核电的安全防护问题

核电站安全性分析报告

核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X

2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。

关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its

辐射防护模拟考试题

课程名称：辐射防护基础班级：__________ 姓名：学号_____ 一、名词解释（2×5=10分） 1.半衰期：放射性母核数目衰变掉一半所需时间，或放射性活度减弱一半所需时 间。 2.同位素：具有相同质子数和不同中子数的同一类元素称为同位素。 3.松散污染：指该污染用擦拭、清洗等方法可以转移或去除的污染。 4.感生放射性：稳定的核素吸收一个中子后转变成放射性核素也就是活化产物， 活化产物衰变时产生的放射性称为感生放射性。 5.半厚度：ｒ射线经过ｎ个半厚度的屏蔽层后，其强度将减弱到原来强度的1/2 n。 二、填空题（1×33=33分） 1．填写下列辐射物理量对照表 辐射物理量吸收剂量剂量当量放射性活度 SI单位焦耳·千克-1（J·kg-1）焦耳·千克-1（J·kg-1）秒-1 SI单位专名戈瑞希弗贝可定义式 D = d E /d m H=DQN A=dN/dt 2．外照射防护一般有时间防护、距离防护、屏蔽防护和_源强防护四种方法。 3．根据国标GB8703-88《辐射防护规定》我国将核电厂厂区划分为非限制区、监督区和控制区三个区域。 4．放射性活度是指放射性物质原子在单位时间内发生的___核衰变的数目___。

5．放射性核素经过2个半衰期后，其量将减少至原来数目的____4_____分之一。6．工作场所中的放射性物质可通过____食入_____、___吸入______和__伤口进入_______三种途径进入体内形成内照射。 7．辐射防护的目的在于防止______确定性效应_____的发生,并把__随机性____ 的发生率限制到被认为是可以接受的水平。 8．工作场所辐射监测包括____外照射____、____表面污染______、____空气污染___。9．根据国家辐射防护标准，辐射工作人员5年累积有效剂量应不超过__100___mSv，且任何一年不应超过___50___mSv；眼晶体每年不应超过__150___mSv，皮肤每年不应超过____500_____ mSv。辐射防护标准中剂量当量限值不包括___天然本底__和____医疗照射______两种照射。 10．表面污染的监测方法一般有两种，分别为__直接测量法___、__间接测量法__。11．距离一个γ点源1米处的剂量率为900μSv/h，那么某人距离该源3米处工作2小时，将接受的外照射剂量为__200___μSv。 12．一个γ点源外2m处剂量率为400μSv/h，欲使1m处工作人员半小时所受剂量不超过100μSv，需要设置_____39______mm厚的铅屏蔽层。（铅的半厚度为13mm。） 三、选择题（1×17=17分） 1.在正常本底地区，天然辐射源对成年人造成的平均年有效剂量约为 B 。 A)20mSv B) 2.4mSv C)5mSv 2.在人工辐射源中，对人类照射剂量贡献最大的是 B 。 A)核电厂 B)医疗照射

放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法(2011年18号令)

精心整理 放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法 环境保护部令 第18号 《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》已由环境保护部2011年第一次部务会议于2011年3月24日审议通过。现予公布，自2011年5月1日起施行。 环境保护部部长? 周生贤 二○一一年四月十八日 主题词：环保 法规 放射性 令 第一章 第二章 第三章 第四章 第五章 第六章 第七章 第八章 第九章 第一条 第二条 第三条 第四条 第五条 射线装置的生产调试和使用场所，应当具有防止误操作、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。 放射性同位素的包装容器、含放射性同位素的设备和射线装置，应当设置明显的放射性标识和中文警示说明；放射源上能够设置放射性标识的，应当一并设置。运输放射性同位素和含放射源的射线装置的工具，应当按照国家有关规定设置明显的放射性标志或者显示危险信号。 第六条? 生产、使用放射性同位素与射线装置的场所，应当按照国家有关规定采取有效措施，防止运行故障，并避免故障导致次生危害。 第七条? 放射性同位素和被放射性污染的物品应当单独存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放，并指定专人负责保管。 贮存、领取、使用、归还放射性同位素时，应当进行登记、检查，做到账物相符。对放射性同位素贮存场所应当采取防火、防水、防盗、防丢失、防破坏、防射线泄漏的安全措施。

