核安全文化(母版)2010.12

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1、核 安 全 文 化,孙光弟 2010.12,核安全文化,1、切尔诺贝利事故的教训 2、为什么要强调核安全文化 3、什么是核安全文化 4、如何加强核安全文化,核电发展概况,世界核电发展概况 截止2010年11月底，全世界共有441台运行中的核电机组（另有5台长期关闭），总装机容量达3.74亿千瓦，有65台建设中的核电机组,总装机容量达6210万千瓦。 美国有运行核电机组104座、总装机容量1.04亿千瓦；法国有运行核电机组58座、总装机容量6313万千瓦；日本有运行核电机组54座、总装机容量4682万千瓦。,-4-,2019年10月17日星期四,中国13台,美国104台,法国58台,日本54台,

2、俄罗斯32台,韩国21台,截止2010.11.30,Note: In the World Total there are also 6 reactors in operation in Taiwan, China.,截止 2010.11.30,中国26台,中国 1.91%,法国75.17%,西欧30%,日本28.89%,美国20.17%,韩国34.79,平均16,中国核电发展概况 自从我国首座自主设计建造的秦山核电站于1991年12月15日实现首次并网发电以来，目前我国大陆已有13台运行中的核电机组，总装机容量1069万千瓦，在建核电机组26台，总装机容量2860万千瓦。 我国核电发展已从起步

3、阶段进入快速发展阶段，从建设第二代核电站发展到建设第三代核电站，从建设沿海核电站发展到考虑建设内陆核电站。,核电发展概况,中国运行中核电站,中国正在建设中的核电站,中国正在建设中的核电站(续),核电发展概况,核电发展规划的可能目标 2020年：核电装机容量达到7000-8000 万 千瓦，约占电力总装机容量的5%左右。 2030年：核电装机容量达到12000-20000万 千瓦，约占电力总装机容量的8%左右。 2050年：核电装机容量争取达到35000万- 45000万千瓦，约占电力总装机容量的 15% 左右。(到时世界上核电约占25),-11-,2019年10月17日星期四,AP1000建造

4、进展,三代核电AP1000正在从图纸变为现实：通过首创性实践，我国率先掌握AP1000三大关键建造技术： 1)核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注工艺和技术；(40小时，5100方) 2)核岛钢制安全壳成套制造技术，解决了钢板整体模压一次成型及吊装运输的难题；(厚44.45mm) 3)模块设计、制造和建造技术，实现了土建和安装并行施工。模块化施工的先进理念已经变成现实。( CA20模块长20.5米，宽14.2米，高20.7米，总重749吨，加上吊具等起吊总重量达到968吨),AP1000核电厂模块化建造流程示意图,CA20模块从模块拼装场启运,结构模块是核电站结构的构成部分,包括墙体、楼板等模块

5、组合。CA20模块长20.5米，宽14.2米，高20.7米，近7层楼高，由18个房间构成，包括32个墙体子模块和40个楼板子模块，结构总重达749吨，加上吊具等起吊总重量达到968吨。,CA20模块起吊于核岛上方,2010年1月30日海阳核电站一号机组最大结构模块CA20成功吊装就位,2010 年1月17日，海阳核电站一号机组钢制安全壳（CV）底封头全部焊接完成,2010 年4月9日海阳核电一号机组钢制安全壳底封头成功吊装就位,2010年9月27日海阳核电1号机组最大结构模块CA01成功吊装就位,2010年7月1日海阳核电一号机组钢制安全壳第一环吊装就位,2010年10月12日海阳核电1号机组

6、钢制安全壳筒体第二环吊装就位,2010年11月29日，我国第三代核电AP1000自主化依托项目海阳核电一号机组钢制安全壳（CV）筒体第三环成功实现吊装就位，整个吊装过程历时2小时2分。,2010 年1月26日，浙江三门核电站一号机组CA04模块成功实现整体 吊装就位。,2010年9月12日三门核电一号机组钢制安全壳CV筒体第三环吊装就位,-27-,2019年10月17日星期四,2010年12月17日，世界首台AP1000核电机组三门核电1号机组钢制安全壳CV筒体第四环成功吊装就位,筒体第四环内径39.6米，高7.8米，吊装总重量780吨。其就位后，核岛钢制安全壳顶部已高出地面约43.9米。,钢

