核反應(yīng)堆安全分析課件1

1、核反應(yīng)堆安全分析匡 波()上海交通大學(xué) 核科學(xué)與工程學(xué)院2011年04月確定論安全分析概率論安全評價課程簡介核反應(yīng)堆基本設(shè)計原則安全系統(tǒng)及安全功能安全分析方法嚴重事故核安全問題壓水堆核電廠一回路系統(tǒng)與設(shè)備簡介（補充）何謂核安全問題 ? 核電廠區(qū)別于常規(guī)電廠的特殊安全問題：核電廠有可能發(fā)生比設(shè)計功率高得多的超功率事故，對控制要求特別高。剩余發(fā)熱很強，需要長期冷卻。放射性（運行、停閉），需要屏蔽。產(chǎn)生大量放射性廢物，必須妥善處置。 核安全問題 如何減少由于事故工況下不可控的放射性核素釋放對工作人員、居民和環(huán)境造成的危害就成為核電廠區(qū)別于常規(guī)火電廠的核安全問題。 核電站的風(fēng)險： 事故工況下不可控的放

2、射性核素的釋放。蒸汽電能的產(chǎn)生： 核能 熱能 機械能 電能反應(yīng)性引入事故失流事故冷卻劑喪失事故蒸汽管道破裂事故給水管道破裂事故熱阱喪失事故汽輪機跳閘旁路閥門未打開SGTR確定論安全分析-設(shè)計基準事故（舉例）Deterministic Methods-DBA 概率安全/風(fēng)險評價可接受的風(fēng)險概念(CDF/LERF)研究事故發(fā)生的概率（數(shù)學(xué)期望值）事件樹和故障樹的方法根據(jù)PSA的結(jié)果，找出設(shè)計中的薄弱環(huán)節(jié)并加于改進確定論的補充可信不可信事故 概率風(fēng)險可接受的風(fēng)險PSA-Probabilistic Safety AnalysisPRA-Probabilistic Risk Analysis放射性物質(zhì)早

3、期大量釋放的頻率，初因事件頻率、堆芯損壞條件概率和安全殼早期失效條件概率的乘積堆芯損毀概率事故分析 W W W W W H Why Where When Who What How5W1H 為什么要進行核電廠事故分析？Why 潛在的放射性危害是核電廠特有的安全問題 盡管在正常運行情況下核電廠不會顯著地釋放放射性物質(zhì)，但在某些事故工況下有可能發(fā)生放射性物質(zhì)大量釋放，從而造成對核電廠工作人員及周圍公眾的放射性危害。因此，進行核電廠事故分析就是為了顯示核電廠在事故情況下對公眾的放射性危害是有控制的、是符合國家有關(guān)法規(guī)要求的。 表明在事故情況下所設(shè)計的專設(shè)安全系統(tǒng)的有效性為了防止這樣的放射性釋放事件發(fā)生

4、，以及減小事件發(fā)生后的后果，在核電廠的設(shè)計中采用了縱深防御的概念來對事故進行設(shè)防，特別是設(shè)置了專設(shè)安全設(shè)施（ESF，Engineered Safety Features）。 向安全當局及公眾表明電廠的安全性根據(jù)我國核安全法規(guī)，每個核設(shè)施的業(yè)主（Utility）都必須在建造、裝料和運行之前，向國家核安全局提交安全分析報告（Safety Analysis Report, SAR），安全分析報告中的一項重要內(nèi)容就是事故分析。 在哪里呈現(xiàn)核電廠事故分析？Where 在核電廠安全分析報告中 第 15 章 事故分析 為了向安全當局或有關(guān)責(zé)任部門表明本核設(shè)施的安全性，必須提交安全分析報告，安全分析報告中必須

5、包括事故分析。 對廣東大亞灣核電站1、2號機組及目前大多數(shù)壓水堆核電廠，安全分析報告的第15章就是事故分析。Eg. 大亞灣核電站1、2機組最終安全分析報告目 錄第十五章 事故分析15.0 事故分析15.1 二回路排熱增加15.2 二回路排熱減少15.3 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量降低15.4 反應(yīng)性和功率分布異常15.5 反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加15.6 反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少15.7 系統(tǒng)或部件的放射性釋放15.8 未能緊急停堆的預(yù)期瞬變（ATWT）15.9 導(dǎo)致常用系統(tǒng)安全喪失的時間和事故 什么時候給出核電廠事故分析？When 根據(jù)我國核安全法規(guī) HAF 0501(1) 第十九條規(guī)定 核電廠在申請建造

