核动力厂严重事故管理同行评估成果汇编

2025年7月序言1979年美国的三哩岛核电厂事故，引起了核电界对核电厂严重事故的高度关注和深入研究，这些研究受到前苏联切尔诺贝利核电厂事故的进一步推动，并取得了大量成果。这些研究成果体现在运行核电厂上，主要是严重事故管理指南 (SAMG)的编制，通过在SAMG指导下的核电厂严重事故管理，进一步降低核电厂发生严重事故的可能性，并在万一发生严重事故的情况下尽量减轻其后果；而研究成果体现在新一代核电厂的开发上，则是配置较完善的严重事故预防和缓我国的核电是后来者，而后来者的优势就是可以借鉴前人的经验。1991年，国家核安全局在升版的《核电厂设计安全规定》中，提出“还以在一定限度内计及严重事故为妥”;2004年，国家核安全局在再次升版的《核动力厂设计安全规定》和《核动力厂运行安全规定》中，对设计和运行方面如何考虑严重事故都给出了比较全面的要求。但是由于我国核电的技术基础等原因，在相当一段时间内，只有少数核电厂开发了SAMG,可以说与国际先进水平相比存在着相当的差距。2010年，国家核安全局考虑推动我国核电厂的严重事故管理工作，恰在2011年日本发生了福岛核电厂事故，使这个工作的紧迫性大大提高。国家核安全局在福岛事故改进要求中，明确要求各个核电厂开发SAMG。在2016版的《核动力厂设计安全规定》和《核动力厂运行安全规定》中，严重事故的相关要求得到进一步明确。如何对核电厂的严重事故管理工作进行监管，国家核安全局进行了深入的思考。一是考虑到我国核安全法规没有将基础尚比较薄弱，需要全行业共同努力，国家核安全局决定通过同行评估的方式来促进我国核电厂严重事故管理工作的交流和SAMG编制水平的提高，并将组织同行评估的工作委托给核能行业协会。核能行业协会接受委托后，迅速反应，组织行业力量编制了《核电厂严重事故管理同行评估管理办法》和《核动力厂严重事故管理同行评估技术指南》,并在这两个文件的指导下开展了严重事故管理的同行评估工作。迄今为止，在各方面的大力支持和积极配合下，通过有关专家的辛勤工作，核能行业协会已组织完成了12次严重事故管理同行评估工作，并完成了7次评估回访活动。通过同行评估，促进了我国核电厂严重事故管理工作的交流，提升了SAMG的技术水平，取得了显著的成效。为了使同行评估工作的成果能够在更大的范围内共享，核能行业协会组织编写了《核动力厂严重事故管理同行评估统总结了前期严重事故管理同行评估工作，展示了我国核电厂严重事故管理的良好实践，当然也描述了可以进一步改进的问题，并提出了对今后工作的建议。相信《核动力厂严重事故管理同行评估成果汇编》对促进我国核电厂的严重事故管理工作，提升我国核电厂的安全水平，保证我国核电积极安全有序发展一定会起到其应有的作用。2025年6月2013年起组织行业专家开展核电厂严重事故管理同行评估研究课题其所在单位的大力支持下，截止2024年10月底，已成功组织12次核电厂严重事故管理同行评估和7次评估回访活动，取得了显著的成管理同行评估工作成果，于2024年至2025年组织编制了《核动力厂本汇编分为5章。第一章对核电厂严重事故管理同行评估情况进进行说明。第三章详细介绍了国内开展的12次严重事故管理同行评 11.2国际严重事故管理同行评估实践 21.3国内严重事故管理同行评估总体情况 4第2章我国严重事故管理同行评估管理机制 72.1同行评估文件体系 72.2同行评估流程及组织管理模式 82.3严重事故管理同行评估实施过程 9第3章严重事故管理同行评估执行情况 1 1 3.2.1田湾核电厂严重事故管理同行评估概况 3.2.2岭澳二期核电厂严重事故管理同行评估概况 3.2.3方家山核电厂严重事故管理同行评估概况 3.2.4秦山第三核电厂严重事故管理同行评估概况 3.2.5红沿河核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估概况 3.2.6海南昌江核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估概况 213.2.7宁德核电厂1、2机组严重事故管理同行评估概况 233.2.8海阳核电1、2号机组严重事故管理同行评估概况 3.2.9台山核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估概况 3.2.10福清核电厂3、4号机组严重事故管理同行评估概况 283.2.11三门核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估概况 3.2.12防城港核电厂3、4号机组严重事故管理同行评估概况 3.3技术要素统计情况及分析 3.3.1各技术要素观察单统计情况 33.3.2事故管理大纲的选择和定义 3.3.3事故管理大纲所需的事故分析 3.3.4核电厂薄弱环节评估与能力识别 3.3.5严重事故管理策略的制定 3.3.6核电厂设备和仪器仪表的评估 3.3.7规程指南的制定 3.3.8规程指南的验证和确认 3.3.9事故管理大纲和核电厂应急计划的协调 3.3.10人员和资质 3.3.11培训和演习 3.3.12事故管理大纲的修订 3.4同行评估实施效果 4.1SAMG第三方独立验证 4.2多样化严重事故管理培训 4.3严重事故操作票编写标准化 4.4多机组协同应急演习 4.6中压应急移动电源车接口箱改造 4.7PF改进项实体改进 4.9应急组织人员数据库建立 4.10SAMG系列运行规程研制 5.2加强严重事故管理同行评估工作建议 1可或缺的一环。截至2024年8月底，我国商业运行核电机组数量已达56台，总装机容量5808万千瓦，位居全球第三。在建及核准核电机组数量46台，装机容量5505万千瓦，规模继续领先世界。在这样二代核电厂(M310等)未针对严重事故设计系统和全面的严重事故一号等)设计上就系统考虑了严重事故的预防和缓解措施，如一回路严重事故管理通过缓解策略的决策最大限度的发挥现场设备的事故管理管理导则(SAMG)是严重事故下用于主控室和技术支持中21979年三哩岛核电厂事故后，国际上开始重视严重事故管理的研究。历时十余年，美国核工业界响应美国核管会(NRC)的建自发编制和实施严重事故管理导则(SAMG)。上世纪90年代以来，国内也开展了严重事故管理的相关工作，2011年福岛核电厂事故进针对SAMG的特点，国家核安全局鼓励行业内采用同行评估的方式，对严重事故管理导则的开发和实施情况进行专家评估，识别SAMG开发和使用过程中的关键问题和重要技术难点，共享和反馈1.2国际严重事故管理同行评估实践动计划。针对严重事故，NRC启动了一项长期规则制定计划，支持发布NEI91-04,“SevereAccidentIssueClosureGuidelines”,为美国核电厂制定SAMG提供指导。1992年，结合十余年严重事故现象机理和缓解策略的研究成果，美国电力研究院(EPRI)发布严重事故管理技术支持报告(EPRI-TBR101869,1992)。