7、制安全壳共有6个组件，从下到上依次为底封头、筒体第一环、筒体第二环、筒体第三环、筒体第四环、顶封头，总重量约3470吨，是AP1000核电厂安全系统的屏蔽部件，是安置主泵、蒸汽发生器、反应堆压力容器、稳压器等核岛主设备的重要结构。 筒体第三环由36块厚度为44.5毫米的弧形钢板焊接组成，高11.649米，直径39.624米，筒体拼装重量约571.3吨，吊装总重约755.67吨。CV三环的成功吊装就位为CV筒体内的后续施工建设及CV第四环、顶封头的吊装奠定了坚实基础。,-29-,2019年10月17日星期四,-29-,2019年10月17日星期四,屏蔽电机泵,普通离心泵机组,电机,泵,漏水,-3

8、0-,2019年10月17日星期四,-30-,2019年10月17日星期四,-30-,2019年10月17日星期四,普通离心泵机组,电机,泵,漏水,-31-,2019年10月17日星期四,压力边界,轴封系统 轴封水,泵,电机,空气冷却器,润滑油冷却器,二代核电机组主泵示意图,轴封系统,-32-,2019年10月17日星期四,压力边界,推力轴承,上部径向轴承,下部径向轴承,上部飞轮,外部热交换器,下部飞轮,泵,电机,AP1000核电机组主泵示意图,定子屏蔽套,转子屏蔽套,-33-,2019年10月17日星期四,采用屏蔽电机泵的优点： 主泵吸入口直接连接在蒸汽发生器的底部封头中，取消了过渡段的管道

9、； 降低了环路压降； 简化了蒸汽发生器、主泵以及管线的基座和支撑系统； 由于不需要提供主泵轴封注入水，从而消除了在小LOCA事故时造成堆芯裸露的可能。,-33-,2019年10月17日星期四,-34-,2019年10月17日星期四,-34-,AP1000主泵试验包括中间试验、工程试验和耐久试验三个阶段。 中间试验：进行主要部件性能试验以测试转子动力特性、轴承稳定性以及飞轮惰转特性。 工程试验：进行整体性能试验以验证泵的水力特性、电机效率、惰转曲线。 2010/12/22-2011/1/10 耐久试验：模拟电厂运行工况，即在热态和启停循环下至少运行500小时，以确保60年的服役寿期。 2011/

10、2/24-2011/4/30,-35-,2019年10月17日星期四,2010年5月17日，世界上首台AP1000屏蔽电机主泵第三次中间试验取得成功,-36-,2019年10月17日星期四,达到试验前设定的8个期望目标，即： 惰转时间符合预期，惰转曲线平滑； 没有出现异常噪音； 没有出现过度振动； 推力轴承和径向轴承载荷分布均匀； 轴向、径向轴承载荷在允许范围内； 推力盘、轴套硬质表面未发现裂纹和锈蚀； 压力扫描结果表明转子没有弯曲； 水力性能显示扬程和流量在要求范围内。,历次试验情况,-37-,2019年10月17日星期四,屏蔽电机主泵试验,2010年11月15日AP1000屏蔽电机主泵第四

11、次中间试验在美国EMD主泵制造厂取得成功。标志着世界首台AP1000屏蔽电机主泵已完成型式试验，成功过渡至最终鉴定试验阶段。 本次试验自2010年10月16日开始，到11月15日完成，包括负载和空载在内的全部计划项目。试验旨在测试确定符合AP1000水力性能要求的叶轮尺寸和相应的泵机组运行性能以及设计工况下各项损耗。试验结果显示，在针对第三次中间试验所进行的设计改进基础上，主泵达到中国首台AP1000核电机组屏蔽电机主泵的设计要求。,-38-,2019年10月17日星期四,10号主泵 定子铁芯组件,6号主泵 热屏导叶焊接,9号主泵 定子初步绕组,7号主泵 壳体和法兰,制造进展,合同供货进度要求

