核安全管理完整版.docx
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核安全管理完整版
编号：
TQC/K282
核安全管理完整版
Inthecollectivemanagement,inordertomakeallemployeesofthecollectivehaverulestofollow,completetheoperationandproductiontaskswithhighqualityandefficiency,andfinallymaketheirworkrunorderlyaccordingtothelaw,soastomaximizetheoutputvalue.
【适用指导方向/规范行为/增强沟通/促进发展等场景】
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核安全管理完整版
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本管理制度资料适合用于集体管理中，为使集体的一切工作和所有员工有章可循，高质高效地完成经营生产任务，最终使其各项工作按规律有序地运转，从而产值最大化。
可直接应用日常文档制作，也可以根据实际需要对其进行修改。
第一章：
核安全基本原理能源战略选择核电厂营运者的目的是向公众用户提供经济、可靠的电力。
他们的责任就是遵守国家有关法律，确保公众与环境的安全。
核安全的定义：
核安全就是核设施在其设计、制造、运行及停役期间为保护公众及环境受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。
这些措施包括：
确保核设施的正常运行预防事故的发生限制可能的事故后果第一章：
核安全基本原理：
纵深防御纵深防御原则就是考虑到技术的、人为的以及组织管理上的失效，而为此设立的多层次的防御线。
－预防：
防止缺陷的产生；－监督：
通过控制、测试和监测等手段提前或及时发现设备缺陷；－行动和措施：
限制缺陷出现的后果并避免其重复出现。
压力容器的纵深防御采用以下的特殊办法：
对于第一道防御来说，必须考虑：
－部件、材料的选择；－设计、计算的裕度；－对制造质量的严格控制。
对于第二道防御来说，必须加强对以下项目的控制：
－使用过程中的在役检查，包括无损探伤；－材料受辐照程度。
第一章：
核安全基本原理：
三道屏障根据纵深防御的设计原则，核电厂在放射性产物与人所处的环境之间，设置了多道屏障，力求最大限度地包容放射性物质，尽可能减少放射性物质向周围环境的释放。
屏障的数量和性能取决于风险的大小。
当反应堆运行时，有以下三道屏障：
燃料元件包壳；一回路压力边界；安全壳。
燃料元件包壳秦山二期650MW的压水堆堆芯有30000多根燃料元件，这些燃料元件的包壳就构成了核电厂的第一道屏障。
裂变产物有固态的、也有气态的，它们中的绝大部分都被容纳在二氧化铀燃料芯块内，只有气态的裂变产物能部分地扩散出芯块，进入芯块和包壳之间的间隙内。
燃料元件包壳的工作条件是相当苛刻的，它既要受到强烈中子辐照、高温高速冷却剂的腐蚀、侵蚀，又要受到热的、机械的应力作用。
第一道屏障的可能缺陷就是包壳的破损。
上面的工作条件都可能造成这一破损。
包壳一旦破损，裂变产物就将穿过包壳进入一回路冷却剂中。
一回路压力边界第二道屏障：
一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却剂内。
保障压力边界完整性的手段之一是减少可能存在的泄漏。
当余热排出系统（RRA）连接到一回路上后，一回路压力边界便扩大了。
一回路压力边界定义如下：
1、包括控制棒驱动机构本体的反应堆压力容器；2、蒸汽发生器的一次侧；3、主泵；4、稳压器；5、稳压器的安全阀组；6、一回路各主要部件之间的连接管道、阀门和配件；7、连接辅助系统或支持系统的管道、配件和阀门，直到并包括每条管路中的第二个隔离阀（从高压侧算起）。
安全壳安全壳即包容一回路的主厂房。
它将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内。
它能阻止放射性产物向环境的释放。
构成了反应堆与环境之间的最后一道屏障。
安全壳包括：
－反应堆主厂房本身，它是由带钢内衬的钢筋混凝土壁组成的。
－安全壳贯穿件，包括设备、材料出入舱、人员进出舱、电缆、管道贯穿件。
所有这些贯穿件的设计均是尽可能密封和完整的。
对于管道贯穿件，在安全壳的内外侧均安装有隔离阀或逆止阀，以保证安全壳的密封和完整性。
－同时第三道屏障还可以延伸，它包括：
?
?
蒸汽发生器SG）与反应堆厂房之间的管道；?
?
蒸汽发生器外壳；?
?
蒸汽发生器管板；?
?
蒸汽发生器U型管；?
?
给水管道；?
?
