高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
国家核安全局办公室函
国核安办[2008]85号
关于征求《高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则》意见的函
各有关单位：
为了指导高温气冷堆核电站示范工程安全审评工作，我局组织环境保护部核与辐射安全中心和清华大学核能与新能源技术研究院共同编制了《高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则》，现发往你单位征求意见。
请将意见汇总后（包括提出意见的专家姓名和具体修改意见），于2008年5月30日前反馈我局（包括电子件）。
1. 柴国旱环境保护部核与辐射安全中心
通讯地址：北京海淀区红联南村54号
邮政编码：100088
电话：（010）82212561
电子信箱：chaigh@https://www.360docs.net/doc/665439855.html,
2. 顾剑峰国家核安全局
通讯地址：北京西直门内南小街115号
邮政编码：100035
电话：（010）66556361
电子信箱：fyd809@https://www.360docs.net/doc/665439855.html,
《高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则》正文请登陆环境保护部网站w https://www.360docs.net/doc/665439855.html,，在“征集意见”栏目下载。
附件：高温气冷堆核电站安全审评原则
二○○八年五月十五日
主题词：环保核安全审评原则征求意见函
附件：
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
1．前言
高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）是我国自主开发的，已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。类似HTR-PM这类先进核电厂的一个重要特征是利用固有安全特性和非能动安全系统，以期大大提高核电厂的安全水平。
与传统的核电厂一样，保证HTR-PM安全的根本也是保证控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质并控制运行排放以及限制事故释放三项基本安全功能。在实现这三项基本安全功能的方式上，HTR-PM具有以下特点：
（1）HTR-PM具有良好的负反馈特性，在正常运行工况下燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，在某些瞬态或事故发生而导致不期望的功率上升时，仅通过燃料温升引入的较大负反应性就可以实现自动停堆或者将堆芯功率降低到一个很低的水平；
（2）HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，堆芯石墨构件具有较大的热容，采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件，这导致HTR-PM具有比较平缓的堆芯瞬态特征。同时，采用有利的堆芯几何形状设计，将为非能动堆芯余热排出创造有利条件；
（3）作为最后一道实体屏障，传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用，而HTR-PM主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。
目前核电厂的设计主要依据确定论的安全要求，它与具体的堆型和系统设计密切相关。对于传统的压水堆和沸水堆核电厂，这套确定论的安全要求比较完备，其中的一些重要原则仍可作为HTR-PM的参考。但是许多国家和有关的国际组织也认识到，已有的安全要求对HTR-PM这类先进核电厂并不完全适用，而针对这种类型核电厂，安全要求的建立仍不完备。美国核管会（NRC）正在为先进堆制定一套许可证管理的框架文件，以明确高层管理准则和一些重要安全问题的要求。国际原子能机构（IAEA）在2000年颁布的新版核动力厂安全标准No.NS-R-1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS: DESIGN”中提到，该标准对于其它类型的反应堆，包括未来的革新型系统，一些要求可能并不适用，或者在解释它们时需要一些判断。
国家核安全局充分认识到了上述问题，为了HTR-PM安全审评的需要，在原则上遵守我国现行有效的核安全法规和标准的基础上，制定了本审评原则，以明确国家核安全局对一些重要问题的立场。
本审评原则的建立参考了国内外高温气冷堆（包括HTR-10）多年发展所形成的一些经验以及近些年的最新研究成果。应该充分认识到的是，HTR-PM安全要求的建立，必须经过一个实践，认识，再实践，再认识的反复过程。对本审评原则的应用，也应抱有这样的态度。
2．安全目标
（1）定性安全目标
HTR-PM的安全总目标是：在HTR-PM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。
这个安全总目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持。
辐射防护目标：保证在所有运行状态下HTR-PM内的辐射照射或由于HTR-PM 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预防HTR-PM的事故，并且一旦发生事故时减轻其后果；对于在HTR-PM设计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；保证实际地排除有严重放射性后果的事故发生。
在上述安全目标基础上，HTR-PM在设计上所要达到的一个目标是：“尽管管理当局仍然可以要求，一个基本目标是在技术上对外部干预措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的”（同IAEA在No.NS-R-1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS: DESIGN”中表述的目标）。
（2）概率安全目标
核安全导则HAD102/17《核动力厂安全评价与验证》中推荐了对新的核动力厂的概率安全目标：堆芯损坏频率小于10-5/堆?年，放射性物质大量释放频率小于10-6/堆?年。
