作业
• • • • 简答： 核安全总目标和辅助目标是什么？ 核安全的“纵深防御”有哪几层？ 核电厂安全设计有哪些基本原则？
核反应堆安全 第一讲 核安全基本原则
（2010—2011学年第二学期） 主讲：李然
• 核电发展最大的问题是安全问题！ • 核安全问题无国界 • 任何安全问题都不是简单的理论问题或技 术问题，当事人的素质、当事单位的管理 制度往往最为关键。 • 科技原理→工艺设计→工程实现→运行维 护 管理监督
• “质量是设计出来的、是制造出来的、是管 理出来的！” 问题：按什么原则设计、制造和管理 • 人类的任何工程实践都有风险 • 风险R(损害/单位时间) ＝P(事件/单位时间)×C(损害/事件) • 我们要降低风险，而非追求万全： • 安全性 VS 经济性
• 核电经济性： CO2减排；化石能源危机；经济增长需求； 高容量因子；电价上涨…… • 核电安全性： 核功率的巨大上升空间；强放射性；高温 高压水；衰变热；工业安全…… 结论：核电非搞不可！安全风险必须降低！
1 核安全目标
• 核安全总目标： 在核电厂中建立并维持一套有效的防护措 施，以保证工作人员、社会和环境免遭放 射性危害。 • 常规风险在不核安全研究范围内
1 核安全目标
• 辐射防护目标： 保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射 照射或由于该核动力厂任何计划排放放射 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(ALARA)，保证减轻 任何事故的放射性后果.
1 核安全目标
• 技术安全目标： 有很大把握预防核电厂事故的发生；对于 核电厂设计中考虑的所有事故，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；并保证 有严重放射性后果的事故发生的概率极低 。 • 辐射防护目标+概率风险评价
1 核安全目标
• 美国NRC于1986年8月发表核电站运行的定量安 全目标和定性健康目标（QHQ）。 两个定性安全目标： • 就核电站运行的后果来说，对公众个人成员应当 提供这样一种水平的防护，以使他们的生命和健 康不会由此受到明显的附加风险； • 核动力对生命和健康的社会风险应当相当于或低 于其他具有竞争性的发电技术产生的风险，并且 应当对其他的社会风险来说没有明显的增加。
1 核安全目标
定量数值指南： • 急性死亡风险：反应堆事故对核电厂附近的个人 或居民群体可能产生的急性死亡风险不应超过美 国居民由于其他事故而普遍受到的急性死亡风险 的0.1% • 晚期死亡风险：反应堆事故对核电厂附近的个人 或居民群体可能产生的晚期（癌症）死亡风险不 应超过由于所
有其他原因产生的癌症风险的0.1%
1 核安全目标
对于现有在运行的核电厂的概率安全指标： • 堆芯严重损坏事件的频率低于10－4 /（堆·年） • 严重的放射性向环境释放的概率低于10－5/（堆· 年） 对于未来新建核电站，美国电力研究所（EPRI）在 URD中提出的指标： • 堆芯严重损坏事件的频率低于10－5 /（堆·年） • 严重的放射性向环境释放的概率低于10－6/（堆· 年）
1 核安全目标
国家核安全局于2001年发表《新建核电厂设计中的 几个重要安全问题》声明 • 发生严重堆芯损坏的频率低于10－5/运行堆年； • 需要厂区外早期响应的大量放射性释放到厂区外 的频率低于10－6 /运行堆年。 • 概率安全目标不代替核安全法规的要求，也不是 颁发许可证的唯一基础，而是核实和评估核电厂 设计安全水平的一个导向值。
对安全目标的理解
• 所有辐射源都处于严格控制之下 • 不排除有限照射和放射性物质排放，但人 员辐射照射和放射性排放要受到严格控制 ，并满足运行限值和辐射防护标准 • 全面的安全分析以确认上述目标得到满足 • 风险控制：能导致高辐射剂量或大量放射 性释放的事件概率极低；较大概率的事件 只有较小或者没有潜在的放射性后果。
• 历史上最早提出的安全准则是用于厂址选 择的剂量准则，即美国联邦法规10CFRl00 中所用的准则。
– 隔离区(EAB) ：厂区周围的管辖区域，区内不 允许有永久居住的公众 – 低人口密度区(LPZ) ：隔离区的外围，事故情 况下区内居民应当受到安全措施的保护，他们 的日常活动也会受到一定限制。 – 到居民中心距离(DCP)。
最大可信事故下的剂量准则
• 为了确定EAB和LPZ的大小，提出了最大 可信事故(MCA)的假设，对其分析采取下面 的剂量相关准则： 1) 事故后两小时内，位于隔离区边界处的 个人所受全身剂量不应超过0.25 Sv，且甲 状腺经受的碘照射剂量不超过3 Sv；
最大可信事故下的剂量准则