各核电公司基于3EPRI-TBR报告，相继完成通用严重事故管理导则(G-SAMG),并屋电气公司的WOGG-SAMG应用最为广泛。遵照NEI91-04中美国核电厂对NRC的承诺，所有核电厂均自愿依据G-SAMG,完成了特定核电厂的SAMG。福岛核电厂事故后，NRC成立短期特别工作组 (NTTF),对程序和规定进行全面审查，在2011年提交的报告中建议加强和整合应急运行规程(EOP)、SAMG和大范围损伤缓解导则 (EDMG)的现场应急响应能力。几大电力公司联合起来，在WOGG-SAMG的基础上建立了PWROG。目前美国核电厂主要参照NEI14-01(替代NEI91-04的第5节提供的关于制定、实施和维护严重事故管理计划的内容)开展SAMG的开发、验证、确认和升版等内容，并要求对于SAMG的审查、修之日起3年内，对适用的通用严重事故管理导则的修订进行评估和实施。除美国形成的SAMG类型，法国EDF针对法国第二代核电厂开发了严重事故管理导则GIAG,阿海珐公司针对EPR堆型核电厂开发了相应的严重事故管理导则OSSA。GIAG和OSSA的技术背景报告需提交法国辐射防护和核安全研究院(IRSN)审查。国际原子能机构(IAEA)高度重视成员国的严重事故管理实施情况，于2001年开始了同行评估(RAMP)计划，邀请国际专家对4成员国核电厂的事故管理大纲(IAEA的名称，事故管理大纲包括了应急运行规程和严重事故管理导则)情况进行审查，迄今为止开展了No.9“Guidelinesforthereviewofaccidentmanagementprogrammnuclearpowerplants”,为严重事故预防和缓解的管理程序同行评估在福岛核电厂事故后，2012年WANO开展了福岛后严重事故管理项目，于12月发布了最终报告“WANOSevereAccidentManagementProjectFinalReport”,为应急和严重事故管理(EPSAM)的同行评1.3国内严重事故管理同行评估总体情况了明确要求。2016年国家核安全局发布了《核动力厂设计安全规定》 (2016版),新版HAF102包含了一些新的概念和要求，包括“设5核动力厂事故序列”等。尽管超设计基准事故(设计扩展工况)发生基准事故的预防和缓解是纵深防御的一个重要防御层次。2011年日故的预防措施和在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列缓解后续进一步开发了SAMG及其支持文件，对于严重事故管理的考虑制了《核电厂严重事故管理同行评估管理办法》(简称管理办法)和《核动力厂严重事故管理同行评估技术指南》(简称技术指南),作6为开展核电厂严重事故管理同行评估的工作依据和技术指南。其中，管理办法规范了核电厂严重事故管理同行评估的工作流程及管理要求，技术指南按照核安全法规要求并参照IAEA的安全导则对核电厂严重事故管理进行同行评估的各要素提供全面的、系统的技术指导。自2013年至今，在国家核安全局的指导下，在各大核电集团、核电厂运营单位、核安全监管技术支持单位、相关科研院所和有关高校的支持下，中国核能行业协会依据核电厂严重事故管理同行评估体系文件，于2013年至2024年10月对田湾、岭澳二期等核电厂开展了12场严重事故管理同行评估活动，并按计划组织了部分电厂的同行评估回访活动。为提高工作水平，总结经验，加强交流，持续提升，协会积极总结已开展的核电厂严重事故管理同行评估活动的实践经验，组织召开了多次核电厂严重事故管理同行评估技术研讨会，对评估体系文件进行了多轮修订，完善了评估标准，规范了工作管理，促进了相关工作的高质量开展。核电厂严重事故管理同行评估对提高我国核电营运单位严重事故管理导则开发及应用水平，促进严重事故管理导则开发单位和核电厂的经验交流，提升核电厂应对严重事故的管理能力具有重要意义。同时，中国核能行业协会通过组织行业专家开展核电厂严重事故管理同行评估，形成了专业化的同行评估专家队伍，积累了大量的评估实践经验，为持续推进核电厂的严重事故管理工作奠定了坚实基础。7第2章我国严重事故管理同行评估管理机制2.1同行评估文件体系2013年，中国核能行业协会制定了《核动力厂严重事故管理同行评估管理办法》和《核动力厂严重事故管理同行评估技术指南(试行)》,标志着我国已建立了核动力厂严重事故管理同行评估体系文件。基于同行评估实践情况和认知提升，协会于2018年组织升版并发布了《核动力厂严重事故管理同行评估指南(2018年修订版)》。截至2024年10月，核电厂严重事故管理同行评估参照2018年修订评估范围包括对严重事故管理中所需的事故分析和事故管理大纲 (SAMG部分)进行评估。这项评估一般在事故管理大纲评估之前进行或与事故管理大纲析的评估是事故管理大纲评估的一部分。1.事故管理中所需事故分析的评估8要素1事故管理大纲的选择和定义要素2要素3核电厂薄弱环节的评估严重事故管理策略的制定要素5核电厂设备、仪器仪表可用性评估2.事故管理大纲的评估要素6规程指南的制定要素7规程指南的验证和确认要素8事故管理大纲与核电厂应急计划的协调要素9人员和资格要素10培训和演习要素11事故管理大纲的修订2.2同行评估流程及组织管理模式协商并参照法规/导则要求确定待评估范围，并根据评估范围确定在队由与受评方严重事故管理工作没有直接关系的行业专家和协会秘评估任务参加者包括评估队和受评单位的联络员和专业对口人(1)领队。负责组织、指导同行评估所有活动，与相关单位协9商后确定评估队组成，对评估中的重大问题进行决策等。(2)评估队长。负责专家任务的分工和协调，编制评估报告的主要结论，组织审查评估报告，确保评估报告的一致性和完整性，负责对评估队专家开展培训并提出工作要求等。(3)评估专家。熟悉受评核电厂提供的相关资料，按照分工执行组长分配的评估任务，提出问题和相应的建议，撰写相应章节的评估报告等。(4)评估队联络员。与被评估单位确认评估范围，在评估前、评估期间协调获取需要的参考资料以及安排评估日程安排等事宜，并负责评估活动中特殊问题的协调等。(5)受评方。负责确定联络员和专业对口人，按评估队要求提供评估资料，为现场评估提供便利条件，安排专业对口人员解释并回答评估队提出的问题等。2.3严重事故管理同行评估实施过程评估队在评估执行过程中将评估受评核电厂提供的文档，与受评核电厂相关人员进行讨论，并根据需要进行实地观测和考察。评估一般持续一周时间，一般需要0.5天召开评估入场会并听取核电厂总体介绍，需要2.5天进行评估队和受评电厂代表之间的讨论以及实地考察，需要1天起草评估报告草稿，需要0.5天召开评估离场会并通报评估结果。根据专业分工不同，并考虑提高评估效率，评估队分两个小组开展评估活动，第一组负责事故管理中所需事故分析的评估，第二组负责事故管理大纲的评估。评估队每日召开评估队内部会议，交换各自发现的信息，并统一协调评估的建议。核电厂实地考察通常包括主控室、应急指挥中心、技术支持中心、移动设备储存厂房、乏燃料水池、模拟机等区域。一般在现场评估结束后2-3年组织开展评估回访，根据评估时遗留问题的难易程度，可适当延长或缩短时限。