高 明 gm@sdu.edu.cn 山东大学能动学院 核电厂系统与设备 高 明 gm@sdu.edu.cn 山东大学能动学院

第二章 压水堆核电厂简介

常见反应堆类型  热中子反应堆（0.025～0.1eV） 快中子增殖堆（＞1MeV）Fast Breeder Reactor (FBR) 轻水堆 Light Water Reactor (LWR) 压水堆 Pressurized Water Reactor (PWR) 沸水堆 Boiling Water Reactor (BWR) 石墨慢化轻水冷却堆（石墨水冷堆）RBMK 重水堆 Heavy Water Reactor 气冷堆 Gas-Cooled Reactor, GCR (石墨气冷堆) 快中子增殖堆（＞1MeV）Fast Breeder Reactor (FBR) 钠冷快堆； 铅冷快堆； 气冷快堆。

压水堆核电站 Pressurized Water Reactor (PWR)

压水堆核电站原理图（间接循环）

沸水堆核电站 Boiling Water Reactor (BWR) NPP 蒸汽 单回路

沸水堆核电站原理图（直接循环）

压水堆与沸水堆 压水堆：一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。采用间接循环具有使二回路系统免受放射性玷污的优点。 与沸水堆核电厂相比，增加了蒸汽发生器。压水堆体积较小和控制要求简单等因素可以弥补这一不足。 沸水堆：将冷却水在堆芯沸腾直接推动蒸汽轮机，可以有效降低堆芯工作压力。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆堆芯只需加压到堆芯工作压力 7MPa左右，仅为压水堆堆芯工作压力的一半。这使系统得到极大地简化，能显著地降低投资。

第二章 压水堆核电厂 2.1 压水堆核电厂概述 2.2 核电厂的总体及厂房布置 2.3 核电厂的主要厂房设施 2.3 核电厂的主要厂房设施　　　　　　 2.4 核电厂设备安全功能及分级 2.5 核电厂的设计原则

重点讲解 压水堆核电厂的三个回路 包容一 、二回路的厂房 要求显示主要设备：反应堆，主泵，蒸汽发生器，汽轮机 要求显示主要厂房：安全壳，汽轮机厂房，辅助厂房；燃料厂房 T形布置及L形布置 循环水系统 开式； 采用冷却塔的循环水系统 设计原则 多道屏障 纵深防御 单一故障准则 抗拒自然灾害的功能 辐射计量标准

2.1 压水堆核电厂概述 核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。 它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。 核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。 常规岛主要包括汽轮机组及二回路系统，其形式与常规火电厂类似。二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。 核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。

1 压水堆核电厂原理 水 水 一回路 二回路 基本参数： 一回路：压力154 bar，高压水； 二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。 汽轮机 稳压器 发电机 蒸发器 压力容器 输配电 主管道 一回路 主泵 凝汽器 水 水 二回路 基本参数： 一回路：压力154 bar，高压水； 二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。

压水堆核电厂发电流程

有关说明 把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为一回路系统 ； 商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路； 整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。 二回路系统也设有一系列辅助系统。

四环路

2 循环水系统 循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水，分为开式供水和闭式供水。 开式供水：是指以江河湖海为水源，冷却水一次通过，不重复使用。 闭式供水：把由凝汽器排出的水，经过冷却降温之后，再用循环水泵送回凝汽器入口重复使用。 开式供水特点： 进水水温低，利于机组经济运行 系统简单，投资较低 易造成“热污染” 核电站循环水量大，水泵是大流量低扬程泵，为了防止回流，凝汽器的安装标高要高于海水平面和循环水泵。

闭式供水

占地面积小； 使用于远离水源或者水源不足的电厂； 冷却塔造价高。

槽式配水

收水器（冷却塔内部） 波型收水器，收水效果极佳，能最大限度地回收空气的水滴，减少对环境的影响。用PP支架和PVC挤拉成型制造工艺，具有收水率高（可按用户要求配置）、气流阻力小、阻燃性好、且强度高、刚度好、抗腐蚀、安装维护方便、使用寿命长（>20年）等优点。

改造前的进风状况（迎风面，侧风面） 改造后的进风状况

3 核电厂电气系统 在电厂正常功率运行时，发电机发出的电能大部分升压至外网电压输送给用户。同时，满足厂用电。 当发电机停机时，则由外部电网经启动变压器供电。 当外网和发电机组都不能供电时，则由柴油发电机组向安全母线供电。 发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、变压器、开关站和柴油发电机组等组成。

