核电安全与风险

核电安全与风险

1 核电厂安全目标

1）两个定性的安全目标

＊核电厂运行不会对公众个人寿命和健康带来明显附加影响；

＊核电厂运行对公众个人寿命和健康的社会风险低于或与目前电厂技术相比拟。

2）两个定量的安全目标

＊核电厂运行对公众产生的平均急性死亡风险低于其他事故个人总急性死亡风险的0.1﹪；

＊核电站公众癌症死亡风险低于其他原因产生公众总癌症死亡风险的0.1﹪。

3）核电厂总的安全目标

中国:

堆芯损坏概率为510/堆年

大量放射性释放概率为610/堆年

IAEA：

已运行 将来运行

堆芯损坏概率 410/堆年 510/堆年

大量放射性释放概率 510/堆年 610/堆年

2 核电厂危险性

1）核裂变过程中生成大量的裂变产物——反应堆潜在的主要危险

＊裂变碎片 ＊裂变中子

＊瞬发γ

＊缓发γ、β

2）裂变产物包含250多种放射性核素，具有很强的放射性

例：1座100万千瓦的核电站运行3个月后，堆停后30分钟测量堆内累积裂变产物的放射性总量约为32010Bq，相当于8000t镭产生的放射性。

3）强放射性物质大量释放，引起严重的辐射损伤和环境污染

1986年4月26号凌晨1点23分发生了堆芯破裂事故仅4月26号一天释放(7.14～8.14)1910Bq。

烟羽高度超过1200m

电厂周围30km约13.5万人撤至安全地带

20万人参加清污

接受的集体剂量为1.6410人·Sv

事故10天逸入环境的量为121810Bq

29200平方公里地区Cs-137活度为185kBq/m2

299人住院治疗，死亡31人 ，237人出现急性放射病（其中14人瞬间死亡）。

3 核电站安全特征

1）按预定的功率稳定运行且偏离运行限制条件最小

2）经理与员工行为和态度主动，并按规定采取保守决策

3）非计划停机次数最少 4）所有与正常运行相关活动有程序可依，并严格按规定程序执行

5）纠正性维修项目及停机枪修最少

6）当出现扰动工况时：

＊运行人员应利用已有程序和控制手段进行处理；

＊应急响应应准确及时；

＊运行人员接受了处理这类问题的培训，出现问题及时处理。

7）出现扰动工况都应完整记录

8）计算风险水平

9）剂量保持尽可能低的水平

10）安全文化与工作方法持续改进

4 核电站事故来源

1）过高的功率或缺乏冷却所引起温升，可导致燃料烧毁熔化甚至汽化

2）过高功率导致系统压力升高超限，管道和容器破裂

如大亚湾安全壳可承受5510Pa的内压

3）飞出炸碎片可能击穿安全壳

4）大量内能的突然释放，使安全壳压力陡增（冲击波）

核电站防止事故要做到：

＊ 限制功率增长

＊ 保证反应堆冷却到限定温度内

5 核电站事故典型实例分析

1）切尔诺贝利核电站事故 事故原因

运行人员违章操作

设计缺陷

事故

4号堆芯瞬发超临介→导致功率剧增→堆芯熔化→熔融的碎粒与冷却剂剧烈反应→导致蒸汽和氢气爆炸→石墨燃烧→主回路厂房破坏→大量放射性物质逸入大气→爆炸碎片落到厂房上→厂房燃烧。4小时后明火熄灭。