回访活动持续2-3天。回访人员由曾参与现场评估的中国核能行业协会人员担任领队，现场评估时的队长以及相关专家共3-5人参与。回访的主要目的是查看评估过程中专家提出改进建议的响应和落实情况，以及核电厂在同行评估后在严重事故管理领域取得的新进展，并向受评方介绍其他受评单位在SAMG开发和应用方面的良好实践。11第3章严重事故管理同行评估执行情况3.1总体情况中国核能行业协会于2013年初组织行业专家组开展了核电厂严重事故管理同行评估的相关准备工作，并于2013年9月初步完成《核策划，现已成功开展12场严重事故管理同行评估和7场评估回访活在已开展的12次严重事故管理同行评估活动中，针对事故管理的修订等11个要素进行了全面深入的评估。评估活动共产生707张事实观察单，发现了74项高质量良好实践，在已完成的7次回访中3.2执行概况2013年11月18日至11月22日，应田湾核电有限公司的申请，此次评估活动由12名专家和1名观察员(评估队成员名单见表3-1)组成，分为两个工作组，对田湾核电站严重事故管理涉及的11个要素(要素分工见表3-2)进行全面评估。表3-1同行评估队成员及受评方对口人名单序号姓名单位评估队职责1中国核能行业协会领队2中国核电工程公司队长3曹学武上海交通大学队员4许献洪环保部核与辐射安全中心队员5李春环保部核与辐射安全中心队员6马如冰中国核电工程公司队员7蔡二灵大亚湾核电运营有限公司队员8林继铭中科华核电技术研究院有限公司队员9上海核工程设计研究院队员中国核电运行有限公司队员兰自勇中国核能行业协会队员杨波中国核能行业协会队员卢毅力中国核动力研究院观察员鲍振利江苏核电有限公司受评方对口人表3-2同行评估队要素分工表组长：曹学武；成员：许献洪、马如冰、林继铭审查人员事故管理大纲的选择和定义许献洪林继铭、许献洪核电厂薄弱环节的评估马如冰严重事故管理策略的制定林继铭核电厂设备、仪器仪表可用性评估马如冰、林继铭组长：赵博；成员：李春、方立凯、刘卫华、蔡二灵审查人员规程指南的制定规程指南的验证和确认李春、方立凯事故管理大纲与核电厂应急计划的协调蔡二灵人员和资格培训和演习事故管理大纲的修订李春、蔡二灵本次田湾核电站严重事故管理同行评估活动，评估小组对11个方面进行了全面评估，评估认为田湾核电站1、2号机组严重事故管2016年12月8日至12月9日，由赵博、李春、马如冰、杨波组成的评估回访队对田湾核电站严重事故管理同行试评估进行评估回访的主要内容是根据《核动力厂严重事故 (2016版)、《核动力厂严重事故管理同行评估技术指南》(2015版),针对受评方对2013年同行试评估提出的55张事实观察单的响2014年11月9日至11月13日，应大亚湾核电运营管理有限责电厂3、4号机组严重事故管理进行了同行评估。同行评估队由15名成员(评估队成员见表3-3)组成。表3-3同行评估队成员及受评方对口人名单序号姓名单位评估队职责1杨波中国核能行业协会领队2中国核电工程公司队长3曹学武上海交通大学队员4奚树人清华大学队员5许献洪环保部核与辐射安全中心队员6李春环保部核与辐射安全中心队员7中电投核电技术中心队员8马如冰中国核电工程有限公司队员9喻新利中国核电工程有限公司队员上海核工程设计研究院队员中国核电运行有限公司队员兰自勇中国核能行业协会队员邓坚中国核动力研究设计院队员中国核动力研究设计院队员鲍振利江苏核电有限公司队员王立峰大亚湾核电运营管理有限责任公司受评方对口人表3-4同行评估队要素分工表组长：曹学武；成员：许献洪、马如冰、喻新利、邓坚、鲍振利审查人员许献洪、喻新利用于支持SAMG的事故分析的质量和内容邓坚、许献洪电厂薄弱环节的评定马如冰严重事故管理策略的开发邓坚、喻新利电厂设备和仪表的评价马如冰、鲍振利组长：赵博；成员：李春、刘卫华、付霄华、方立凯、黄代顺审查人员方立凯、黄代顺SAMG的验证和确认李春、方立凯SAMG和电厂应急计划的整合人员和资质培训需求和培训绩效本次岭澳核电厂3、4号机组严重事故管理同行评估活动，评估小组对11个方面进行了全面评估，评估认为岭澳核电厂3、4号机组严重事故管理工作达到了国际同类电站先进水平。2017年9月7日至9月8日，由杨波、赵博、曹学武、李春、杨志义组成的评估队对岭澳核电厂3、4号机组严重事故管理同行评估进行评估回访活动。国家核安全局王崇翔、刘忠政作为观察员全程参加了会议。回访针对受评方对2014年同行评估提出的52个事实观察单的响应和所采取的改进行动，尤其是针对每个要素评估建议的落实情况进行了全面和深入的评估，认为受评方对评估专家的意见和建议极为重视，改进行动适当，改进工作有成效。3.2.3方家山核电厂严重事故管理同行评估概况2015年10月12日至10月16日，应中核核电运行管理有限公司(CNNO)的邀请，中国核能行业协会组织同行专家对方家山核电厂严重事故管理进行了同行评估。同行评估队由14名成员组成。人员及评估任务分配如下：序号姓名单位评估队职责1杨波中国核能行业协会领队2兰自勇中国核能行业协会队员3曹学武上海交通大学队长4上海交通大学队员5奚树人清华大学队员6李春环保部核与辐射安全中心队员7中电投核电技术中心队员8马如冰中国核电工程有限公司队员9上海核工程设计研究院队员王立峰中广核DNMC队员贺东钰中广核中科华队员序号姓名评估队职责中国核动力研究设计院队员中国核动力研究设计院队员鲍振利江苏核电有限公司队员中核核电运行管理有限公司受评方对口人组长：曹学武；成员：马如冰、佟立丽、邓坚、王立峰、贺东钰审查人员贺东钰用于支持SAMG的事故分析的质量和内容佟立丽、邓坚电厂薄弱环节的评定马如冰、贺东钰严重事故管理策略的开发电厂设备和仪表的评价马如冰、王立峰组长：奚树人；成员：李春、刘卫华、付霄华、方立凯、黄代顺审查人员方立凯、黄代顺、奚树人SAMG的验证和确认李春、方立凯、奚树人SAMG和电厂应急计划的整合人员和资质鲍振利培训需求和培训绩效鲍振利本次方家山核电厂严重事故管理同行评估活动，评估组对11个2018年9月14日至9月15日，由杨波、赵博、曹学武、李春、马如冰组成的评估队对方家山核电厂严重事故管理同行评估进行评受评方对2015年同行评估提出的70张事实观察单的响应和所采取的改进行动，尤其是针对每个要素评估建议(共22项)的落实情况进行了全面和深入的评估。受评方对评估专家的意见和建议是极为重视的，改进行动是适当的，改进工作是有成效的。3.2.4秦山第三核电厂严重事故管理同行评估概况2016年8月22日至8月26日，应中核核电运行管理有限公司申请，中国核能行业协会组织同行评估专家组对秦山第三核电厂开展严重事故管理同行评估活动。