针对HTR-PM的特点，为其推荐的概率安全目标是：采用概率安全分析，所有导致场外（包括厂址边界处）个人有效剂量超过50mSv的超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆?年。
3．纵深防御概念
核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102）确定了纵深防御概念，即保证安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。
纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御（固有特性、设备及规程），用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。
（1）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。这一层次要求：按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用，正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。为此，应十分注意选择恰当的设计规范和材料，并控制部件的制造和核动力厂的施工。能有利于减少内部灾害的可能、减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的释放源项的设计措施均在这一层次的防御中起作用。还应重视涉及设计、制造、建造、在役检查、维修和试验的过程，以及进行这些活动时良好的可达性、核动力厂的运行方式和运行经验的利用等方面。整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础。
（2）第二层次防御的目的是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。尽管注意预防，核动力厂在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。这一层次要求设置在安全分析中确定的专用系统，并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。
（3）设置第三层次防御是基于以下假定：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，从而演变成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。这就要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到安全可控状态，并最终引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。
（4）第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的超设计基准事故，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。这一层次最重要的目的是保护包容功能。除了事故管理规程之外，这可以由防止事故进展的补充措施与规程，以及减轻选定的超设计基准事故后果的措施来达到。由包容提供的保护可用最佳估算方法来验证。
（5）第五层次，即最后层次的防御，其目的是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。这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。
对于HTR-PM来说，总体上仍维持上述五个纵深防御的层次，但考虑到其堆
型的特点，在纵深防御层次设置的重点上与传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂可能会有所不同，例如，保证第一道放射性包容屏障，即包覆颗粒燃料元件的完整性将会起更加重要的作用。另外HTR-PM较长的宽容时间也可视为纵深防御的一个重要手段。
HTR-PM纵深防御各层次设置的合理性应该通过完整的安全评价加以证明。
4．总的设计基准
（1）电厂状态划分
HTR-PM的电厂状态划分为四类，除正常运行工况外，还包括预计运行事件、设计基准事故和超设计基准事故。这些电厂状态的划分主要参照各类事件发生的频率范围，并参考已有的和其它堆型的经验来确定。预计运行事件、设计基准事故频率范围划分以假设始发事件的发生频率为依据；超设计基准事故划分以事故序列的频率，并结合确定论和工程判断为依据。
1)预计运行事件
在该模块反应堆的寿期中有可能发生的，并且可能影响HTR-PM安全的一类事件，该类事件的下界定为10-2/堆?年。预计运行事件用于HTR-PM正常运行工况下的环境评价，剂量限值是：向环境释放的放射性物质对公众个人（成人）造成的有效剂量应小于0.25mSv/电厂?年。
这些事件的典型例子有：
? 一根反射层控制棒在功率运行工况下失控提升；
? 一回路主氦风机误加速；
? 失去厂外电源；
? 丧失正常给水流量；
? 汽轮机外负荷丧失，等等。
2)设计基准事故
HTR-PM设计基准事故划分为两类：稀有事故和极限事故。
对于稀有事故，预计在一座模块反应堆的整个寿期中不会发生，但在可能建造的这类堆型的总体中（假设数百个模块）有可能会发生，其频率范围为10-2-10-4/堆?年。
这些事故的典型例子有：
? 给水管道小破口；
? 反应堆冷却剂一根仪表测量管（≤DN10mm）断裂；
? 蒸汽发生器一根换热管双端断裂；
? 反应堆辅助系统厂房内氦净化系统的一根管道破裂；
? 放射性废液贮存罐的泄漏，等等。
对于极限事故，预计在这类堆型总体的寿期中不会发生，但出于安全的考虑，仍将它们归于设计基准事故之中，其频率范围为10-4-10-6?/堆?年。
这些事故的典型例子有：
? 一根控制棒在功率运行下失控提升同时发生运行基准地震；
? 主蒸汽管道破裂；
? 给水管道大破口；
? 与压力容器相连的一根大管道（≤DN65mm）断裂；
? 各种未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS），等等。