对放射源还应当根据其潜在危害的大小，建立相应的多重防护和安全措施，并对可移动的放射源定期进行盘存，确保其处于指定位置，具有可靠的安全保障。 第八条? 在室外、野外使用放射性同位素与射线装置的，应当按照国家安全和防护标准的要求划出安全防护区域，设置明显的放射性标志，必要时设专人警戒。 第九条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当按照国家环境监测规范，对相关场所进行辐射监测，并对监测数据的真实性、可靠性负责；不具备自行监测能力的，可以委托经省级人民政府环境保护主管部门认定的环境监测机构进行监测。 第十条? 建设项目竣工环境保护验收涉及的辐射监测和退役核技术利用项目的终态辐射监测，由生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位委托经省级以上人民政府环境保护主管部门批准的有相应资质的辐射环境监测机构进行。 第十一条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当加强对本单位放射性同位素与射线装置安全和防护状况的日常检查。发现安全隐患的，应当立即整改；安全隐患有可能威胁到人员安全或者有可能造成环境污染的，应当立即停止辐射作业并报告发放辐 关申请退役核技术利用项目终态验收，并提交退役项目辐射环境终态监测报告或者监测表。 依法实施退役的生产、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当自终态验收合格之日起二十日内，到原发证机关办理辐射安全许可证变更或者注销手续。 第十六条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，在依法被撤销、依法解散、依法破产或者因其他原因终止前，应当确保环境辐射安全，妥善实施辐射工作场所或者设备的退役，并承担退役完成前所有的安全责任。 第三章? 人员安全和防护 第十七条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当按照环境保护部审定的辐射安全培训和考试大纲，对直接从事生产、销售、使用活动的操作人员以及辐射防护负责人进行辐射安全培训，并进行考核；考核不合格的，不得上岗。 第十八条? 辐射安全培训分为高级、中级和初级三个级别。 从事下列活动的辐射工作人员，应当接受中级或者高级辐射安全培训: （一）生产、销售、使用Ⅰ类放射源的；

切尔诺贝利核电站爆炸事故分析

切尔诺贝利核电站爆炸事故分析 事故经过 1986年4月26日，切尔诺贝利核电站的4号反应堆发生爆炸，死16．7万人，损失120亿美元，是世界上最严重的核电站事故。 切尔诺贝利核电站建于基辅市以北130千米，4台机组，总装机400万千瓦，是原苏联最大核电站。1970年切尔诺贝利开始修建第一座核反应堆，但总工程师只有建设火电站的经验，整个设计由乌拉尔电力公司设计院进行。后来由莫斯科Zukh水电设计院接手该项目的设计，该设计院主要是水电设计。因为物质缺乏，几乎不太可能找到设计人员设计的某些特殊部件，因此设计者真好将就使用他们自己制造的部件。 1977年第一座反应堆投入运行，与原定计划推迟了两年。管理人员和操作工并不知道1 975年在列宁格勒与此相同的反应堆发生了熔化事故。对有关规定也进行了修改，因为它们对实际情况不适合，特别是经常移出比规定多的控制棒。操作工还发现当输出功率很低时反应堆极不稳定。 20世纪80年代初，另外两个反应堆投入运行。1982年第三座核反应堆活性区发生爆炸并将放射性物质释放到核电站区域，因为对这次事故保密，其他反应堆的操作人员并不知道此次事故的发生。这期间在整个前苏联的ЯBMK型反应堆还发生了几起类似的事故。1980年在Kursk发生的事故引起了原子能委员会的注意：因为停电导致无动力驱动控制棒和水泵，40秒后才启动备用电源，在此次事故中因：为冷却水的自然循环量较大才避免了严重破坏。 1983年末，估计切尔诺贝利4号反应堆关闭后透平机还能为反应堆水泵提供一定时间的应急电源，曾建议对该系统进行测试，但因为装置到1983年底前未获授权，因此对该系统的测试延期进行。在负责ЯBMK型反应堆的部长处还有其他的事故记录——设计的控制棒因为有裂纹当插入反应堆时引起输出功率剧烈波动，但在操作工的操作记录上没有记录。1984年3月27日，4号反应堆正式投入商业运行。 1985年报纸上出现了对核电站的批评，能源部命令总工程师替换易燃的遮蔽材料和电缆。但是因为无不易燃的材料供应，这项计划被搁置。高层管理人员的注意力集中在应付商业压力，而让总工程师负责装置的操作。 1986年4月，4号反应堆停车检修，并且安排了一系列的测试计划，包括应急电源延迟测试。但仍然不知道当透平的动量下降后是否能产生足够的电能驱动水泵达40秒。测试由装置的制造者进行，他们的测试计划与3号和4号反应堆的总工程师讨论了15分钟后即获同意，并没有征求安全检查员的意见，负责反应堆的总工程师也没有到场，正式的批准文件也没有征求核专家的意见。 13时反应堆的输出功率减为一半，两台发电机一台停车。14时对另一台发电机的测试准备就绪。为了避免被联锁，紧急反应堆活性区冷却系统断开。开始准备测试时，Kiev的电力调度员请求供电到23时。23时重新开始根据拟定的计划对透平机的作用进行测试。控制棒的自动控制系统被断开，输出功率降低，下降到30MW。到这一步就没有按照测试的标准规程进行(按标准规程应该放弃试验>，工程师就下一步如何进行没有形成统一的意见。继续移出控制棒，4月26日1时输出功率稳定在200MW，但这仍然低于推荐的最小功率水平，但是被认为可以继续进行测试。 1时过后，另一台冷却泵很快加入该系统，这就需要移出更多的控制棒。大量的水进入反应堆引起蒸汽压力降低。为了避免因为蒸汽压力低导致反应堆关闭，操作人员切断了联锁信号。1时22分，实验刚刚开始，计算机打印结果表明反应性只有最小保留值的一半。1时23分透平发电机的紧急调节阀门关闭，透平机无蒸汽，计算机显示反应器功率急剧上升，