本次评估专家分为两个工作组，分别由赵博和清华大学奚树人任组长，人员及评估任务分配如下：序号姓名单位评估队职责1杨波中国核能行业协会领队2中国核电工程有限公司队长3奚树人清华大学队员4李春环保部核与辐射安全中心队员5陈巧艳中国核电工程有限公司队员6马如冰中国核电工程有限公司队员7喻新利中国核电工程有限公司队员8蔡二灵大亚湾核电运营有限公司队员9张娟花中广核研究院有限公司队员国家电投集团科学技术研究院队员上海核工程设计研究院队员邓坚中国核动力研究设计院队员中国核动力研究设计院队员鲍振利江苏核电有限公司队员冯一斐中国核能行业协会观察员中核核电运行管理有限公司受评方对口人组长：奚树人；成员：李春、陈巧艳、邓坚、张娟花、马如冰审查人员李春、喻新利用于支持SAMG的事故分析的质量和内容陈巧艳、邓坚电厂薄弱环节的评定马如冰严重事故管理策略的开发邓坚、张娟花、喻新利电厂设备和仪表的评价张娟花、马如冰、鲍振利组长：赵博；成员：付霄华、黄代顺、方立凯、喻新利、鲍振利、蔡二灵审查人员方立凯、喻新利、黄代顺SAMG的验证和确认SAMG和电厂应急计划的整合蔡二灵、付霄华、黄代顺人员和资质鲍振利、蔡二灵培训需求和培训绩效喻新利、鲍振利、蔡二灵SAMG的修订国核能行业协会《严重事故管理导则同行评估技术指南》(2016年版),对严重事故管理的以下11个要素进行了全面评估。评估认为秦山第三核电厂SAMG开发采用的方法和应用的技术是业内普遍认2023年5月4日至5月6日，由夏亚峰、赵博、李春、喻新利、黄代顺和马如冰组成的评估回访队对秦山第三核电厂严重故管理同行评估进行评估回访活动。针对受评方对2016年同行评估提出的62建议(共19项)的落实情况进行了全面和深入的评估。评估队认为：第三核电厂应对严重事故的能力和管理水平。3.2.5红沿河核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估概况2018年11月5日至11月9日，应辽宁红沿河核电有限公司申请，中国核能行业协会组织同行专家对红沿河核电厂1、2号机组严重事故管理进行了同行评估。同行评估队由来自八家单位的15名成员(成员名单见表3-9)组成，评估活动以中国核能行业协会《核电厂严重事故管理同行评估管理办法(2018年修订版)》和《核动力厂严重事故管理同行评估技术指南(2018年修订版)》为依据，对红沿河核电厂1、2号机组严重事故管理工作的技术要素进行了全面、序号姓名单位评估队职责1杨波中国核能行业协会领队2李春环保部核与辐射安全中心队长3邓坚中国核动力研究设计院队长4中国核电工程公司队员5曹学武上海交通大学队员6杨志义环境保护部核与辐射安全中心队员7喻新利中国核电工程公司队员8陈巧艳中国核电工程公司队员6马如冰中国核电工程公司队员上海核工程设计研究院队员中国核电运行管理有限公司队员中国核动力研究设计院队员上海交通大学队员杨少杰海南核电有限公司队员冯一斐中国核能行业协会队员辽宁红沿河核电有限公司受评方对口人组长：邓坚；成员：曹学武、杨志义、陈巧艳、佟立丽、马如冰审查人员事故管理大纲的选择和定义杨志义、曹学武陈巧艳、马如冰核电厂薄弱环节的评估曹学武、杨志义严重事故管理策略的制定佟立丽、陈巧艳核电厂设备、仪器仪表可用性评估马如冰、佟立丽组长：李春；成员：赵博、刘卫华、黄代顺、方立凯、喻新利、杨少杰审查人员规程指南的制定方立凯、喻新利、黄代顺规程指南的验证和确认事故管理大纲与核电厂应急计划的协调人员和资格喻新利、刘卫华、杨少杰培训和演习杨少杰、刘卫华事故管理大纲的修订本次严重事故管理同行评估活动，评估组对11个技术要素进行了全面评估，评估认为所有技术要素均满足同行评估技术指南的要求，该项工作达到了同类电站先进水平。2020年9月28至9月29日，由杨波、邓坚、杨志义、方立凯和马如冰组成的评估队对红沿河核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估进行评估回访活动。评估队针对51张事实观察单的响应和所采取的改进行动，尤其是针对每个要素评估建议(共22项)的落实情况进行了全面和深入的评估。评估认为，受评方认真分析和研究了评估专家在观察单中提出的不足和建议，并根据电厂实际情况和业界实践，进行了积极响应，回应了专家所提出的每一项建议并提出了改进行动。改进行动是适当的，改进工作是卓有成效的。3.2.6海南昌江核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估概况2019年9月15日至9月20日，应海南核电有限公司申请，中国核能行业协会组织同行专家对海南昌江核电厂1、2号机组严重事故管理进行了同行评估。评估活动以《核电厂严重事故管理同行评估管理办法》、《核动力厂严重事故管理同行评估技术指南》(2018年修订版)为依据，对海南昌江核电厂1、2号机组严重事故管理工作的技术要素进行了全面、详细、深入的评估。本次同行评估队由来自核能行业协会、核安全监管技术支持单位、设计院所、高校、核电运营单位的共18名专家(成员名单见表3-11)组成。按照评估活动的要求，本次评估专家分为两个工作组，分别由李春和邓坚任组长，人员及评估任务分配如下：表3-11同行评估队成员及受评方对口人名单序号姓名评估队职责1杨波中国核能行业协会领队2生态环境部核与辐射安全中心队长3中国核动力研究设计院队长4曹学武上海交通大学队员5杨志义生态环境部核与辐射安全中心队员6上海核工程设计研究院队员7中核核电运行管理有限公司队员8中国核动力研究设计院队员9上海交通大学队员张娟花中广核研究院有限公司队员辽宁红沿河核电有限公司队员陈文虎中广核研究院有限公司队员生态环境部核与辐射安全中心队员马如冰中国核电工程公司队员冯一斐中国核能行业协会队员袁明豪苏州热工研究院有限公司观察员雷蕾生态环境部核与辐射安全中心观察员序号姓名单位评估队职责毕金生生态环境部核与辐射安全中心观察员杨铭海南核电有限公司受评方对口人组长：邓坚；成员：曹学武、杨志义、张娟花、佟立丽、马如冰审查人员事故管理大纲的选择和定义杨志义、曹学武张娟花、马如冰核电厂薄弱环节的评估曹学武、杨志义严重事故管理策略的制定核电厂设备、仪器仪表可用性评估马如冰、佟立丽组长：李春；成员：种毅敏、刘卫华、黄代顺、方立凯、杨文虎、刘瑛璞审查人员规程指南的制定方立凯、陈文虎、黄代顺规程指南的验证和确认事故管理大纲与核电厂应急计划的协调人员和资格陈文虎、刘卫华、刘瑛璞培训和演习事故管理大纲的修订评估组对11个技术要素进行了全面评估，评估认为海南昌江核电厂1、2号机组在完成低功率、停堆以及乏燃料水池相关导则的生效实施之后，其严重事故管理相关各技术要素可以满足同行评估技术指南的要求。2021年9月27日至9月29日，由夏亚峰、邓坚、杨志义、刘卫华、马如冰、冯一斐组成的评估回访队对海南昌江核电厂1、2号机组严重故管理同行评估进行评估回访活动。评估队针对同行评估中发现存在的不足和观察报告，重点对每个要素中评估建议的改进行动，按照技术导则逐个进行评估，认为受评方对评估专家的意见和建议是3.2.7宁德核电厂1、2机组严重事故管理同行评估概况2020年12月6日至12月11日，应福建宁德核电有限公司申请，中国核能行业协会组织同行专家对宁德核电厂1、2号机组严重事故管理进行了同行评估。同行评估队由来自九家单位的13名成员(成员名单见表3-13),评估活动以中国核能行业协会《核电厂严重事故管理同行评估管理办法(2018年修订版)》和《核动力厂严重事故管理同行评估技术指南(2018年修订版)》为依据，对宁德核电厂1、2号机组严重事故管理工作的技术要素进行了全面、详细、深入的评估。