2.2 核电厂总体及厂房布置 1 核电厂本身的放射特性 2 厂址的自然条件和技术要求 3 辐射安全要求 4 总平面布置

1 核电厂放射特性 核反应堆是一个强大的放射源，堆内放射性的总量与功率成正比。 正常运行时放射性的排放量：反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和放射性废物处理系统的净化能力等决定。 如果放射性废气排放量很大，电厂就不宜建在城镇居民中心附近。 如果放射性废水排放量很大，电厂废水就不能直接向江河湖海中排放。

2 厂址的自然条件和技术要求 地震：厂区地震条件是确保核电厂安全的重要条件，厂址尽可能选在地震烈度低的地区，厂址的地震基本烈度一般不大于7度（一般应避免在设计烈度高于9度（7.5级）的地区建厂）。 洪水：厂址位于内湖或海滩附近时，应确定由湖震或海啸可能造成的最大洪水。 通风：要求气流畅通，有利于放射性废气的稀释扩散。 水源：水源和水文，保证足够且可靠的冷却水是电厂运行最基本的技术条件，一般要求百年一遇最小流量也能满足电厂正常运行的要求。 交通：建在铁路、公路或水路等交通运输方便的地方，便于运输； 输电：应尽可能接近负荷中心，以减少输电投资和线路能量损失。 安全：应避免选在机场或生产爆炸或有毒化学产品的工厂附近，距离应不小于8公里。

核电站选址

3 辐射安全要求 辐射安全应符合国家环境保护、辐射防护等法规和标准的要求：正常运行时按“放射防护规定”对附近居民的剂量限值为每年全身5 mSv (毫希沃特)。 核电厂设置在非居住区，一方面是为了能控制周围土地的使用和防止厂外人为事故干扰电厂的正常运行；另一方面是在事故情况下，可保障邻近居民的安全隔离。 厂址周围的人口密度和分布（国际原子能机构的标准），本限制随着核电技术的成熟，已不再重要。

4 核电厂总平面布置 (1)总平面布置设计原则 合理区分放射性与非放射性的建筑物，使净区和脏区严格分开，脏区尽可能置于主导风向的下风侧，以减少放射性污染。 满足核电厂生产工艺流程要求，便于设备运输，减少厂区管线的迂回和纵横交叉。 反应堆厂房、辅助厂房和燃料厂房，都应设在同一基岩的基垫层上，防止因厂房承载或地震所产生的沉降差异而造成管线断裂。 厂房布置以反应堆厂房为中心，辅助厂房，燃料贮存厂房，主控制楼和应急柴油发电机厂房均环绕在反应堆厂房周围。 对于双单元核电厂也可采用对称布置，并共用部分辅助厂房。

(2)核电厂厂房划分 核心区：由核岛和常规岛组成，包括反应堆厂房，辅助厂房，燃料贮存厂房，主控制室，应急柴油发电机厂房，汽轮发电机厂房等。 三废区：主要由废液贮存、处理厂房，固化厂房，弱放废物库，固体废物贮存库，特种洗衣房和特种汽车库等组成。 供排水区：主要有循环水泵房，输水隧洞，排水渠道，淡水净化处理车间，消防站，高压消防泵房，排水泵房等组成。 动力供应区：主要由冷冻机站，压缩空气及液氮贮存气化站，辅助锅炉房等组成。 检修及仓库区：包括检修车间，材料仓库，设备综合仓库及危险品仓库等。 厂前区：电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。

核岛厂房 核岛厂房主要有反应堆厂房，辅助厂房，燃料厂房，主控制室等，由于它们之间的工艺流程和功能紧密相关，因此，必须组成以反应堆厂房为核心的建筑群。 要合理分区，布置紧凑，缩短工艺管线，节约用地。 一台600-900ＭＷ机组核岛各厂房组合后的占地面积约8000-10000m2。 核岛厂房与汽轮机房的相对位置有二种形式：L形布置和T形布置。

L形布置 L布置方法用地紧凑，当几个单元机组并列时，汽机房可合在一起，以减少汽机房内重型吊车台数。 若端部再接维修车间，则设备检修更为方便。 在汽机房与核岛厂房之间需设置防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。

T形布置 这种布置方式，汽轮机叶片飞射方向不会危及反应堆厂房。 厂房面积相应大些。 目前，世界各国如美国、德国、法国新建造的1000MW级的单机组和双机组核电厂的厂房布置均采用T形布置形式。