蒸汽发生器的排污与取样管道。
三道屏障失效实际上，必须同时存在以下三个条件，放射性产物才有可能大量地向环境释放：
燃料元件有破损，或者燃料发生了熔化；事故导致放射性产物向反应堆厂房内的释放，如一回路管道破裂；安全壳的密封性丧失。
破裂事故可能使第二、第三两个条件同时存在，如果再有燃料元件包壳破损，就会有明显的放射性释放。
核安全的三大功能第一大功能：
反应性控制第二大功能：
控制堆芯的冷却第三大功能：
对放射性产物的屏障控制核安全发展--经验教训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。
核安全文化INSAG-4报告对核安全文化做出了如下的定义，即：
核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
第二章：
设计期间的核安全考虑纵深防御设计思想――两种不同但互补的安全分析方法确定论方法：
核电厂的设计基本上以确定论方法的分析结果为依据，确定论方法后来得到了概率风险理论的补充。
概率风险理论：
概率风险评价法PRA是应用概率风险理论对核电厂安全性进行评价，这是近年来发展的一种新的评价方法。
确定论法是根据以往的经验和社会可接受程度，人为地将事故分为“可信”与“不可信”两类，而PRA法则认为事故并不存在“可信”与“不可信”的截然界限，仅仅是事故发生的概率有大小之别。
风险可接受风险的定义：
风险是指人们从事的某项活动，在一定的时间内给人类带来的危害。
这种危害不仅取决于事件发生的频率，而且还与事件发生后所引起后果的大小有关。
就核电厂而言，其风险主要来自事故工况下向环境释放的放射性物质所导致的辐射危害。
剩余风险：
所谓剩余风险，就是指即使采取了防范措施而依然存在的风险。
核电厂及其系统的设计必须使得其风险在图中所示的允许范围内。
核电厂可接受的风险取决于：
事件发生的概率与放射性后果的乘积设计考虑的事件外部及内部事件核电厂厂房、系统及设备的设计和配置，是根据确定论法的设计原则，考虑到电厂内部及外部的事件进行的。
这些事件包括：
―内部事件系统与设备的故障引起的事故；内部侵害事件，如火灾，由于某些流体系统泄漏导致的内涝等。
―外部事件：
如地震、洪水、爆炸、冰冻、飞机坠落等。
运行工况分类第一类工况：
正常运行第二类工况：
中等频率事件第三类工况：
稀有事故第四类工况：
假想事故（极限事故）故障的预防：
单一故障准则单一故障准则事故工况下保证安全功能的系统及其辅助设施，如果某一部件发生故障，系统的整体功能必须不受影响。
所考虑的故障包括：
对电气系统而言，假定任意时刻需要某系统投运时，该系统的任意一部件失效。
并假定该失效的危害性最大。
如应急柴油发电机。
对于流体机械系统而言，又分为能动部件，即需要这类部件的机械运动来完成系统功能的部件（如泵，阀门等）；非能动部件，如管道、容器等。
如安注系统、安喷系统、REA系统等。
故障的预防：
共模故障的预防所谓共模故障是指两个互为冗余的或相同的系统或设备同时失效。
这种失效的原因是多方面的，可能是设计的原因，或是设备制造的原因，也可能是运行期间由于检修状态设置等的原因，或地震、洪水等外部原因。
核电厂的设计利用了两大原理来限制共模故障的产生，这就是实体隔离和多样化。
侵害的防御核电厂安全相关的设备（QSR）必须考虑对以下侵害的防御：
外部侵害：
地震、飞机坠落、工业环境、洪水、冰冻内部使害：
火灾、内部水淹、高能管道破裂、内部抛射物、来自汽轮发电机组的抛射物每一种侵害的防御都从预防、监督与监测和行动与措施这3个纵深防御层次来进行的。
第四章：
运行期间的核安全
（一）运行期间核安全的控制：
核电厂运行期间对核安全的控制就是要获得并向公众及核安全局确保核电厂本身及其营运方法与核安全要求的真正的一致性，同时维持核电厂的生产能力。
核安全的要求：
核安全要求分为两部分，一部分就是核安全法规，另一部分与设计及运行期间经验反馈有关，这一部分包括：
技术规格书、场内应急计划以及定期试验监督大纲。
这些要求同样是从预防，监督与监测，措施与行动三级来阐述的。
运行期间的核安全要求是通过以下形式实施的：
预防通过对技术规格书的遵守，保证机组维持在正常运行范围。
监督与监查定期试验大纲；维修大纲；再鉴定试验；事故工况的处理事故处理规程；场内应急计划；场外应急计划。
预防：
运行技术规格书机组的运行技术规格书由六部分组成。
它将机组的正常运行分成九个标准状态：
换料冷停堆、维修冷停堆、正常冷停堆、单相中间停堆（RRA连接）、?