对于HTR-PM的稀有事故和极限事故，其个人剂量限值分别确定为：在每发生一次稀有事故时，公众个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；在每发生一次极限事故时，公众个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在10mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在100mS v以下。
正常运行、预计运行事件、设计基准事故(含稀有事故和极限事故)的电厂状态分类与美国ASME规范中的工况分类(A、B、C、D类工况)相对应。
3)超设计基准事故
这是一类预期在可能建造的HTR-PM型核电厂（假设数百个反应堆模块）的总体寿期中也不会发生，并且具有更低频率水平的工况。但为了确保公众的安全与健康，仍需考虑这类事件，并从中选取超设计基准事故的重要事件序列，以在确定应急源项和应急计划时加以考虑，评价需要采取什么样的应急措施。
通过概率论、确定论和工程判断相结合的方法，可以确定在HTR-PM设计中
需要加以考虑的超设计基准事故的重要事件序列，通过必要的设计修改或规程修改，考虑在超过其原来预定功能和预计运行状态下使用某些系统（安全级和非安全级系统）及使用附加的临时系统，以及制定事故管理规程等措施来对付这些重要的事件序列。对于超设计基准事故，可采用基于现实的或最佳估算的假设、方法和分析准则。
根据推荐的HTR-PM的概率安全目标，采用事故序列分析，场外（包括厂址边界处）个人（成人）有效剂量超过50mSv的所有超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆?年。
（2）工业标准和规范
HTR-PM遵守我国已颁布的，并且适用的国家标准。
考虑到我国在核安全相关领域的工业标准和规范尚存在较大欠缺，在HTR-P M的设计中还将参照下述国际或其它国家的标准和规范：
1）安全1、2、3级部件的设计分别参照美国ASME-Ⅲ-1-NB、NC、ND标准，安全级部件支承件和金属堆内构件分别参照ASME-Ⅲ-1-NF和NG分册；
2）陶瓷堆内构件设计参照：德国KTA 3232《反应堆压力容器内的陶瓷堆内构件》(1992年)；
3）仪表控制系统设计参照：美国IEEE标准和国际电工委员会IEC标准；
4）电气系统设计参照：美国IEEE标准；
5）球床堆芯的热工流体力学设计参照：德国KTA3102《高温气冷堆堆芯设计》（1978年）；
6）消防设计参考：法国RCC-I《压水堆核电站防火设计和建造准则》（199 7年）。
其它在设计过程中可能涉及到的标准和规范，将在征得国家核安全局同意的条件下使用或参照。
5．安全壳
对于传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂而言，由于其所采用的燃料元件形式，以及具有高的堆芯功率密度及堆芯余热，因而对反应堆冷却剂流失事故特别敏感。为了在反应堆冷却剂流失事故时维持燃料元件的冷却，设置了复杂的应急堆芯冷却系统，这样，安全壳不仅仅起到放射性向环境释放的最后一道屏障作用，而且对事故后维持必要的冷却剂总量，保证堆芯的长期冷却也起着至关重要的作用。
HTR-PM对放射性物质的包容主要依赖具有高可靠性的包覆颗粒燃料元件。由于包覆颗粒燃料元件可以承受较高的温度，并且HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，在事故后可通过热辐射和热传导等自然机制将堆芯余热传递到排热系统，然后采用非能动系统传递到最终热阱，这样，HTR-PM对反应堆冷却剂的流失并不敏感。即使对于所考虑的最严重事故工况，HTR-PM的放射性释放都是有限的，并且具有很大的延迟，这种延迟为采取事故管理措施提供了较长的宽容时间。上述特性预示了HTR-PM可采用在原理上与传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂有很大区别的安全壳（国际上称作VLPC，通风式低耐压型安全壳，或称作包容壳）。
但是采用这样的包容壳概念的合理性必须通过完整的安全评价给予证明，即必须满足为HTR-PM所确定的安全目标，并且不降低总的防御水平，包括对外部事件的防御。
6．事故源项
对传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂，美国早期的10CFR100和NRC近期的RG1.183等已经为其确定了假想的事故源项，但对于HTR-PM这类核电厂，国内外尚缺乏相应的法规或标准。
HTR-PM的设计理念是依靠固有安全特性和高可靠的包覆颗粒燃料元件，将包含在燃料颗粒中的大量放射性释放的可能性“实际地排除”，因而在确定其事故源项时必须考虑到其设计理念和设计特点。
参考国际上的普遍经验，HTR-PM核电站的事故源项可采用由特定事故序列分析而导致的放射性物质的释放来确定。
必须对HTR-PM核电站的设计基准事故和超设计基准事故的重要事件序列进行分析，以确定放射性物质的释放，并从中选取保守的和包络性的作为厂址选择和应急计划的源项。在分析过程中，应仔细分析模型的合理性，当对放射性物质释放机制的了解还不够清晰，或者相应的实验数据还不够充分时，则必须考虑适当的保守性。
7．应急计划
对于先进核电厂而言，由于在安全水平上得到了很大的提高，预示了场外应急计划简化的可能。前面已经提到了IAEA在No.NS-R-1“SAFETY OF NUCLEAR P OWER PLANTS: DESIGN”中的观点：“尽管管理当局仍然可以要求，一个基本目标是在技术上对外部干预措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的”。法国和德国的核安全当局在发展针对下一代压水堆的安全要求时，也已经采纳了场外应急最小化的理念。如法国的IPSN和德国的GRS在“IPSN-GRS为发展下一代压水堆技术导则的建议”中提出“对无堆芯熔化的事故，事故电厂附近的居民不需要保护措施（不需撤离与隐蔽）。对低压熔堆事故，无论从地域上或时间上均只需采取很有限的保护措施”，以及“低压熔堆事故必须予以‘对付’，使得与它相
关的最大假想释放，在范围与时间上，只需要非常有限的保护措施。这是指无需永久避迁；对紧邻电厂地区以外的区域无需紧急撤离，只需有限的隐蔽；无长期食物消费的限制”。