2.3 核电厂的主要厂房设施　 反应堆厂房（安全壳） 燃料厂房 辅助厂房 汽轮机厂房和控制厂房 循环水泵房 输配电厂房 放射性废物处理厂房

安全壳 汽机厂房 核辅助厂房 燃料厂房

反应堆厂房（安全壳） 作用：用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。 安全壳是一个有钢衬的园柱形预应力混凝土结构，顶部呈半球形或椭圆形，它的内径约40m，壁厚约1m，高约60-70m。 为了便于安全壳内大型设备的安装和检修，安全壳侧面设有直径约10m的一个设备闸门和一个连接辅助厂房的人员闸门。 顶部设有起吊能力为250-300t的环形吊车。 安全壳设备闸门外设有设备吊装平台，平台上设有270-300t的龙门吊车，主设备经设备闸门进入安全壳，再由环形吊车吊装定位。

安全壳内纵剖面图 圆筒形的反应堆一次屏蔽墙，既在反应堆压力容器周围形成生物屏蔽，也为反应堆压力容器提供支承。该一次屏蔽墙与安全壳大致是同心的。 壳内设有一回路隔墙, 为反应堆冷却剂系统提供屏蔽，可支撑和隔离主系统设备。 在反应堆压力容器上方还单独设置了飞射物屏蔽，以包容与控制棒传动机构相关的飞射物。 位于反应堆压力容器之下有疏水地坑，它收集安全壳内所有正常的泄漏水。另一个地坑是应急堆芯冷却系统地坑，它位于安全壳底层地面，可在一回路隔室墙之内或之外。

燃料厂房 燃料厂房设有乏燃料贮存水池，用来盛放乏燃料。贮水池上方，有一台100-150t的桥式吊车，以吊运乏燃料运输容器和乏燃料池冷却系统的设备。 燃料厂房通过燃料输送水道与反应堆厂房相连。在乏燃料贮水池内，通常须有7-9m深的水层作为屏蔽层，乏燃料贮存池需按I级抗震要求设计。

辅助厂房 辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝土结构。核电厂辅助厂房一般集中设置在反应堆厂房的周围，这有利于缩短系统管络从而节省核电厂的基建投资。 厂房内设有化学和容积控制系统、安全注入系统、设备冷却水系统等辅助系统及厂房必需的空气处理和冷却设备。 厂房内的设备须装有隔间。给操纵人员提供生物屏蔽。在设备的布置上，必须注意把安全系统的设备、管道和电缆分开。 确保在设备、结构、管道和电缆的单一故障情况下不致使整个系统失去安全功能。 依照这种分离的设计、对于装有事故工况下工作的电动机房间，需要增加设备隔离间或保护墙及冷却设备。

汽轮发电机厂房 汽轮发电机厂房的布置与火电厂汽轮机厂房相似。它一般布置在紧靠安全壳的一侧。厂房内设有汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水泵、给水加热器、除氧器、汽水分离再热器及与二回路系统有关的辅助系统。 汽轮发电机组一般配有一台高压缸和2-3台低压缸，凝汽器布置在低压缸下侧。汽轮发电机厂房高度约40m，长约85m，厂房设有桥式吊车，用来设备安装和检修时吊装就位。

控制厂房 控制厂房布置在整个核电厂的中心，它包括中央控制室、厂用配电和各种自动控制设备，中央控制室内装有控制台和控制盘、继电器室内装有各种继电器和控制器。 控制室和继电器室共用一个空调系统来冷却电气设备。在继电器室下面，还有一个“电缆室”，电缆室是从电厂各处到控制室引来的所有电缆的汇集点，所有电缆都分别引到控制室和继电器内的各个端子排上。 必须按抗震I级的要求进行设计。

放射性废物处理厂房 放射性废物处理厂房是核电厂特有的厂房。为了保证在正常和事故工况下排出的放射性物质不致污染周围环境，核电厂内所有通过反应堆及一回路系统排出的气体、液体和固体废物都要经过三废处理，达到允许标准后才可通过高烟囱、下水道排放或回收使用。 核电厂的厂房设置要比常规电厂严格、复杂得多。