6、許可證時需提交核電廠初步安全分析報告（PSAR）等四份文件資料； 核電廠在申請首次裝料批準書時需提交核電廠最終安全分析報告（FSAR）等十三份文件資料； 核電廠在申請運行許可證時需提交核電廠修訂的核電廠最終安全分析報告等四份文件資料； HAF 0501（1）：核電廠安全許可證件的申請和頒發(fā) 誰進行核電廠事故分析？Who 通常是由設(shè)計者進行 因為設(shè)計者對電廠的設(shè)計比較熟悉，并且事故分析和安全系統(tǒng)設(shè)計有一個相互驗證的過程，即：通過事故分析給安全系統(tǒng)提供設(shè)計輸入或設(shè)計依據(jù)；同樣安全系統(tǒng)設(shè)計完成后，通過事故分析可以驗證系統(tǒng)和設(shè)備的設(shè)計容量是否合適，投入時間是否恰當。 當然，如果核電廠業(yè)主有能力的話，也

7、可以自己進行事故分析，特別是電廠運行一段時間后。 核電廠事故分析包括哪些內(nèi)容？What 核電廠事故分析是為了顯示核電廠在事故情況下對公眾的放射性危害是有控制的，因此每個事故分析最后都歸結(jié)為對公眾的放射性劑量分析。 從下面的邏輯關(guān)系中可以看到事故分析的全部內(nèi)容： a. 為了計算對公眾的放射性劑量，必須計算核電廠通過各種渠道對外排放的放射性物質(zhì)的數(shù)量及不利地假設(shè)當時的氣象狀況和周邊環(huán)境。 b. 為了計算各種渠道對外排放的放射性物質(zhì)的數(shù)量，必須計算堆芯的放射性釋放及分析各種可能的放射性遷移渠道，包括安全殼分析。 c. 為了計算堆芯的放射性釋放，必須計算燃料棒在事故過程中的行為，即燃料包殼是否熔化、是

8、否有鋯水反應(yīng)、燃料是否熔化和失效等。(Continued) d. 為了計算燃料棒在事故過程中的行為，必須計算堆芯燃料棒的功率變化情況、堆芯熱工水力變化情況。 e. 為了計算功率和熱工水力的變化情況，必須計算分析安全系統(tǒng)中的停堆系統(tǒng)以及應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)是否有效、作用時間等。 f. 為了計算分析以上內(nèi)容，必須對電廠的總體狀態(tài)及各系統(tǒng)或設(shè)備的運行狀態(tài)作出各種假設(shè)（保守的）。 g. 為了判斷以上分析結(jié)果是否滿足有關(guān)法規(guī)的要求，必須對每個事故建立驗收準則。其中最重要的是公眾的放射性劑量驗收準則。5W a. 核電廠事故分析是核電廠安全分析報告中最重要的內(nèi)容之一。 b. 在核電廠準備進入下一重要階段工作前，

9、都需要安全分析及事故分析，以表明本電廠下一階段的工作不會對公眾造成放射性危害。 c. 事故分析除表明電廠安全性外，其另一作用是對專設(shè)安全系統(tǒng)設(shè)計作出評價，另外它還可以為某些應(yīng)急響應(yīng)程序的制定提供依據(jù)。 d. 事故分析的最終驗收準則是電廠在事故情況下對周圍公眾造成的放射性劑量。小結(jié) 怎樣進行核電廠事故分析？How基本分析邏輯確定一組設(shè)計基準事故（Design Basis Accident, DBA）；選擇特定事故下安全系統(tǒng)的最大不利后果的單一故障；確認分析所用的模型和電廠參量都是保守的；將最終結(jié)果與法定驗收準則相對照，確認安全系統(tǒng)的設(shè)計是充分的。分析的基本假定 2條基本假定（法規(guī)規(guī)定采用保守假定

10、）被調(diào)用的安全系統(tǒng)失去部分設(shè)計能力（單一故障假設(shè)）；操縱員在事故后短期內(nèi)不作任何干預(yù)。 4個附加的補充保守假定事故同時合并失去廠外電源；反應(yīng)性價值最大的一組控制棒卡在全提棒位置不能下插；分析中只考慮安全相關(guān)設(shè)備，不計及非安全設(shè)備的緩解功能；必要時考慮合并不利的外部條件。驗收準則 中國核安全設(shè)計法規(guī)HAF102(HAF200)（核動力廠設(shè)計安全規(guī)定）安全目標輻射防護和驗收準則 設(shè)計必須采取措施保證公眾和廠區(qū)人員可能受到的輻射劑量不超過可接受限值并且合理可行盡量低（ALARA）。 通常有為數(shù)有限的幾組放射性驗收準則，并與核動力廠不同的狀態(tài)相對應(yīng)。這些核動力廠狀態(tài)一般包括：正常運行、預(yù)計運行事件、設(shè)