对于HTR-PM，其制定的安全目标高于美国在“先进轻水堆用户要求文件”（Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Documents，简称UR D）和欧洲在“轻水堆核电厂欧洲用户要求文件”（European Utility Require ments for LWR Nuclear Power Plants,简称EUR）中对第三代轻水堆制定的安全目标，即对于所有设计基准事故（频率低至10-6/堆?年），场外个人（成人）可能受到的有效剂量和甲状腺当量剂量分别低于隐蔽和碘防护的干预水平，而对所有超设计基准事故，其概率安全目标是场外（包括厂址边界处）个人（成人）有效剂量高于50mSv的累计频率低于 10-6/堆?年。因此，在技术上为实施场外应急简化创造了条件。
8．有关概率安全分析的应用
确定论安全方法在保证核电厂安全方面的重要作用已为大量实践所证明，但如前所述，目前对于传统的压水堆核电厂、沸水堆核电厂等确定论方法的发展已比较完备，而对于其它类型的反应堆和一些革新设计的反应堆，尚未建立起比较完备的确定论安全要求。
在认识到确定论安全方法在保证核电厂安全方面所起到的重要作用的同时，也必须认识到许多确定论的安全要求是依据早期有限的试验、知识和经验所建立的，也存在一些不足之处，如与具体堆型和具体系统密切相关的“处方”式安全要求、对付多重事件和多重故障的不足、在安全分级和多重性要求等方面的处理过于简单化和不平衡、以及无法定量地对核电厂的安全水平作出评估等。
近些年来概率安全分析方法已得到了极大的发展，概率安全分析方法在加深对核安全问题的深入认识方面、在识别核电厂设计的薄弱环节以改进电厂安全方面、在平衡核电厂的设计以优化核安全资源的利用方面，以及在定量地评估核电厂的安全水平等方面都可以起到非常重要的作用。正因为如此，在一些核电发达国家，建立RISK-INFORMED AND PERFOMANCE BASED的安全要求是核安全监管当局目前正在大力推进的一项工作，而这种安全途径对于先进核电厂则显得格外重要。
对于HTR-PM，概率安全分析可以支持如下的工作：
1）确认满足了HTR-PM的安全目标，包括概率安全目标；
2）支持HTR-PM电厂状态的划分；
3）支持对HTR-PM设计中所要考虑的超设计基准事故重要事件序列的选取；
4）支持事故源项的选取和确定；
5）支持HTR-PM纵深防御层次的设置；
6）支持HTR-PM运行技术规格书的制定；
7）支持某些具体安全要求的建立或调整。
在应用概率安全分析方法时，也要认识到概率安全分析方法所存在的某些局限性，因而必须注意下述问题的处理：
1）确保概率安全分析工作达到与其所支持工作相称的质量水平；
2）合理地处理概率安全分析结果的不确定性；
3）进行必要的敏感性分析，以保证不存在“陡边”效应；
4）由于确定论安全分析的保守要求确实为某些未知因素带来了一定的保守裕度，因而在概率安全分析工作中使用保守模型还是现实模型时需要根据具体情况仔细斟酌。
9．安全分析软件的验证
一般来说，在HTR-PM设计和安全评价过程中所使用的安全分析软件，包括其适用范围，应得到鉴定。
但考虑到目前国际上高温气冷反应堆技术发展的现状和HTR-PM所具有的示范堆性质，在HTR-PM设计和安全评价过程中所使用的某些安全分析软件可能尚无法得到鉴定，或者使用范围和鉴定范围有所偏差。在这种情况下，应尽实际可能地对这些安全分析软件进行验证，包括必要的试验验证、不同程序的对比验证，以及充分利用HTR-10的相关试验和运行数据的验证等。同时，在HTR-PM的设计中也应适当地考虑为将来的安全分析软件验证创造条件。
核电基础知识
核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
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由核殇看核电站安全之重要性 【摘要】：随着核资源广泛利用，核安全也越来越受到人们的关注。在新的安全形势下，特别是近年来，世界范围内核恐怖事件的潜在危险在不断增加，核设施和辐射设施在运行过程中，由于失误等原因引起事故的可能性是客观存在的，针对核安全和辐射安全存在的隐患，应从应急组织体系建设、监测系统开发、人员培训、基本信息数据库的建立、应急决策支持系统开发、完善法规、加强国际合作等方面提出改善我国核安全与辐射安全现状的相关对策，以不断提高我国核安全和辐射安全的水平。 正文： 何为“核殇”？这是我自己对于核事故所起的 名字，因为核事故只要一发生，不管是大是小，都 会带来让人心痛的后果，是故为“殇”…… 1986年4月26日凌晨1时23分，在现为乌克 兰的前苏联境内的切尔诺贝利核电厂发生核泄露 灾难，距今全球共有20亿人口受切尔诺贝利事故 影响，27万人因此患上癌症，其中致死9.3万人。 右图为核事故后的切尔诺贝利核电厂。 1988年1月6日，美国俄克拉何马州的一座核 电站，由于对核材料筒加热不当引起爆炸，造成1 名工人死亡，100人受伤。 1992年11月，法国发生了最严重的核事故： 三名工作人员未穿防护服进入一座核粒子加速器后 受到污染。 1999年，东京附近的一座核反应堆曾发生辐射泄漏，造成2名工人死亡。 1998年到2002年：印度在四年间核电站共发生了6次核泄漏事故。 2003年12月29日：韩国荣光核电厂5号机组发生核泄漏事故。 2004年8月9日，正值日本长崎市民纪念第五十九个“原子弹被爆日”时，日本中部福井县美滨核电站再次发生蒸汽泄漏事故，导致4人死亡，7人受伤。 2005年5月，英国最大核电站、位于英格兰北部的塞拉菲尔德核电站的热氧再处理电厂因发生放射性液体泄漏事件被迫关闭。 太多太多的事故归根结底是因为核安全技术措施还不够到位，而造成核事故损失巨大的则是因为核辐射，可见提高核安全与辐射安全水平的是紧密相关的，核科学技术获得发展和应用的前提是拥有一个高水平的核安全和辐射安全环境。由于核与辐射突发事件的危害性极大，因此，引起世人关注，关于核安全及其应对策略的研究是时代发展的需要。虽然到目前为止，我国还未发生大型的核事故事件，但是为了预防事故可能性，保证核安全，我建议采取相关措施提高我国核安全与辐射安全水平。 一、加强建立应急组织体系建设。 健全核与辐射事故应急组织体系，明确职责，提高自制指挥快速反应能力，是有效应对核与辐射突发事件的前提。建立国家核应急组织、省（自治区、直辖市）核应急组织和地方单位应急组织的三级应急组织体系，明确各级组织的职责，对全国范围内的核安全实施
高温气冷堆的技术及装备
