第一章：核安全基本原理 能源戰略選擇 核電廠(chǎng)營(yíng)運者的目的是向公眾用戶(hù)提供經(jīng)濟、可靠的電力。他們的責任就是遵守國家有關(guān)法律，確保公眾與環(huán)境的安全。 核安全的定義：核安全就是核設施在其設計、制造、運行及停役期間為保護公眾及環(huán)境受可能的放射性危害所采取的所有措施的總和。這些措施包括： 確保核設施的正常運行 預防事故的發(fā)生 限制可能的事故后果 第一章：核安全基本原理：縱深防御 縱深防御原則就是考慮到技術(shù)的、人為的以及組織管理上的失效，而為此設立的多層次的防御線(xiàn)。 －預防：防止缺陷的產(chǎn)生； －監督：通過(guò)控制、測試和監測等手段提前或及時(shí)發(fā)現設備缺陷； －行動(dòng)和措施：限制缺陷出現的后果并避免其重復出現。 壓力容器的縱深防御采用以下的特殊辦法： 對于第一道防御來(lái)說(shuō)，必須考慮： －部件、材料的選擇； －設計、計算的裕度； －對制造質(zhì)量的嚴格控制。 對于第二道防御來(lái)說(shuō)，必須加強對以下項目的控制： －使用過(guò)程中的在役檢查，包括無(wú)損探傷； －材料受輻照程度。 第一章：核安全基本原理：三道屏障 根據縱深防御的設計原則，核電廠(chǎng)在放射性產(chǎn)物與人所處的環(huán)境之間，設置了多道屏障，力求最大限度地包容放射性物質(zhì)，盡可能減少放射性物質(zhì)向周?chē)h(huán)境的釋放。屏障的數量和性能取決于風(fēng)險的大小。當反應堆運行時(shí)，有以下三道屏障： 燃料元件包殼； 一回路壓力邊界； 安全殼。 燃料元件包殼 秦山二期650MW的壓水堆堆芯有30000多根燃料元件，這些燃料元件的包殼就構成了核電廠(chǎng)的第一道屏障。 裂變產(chǎn)物有固態(tài)的、也有氣態(tài)的，它們中的絕大部分都被容納在二氧化鈾燃料芯塊內，只有氣態(tài)的裂變產(chǎn)物能部分地擴散出芯塊，進(jìn)入芯塊和包殼之間的間隙內。燃料元件包殼的工作條件是相當苛刻的，它既要受到強烈中子輻照、高溫高速冷卻劑的腐蝕、侵蝕，又要受到熱的、機械的應力作用。 第一道屏障的可能缺陷就是包殼的破損。上面的工作條件都可能造成這一破損。包殼一旦破損，裂變產(chǎn)物就將穿過(guò)包殼進(jìn)入一回路冷卻劑中。 一回路壓力邊界 第二道屏障：一回路壓力邊界將放射性產(chǎn)物包容在一回路冷卻劑內。保障壓力邊界完整性的手段之一是減少可能存在的泄漏。當余熱排出系統（RRA）連接到一回<a name=baidusnap0></a>路上</B>后，一回路壓力邊界便擴大了。 一回路壓力邊界定義如下：1、包括控制棒驅動(dòng)機構本體的反應堆壓力容器；2、蒸汽發(fā)生器的一次側；3、主泵；4、穩壓器；5、穩壓器的安全閥組；6、一回路各主要部件之間的連接管道、閥門(mén)和配件；7、連接輔助系統或支持系統的管道、配件和閥門(mén)，直到并包括每條管路中的第二個(gè)隔離閥（從高壓側算起）。 安全殼 安全殼即包容一回路的主廠(chǎng)房。它將反應堆、冷卻劑系統的主要設備和主管道包容在內。它能阻止放射性產(chǎn)物向環(huán)境的釋放。構成了反應堆與環(huán)境之間的最后一道屏障。 安全殼包括： －反應堆主廠(chǎng)房本身，它是由帶鋼內襯的鋼筋混凝土壁組成的。 －安全殼貫穿件，包括設備、材料出入艙、人員進(jìn)出艙、電纜、管道貫穿件。所有這些貫穿件的設計均是盡可能密封和完整的。對于管道貫穿件，在安全殼的內外側均安裝有隔離閥或逆止閥，以保證安全殼的密封和完整性。 －同時(shí)第三道屏障還可以延伸，它包括： ??蒸汽發(fā)生器 SG）與反應堆廠(chǎng)房之間的管道； ??蒸汽發(fā)生器外殼； ??蒸汽發(fā)生器管板； ??蒸汽發(fā)生器U型管； ??給水管道； ??