表3-13同行评估队成员及受评人对口人名单序号姓名单位评估队职责1杨波中国核能行业协会领队2中核核电运行管理有限公司队长3生态环境部核与辐射安全中心队员4生态环境部核与辐射安全中心队员5张亚培西安交通大学队员6中国核动力研究设计院队员7喻新利中国核电工程有限公司队员8陈巧艳中国核电工程有限公司队员9马如冰中国核电工程有限公司队员上海核工程设计研究院队员辽宁红沿河核电有限公司队员张佶翱福清核电有限公司队员冯一斐中国核能行业协会队员生态环境部核与辐射安全中心观察员宋明强生态环境部核与辐射安全中心观察员福建宁德核电有限公司受评人对口人表3-14同行评估队要素分工表组长：马如冰；成员：喻新利、张亚培、陈巧艳、方立凯审查人员事故管理大纲的选择和定义喻新利张亚培核电厂薄弱环节的评估陈巧艳严重事故管理策略的制定核电厂设备、仪器仪表可用性评估马如冰组长：刘瑛璞；成员：黄代顺、种毅敏、张佶翱、赵传奇审查人员规程指南的制定规程指南的验证和确认事故管理大纲与核电厂应急计划的协调人员和资格张佶翱培训和演习事故管理大纲的修订本次对宁德核电厂1、2号机组的严重事故管理同行评估活动，针对11个技术要素进行了全面评估，评估认为宁德核电厂1、2号机组SAMG开发所采用的方法和应用的技术是业内普遍认可的，符合国际惯例，开发的SAMG具有技术成熟、覆盖面广和可操作性强等2023年8月17日至8月18日，由冯一斐、刘卫华、黄代顺、马如冰、刘瑛璞、王高鹏组成的评估回访队对宁德核电厂1、2号机组严重故管理同行评估进行回访活动。针对受评方对2020年同行评估提出的60张事实观察单的响应和所采取的改进行动，尤其是针对每个要素评估建议(共31项)的落实情况进行了全面和深入的评估。工作是有成效的。3.2.8海阳核电1、2号机组严重事故管理同行评估概况2022年8月14日至8月19日，应山东核电有限公司申请，中国核能行业协会组织同行专家对海阳核电厂1、2号机组严重事故管理进行了同行评估。同行评估队由来自九家单位的13名成员(成员名单见表3-15)组成，评估活动以中国核能行业协会《核电厂严重事故管理同行评估管理办法(2018年修订版)》和《核动力厂严重事故管理同行评估技术指南(2018年修订版)》为依据，对海阳核电厂1、2号机组严重事故管理工作的技术要素进行了全面、详细、深入的评估。现将此次同行评估活动的情况总结如下。人员及评估任务分配如下：序号姓名单位职务/评估队职责1中国核能行业协会领队2中国核动力研究设计院队长3环境保护部核与辐射安全中心队长4环境保护部核与辐射安全中心队员5杨志义环境保护部核与辐射安全中心队员6中国核动力研究设计院队员7喻新利中国核电工程公司队员8马如冰中国核电工程公司队员9陈巧艳中国核电工程公司队员张娟花中广核研究院有限公司队员中核核电运行管理有限公司队员福建福清核电有限公司队员海南核电有限公司队员上海核工程研究设计院有限公司观察员陶殷勇三门核电有限公司观察员环境保护部核与辐射安全中心观察员宫炳军山东核电有限公司受评方对口人表3-16同行评估队要素分工表组长：邓坚；成员：杨志义、陈巧艳、张娟花、喻新利、马如冰审查人员事故管理大纲的选择和定义杨志义、张娟花陈巧艳、马如冰核电厂薄弱环节的评估张娟花、杨志义严重事故管理策略的制定喻新利、陈巧艳核电厂设备、仪器仪表可用性评估马如冰、喻新利组长：李春成员：种毅敏、黄代顺、刘卫华、杨铭、魏兴审查人员规程指南的制定规程指南的验证和确认事故管理大纲与核电厂应急计划的协调刘卫华、杨铭人员和资格刘卫华、魏兴培训和演习事故管理大纲的修订杨铭、黄代顺本次海阳核电厂1、2号机组的严重事故管理同行评估活动，针对11个技术要素进行了全面评估，评估认为所有技术要素均满足同行评估技术指南的要求，符合HAF102《核动力厂设计安全规定》/HAF103《核动力厂运行安全规定》等的要求。3.2.9台山核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估概况2024年1月26日至1月31日，应台山核电合营有限公司申请，中国核能行业协会组织了同行评估专家队，开展台山核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估。同行评估队由来自九家单位的17名成员(成员名单详见表3-17)组成，人员及评估任务分配如下。表3-17同行评估队成员及受评方对口人名单序号姓名单位职务/评估队职责序号姓名单位职务/评估队职责1中国核能行业协会领队2中国核电工程有限公司顾问3杨志义生态环境部核与辐射安全中心队长4孙金龙中国核电工程有限公司队长5生态环境部核与辐射安全中心队员6生态环境部核与辐射安全中心队员7马如冰中国核电工程有限公司队员8王高鹏中国核电工程有限公司队员9中国核动力研究设计院队员武玲珺中国核动力研究设计院队员上海核工程研究设计院有限公司队员朱文韬中核能源科技有限公司队员海南核电有限公司队员福建宁德核电有限公司队员宫炳军山东核电有限公司队员中国核能行业协会队员冯一斐中国核能行业协会队员台山核电合营有限公司受评方对口人表3-18同行评估队要素分工表组长：孙金龙；成员：李春、王高鹏、朱文韬、方立凯、武铃珺审查人员事故管理大纲的选择和定义武铃珺、王高鹏核电厂薄弱环节评估与能力识别严重事故管理策略的制定核电厂设备和仪器仪表的评估王高鹏、武铃珺组长：杨志义；成员：种毅敏、黄代顺、马如冰、徐海龙、宫炳军、杨铭审查人员规程指南的制定种毅敏、马如冰规程指南的验证和确认马如冰、种毅敏事故管理大纲与核电厂应急预案的协调徐海龙、宫炳军人员和资格宫炳军、杨铭培训和演习事故管理大纲的修订对11个技术要素进行了全面评估，评估认为台山核电厂1、2号机组术见解发展和国际上核电厂SAMG开发经验等方面，方法具有技术成熟、覆盖面广和可操作性强等特点。3.2.10福清核电厂3、4号机组严重事故管理同行评估概况2024年4月6日至4月11日，应福建福清核电有限公司申请，中国核能行业协会组织开展福清核电厂3、4号机组严重事故管理同自核安全监管技术支持单位、设计院所、核电运营单位的共15名专家(成员名单见表3-19)组成，人员及评估任务分配如下：表3-19同行评估队成员及受评方对口人名单序号姓名单位职务/评估队职责1汤搏中国核能行业协会顾问2徐鹏中国核能行业协会领队3李春生态环境部核与辐射安全中心队长4上海核工程研究设计院有限公司队长5生态环境部核与辐射安全中心队员6华龙国际核电技术有限公司队员7中核能源科技有限公司队员8王佳赟上海核工程研究设计院有限公司队员9张娟花深圳中广核工程设计有限公司队员刘春容中广核研究院有限公司队员郭超中广核研究院有限公司队员辽宁红沿河核电有限公司队员朱文韬中核能源科技有限公司队员宫炳军山东核电有限公司队员冯一斐中国核能行业协会队员生态环境部核与辐射安全中心观察员李天泽生态环境部核与辐射安全中心观察员序号姓名单位职务/评估队职责孔凡鹏福建福清核电有限公司受评方对口人组长：方立凯；成员：种毅敏、张娟花、朱文韬、孔翔程、郭超审查人员事故管理大纲的选择和定义种毅敏、朱文韬张娟花、孔翔程核电厂薄弱环节的评估朱文韬、郭超严重事故管理策略的制定孔翔程、张娟花核电厂设备、仪器仪表可用性评估郭超、种毅敏组长：李春；成员：刘春容、王佳赟、赵伦、宫炳军、付霄华审查人员规程指南的制定刘春容、王佳赟规程指南的验证和确认王佳赟、付霄华事故管理大纲与核电厂应急计划的协调赵伦、宫炳军人员和资格宫炳军、赵伦培训和演习宫炳军、赵伦事故管理大纲的修订付霄华、刘春容本次福清核电厂3、4号机组的严重事故管理同行评估活动，针对11个技术要素进行了全面评估，评估认为所有技术要素符合HAF102《核动力厂设计安全规定》/HAF103《核动力厂运行安全规定》,总体满足同行评估技术指南的要求。