11、計基準事故和嚴重事故。這幾種狀態(tài)的放射性驗收準則，作為一個最低的安全水平，必須滿足國家核安全監(jiān)管部門的要求。GB6249-86 國家標準GB 6249-86規(guī)定（核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)定） 預(yù)期運行事件（即正常運行瞬態(tài)）下對公眾中任何個人造成的有效劑量當量每年應(yīng)小于0.25mSv。 每發(fā)生一次大事故時，公眾中任何個人（成人）可能受到的有效劑量當量應(yīng)控制在5mSv以下，甲狀腺劑量當量應(yīng)控制在50mSv以下。 每發(fā)生一次重大事故時，公眾中任何個人（成人）可能受到的有效劑量當量應(yīng)控制在0.1Sv以下，甲狀腺劑量當量應(yīng)控制在1Sv以下。 最大可信事故時，廠區(qū)邊界上或以外的公眾中任何個人可能受到的有效劑量

12、當量應(yīng)控制在0.25Sv以下，甲狀腺劑量當量應(yīng)控制在2.5Sv以下，半徑80公里范圍內(nèi)公眾群體接受的集體有效劑量當量必須小于2104人Sv，集體甲狀腺劑量當量必須小于2104人Sv。第一章核反應(yīng)堆安全的基本原則人類生活在一個充滿風(fēng)險的社會中！地震 臺風(fēng) 疾病 曬太陽汽車 火車 炸藥戰(zhàn)爭睡覺 社會不安定 勞動科學(xué)探索 任何情況下不能有放射性物質(zhì)泄漏放射性放射性怎樣安全才是足夠安全？ 從理論上來說，核電廠并非100地安全。 從科學(xué)的角度看，人們能做的只是將風(fēng)險降得更低。(可接受的風(fēng)險) 如何以合理可行的手段盡可能降低風(fēng)險，就構(gòu)成了核安全的目標。How Safe is Safe Enough?風(fēng)險與

13、利益的平衡風(fēng)險的概念 所謂風(fēng)險是指：人們從事某項活動，在一定時間內(nèi)給人類帶來的危害。個人風(fēng)險:單位時間內(nèi)由于發(fā)生某一確定事件而給個人造成的后果。社會風(fēng)險：對整個社會群體造成的后果。 風(fēng)險主要包括：經(jīng)濟損失和人員傷亡兩個方面。核安全與風(fēng)險可接受的風(fēng)險值 關(guān)于核電廠可接受的風(fēng)險值，美國一般取每人每年死亡概率小于10-7（據(jù)美國統(tǒng)計資料：美國社會現(xiàn)有事故風(fēng)險水平為610-4）。 安全是什么？安全不是目的，安全是達成某種目的所必需的前提條件。 安全是使特定工業(yè)或社會活動風(fēng)險可知可控的方法與手段。 安全工作以促進社會生產(chǎn)力的進一步提升為最終目的。所有人類社會活動都存在著危險，即不安全因素，關(guān)鍵在于其效益

14、、危險的程度和發(fā)生的可能性能否被接受。 這就要求安全工作首先要對風(fēng)險進行分析和評價，使之可知；然后選用特定的措施來進一步防范或減小其后果，使風(fēng)險成為可控，滿足人們的可接受性。 潛在風(fēng)險：失去所有安全保護措施之后可能產(chǎn)生的風(fēng)險。 剩余風(fēng)險：是指即使采取了防范措施而依然存在的風(fēng)險。 可接受風(fēng)險：處于剩余風(fēng)險和潛在風(fēng)險之間，通過采取一定的安全保護措施使得危害后果嚴重的事件發(fā)生頻率很小，發(fā)生頻率很高的事件后果不大，即頻率與后果的乘積可以接受。放射性后果剩余風(fēng)險設(shè)計中考慮的事件可接受風(fēng)險潛在風(fēng)險不可接受風(fēng)險頻率核能風(fēng)險與其他風(fēng)險比較核能事故風(fēng)險和人為事故風(fēng)險比較 核能事故風(fēng)險和自然災(zāi)害風(fēng)險比較 思考題

15、何謂可接受的風(fēng)險值、剩余風(fēng)險、潛在風(fēng)險等概念。 確定論安全分析的基本邏輯、基本假定。 保守參量的理解。1.1 核安全目標 (Safety goals)核安全的總目標輻射防護目標技術(shù)安全目標核安全的總目標需要注意： 在安全的總目標的表達中突出了放射性危害。 這并不意味著核電廠不存在其它的、常規(guī)電廠都會造成的比較普通的風(fēng)險。如，熱排放對環(huán)境的影響、事故引起的核電設(shè)備損壞所造成的巨大經(jīng)濟損失等。 為了突出核電廠的特殊性，它們不包括在核安全研究的范疇內(nèi)。 核安全的最終安全目標：在核電廠中建立并保持一套對放射性危害的有效防御，以保護工作人員、社會和環(huán)境免受危害。1、輻射防護目標： 保證在所有運行狀態(tài)下核

