专业实务第一章(二)

1 注册核安全工程师培训 第一章 二 核动力厂防火设计核动力厂防火设计 一 一 核动力厂防火要求核动力厂防火要求 核电厂的运行经验表明 火灾和爆炸是威胁核电厂安全的重 要事件之一 因而防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重 要地位 对火灾和爆炸的防护也以保证停堆 排出余热和包容 放射性三个基本安全功能为主要目的 2 像所有其他的核动力厂安全领域一样 对火灾的防护也必 须贯彻纵深防御概念 这可以包括下述三个层次 1 第一个层次是防止发生火灾 应使可燃材料和火灾荷 载保持在合理可行的低水平 因此应尽量使用非可燃材料或阻 燃材料 应尽量减少核动力厂的设备运行或故障导致的火灾 应对安全重要物项予以保护 防止由于雷击等可能引起的火灾 在安全重要的构筑物内应控制可燃物料的使用和贮存 尽量减 少其数量 不急需的可燃物料不贮存在靠近安全重要物象的场 所 对使用明火 焊接和火焰切割等的作业 要经过书面批准 并且应具备足够的防火措施 2 第二个层次是及时地探测和扑灭火灾 限制火灾的损 害 应设置足够容量 能力和鉴定合格的火灾探测和灭火系统 以便及时地探测火灾和报警 灭火系统能够及时启动以扑灭火 灾 并将火灾对安全重要物项的影响降至最低 3 3 第三个层次是防止火灾的蔓延 将火灾对核动力厂安 全重要功能的影响减至最低 应采取措施防止火灾对停堆 排 出余热 包容放射性物质所需的安全重要物项的影响 以便在 火灾情况下 这些物项仍能执行其安全功能 这要求对安全系 统的多重部件采取相互之间充分隔离的措施 这种措施可通过 防火分区或防火小区来实现 防火分区之间应尽量减少贯穿件 并对贯穿件或贯穿孔洞采取严密的防火封堵 每个防火区的火 灾探测 灭火和排烟 排水 通风等辅助设施应尽可能独立 二 二 核动力厂防火的设计方法核动力厂防火的设计方法 1 布置要求 2 防火区 3 火灾封锁法 4 火灾扑灭法 5 火灾和灭火系统的二次效应 6 火灾危害性分析 4 核动力厂的概率安全分析核动力厂的概率安全分析 及其在安全管理中的作用及其在安全管理中的作用 一 一 核动力厂的概率安全分析核动力厂的概率安全分析 概率安全分析通常可以在三个级别上进行 1 1 级概率安全分析 用以确定严重堆芯损坏的频率 2 2 级概率安全分析 用以确定安全壳失效和大规模放 射性释放的频率 3 3 级概率安全分析 用以评价放射性释放的厂外后果 以及公众的风险 通常一个 1 级概率安全分析工作要包括下述方面 1 放射性源和始发事件的确定 1 工程评价 2 参考其它核动力厂的经验 3 演绎分析 4 运行经验 5 2 事故序列模型化 事故序列的模型化包括两方面的内容 即事件序列的模型 化和系统的模型化 事件序列的模型化以始发事件为开头 将导致堆芯严重损 坏或维持堆芯完好的一系列事件模型化 事件序列模型多采用 事件树的方法 系统的模型化将组成系统的各个部件和其失效模式模型化 从而得出系统的失效模型 系统模型化多采用故障树的方法 由于在大多数事件的处理中都需要人员的干预 或者人员 在始发事件前的维修 试验 检查和标定等工作可能带给设备 的问题 甚至人员差错本身就可能导致始发事件 所以必须完 成人员行为分析 并模型化在事件树或故障树中 在事件树和 故障树的建立过程中还必须完成相关性分析和事件物理过程对 模型化影响的分析 3 数据评价和参数估计 1 始发事件频率的数据 2 部件失效和部件的共因失效 以及试验 维护和 修理等工作导致的部件失效数据 3 人员失误的数据 4 事故序列的定量化 6 5 文档化工作 1 可追溯性 2 顺序性 二 二 概率安全分析在安全管理中的作用概率安全分析在安全管理中的作用 1 评价核动力厂的安全水平并鉴别需要改进的领域 1 确定支配性的事故序列 2 确定安全重要的系统 部件和人员行动 3 评价重要的相关性 4 鉴别新的安全问题 5 超设计基准事故或严重事故的分析评价 6 设计改进 7 确定安全研究的重点和优先性次序 8 确定核动力厂的物项变更 7 2 评价核动力厂的安全水平并与明确的或隐含的接受准 则进行比较 1 与目标值的比较 将概率安全分析的结果与目标值进 行比较 确定核动力厂安全水平的可接受性 2 与 可接受的 设计进行比较 将某一核动力厂与另 一相似的 已完成概率安全分析工作并认为可接受 的核动力厂进行比较 以判断其安全水平 3 可替代的 各种设计方案的比较 在设计过程中用 以比较各种 可替代的 设计方案 为决策提供参考 3 评价核动力厂的安全水平以帮助核动力厂运行 1 评估核动力厂的技术规格书等 2 为维修 试验和检查等活动确定合理的次序 3 评估运行经验 4 事故管理 8 核级机械部件与设备的核安全基本要求核级机械部件与设备的核安全基本要求 一 一 核级机械设备和常规机械设备在设计 制造 质量控核级机械设备和常规机械设备在设计 制造 质量控 制与监督管理方面的基本差别制与监督管理方面的基本差别 1 1 提出核级机械提出核级机械部件与部件与设备特殊要求的理由设备特殊要求的理由 为了保证核安全 对核电厂 总的安全要求 是 1 必须为在某些运行工况和事故工况期间和之后的 安全停堆和维持安全停堆状态提供必要的手段 2 必须为在某些运行工况和事故工况期间和之后 为停堆后从堆芯排出余热提供必要的手段 3 必须为减少可能的放射性物质释放 为保证运行 