12、,一定要维持一定量的中子数，才能保证链式反应延续,维持链式裂变的条件,中子的泄漏,产生能量和中子,u235,防止放射性 大量向外释放,防止 堆芯熔化,压水堆核电站的三道屏障,种类,世界核电机组类型统计表 （截止2009年底）,*其中5台长期关闭,*其中二台不明堆型,事故,事件,偏离,特大事故（切尔诺贝利）,重大事故(温茨凯尔),具有场外风险的事故（三哩岛）,无明显场外风险的事故（JCO）,严重事件,事件,异常,低于本表级别 安全上无重要意义,国际核事件分级表,4级事件:无明显场外危险的事故 1999年9月30日日本东海村核事故,9月30日上午10点35分，该厂工人违反安全操作程序，把富集度18

13、.8%的铀溶液（相当于含16公斤铀）直接倒入沉淀槽中（沉淀槽容纳这一富集度铀的最大操作量限定为2.4公斤，其临界质量为5.5公斤），由于倒入沉淀槽中的铀量超过其临界质量的2.9倍，因而当即产生蓝白色的闪光，发生了自持链式反应。,JCO董事长下跪谢罪,名工作人员直接受到核辐射伤害，其中两人因受害严重而先后死亡，另有多名当地村民及核工作人员的健康和生活受到重大影响。,日本东海村核事故,日本东海村核事故,事故的工厂是日本JCO公司所属的第三铀转化厂，为了防止发生临界事故，必须严格实施“临界管理”，避免铀的聚集量超过临界量。临界管理的方式主要有几何控制方式和质量控制方式。几何控制方式是指在设计时应该考

14、虑到容器的大小和形状方面的因素，从技术上保证生产过程中铀的聚集量不会超过临界量。质量控制方式是指严格控制铀的加工处理或使用量，保证不得超过最高限量即临界量。,日本东海村核事故,事故的工厂是日本JCO公司所属的第三铀转化厂，是一家铀加工设施，将浓缩度小于20的六氟化铀、核废料以及重铀酸盐沉淀物等铀原料进行转换或回收、精制从而制造氧化铀粉末或硝酸铀酰溶液。 规定的操作规程是，把粉末状的氧化铀放入溶解槽与硝酸溶液溶解，然后泵入储塔搅拌3小时，再把溶液倒入沉淀槽，全部过程是机械操作。而造成这次事故的操作过程是，人为地用不锈钢容器把氧化铀直接倒入沉淀槽。按规定，一次作业加入氧化铀不能超过24公斤，而这次

15、作业竟加入约16公斤氧化铀溶液，致使沉淀槽中发生核裂变的临界事故。,日本东海村核事故,9月30日上午约10时35分，核燃料加工厂JCO东海事务所打电话通知东海村消防本部，说发生了“事故”。 12时30分，东海村公所通知工厂附近居民不要出屋。 15时，东海村公所通知以事故现场为中心、半径350米以内的40户（约150人）居民避难。 15时20分，在加工现场直接受到核辐射的3个人被送 到位于千叶市的放射线医学综合研究所。 21时，日本政府成立以小渊惠三为首的事故对策本部，决定优先处理事故，并将原定10月1日改组内阁的计划延期。 22时30分，茨城县通知事故现场方圆10公里以内的31万居民不要出门。

16、 10月2日18时30分发出解除350m以内居民避难的公告，20时左右，避难居民全部返回住宅,5级事件: 具有场外危险的事故 1979年3月28日 三哩岛核电站严重事故,三哩岛核电站严重事故,1979年3月28日，美国三哩岛核电厂二号机组蒸汽发生器主给水丧失。由于辅助给水管线上的两个阀门在维修时关闭，维修后未复位，水无法进入蒸汽发生器，以致一次侧失去冷却，堆内温度和压力上升，稳压器泄压阀自动开启泄压。泄压阀在泄压后本应自动回座，由于设备故障没能回座，从而导致堆内冷却剂流失。这时，安全注入系统自动投入。运行人员根据稳压器水位高信号做出了错误判断，切除了安全注入系统，结果堆内燃料元件得不到冷却，导致堆芯部分熔化。,三哩岛核电站严重事故,事故后果：三哩岛事故对公众的照射剂量影响是不大的。0.6英里内公众个人最大剂量为1mSV，只占天然照射剂量的40，而20英里内公众平均剂量小于1SV，几乎不可觉察。根据NRC后果严重性准则，三里岛事故可能