双相中间停堆（RRA连接）、?
正常中间停堆（RRA退出）、?
热停堆?
、热备用?
、功率运行?
。
对每一运行状态，均包括以下方面的内容：
反应性；燃料的冷却；放射性产物的包容；辅助与支持功能；出现设备不可用状态时应采取的措施。
前三部分与核安全功能相关，辅助与支持功能为设备和系统的正常功能提供必要的辅助手段（电、气、冷却水等）。
运行技术规格书的适用范围运行技术规格书由技术法则组成，其目的在于保证机组正常运行时的核安全。
通过运行规程来实现。
运行技术规格书不适用于事故工况。
此时，核安全的保证是由事故处理规程来保证的。
运行技术规格书的作用运行技术规格书的第一个作用：
定义反应堆的正常运行边界运行技术规格书的第二个作用：
规定所需的设备和系统运行技术规格书的第三个作用：
规定应采取的措施可用与不可用（I0）的定义可用与不可用（I0）的定义某一系统或设备可用，是指该设备或系统在无任何延时的情况下，能够充分表明它有能力完成其设计的功能。
保证其本身功能及其控制的辅助设施是可用的。
定期试验大纲中与这些系统或设备相关的定期试验已正常执行，且其试验结果是满意的。
正常执行是指遵守规定的试验周期、运行方式、周期裕度等。
可用的设备可以是停运的。
所有与上述条件不相符合的系统或设备，均认为是不可用的。
不可用性（I0）的性质不可用可以是：
突发的：
它是某一相关设备功能异常的意外发现，是通过运行设施的某一手段检测到的。
这一类型的不可用称作突发性的不可用，它是随机出现的。
计划性的：
这类不可用的出现周期和原因是预先设定的和可知的（如预防性维修大纲或定期试验大纲的执行）。
这类不可用称计划性不可用，它是确定的。
其它：
既非突发的也非计划性的，这种形式的不可用是由对某一修改进行再鉴定，或者是因为进行某种特殊试验而导致在试验期间设备不可用，但这种试验不是因为发生设备缺陷。
不可用（I0）第一组：
退防时限15天，这一组的事件表明三道屏障失效的风险增加，放射性后果超过设计限值的机会增加。
第二组：
退防时限≥15天，这一组的事件是：
事故工况下对机组进行控制、诊断和监测的设备本系统失效。
实际上，所有不属于第一组的事件均归入第二组。
后备状态：
是指反应堆的某一状态，在这一状态下事件对反应堆的核安全无影响或影响较小。
当发生某一事件时，运行人员通过使用正常的运行规程将机组从某一运行状态后撤到后备状态。
退防时限安全期限+修复期限。
安全期限：
是指后撤到后备状态的操作必须在这一期限内开始。
修复期限：
是用来干预并重新恢复某一必需设备的可用性所允许的期限。
消耗时间实际修复时间（包括修复后进行再鉴定的时间）消耗比消耗时间/退防时限。
发生不可用（I0）时的措施发生第一组突发性不可用事件时应采取的措施对于这一类事件，运行技术规格书详细规定了其安全期限，或者说修复期限及转换到后备状态所需的最大时间。
也就是说，在这一期限的最后时刻，不可用应该消除（或者说机组的参数又重新回到运行限值内）或者机组已过渡到后备状态。
如图4.1所示。
发生第二组突发性不可用事件时应采取的措施对于这类事件通常都规定了修复期限或应采取的纠正行动。
如果给定的安全期限不能得到遵守，在设备完全修好以前，尽快采取纠正措施或行动以便得到相当的安全水平，并通知核安全局。
发生不可用（I0）时的措施图4.1第一组突发性不可用安全期限的管理计划性不可用应采取的措施引起第一组不可用时应采取的措施预防性维修：
只有技术规格书限制条件中允许的设备或系统才允做预防性维修。
定期试验：
只有定期试验大纲以及核安全局批准的定期试验方可进行。
如果机组已存在某一个第一组不可用事件，或者某一事故处理规程正在应用中，则禁止进行可能引发第一组不可用事件的预防性维修或定期试验。
引起第二组不可用事件时应采取的措施其相应的措施与发生突发性第二组不可用事件时应采取的措施相同。
其它不可用情况下应采取的措施：
对于发生既非突发性又非计划性不可用事件的情况，也分为以下两种形式考虑：
引起第一组不可用的事件：
应预先进行风险分析与评价，并向核安全局提出暂时偏离技术规格书的特许申请。
引起第二组不可用的事件：
其相应的措施与突发性不可用事件的情况相同。