高温气冷堆的技术及装备 随着经济社会发展，人类对能源需求日渐增多。但传统化石能源有着污染大，不可再生的缺陷，并且储量日益减少。核能为人类提供了一个清洁，取之不尽用之不竭的能源宝库，到现在为止已有四代核电技术的历史，人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，我国的高温气冷堆研究技术处于国际领先地位。其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。目前已成功地建设了10MW实验电站，并完成了多项安全性实验工作，在向商业化转化的过程中，得到国家有关部门的大力扶持。项目已经列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要》和《中华人民共和国国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要》。 传统核反应堆存在建造周期长，相对效率较低，安全性不高成本高的不足。自从前苏联切尔诺贝利电站发生核泄漏事故以后，人类更希望有更安全的利用核能的方式。高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、CO2为冷却剂的低温气冷堆的基础上发展起来的，具有固有的安全性，使得反应堆辅助系统减少，有效降低了成本
并且拥有很高的效率。高温气冷堆是现有堆型中工作温度最高的堆型，可以广泛应用于需要高温高热的工业部门。高温气冷堆作为第四代核反应堆具有广阔的应用前景。 1.高温气冷堆的组成结构及其工作原理 通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。通常，反应堆的核燃料是铀235，在中子的作用下能够产生核裂变。一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三个新的中子。在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。要形成“链式裂变反应”，不仅铀235要达到一定数量，还必须用慢化剂把高能量的中子减慢为“热”中子。控制反应堆中核燃料的反应使核能缓慢释放，并用载热剂从反应堆中导出热量，就能对核能加以利用。 高温气冷堆是一种用氦气作冷却剂的先进核反应堆，采用全陶瓷型球形燃料元件（核燃料经20多道工序加工成直径为6cm的球状物），冷却剂即为氦气，慢化剂和结构材料采用石墨，堆芯最高温度达到1600摄氏度。反应堆可采用模块化方式制造，建造时就像搭积木般，能随时连续地装卸核燃料和不定期停堆拆卸更换，因而和其它反应堆相比，可用率约高达45％以上。高温气冷堆的堆芯核燃料由低富集铀或高富集铀加钍的氧化物（或碳化物）制成直径约200微米的陶瓷型颗粒核心，外面涂上2－3层热解碳和碳化硅，涂层厚度约150－200 微米，构成直径约为1毫米左右的核燃料颗粒。然后将颗粒弥散在石
高温气冷堆
高温气冷堆 高温气冷堆，用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为 850~1000℃，甚至更高。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。 高温气冷 高温气冷堆，（high temperature gas cooled reactor），高温气冷堆的蒸发器能达到560℃，发电效率大大提升，高温气冷堆核电站具有良好的固有安全性，它能保证反应堆在任何事故下不发生堆芯熔化和放射性大量释放。高温气冷堆具有热效率高 （40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高 （0.7~0.8）等优点，由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 70年代中期，中国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 1986年，在国家863计划支持下，清华大学正式开始了１０兆瓦高温气冷堆实验堆的研发。 1988～1989年，间德国的两座球床高温气冷堆反应堆相继被关闭，其原因是担心安全性。
2000年12月，建成临界。 高温气冷 2003年1月，实现满功率并网发电，中国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使中国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。 2004年9月底，由国际原子能机构主持，清华大学核研院在10兆瓦高温气冷堆实验堆上进行了固有安全验证实验。实验结果显示，在严重事故下，包括丧失所有冷却能力的情况下，不采取任何人为和机器的干预，反应堆能保持安全状态，并将剩余热量排出。 2006年1月，国务院将大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程列为国家重大专项。 2008年2月，高温气冷堆核电站重大专项实施方案获国务院批准，专项牵头实施单位为清华大学核研院、华能山东石岛湾核电有限公司、中核能源科技有限公司。 2009年9月，美国能源部发表声明说：“下一代核电站（NGNP）项目将采用新型的高温气冷堆技术，一个设施支持多种工业应用，比如发电的同时进行石油精炼。NGNP项目将使核能利用延伸到更宽广的工业和交通领域，降低燃料消耗和污染，并在现有的商业化轻水堆技术基础上提高固有安全性。”而后来美国选择了阿海珐公司设计的棱柱高温气冷堆。 2011年3月1日，筹备了7年之久的山东荣成石岛湾核电站终于通
核工业基本知识复习题
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
辐射防护与核电站安全(标准版)
Safety is the goal, prevention is the means, and achieving or realizing the goal of safety is the basic connotation of safety prevention. （安全管理） 单位：___________________ 姓名：___________________ 日期：___________________ 辐射防护与核电站安全(标准版)