2.4 核电厂设备安全功能及分级

认识辐射-（视频—生活中的放射性辐射） 少量的辐射照射对人体是无害的 人类在日常生活中受到各种辐射，其中有核辐射，也有其他各种粒子和射线的照射。人类受到的辐射照射有天然的,也有人工的。 天然辐射照射也叫本底照射,主要有三个来源: ①人体内部天然存在的放射性同位素钾-40; ②岩石、土壤和水体中存在的放射性同位素,其中以放射性氡的影响为最大; ③宇宙射线,一般来说，地势越高，受到宇宙射线的照射越强. 人工辐射照射主要来自看电视、抽烟、坐飞机，特别是去医院体检或治病。 少量的辐射照射对人体是无害的

人类生活在辐射环境中

英 国 居 民 受 辐 射 的 剂 量 分 布

辐照的生物效应

核电站常见射线

核电站常见几种射线的防护 α粒子的外照射对人体基本无危害，但需防止其内照射， 常用Al对β射线进行防护或屏蔽 常用铅或混凝土对γ射线进行防护或屏蔽

最大容许剂量当量 所谓最大容许剂量，是指一个正在从事辐射工作的人员，无论是长期积累还是集中照射，从现代医学水平看来，不会对人体健康及遗传造成影响的剂量限度值。目前我们施行的是辐射防护标准（GB 18871-2002）的规定。

最大容许剂量水平 1．放射工作人员受到的年剂量当量（一年工作期间所受外照射的剂量当量与这一年内摄入放射性核素所产生的待积剂量当量二者的总和），如果按5年平均不应超过20mSv，其中某一年的年剂量当量不超过50mSv。 2．放射工作人员任一器官或组织所受的年剂量当量不得超过下列限值：眼晶体 150 mSv，四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量500 mSv； 3．放射工作人员中，年龄在16～18周岁的学生和学徒工，由于教学培训需要接受照射时，一年内受到的有效剂量当量不得超过6mSv，眼晶体 50 mSv，四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量150 mSv 。 4．对公众成员，如果按5个连续年的平均年有效剂量当量不超1 mSv，但可在某些年份里允许以每年5 mSv作为剂量限制。公众成员的眼晶体的年剂量当量限制为15mSv，四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量50mSv。

核电厂外围剂量监测仪

例:穿着气衣的人在操作.气衣内保持正压.

遥控操作堆放废物桶

核电厂安全目标 辐射防护目标：保证所有运行状态下核电厂内的辐射照射或者核电厂放射性物质的计划排放保持在规定限值之内和合理可行并尽量降低，保证减轻所有事故的放射性后果。 技术安全目标：采取所有合理可行的措施预防核电厂的事故和减轻它们的后果。保证在核电厂设计中所考虑的所有可能的事故（包括概率很低的事故）的放射性后果很小并在规定限值之内。

具体目标 -4个 人员健康安全目标： 大量释放安全目标： 堆芯损伤安全目标： 安全壳失效安全目标： 具体目标 -4个 人员健康安全目标： ①事故造成电厂附近区域个人急性死亡的风险不超过该人通常遇到其他事故造成急性死亡风险的0.1%; ②不超过电厂附近区域居民的潜在癌症死亡风险总的0.1%。 大量释放安全目标： 美国核管理委员会NRC对大量释放有2 种定义: ①在电厂边界能够引起急性死亡的放射性释放; ②在电厂边界产生250 mSv 的释放。 发生严重的向环境释放的概率小于10 - 5堆/ 年。 堆芯损伤安全目标： NRC 对目前运行中的核电厂采用的堆芯损坏频率是1×10-4 (堆/年)。 安全壳失效安全目标： NRC认为安全壳失效的概率应该低于堆芯损坏频率的10%。

国家核安全局发布的安全导则 HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备》； • HAD002/02《地方政府对核动力厂的应急准备》；

• HAD101/01《核电厂厂址选择中的地震问题》；

• HAD102/01《核电厂设计总的安全原则》； • HAD102/02《核电厂的抗震设计和鉴定》； • HAD102/03《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》； • HAD102/04《核电厂内部飞射物及其二次效应的防护》； • HAD102/05《与核电厂设计有关的外部人为事件》； • HAD102/06《核电厂反应堆安全壳系统的设计》； • HAD102/07《核电厂堆芯的安全设计》； • HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》； • HAD102/09《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》； • HAD102/10《核电厂保护系统及有关设施》； • HAD102/11《核电厂防火》； • HAD102/12《核电厂辐射防护设计》； • HAD102/13《核电厂应急动力系统》； • HAD102/14《核电厂安全有关仪表和控制系统》； • HAD102/15《核电厂燃料装卸和贮存系统》； • HAD102/16《核动力厂基于计算机的安全重要系统软件》 ；