2) 事故后无限长时间内，位于低人口密度 区外边界处的个人所受全身剂量不应超过 0.25 Sv，且甲状腺经受的碘照射剂量不超 过3 Sv； 3) 到居民中心的距离(DPC)至少应等于从反 应堆到低人口密度区外边界距离的1.3倍。 考虑到总的集体剂量，若涉及大城市，这 个距离必须更大一些。
我国的EAB和LPZ
根据我国具体情况，应用上述准则以后 • 核电厂隔离区(EAB)半径在500米左右 • 低人口密度区(LPZ)半径为5～10公里
专设安全设施
• 每项专设安全设施都有其特定控制的事故 ，要求安全设施达到最极端设计参量的事 故称为核设施的设计基准事故(Design Basic Accident，DBA)。 • 对有些更严重的事故，专设安
全设施不能 有效制止事故的发展，这些事故称为超设 计基准事故（Beyond Design Basic Accident，BDBA)。
• • • •
对于超设计基准事故，采用一些规程性措 施来控制事故进程并缓解其后果： 保证停闭反应堆 持续的堆芯冷却 可靠的完整包容 实施厂内、外应急计划
我国的EAB和LPZ
根据我国具体情况，应用上述准则以后 • 核电厂隔离区(EAB)半径在500米左右 • 低人口密度区(LPZ)半径为5～10公里
我国的EAB和LPZ
根据我国具体情况，应用上述准则以后 • 核电厂隔离区(EAB)半径在500米左右 • 低人口密度区(LPZ)半径为5～10公里
2 核反应堆的安全设计
• IAEA-NUSS：国际原子能机构核安全标准 规定核电厂的设计、建造和运行要贯彻纵 深防御(defense in depth)的安全原则。 • 国家核安全局于2001年发布《新建核电厂 设计中的几个重要安全问题》核安全政策 声明， 明确“ 纵深防御概念”要应用到核电 厂的全部活动中。 • 2004年4月18日国家核安全局批准发布《核 动力厂设计安全规定》
2.1 纵深防御原则
5个层次 • 1)预防 • 2)监测 • 3)保护 • 4)缓解 • 5)应急
2.1 纵深防御原则
5个层次 1)预防防御原则 ： • 防止偏离正常运行和系统故障。 • 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；
2.1 纵深防御原则
5个层次 2)监测防御原则 ： • 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。 • 要求设置确定的专用系统，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；
2.1 纵深防御原则
5个层次 3)保护防御原则 ： • 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事故的后果，使核动 力厂达到稳定的、可接受的状态。 • 要求设置的专设安全设施(ESF)能够将核动 力厂首先引导到可控制状态，然后引导到 安全停堆状态，并且至少维持一道包容放 射性物质的屏障；
2.1 纵深防御原则
5个层次 4)缓解防御原则： • 针对设计基准可能已被超过的严重事故， 保证放射性释放保持在尽实际可能的低。 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 的严重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；
2.1 纵深防御原则
5个层次 5)应急防御原则： • 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。 • 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。
2.2 多道屏障
2.2 多道屏障
第一道屏障: 燃料元件包壳
• 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； • 在包壳有缺陷或破裂时，设计上，假定有 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%。
2.2 多道屏障
第二道屏障: 一回路压力边界 • 压力边界内的设备在安全上有最高的要求 ，以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。 • 在设计上，对结构强度留有足够的裕量， 对屏障的材料选择、制造和运行都要加以 认真考虑。
2.2 多道屏障
第三道屏障: 安全壳（一回路厂房） • 当事故发生时，最后一道防线。 • 也可保护重要设备免遭外来袭击（如飞机 坠落）的破坏。 • 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口时压力和温度的 变化。密封有严格要求。