蒸汽發(fā)生器的排污與取樣管道。 三道屏障失效 實(shí)際上，必須同時(shí)存在以下三個(gè)條件，放射性產(chǎn)物才有可能大量地向環(huán)境釋放： 燃料元件有破損，或者燃料發(fā)生了熔化； 事故導致放射性產(chǎn)物向反應堆廠(chǎng)房?jì)鹊尼尫?，如一回路管道破裂?安全殼的密封性喪失。 破裂事故可能使第二、第三兩個(gè)條件同時(shí)存在，如果再有燃料元件包殼破損，就會(huì )有明顯的放射性釋放。 核安全的三大功能 第一大功能：反應性控制 第二大功能：控制堆芯的冷卻 第三大功能：對放射性產(chǎn)物的屏障控制 核安全發(fā)展--經(jīng)驗教訓 1979年3月28日發(fā)生在美國的三里島事故； 1986年4月28日發(fā)生在烏克蘭（前蘇聯(lián)）的切爾諾貝利事故。 核安全文化 INSAG-4報告對核安全文化做出了如下的定義，即： 核安全文化是存在于單位和個(gè)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(guān)念，即核電廠(chǎng)安全問(wèn)題由于它的重要性要保證得到應有的重視。 第二章：設計期間的核安全考慮 縱深防御設計思想――兩種不同但互補的安全分析方法 確定論方法 ：核電廠(chǎng)的設計基本上以確定論方法的分析結果為依據，確定論方法后來(lái)得到了概率風(fēng)險理論的補充。 概率風(fēng)險理論 ：概率風(fēng)險評價(jià)法 PRA 是應用概率風(fēng)險理論對核電廠(chǎng)安全性進(jìn)行評價(jià)，這是近年來(lái)發(fā)展的一種新的評價(jià)方法。確定論法是根據以往的經(jīng)驗和社會(huì )可接受程度，人為地將事故分為“可信”與“不可信”兩類(lèi)，而PRA法則認為事故并不存在“可信”與“不可信”的截然界限，僅僅是事故發(fā)生的概率有大小之別。 風(fēng)險 可接受風(fēng)險的定義 ：風(fēng)險是指人們從事的某項活動(dòng)，在一定的時(shí)間內給人類(lèi)帶來(lái)的危害。這種危害不僅取決于事件發(fā)生的頻率，而且還與事件發(fā)生后所引起后果的大小有關(guān)。 就核電廠(chǎng)而言，其風(fēng)險主要來(lái)自事故工況下向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)所導致的輻射危害。 剩余風(fēng)險：所謂剩余風(fēng)險，就是指即使采取了防范措施而依然存在的風(fēng)險。核電廠(chǎng)及其系統的設計必須使得其風(fēng)險在圖中所示的允許范圍內。 核電廠(chǎng)可接受的風(fēng)險取決于 ：事件發(fā)生的概率與放射性后果的乘積 設計考慮的事件 外部及內部事件 核電廠(chǎng)廠(chǎng)房、系統及設備的設計和配置，是根據確定論法的設計原則，考慮到電廠(chǎng)內部及外部的事件進(jìn)行的。這些事件包括： ― 內部事件 系統與設備的故障引起的事故； 內部侵害事件，如火災，由于某些流體系統泄漏導致的內澇等。 ― 外部事件：如地震、洪水、爆炸、冰凍、飛機墜落等。 運行工況分類(lèi) 第一類(lèi)工況：正常運行 第二類(lèi)工況：中等頻率事件 第三類(lèi)工況：稀有事故 第四類(lèi)工況：假想事故（極限事故） 故障的預防：?jiǎn)我还收蠝蕜t 單一故障準則 事故工況下保證安全功能的系統及其輔助設施，如果某一部件發(fā)生故障，系統的整體功能必須不受影響。所考慮的故障包括： 對電氣系統而言，假定任意時(shí)刻需要某系統投運時(shí)，該系統的任意一部件失效。并假定該失效的危害性最大。如應急柴油發(fā)電機。 對于流體機械系統而言，又分為能動(dòng)部件，即需要這類(lèi)部件的機械運動(dòng)來(lái)完成系統功能的部件（如泵，閥門(mén)等）；非能動(dòng)部件，如管道、容器等。