相关研究；参与出口项目许可证批准与管理；核安全国际合作。 国家环保部 对全国环境保护工作实施统一监督管理。各省市均设有环境保护部门 卫生部 对全国卫生工作实施统一监督管理，各省市均设有卫生监督部门。,核设施营运单位及职责, 是核设施的所有者 直接负责所营运核设施的安全 核安全方面的主要职责 遵守国家的有关法律、行政法规和技术标准，保证核设施的安全； 接受国家核安全局的核安全监督，及时、如实地报告安全情况，并提供有关资料； 对所营运核设施的安全、核材料的安全、工作人员和公众以及环境的安全
22、承担全面责任，并为履行该责任提供足够的资源,核安全管理的主要方式, 许可证制度 核安全审评 核安全监督,许可证制度, 核设施建造许可证 核设施运行许可证 核设施操纵员执照 核材料许可证 核承压设备活动资格许可证 其它需要批准的文件 环境影响报告书,许可证申请和审批过程,例 核电厂许可证申请与颁发的五个阶段： (1) 核电厂选址：国家发改委收到核电厂环境影响评价报告批准书（国家环保局）、核电厂厂址安全审查批准书（国家核安全局）后，批准可行性研究报告； (2) 核电厂建造：业主向国家核安全局提交核电厂建造申请书、初步安全分析报告，核安全局评审，颁发核电厂建造许可证，浇灌核岛第一罐混凝土； (3)
23、核电厂调试：业主向国家核安全局提交核电厂首次装料申请书、最终安全分析报告等资料，核安全局评审，颁发核电厂首次装料批准书，批准首次装料，调试，提升至满功率，进行12个月试运行； (4) 核电厂运行：业主向国家核安全局提交核电厂运行申请书、修订的最终安全分析报告等资料，核安全局评审，颁发核电厂运行许可证批准正式运行； (5) 核电厂退役：业主获得国家核安全局颁发的核电厂退役批准书（临时），开始退役活动。获得核电厂退役批准书后，正式退役。,核安全审评,核安全审评目的和手段 通过对下列事项技术审查，决定核设施的安全状况和管理是否满足核安全法规的要求 核设施的设计、建造、调试、运行状况 核设施的管理 核
24、设施发生的事件、不符合项 审评结论是颁发各类许可证和批准核设施进行相关活动的主要依据 评审成员 由国家核安全局负责组织 核安全审评中心进行技术审查 必要时，请国际、国内专家和组织提供咨询意见,重要的核安全审评 核设施初步安全分析报告的审评 核设施最终安全分析报告的审评 核设施设计修改的审评 核设施特许申请的审评 核设施事件的审评 审评的依据 中国的核安全法规 国家的与原子能、辐射防护、环境保护、公安、卫生和交通等有关的其它法律与法规 核安全局认可的国家技术标准（如GB系列）和国际通用的技术规范（如SRP、ASME、RCC规范等）,核安全监督,核安全监督检查的目的 及时发现核设施的安全问题 核安
25、全管理要求方面存在的问题 核设施存在的核安全隐患 督促营运单位及时纠正问题 不满足核安全法规的问题 不满足国家核安全局审查批准的技术文件要求的问题 必要时采取强制措施 如停止运行 监督形式 日常监督 例行/非例行检查,5.5 核电厂的安全性能,反应堆会象原子弹那样爆炸吗？,原子弹爆炸,反应堆堆芯,?,Answer:,NO,反应堆不会发生核爆炸的原因,低浓度核燃料 燃料之间是有一定距离 裂变反应使用的是慢中子 自稳定特性,反应堆中为低速可控的链式反应：, 但是，核事故还是有可能发生的，有的甚至会很严重!例如，三哩岛事故、切尔诺贝利事故，等。,核事件的分级,世界上曾发生过的严重事故,三里岛事故（五
26、级）,切尔诺贝利事故（七级）,三哩岛事故,堆芯内上定位栅板几乎未受影响 堆芯上部则有一个1.5米深呈半球形的空穴，其体积相当于堆芯总体积的四分之一 空穴底部堆积着一层约0.6米厚的堆芯碎片，内含UO2、锆合金和不锈钢,三哩岛2号机组堆芯损坏状态,切尔诺贝利核电站事故,1986年4月26日，前苏联切尔诺贝利核电站，发生了反应堆问世以来的最大事故； 切尔诺贝利事故释放的碘-131，比1979年美国三哩岛事故多40多万倍； 切尔诺贝利事故死亡31人，入院治疗者更多； 切尔诺贝利事故后，疏散了10多万人，出动了 300多架次飞机，空投5000多吨物质覆盖反应堆，事故后19天，前苏联最高领导才宣布最严重
27、的情况已经过去。,“石棺” 钢筋混凝土封起来的切尔诺贝利核电站4号机组,图为用钢筋混凝土封起来的曾经发生核泄露的切尔诺贝利核电站4号机组。,福岛核电厂事故,核安全设计,反应堆的自然防护能力：当链式裂变反应加速时，核燃料能自动并且瞬时地产生一种“阻力”（负反应性），使裂变反应减速，防止发生核功率激增。,反应堆的抵抗事故的能力,多样性,多重性,独立性,失效安全,可在线实验,核电厂安全设计理念,安全设计准则 单一故障准则 多重性原则 多样性原则 独立性原则 故障安全设计 设计基准事故 严重事故对策,单一故障准则 Single Failure Criterion,单一故障：导致某一部件不能执行其预定安
28、全功能的一种随机故障。 单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。,冗余性原则 Redundancy Principle,适用于安全系统。内容：设计中留有冗余度，即系统是双重或多重配置的，单一部件的失效不会使整个系统失去功能。作用：一套设备出现故障或失效是可承受的，不致于导致功能的丧失例：在某一特定功能可由任意2台泵完成之处，设置3台或4台泵。为满足多样性要求，可采用相同的或不同的部件。,多样性原则 Diversity Principle, 应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。 设置多重
29、部件或系统； 这些部件或系统具有不同属性。 获得不同属性的方法： 不同的工作原理； 不同的物理变量； 不同的运行条件； 不同制造厂的产品等。,common cause failure,独立性原则 Independency Principle,为提高系统可靠性，防止发生共因故障或共模故障，系统设计中通过功能隔离或实体隔离，实现系统布置和设计的独立性。,common cause failure,故障安全原则 Fail-Safe Design,在设计核电厂的安全重要系统和部件时，应尽可能贯彻故障安全原则，即系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。如： 停堆控制系统，发生
30、故障时，反应堆即进入停堆状态； 如果阀门开的状态为安全，则阀门故障时，自动保持在开的位置。,固有安全性设计原则 Inherent Safety Characteristic, 世界核电厂已累积10000堆年的运行时间，核电厂的运行记录是良好的。 但是，三哩岛与切尔诺贝利事故的发生，说明由于核电厂系统极其复杂，核电厂安全性取决于工程安全性。 在核电安全设计上重要的是要充分采用固有安全性。,什么是固有安全特性,当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。,负反应性温度系数、多普勒效应控制棒组件重力插入堆芯安注箱自然循环泵的惰转,