核电厂辐射环境本底研究的具体情况

核电厂辐射环境本底研究的具体情况 作者郑开想 核电丁第一次进行装料运行前期一定要展开2年以上时间的辐身环境本底调查，获得核电厂咐近的本底检测的放射性枋含量的一些信息，这主要有海洋介质即海洋沉积物、海洋生物、海水等）、γ辐射水平、陆地介质即陆上动植物、土壤、地下水、地表水、空气，它成为核电厂装料工作前期辐射背景下的依据资料。这份原始资料能够给核电厂后面进行的工作起到积极的影响与作用：核电厂进行工作的时候，以射环境本底调查数据为基础，针对核电厂咐近地区环境的具体情况展开发析;核电厂发生事故的情况下，以辐射环境本底调查数据为依据，对事故的发生的大小程度去进行分析;核电厂没有使用之后，以辐射环境本底调查数据作为借鉴对象，去分析核电厂退役治理的具体效果并且云进行评估核电厂退役后对环境所产生的作用。 并且，第一次装料前期环境影响报告书即是它的运行阶段与国家主管部分委托营运单位反应堆第一次进行装料许可证的重要因素即为核电厂辐射环境本底监测数据。 1 核电厂辐射环境本底研究的具体情况 1. 1 本底调查依据的具体研安 核电厂辐射环境本底监测数据的进行主要以“核动力厂辐射防护规定”（GB6249—2011）中9.1.1的规定：在第一次给核动力厂内的第一组设备装料使用之前，厂方必须将厂所在地的辐射水平进行基本调查，获取本地本年度、去年甚至前年的辐射相关数据。在已有核电厂中增加机组之前，应该对近期（一年内）当地的辐射情况进行调查。当然本规定中关于新厂首次装料的说明通常并无异议和疑问，毕竟在建厂之前当然有必要对周边环境的辐射情况进行周密的调查，但是对于在原厂址上增设机组的环境调查要求，部分人颇有不解。依据《核动力厂环境辐射防护规定修订编制说明》中相关解释，可以发现《核电厂环境辐射监测规定》（NB/T20246—2013）中不仅要求对厂址所在地区内环境进行调查，而且还设定了具体的调查项目、范围和频次，并且提供了指导，帮助调研者选择合适的指示生物，同时给出了每月至少采样一次气溶胶和大气沉降的评测原则。《辐射环境监测技术规范》（HJ/T 61—2001）中则给出较EJ / T 1131—2001版本规定更加细致的要求，不能设定了具体的检测的项目、范畴和平率，并补充了布设介质的原则，且对调查样本的收集、保存、监测手段、数据采集和处理、质量优化提升等进行了进一步说明，目前已被国内核电厂广为应用于环境本底监测。《环境核辐射监测规定》（GB12379—90）从原则上就本底检测的方法、样品和数据采集和处理、质量欧化提升做出了规定，要求本底监测地理范畴不应小于80 km，不同于其他标准大多要求的50 km，这一点不太被专家们认可，与实际状况也有一定差异，在现实中，多保证50km范畴，只有极少部分监测范围达到80km。 综合前文内各种标准，不难形成一个相对完整的黄金本地监测要求，以便更好地指导核电厂对其周边环境的辐射本本底开展监测研究。不过其中仍有一些问题需要分析。 1. 2调查特征和当前执行情况 1. 2. 1 特征分析 （1）监测周期至少为两年，周期较长。 （2）监测对象颇为复杂，不仅要检测空气（包括其中的气溶胶、3H及14C、沉降物、γ吸收剂量率）、各种水（包括地表/下水、饮用水、雨水）、泥土（包括河/海底泥等）、还要检测动物（家养禽畜和鱼类、海洋贝壳等软体生物）、植物（松针、海洋植物、藻类）

医院辐射防护管理办法

*医院 辐射安全与防护管理办法 第一章总则 第一条为了加强放射性同位素与射线装置安全和防护管理工作，保障全院职工和病人的健康和环境安全，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》(主席令第6号)、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》(国务院449号令)、《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》（国家环保总局第31号令）等有关法律法规精神，制定本办法。 第二条本办法适用于本院内所有涉及放射性同位素与射线装置的人员和实验、科研场所以及相关活动的安全监督与管理，包括购买、运输、存贮、使用、生产、销毁等过程的管理。 第二章组织机构与许可登记 第三条“辐射安全管理委员会”是医院辐射安全与防护工作的管理、监督和技术指导的领导机构，办公室设在医务科，负责日常事务的管理。 第四条按照国家和医院有关规定，实行辐射工作许可登记制度。 第五条根据有关规定和医院具体情况，医务科以主体身份向政府环境辐射主管部门申请许可证，医务科负责医院的辐射安全管理。