• 大亚湾核电厂安全壳的设计（绝对）压力是 0.52MPa，设计温度是145℃。允许每24小时的 质量泄漏率为0.1%
2.3 安全设计基本原则
• • • • • • 单一故障准则 多样性原则 独立性原则 故障安全原则 有定期试验、维护、检查的措施 充分采用固有安全性的设计原则
• 运行人员操作优化的设计
2.3.1 单一故障准则
• 单一故障：导致某一部件不能执行其预定 功能的一种随机故障。由单一随机事件引 起的各种继发故障，均视作单一故障的组 成部分。 • 单一故障准则：满足单一故障准则的设备 组合，在其任何部位发生单一随机故障时 ，仍能保持所赋于的功能。 • 对于构成核电厂设计的每个安全组，都必 须运用单一故障准则。
2.3.1 单一故障准则
措施： • 冗余设置 • 保护参数应具有多样性 • 失效安全原则 • 各保护通道应具有独立线路
2.3.2 多样性原则
• 对执行同一功能的多重系统或部件，应用 多样性原则，即对多重系统或部件引用不 同属性，以提高系统的可靠性。 • 目的：减少共因故障或共模故障，提高系 统可靠性。
2.3.2 多样性原则
方式： • 不同的工作原理 • 不同的物理变量 • 不同的运行条件 • 以及使用不同制造厂的产品等
2.3.3 独立性原则
• 针对具有相关性质的事故，如火灾、洪水 、爆炸、飞机坠落事故，为了提高系统的 可靠性，在设计上和系统布置上要符合独 立性原则。 措施： • 在系统设计中应通过功能隔离或实体分隔
2.3.4 故障安全原则
• 核电厂安全极为重要的系统和部件的设计 ，应尽可能贯彻故障安全原则，即核系统 或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何 触发动作的情况下进入安全状态。 • 朝着安全的方向失效，亦即安全设施的设 计应做到其本身的故障都能触
发加大安全 性的动作。
2.3.4 故障安全原则
措施： • 断电时控制棒因重力下落导致快速停堆 • 许多阀门是电动的，没有电，阀门就不会 动作。但向反应堆内补充冷却水的阀门， 如果必须开启，在失电后就会固定在“开” 的位置；而安全壳的隔离阀在失电后就会 固定在“关”的位置。
2.3.5 充分采用固有安全性
• 固有安全性：当反应堆出现异常工况时， 不依靠人为操作或外部设备的强制性干预 ，只是由堆的自然安全性和非能动安全性 ，使反应堆趋于正常运行或安全停闭的特 性。 方式： • 负反应性温度系数和多普勒系数 • 控制棒组件重力插入堆芯 • 蓄压势和承压构件
2.3.6 运行人员操作优化
• 厂区人员的工作场所和工作环境必须按人 机工效学原则进行设计。 • 核电站运行史上发生的异常事件，有许多 是人错误操作或干预造成的结果。 • 反应堆的安全设计必须利于操纵员在有限 的时间内、预计的周围环境中和有心理压 力的状态能采取成功的行动，应尽量减少 操纵员在短期内进行干预的必要性。
3 核反应堆的安全运行与管理
• （结合切尔诺贝利核事故后述）
4 核安全法规及安全监督
• 国家核安全局由国务院授权，对全国核设 施安全实施统一监督，独立行使核安全监 督权。 主要职责：
• • • • • 1）方针政策、法规、导则、实施细则，技术标准 2）安全评审，安全许可证件 3）事故调查、处理、指导，监督应急计划 4）核安全研究 5）核设备出口项目许可证，国际合作
4.2 核安全法规
• 由两部分组成：国务院发布的行政法规和 • 由国家核安全局发布的或与国务院其他有关部 门联合发布的部门规章 • 8个系列，编号的标准格式为HAFxxx/yy/zz • HAF为“核安全法规”汉语拼音的缩写； • “xxx”第1位为系列代码，第2、3位为顺序号 • “yy/zz”为核安全条例或规定的相应的实施细 则及其附件的代码。
4.2 核安全法规
• • • • • • • • HAF 0xx/yy/zz ——通用系列 HAF 1xx/yy/zz ——核动力厂系列 HAF 2xx/yy/zz ——研究堆系列 HAF 3xx/yy/zz ——核燃料循环设施系列 HAF 4xx/yy/zz ——放射性废物管理系列 HAF 5xx/yy/zz ——核材料管制系列 HAF 6xx/yy/zz ——民用核承压设备监督管理系列 HAF 7xx/yy/zz ——放射性物质运输管理系列
4.2 核安全法规
• 《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》 （HAF001） • 《核电厂核事故应急管理条例》（HAF 002） • 《中华人民共和国核材料管制条例》（HAF501） • 《核电厂的厂址选择安全规定》（HAF0101） • 《核电厂设计安全规定》（HAF102） • 《核电厂运行安全规定》（HAF103） • 《核电厂质
量保证安全规定》（HAF003）
4.3 核安全许可证制度
