核安全讲义Word格式.docx

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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351718MW，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1000MW的反应堆内，裂变产物放射性将高达1020Bq。

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。

衰变热的定量计算由魏格纳-韦（Wigner-Way）公式给出：

（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。

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。

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。

纵深防御的基本安全原则，包含了在放射性裂变产物与人所处的环境之间设置的多道屏障以及对放射性物质的多级防御措施。

一、多道屏障

为了阻止放射性物质向外扩散，轻水堆核电厂结构设计上的最重要安全措施之一，是在放射性裂变产物与人所处的环境之间，设置了多道屏障，力求最大限度的包容放射性物质，尽可能减少放射性物质向周围环境的释放量。

最为重要的是以下三道屏障。

第一道屏障是燃料元件包壳。

轻水堆核燃料采用低富集度二氧化铀，将其烧结成芯块，叠装在锆合金包壳管内，两端用端塞封焊住。

裂变产物有固态的，也有气态的，它们中的绝大部分容纳在二氧化铀芯块内，只有气态的裂变产物能部分地扩散出芯块，进入芯块和包壳之间的间隙内。

燃料元件包壳的工作条件是十分苛刻的，它既要受到中子流的强烈辐照、高温高速冷却剂的腐蚀、侵蚀，又要受热的和机械应力的作用。

正常运行时，仅有少量气态裂变产物有可能穿过包壳扩散到冷却剂中;

如包壳有缺陷或破裂，则将有较多的裂变产物进入冷却剂。

在设计反应堆时，假定条件是有1%的包壳破裂和1%的裂变产物会从包壳逸出。

据美国统计，正常运行时实际最大破损率为0.06%。

第二道屏障是一回路压力边界。

压力边界的形式与反应堆类型、冷却剂特性以及其他设计考虑有关。

压水堆一回路压力边界由反应堆容器和堆外冷却剂环路组成，包括蒸汽发生器传热管、主泵、稳压器以及连接管道。

为了确保第二道屏障的严密性和完整性，防止带有放射性的冷却剂漏出，除了设计时在结构强度上留有足够的裕量外，还必须对屏障的材料选择、制造和运行给以极大的注意。

第三道屏障是安全壳，即反应堆厂房。

它将反应堆冷却剂系统的主要设备（包括一些辅助设备）和主管道包容在内。

当事故（如失水事故、地震）发生时，它能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去，是确保核电厂周围居民安全的最后一道防线。