第六条各涉源科室需取得“许可登记”方能开展相关工作，其制度建设、人员培训、安全防护等纳入医院统一管理。各科室根据所属实验室的放射性同位素或射线装置的具体情况，制定相应的操作规程、辐射防护和安全保卫制度、人员岗位职责、辐射事故应急处理预案、辐射安全责任书（需盖医院公章）等，报医务科备案，作为许可申请和环保部门检查的依据。 第七条涉源科室购买、处置放射性同位素（新购源、同位素试剂）和射线装置时，首先向医院辐射安全管理委员会办公室提出申请，经审核批准后方可进入后续工作程序。 第三章放射工作人员管理 第八条本办法所称放射工作人员，是指从事放射职业活动中受到电离辐射照射的人员。 第九条根据卫生部第55号令《放射工作人员职业健康管理办法》,放射工作人员必须持证上岗。申领放射工作人员证的人员，必须具备下列基本条件： 1．医院正式聘任职工、年满18 周岁，经职业健康检查，符合放射工作人员的职业健康要求； 2．遵守放射防护法规和规章制度，接受职业健康监护和个人剂量监测管理； 3．掌握放射防护知识和有关法规，经有资质科室举办的辐射安全培训，考核合格；

核电工作总结

核电工作总结 20XX年，许继变压器凭借行业内一流的设计制造能力，在没有核电行业业绩的不利条件下，一举成功中得中广核工程有限公司LOT66包，广东阳江核电1机组站用变压器，总金额：631，4840.00元，；福建宁德3机组站用变压器，总金额：629，3040.00元。这是变压器公司自成立以来第一次签订核电行业的订单，具有划时代意义。 合同正式生效，彻底点然了公司各部门人员的激情。此时此刻全公司都聚焦于技术部。为啥？赶紧设计啊。没有图纸，大伙只能干等着急。而此时此刻的技术部，连办公桌上的电脑都亢奋起来了。骨干员工享受着这份挑战带来的喜悦，年轻的员工们正庆幸这次难得的大项目历练机会，大伙摩拳擦掌，跃跃欲试！ 当时，在张虹部长的组织带领下，技术部门同事们畅所欲言，集思广益，根据技术协议要求制定了详尽的设计方案，随即召开设计方案论证会。经过反复讨论修改，凝结着大家心血的样机图纸终于全部设计完成。 有了图纸，样机很快顺利制作完成。在核电站相关负责人和行业内专家的共同见证下，在上海同济大学抗震试验室里，1机组变压器样机与ABB低压柜的联合抗震试验一次性通过；3机组变压器样机与施耐德低压柜厂家的联合抗震试验也一次性通过。两次实验的完美收官，见证了技术部同仁们严谨工作的工作态度和精益求精的责任心。有了图纸，产品顺利生产并完成交付。

正当大家觉得可以松一口气的时候，谁也没有料到一场扩日持久的大挑战正在逼近核电站的项目管理。 文档的制作和递交工作： 核电项目的接口管理与其他项目不同。对原材料的供应商资质递交，到原材料的采购计划、生产过程中的质量控制、包装运输、出厂试验以及现场安装试验程序完工报告等，要求特别详尽。而且供货厂商必须按照文件要求来执行。这些要求多达46项，按照要求制定的资料交由中广核文档处进行仔细的审核。由于国家对核电管理特别严格，使得每一次递交过去的资料都要经过相关审核人员反复的讨论，并经过至少三次以上的修改后方能满足要求。最终讨论修改后的文档将交由中广核文档处进行存档。仅此文档制作和提交一项工作就做了整整3年，到现在还在继续执行。 售后服务的联络和开展： 核电项目验收非常严格，每一根铜排，每一颗螺栓都有4-5个人进行循环检查，诸如：如果铜排上有手触摸后留下的汗渍，就必须重新镀银，否则会导致氧化，为了解决这个问题，每一块进厂的铜排加工过程中不允许手部皮肤直接接触铜排，电镀后必须严密包装，直到现场验收完毕；螺母上有划痕就不允许再使用，海风夹带的空气腐蚀性很强，会很快把螺母锈蚀。由于公司是第一次执行核电站行业供货任务，没有相关的经验，通常都是按照常规的做法来进行。所以每一次交货后一大繁琐问题接踵而来，对外：需要与核电站建设部门和核电站物资管采购部门反复进行联络沟通，对内：需要下发通知单到生