• （略）
作业
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核反应堆安全 第一讲 核安全基本原则
（2010—2011学年第二学期） 主讲：李然
• 核电发展最大的问题是安全问题！ • 核安全问题无国界 • 任何安全问题都不是简单的理论问题或技 术问题，当事人的素质、当事单位的管理 制度往往最为关键。 • 科技原理→工艺设计→工程实现→运行维 护 管理监督
• “质量是设计出来的、是制造出来的、是管 理出来的！” 问题：按什么原则设计、制造和管理 • 人类的任何工程实践都有风险 • 风险R(损害/单位时间) ＝P(事件/单位时间)×C(损害/事件) • 我们要降低风险，而非追求万全： • 安全性 VS 经济性
• 核电经济性： CO2减排；化石能源危机；经济增长需求； 高容量因子；电价上涨…… • 核电安全性： 核功率的巨大上升空间；强放射性；高温 高压水；衰变热；工业安全…… 结论：核电非搞不可！安全风险必须降低！
1 核安全目标
• 核安全总目标： 在核电厂中建立并维持一套有效的防护措 施，以保证工作人员、社会和环境免遭放 射性危害。 • 常规风险在不核安全研究范围内
1 核安全目标
• 辐射防护目标： 保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射 照射或由于该核动力厂任何计划排放放射 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(ALARA)，保证减轻 任何事故的放射性后果.
1 核安全目标
• 技术安全目标： 有很大把握预防核电厂事故的发生；对于 核电厂设计中考虑的所有事故，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；并保证 有严重放射性后果的事故发生的概率极低 。 • 辐射防护目标+概率风险评价
1 核安全目标
• 美国NRC于1986年8月发表核电站运行的定量安 全目标和定性健康目标（QHQ）。 两个定性安全目标： • 就核电站运行的后果来说，对公众个人成员应当 提供这样一种水平的防护，以使他们的生命和健 康不会由此受到明显的附加风险； • 核动力对生命和健康的社会风险应当相当于或低 于其他具有竞争性的发电技术产生的风险，并且 应当对其他的社会风险来说没有明显的增加。
1 核安全目标
定量数值指南： • 急性死亡风险：反应堆事故对核电厂附近的个人 或居民群体可能产生的急性死亡风险不应超过美 国居民由于其他事故而普遍受到的急性死亡风险 的0.1% • 晚期死亡风险：反应堆事故对核电厂附近的个人 或居民群体可能产生的晚期（癌症）死亡风险不 应超过由于所
有其他原因产生的癌症风险的0.1%
1 核安全目标
对于现有在运行的核电厂的概率安全指标： • 堆芯严重损坏事件的频率低于10－4 /（堆·年） • 严重的放射性向环境释放的概率低于10－5/（堆· 年） 对于未来新建核电站，美国电力研究所（EPRI）在 URD中提出的指标： • 堆芯严重损坏事件的频率低于10－5 /（堆·年） • 严重的放射性向环境释放的概率低于10－6/（堆· 年）
1 核安全目标
国家核安全局于2001年发表《新建核电厂设计中的 几个重要安全问题》声明 • 发生严重堆芯损坏的频率低于10－5/运行堆年； • 需要厂区外早期响应的大量放射性释放到厂区外 的频率低于10－6 /运行堆年。 • 概率安全目标不代替核安全法规的要求，也不是 颁发许可证的唯一基础，而是核实和评估核电厂 设计安全水平的一个导向值。
对安全目标的理解
• 所有辐射源都处于严格控制之下 • 不排除有限照射和放射性物质排放，但人 员辐射照射和放射性排放要受到严格控制 ，并满足运行限值和辐射防护标准 • 全面的安全分析以确认上述目标得到满足 • 风险控制：能导致高辐射剂量或大量放射 性释放的事件概率极低；较大概率的事件 只有较小或者没有潜在的放射性后果。
• 历史上最早提出的安全准则是用于厂址选 择的剂量准则，即美国联邦法规10CFRl00 中所用的准则。
– 隔离区(EAB) ：厂区周围的管辖区域，区内不 允许有永久居住的公众 – 低人口密度区(LPZ) ：隔离区的外围，事故情 况下区内居民应当受到安全措施的保护，他们 的日常活动也会受到一定限制。 – 到居民中心距离(DCP)。
最大可信事故下的剂量准则
• 为了确定EAB和LPZ的大小，提出了最大 可信事故(MCA)的假设，对其分析采取下面 的剂量相关准则： 1) 事故后两小时内，位于隔离区边界处的 个人所受全身剂量不应超过0.25 Sv，且甲 状腺经受的碘照射剂量不超过3 Sv；
最大可信事故下的剂量准则