16、動力廠內(nèi)的輻射照射或由于該核動力廠任何計劃排放放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持低于規(guī)定限值并且合理可行盡量低，還保證減輕任何事故的放射性后果。ALARAAs Low As Reasonably Achievable這要求： 正常情況下具有一套完整的輻射防護措施； 事故情況下有一套緩解事故后果的措施對策（廠內(nèi)、廠外）。輔助安全目標 輻射防護目標不排除人員受到有限的照射，也不排除法規(guī)許可數(shù)量的放射性物質(zhì)從處于運行狀態(tài)的核動力廠向環(huán)境的排放。 此種照射和排放必須受到嚴格控制，并且必須符合運行限值和輻射防護標準。 職業(yè)工作人員的劑量當量在5年內(nèi)平均每年不超過20mSv，其中劑量當量最高的一年不得超過50m

17、Sv； 居民群體中的個人劑量當量每年不超過1mSv。安全目標要求：核動力廠的設(shè)計和運行使得所有輻射照射的來源都處在嚴格的技術(shù)和管理措施控制之下。允許標準：公眾劑量不超過1毫希/年職業(yè)劑量不超過20毫希/年2、技術(shù)安全目標 有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生； 對于核電廠設(shè)計中考慮的所有事故，甚至對于那些概率極小的事故都要確保其放射性 后果（如果有的話）是小的； 保證那些會帶來嚴重放射性后果的嚴重事故發(fā)生的概率極低。 DBA，確保放射性后果小專設(shè)安全設(shè)施、廠內(nèi)事故處理規(guī)程、廠外干預(yù)措施BDBA，確保發(fā)生概率非常低規(guī)程性措施等預(yù)防事故的發(fā)生設(shè)計運行中貫徹一系列安全原則 采取一切合理可行的措施防止核動力

18、廠事故，并在一旦發(fā)生事故時減輕其后果；對于在設(shè)計該核動力廠時考慮過的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小且低于規(guī)定限值；并保證有嚴重放射性后果的事故發(fā)生的概率極低。 風(fēng)險：Risk 安全：Safety 事故：Accident 設(shè)計基準事故：Design Basic Accident（DBA） 超設(shè)計基準事故： Beyond Design Basic Accident（BDBA） 嚴重事故：Severe Accident （SA） 專設(shè)安全設(shè)施：Engineered Safety Features（ESF） 概率安全（風(fēng)險）評價：Probabilistic S

19、afety/Risk Assessment（PSA / PRA） 確定論安全分析：Deterministic Safety Analysis（DSA）幾個術(shù)語安全分析的內(nèi)容 為了實現(xiàn)上述安全目標，在設(shè)計核動力廠時，要進行全面的安全分析，以便確定所有照射的來源，并評估核動力廠工作人員和公眾可能受到的輻射劑量，以及對環(huán)境的可能影響。 安全分析要考察以下內(nèi)容： (1) 核動力廠所有計劃的正常運行模式； (2) 發(fā)生預(yù)計運行事件時核動力廠的性能； (3) 設(shè)計基準事故； (4) 可能導(dǎo)致嚴重事故的事件序列。定量的概率安全目標 作為檢驗所確定的安全目標，特別是技術(shù)安全目標是否得到滿足，可采用下述定量的概

20、率安全目標：發(fā)生嚴重堆芯損壞事件的頻率：每運行堆年低于10-5次事件（CDF）；需要廠外早期響應(yīng)的大量放射性釋放到廠區(qū)外的頻率：每運行堆年低于10-6次事件（LERF）。 我國國家核安全局于2002年發(fā)表了新建核電廠設(shè)計中的幾個重要安全問題的核安全政策聲明，聲明中規(guī)定：EPRI 注意：概率安全目標并不能代替核安全法規(guī)的要求，也不能作為頒發(fā)許可證的唯一依據(jù)，它僅僅是評估核電廠設(shè)計安全水平的一個指導(dǎo)性指標。 先進輕水堆的定義與分類 按照先進輕水堆用戶要求文件（Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document, URD / by EP

21、RI）的定義，“滿足ALWR用戶要求的先進沸水堆和壓水堆”稱為“先進輕水堆”，簡稱先進堆。 以美國為主制定的URD（1989年發(fā)布A版）與歐洲的輕水堆核電站歐洲用戶要求（European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants, EUR）（簡稱EUR，1994年3月發(fā)布A版）就反映了歐、美等國家的用戶對先進堆核電站的要求。先進堆的安全目標名 稱單 位URDEUR安全目標 堆芯損壞頻率(CDF)/(堆年) 110-5 110-5 燃料設(shè)計裕量% 15 超過嚴重事故下放射性物質(zhì)釋放目標的累計頻率/(堆年) 110-61.2 核反應(yīng)堆的安全