工况期间和之后的任何释放不超过规定限值 事故工况期间和 之后的任何释放不超过可接受的限值提供必要的手段 核动力厂是由众多复杂的系统 部件和设备所组成的 采用高 质量和高可靠性的部件和设备是保证核动力厂 总的安全要求 得以实现的基础 为此 根据国际核能工业的成功实践和我国 核安全法规的规定 对核动力厂的核级机械部件与设备在设计 制造等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求 9 2 2 核级机械核级机械部件 部件 设备与常规机械产品在设计 制造 质量设备与常规机械产品在设计 制造 质量 控制与监督管理方面的基本差别控制与监督管理方面的基本差别 1 确定设计基准的原则不同 2 在核级机械部件与设备的设计 制造 安装等活动中必 须采用成熟的经过验证的技术 3 所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设 施 各种试验台架 装置 均需通过国家核安全局的认可 4 从事核级机械部件与设备设计 制造 安装活动的单 位必须依据核安全法规 民用核承压设备安全监督管理规定 HAF601 民用核承压设备安全监督管理规定实施细则 HAF601 1 民用核承压设备无损检验人员培训 考核和取证 管理办法 HAF602 和 民用核承压设备焊工及焊接操作工培训 考核和取证管理办法 HAF603 的相关要求取得相应的资格 获 得国家核安全局颁发的资格许可证方可从事相应的设计 制造 安装活动 5 所有从事核级部件与设备设计 制造 安装活动的单 位都必须建立符合核安全法规 核电厂质量保证安全规定 HAF F 003003 要求的质量保证体系 这是取得相应资格许可证的必要条 件之 10 6 核级部件与设备 特别是首次用于核电站的设备必须 通过设备鉴定方可使用 7 所有的核级部件与设备的相关活动 包括设计 制造 安装 试验 运行 在役检查 维修 更换 退投等都必须在 国家核安全局的独立监督下实施 处于严格的受控状态 二 二 核级机械部件 设备的核安全分级与相应工业标准之核级机械部件 设备的核安全分级与相应工业标准之 间的关系间的关系 1 1 核级机械部件与设备的核安全分级核级机械部件与设备的核安全分级 1 1 依据的核安全法规与导则依据的核安全法规与导则 2 2 部件与设备的核安全分级 部件与设备的核安全分级 安全级 分为安全 1 级 安全 2 级 安全 3 级和安全 4 级 非安全级 抗震分类 分为抗震 I 类和抗震 II 类 抗震 I 类的 部件需承受安全停堆地震的荷载 抗震 II 类的部件需承受运行 基准地震的荷载 11 质量级也称为规范等级 分为质量 1 级 质量 2 级 质量 3 级 质量 4 级 也称为质量 A 组 质量 B 组 质量 C 组 和质量 D 组 质量保证级 分为质量保证 1 级 质量保证 2 级 质量保证 3 级和质量保证 4 级 所有的核安全级部件与设备 核安全 1 2 3 级 均为抗震 类 即要求部件与设备能够抵御 安全停堆地震 SSE 的 荷载而保持其结构完整性 可运行性和功能能力 安全级 质量级 质量保证级对于某一具体部件与设备 而言原则上是一致的 安全 4 级为非核安全级 质量 4 级 质量 D 组 执行 常规产品相应的标准和质量保证要求 例如 ISO 9001 3 3 地震级别的含义 地震级别的含义 安全停堆地震安全停堆地震 SSESSE 运行基准地震运行基准地震 OBEOBE 2 系统安全分级与部件安全分级的关系 组成该系统的部件与设备的安全级别与系统的安全级 别相一致 安全级别不同的二个系统之间的接口部件按较高的级 12 别确定 与安全级能动部件配套的电器设备划分为 IE 级 3 3 核级机械部件 设备的核安全级别与建造规范 标准之核级机械部件 设备的核安全级别与建造规范 标准之 间的关系间的关系 我国目前尚未形成完整的有关核动力装置机械部件与 设备的设计规范和标准 核级机械设备的设计与制造通常遵循 国家核安全局认可的国外成熟规范 标准进行 如 美国机械 工程师学会 AMSE 制定的 锅炉与压力容器规范 相关卷册 或 法国核岛设备设计和建造规则协会 AFCEN 制订的 压水堆核岛 机械设备设计和建造规则 RCC M 和 压水堆核电厂在役检查 规则 RSEM ASME 锅炉与压力容器规范 第 III 卷和 压水堆核岛机械设备设计和建造规则 RCC M 第 I 卷的设计设计 目标是目标是 在核电厂全寿期运行状态 包括在核电厂全寿期运行状态 包括 正常运行和预计运正常运行和预计运 行事件 和事故状态的设计基准事故工况行事件 和事故状态的设计基准事故工况 包括包括 正常运行荷载正常运行荷载 和各种设计基准事故所产生的瞬态荷载 也包括地震荷载 和各种设计基准事故所产生的瞬态荷载 也包括地震荷载 下 下 保证部件和设备压力边界的结构完整性 保证部件和设备压力边界的结构完整性 对部件和设备及其支 承件的可运行性 功能能力等要求 设计者应遵循相应的其它 标准 13 三 三 核级机械部件与设备设计的基本核安全要求核级机械部件与设备设计的基本核安全要求 1 在核设施 包括核电厂 服役的核级机械设备与部件在 核设施的全寿期内能够承受运行状态 包括 正常运行和预计 运行事件 和事故状态的设计基准事故工况下 各种稳态和瞬 态的荷载 并保持其设备与部件压力边界的结构完整性 2 在核设施 包括核电厂 