辐射防护与核电站安全(标准版)导语：做好准备和保护，以应付攻击或者避免受害，从而使被保护对象处于没有危险、不受侵害、不出现事故的安全状态。显而易见，安全是目的，防范是手段，通过防范的手段达到或实现安全的目的，就是安全防范的基本内涵。 辐射存在于整个宇宙空间。辐射防护是研究保护人类和其他生物种群免受或少受辐射危害的应用性学科。辐射分为电离辐射和非电离辐射两类。α射线、β射线、γ射线、X射线、质子和中子等属于电离辐射，而红外线、紫外线、微波和激光则属于非电离辐射。在核能领域，人们主要关心的是电离辐射可能产生的健康影响及其防护。通常将电离辐射简称为辐射或辐射照射。 人类有史以来一直受着天然电离辐射源的照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。事实上，辐射无处不在，食物、房屋、天空大地、山水草木乃至人们体内都存在着辐射照射。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射（约76.58％）和医疗（约20％），核电站产生的辐射剂量非常小（约0.25％）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。 核能应用领域的辐射照射来源于核能产生装置（如核电站）在运
压水堆核电站组成资料
压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图
图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
高温气冷堆实习报告[1]
高温堆相关技术及安全性 摘要：以清华大学核研院10MW高温气冷堆为基础，简要地介绍高温堆的应用及其安全性，高温堆的使用现状及其应用前景等。经过科学的分析和大量的实验经验验证了：高温气冷堆较其他堆型是具有较强竞争力的。 关键词：高温堆安全性 一、高温堆的的简介 高温气冷堆是采用耐高温的陶瓷型涂敷颗粒燃料、用化学惰性和热工性能良好的氦作冷却剂、用耐高温的石墨作慢化剂和结构材料、冷却剂出口温度可达750~950 ℃的核反应堆，甚至更高。高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。其核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。 人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。 第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，这是一个很有前途的方案，现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本喜欢的，这里着重说一下我国的石墨球床堆电厂的技术特点。 石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究
核电厂安全知识点
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。 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惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二
高温气冷堆
高温气冷堆 高温气冷堆 来源：中国核电信息网发布日期：2009-07-06 【英文名】：high temperature gas cooled reactor 用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。核燃料一般采用高 浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高 温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。高温气冷堆具有热效率高(40%~41%)，燃耗深(最大高达20MWd/t铀)，转换比高(0.7~0.8)等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 【实际应用】 10兆瓦高温气冷实验堆： 在国家"863"计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高 温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功 率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核 心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国 在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。2006年1月，国务院正式发布的"国 家中长期科学和技术发展规划纲要(2006--2020年)"中，将"大型先进压水堆和 高温气冷堆核电站示范工程"列为国家重大专项。 第四代先进核能系统 近年来，国际上提出了"第四代先进核能系统"的概念，这种核能系统具有 良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电 方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能 系统的技术之一。
我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4.7米，高12.6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。蒸汽发生器直径2.9米，高11.7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。 高温气冷堆特点 1安全性好 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示"满足要求的电厂"的水平，而且一些核电厂达到了"优异安全性电厂"的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10-5/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10-7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。 高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10-4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性： 1.1反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：
10MW高温气冷堆蒸汽安全阀全性能试验