日本核电事故分析报告

日本福岛核电站核事故分析报告近几天因日本福岛核电站多个反应堆因地震而出现运转故障，导致部分放射性物质泄漏蔓延，对日本本土和周边国家形成了较大的影响，就此从时间历程和技术分析2个方面对上述事件进行分析。 一事件回顾 1.1 地震事件 日本最新发生的地震简要信息如下： ·时间：北京时间3月11日13时46分 ·地点：日本东北部宫城县以东太平洋海域 ·震级：里氏9.0级震源深度：10公里 ·余震：11-13日共发生168次5级以上余震 ·伤亡：截至3月17日，已造成5429人遇难9594人失踪 ·核电站事故：日本福岛第一核电站的6个机组当中，1号至4号均发生氢气爆炸。5、 6 号机组正在进行定期维修。 ·火山喷发：新燃岳火山13日下午喷发。 因日本的抗震技术非常发达，日本人民的抗震经验丰富，因此单就地震而言，对日本的损伤是有限的，最不济危害也局限在日本一国，对周边国家和地区没有太大的影响。目前主要的问题纠结在福岛核电站的核泄漏问题上面。 1.2 福岛核电站核泄漏事故 1.2.1 电站简介[1] 福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。福岛核电站是目前世界世界最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、福岛二站(daini)组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。 福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行，输出电功率净/毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行，输出总功率分别为784、784、784、784、1100兆瓦，负荷因子分别为52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福岛二站4台机组的输出电功率净/毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11

阳江核电2#机汽轮机整体保温安装说明

广东阳江核电2#机组汽轮机整体保温 安 装 说 明 书

目录 1. 目的 2. 适用范围 3. 适用文件 4. 概述 5. 供货范围 6. 设计说明 7. 保温材料的识别 8. 安装 9. 注意事项 10.汽轮机启动和运行、停机时的检查

1.目的 本文件描述了1000MW汽轮机高压缸保温设计、供货范围和可拆式柔性软保温毯使用安装技术要求。该汽轮机可拆式保温毯是定制的，质量过关，只要使用时合理养护，就可以达到长使用寿命。 2.适用范围 本文件适用于1000MW汽轮机高压缸保温。 3.适用文件 工厂相关保温图纸 4.概述 汽轮机高压缸保温系统不仅能阻止汽轮机所有部件向外界的额外的热传导损失，而且能起到避免辐射传热和保护汽轮机部件的作用。可保障汽轮机组的安全持久运行，保温材料在有效期内能承受汽轮机运行过程中产生的所有应力。 保温材料通过降低温度变化率来防止在汽轮机缸体冷却期间产生会导致不均匀变形的无法承受的热应力的影响；能够避免汽轮机表面受到腐蚀作用；且能够起到一定的隔音作用。 保温材料严禁使用含有石棉材料。保温层外配备不锈钢可拆外罩壳。 5.供货范围 供货范围包括高压缸三层拆式柔性软保温毯、及相关紧固材料和上缸部分不锈钢可拆罩壳。 可拆式保温毯在工厂已加工，只有很少的一部分是需要现场改装的（最多10%）。 6.设计说明 6.1为方便1000MW汽轮机高压缸维修开缸，其保温采用全可拆保温结构 形式。为消除接缝处热量散失导致超温，高压缸采用三层可拆式保温毯，保温毯安装接缝为错缝结构。 此设计及安装不允许在保温毯与设备外壁之间有热点缝隙。 为保温表层防护及保温外层的可清洁性，高压缸上部外层为可拆式不锈钢罩盒。每个罩盒由铰接夹紧固，不锈钢外罩壳0.8mm厚。

第三章 核电厂事故分析基本知识

第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处

核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求(试行)pdf

附件 核电厂内乏燃料干法贮存系统 核安全监管要求 （试行） 一、前言 核电厂设计有燃料装卸和贮存系统，用于未辐照燃料和已辐照燃料（乏燃料）的装卸和贮存。核电厂的乏燃料贮存方式通常可分为“湿法”和“干法”，我国在运商用压水堆核电机组的乏燃料贮存均采用湿法水池系统。 干法贮存也是目前世界主要核电国家普遍采用的一种乏燃料贮存方式，美国已有近70%的核电厂配套建设了干法贮存系统。目前，我国部分压水堆核电厂已准备申请增设厂内乏燃料干法贮存系统，但我国尚缺乏相关的标准和规范。 根据环境保护和核安全法律法规相关要求，国家核安全局制定了《核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求》（以下简称《监管要求》），用于指导压水堆核电厂增设厂内乏燃料干法贮存系统的核安全相关工作。 二、适用范围 本《监管要求》适用于核电厂内增设的乏燃料干法贮存系统。 该系统位于核电厂实物保护分区的保护区内，是机组原设计中乏燃 —2—