服役的核级机械部件与设备在核 设施的全寿期内 在运行状态 包括 正常运行和预计运行事 件 和事故状态的设计基准事故工况下 各种稳态和瞬态的荷 载的条件下保持其可运行性和功能能力 3 在核设施的全寿期内 能够对在核设施 包括核电厂 服 役的核级机械部件与设备的可运行性和功能能力 以及压力边 界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验 14 四四 核级机械部件与设备压力边界的结构完整性核级机械部件与设备压力边界的结构完整性 1 1 定义定义 1 结构完整性结构完整性 对于非承压部件而言 其结构完整性 是指部件几何尺寸的稳定性 而对于设备的承压部件而言 是 指对承压部件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制 例如 发生弹性变形 部件结构不连续的区域中大的塑性变形 或部件结构的整体塑性变形 其结果会使部件丧失尺寸的稳定 性 但不允许出现部件压力边界的破裂 2 设计荷载设计荷载 为某一部件选作设计基准的压力 温度 和机械荷载 3 设计限值设计限值 设计荷载的极限值 4 4 使用载荷使用载荷 指部件与设备在相应运行工况下使用时 所承受的载荷 5 5 使用限值使用限值 使用荷载的极限值 6 6 试验载荷试验载荷 部件与设备在试验工况 如水压试验 下所承受的载荷 7 7 试验限值试验限值 试验荷载的极限值 在 AMSE 锅炉与压力容器规范 第 III 卷核动力装置设备 第一册和 压水堆核岛机械设备设计和建造规则 RCC M 第 I 15 卷有关章节中对设计荷载 设计限值 使用载荷使用限值 试 验载荷和试验限值作出了相应的规定 2 2 核电厂状态和系统运行工况核电厂状态和系统运行工况 1 核电厂状态 在电厂的全寿期内 各系统和部件通常处于正常运行状态 而 预计运行事件 设计基准事故和严重事故状态可能出现的频率 也是截然不同的 2 系统和部件的运行工况 正常运行工况 异常运行工况 危急运行工况 事故工况 从部件与设备的设计角度 除了考虑这四类运行工况外 还必须考虑试验工况并确定设计工况 因此 部件与设备的设 计必须明确下述六类工况 即 设计工况 对应于设计荷载和设计限值 正常运行工况 对应于 A 级使用荷载和 A 级使用限值 异常运行工况 对应于 B 级使用荷载和 B 级使用限值 危急运行工况 对应于 C 级使用荷载和 C 级使用限值 事故工况 对应于 D 级使用荷载和 D 级使用限值 试验工况 对应于试验荷载和试验限值 16 3 3 核级机械部件和设备的设计荷载 使用荷载和试验荷载核级机械部件和设备的设计荷载 使用荷载和试验荷载 1 设计荷载 2 使用荷载 3 试验荷载 4 4 核级机械部件和设备的设计限值 使用限值和试验限值核级机械部件和设备的设计限值 使用限值和试验限值 1 1 设计限值设计限值 2 2 使用限值使用限值 A A 级使用限值级使用限值 A 级使用荷载通常是指电厂满功率运行时相应部件和设备所 承受的持续荷载持续荷载 B B 级使用限值级使用限值 部件和设备的设计技术规格书中应根据设备或支承件在完 成其异常运行工况下使用功能中所可能承受的荷载 规定所有 的 B 级使用荷载 而所谓 B 级使用限值就是对此所有的 B 级使 用荷载都必须适用的一组极限值 部件和设备的设计遵循部件和设备的设计遵循 A A 级和级和 B B 级使用限值时 可接受的级使用限值时 可接受的 后果是后果是 设备和支承件必须能承受相应的 正常运行和异常运设备和支承件必须能承受相应的 正常运行和异常运 行 载荷而不发生需要修理的损坏 即部件在行 载荷而不发生需要修理的损坏 即部件在 A A 级和级和 B B 级载荷级载荷 17 下其结构材料的变形限制在弹性范围以内下其结构材料的变形限制在弹性范围以内 C C 级使用限值级使用限值 部件和设备的设计技术规格书中应根据设备或支承件在完 成其危急运行工况下使用功能中所可能承受的荷载来规定所有 的 C 级使用荷载 而所谓 C 级使用限值就是对此所有的 C 级使 用荷载都必须适用的一组极限值 部件和设备的设计遵循部件和设备的设计遵循 C C 级使用限值时 可接受的后果是级使用限值时 可接受的后果是 允许部件和设备在结构不连续的区域中有大的变形 而这种变允许部件和设备在结构不连续的区域中有大的变形 而这种变 形可能使部件和设备停止使用 以对受损害的部件 设备或支形可能使部件和设备停止使用 以对受损害的部件 设备或支 承件进行检查或修理 承件进行检查或修理 D D 级使用限值级使用限值 部件和设备的设计技术规格书中应根据设备或支承件在完 成其事故运行工况下使用功能中所可能承受的荷载来规定所有 的 D 级使用荷载 而所谓 D 级使用限值就是对此所有的 D 级使 用荷载都必须适用的一组极限值 部件和设备的设计遵循部件和设备的设计遵循 D D 级使用限值时 可接受的后果是级使用限值时 可接受的后果是 允许部件和设备出现显著的整体变形 其结果会使部件丧失尺允许部件和设备出现显著的整体变形 其结果会使部件丧失尺 寸的稳定性 并有需作修理的损坏 从而可能使该设备停止使寸的稳定性 并有需作修理的损坏 从而可能使该设备停止使 用 但不允许出现压力边界的破裂 用 但不允许出现压力边界的破裂 18 4 4 试验限值 试验限值 试验荷载的极限值称之为试验限值 其具体数值在相应的 规范 