如安注系統、安噴系統、REA系統等。 故障的預防：共模故障的預防 所謂共模故障是指兩個(gè)互為冗余的或相同的系統或設備同時(shí)失效。 這種失效的原因是多方面的，可能是設計的原因，或是設備制造的原因，也可能是運行期間由于檢修狀態(tài)設置等的原因，或地震、洪水等外部原因。 核電廠(chǎng)的設計利用了兩大原理來(lái)限制共模故障的產(chǎn)生，這就是實(shí)體隔離和多樣化。 侵害的防御 核電廠(chǎng)安全相關(guān)的設備（QSR）必須考慮對以下侵害的防御： 外部侵害 ：地震、飛機墜落 、工業(yè)環(huán)境 、洪水 、冰凍 內部使害 ：火災 、內部水淹 、高能管道破裂 、內部拋射物 、來(lái)自汽輪發(fā)電機組的拋射物 每一種侵害的防御都從預防、監督與監測和行動(dòng)與措施這3個(gè)縱深防御層次來(lái)進(jìn)行的。 第四章：運行期間的核安全（一） 運行期間核安全的控制：核電廠(chǎng)運行期間對核安全的控制就是要獲得并向公眾及核安全局確保核電廠(chǎng)本身及其營(yíng)運方法與核安全要求的真正的一致性，同時(shí)維持核電廠(chǎng)的生產(chǎn)能力。 核安全的要求：核安全要求分為兩部分，一部分就是核安全法規，另一部分與設計及運行期間經(jīng)驗反饋有關(guān)，這一部分包括：技術(shù)規格書(shū)、場(chǎng)內應急計劃以及定期試驗監督大綱。這些要求同樣是從預防，監督與監測，措施與行動(dòng)三級來(lái)闡述的。 運行期間的核安全要求是通過(guò)以下形式實(shí)施的： 預防 通過(guò)對技術(shù)規格書(shū)的遵守，保證機組維持在正常運行范圍。 監督與監查 定期試驗大綱； 維修大綱； 再鑒定試驗； 事故工況的處理 事故處理規程； 場(chǎng)內應急計劃； 場(chǎng)外應急計劃。 預防：運行技術(shù)規格書(shū) 機組的運行技術(shù)規格書(shū)由六部分組成。它將機組的正常運行分成九個(gè)標準狀態(tài)：換料冷停堆、維修冷停堆、正常冷停堆、單相中間停堆（RRA連接）、?雙相中間停堆（RRA連接）、?正常中間停堆（RRA退出）、?熱停堆?、熱備用?、功率運行?。 對每一運行狀態(tài)，均包括以下方面的內容： 反應性； 燃料的冷卻； 放射性產(chǎn)物的包容； 輔助與支持功能； 出現設備不可用狀態(tài)時(shí)應采取的措施。 前三部分與核安全功能相關(guān)，輔助與支持功能為設備和系統的正常功能提供必要的輔助手段（電、氣、冷卻水等）。 運行技術(shù)規格書(shū)的適用范圍 運行技術(shù)規格書(shū)由技術(shù)法則組成，其目的在于保證機組正常運行時(shí)的核安全。通過(guò)運行規程來(lái)實(shí)現。 運行技術(shù)規格書(shū)不適用于事故工況。此時(shí)，核安全的保證是由事故處理規程來(lái)保證的。 運行技術(shù)規格書(shū)的作用 運行技術(shù)規格書(shū)的第一個(gè)作用：定義反應堆的正常運行邊界 運行技術(shù)規格書(shū)的第二個(gè)作用：規定所需的設備和系統 運行技術(shù)規格書(shū)的第三個(gè)作用：規定應采取的措施 可用與不可用（I0）的定義 可用與不可用（I0）的定義 某一系統或設備可用，是指該設備或系統在無(wú)任何延時(shí)的情況下，能夠充分表明它有能力完成其設計的功能。 保證其本身功能及其控制的輔助設施是可用的。 定期試驗大綱中與這些系統或設備相關(guān)的定期試驗已正常執行，且其試驗結果是滿(mǎn)意的。正常執行是指遵守規定的試驗周期、運行方式、周期裕度等。 可用的設備可以是停運的。 所有與上述條件不相符合的系統或設備，均認為是不可用的。