22、設(shè)計 目的：必須提供一套有效的防護措施，以保證核安全目標的實現(xiàn)。 現(xiàn)有核電廠的設(shè)計、建造和運行貫徹了縱深防御的安全原則。 安全設(shè)計的基本原則 貫徹于安全有關(guān)的全部活動，包括與組織、人員行為或設(shè)計有關(guān)的方面，以保證這些活動均置于重疊措施的防御之下，即使有一種故障發(fā)生，它將由適當?shù)拇胧┨綔y、補償或糾正。 在整個設(shè)計和運行中貫徹縱深防御，以便對由廠內(nèi)設(shè)備故障或人員活動及廠外事件等引起的各種瞬變、預(yù)計運行事件及事故提供多層次的保護。縱深防御概念：1.2.1 縱深防御（Defense in Depth ）原則縱深防御 縱深防御概念應(yīng)用于核電廠的設(shè)計，提供一系列多層次的防御，用以防止事故并在未能防止事故時

23、保證提供適當?shù)谋Ｗo。 縱深防御概念應(yīng)用的另一方面是在設(shè)計中設(shè)置一系列的實體屏障，以包容規(guī)定區(qū)域的放射性物質(zhì)。 核電廠的縱深防御 - 預(yù)防 第一層次防御的目的：防止偏離正常運行和防止系統(tǒng)失效。必須建立一整套質(zhì)量保證和安全標準。必須嚴格遵守質(zhì)量標準、工程實踐經(jīng)驗以及質(zhì)量保證程序。保守地（ 按照恰當?shù)馁|(zhì)量水平和工程實踐）設(shè)計、建造、安裝、調(diào)試、維修和運行核動力廠。預(yù)防監(jiān)測防止緩解應(yīng)急核電廠的縱深防御 - 監(jiān)測 第二層次防御的目的：是檢測和糾正偏離正常運行狀態(tài)，以防止預(yù)計運行事件升級為事故工況。 盡管注意預(yù)防，核動力廠在其壽期內(nèi)仍然可能發(fā)生某些假設(shè)始發(fā)事件。這一層次要求：設(shè)置在安全分析中確定的專用系統(tǒng)

24、（控制保護系統(tǒng)、探測、儀表）;并制定運行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設(shè)始發(fā)事件所造成的損害。預(yù)防監(jiān)測防止緩解應(yīng)急核電廠的縱深防御 - 防止 第三層次防御的目的：制止預(yù)期運行事故和始發(fā)事件升級發(fā)展成嚴重事故，控制其后果。固有安全特性；故障安全設(shè)計；附加的設(shè)備和規(guī)程； 設(shè)置的專設(shè)安全設(shè)施能夠?qū)⒑藙恿S首先引導(dǎo)到可控制狀態(tài)；然后引導(dǎo)到安全停堆狀態(tài)；并至少維持一道包容放射性物質(zhì)的屏障。預(yù)防監(jiān)測防止緩解應(yīng)急核電廠的縱深防御 - 緩解 第四層次防御的目的：應(yīng)付已超出設(shè)計基準的嚴重事故，并保證放射性釋放保持在合理可行盡量低的水平。這個層次最重要的目的是保護包容功能。通過附加的措施和規(guī)程防止事故發(fā)展。通過減輕所

25、選定的嚴重事故的后果，加上事故處置規(guī)程可以完成這個目標 。 （由包容提供的保護可用最佳估算方法來驗證）預(yù)防監(jiān)測防止緩解應(yīng)急核電廠的縱深防御 - 應(yīng)急 第五層次，即最后層次防御的目的是減輕事故工況下可能的放射性物質(zhì)釋放后果。這個層次要求有適當裝備的應(yīng)急控制中心，制定和實施廠內(nèi)、廠外應(yīng)急響應(yīng)計劃。預(yù)防監(jiān)測防止緩解應(yīng)急 縱深防御概念應(yīng)用的另一方面是在設(shè)計中設(shè)置一系列的實體屏障，以包容規(guī)定區(qū)域的放射性物質(zhì)。 所必需的實體屏障的數(shù)目取決于可能的內(nèi)部及外部災(zāi)害和故障的可能后果。 就典型的水冷反應(yīng)堆而言，這些屏障可能是燃料基體、燃料包殼、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界和安全殼。1.2.2 多道屏障第1道屏障：燃料