标准中均有规定 五 五 机械部件与设备的可运行性和功能能力机械部件与设备的可运行性和功能能力 核动力厂的核级机械部件与设备要求通过 设备鉴定 的 方式对其可运行性和功能能力作出验证和评定 设备鉴定 包括抗震鉴定与环境鉴定两部分 1 1 核级机械部件与设备的抗震鉴定核级机械部件与设备的抗震鉴定 设备抗震鉴定和动力学鉴定所采用的方法主要有 分析法 试验法 分析和试验相结合的方法 利用经验数据鉴定设备 2 2 机械部件与设备的环境鉴定 机械部件与设备的环境鉴定 对环境设计和环境鉴定的总要求对环境设计和环境鉴定的总要求 部件与设备必须设计成在所有正常 异常 事故和事故 后等环境下都具有执行它们的设计安全功能的能力 19 部件与设备的环境能力必须用适当的试验和分析予以证 实 部件与设备的环境设计 环境鉴定试验的有关分析工作 与核级设备其它活动一样 都必须在符合法规要求的质量保证 体系的有效控制下进行 设计和鉴定试验时应考虑的环境因素设计和鉴定试验时应考虑的环境因素 例 安装在安全壳内的核安全 1 级电动隔离阀的环境鉴定试验 环境鉴定至少应包括以下试验项目 机械老化试验 热老化试验 辐照老化试验 辐照剂量应不低于相应位量在电厂运 行全寿期的累积辐照剂量 抗震试验 失水工况模拟试验 必须考虑失水工况下安全壳内环 境温度 压力的变化以及安全壳喷淋环境中化学介质 的影响 20 上述试验项目必须按下列顺序实施 环境鉴定试验实 施顺序见图 4 环境鉴定试验实施顺序环境鉴定试验实施顺序 图 4 中 第 项试验的目的是验证在正常运行工况下 设备的运行可靠性 第 三项试验的顺序是为了模拟 机机 械械 老老 化化 试试 验验 热热 老老 化化 试试 验验 幅幅 照照 老老 化化 试试 验验 抗抗 震震 试试 验验 失水工况模拟试验失水工况模拟试验 21 下述最恶劣的工况组合 包括 a 在电厂运行寿命的后期中子幅照可能引起阀门电动操 纵器中电气元器件绝缘材料的脆化 b 在通过幅照试验的条件下承受抗震试验可能导致电器 部件的绝缘失效 同时验证在地震工况下阀门的可运行性和功 能能力 c 在通过上述试验后若在 LOCA 条件下的温度冲击和安 全喷淋的化学介质环境中 阀门仍能保持正常的运行功能 则 表明被鉴定的阀门可在核电厂全寿期最荷刻的环境和最恶劣的 事故工况组合下保持可运行性和功能能力 上述试验必须在同一个被鉴定的设备上完成 在完成全部 试验过程中 不允许对被试验的设备进行维修 若在鉴定试验 过程中 被鉴定设备出现故障 则鉴定试验失败 已完成的试 验全部作废 必须分析故障原因 并加以改进后再抽取一台样 机重新安排试验 即按试验项目的顺序排列 从第一项开始顺 序进行 直到完成全部试验为止 22 核动力厂的在役检查和定期试验核动力厂的在役检查和定期试验 一 一 核动力厂的在役检查核动力厂的在役检查 1 1 在役检查的目的 在役检查的目的 在核动力厂运行寿期内 部件可能受到多种影响 其单在核动力厂运行寿期内 部件可能受到多种影响 其单 一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难以按核安全所要求一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难以按核安全所要求 的精确度预测的 因此 有必要检查核电厂系统和部件 找出的精确度预测的 因此 有必要检查核电厂系统和部件 找出 可能的损伤 以判断它们对核电厂继继续安全运行是否可接受 可能的损伤 以判断它们对核电厂继继续安全运行是否可接受 或是否有必要采取补救措施 或是否有必要采取补救措施 2 2 核动力厂实施在役检查的前提和基础核动力厂实施在役检查的前提和基础 在役检查规范的应用的前提 基础是核动力厂的的部件与 设备的设计 制造和安装都符合了建造规范的要求 反而言之 如果核动力厂的某部件或设备的设计 制造或安装不能满足该 部件或设备的相应建造规范要求时 则不能或至少不能原样使 23 用有关的在役检查规范的有关要求 3 3 对在役检查的设计考虑对在役检查的设计考虑 设计阶段就应对系统 部件及其布置的设计进行审查 以设计阶段就应对系统 部件及其布置的设计进行审查 以 保证所有要求的检验和试验都能顺利进行 保证所有要求的检验和试验都能顺利进行 总括起来的核心问题之一是实施在役检察的可达性 在役检查的 可达性 问题 除了涉及到人员和检验设备 的几何空间的可达性外 还涉及到检验方法的可达性 4 4 役前检查和在役检查役前检查和在役检查 运行开始前 必须进行役前检验 以提供初始状态下的数运行开始前 必须进行役前检验 以提供初始状态下的数 据 补充制造和建造的数据 作为以后检验结果的比较依据 据 补充制造和建造的数据 作为以后检验结果的比较依据 因此这种检验所使用的方法 技术和装备类型必须与以后使用因此这种检验所使用的方法 技术和装备类型必须与以后使用 的相同 而且 如属可行 应安排同一批工作人员进行 的相同 而且 如属可行 应安排同一批工作人员进行 役前检验必须包括要进行在役检查的所有部件 不管它们是役前检验必须包括要进行在役检查的所有部件 不管它们是 否属于在役检查样品 当役前检验包含焊接样品时 必须检验否属于在役检查样品 当役前检验包含焊接样品时 必须检验 焊缝和邻近母材的规定部分的全长度 焊缝和邻近母材的规定部分的全长度 修理过的或更换过的部件 必须做役前检验 修理过的或更换过的部件 