安全壳也可保护重要设备免遭外来袭击（如飞机坠落）的破坏。

对安全壳的密封有严格要求，如果在失水事故后24小时内安全壳总的泄漏率小于0.3%安全壳内所含气体的质量，则认为达到要求。

为此，在结构强度上应留有足够的裕量，以便能经受住冷却剂管道大破裂时压力和温度的变化，阻止放射性物质的大量外逸。

它还要设计得能够定期地进行泄漏检查，以便验证安全壳及其贯穿件的密封性。

除了上述三道实体屏障之外，每个核电厂周围都有一个公众隔离区。

核电厂选址又应与居民中心保持一定的距离。

这样，可对释放出的任何载有放射性气体提供大气扩散以及自然消散的途径，并在万一发生严重事故时有足够疏散居民的时间。

核电厂附近的居民一般较少，要易于疏散。

二、多级防御措施

为了保证上述三道屏障在核电厂正常运行或事故工况下的有效性，当前在核电厂设计中广泛采用了纵深防御原则。

它包括三道相继深入而又相互增援的设计防御措施，以此来保证核电厂的安全。

第一道防御主要考虑对事故的预防。

它要求核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。

为此，必须为核电厂建立一整套质量保证和安全标准。

第二道防御的任务是对事故的监控。

防止运行中出现的偏差而发展成为事故，这由所设置的可靠保护装置和系统来完成。

在设计中设置了必需的保护设备和系统，它们的功能是探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作。

这些系统必须按保守的设计实践设计，必需留有足够的安全裕量并应配有重复探测、检查和控制手段，各种测试仪表必须具备较高的可靠性。

第三道防御的任务是用来限制事故的后果，是对于前两道防御的补充，以保障公众的安全。

它专门用于对付那些几乎不可能发生但从安全角度又必须加以考虑的各种事故。

为此，核电厂配置了必需的专门安全设施，以便对付这些假想事故。

轻水堆的典型假想事故有：

一回路或二回路管道破裂、燃料操作事故、弹棒事故等。

除停堆系统外，轻水堆的专设安全设施包括：

安全注射系统（又称应急堆芯冷却系统）、辅助给水系统、安全壳及安全壳喷淋系统、应急电源、消氢系统等。

专设安全设施应能把假想事故的后果降低到可以接受的水平，这是衡量一种堆型是否安全的重要标志。

第四道防御为应急计划。

对每个核电厂均应制订应急计划，以便万一发生严重事故、造成大量放射性外逸时，能对附近居民实行屏蔽、撤退、供给药物，并对食物进行封锁，使损害降到最小限度。

为了保证对核安全至关重要的系统的可靠性，应采用单一故障准则，以保证在它的某部件出现故障的情况下，也能确保它的功能。

单一故障：

是使某个部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发性故障。

在工程实际中，为了遵循单一故障准则，要求应用以下几个原则：

1.安全系统应按冗余原则设置：

为了提高系统的可靠性，往往增设一个或几个功能完全相同的冗余通道。

每个通道彼此独立，其中任一通道故障，并不损害系统应有的保护功能。

为使反应堆有高度的连续运行性能，这些多重通道一般又按照“三取二”或“四取二”逻辑组合。

2.保护参数应具有多样性：

即针对反应堆每一种事故工况，设置几个保护功能相同的保护参数，即使在某一保护参数的全部保护通道同时失效的最坏情况下，仍能确保反应堆安全。

例如在压水堆电厂中，超核功率保护、超进出口温差保护和超功率温差保护就是一组互为补充的多重保护参数。

它们从不同的角度出发，确保在事故工况下，不至于因偏离泡核沸腾比DNBR<

1.3（由W-3公式算得）而引起部分燃料元件烧毁。

3.失效安全原则：

即当设备故障时，应使设备处在有利于反应堆安全的状态下。

例如，反应堆正常运行时，安全棒应提出堆芯，当控制棒电源故障时，安全棒就落入堆芯，使反应堆停闭，确保反应堆安全。

4.各保护通道应具有独立线路：

各通道由独立线路供给可靠仪表电源（安全级）。

并应考虑实体隔离，如连接导线应处在不同的电缆槽中，通过不同的安全壳贯穿件等。

对核电厂造成侵害的外部或内部的原因如下：

外部意外侵害的原因：

地震、飞机坠落、工业环境（爆炸等）、水灾和冰冻。

内部意外侵害的原因：

火灾含高能量管道的破裂、来自汽轮机组的飞射物、厂内其它的飞射物和

厂内水灾

各种意外侵害的程度并不相同，对这些意外侵害应作深入的研究，以估计其危险性，并确定最合适的保护措施，保证在任何情况下都能有效地控制反应性，确保对堆芯的冷却以及包容放射性产物。

1.地震

国际原子能机构IAEA规定，核电厂设计应按当地最大地震烈度提高1度来计算安全停堆地震SSE（SafeShutdownEarthquake）。

2.飞机坠落

为防止一架飞机（或航空器）坠落于核电厂，核电厂的反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房的计算必须考虑这两种飞行物的撞击，用于保证安全功能的建筑及必要的设备必须得到足够的保护，如核实安全设施的掩体应采用钢筋混凝土结构，应急电源—两台柴油发电机组应分散安装在不同的房间内。

3.工业环境

必须对核电厂厂址周围有无可能引起爆炸的工业项目（输油或输气管道、爆炸性物品运输车船、武器仓库等）进行评估，确认无可能危及核电厂安全的工业设施。

4.水灾

严重的水灾将使那些与核安全有关的设施与供电设备有丧失其功能的危险。

核电厂为防止发生灾难性决堤时，洪水瞬时涌出淹没厂区，厂区应筑有护堤。

5.火灾

核电厂应制定规程和设置完善的消防设施，以防止火灾的发生和限制火灾的后果，以达到维持核安全功能的完整性、限制设备的损坏程度和确保人身安全等目的。

为此，核电厂必须具备一整套的预防措施，于厂区各部门和建筑物内分布有烟、火、温度火灾探测器，以及合理的灭火方法和加强人员的训练等。

6.高能量管道的破裂

核电厂对高能量管道的安装采用了地理位置的分隔、防电装置的安装和固定，以限制管道移位或断裂情况下对系统或相关部分的影响。

7.来自于汽轮发电机组的飞射物

来自于汽轮发电机组的飞射物对反应堆厂房的危险性必须加入评价。

从核安全上来讲同样适合于重要设备的防护。

第四节设计基准事故准则――核电厂安全设计原则

压水堆核电厂的安全设计原则，多数国家采用了以设计基准事故为基础的准则。

所谓设计基准事故（DBA，DesignBasisAccident）或称最大可信事故（MCA，MaximumCredibleAccident）是指在同一概率等级的所有事故序列中，选择一个参考的假想事故作为设计基准，认为所设置的安全设施若能防范这一事故，就必定能防范其他各种事故。