26、基體第2道屏障：燃料包殼第3道屏障：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界第4道屏障：安全殼防止放射性物質(zhì)外泄的4道實體屏障 1.2.3 核電廠安全設(shè)計的基本原則單一故障準則冗余性原則多樣性原則獨立性原則故障安全原則在役試驗、維護、修理、檢查和監(jiān)測的措施固有安全性設(shè)計原則設(shè)計基準事故準則單一故障準則Single Failure Criterion 單一故障：導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)定安全功能的一種隨機故障。 單一故障準則：滿足單一故障準則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時，仍能保持所賦予的功能。 必須對核動力廠設(shè)計中所包括的每個安全組合都應(yīng)用單一故障準則。 為檢驗核動力廠是否符合單一故障準則，必須對

27、有關(guān)安全組合進行下述分析：假設(shè)單一故障（及其全部繼發(fā)故障）依次發(fā)生在安全組合的各個單元上，直至分析了全部可能故障為止。然后對各有關(guān)安全組合逐一進行分析，直至考慮了所有安全組合和全部故障為止。 在壓水堆設(shè)計中，為了滿足總體設(shè)計準則，防止那些對安全極為重要的系統(tǒng)或部件發(fā)生單項故障而失去其功能，制訂了單一故障準則。 單一故障準則要求，系統(tǒng)中發(fā)生單項故障后不影響系統(tǒng)執(zhí)行其功能。 單一故障準則適用于安全注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、安全保護系統(tǒng)和重要廠用水系統(tǒng)等與安全有關(guān)系統(tǒng)。eg. 安全注入系統(tǒng)的設(shè)計應(yīng)使系統(tǒng)能在短期或長期運行時承受任何運行設(shè)備的單一性故障，并保持滿足堆芯冷卻的要求。 安全保

28、護系統(tǒng)的設(shè)計能為各個保護功能提供備用儀表系統(tǒng)或邏輯系列，因此，發(fā)生單一故障時不會妨礙系統(tǒng)必要的保護動作。冗余性原則Redundancy Principle適用于安全系統(tǒng)。內(nèi)容： 設(shè)計中留有冗余度，即系統(tǒng)是雙重或多重配置的，單一部件的失效不會使整個系統(tǒng)失去功能。作用： 一套設(shè)備出現(xiàn)故障或失效是可承受的，不致于導(dǎo)致功能的喪失。例： 在某一特定功能可由任意2臺泵完成之處，設(shè)置3臺或4臺泵。為滿足多樣性要求，可采用相同的或不同的部件。多樣性原則Diversity Principle 應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。 設(shè)置多重部件或系統(tǒng)； 這些部

29、件或系統(tǒng)具有不同屬性。 獲得不同屬性的方法： 不同的工作原理； 不同的物理變量； 不同的運行條件； 不同制造廠的產(chǎn)品等。common cause failure獨立性原則Independency Principle 為提高系統(tǒng)可靠性，防止發(fā)生共因故障或共模故障，系統(tǒng)設(shè)計中通過功能隔離或?qū)嶓w隔離，實現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計的獨立性。common cause failure故障安全原則Fail-Safe Design 在設(shè)計核電廠的安全重要系統(tǒng)和部件時，應(yīng)盡可能貫徹故障安全原則，即系統(tǒng)或其部件發(fā)生故障時，電廠應(yīng)能在毋需任何操作的情況下而使核動力廠進入安全狀態(tài)。 如： 停堆控制系統(tǒng)，發(fā)生故障時，反應(yīng)堆即進入

30、停堆狀態(tài)； 如果閥門開的狀態(tài)為安全，則閥門故障時，自動保持在開的位置。在役試驗、維護、修理、檢查和監(jiān)測的措施 為保持安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件執(zhí)行功能的能力，其設(shè)計必須符合下列要求： 能在核動力廠整個壽期內(nèi)進行標定、試驗、維護、修理或更換、檢查和監(jiān)測，以證明滿足可靠性目標。核動力廠布置必須便于進行這些活動，并能按照與所執(zhí)行的安全功能的重要性一致的標準進行，同時系統(tǒng)可用性沒有顯著減少，且廠區(qū)人員不致于受到過量的照射。 安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設(shè)計不能滿足試驗、檢查或監(jiān)測的要求時，必須采取下列方法： (1) 規(guī)定其他一些經(jīng)驗證的替代方法和（或）間接方法，如監(jiān)視參考物項或使用經(jīng)驗證和確認的計算方