必须做役前检验 24 运行开始前的役前检查 目的是为了建立设备或部件在初 试状态下的数据 因此 人们称役前检查为在役检查的 起始 零点 在核设施投入正常运行之后的在役检查时 每次在役检 查的结果都有必要与起始零点数据进行比较 核查是否在运行 中产生了新的役致开裂 制造和安装阶段产生的可接受缺陷是 否在运行中扩展 先前在役检查发现的缺陷的扩展趋势是否可 以接受 役前检查是十分重要的 是在役检查的基础 因而是 核设施运行安全的基础 事实上核设施运行若干年后 会出现改变在役检查检验方 法的问题 如 一种新的检验技术出现并被工程实践上成熟和 有效时 这种新技术会被应用以取代原先的检验方法 通常 核安全管理当局经过审评 认为新的这项技术相对原批准的检 验方法有安全性提高 会批准这种新技术的应用 需要注意的 是 新技术的应用时 必须按照役前检查的要求 对新技术应 用的所有范围 包括被检验的设备部件和被检验部位 重新建 立 起始零点 数据 为后续的在役检查建立参照点 运行前的役前检查阶段主要是核设施装料前阶段 此时核 设施是 干净 的 检验人员可以在无辐射照射环境下工作 无论是检查人员的心理还是工程时间窗口压力都相对于在役检 25 查阶段好 有利于检验的质量 因此 没有特别的情况 通常 运行前的役前检查项目应该是完整的 包括在役检查的所有部 件和部位 在核电厂投入运行后的停堆换料期间 出现了一些损坏的 设备需要更换 这时需要特别提醒的是 不要忘记被更换设备 的役前检查 有人认为 新换上的设备是经过制造阶段严格检 查的 是满足建造规范要求的 不会出现不可接收的缺陷 因 而没有必要再进行役前检查 因为一定检查不出超标缺陷 这 种理解混淆了役前检查的目的 役前检查的目的不是为了检查 超过标准的缺陷 而是为了为后续的在役检查建立 初始零点 需要注意的是 修理后或更换部件后的役前检查标准采用 的是核设施运行前的役前检查标准 不是核设施运行后的在役 检查标准 人们混淆役前检查的阶段问题 其实质问题就在于 此 5 系统的压力试验系统的压力试验 系统压力试验的目的不同 系统压力试验的压力就会明显不 同 试验温度取压力容器的 RTNDT 再加上 30 与美国联邦法 规的规定基本一致 26 由于法国和美国关于水压试验的要求不完全一致 因而 在规定的水压试验压力方面有差异 这是二个不同规范体系的 差异 在具体应用规范时 特别是选择水压试验压力时 应充 分考虑到规范体系的差异 考虑到规范体系自身的自洽性 不 要混用规范 破坏了规范体系自身的完整性 6 核动力厂在役检查大纲及其实施核动力厂在役检查大纲及其实施 1 核动力厂在役检查大纲 核动力厂在役检查大纲 每一个核动力厂都必须编制该厂的 在役检查大纲 在 役检查大纲 是该核电厂执行役前检查和全寿期在役检查的依 据 在役检查大纲 的编制必须考虑 a 满足相关核安全法规 导则的要求 b 核动力厂反应堆的堆型 系统设置与部件 设备的特点 c 所遵循的在役检查规范标准 在役检查大纲 至少应对下列各项作出明确的规定 a 役前检查的先决条件 检查范围和部位 相应的检查 内容和方法 遵循的标准和验收准则 27 b 在役检查的先决条件 包括辐射防护要求 检查范 围和部位 检查频度和计划安排 相应的检查内容和方法 遵 循的标准和验收准则等 核动力厂营运单位必须将本厂的 在役检查大纲 报送国 家核安全局审评 经国家核安全局批准后方可实施 3 在役检查大纲的实施在役检查大纲的实施 4 核动力厂营运单位必须接受国家核安全局对役前 在役检 查的监督 并将役前 在役检查结果报告报送国家核安全局审评 在 役前检查 阶段 国家核安全局通过监督和检查结果 的审评对役前检查情况作出评价 该评价是批准核电厂首次装 料的重要依据之一 在 在役检查 阶段 国家核安全局通过 监督和检查结果的审评对在役检查情况作出评价 该评价是批 准核电厂再次启动 继续运行的重要依据之一 二 二 核动力厂的定期试验核动力厂的定期试验 1 核安全法规的有关要求核安全法规的有关要求 28 核安全法规 HAF102 核电厂设计安全规定 核安全法规 HAF103 核电厂运行安全规定 核电厂营运单位在定期试验方面至少应该做到 1 在设计阶段就必须考虑对试验的要求和频度 2 在运行开始之前制定出定期试验大纲 并存档以备查 阅 3 与设计单位 设备的供应单位以及核电厂内相关部门 的人员合作编写试验规程和程序 并在试验之前确认已编 制完成 4 由合格的人员使用合适的设备和技术完成符合要求的 定期试验 5 确定试验的标准和周期 使构筑物 系统和部件的可 靠性和有效性与设计要求一致 并保证运行开始后 核电 厂的安全状态不致受到有害的影响 29 6 优化构筑物 系统和部件的试验频度 保证在需要时 能满意地完成其功能又避免过多试验可能造成损坏 7 仔细考虑安全重要构筑物 系统和部件因试验而停役 的影响 保证正常运行限值和条件仍能得到满足 8 构筑物 系统和部件的停役和复役都必须得到指定的 运行人员的书面授权 在试验的任何期间 运行人员都必 须掌握有关核电厂状态的信息 停役的构筑物 系统和部 件必须在控制点有明显的标记 9 保存所有的试验记录 包括与其有关的管理程序和技 术规程 2 定期试验大纲以及试验程序定期试验大纲以及试验程序 定期试验是核电厂重要物项监督大纲的重要部分 根据核安 全法规的有关要求 在核电厂开始运行前应该完成为安全运行 所必需的构筑物 