先進(jìn)型反應(yīng)堆ppt課件-資料下載頁(yè)
2025-04-14 00:28本頁(yè)面
【正文】 核安全的最高目標(biāo) 是輻射安全，即工作人員、居民和環(huán)境免遭放射性危害，輻射照射保持合理可行的盡量低水平，在正常和事故下，放射性劑量水平低于規(guī)定限值。 為了實(shí)現(xiàn)核安全的最高目標(biāo)，又設(shè)定了如下 核安全技術(shù)目標(biāo) ：充分的安全余量防止事故發(fā)生；確保嚴(yán)重事故發(fā)生概率極低；在事故下放射性危害極小 。 核電廠在技術(shù)上從三個(gè)方面控制核安全， 即核安全的三要素 ： ? 反應(yīng)性控制，即在任何情況下都要保證核反應(yīng)堆能及時(shí)停堆，使核反應(yīng)中止。重要的措施有：確保反應(yīng)性負(fù)反饋設(shè)計(jì)；核反應(yīng)堆有兩套獨(dú)立的停堆系統(tǒng)；失水事故時(shí)，安注系統(tǒng)注入含硼水等。 ? 堆芯冷卻，即在任何情況下都要保證堆芯的冷卻。重要的措施有：正常運(yùn)行時(shí)，保障蒸汽發(fā)生器的熱阱功能；機(jī)組停運(yùn)時(shí)保障余熱排除系統(tǒng)的功能；泵停運(yùn)時(shí)，依靠泵的惰轉(zhuǎn)及自然循環(huán)使一回路有足夠的流量排出堆芯剩余功率；失水事故時(shí)，保障安注系統(tǒng)投入。 ? 放射性物質(zhì)屏蔽和包容，即在任何情況下都要保障放射性射線屏蔽，無(wú)放射性物質(zhì)泄漏進(jìn)環(huán)境。重要的措施有：在正常運(yùn)行時(shí)，對(duì)一回路冷卻劑中的放射性物質(zhì)采取凈化；安全殼保持負(fù)壓；保障放射性物質(zhì)的四道屏障的結(jié)構(gòu)完整，所謂四道屏障分別指：燃料芯塊、燃料包殼、一回路壓力邊界和安全殼。 為了使核安全的三要素得到保證，核電廠的設(shè)計(jì)提出了四種概念的安全性 ，即： ? 固有安全性，即核反應(yīng)堆固有安全特性。例如負(fù)溫度系數(shù)、負(fù)空泡系數(shù)屬于此，其含義是：堆芯溫度的異常升高或冷卻劑的汽化導(dǎo)致核反應(yīng)堆自動(dòng)引入負(fù)反應(yīng)性，使反應(yīng)堆功率下降，阻止堆芯溫度進(jìn)一步升高。具有負(fù)溫度系數(shù)的核反應(yīng)堆，其反應(yīng)性的控制易于實(shí)現(xiàn)。核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)中，要求有充分的固有安全特性。 ? 非能動(dòng)安全性，即依靠自然力如重力、慣性力等自動(dòng)實(shí)現(xiàn)安全功能，獲得極大的可靠性。如自然循環(huán)排出余熱，重力使安全棒下落，依靠泵的惰轉(zhuǎn)維持一回路泵停運(yùn)后的足夠流量來(lái)排出余熱等。現(xiàn)代先進(jìn)型核電廠大量采用非能動(dòng)安全技術(shù)。 ? 能動(dòng)安全，即依靠能動(dòng)部件實(shí)現(xiàn)安全功能。能動(dòng)部件存在失效的可能性，為了確保能動(dòng)部件的可靠，核電廠往往采用冗余原則、多樣性原則、獨(dú)立性原則，防止共因失效、失效傳播，確保核電廠安全。 ? 后備安全性，即提高安全余度、多層次縱深防衛(wèi)的原則。例如為了防止核電廠失去外電源，核電廠有兩套獨(dú)立供電電網(wǎng)，三套獨(dú)立柴油發(fā)電機(jī)組，此外還有多套蓄電池組。核電廠在整體安全上則采用縱深防御原則， 設(shè)有五道防線 。 第一道防線：精心設(shè)計(jì)，精心施工，確保核電廠的設(shè)備精良；有嚴(yán)格的質(zhì)量保證體系，建立周密的程序，嚴(yán)格的制度和必要的監(jiān)督，加強(qiáng)對(duì)核電廠工作人員的教育和培訓(xùn)， 防止故障發(fā)生 。 第二道防線：加強(qiáng)運(yùn)行管理和監(jiān)督，及時(shí)正確處理不正常情況， 排除故障 。 第三道防線：設(shè)計(jì)多層次的安全系統(tǒng)和保護(hù)系統(tǒng)， 防止設(shè)備故障和人為差錯(cuò)釀成 事故 。 第四道防線：?jiǎn)⒂煤穗姀S安全系統(tǒng)，加強(qiáng)事故中的電站管理， 緩解事故 。 