31、法。 (2) 應(yīng)用保守的安全裕度或采取其他適當?shù)念A(yù)防措施，以消除可能的預(yù)計不到的故障影響。固有安全性設(shè)計原則Inherent Safety Characteristic 世界核電廠已累積10000堆年的運行時間，核電廠的運行記錄是良好的。 但是，三哩島與切爾諾貝利事故的發(fā)生，說明由于核電廠系統(tǒng)極其復(fù)雜，核電廠安全性取決于工程安全性。 在核電安全設(shè)計上重要的是要充分采用固有安全性。什么是固有安全特性固有安全性自然的安全性非能動的安全性能動的安全性后備的安全性固有安全堆現(xiàn)行的反應(yīng)堆PWRBWRHTGR 當反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動的安全

32、性，控制反應(yīng)性或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運行和安全停閉。 負反應(yīng)性溫度系數(shù)、多普勒效應(yīng) 控制棒組件重力插入堆芯 安注箱 自然循環(huán) 泵的惰轉(zhuǎn)1.3 核反應(yīng)堆的安全運行與管理 核電廠：機組（硬件設(shè)備）管理層，其中包括領(lǐng)導(dǎo)和職能部門運行班組（操縱員）3個方面2個關(guān)系選拔考核培訓(xùn)再培訓(xùn)任務(wù)分配獎勵安全文化的提出 1970年代 對投運核電廠的運行安全幾種技術(shù)上的可靠性、設(shè)備與程序的質(zhì)量，認為所有可能發(fā)生的意外均在設(shè)計考慮中。 1980年代 人因（核電站歷史上的兩大事故對核安全思想的發(fā)展有著重大的影響） 三哩島事故：電廠設(shè)計本身存在缺陷-人機接口不完善，相關(guān)儀表指示不能真實反映實際的物理現(xiàn)象；人員培

33、訓(xùn)不足、相應(yīng)的事故處理規(guī)程不完備、工作方法不當以及缺乏足夠經(jīng)驗。 切爾諾貝利事故：事故處置過程暴露了核安全意識的淡薄。運行操縱員及管理的失誤原設(shè)計上的錯誤導(dǎo)致堆芯大部分放射性產(chǎn)物釋放、人員傷亡的慘痛悲劇。 以人因失誤為主要對象，尋找通過組織管理減少人因失誤，增加作為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單位和個人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視。核安全文化的內(nèi)容核安全文化個人的響應(yīng)管理層的責(zé)任決策層的責(zé)任嚴謹?shù)墓ぷ鞣椒ㄌ剿鞯墓ぷ鲬B(tài)度互相交流的工作習(xí)慣提供人力

34、、物力資源建立管理體系自我完善公布安全政策獎勵和懲罰人員的資格審查和培訓(xùn)監(jiān)察、審查和對比安全工作的安排管理明確責(zé)任分工核安全文化是所有從事與安全相關(guān)工作的人員參與的結(jié)果電廠員工電廠管理人員政府決策層探索的工作態(tài)度：把要做的寫下來（編寫程序、風(fēng)險分析） Questioning attitude嚴謹?shù)墓ぷ鞣椒ǎ喊凑账鶎懙娜プ觯▏栏褡袷爻绦颍?Rigorous and prudent approach互相交流的工作習(xí)慣：做完后及時總結(jié)（寫報告、反饋） Communication這就是安全文化核電站工作的三項基本原則“STAR自檢活動”與“5W1H方法” 遇到問題（異常）時，停下來（STOP）想一想（

35、THINK）再行動（ACTION）完成工作后，進行檢查（REVIEW） 5W1H方法知道自己要做什么（WHAT）什么時候做（WHEN）在哪里做（WHERE）誰來做（WHO）為什么做（WHY）怎樣把事情做好（HOW）安全文化的口號安全第一，質(zhì)量第一（保守決策）！每個員工都是一道安全屏障！每一件細小的差錯都可能釀成嚴重事故！每一次工作都要爭取一次做好！每個員工的經(jīng)驗反饋都是對核安全持續(xù)改進的貢獻！沒有后果不等于不嚴重！質(zhì)量虧損原則為99-1=01.4 核安全管理模式 核安全法規(guī)體系 獨立的核電發(fā)展部門和監(jiān)管部門核安全監(jiān)管機構(gòu)（國家核安全局（環(huán)保部）核行業(yè)主管部門（國防科工委能源局/核電）核設(shè)施營運

36、單位（核電廠） 核安全管理的主要方式許可證制度核安全審評 核安全監(jiān)督 1、核安全法規(guī)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, property and the environment. （IAEA-International Atomic Energy Agency） 為與核能和電離