系统和部件的定期试验大纲 大纲中应该对 试验的范围 项目 方法 频度以及可以接受的准则加以规定 各个核电厂在运行开始前就应该编制完成定期试验所必须的 文件 这些文件应该由试验大纲 试验程序等组成 还应包括 30 与定期试验有关的管理文件 还需要注意的是 试验程序必须能证实试验完成之后被试验 的设备已恢复到它的正常运行方式 3 定期试验的类型定期试验的类型 试验可以分为功能试验和整体试验 1 功能试验 设备控制装置的逻辑试验 对设备上的传感器 测量装置以及与控制和信号有关 的模拟通道和电路进行试验 设备的试验 要试验的主要设备有两类 电动泵 流量 压头 振动等参数 阀门 主要是状态变化 全开 全关 密封性 和动作时间等参数 31 2 整体试验 检查在正常运行或事故瞬态情况下设施的总体能力 调节 保护等能力 4 试验周期的确定试验周期的确定 1 定期试验应该按照预先确定的周期进行 周期确定需 要考虑下列因素 1 物项的安全重要性和满足可靠性目标的需要 2 收集到的系统和设备的经验 试验台架 生产厂家的数 据 运行经验 3 已知的故障类型 4 系统或设备的固有可靠性 5 设备降级的速度或者在维护时可能产生的后果 2 在确定试验频度时还应注意下列事项 1 试验频度不应成为设备过度疲劳或过早老化的起因 2 试验频度与被试验的设备的质量有关 较短的试验间 32 隔可能掩盖质量不好的设备的使用期限 另一方面 仅仅 因试验可能对设备有危害而采用较长的试验间隔也是不合 理的 3 试验的频度不应受到试验是便利还是困难的影响 4 周期小于一年或一个机组运行循环的试验是在机组运 行时进行的 对于 触动机组停堆 的试验应该安排在计 划停堆或意外停堆时进行 5 由于保护功能动作引发的紧急停堆 经过分析以后 可以作为该保护功能的一次试验 同样 使用定期试验指 令进行的维修或事故后的再鉴定试验也可以代替定期试验 5 监督试验大纲的有效性监督试验大纲的有效性 对核电厂实施定期试验的监督主要包括下列方面 1 电厂是否制定有效的定期试验大纲和相关程序 定 期试验文件是否经过审查和批准 2 核电厂是否按预定计划实施定期试验 试验是否按照 程序规定进行 3 在试验开始之前 该试验是否得到相应部门和人员的 批准 33 4 所使用的测试仪表是否按照规定要求进行了标定 5 试验人员的资格是否满足规定要求 6 在试验中 运行限值和条件是否得到遵守 7 试验记录是否准确完整 试验结果是否经过评价并有 相应人员的签字 8 试验结果是否考虑了误差修正 9 试验结果是否满足技术规格书的要求 如不满足 是 否有相应的补救措施并得到了实施 在试验结束之后 经过试验的系统和设备 是否准确地恢复到正常状 核材料管制核材料管制 一 一 前言前言 核材料安全 包括两个方面 一方面是防止破坏 造成放 射性对环境的污染 另一方面是防止偷盗 非法转移和非法使 用 很显然 后者则是与防止核扩散直接相关 二 核材料管制的目的 基本要求和采取的对策二 核材料管制的目的 基本要求和采取的对策 1 核材料基本概念 1 核材料 2 直接使用核材料 3 间接使用核材料 34 2 核材料管制目的 条例 第一条明确指出 核材料管制目的是 确保核材 料的安全与合法利用 防止被盗 破坏 丢失 非法转让和非 法使用 保护国家和人民群众的安全 促进核能事业的发展 在核能 核技术广泛应用的今天 如何防范有预谋的核走 私和极端恐怖集团的袭击以及恐怖分子利用核材料进行恐怖活 动 也是核材料管制的目的之一 3 核材料管制基本要求 条例 第四条明确指出 核材料管制的基本要求是 1 保证符合国家利益及法律的规定 2 保证国家和人民 群众的安全 3 保证国家对核材料的控制 在必要时国家可 以征收所有核材料 4 核材料管制的对策 根据 安全第一 预防为主 的方针和国际惯用的对核材 料 看住 发觉 追回 的纵深防御思想 对核材料管制所采 取的主要对策是 实物保护 实施技防措施和人防措施相结合的方法 达到 看住 核材料 不让核材料丢失或破坏或非法使用 核材料衡算与控制 通过核材料进出量的严格控制 定期盘存和衡算 及时 发觉 核材料的丢失 制定应急行动计划 又叫紧急情况的处置方案 一旦 发觉核材料丢失 根据预先制定的应急计划 采取措施 全力 侦破 追回 核材料 上述三项措施具有内在的逻辑关系 相互补充和互相衔接 构成了一个完整的核材料管制安全体系 确保核材料安全 三三 核材料衡算管理核材料衡算管理 35 核材料衡算管理 概括为三部分 即记录报告系统 衡算计算 方法和评价 监督检查大纲和程序 1 衡算的分类 核材料衡算管理分为件料核设施和散料核设施 2 核材料衡算方法 核材料衡算采用闭合平衡的方法 所谓闭合是指在实物盘 存中 每一项的物料量必须是实测值 而所用测量系统的误差 必须是已知的 所谓核材料平衡是指加工生产过程中 核材料 的不平衡差 MUF 即所谓的无名损失量 必须是在法规限定 的标准误差的 2 倍之内 否则 就认为核材料未达到闭合平衡 有可能存在核材料的丢失 盗窃或非法转移 不平衡差的计算 公式如下 MUF X Y PB K PE 式中 MUF 不平衡差 kg X 周期内调入量 kg Y 周期内调出量 kg PB 期初存量 kg K 已知损失量 kg PE 衡算周期期末存量 kg 36 无名损失量又称 核材料不明量 实质上它等于帐面物料 存量与实物盘存量之间的差值 为此 一个衡算周期内的设施 的 MUF 