• HAD103/04《核电厂运行期间的辐射防护》； • HAD103/05《核电厂人员的配备、招聘、培训和授权》；

职业人员内照射防护措施有： 1、降低空气中放射性核素的浓度 防污染 通风 2、降低表面放射性污染水平 按规操作 及时清理 1、降低空气中放射性核素的浓度 防污染 通风 2、降低表面放射性污染水平 按规操作 及时清理 3、防止放射性核素进入人体 穿戴个人防护用品 4、加速体内放射性核素的排出 误入体内需速排出

1、安全功能 基本目标：限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能： 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段； 为停堆后从堆芯导出余热提供手段； 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。

2、分析方法 确定论法 概率论法 常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。 这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。 概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。 此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 确定论法 Text Text 概率论法 Text 通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。

评价核电厂安全性的方法： 确定论评价法：根据反应堆纵深防御的原则，除了反应堆设计尽可能安全可靠外，还设置了多重的专设安全设施，以便在一旦发生最大假想事故情况下，依靠安全设施，能将事故后果减至最轻程度。 概率安全评价：认为核电厂事故是个随机事件，引起核电厂事故的潜在因素很多，核电厂的安全性应由全部潜在事故的数学期望值表示。 概率安全评价（PSA）又称概率风险分析（PRA），是70年代以后发展起来的一种系统工程。它采用系统可靠性评价技术（即故障树、事件树分析）和概率风险分析方法对系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。

3、安全分级 1 2 3 4 安全一级 安全二级 安全三级 安全四级 部分系统的设备 安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件 反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。 安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件 核岛中不属于安全一、二、三级的设备。 部分系统的设备 两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。 非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。 辅助给水系统 设备冷却水系统 乏燃料池冷却系统等 反应堆冷却剂系统中主要承压设备。 构成反应堆安全壳屏障的设备和部件。

4、抗震分类 抗震设备：在设计上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备。 我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震I类、抗震II类和非抗震类（NA）。 抗震I类设备包括安全一级、二级、三级和LS级及1E级的电气设备，所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震I类的。

5、规范分级和质量分组 具体设备的安全等级和抗震分类见课本表2.1 我国的核电事业虽然制定了一套核安全法规，有完整的设备分级、抗震分类和质保分组要求，但没有完整的核设备设计和制造规范。实际工作中根据情况参考美国规范或法国规范。 具体设备的安全等级和抗震分类见课本表2.1

2.5 核电厂的设计原则 在现代压水堆核电厂的设计中，普遍遵循下列安全设计原则

反应堆的多重屏蔽体系 —不让放射性物质泄露出去

1、多道屏障 第一道 燃料芯块 裂变碎片射程很短（10－3 cm）。除表面外，绝大部分裂变碎片包容在芯块之中。气态裂变产物如碘、氪和氙等核素，一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出。第一重屏障大约能留住98％以上的放射性裂变产物。

1、多道屏障 第二道屏障是燃料棒包壳。包壳温度不超过1204℃，具有较高承压能力，使放射性裂变产物被限制在燃料包壳内。 压水堆正常运行时，数以万计的燃料棒中可能会有少数几根棒发生破裂，致使少量放射性物质从第二重屏蔽泄漏。

1、多道屏障 第三道屏障是一回路系统的承压边界，由压力容器、管道和设备组成，它们将高温、高压又带强放射性的冷却剂封闭在其内。正常时仅允许极少量泄漏，而且泄漏水收集后送至三废处理系统。 流经燃料元件的一次冷却剂是被限制在压力容器与一个或数个一回路环路内流动的，这个压力容器与一回路管道，组成了又一道密封屏障，可进一步防止放射性物质外逸。 在绝大多数反应堆中，大部分放射性物质可以通过冷却剂净化系统除去。

1、多道屏障 核电站的核反应堆外层用厚厚的水泥来防止放射线的外泄 第四道屏障是安全壳，它将一回路系统的主要设备和主管道包容在内。安全壳的泄漏率要严格控制，设计规范要求；每天泄漏率要小于安全壳总容积的千分之一，防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。 核电站的核反应堆外层用厚厚的水泥来防止放射线的外泄