料水池系统的补充，属于核电厂辅助系统，纳入国家核安全局颁发 的核电厂运行许可证许可范围，由核电厂营运单位对其进行全面管理，并承担相应的核安全责任。 三、适用法规标准 核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等活动，都必须遵守我国现行有效环境保护和核安全法律法规中的适用条款。 增设的乏燃料干法贮存系统作为核电厂辅助系统，在设计和运行中必须遵守《核动力厂设计安全规定》（HAF102）、《核动力厂运行安全规定》（HAF103）和《核材料管制条例实施细则》(HAF501/01)的相关规定，必须满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871)、《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249）和《反应堆外易裂变材料的核临界安全》（GB15146）等相关标准中适用的要求。 核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等各项活动中，适用部分应参照国家核安全局发布的指导性文件执行，这些文件包括HAD102系列导则、HAD103系列导则、HAD301系列下的02/03/04导则、HAD501系列导则等。 此外，考虑到目前我国核与辐射安全法律法规体系中缺少专门针对核电厂内乏燃料干法贮存系统的指导文件，且国家相关技术标准尚不完善，设计、审评等活动可参照采用美国核管会颁布 的核电厂乏燃料干法贮存系统相关监管导则（RG系列）和技术文 —3—

放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法 环保部第 号令

放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法 （环保部第18号令） 第一章? 总则 第二章? 场所安全和防护 第三章? 人员安全和防护 第四章? 废旧放射源与被放射性污染的物品管理 第五章? 监督检查 第六章? 应急报告与处理 第七章? 豁免管理 第八章? 法律责任 第九章? 附则

第一章? 总? 则 第一条?为了加强放射性同位素与射线装置的安全和防护管理，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》和《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》，制定本办法。 第二条? 本办法适用于生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的场所、人员的安全和防护，废旧放射源与被放射性污染的物品的管理以及豁免管理等相关活动。 第三条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当对本单位的放射性同位素与射线装置的辐射安全和防护工作负责，并依法对其造成的放射性危害承担责任。 第四条? 县级以上人民政府环境保护主管部门，应当依照《中华人民共和国放射性污染防治法》、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》和本办法的规定，对放射性同位素与射线装置的安全和防护工作实施监督管理。 第二章? 场所安全和防护 第五条? 生产、销售、使用、贮存放射性同位素与射线装置的场所，应当按照国家有关规定设置明显的放射性标志，其入口处应当按照国家有关安全和防护标准的要求，设置安全和防护设施以及必要的防护安全联锁、报警装置或者工作信号。 射线装置的生产调试和使用场所，应当具有防止误操作、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。

放射性同位素的包装容器、含放射性同位素的设备和射线装置，应当设置明显的放射性标识和中文警示说明；放射源上能够设置放射性标识的，应当一并设置。运输放射性同位素和含放射源的射线装置的工具，应当按照国家有关规定设置明显的放射性标志或者显示危险信号。 第六条? 生产、使用放射性同位素与射线装置的场所，应当按照国家有关规定采取有效措施，防止运行故障，并避免故障导致次生危害。 第七条? 放射性同位素和被放射性污染的物品应当单独存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放，并指定专人负责保管。 贮存、领取、使用、归还放射性同位素时，应当进行登记、检查，做到账物相符。对放射性同位素贮存场所应当采取防火、防水、防盗、防丢失、防破坏、防射线泄漏的安全措施。 对放射源还应当根据其潜在危害的大小，建立相应的多重防护和安全措施，并对可移动的放射源定期进行盘存，确保其处于指定位置，具有可靠的安全保障。 第八条? 在室外、野外使用放射性同位素与射线装置的，应当按照国家安全和防护标准的要求划出安全防护区域，设置明显的放射性标志，必要时设专人警戒。 第九条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当按照国家环境监测规范，对相关场所进行辐射监测，并对监测数据

标准----电磁辐-防护规定

电磁辐射防护规定 UDC614.898.5 GB8702-88 （1988年3月11日国家环境保护局批准 1988年6月1日实施） 1 总则 1.1 为防止电磁辐射污染、保护环境、保障公众健康、促进伴有电磁辐射的正当实践的发展，制定本规定。 1.2 本规定适用于中华人民共和国境内产生电磁辐射污染的一切单位或个人、一切设施或设备。但本规定的防护限值不适用于为病人安排的医疗或诊断照射。 1.3 本规定中防护限值的范围为100KHZ～300GHZ。防护限值与频率的关系见下图。