第38卷第5期 原子能科学技术Vol.38,No.5 2004年9月Atomic Energy Science and Technology Sep.2004 10MW 高温气冷堆蒸汽安全阀全性能试验 吴莘馨,厉日竹 (清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084) 摘要:文章介绍10MW 高温气冷堆(HTR 210)二回路超压保护系统中的核二级蒸汽安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并对其性能进行了实验验证。实验结果表明:蒸汽安全阀的性能满足设计要求,达到了核规范的标准。 关键词:高温气冷堆;核级安全阀;全性能试验 中图分类号:TL353.11 文献标识码:A 文章编号:100026931(2004)0520391204 Full Performance T est of the Steam Safety V alves for 10MW High T emperature G as 2cooled R eactor WU Xin 2xin ,L I Ri 2zhu (Institute of N uclear and New Energy Technology ,Tsinghua U niversity ,Beijing 100084,China )Abstract : The design requirements and structural peculiarity as well as performance require 2ments of the steam safety valves which are nuclear safety class 2component installed in the over 2pressure protection system of the second loop of 10MW High Temperature G as 2cooled Reactor (HTR 210)are introduced.The demonstration test for full performance of the steam safety valves was carried out in special test system.The test results show that the perfor 2mance of the steam safety valves can meet the design requirement and relevant nuclear code.K ey w ords :High Temperature G as 2cooled Reactor ;nuclear class safety valve ;full perfor 2mance test 收稿日期:2003210209;修回日期:2003212205 基金项目:国家“863”计划资助项目(8632614202) 作者简介:吴莘馨(1961-),女,安徽肥东人,副教授,硕士,核科学与工程专业 10MW 高温气冷堆HTR 210二回路超压 保护系统中安装了2台核二级蒸汽安全阀。安 全阀的运行参数和安全级别均较高,使蒸汽安 全阀的制造有一定难度,而它们的性能关系着 HTR 210的安全。本工作对蒸汽安全阀的性能 进行试验验证。1 蒸汽安全阀的功能及主要技术参数111 功能蒸汽安全阀安装在蒸汽发生器与主蒸汽隔离阀之间的管道上,主要功能是在蒸汽发生器、蒸汽发生器与主蒸汽隔离阀之间的管道压力达到设计限值时,通过安全阀排出部分蒸汽,防止
核电站基本知识考试习题
核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？
球床高温气冷堆
从20世纪 60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。 1964年，英国与欧共体合作建造的世界第一座高温气冷堆龙（Dragon，20MWth）堆建成临界。其后，德国建成了15MWe的高温气冷试验堆 AVR和300MWe的核电原型堆 THTR-300。美国建成了40MWe的实验高温气冷堆桃花谷（Peach-Bottom）堆和330MWe的圣符伦堡（Fort. St. Vrain）核电原型堆。它们大多采用钍-铀燃料。日本于 1991年开始建造热功率为 30MWth的高温气冷工程试验堆HTTR，1998年建成临界。 上世纪80年代后期，高温气冷堆发展进入模块式阶段。有潜在市场应用前景的两种模块式高温气冷堆设计是：德国Siemens/Interatom公司的球床模块式高温气冷堆HTR-Module和美国GA公司的柱状燃料元件模块式高温气冷堆MHTGR。前者单堆热功率200MWth，电功率80MWe，其示范电厂拟采用2个模块；后者热功率为350MWth，采用蒸汽循环，示范电厂拟采用4个模块。1994年GA公司又提出更先进的热功率600MWth、采用氦气直接循环发电的GT-MHR设计。 模块式高温气冷堆是在以往高温气冷实验堆和大型示范堆的基础上, 为了适应国际社 会对反应堆安全越来越高的要求而提出和发展的。这种堆型以小型化和固有安全性为特征, 设计保证在任何事故情况下, 由于堆的负反应性温度系数和很大的温升裕度能够使反应堆 安全停堆; 停堆后的余热可以依靠热传导、对流和辐射等自然机理传输到堆外;反应堆功率密度设计较低, 从设计上保证堆芯燃料元件的最高温度限制在其允许的安全温度以下; 耐 高温的石墨堆芯结构和全陶瓷型的燃料元件避免了发生堆芯燃料元件熔化的危险。其次, 由于反应堆规模的小型化, 可以采用模块化建造方案, 从而降低成本提高经济竞争力。 模块式高温气冷堆的安全特性可以从以下3个方面得到保障。 ①阻止放射性释放的多重屏障 反应堆设有三道安全屏障以阻止放射性释放,第一道屏障是全陶瓷包覆颗粒燃料元件。高温气冷堆的堆芯设计时, 在所有运行和事故工况下都应保证堆芯中心区域的燃料元件最高温 度限制在1600 ℃以内。在1600 ℃以下时, 燃料颗粒的包覆层能保持其完整性, 放射性裂变产物几乎全部被阻挡在燃料颗粒内。第二道屏障是一回路压力边界,由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳(或能量转换压力壳) 和连接这两壳的热气导管压力壳组成, 这些压力容器发生贯穿破裂的可能性可以排除。第三道屏障是包容体, 由一回路舱室、氦净化系统舱室、燃料装卸系统舱室组成, 可以阻留和控制放射性气体裂变产物向大气释放。 ②非能动余热载出安全特性 高温气冷堆在堆芯的热工计算时考虑了在事故工况下, 堆芯的冷却不需要专设的余热冷却 系统,堆芯的衰变热可以由热传导、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆舱表面冷却器, 再通过自然循环由空气冷却器将传出的堆芯余热散发到大气中。如果一回路冷却剂失压, 主传热系统和辅助传热系统全部失效, 堆芯余热仍可通过上述的非能动机制传 出堆外, 可以避免发生堆芯熔化事故的可能性, 具有非能动的安全特性。当然, 在事故情况下, 由于余热已不可能通过主传热系统载出,势必导致堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了保证堆芯燃料元件的最高温度不超过其安全限值1600 ℃, 需要对堆芯功率密度和堆芯几何尺寸的设计加以限制, 这也是高温气冷堆的单堆容量较小的原因。 ④负反应性温度系数具有很大的反应性补偿能力 反应堆具有较大的燃料和慢化剂负反应性温度系数, 并且在正常情况下燃烧元件的最高温 度与其允许的温度限值之间还有相当大的裕度, 因此借助于负反应性温度系数所提供的反 应性补偿能力, 当发生正反应性引入事故时, 反应堆可以依靠自身的负反应性温度系数的 反应性补偿能力实现自动停堆。 在球床高温气冷堆的各个发展阶段，燃料元件均采用包覆颗粒燃料球。典型的元件球直径为 60mm。其中直径为 50mm的中心石墨基体内均匀地弥散包覆燃料颗粒，元件外区为 5mm 厚的不含燃料的石墨球壳。目前最新的包覆颗粒技术是全陶瓷型三重各向同性包覆（TRISO）。
核电站环境影响与安全
核电站环境影响与安全 摘要根据国家能源发展的中长期规划,我国未来十年将有大批核电建成投产。介绍核电运行的基本原理,分析历史上的重大核泄漏事故的原因及危害,讨论核电站的辐射等因素对周围环境与人员的影响,以及为保证核电站的安全所采取的部分保障措施。 关键词核电站;核事故;核安全;核辐射 核能是一种经济的能源。来自欧盟的报告显示,欧洲通过比较各种燃料循环的外部成本得出的结论是:燃煤和燃油发电,相关的外部成本5美分左右,天然气约1美分,核电的平均成本在0.35美分左右。我国第一座自己研究、设计和建造的核电站是秦山核电站,该电站于1984年破土动工,1991年12月15日并网发电,从那时起走到今年,我国投入运行的核电装机只有908万千瓦,即未来十年的核电装机量将比现阶段总量大的多。 核电站大体可分为相对独立的两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛,包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。核电站用的燃料是铀,铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器通过热交换使二回路内产生蒸汽,蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。这就是世界上最普及的压水反应堆核电站的工作原理。 从第一座反应堆运行至今出现过三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故两次重大核事故。1986年4月26日,前苏联切尔诺贝利核电站研究人员在做一次安全实验时,切断了反应堆所有的安全措施,却又要启动反应堆,这个实验方案严重违反了安全规程,制订的计划又极不认真,极不负责。这个试验造成第四号反应堆大厅起火,并发生化学爆炸,反应堆厂房顶盖被炸掀,放射性物质随着蒸汽和烟云进入大气,造成了对周围环境的严重污染。事故当时有2人被炸死,1人死于心脏病,救火中有29人受辐射损伤,其中28人因患急性放射性病致死。事故后周围30公里范围内撤离了21万居民。这是一次严重的责任事故,而且前苏联开发的这种石墨水冷堆具有较大的缺陷,它有一段正温度系数的正反馈工作区。在该工作区时温度增加后核反应会加剧而不是减慢,这在反应堆的设计上是不能允许的。另外,切尔诺贝利核电站没有绝大多数核电站具有的安全壳,这也使该事故危害加大。 三哩岛和切尔诺贝利核电站事故,促使有核电站运行的所有国家重新仔细检查了核电站的基本安全特性。通过经验教训分析反馈,促进了更先进的反应堆的研究与开发工作,以提高核反应堆的安全性和可靠性。这两次事故也促进了正在运行的核电站安全可靠性的提高。核电其实是一种安全性能好的能源,采取了各种安全措施,并且正确的选择核反应堆的堆型,就可以做到核电站发生事故的机率为4×10-6/堆·年,即100个核电站运行2500年,才有可能发生一次堆芯熔化的事故。而且随着时代的发展和科技的进步,人们还可以进一步地减小这一机率。即
压水堆核电站的组成及总布置
压水堆核电站的组成及总布置 （1）反应堆厂房 –该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。反应堆厂房内部结构布置如下： –·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。 –·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。 –·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。 –·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。 –·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。 –以下简要对堆内构件进行补充说明。 （2）核辅助厂房 –由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备： –·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。 –·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。 –·11.50m主要为过滤器及除盐装置上部操作间，硼水制备、硼回收系统贮槽及核辅助厂房通风系统。 –·本厂房的对外出入卫生闸门设在电气厂房±0.00m层，整个厂房内各层垂直联系是通过楼梯和电梯完成。厂房为现浇钢筋混凝土结构，有放射性防护要求的房间按屏蔽要求确定墙和楼板厚度。 （3）燃料厂房 –位于反应堆厂房南侧，外轮廓尺寸46×24m，51×24m。