2) 事故后无限长时间内，位于低人口密度 区外边界处的个人所受全身剂量不应超过 0.25 Sv，且甲状腺经受的碘照射剂量不超 过3 Sv； 3) 到居民中心的距离(DPC)至少应等于从反 应堆到低人口密度区外边界距离的1.3倍。 考虑到总的集体剂量，若涉及大城市，这 个距离必须更大一些。
我国的EAB和LPZ
根据我国具体情况，应用上述准则以后 • 核电厂隔离区(EAB)半径在500米左右 • 低人口密度区(LPZ)半径为5～10公里
专设安全设施
• 每项专设安全设施都有其特定控制的事故 ，要求安全设施达到最极端设计参量的事 故称为核设施的设计基准事故(Design Basic Accident，DBA)。 • 对有些更严重的事故，专设安
全设施不能 有效制止事故的发展，这些事故称为超设 计基准事故（Beyond Design Basic Accident，BDBA)。
• • • •
对于超设计基准事故，采用一些规程性措 施来控制事故进程并缓解其后果： 保证停闭反应堆 持续的堆芯冷却 可靠的完整包容 实施厂内、外应急计划
我国的EAB和LPZ
根据我国具体情况，应用上述准则以后 • 核电厂隔离区(EAB)半径在500米左右 • 低人口密度区(LPZ)半径为5～10公里
我国的EAB和LPZ
根据我国具体情况，应用上述准则以后 • 核电厂隔离区(EAB)半径在500米左右 • 低人口密度区(LPZ)半径为5～10公里
2 核反应堆的安全设计
• IAEA-NUSS：国际原子能机构核安全标准 规定核电厂的设计、建造和运行要贯彻纵 深防御(defense in depth)的安全原则。 • 国家核安全局于2001年发布《新建核电厂 设计中的几个重要安全问题》核安全政策 声明， 明确“ 纵深防御概念”要应用到核电 厂的全部活动中。 • 2004年4月18日国家核安全局批准发布《核 动力厂设计安全规定》
2.1 纵深防御原则
5个层次 • 1)预防 • 2)监测 • 3)保护 • 4)缓解 • 5)应急
2.1 纵深防御原则
5个层次 1)预防防御原则 ： • 防止偏离正常运行和系统故障。 • 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；
2.1 纵深防御原则
5个层次 2)监测防御原则 ： • 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。 • 要求设置确定的专用系统，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；
2.1 纵深防御原则
5个层次 3)保护防御原则 ： • 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事故的后果，使核动 力厂达到稳定的、可接受的状态。 • 要求设置的专设安全设施(ESF)能够将核动 力厂首先引导到可控制状态，然后引导到 安全停堆状态，并且至少维持一道包容放 射性物质的屏障；
2.1 纵深防御原则
5个层次 4)缓解防御原则： • 针对设计基准可能已被超过的严重事故， 保证放射性释放保持在尽实际可能的低。 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 的严重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；
2.1 纵深防御原则
5个层次 5)应急防御原则： • 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。 • 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。
2.2 多道屏障
2.2 多道屏障
第一道屏障: 燃料元件包壳
• 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； • 在包壳有缺陷或破裂时，设计上，假定有 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%。
2.2 多道屏障
第二道屏障: 一回路压力边界 • 压力边界内的设备在安全上有最高的要求 ，以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。 • 在设计上，对结构强度留有足够的裕量， 对屏障的材料选择、制造和运行都要加以 认真考虑。
2.2 多道屏障
第三道屏障: 安全壳（一回路厂房） • 当事故发生时，最后一道防线。 • 也可保护重要设备免遭外来袭击（如飞机 坠落）的破坏。 • 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口时压力和温度的 变化。密封有严格要求。