3.2.11三门核电厂1、2号机组严重事故管理同行评估2024年8月14日至8月19日，应三门核电有限公司申请，中国核能行业协会组织开展三门核电厂1、2号机组严重事故管理同行运营单位的共16名专家(成员名单见表3-21)组成的评估队。本次分配如下：表3-21同行评估队成员及受评方对口人名单序号姓名单位职务/评估队职责1汤搏中国核能行业协会顾问2徐鹏中国核能行业协会领队3杨志义生态环境部核与辐射安全中心队长4喻新利中国核电工程有限公司队长5李春生态环境部核与辐射安全中心队员6中国核动力研究设计院队员7武铃珺中国核动力研究设计院队员8马如冰中国核电工程有限公司队员9郭超中广核研究院有限公司队员刘春容中广核研究院有限公司队员张娟花深圳中广核工程设计有限公司队员邵虎广西防城港核电有限公司队员福建宁德核电有限公司队员中核国电漳州能源有限公司队员张钰浩华北电力大学队员冯一斐中国核能行业协会队员陶殷勇三门核电有限公司受评方对口人表3-22同行评估队要素分工表组长：喻新利；成员：李春、黄代顺、郭超、马如冰、刘春容审查人员事故管理大纲的选择和定义李春、刘春容核电厂薄弱环节的评估马如冰、郭超严重事故管理策略的制定郭超、李春核电厂设备、仪器仪表可用性评估组长：杨志义；成员：武铃珺、张娟花、魏兴、邵虎、徐海龙、张钰浩审查人员规程指南的制定规程指南的验证和确认张娟花、徐海龙事故管理大纲与核电厂应急计划的协调魏兴、邵虎人员和资格邵虎、魏兴培训和演习武铃珺、张娟花事故管理大纲的修订张钰浩、武铃珺本次三门核电厂1、2号机组的严重事故管理同行评估活动，针对11个技术要素进行了全面评估，评估认为所有技术要素符合HAF102《核动力厂设计安全规定》/HAF103《核动力厂运行安全规定》,总体满足同行评估技术指南的要求。3.2.12防城港核电厂3、4号机组严重事故管理同行评估概况2024年10月18日至10月22日，应广西防城港核电有限公司申请，中国核能行业协会组织开展防城港核电厂3、4号机组严重事所、核电运营单位的共16名专家(成员名单见表3-23)组成的评估序号姓名单位职务/评估队职责1汤搏中国核能行业协会顾问2徐鹏中国核能行业协会领队3李春生态环境部核与辐射安全中心队长4喻新利中国核电工程有限公司队长5生态环境部核与辐射安全中心队员6中国核动力研究设计院队员7武铃珺中国核动力研究设计院队员序号姓名单位职务/评估队职责8朱文韬中核能源科技有限公司队员9石雪垚中国核电工程有限公司队员芦苇上海核工程研究设计院股份有限公司队员上海核安全审评中心队员杨铭中核运维技术有限公司队员辽宁红沿河核电有限公司队员福建宁德核电有限公司队员中核国电漳州能源有限公司队员冯一斐中国核能行业协会联络员陈迁广西防城港核电有限公司受评方对口人表3-24同行评估队要素分工表组长：喻新利成员：种毅敏、黄代顺、朱文韬、芦苇、武铃珺主审人员副审人员事故管理大纲的选择和定义武铃珺朱文韬核电厂薄弱环节的评估朱文韬芦苇严重事故管理策略的制定芦苇核电厂设备、仪器仪表可用性评估武铃珺组长：李春成员：徐海龙、石雪垚、魏兴、刘瑛璞、杨铭、方立凯主审人员副审人员规程指南的制定规程指南的验证和确认石雪垚事故管理大纲与核电厂应急计划的协调人员和资格杨铭培训和演习杨铭事故管理大纲的修订石雪垚本次防城港核电厂3、4号机组严重事故管理同行评估活动，评《核动力厂运行安全规定》,总体满足同行评估技术指南的要求。3.3技术要素统计情况及分析同探讨后形成的记录。它既详细记录了专家发现的问题，也总结了相关的良好实践。随着行业环境的演变及对评估标准的不断深化，评估的焦点也在与时俱进，持续更新。随着国内严重事故管理的认知与实践能力的提升，良好实践的数量可能逐步减少。为了确保评估工作的连续性与可追溯性，本报告在第3.3.2至3.3.12节中，完整保留了原有观察单的内容，以该方式提供一个清晰、系统的评估脉络。这些内容不仅是对过往评估工作的忠实记录，更是为未来评估提供宝贵经验和历史参照的重要资料。3.3.1各技术要素观察单统计情况严重事故管理同行评估包括11个技术要素：(1)事故管理大纲的选择和定义评估前需定义事故管理大纲的基本原则、范围、与其它项目和更新政策的关系，并与监管当局的要求保持一致。相关的重要方面包括国家核安全局的要求、对设备更新的要求、导则/规程的接口与转换、事故管理大纲的范围、大范围损伤的工况考虑等。(2)事故管理大纲所需的事故分析事故分析是确保制定的指南适用于核电厂的重要手段，可用于确定潜在威胁、验证策略的适用性以及支持指南确认等事故管理大纲的实施活动。相关的重要方面包括对规程与导则需求的满足情况、工具和模型的恰当性、不确定性分析、乏池分析等。(3)核电厂薄弱环节评估与能力识别确定核电厂特定的薄弱环节和识别电厂能力是制定事故管理策(4)严重事故管理策略的制定(5)核电厂设备和仪器仪表的评估(6)规程指南的制定(7)规程指南的验证和确认(8)事故管理大纲和核电厂应急计划的协调(9)人员和资质(10)培训和演习对规程和指南的使用人员以及相关接口人员的培训是事故管理(11)事故管理大纲的修订事故管理大纲修订的重要方面包括更新管理大纲的机制和修订周期。3.3.2事故管理大纲的选择和定义在已开展的12次同行评估活动中，共产生与要素“事故管理大纲的选择和定义”相关的事实观察单65张。表3-25列出了对各核电厂形成的事实观察单情况。1第三方验证提出的意见或建议，只是以会议的形式进行了讨论，也在SAMG编写和升版中得到了考虑。但是哪些意见或建议得到了考虑，哪些没有考虑，缺少书面的记录和报告，缺乏可追溯2严重事故事故管理综述卷中，应该写清楚SAMG的范围，例如反应堆，是否包括乏燃料水池；功率运行工况，是否包括低功率和停堆工况?