排放的放射性物质

事故10天后逸入环境的放射性总量为121810Bq

其中惰性气体（6∽7）1810Bq（相当于100﹪堆内总量）

I-131 21810Bq（相当于60﹪堆内总量）

Cs-137 91610 Bq（相当于50﹪堆内总量）

Cs-134 61610 Bq（相当于52﹪堆内总量）

烟羽高1200m

后果

大气扩散，北半球受到气载放射性不同程度的污染

几十人受到致死剂量照射

半径30km13.5万人撤至安全地带

参加事故应急处理的清理人员达20万人，平均每人接受剂量100mSv,少数达500 mSv。

事故后远期效应 经验教训

事故造成的经济损失巨大，需国际援助

对当地公众造成严重的心理负担，生活困难和社会问题

大量土地被污染，不能进行正常农林业生产

避免出现同类事故，提高运行安全稳定性

进一步确定人的因素的重要性

2）三里岛2号压水堆事故

事故原因

设备故障和人员误操作，使堆芯冷却条件严重恶化，造成2/3堆芯熔化或严重破坏

后果

50﹪的气态裂变产物从燃料元件中释放出来进入安全壳

其中：挥发性裂变产物碘和铯，大部分熔解于安全壳内

惰性气体氪和氙则存留于安全壳空气中。

由于误操作，造成部分气态裂变产物经通风系统和烟囱排入大气

进入环境

事故后，由于安全壳的屏蔽，大气中的I-131最大浓度达1.2Bq/m3

当局不所以适应的撤离行为，引起社会、公众心理控慌

反应堆退役和废物清理经济损失十分巨大

教训

比设计基准事故更为严重的事故是可能发生的，提出人的因素的重要性 事故教训导致运行规程、人员培训主控制室的重大改进

对应急对策和严重事故工作的高度重视

6 我国核事故分类

根据“核电站卫生防护标准”EJ270-84 分为四类

＊预期运行事故

事故发生的几率较高，但由于设计已考虑，事故不会造成专设安全设施失效和设备损伤，放射性物质不会大量向环境释放。

＊大事故

发生一次大事故，公众受照＞0.25mSv,但＜5mSv。

＊重大事故

发生几率很小，部分专设安全设施出现部分失效，导致大量放射性物质释放

生一次重大事故，公众受照＞5mSv,任何个人＜0.1Sv。

＊最大可信事故

是一种假设放射性物质大规模释放，对环境产生严重后果，用于评价，发生的几率极小。

7 国际核事故分级表

为了统一划分各国核电厂事故的级别，便于互相通报和与公众进行交流，国际原子能机构（IAEA）和经济合作与发展组织（OECD）于1990年发表了国际事故分级表，已被普遍采用。8个等级中的较低的级别（1～3级）称为事件，较高级别（4～7级）称为事故，0级表示无核安全意义的事迹。

国际核事故分级表

级别 说明 准则 实例

7级 特大事故 ·堆芯的放射性裂变产物大量逸出至厂外（其量相当于1016Bq碘-131）

·可能有急性健康效应。在广大地区（可能涉及一个以上国家）有慢性健康效应

有长期的环境后果 1986年前苏联切尔诺贝利事故

6级 严重事故 明显向厂外逸出裂变产物（其量相当于1015～1016Bq碘-131）

很可能需要全面实施当地应急计划

5级 有厂区外危险的事故 有限地向厂区外逸出裂变物（其量相当于1014～1015Bq碘-131）

需要部分地实施当地应急计划（如就地隐蔽或撤离）

由于机械效应或熔化，堆芯严重损坏 1979年美国三里岛事故

4级 主要在设施内的事故 少量放射性向厂区外逸出

除了当地食品要控制外，一般不需要厂区外防护措施

堆芯有某些损坏

工作人员所受剂量（1Sv量级）可能导致急性健康效应

3级 重大事件 极少量放射性（超过规定限值）向厂外逸出

无需厂区外防护措施

厂区内严重污染

工作人员受过量照射

接近事故状况——丧失纵深防御措施

2级 事件 不直接或立即影响安全，但有潜在安全影响

1级 异常 没有危险，但偏离正常的功能范围，这可能由于设备故障，人因失误或程序不适当所造成

0级 安全上无重要意义

8 事故风险评价

分析步骤：

1）确定能导致放射性物质向环境释放的初因事件 2）进行事故树、故障树分析，确定事故发生的几率

3）进行放射性物质释放分析：

分析堆芯熔化后，放射性物质从熔化堆芯的释放；

放射性物质在安全壳内的行为（喷淋、沉降、吸附、过滤等），安全壳的作用及其可能破坏的时间和方式，放射性物质向环境的释放。

4）事故后果分析

根据气象条件估计放射性物质在环境中的扩散及随时间的变化。

根据人口分布及应急措施来估计公众所受照射。

5）进行风险评价

导致堆芯熔化的初因事件及其发生几率（5510/堆年）

各种释放类型的释放放射性

事故后果

9 核电厂安全措施

1）防止燃料元件过度升温

2）保证纵深防御的三道实体屏障的完整性

＊燃料包壳——第一道屏障

＊处于封闭环路的一回路压力边界——第二道屏障（包括压力容器、蒸汽发生器、稳压器）

＊安全壳——第三道屏障

二层安全壳——第四道屏障

3）设立停堆保护系统和各项专设安全设施

4）纵深防御 ＊预防

采取保守设计、使用成熟技术、加强质量控制

建立严格管理制度，加强工作人员知识与技能培训

建立良好的核安全文化等防止事故发生

＊ 监督与维修

通过精心控制、测试和监测，提前或及时发现

电站缺陷加以解决，防止事故扩大和发生

＊ 事故缓解

一旦事故发生，通过预先设置堆自动保护系统、安全系统，限制和减少事故排放

＊应急计划

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