• 大亚湾核电厂安全壳的设计（绝对）压力是 0.52MPa，设计温度是145℃。允许每24小时的 质量泄漏率为0.1%
2.3 安全设计基本原则
• • • • • • 单一故障准则 多样性原则 独立性原则 故障安全原则 有定期试验、维护、检查的措施 充分采用固有安全性的设计原则
• 运行人员操作优化的设计
2.3.1 单一故障准则
• 单一故障：导致某一部件不能执行其预定 功能的一种随机故障。由单一随机事件引 起的各种继发故障，均视作单一故障的组 成部分。 • 单一故障准则：满足单一故障准则的设备 组合，在其任何部位发生单一随机故障时 ，仍能保持所赋于的功能。 • 对于构成核电厂设计的每个安全组，都必 须运用单一故障准则。
2.3.1 单一故障准则
措施： • 冗余设置 • 保护参数应具有多样性 • 失效安全原则 • 各保护通道应具有独立线路
2.3.2 多样性原则
• 对执行同一功能的多重系统或部件，应用 多样性原则，即对多重系统或部件引用不 同属性，以提高系统的可靠性。 • 目的：减少共因故障或共模故障，提高系 统可靠性。
2.3.2 多样性原则
方式： • 不同的工作原理 • 不同的物理变量 • 不同的运行条件 • 以及使用不同制造厂的产品等
2.3.3 独立性原则
• 针对具有相关性质的事故，如火灾、洪水 、爆炸、飞机坠落事故，为了提高系统的 可靠性，在设计上和系统布置上要符合独 立性原则。 措施： • 在系统设计中应通过功能隔离或实体分隔
2.3.4 故障安全原则
• 核电厂安全极为重要的系统和部件的设计 ，应尽可能贯彻故障安全原则，即核系统 或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何 触发动作的情况下进入安全状态。 • 朝着安全的方向失效，亦即安全设施的设 计应做到其本身的故障都能触
发加大安全 性的动作。
2.3.4 故障安全原则
措施： • 断电时控制棒因重力下落导致快速停堆 • 许多阀门是电动的，没有电，阀门就不会 动作。但向反应堆内补充冷却水的阀门， 如果必须开启，在失电后就会固定在“开” 的位置；而安全壳的隔离阀在失电后就会 固定在“关”的位置。
2.3.5 充分采用固有安全性
• 固有安全性：当反应堆出现异常工况时， 不依靠人为操作或外部设备的强制性干预 ，只是由堆的自然安全性和非能动安全性 ，使反应堆趋于正常运行或安全停闭的特 性。 方式： • 负反应性温度系数和多普勒系数 • 控制棒组件重力插入堆芯 • 蓄压势和承压构件
2.3.6 运行人员操作优化
• 厂区人员的工作场所和工作环境必须按人 机工效学原则进行设计。 • 核电站运行史上发生的异常事件，有许多 是人错误操作或干预造成的结果。 • 反应堆的安全设计必须利于操纵员在有限 的时间内、预计的周围环境中和有心理压 力的状态能采取成功的行动，应尽量减少 操纵员在短期内进行干预的必要性。
3 核反应堆的安全运行与管理
• （结合切尔诺贝利核事故后述）
4 核安全法规及安全监督
• 国家核安全局由国务院授权，对全国核设 施安全实施统一监督，独立行使核安全监 督权。 主要职责：
• • • • • 1）方针政策、法规、导则、实施细则，技术标准 2）安全评审，安全许可证件 3）事故调查、处理、指导，监督应急计划 4）核安全研究 5）核设备出口项目许可证，国际合作
4.2 核安全法规
• 由两部分组成：国务院发布的行政法规和 • 由国家核安全局发布的或与国务院其他有关部 门联合发布的部门规章 • 8个系列，编号的标准格式为HAFxxx/yy/zz • HAF为“核安全法规”汉语拼音的缩写； • “xxx”第1位为系列代码，第2、3位为顺序号 • “yy/zz”为核安全条例或规定的相应的实施细 则及其附件的代码。
4.2 核安全法规
• • • • • • • • HAF 0xx/yy/zz ——通用系列 HAF 1xx/yy/zz ——核动力厂系列 HAF 2xx/yy/zz ——研究堆系列 HAF 3xx/yy/zz ——核燃料循环设施系列 HAF 4xx/yy/zz ——放射性废物管理系列 HAF 5xx/yy/zz ——核材料管制系列 HAF 6xx/yy/zz ——民用核承压设备监督管理系列 HAF 7xx/yy/zz ——放射性物质运输管理系列
4.2 核安全法规
• 《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》 （HAF001） • 《核电厂核事故应急管理条例》（HAF 002） • 《中华人民共和国核材料管制条例》（HAF501） • 《核电厂的厂址选择安全规定》（HAF0101） • 《核电厂设计安全规定》（HAF102） • 《核电厂运行安全规定》（HAF103） • 《核电厂质
量保证安全规定》（HAF003）
4.3 核安全许可证制度
• （略）