内部事件是否外部事件和内部灾害?3在《核电厂严重事故管理导则研制报告》列出的参安全导则No.NS-G-2.15(2009年)《SevereAccidentManagementProgrammes》和《核动力厂严重事故管理》(报批稿4在《核电厂严重事故管理导则研制报告》中，对于SAMG的范围，是否包括乏燃料水池；功率运行工况，是否包括低功率和停堆工况?5在《核电厂严重事故管理导则研制报告》中缺少相关质量保证方面的要6在《核电厂严重事故管理导则研制报告》中没有对福岛后改进项相关的78依据《“十二五”期间新建核电厂安全要求(征求意见稿)》的要求“必须制定严重事故管理指南(含乏燃料水池的严重事故管理指南)或其他规程，对功率运行、低功率和停堆工况的严重事故以及由于外部事件导致核电厂大范围破坏的情况予以考虑，并定期进行修订”,典型二代改进型三环路压水堆核电厂已具备功率运行、低功SAMG,全面覆盖核电厂运行工况。9国家核安全局在福岛之后对在建电厂的改进要求中提到“分析评价双机组布置核电厂缓解严重事故后果的能力和可靠性”,典型二代改进型三环路压水堆核电厂针对双堆公用的水压试验泵和安全壳过滤排放开展了相关分析，其中针对水压试验泵仅进行了定性分在2004版《HAF102核动力厂设计安全规定》中要求“必须采用概率论、确定论和正确的工程判断相结合的方法，确定可能导致严重事故的重要事件序列”,典型二代改进型三环路压水堆核行了事故序列的选取，在NRC1988年的选取原则已基本不适用的情况结合PSA结果对选取序列的包络性进行分析，以此能够覆盖电厂大部分国家核安全局在福岛之后对在建电厂的改进要求中提到“进一步开展二级概率安全分析、外部事件概率安全分析工作”,目前典型二代改进型三环路压水堆核电厂已完成二级PSA,水淹PSA、依据《“十二五”期间新建核电厂安全要求(征求意见稿)》的要求“必须恰当考虑物项在严重事故工况下的可用性以及可达性”,典型二代改进型三环路压水堆核电厂依据国家要求开展了可用目前的可达性分析范围限于功率工况SAMG。《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》,要求新建核电机组具备较完善的严重事故预防和缓解措施，运行电厂在2013年底前要制定并实施严重事故管理导则，并考虑各类事故工况和多堆厂址共因失效工况，分析评估严重事故下重要设备、监测仪表的可用性和可达性。典型两环路重水堆核电厂已经开发并实施了功率运行、低功率、停堆和乏池的事故管理导则，全面覆盖核电厂各种运行工况。必须采用概率论、确定论和正确的工程判断相结合的方法，确定可能导致严重事故的重要事件序列。评估发现，有关事故序列选取仅考虑了功率运行内部事件一级PSA的计算结果，且仅用于安全壳内热工水力环境条件分析(见安全壳内热工水力环境条件分析) 对于重要设备的可用性分析，仅考虑了功率工况，缺少对于停堆工况以及乏燃料储存设施缓解事故用重要仪表和设备的可用性分析，此外目前尚未开展可达性的分析。评估发现，《停堆低功率SAMG开发背景文件(B版)》,分析内容未能在典型两环路重水堆核电厂全范围严重事故管理相关导则中体尚未开发针对核电厂大范围损伤的管理导则(EDMG)典型二代改进型三环路压水堆核电厂的事故管理大纲考虑了极端外部事件导致的核电厂大范围损伤的工况，编制了相应的管理导则，并在电厂典型二代改进型三环路压水堆核电厂提供的《严重事故对策报告》,在PSA结果、SAMG内容、环境条件计算等方面与目前电在典型二代改进型三环路压水堆核电厂执行程序“编号或KX水池水位下降”(IPMC3)中，关于乏池SAMG的导则入口条件描述有误，IPMC1情况类似。评估了厂址冬季寒冷对功率工况SAMG的影响，但在后续停堆、换料和乏池导则的研制报告中没有说明对寒冷天气和防冻改进的考虑。典型二代改进型两环路压水堆核电厂低功率、停堆工况和乏池导则于2015年编制完成，但迄今为止仍没有生效和实施，相关EOP均没有接伤的工况进行考虑。典型二代改进型两环路压水堆核电厂SAMG在CA-3中保留了25%、50%、75%的锆氧化份额估算氢气浓度的功能，但在导则中没有对TSC典型二代改进型三环路压水堆核电厂于2015年底开发了大范围损伤缓解导则EDMG,未组织开展导则的培训、演练和实施等工在EDMG的IR-F中入口条件为“失去全厂交直流电源或主控室及后备盘、远程停堆站等均不可用时”,由“当班值上述岗位替代者”决定进入EDMG。在IR-1导则中，安保人员执行步骤能启动EDMG;应急小分队执行的步骤5.2中考虑从远程停堆站使用SOP控制机组等，与入口条件不一致。在人员可达性分析报告中，对PSAMG相关操作在《密封性监视，SAMG,再定向》(SPE,D1版)中给出的SAMG的入口安全壳剂量率KRT022/023MA与PSAMG的CA-7曲线不一致、SPEO中入口条件与SSAMG的CA-8曲线不一致；在IPMC1和IPMC3中，RSAMG入口剂量率为KRT022/023MA10mGy/h,根据电站辐射监测系统(N-OP-S-1-KRT-001)KRT022/023MA的一级和二级报警阈值分别为0.1Gy/h、3×102Gy/h。在RSAMG中，未设置SCST和SCG,在SAG-4中考虑EUF排气策略，在SAG-5中考虑氢气严重威胁的缓解。典型二代改进型三环路压水堆核电厂SAMG研制报告与SAMG存在多处不一致，如研制报告中RSAMG的CA-6和CA-7不一致、SAG-4中包设备可用性和可达性分析并没有考虑上述部分工 评估发现，DFC中SAG-5和SCST中SCG-1的入口条件只说明为场区评估发现，堆芯出口热电偶不可用时SAG-4入口条件为“安全壳辐射<附件3限值”,使用安全壳辐射剂量作为该SAG入口可能无法表征堆芯是否已被淹没。评估发现，DFC中堆芯出口热电偶不可用时SAG-辐射<附件3限值”,但附件2中DFC参数测量所需的仪表中未列出安FR-C.1(堆芯冷却不足响应),当堆芯出口热电偶温度大SACRG-1事故管理导则的入口条件为：FR-C.1(堆芯冷却不足响应),当堆芯出口热电偶温度大于SAG-1入口条件：诊断流程图中安全壳水位低于HI-5安全壳水位值。建议结合发展较快速的工况或者瞬态进展时程、演习时SAMG导则的使用过程，综合人员操作等因素，明确IVR功能启动的时程。SACRG-1事故管理导则的入口条件为：FR-C.1(堆芯冷却不足响应),当堆芯出口热电偶温度大于SAG-1入口条件：诊断流程图中安全壳水位低于HI-5安全壳水位值。建议结合发展较快速的工况或者瞬态进展时程、演习时SAMG导则的使用过程，综合人员操作等因素，明确IVR功能启动的时程。SACRG-1事故管理导则的入口条件为：SAG-1入口条件：诊断流程图中安全壳水位低于HI-5安全壳水位值。建议区分堆腔注水水位和HI-5水位的不同目的及要求。建议澄清选择HI-5水位要求的原因。HAF102-2016《核动力厂设计安全规定》中要求：“对多机多机组严重事故的复杂情景。典型三代四环路压水堆核电厂制定了开发实施大范围损伤管理导则(EDMG)的计划，并与技术支持单位签订了合同，相关研制任务二次HAF102-2016《核动力厂设计安全规定》中要求：“对多机编号则(OSSA)”“建议使用专门的诊断工具”“逐步加强多机组应急的培性不强。故管理，且与国内压水堆广泛实践不一致。严重事故运行策略(技术支持组)第29页D4,有来自D2f的内容，而该导则D2f部分没有相关指引到D4的内容，可能会误导诊断结严重事故运行策略(技术支持组)中，关于放射性释放严重事故安全功判断方法。