偏离技术规格书的情况所有对技术规格书的偏离均属于例外情况，只有征得核安全局许可后方可执行。
为了获得核安全局的允许，必须事先向核安全局提交特许申请，其申请内容包括：
对不能遵守情况的描述；偏离技术规格书的必要性；采取的辅助措施以保证核安全水平的可接受情况。
特许申请必须尽早提交核安全局，以便留有足够的时间进行分析。
运行技术规格书是一部法规式文件，它是核安全局批准生效后执行的。
它应该无条件地得到遵守。
当出现难以执行的情况时，应报告上级领导以便进行深入的分析。
也可以向主管安全有关部门进行咨询。
如果违反了技术规格书，事故分析中的条件和假设可能不成立；在这一状态下出现的事故，其后果在机组的设计中是预计不到的。
技术改造对于核安全相关的技术改造需要经国家核安全局批准后才能实施！
因为这部分改造可能影响到设计时所依据的安全分析内容，一旦改造造成原安全分析不成立，则最初的安全分析结果不再有效。
因此，经技术委员会讨论通过的核安全相关的技术改造项目必须报国家核安全局批准后才能实施！
监督与检查：
定期试验目的与应用范围在机组运行期间，定期试验的目的在于保证机组：
与基准设计相比较，没有朝坏方向发展的趋势。
遵守安全分析报告中事故研究所采用的关于运行方式的假设。
对运行技术规格书中所需的与核安全功能相关的设备及流体的可用性进行监控。
对事故处理规程应用时必不可少的设施的可用性进行监控。
定期试验大纲包括所有的与核安全相关的基本系统，但不包括：
其监督与检查是法规条文规定的设备。
某些辅助设备，其可用性是通过连续监测来保证的，而且在安全保护功能启动时，这些设备也不改变状态。
定期试验规则（定期试验要求）需报请核安全局审批。
定期试验大纲制订的依据是经国家核安全局批准的定期试验规则（定期试验要求）。
定期试验的实施定期试验的按期满意执行是指定期试验的试验周期得到了遵守，定期试验的结果满意，即试验中所记录的参数满足试验标准，试验条件与规则的要求相符合，反之，相应的设备应宣布为不可用。
试验周期允许有25％的灵活性，但这一允许变通不得导致下次试验计划的改变。
如图4.2所示。
注：
?
?
这一裕度的使用不得引起总的定期试验计划的改变?
?
第一种情况下：
试验计划的周期得到了很好的遵守（如5个月中进行5次试验）。
?
?
第二种情况下：
正如图中所指示的一样，其计划是不正确的，在同样的时间内规定应作5次试验而只作了4次。
维修纠正性维修：
设备失效后进行的维修。
预防性维修：
为了减少设备失效的概率或设备的磨损程度，根据预先的标准而进行的维修，预防性维修又可以分为：
特定预防性维修例行预防性维修（或称周期预防性维修）：
它是指维修时并不考虑设备的状态如何，而是根据设备的运行时间对未失效设备的抗失效裕度进行修复。
预防性维修大纲为了了解应进行哪类维修，首先应评价设备失效将带来的后果。
因此，如果设备的失效产生至少下列后果之一者，它们将被列入关键设备清单。
失效直接影响某一安全功能；失效减少生产；失效需要昂贵的维修费用。
再鉴定试验再鉴定试验是为了保证在经过某项维修、改进或运行事件后对设备或系统的运行状况进行检查，以保证其所具有的设计性能仍得以维持。
再鉴定分为两个步骤：
品质鉴定、功能鉴定品质鉴定：
对某一设备而言，它鉴定设备是否达到预定的质量状态。
功能鉴定：
是指对具有某一功能的子系统的鉴定，它是在系统于正常运行条件下或具有某一代表性的工况下对其功能进行鉴定。
设备检修后必须经过必须的再鉴定试验确认合格后才能宣布设备可用。
措施与行动：
事故工况管理事故工况下核安全的要求就是要采取组织管理、设备、人员等方面的措施来面对和处理可能出现的各种情况管理措施包括：
根据事件导向法及状态逼近法对事故工况的管理；事故工况下的组织机构：
运行组织，应急组织。
事件导向法、状态逼近法确定论方法中，设计所考虑的事件分为四类运行工况，采用机理性程序分析各类工况对机组和环境的潜在后果。
二类、三类及四类运行工况的定义，是为了：
一方面是用来设计机组的设备，以限制事故带来的后果。
另一方面用来定义机组的中期运行或长期运行，以将反应堆维持在安全状态或过渡到安全状态，使其放射性后果不超过相应工况规定的最大极限。
