核电厂安全课件

1、核电厂中级运行,ARE/APG,ARE（主给水调节系统）：功能,主给水系统（ARE）用来向蒸汽发生器输送经过高压加热器加热的高压给水。供水量由给水流量控制系统进行调节，维持蒸发器二次侧水位在一个随汽机负荷变化所预定的基准值。 ARE系统还用于触发反应堆和汽轮机的保护系统动作。这些动作包括在RPR系统手册内，它们是： 蒸发器液位保护动作； 给水隔离阀快速关闭； 给水主调节阀和给水旁路调节阀快速关闭； 电动主给水泵跳闸； 对未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）的保护。,ARE：系统说明,给水调节阀（ARE031、032VL；ARE242、243VL） 隔离阀 。

2、并网核电厂电力生产安全管理规定（电力工业部 1997 年 4 月 28 日发布 电安生1997239 号）1 总 则. 根据国务院授予电力工业部行业安全管理的职能和国家有关的法律、法规，以及根据电力行业的有关规程、规范，结合我国电网现状、核电厂的运营体制和核电生产的特点，制定本规定。. 制订本规定的目的是通过对核电厂电力安全生产加强行业管理，促进核电厂和电网稳定运行，保障企业和社会效益。同时加强对“电力生产安全管理控制事件”（以下简称 “控制事件 ”）的调查分析，为总结经验教训，研究核电厂事故规律，提高规划、设计、施工安装、。

3、核电厂应急响应（救援）,李 向 阳 南华大学环境与安全工程学院,课程目标,学习核应急基础知识，增强对核应急工作的认识，提高核应急意识； 学习核电站应急组织的职责，熟悉核电站的应急组织机构及其分工； 学习应急响应能力的保持方法，熟悉电站日常应急准备工作； 学习应急期间的响应，掌握应急状态下非应急人员的响应行动；,什么是核与辐射应急？,应急系指一种需立即采取某些超出常规正常工作程序的行动，以避免事故、事件发生或减轻事故、事件的后果与影响的状态。 日常生活中存在各种紧急状态，例如由于火灾、有害化学物质释放、暴风雪。

4、复旦大学核电厂安全课程教学大纲课程代码 TCPH130025 编写时间 2011 年 10 月修改课程名称 核电厂安全英文名称 Nuclear plant safety学分数 2 周学时 2*任课教师 陈建新 *开课院系 核科学与技术系预修课程核物理、核技术概论、辐射防护、核物理实验方法、核电子学、核相关基础实验、核电与核能等课程。课程性质：核技术专业“核能物理与技术”方向模块课程。教学目的：通过本课程的学习，使学生掌握核安全的基本概念、核安全的基本理论、辐射防护的知识，了解核安全文化的意义，理解建立“核电厂安全文化”的重要性，培养学生综合利用知识。

5、1,核反应堆工程案例分析,2,核电厂全景,3,核电厂安全案例分析,前言 一 背景知识 二 案例分析,4,前言,核电厂和其它工业生产活动一样，不可避免地会发生设备失效、人员差错、意外、灾害等事件。核能：最危险/最安全的能源，一种事物矛盾体的两方面核电厂严重事故后果可以引发世界性灾难；核能是世界公认有发展前途的清洁能源。 核电厂安全：取决于人类智慧和驾驭核能的能力 核电厂经验反馈/案例分析：化废为宝；吃一堑长一智把灾害变成财富的手段 -也是核电厂安全水平和经济效益提高的驱动力：经验反馈；科技进步是核电厂性能不断改进的两只。

6、1 根本原因分析 避免同样或类似故障重复发生的一种解决设备故障问题的分析技术 内容 1 找出故障的故障机理和根本原因 通过一整套系统化 逻辑化 客观化 规范化的分析方法 2 消除这些根本原因 通过制定合理的纠正行动 基本特性 1 一种明确的 基础性的原因 2 可以用适当的方法识别出来 3 可以被管理者控制的 4 存在直接的解决方法 RCA事故分析方法 FMEA方法 故障模式影响分析法 改进的FME。

7、,核电厂退役探讨,定义：核电厂退役是指核电厂使用期满或其他原因( 如技术已经落后或事故等) 停止运行，永不再使用，为了保证工作人员和公众不受剩余放射性物质及其它潜在风险的危害，而对这样的核电厂有计划地实施必要的善后处理，使其安全永久地退出服役的过程。目的：是实现场址不受任何限制的开放使用。,1973 年9 月国际原子能杌构( IAEA) 首次提出核电厂退役课题。之后，各有核电的国家对核电厂退役均给予极大的重视，并组织相关机构研发新的技术和方法。,退役的方式立即拆除：停堆后把乏燃料元件运出场地，封存3 年左右立即开始拆除。

8、1、 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质 2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热 3)反应堆存在大量的高温高压水 4）反应堆功率可能迅速升高。2、 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习。

9、1 根本原因分析：避免同样或类似故障重复发生的一种解决设备故障问题的分析技术。内容：（1） 、找出故障的故障机理和根本原因(通过一整套系统化、逻辑化、客观化、规范化的分析方法)（2） 、消除这些根本原因（通过制定合理的纠正行动）基本特性：（1） 、一种明确的、基础性的原因（2） 、可以用适当的方法识别出来（3） 、可以被管理者控制的（4） 、存在直接的解决方法RCA 事故分析方法：FMEA 方法（故障模式影响分析法）改进的 FMEA 方法因果关系法替代分析法1 、FMEA 方法：内容：对装备个组成单元的故障模式及其影响进行分析，并按。