值可看作是设施对其核材料衡算管理好坏程度的一个量 度 也是监管部门定量地评估核设施在核材料管理方面的一个 关键性的定量指标 营运单位报出的 MUF 为表观 MUF 值 它是以周期内测量 值为依据的 件料设施 MUF 值一般为零 若不为零 一定发生 了点数错误 而散料设施 由于测量误差 未测的存留量和未 测的损失量等 一般 MUF 不可能为零 造成不平衡差的原因来自核材料平衡区中所有测量造成的 误差 i 盘存测量产生的错误 A 和可能产生的非法转移 B 测量误差 i 是客观存在 是无法消除的 但每个核材料平衡 区测量的相对标准偏差 MUF值是可以根据测量仪表 测量方法 和误差传递等计算出来 观测造成的错误 A 可以用反复核查 来发现并改正 使 A 0 如果 MUF 值超过 2 MUF 则要进行 核查分析 改正错误后 MUF 值仍然过大 则要考虑存在非法 转移的可能性 即 B 0 实物保护系统 37 各类设施的闭合平衡 MUF 的相对标准偏差限值 设施类型 MUF 铀同位素浓缩 铀加工 钚加工厂 铀后处理 钚后处理 0 2 0 3 0 5 0 8 1 0 注 MUF 衡算全过程中的 MUF 相对标准偏差 用 总量的百分数表示 3 衡算周期的确定 为了能及时发现核材料丢失 还需要根据核材料性质规定 衡算周期 因为核材料管制是以核不扩散为目标 因此衡算周 期要保证使觉察时间小于转换时间 按当前标准 转换时间和 时效目标值相当 且规定能觉察的最小转用速度为每年一个显 著量 由于高浓铀及钚的转换时间短和显著量的值小 因此其衡算周 期定为两个月 对于轻水堆而言 达到一个核材料显著量相应 为 10 15 个新燃料组件 或 5 6 个乏燃料组件 所以对轻水 堆核电厂而言 其衡算周期为每年至少一次 元件加工厂一般 考虑每年至少一次 及时性目标值 物料品位时效目标 未辐照过直接使用一个月 辐照过直接使用三个月 间接使用十二个月 38 显著量表 核材料显著量实施保障的对象 直接使用的核材料 Pu a 233U U 235U 20 间接使用的核材料 U U 20 b Th 8kg 8kg 25kg 75kg 20t 元素总量 同位素总量 铀中所含的 235U 铀中所含的 235U 元素总量 a 指 Pu 中含 238Pu 低于 80 的情况 b 包括天然铀和贫化铀 3 核材料平衡区 MBA 和关键测量点 KMP 为了核材料衡算管理的方便 一个衡算单位往往划分为若 干个核材料平衡区 平衡区划分的原则是 1 平衡区的划分应尽量与实体边界相一致 2 平衡区的大小应有利于核材料的准确测量和行政管理 3 平衡区的划分应充分采用封隔 监视系统 以减少测 量工作量和保证物流测量的完整性 4 衡算的方法 是清点件数还是测量数量 5 物料平衡计算可能达到的精度和衡算报告的简易性 6 充分考虑企业商业敏感数据的保密性 对于核电厂 IAEA 建议采用单一的 MBA 结构 在新燃料 组件贮存库 堆芯和乏燃料贮存池分别设置 3 个库存关键测量 点 并分别建立 3 个流动关键测量点 如图 3 所示 研究堆和 动力堆均可采用单一 MBA 结构 对于双堆或多堆核电厂 并 且每个堆分别设置新燃料贮存库和乏燃料贮存水池 则将每个 堆划分为一个 MBA 为好 整个核电厂为多 MBA 结构 KMP 1 KMP 2 接受新燃料 乏燃料 KMP A 新燃料组件贮 存 KMP B 反应堆堆芯 KMP C 乏燃料贮存水池乏燃料发 运 KMP 3 39 核电厂关键测量点设置和物料流示意图 四四 实物保护实物保护 1 实物保护概念 核材料和核设施实物保护 其含义为用于防止非法转移核核材料和核设施实物保护 其含义为用于防止非法转移核 材料和破坏核设施的保护措施和技术 材料和破坏核设施的保护措施和技术 实物保护是一个综合性的概念 它包括设施设计 包括平 面布置等 和警卫组织 保卫制度 人防措施等软件部分以及 实体屏障 探测报警系统等技术防范等硬件部分组成 实物保 护要求有效性和完整性 上述各组成部分是否构成一体 互相 补充 不留漏洞 这是实物保护完整性要求 上述各组成部分 是否运行正常 能发挥预定效果 这是实物保护有效性要求 实物保护的目标是 创造条件将非法转移核材料或破坏核 设施的可能性降低到最低限度 并提供情况和技术援助 以支 持国家采取迅速而全面的措施 确定遗失核材料的地点并追回 核材料及最大限度地减少破坏的影响 实物是相对无形物而言的 实物保护是指监督有形物免受 未授权的非法转移 核保障领域的实物保护对象特指核材料和 核设施 所以称核材料核设施实物保护 核材料核设施实物保 护的格局和技术既具有一般实物保护的共性 又有自身的特殊 性 40 2 核材料和核设施的实物保护级别 1 核材料分级 分类 中华人民共和国核材料管制条例实施细则 HAF0601 第 25 条规定了我国核材料的实物保护等级划分 中国核材料实物保护等级划分 等 级 材料 状 态 钚未辐照过的2 千克以 上 10 克 2 千克 10 克以下 未辐照过的 U 富集 度 20 的浓缩铀 5 千克以 上 1 千克 5 千克 10 克 1 千克 未辐照过的 U 富集 度在 10 20 范围的 浓缩铀 20 千克以 上 1 千克 20 千克 铀 未辐照过的 U 富集 度 10 的浓缩铀 不包括天然铀 贫 化铀 300 千克 以上 10 千克 300 千克 氚未辐照过的 以氚 量计 10 克以上1 克 10 克 0 1 克 1 克 