37、輻射相關(guān)的活動提供一個法律框架，使其能充分保障個人、財產(chǎn)和環(huán)境的安全?；灸康暮税踩ㄒ?guī)Atomic Energy LawAdministrative LawsDivision RulesTechnical DocumentsSafety Guidelines國家法律行政法規(guī) 部門規(guī)章 安全導(dǎo)則 技術(shù)文件核安全法規(guī)和導(dǎo)則體系國內(nèi)法規(guī) 國家法律行政法規(guī)部門規(guī)章安全導(dǎo)則民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例HAF001 核材料管制條例HAF501 核電廠核事故應(yīng)急管理條例HAF002 原子能法中華人民共和國環(huán)境保護法放射性污染防治法條例的實施細則安全規(guī)定全國人民代表大會常委會制定和頒布國務(wù)院國家核安全局制定核

38、安全法規(guī)系列（一）HAF 0 xx/yy/zz - 通用系列 包括了國務(wù)院發(fā)布的核安全監(jiān)督管理條例、應(yīng)急響應(yīng)等方面的行政法規(guī)及其實施細則，和核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定及其導(dǎo)則等法律文件HAF 1xx/yy/zz - 核動力廠系列 包括了國家核安全局制定的適用于核動力廠選址、設(shè)計、運行和退役等方面管理的部門規(guī)章HAF 2xx/yy/zz - 研究堆系列 包括了國家核安全局制定的適用于研究堆選址、設(shè)計、運行和退役等方面管理的部門規(guī)章HAF 3xx/yy/zz - 核燃料循環(huán)設(shè)施系列 包括了國家核安全局制定的適用于核燃料循環(huán)設(shè)施選址、設(shè)計、運行和退役等方面管理的部門規(guī)章按照法規(guī)的適用性，核相關(guān)行政規(guī)章、

39、部門規(guī)章和導(dǎo)則分成8個系列核安全法規(guī)系列（二）HAF 4xx/yy/zz - 放射性廢物管理系列包括了國家核安全局制定的適用于放射性廢物處置、保存、運輸?shù)确矫婀芾淼牟块T規(guī)章HAF 5xx/yy/zz - 核材料管制系列包括了國務(wù)院發(fā)布的核材料管理、運輸及許可證制度等方面的行政法規(guī)及其實施細則等HAF 6xx/yy/zz - 民用核承壓設(shè)備監(jiān)督管理系列中國對于核承壓設(shè)備的設(shè)計、制造、安裝實施許可證制度，只有取得許可證后方能從事相應(yīng)的核承壓設(shè)備設(shè)計、制造、安裝等工作這個系列包括了國家核安全局制定的適用于核承壓設(shè)備設(shè)計、制造、安裝等方面管理的部門規(guī)章HAF 7xx/yy/zz - 放射性物質(zhì)運輸管理

40、系列 相關(guān)部門規(guī)章安全規(guī)定核電廠廠址選擇安全規(guī)定（HAF101）核動力廠設(shè)計安全規(guī)定（HAF102）核動力廠運行安全規(guī)定（HAF103） 附件一核電廠換料、修改和事故停堆管理（HAF103/01）核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定（HAF003）核電廠放射性廢物管理安全規(guī)定（HAF401）民用核承壓設(shè)備安全監(jiān)督管理規(guī)定（HAF601）研究堆設(shè)計安全規(guī)定研究堆運行安全規(guī)定民用核燃料循環(huán)設(shè)施安全規(guī)定（HAF301）民用核承壓設(shè)備無損檢驗人員培訓(xùn)、考核和取證管理辦法（HAF602）民用核承壓設(shè)備焊工及焊接操作工培訓(xùn)、考試和取證管理辦法 （HAF603）相關(guān)部門規(guī)章實施細則中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例

41、實施細則之一核電廠安全許可證件的申請和頒發(fā) （HAF001/01） 附件1：核電廠操縱人員執(zhí)照的頒發(fā)和管理程序（HAF001/01/01）中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例實施細則之二核設(shè)施的安全監(jiān)督 （HAF001/02）附件一 核電廠營運單位報告制度（HAF001/02/01）附件二 研究堆營運單位報告制度附件三 核燃料循環(huán)設(shè)施營運單位報告制度核電廠核事故應(yīng)急管理條例實施細則之一核電廠營運單位的應(yīng)急準備和應(yīng)急響應(yīng) （HAF002/01）中華人民共和國核材料管制條例實施細則（HAF501/01）民用核承壓設(shè)備安全監(jiān)督管理規(guī)定實施細則（HAF601/01）安全導(dǎo)則（Safety guidelines）安全導(dǎo)則是部門規(guī)章的補充，是更低一層次的規(guī)定。每一個規(guī)定提出的核安全要求可以從相應(yīng)的導(dǎo)則中找到這些核安全要求的具體描述和實現(xiàn)的方法。它從某種意義上具有法規(guī)相同的效力；但是導(dǎo)則所提供的技術(shù)要求可以用不同于導(dǎo)則的方法來達到，但必須提供足夠的證據(jù)以證明不同于