10、第四节 核电厂设备安全功能及分析核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为“ 安全等级 ”。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。为保证必要的安全性，执行。

11、核电厂设计安全规定(国家核安全局 1991 年 7 月 27 日发布 国家核安全局令第 1 号)本规定自 1991 年 7 月 27 日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。这些要求的适用范围包括安全重要的构筑物、系统和部件以及有关规程和程序。规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。附录 I 所列安全导则是对本规定的说明和补充。本规定适用于核电厂设计、制造、建造、运行和监督管理。1.2 范围本规定阐述了构筑。

12、第七章 核电厂辐射防护与监测,7.1 压水堆核电厂的核辐射 7.2 核电厂核辐射的防护 7.3 放射性辐射的监测,压水堆核电厂运行过程中产生大量放射性的废气、废液和固体废物。为防止放射性物质不受控制地进入环境，对人类造成危害，必须加强对各类核辐射的防护与屏蔽，对核电厂的放射性废物采取有效的处理和处置，以控制对环境的影响。,事故情况下放射性释出物的辐射后果,1. 放射性物质的释放机理 （1）气隙释放 （2）熔化释放 （3）汽化释放 （4）蒸汽爆炸释放,放射性物质向主回路系统的释放,事故情况下放射形物质穿透三道安全屏障向环境释放的。

13、核电厂的辐射安全,放射性活度放射性核素在单位时间内发生核衰变的数目即衰变率，称为放射性活度，用符号A表示 国际制单位叫做贝可，用符号Bq表示，1Bq 1次衰变秒旧有的专用单位是居里，用符号Ci表示， 1Ci 3.7215;1010次衰变秒,。

14、国际原子能机构 安全标准 保护人类与环境 安 全 导 则 第 XS-G-0.0 号 安 全 要 求 国际原子能机构 维也纳 通过国际标准实现安全 国 际 原 子 能 机 构 安 全 标 准 丛 书 第 XS-G-0.0 号 “国际原子能机构的标准已经成为促进有益利用 核和辐射相关技术全球安全机制中的一项重要内容。 “国际原子能机构的安全标准正在适用于核电生 产以及医学、工业、农业、研究和教育，以确保对人 类和环境的适当保护。 ” 国 际 原 子 能 机 构 总 干 事 穆 罕 默 德 埃 尔 巴 拉 迪 国际原子能机构 安 全 标 准 国 际 原 子 能 机 构 安 全 标 准 丛 。

15、2019/9/25,核电厂系统和部件的核安全分级,1,核电厂系统与部件的核安全分级,2019/9/25,核电厂系统和部件的核安全分级,2,第1节 总论 1.1 目的,压水堆核电站设计中采用了纵深防御的原则。从安全角度讲，对一个核电站应考虑以下两个主要问题：(1) 它构成了一个辐射源；(2) 它通常产生是可控的放射性释放；在特殊情况下，如在偶发事件或事故下，会造成不可控释放。,2019/9/25,核电厂系统和部件的核安全分级,3,从这个观点出发，核电站的安全根据纵深防御原则应包括如下三个层次，即：第一层，电站的设计与建造质量要保证在正常运行和正常瞬态运。

16、核反应堆安全学,第二章 核电厂安全设计,杨燕华 上海交通大学核科学与工程学院 2009年8月,第二章 核电厂安全设计,2.1 核电厂基本设计原则 2.2 核电厂安全设计要求的改进 2.3 核电厂安全系统,2.1 核电厂安全设计原则,核电厂安全设计原则,安全设计总原则 辐射安全准则 基本设计原则 基本设计准则 质量保证,核电厂安全设计总原则,纵深防御基本安全原则 多级防御 多道屏障 单一故障准则 设计基准事故准则,安全原理,系统设备的可靠性设计准则,第一道防线预防事故（预防） 设计偏安全 质量保证系统 安全标准 第二道防线监测事故（监测） 检测和纠。

17、6.1 各类运行工况的安全准则正常运行与运行瞬变：燃料不应受到损坏；不应要求启动任何保护系统或专设安全设施。预期运行事件：燃料不应受到损坏；任何一道屏障不应受到损坏（屏障本身出故障除外）；采取纠正措施后机组应能重新启动；不应发展成为后果更为严重的事故,第6章 核电厂典型事故,稀有事故：一些燃料元件可能损坏，但其数量应是有限的；一回路和安全壳的完整性不应受到影响；不应发展成为更为后果更为严重的事故。极限事故：燃料元件可能有损坏，但数量应有限；一回路、安全壳的功能在专设安全设施作用下应能保证。,6.2 三道屏障。

18、第三章 核电厂的安全设计 -第二节 核电厂安全设计原则,内容提要： 三里岛、切尔诺贝利、福岛事故简要回顾 三道屏障和五个层次的纵深防御 单一故障原则,三里岛事故,1979年3月28日，美国三哩岛核电站2号机组满功率运行。凌晨4点，二回路的水泵发生故障后，二回路的事故冷却系统自动投入，但因前些天工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开，致使这一系统自动投入后，二回路的水仍断流。导致一回路升温升，进而触发反应堆自动停堆，卸压阀也自动打开。,三里岛事故,同时，当反应堆内压力下降至正常时，卸压阀由于故障未能自动回座，使堆芯冷却。