事件导向法：
对于每一始发事件均有一套运行处理方法。
状态逼近法：
实际上，事件的组合可能是无限的，但相反，反应堆可能的物理状态却是有限的。
因此，可以通过对几个具有代表性的参数的监测来辨识反应堆的状态。
事故规程应用事件导向法的规程：
I、A、H规程I类规程→对应第二类工况事故；A类规程→对应第三、四类工况事故；H类规程→超设计基准事故。
应用状态逼近法的规程：
SPI-SPU-U1是第一个应用状态逼近法设计思想的事故处理规程。
执行：
I、A、H规程和U规程由操纵员执行，SPI、SPU规程由安工执行，安工通过执行SPI规程决定是否进入U1规程。
事故工况下的组织及应急计划运行值的作用安全工程师的职责应急组织秦山第二核电厂场内应急计划：
应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急（总体应急）。
第五章：
运行期间的核安全
（二）核安全及其改进的实质就是使核电厂每个员工都知道如何做，使每个员工都行动起来。
核安全取决于每个员工的职业技能，自发性和积极主动性。
安全的核心在于人。
核电厂各阶层的职责核电厂决策层的职责决策层的责任范围及其体现：
决策层的责任首先是发布相应的核安全政策。
确定改进的目标对执行情况进行监控核电厂管理层的职责责任的体现营造良好的工作环境工作能力的管理奖励与惩罚监控与监查核电厂各阶层的职责核电厂每个员工的职责纵深防御原理的应用：
预防（工作前的考虑）→监督（工作期间的保证）→行动与措施（工作后的纠正与检查）；安全存在于日常工作中：
与质量基本法则的应用一样，工作方法的选择，严谨细致的工作态度对核安全功能的控制以及设备可用性的维持起着决定性作用。
责任分工培训：
为了保证核安全，运行期间所有的生产活动（运行、监控、检修等）均应建立在员工的专业能力以及他们对于核安全的责任的基础上。
因此，培训是首要工作之一。
经验反馈的应用：
经验如果不加以正确利用或者不利用就等于无用！
应用经验反馈，就是检测、分析、响应！
如何确认工作质量质量保证：
质量系统是为核安全要求得到满足提供一种信心！
总结如何让外界了解核安全监督的主要监督内容简介安工的由来：
三里事岛事故后，考虑到运行过程中人为失误的可能，从组织管理上采取了相应的措施以减少人为失误的机会，在运行值以外增设“安全工程师”岗位。
核安全监督的主要内容：
监督运行技术规格书在各个核安全相关工作中得到遵守；当机组处于日常功率运行时通过监督关键参数对核安全功能做出评价；通过状态转换控制对大修期间的核安全水平进行评价和控制；对重要及核安全相关事件进行调查、跟踪和分析，并提出安全建议；事故情况下，值班安工执行连续监督程序SPI或SPU，并根据机组状态确定应急状态水平，向运行控制组组长提出建议；根据执行部门提出的要求起草特许申请，并跟踪特许申请的执行情况；参与核安全相关的修改（技术改造）；根据授权范围批准三废排放等。
表示25%的裕度表示试验的实施时间第一种：
允许情况第二种：
禁止情况5次试验4次试验**必须控制反应性导出堆内热量包容放射性产物为了防止三道屏障发生缺陷并在发生缺陷时限制其后果图1.5核安全的三大功能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；人员伤亡轻微的放射性泄漏，未对附近居民造成放射性后果后果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失去第一道屏障；有限的失去第二道屏障；第三道屏障完好；三道屏障缺陷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失去堆芯冷却功能核安全功能缺陷切尔诺贝利事故三里岛事故核安全文化个人的响应管理层的责任决策层的责任公布安全政策建立管理体制提供人力、物力资源自我完善明确责任分工安全工作的安排管理人员资格审查和培训奖励和惩罚监察、审查和对比探索的工作态度严谨的工作方法互相交流的工作习惯宣布不可用后备状态修复再鉴定修复
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