锂浓缩铀 以锂计 20 千克以 上 1 千克 20 千克 说明 a 铀 钚保护等级划分是按元素的数量 而不是按有效 公斤计算的 b 氚及含氚的材料或制品以氚量来划分等级 浓缩锂及 含浓缩锂的材料或制品以锂量划分等级 浓缩锂是指 锂 6 同位素浓度大于天然锂者 c 此表所划等级及本细则规定的保护措施只限于核材料 本身 核设施保卫不包括在内 但是不能因此就降低 核设施现有的保护等级与标准 41 2 核材料实物保护等级划分的依据 HAF0601 对一 二 三级核材料的实体屏障的要求作了明 确规定 其中要求建立完整 可靠的实体屏障 3 实物保护系统 PPS 设计和评价 1 确定实物保护系统目标 掌握核设施的运行特点和状况 包括厂区边界位置 建筑物 位置 建筑物内部平面布置 出入口 工艺流程和已有的实物 保护设施及运行状况 确定设计基准威胁 设计基准危险 DBT 如敌人类别 敌人战术 敌人装备 敌 人的能力等 这是核设施进行实物保护系统设计的前提 设计 基准危险 DBT 不是技术问题 它主要是政治和社会问题 由政 府部门定 2 实物保护系统的初步设计 实物保护系统设计是一个综合性的系统工程 它由 3 个分功能 系统组成 即探测 报警系统 延迟 障碍系统 响应 防 卫反击系统 每个实物保护系统都由这 3 个基本部分组成 探测部分是由一系列不同种类的传感器合理组装而成 见表 5 具有对入侵罪犯的侦察监测功能 好的探测系统应有高的 检测率 低的误报率和漏检率 以提高报警的可靠性 延迟功能由一系列实物屏障提供 常规的设障办法有铁丝网 带锁的门 带铁栅格的窗 水泥墙 各种保险库 车障 各种 障碍物 护城河 山 沟 自然屏障 活性障碍材料如催泪弹 橡皮弹 化学烟 化学粘剂以及警犬等 响应力量由警卫 保安人员以及响应部队组成 响应部队可 以是当地驻厂部队或警察 响应部队接到警报后 要迅速到达 42 现场 联邦德国要求小于 15 分钟 日本要求小于 10 分钟 并 迅速作好兵力部署 特别指出的是要综合考虑探测 延迟和响应三者之间的关 系 使得保护系统具有纵深保护和均衡保护的性质 2 实物保护系统方案的评价 PPS 功能特性的综合评价 要能及时地发现破坏分子 设 置足够的障碍 拖延敌人的作案时间 使反应力量来得及有 效反击 粉碎其犯罪企图 五 核材料管制的监督检查 根据 中华人民共和国核材料管制条例 及其 实施细则 的规定 我国对核材料管制实施了全面地监督 作了大量卓有 成效的工作 如对核材料许可证的颁发 在发放核设施建造许 可证之前有关核材料管制的设计审查 对营运单位材料管制开 展了年度例行检查 组织编写了 核材料管制的监督检查大纲 和监督检查程序 对核材料管制和监管人员实施了培训 应该 说对核材料监督打下了良好的基础 通过监督检查 提高了营 运单位对核材料管制的认识 加快了核材料管制步伐 对核材 料管制采取了一系列重大改进措施 使核材料管制迈入了一个 新的台阶 43 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应核动力厂营运单位的应急准备和应急响应 核事故应急计划和准备则是纵深防御的最后一个环节 在编制应急计划时 要求考虑包括严重事故的事故系列 一一 我国核事故应急管理体制和应急计划我国核事故应急管理体制和应急计划 我国核事故应急实行三级管理 即国家级 地方 省 自治区 直辖市 政府级及核设施营运单位三级 分层次对相应核事故 应急管理工作负责 1 国家核事故应急组织管理与国家核事故应急计划 1 国家核事故应急组织 全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责 其主要 职责是 拟定国家核事故应急工作政策 统一协调国务院有关部门 军队和地方人民政府的核事故应 急工作 44 组织制定和实施国家核事故应急计划 审查批准场外核事故 应急计划 适时批准进入和终止场外应急状态 提出实施核事故应急响应行动的建议 审查批准核事故公报 国际通报 提出请示国际援助的方案 必要时 由国务院领导 组织 协调全国的核事故应急管理工 作 目前负责全国核事故应急管理工作的是国家核事故应急协调委 员会 国家核应急协调委并设联络员组 由各成员单位指派的人员组 成 各单位指派的联络员应有替代人员 以确保联络员组的有 效活动 国家核应急协调委设有专家咨询组 由国内核工程 电力工程 核安全 辐射防护 环境保护 放射医学 气象学等方面的专 家组成 在国家核应急办公室建有国家核应急响应中心 2 国家核事故应急计划 45 2 地方政府核事故应急管理与场外应急计划 1 地方政府在核事故应急管理方面的主要职责 核动力厂所在地的省 自治区 直辖市人民政府指定的部门负 责本行政区域内的核事故应急管理工作 其主要职责是 执行国家核事故应急工作的法规和政策 组织制定场外核事故应急计划 做好核事故应急准备工作 统一指挥核事故应急响应行动 组织支援核事故应急行动 及时向相邻省 自治区 直辖市人民政府通报核事故情况 必要时 由省 自治区 直辖市人民政府领导 组织 协调本 行政区域内的核事故应急管理工作 目前 几个核动力厂所在地省级政府都建立了相应的核事故应 急组织 其常设协调机构多在省级环保部门 也有的挂靠在省 级人防部门 也都编制了相应的场外应急计划 2 地方政府的核动力厂场外应急计划 46 3 核动力厂营运单位的核事故应急管理和场内应急计划 1 核动力厂