2、纵深防御 第一级安全防御——预防：它要求在设计、建造、运行中采取各种有效措施，反应堆应具有内在的安全特性，设备必须高质量和可检查性，系统必须有冗余度；因而任一部件失效也不会影响其正常运行。 第二级安全防御——监控：第二级安全防御要求核电厂设置可靠的安全保护系统，并在事故发生时，尽量减少对该系统的损坏并保护运行人员和居民不受伤害。 第三级安全防御——限制事故后果：要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效时，必须有专设安全设施投入工作。

3、单一故障准则 目的：在压水堆设计中，为了满足总体设计准则，防止那些对安全极为重要的系统或部件发生单项故障而失去其功能。 要求：系统中发生单项故障后不影响系统执行其功能。 使用范围：安全注入系统，安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全保护系统和重要厂用水系统等与安全有关系统。

4、抗自然灾害的功能 5、辐照剂量标准 定期试验、维护、检查的措施 运行人员操作优化的设计 核电厂正常运行时，对电厂工作人员和周围居民的辐照剂量不得超过我国国家标准所规定的允许剂量； 事故时对环境的影响应低于我国国家辐射防护剂量标准所规定的允许剂量。 定期试验、维护、检查的措施 运行人员操作优化的设计

国际核事件等级 图中靠下面的三个等级(1-3)称为故障(Incident)，靠上的四个等级(4-7)称为事故(Accident)。 1986年苏联切尔诺贝利核电厂事故被归入7级，1979年美国三哩岛核电厂事故被划为5级。

核安全发展--经验教训 三里岛事故 切尔诺贝利事故 核安全功能缺陷 三道屏障缺陷 后果 1979年3月28日发生在美国的三里岛事故； 1986年4月28日发生在乌克兰（前苏联）的切尔诺贝利事故。 三里岛事故 切尔诺贝利事故 核安全功能缺陷 失去堆芯冷却功能 失去堆芯冷却的功能 失去反应性控制的功能 失去对放射性产物的屏障功能 三道屏障缺陷 失去第一道屏障； 有限的失去第二道屏障； 第三道屏障完好； 立即同时失去第一和第二道屏障； 设计没有考虑第三道屏障能对放射性产物的有效包容 后果 轻微的放射性泄漏，未对附近居民造成放射性后果 堆芯大部分放射性产物的释放，大面积的沾污，附近的几个欧洲国家，均可测到其污染；人员伤亡

二是反应堆安全设计上存在严重的缺陷，致使反应堆发生剧烈的氢气和一氧化碳混合气体爆炸，整个堆芯和大部分反应堆建筑被摧毁。 切尔诺贝利核电站事故可以说是一个特例 切尔诺贝利核电站最初并不是用来发电的 事故的主要原因有三方面： 一是运行人员严重违反操作规程，为了试验在停电条件下，发电机转子靠自身的转动惯性能继续供电多长时间，切断了所有安全控制系统，致使安全保护系统不能启动。 二是反应堆安全设计上存在严重的缺陷，致使反应堆发生剧烈的氢气和一氧化碳混合气体爆炸，整个堆芯和大部分反应堆建筑被摧毁。 三是切尔诺贝利核电站没有最外面的安全壳。

类似事故几乎不可能在我国的核电厂中发生 原因有三： 首先，反应堆的特性不同，石墨堆的不安全因素外，该堆缺乏固有安全性。 第二，建筑结构不同，我国核电厂的压水堆外面有壁厚1米左右、内衬6毫米厚钢板的安全壳，即使反应堆出事故，安全壳也能把放射性物质包容起来。 第三，根据三里岛事故和切尔诺贝利事故的教训，各国都加强了运行管理，我国采取了严格的操纵人员培训、考核制度和运行管理制度，以杜绝操作失误。 在设计中，把人的差错考虑在内，即在万一操纵错误的情况下也不会发生大的事故。现在核电的风险机率极低，安全性很高。 据科学测算，目前世界上核反应堆芯发生熔化的概率是十万分之一到一百万分之一，即十万个堆年才会出一次事故。

充分认识核电站安全 飞机：10-4/Y，核电厂：10-6/y

 核电站不会像原子弹那样发生核爆炸 提到核电站，有人担心它是否会像原子弹那样发生核爆炸，其实这完全是个误会。 虽然原子弹中的核燃料和核电站中的核燃料都含有铀-235（或钚-239），但它们的含量相差很大，前者高达90%以上，后者仅为3%左右。