1.4 本规定中的防护限值是可以接受的防护水平的上限，并包括各种可能的电磁辐射污染的总量值。 1.5 一切产生电磁辐射污染的单位或个人，应本着“可合理达到尽量低”的原则，努力减少其电磁辐射污染水平。 1.6 一切产生电磁辐射污染的单位或部门，均可以制定各自的管理限值（标准），各单位或部门的管理限值（标准）应严于本规定的限值。 2 电磁辐射防护限值 2.1 基本限值 2.1.1 职业照射：在每天8H工作期间内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率（SAR）应小于0、1W/KG。 2.1.2 公众照射：在1天24H内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率（SAR）应小于0、02W/KG。 2.2 导出限值 2.2.1 职业照射：在每天8H工作期间内，电磁辐射场的场量参数在任意连续6MIN 内的平均值应满足表1要求。 表1 职业照射导出限值 150/0.40/ (0.5)(0.0015 注: 1) 系平面波等效值, 供对照参考。 2) 供对照参考, 不作为限值; 表中f是频率, 单位为MHz; 表中数据作了取整处理。 2.2.2 公众照射：在1天24H内，环境电磁辐射场的参数在任意连续6MIN内的平均值应满足表2要求。

核电厂的辐射防护

核电厂及反应堆的辐射防护

概述 自从1954年第一个示范性核电厂问世以来，核电厂已有了很大的发展。目前，发电用的核反应堆有十多种，其中比较成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、石墨水堆和重水堆。在当今世界的核电厂中，轻水堆（压水堆和沸水堆）核电厂占绝大多数

核电厂 核电厂是利用原子核裂变过程中释放的核能来发电的。对于不同类型的核反应堆，相应的核电厂的系统和设备有较大的差别。 压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统所组成。 核反应堆是核电厂动力装置的重要设备。同时由于反应堆内维持着链式裂变反应，因此它又是一个辐射源。核反应堆内装有一定数量的核燃料，核燃料裂变过程中释放出的热能，由流经反应堆内的冷却剂带出反应堆，送往蒸汽发生器

核电厂 一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备组成。高温高压的冷却水由主循环泵唧送至反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽。此后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆内，如此循环构成一个密闭的循环回路

核电厂 一回路系统的设备集中布置在一个立式圆柱状半球形顶盖或球形的建筑物内，这个建筑物通常称为反应堆安全壳。安全壳为内径约30米、高约60米的混凝土大型建筑物，它的作用是将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容起来，以防止放射性物质向外扩散，即使核电厂发生最严重的事故，放射性物质仍能全部安全地封闭在安全壳内，不致影响周围的环境

核电厂 二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置。它由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵等设备组成。二回路给水吸收了一回路的热量后成为蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。由于核反应堆是强放射源，流经反应堆的冷却剂带有一定的放射性，特别是在燃料元件破损的情况下，一回路的放射性水平很高。因此从反应堆流出来的冷却剂一般不宜直接送入汽轮机。所以压水堆核电厂比普通电站多一套动力回路。核电厂二回路的厂房与普通火电站的汽轮发电机组厂房相似

GB8702-1988电磁辐射防护规定

GB 8702-1988电磁辐射防护规定 (1988年3月11日国家环境保护局批准1988年6月1日实施) 1总则 1.1为防止电磁辐射污染、保护环境、保障公众健康、促进伴有电磁辐射的正当实践的发展，制定本规定。 1.2本规定适用于中华人民共和国境内产生电磁辐射污染的一切单位或个人、一切设施或设备。但本规定的防护限值不适用于为病人安排的医疗或诊断照射。 1.3本规定中防护限值的范围为100KHZ～300GHZ。防护限值与频率的关系见下图。 1.4本规定中的防护限值是可以接受的防护水平的上限，并包括各种可能的电磁辐射污染的总量值。 1.5一切产生电磁辐射污染的单位或个人，应本着“可合理达到尽量低”的原则，努力减少其电磁辐射污染水平。 1.6一切产生电磁辐射污染的单位或部门，均可以制定各自的管理限值(标准)，各单位或部门的管理限值(标准)应严于本规定的限值。 2电磁辐射防护限值 2、1基本限值 2、1.1职业照射：在每天8H工作期间内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率(SAR)应小于0、1W/KG。 2、1.2公众照射：在1天24H内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率(SAR)应小于0、02W/KG。 2、2导出限值 2、2、1职业照射：在每天8H工作期间内，电磁辐射场的场量参数在任意连续6MIN内的平均值应满足表1要求。

2、2、4对于脉冲电磁波，除满足上述要求外，其瞬时峰值不得超过表中1.2所列限值的1000倍。 2、2、5在频率小于100MHZ的工业、科学和医学等辐射设备附近，职业工作者可以在小于1.6A/M的磁场下8H连续工作。 3对电磁辐射源的管理 3、1下列电磁辐射可以免于管理 3、1.1输出功率等于和小于15W的移动式无线电通讯设备，如陆上、海上移动通讯设备以及步话机等。