至于较设计基准事故更为严重的事故，则因其发生的概率太低而认为是不可信的，不予考虑。

设计必须确保在发生DBA时，核电厂运行人员和周围居民的辐射剂量低于国家安全当局的规定限值，也就是对放射性物质的逸出有足够的防御。

以设计基准事故为基础的安全评价方法称为确定论评价法。

现在各国所制订的核安全法规及对核设施的审批，均基于上述设计原则。

对压水堆核电厂来说，将主冷却剂管段双端断裂作为最大可信事故，在设计中必须认真考虑，并加以严密的设防。

而对诸如压力容器破裂等更为严重的事故，在安全评价中不予考虑。

1979年美国三哩岛核电厂事故的主要原因是由于人们对过渡工况和小破口失水事故的现象缺乏充分的了解，造成操作人员判断错误，操作的一再失误使原来并不严重的事故一再扩大，成为商业核电史上一次严重的堆芯损坏事故。

由此使得以概率风险理论对核电厂安全性进行评价的概率安全评论法（PSA，ProbabilitySafetyAssessment）受到了重视。

概率安全评价法应用概率风险理论对核电厂安他性进行评价，它认为核电厂事故是个随机事故，而事故发生的概率有大小之别。

一座核电厂可能有成千上万种潜在事故，则事故对社会所造成的危害理应用所有潜在事故后果的数学期望值来表示，这个数学期望值就是风险。

通常风险R定义为事故发生概率P和事件后果幅值C的乘积，即：

R=P×

C上式中，P—事故发生概率，用以评价不同类型事故发生的危险性；

C—事故的后果，它从社会或个人角度，估价某种事故造成的损害（致死致伤人数，或经济损失数）。

例如，对生活在反应堆周围的居民来说，由于反应堆（100座）每年致死的概率为，致伤概率为;

则100座反应堆附近1500万居民中，每20年就可能有1人死亡，2人受伤。

1.核电厂风险评价的主要任务：

（1）识别核电厂的潜在事故，确定潜在事故的发生概率和放射性物质的释放量;

（2）根据任务

（1）所决定的源项，计算环境中放射性物质的分布以及它对核电厂周围的居民健康和财产的影响;

（3）综合任务2所算出的结果，求出潜在核事故产生的总风险，并把这些结果与非核风险进行比较。

2.风险评价的基本步骤：

（1）确定能导致核电厂向环境释放放射性物质的一切潜在事故，作为风险分析的初因事件。

（2）以事件树为工具，把初因事件逐级展开，找出能向环境释放放射性物质的一系列事件序列，并用故障树分析方法算出事件序列中所涉及系统或设备的故障概率，进而算出各事件序列发生的频率。

（3）确定释放到环境中的放射性物质的数量。

（4）利用修正的高斯扩散理论，计算出各种气象条件下核电厂周围的放射性物质的浓度分布。

（5）根据保健物理知识，确定核电厂事故时对周围居民健康影响程度以及所造成的经济损失。

3.PSA研究结果

1975年10月美国核管理委员会发表的《商用轻水堆核电站安全研究》报告（WASH-1400）是第一次使用概率风险方法评价核电站安全性的报告。

随后西德等国家也相继发表了应用概率风险法评价核电站安全性的报告。

在这些报告中都阐明了核电站的风险远比其它能源工业和社会风险小得多的结论，这是因为：

1.在许多情况下，潜在的反应堆事故后果远比非核事故小，根据对各种最大风险评价的研究，这些后果比人们原来想像的要小得多。

2.反应堆发生事故的可能性比许多有类似后果的非核事件小得多。

这些非核事件主要是指火灾、决堤、爆炸、有毒的化学释放、地震、龙卷风和飞机坠毁等。

3.这些报告中还提出了三个重要的论点：

1）核电厂的主要风险来自能导致燃料熔化的那些事故，在分析了大量的堆芯熔化和非熔化事故后，发现其中有些事故发生的概率十分低，有些事故的后果并不严重，所以能真正导致放射性释放的潜在事故并不多。

2）主冷却剂系统的小破口失水事故最易造成燃料熔化，西德曾对比布利斯核电厂（1300MW压水堆型）进行了风险研究，也证实小破口和瞬态事故是应该考虑的主要事故。

大破口失水事故引起堆芯熔化的概率约占堆芯总熔化概率的0.6%—6%，而由小破口和瞬态事故引起的却占到74%—81%。

这就说明在反应堆安全研究中应该重视小破口和瞬态事故的研究。

3）人为失误往往加剧了事故的严重性。

三哩岛核电厂事故完全证实了这个论点。

该事故的诱发原因是小破口失