第五道防線：廠內(nèi)外應(yīng)急計(jì)劃，努力 減輕 事故對(duì)居民的影響 。 此外，核電廠還具有抵御自然災(zāi)害的能力。地震、海嘯、熱帶風(fēng)暴、洪水等自然災(zāi)害時(shí)，廠區(qū)附近發(fā)生堤壩坍塌、飛機(jī)墜毀、交通事故和化工廠事故時(shí)，反應(yīng)堆能安全停閉，保持結(jié)構(gòu)完整，無(wú)放射性物質(zhì)泄漏。 通過(guò)上述分析，可以說(shuō)明核電是一種安全能源。核電的安全性可以通過(guò)概率安全分析來(lái)定量描述。核反應(yīng)堆最嚴(yán)重的事故是堆芯熔化事故。 大亞灣核電廠的壓水堆的堆芯熔化概率為 2 105/堆年，對(duì) 1臺(tái)壓水堆來(lái)說(shuō)， 5萬(wàn)年才有可能發(fā)生 1次這樣的事故；對(duì) 5萬(wàn)臺(tái)壓水堆來(lái)說(shuō)， 1年才可能有 1臺(tái)發(fā)生這樣的事故。按目前世界 441臺(tái)機(jī)組來(lái)說(shuō)， 100年才有1臺(tái)機(jī)組發(fā)生堆芯熔化事故。所以壓水堆發(fā)生嚴(yán)重事故的概率極其低。 2切爾諾貝利核電廠與三里島核電廠的比較 三里島核 電站事故 切爾諾貝利 核電站事故 堆型 壓水堆 石墨水冷堆 （固有安全好） （固有安全差） 反應(yīng)性負(fù)反饋 反應(yīng)性正反饋 有安全殼 無(wú) 安全殼 后果 無(wú)人傷亡， 29人傷亡， 輕微放射性物質(zhì)釋放 大量放射性物質(zhì)釋放 比較說(shuō)明作為中國(guó)核電開發(fā)基本堆型的壓水堆具有相當(dāng)高的安全性，不可能發(fā)生切爾諾貝利核電廠那樣的災(zāi)難。 3核電廠的輻射安全 輻射對(duì)生物的傷害有如下幾種形式： 能量傳遞給生物分子或原子使其電離和激發(fā)； 使生物分子鏈斷裂產(chǎn)生基因變異； 使水分子變化產(chǎn)生自由基及活化分子 (如 H, OH, H2O2 H2O+ 等輻射產(chǎn)物 )損害生物分子。 ? 輻射的屏蔽用水、混凝土、硼和鉛等物質(zhì)。水是優(yōu)良的中子和屏蔽材料，所以核電廠乏燃料的操作都是在水下進(jìn)行。硼是阻擋中子的優(yōu)良材料，鉛等大比重致密物質(zhì)是屏蔽射線的優(yōu)良材料?；炷林泻薪Y(jié)晶水，有的還摻有硼和鉛，所以混凝土也是輻射屏蔽材料。壓水堆的安全殼是用壁厚 1米左右的鋼筋混凝土構(gòu)成的，所以有很好的屏蔽功能。 ? 國(guó)家核安全局、地方環(huán)保部門及核電廠自身對(duì)核電廠內(nèi)外進(jìn)行實(shí)時(shí)輻射監(jiān)測(cè)。定時(shí)或定期對(duì)廠區(qū)工作人員的個(gè)人劑量進(jìn)行測(cè)量和管理，對(duì)核電廠內(nèi)外的大氣、土壤、水體進(jìn)行放射性核素的抽樣檢測(cè)。 核電發(fā)展的未來(lái) 核裂變：美國(guó)為代表 從核電經(jīng)濟(jì)性、核安全、核廢物、核擴(kuò)散出發(fā) 為了核電的可持續(xù)發(fā)展 提出第四代核電開發(fā)計(jì)劃，堆型分別： 超臨界水冷堆、超高溫氣冷堆、 熔鹽堆、鈉冷快堆、氣冷快堆、鉛冷快堆 核聚變 : 氘和氚聚合成重核 , 高溫高壓 , 磁約束 /慣性約束 ITER(國(guó)際熱核實(shí)驗(yàn)堆 ) 100億美元 在法國(guó)建造 核燃料循環(huán) /核廢物處置 : 快堆和 ADS加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng) 嬗變長(zhǎng)半衰期高放射性核素 中國(guó)下一代先進(jìn)型核反應(yīng)堆的研究 第三代壓水堆 : 國(guó)家十一 .五 重大專項(xiàng) 高溫氣冷堆 : HTR10MWt 清華核研院 , 與華能合作 200MWe示范電站 快堆 : 863計(jì)劃 CEFR20MWe 中國(guó)原子能科學(xué)研究院 聚變堆 : ITER成員國(guó) (10億美元 ) 西南高能物理研究院 中科院合肥等離子研究所 ADS加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng) 973計(jì)劃 嬗變長(zhǎng)半衰期高放射性核素
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