核电厂辐射防护规定

核电厂辐射防护规定 GB 14317-93 国家技术监督局1993-04-20发布1993-12-01实施 1主题内容与适用范围 本标准规定了核热电厂辐射控制的基本原则和防护标准，以及选址、设计、运行和退役的辐射防护基本要求。 本标准适用于核热电厂，核供热厂也可参照执行。 2引用标准 GB 8703 辐射防护规定 GB 6249 核电厂环境辐射防护规定 3术语 3.1核热电厂 一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能或电力所必需的全部构筑物、系统和部件。 3.2核供热厂 一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能所必需的全部构筑物、系统和部件。 3.3中间回路 在一回路和热网回路之间设置的隔离回路。 3.4热网 进入用户的热水管网。 4总则 4.1辐射防护目标 为保障核热电厂辐射工作人员和公众的健康和安全及保护环境，确保在正常运行时核热电厂内及从核热电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射低于规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 4.2核热电厂所有导致辐射照射的实践和设施，都应当符合辐射防护三原则，即实践的正当性、辐射防护的最优化和对个人剂量的限制。 4.3在申请核热电厂选址、设计、运行和退役时，必须按照有关规定事先向国家主管部门和监督部门提交安全分析报告和环境影响报告书等，经审查批准后方可实施。 必须做到辐射防护和环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。 5剂量限制体系 5.1基本限值 5.1.1辐射工作人员的基本限值按GB 8703第2.4.2条中相应的规定执行。 5.1.2在正常运行工况下，每座核热电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人(成人)造成的有效剂量当量，每年应小于0.1mSv。 5.2次级限值、导出限值、管理限值和参考水平按GB 8703第2.4条中相应的规定执行。 5.3每座压水堆型核热电厂气载和液体放射性流出物的年排放量，除满足5.1.2的 规定外，一般还应分别低于表1和表2所列控制值。 表1 Bq ━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━━ 气载放射性流出物│控制值 ─────────────┼───────────── 惰性气体│ 1.0×10＾(15) ─────────────┼───────────── 碘│ 3.0×10＾(10) ─────────────┼───────────── 粒子(半衰期≥8d)│ 8.0×10＾(10)

近期发生的在建核电厂建造事件

附件 近期发生的在建核电厂建造事件 一、红沿河核电厂、宁德核电厂和阳江核电厂循环水过滤系统（CFI）系列共性事件 2012年6月，陆续发现红沿河、宁德、阳江等核电厂循环水过滤系统（CFI）存在管线贯穿重要厂用水系统（SEC）泵坑的A、B列隔墙以及管道材料和安装过程不满足该系统的核级安全要求，需要进行系统的重新设计和管路更换。 该事件产生的直接原因是：CFI系统的设计和供货单位缺乏承担核级系统供应的经验和能力，对技术要求未完全消化理解。事件的根本原因是：总承包单位误将核级的CFI系统纳入了非核级BOP包进行采购控制，未完全按照核级要求控制，且对供应商的资质审查和能力评价不到位，设计交底和设计审查未有效进行，设计与采购接口管理也不够明确。最终导致CFI系统设计、采购和安装的质量保证体系运转失效。 处理措施：红沿河、宁德和阳江核电厂已重新按照核级要求进行了系统设计、采购和安装，并实施了永久的改造，保证了实体隔离等核安全功能的实现。 二、福清核电厂1号机组主管道焊缝不符合项事件 2012年6月，福清核电厂1号机组主管道完成焊接并进行100％射线检验过程中，发现2C4焊接接头在主管道侧距离焊缝边缘线1

毫米处存在超标缺陷显示，以及3U4焊接接头在主管道弯头侧距离焊缝边缘线1毫米处也存在超标缺陷显示。经过对比分析，判定这两处超标缺陷并非焊接过程引起，而是母材原有的铸造缺陷。 该事件产生的直接原因是：主管道铸件存在制造缺陷，虽满足产品母材制造的验收标准，但不满足焊接检验的评定标准。对于焊接接头区域，管道母材制造和焊接规范之间对于缺陷判定方法和准则不同，易发生此类缺陷按母材制造规范判定合格，而按照焊接规范评定时超标的情况。事件的根本原因是：主管道制造期间的质量过程控制不严格，存在气孔和夹渣类缺陷，对母材制造和焊接规范之间存在的差异也未能及时识别。 处理措施：经过对缺陷尺寸和性质进行安全评估和分析后，认为对于这两处焊接接头区域可以接受；但要求营运单位在役检查工作中加强对于类似缺陷的监测和跟踪，对缺陷可能的扩展情况予以重点关注。为避免此类问题重复发生，主管道在设备出厂和安装之前，进行焊接接头临近区域检验时，应按照焊接检验规范要求进行检验和评定，并消除超标缺陷。 三、红沿河核电厂2号机组三个环路的蒸汽发生器泄漏事件 自宁德核电厂1号机组二环路蒸汽发生器传热管与管板密封焊发生渗漏以后，2012年5月至11月期间，红沿河核电厂2号机组三台蒸汽发生器在现场进行二次侧水压试验时，也相继发生密封焊焊缝渗漏，需要在核岛现场进行大量的排查和返修工作。 该事件产生的直接原因是：蒸汽发生器制造过程中，传热管与管板密封焊的清洁度及工艺控制存在不足，导致密封焊缝内存在较多的