根据受评方提供的OSSA,进入OSSA后，EOP将被弃用。OSSA与乏燃料水池EOP之间的接口通过监测燃料厂房的放射性释放实现，当探测到放射性释放高时诊断乏燃料水池水位和温度，并由MCR运行组执行燃料厂房事件EOP。在乏燃料水池事故中，会更早探测到，更利于事故处理。目前OSSA中将放射性释放作为入口条件可能不利于事故预防与缓解。未编制EDMG。功率工况SAMG编制于2014年，乏池和低停工况SAMG编制于2016年(框架结构参考2001年的WOGSAMG)架结构未变，限于导则开发时的技术水平和认识，SAMG运行过程中存在一些问题，例如SAG/SCG可同时执行，各分导则的优先级不够明确等，而目前美系SAMG已形成PWROG通用版本，总体框架结构较2001年WOGSAMG发生重大改变，其诊断流程采用参数矩阵的形式，预先厂址有2台400V移动电源，其中一台是1-4号机组专用，另外一台是5、台400V电源的使用说明。SACRG-1严重事故主控室初始响应导则的入口条件中，当RPV顶盖处于开启状态且安全壳内辐射剂量率超过限值时，从SPU规程《使用U规程期间的监督程序》进入本导则。在SPU规程中，没有此入口条件。《低功率和停堆工况严重事故事故管理导则技术说明报告》关于SAMG与EOP的接口说明，当一回路处于非闭合状态时，过渡准则为安全壳辐射剂量率超过限值，但是并没有明确此限值。“可接受的核电厂最终状态”的定义和描述不够清晰。评估发现DFC中SAG-1和SCST中SCG-1的入口条件为“电厂释放小于厂区应急水平”“电厂释放低于场外应急水平”,上述两种应急水平的判断均由多个指标来表征，未明确具体使用的定值。功率运行工况可达性分析，以及低功率和停堆工况，乏燃料冷却水池严重事故下设备可用性和可达性分析未完整考虑。评估发现，针对多机组同时进入严重事故的复杂情景，包括物资、人力资源协调与配置以及针对相关场景的演习演练等缺乏系统的分评估发现，技术支持组使用的有关表格未及时根据导则的升版情况进行TSC诊断流程图(DFC)附件2,堆芯温度(RCS温数中，给出“CA-5安全壳辐射(PXS-JS160/161/162/163)(附件3)”,该测量方法与堆芯温度(RCS温度或热段液位)参数并无直接关系，且堆芯出口热电偶不可用时，使用安全壳辐射剂量作为SAG-4的入口条件，TSC严重威胁状态树(SCST),TSC诊断流程图(DFC)中，有较多的“氢气浓度传感器”等说法混用，“安全壳氢气低于氢气严重威胁”,附件1中描述为“安全壳氢气浓度”而附件2中对应描述为“安全壳氢气”,“利用安全壳作为参考段的水位”等。典型三代三环路压水堆核电厂的SAMG分为四个部分，其中PSAMG、SSAMG入口条件中均提到“当满足如下条件之一时……进入本策略：1.当堆芯出口温度大于650℃且堆芯冷却行动失败、堆芯出口温度没有其在严重事故下的可用性是有保障的。SC-7采用100%包壳的裂变产物作为剂量计算输入，其仅能在堆芯出口温度不可获得的情况下得到采用，因此建议删除入口条件2。典型三代三环路压水堆核电厂的SAMG分为四个部分，其中换料工况严重事故管理导则(RSAMG)适用范围显示为“技术规格书(TS)中模式6的换料冷停堆工况”,其入口条件为反应堆水池液位≤11.25m。乏燃料水池严重事故管理导则(SFSAMG)的入≤11.25m。经电厂确认，在事故初期，水位低于16.0,EOP将指导现场人员将反应堆和乏燃料池隔离，因此不存在RSAMG和SFSAMG同时进入的情况。如果堆芯侧发生破损/泄漏，在反应堆水池液位≤11.25m进入RSAMG,此时水位距离堆芯活性区顶部还有5m左右，有充足时间在水位达到堆芯活性区顶部前进行破损/泄漏处置、已丧失设备恢复等工作，此入口数值会导致电厂过早的进入SAMG状态。典型三代三环路压水堆核电厂的SAMG分为四个部分，通过参数矩阵的形式将严重事故征兆风险进行了轻重缓急的区分，但导则内的分导则却没有进行区分，仅有一种模式。典型三代三环路压水堆核电厂的EDMG已经编制完成，但还没有生效实典型三代三环路压水堆核电厂的SFSAMG入口条件有两个，其中之一为乏燃料厂房剂量率大于10mGy/h,但是燃料厂房剂量率表未经过严重事1.开发SAMG时依据的法规要求、参考的导则求(征求意见稿)》的相关要求提出了可达性分析范围的问题，在近2.入口和出口条件以及应急运行规程和严重事故管理指南之间的转换该要素中有1/3左右的事实观察单是针对与EOP的接口、导则SAG-5和SCST中SCG-1的入口条件只说明为“场区应急水平”和“场外应急水平”,两种应急水平的判断均由多个指标来表征，未明确具体使用的定值。如在SACRG-1严重事故主控室初始响应导则的入口条件中，当RPV顶盖处于开启状态且安全壳内辐射剂量率超过限值时，从SPU规程《使用U规程期间的监督程序》进入本导则。入口条件的考虑及其合理性。3.事故管理大纲覆盖范围事故管理的范围应覆盖功率运行、低功率、停堆和乏池；应考虑多堆厂址中多机组同时进入严重事故的情况，对其进行管理及演练。4.极端外部事件导致的核电厂大范围损伤工况的考虑情况等事故管理大纲应考虑极端外部事件导致的核电厂大范围损伤的工况。3.3.3事故管理大纲所需的事故分析在已开展的12次同行评估活动中，共产生与要素“事故管理大纲所需的事故分析”相关的事实观察单68张。表3-26列出了对各核电厂形成的事实观察单情况。1《严重事故下安全壳环境条件分析报告》“事故序列选取”仅描述选取的基本原则和考虑因素，没有详细的筛选及分析评估过程，无法充分说2项目开展过程中开展了较多的严重事故分析计算工作，但未见有程序建模、验证、检查等相关文件，在程序基础数据准备和输入文件的质量保3MELCOR程序是该项目开展工作所使用的主要程序，但对于VVE需说明在分析计算过程中如何考虑该程序的局限性，并说明处理方法(例如压力容器失效后安全壳内长期阶段的压力、温度条件等),此外还需补充说明对于该程序使用在资质、培训等方面的情4《典型二代改进型三环路压水堆核电站严重事故预防和缓解能力的薄弱环节总体评价》基于概率论分析(内部事件一级PSA、简化二级PSA)和确定论事故分析进行了本电厂严重事故预防缓解的薄弱环节分析。该报告于2008年完成，其PSA模型不够完善。5《典型二代改进型三环路压水堆核电站严重事故预防和缓解能力的薄弱环节总体评价》选取7类典型严重事故，进行了相应的序列计算工作，缓解措施有效性。但“事故序列选取”没有详细的筛选及分在事故序列选取的合理性缺乏支持性材料。6典型二代改进型三环路压水堆结合典型事故序列，采用一维分析程序，开展了较多的氢气风险分析，但未见对安全壳内局部位置氢燃风险的专门分析，在安全壳环境条件中也没有局部氢燃风险考7电厂极限压力类推的方法，得到本电厂安全壳极限高压力为8.17bar(a),但未对参考电厂数据对本电厂的适用性进行详细说明。8典型二代改进型三环路压水堆核电厂利用GASFLOW程序，选取2个典型严重事故序列，开展了安全壳内三维氢风险计算分析，研究表明安全壳局部区域存在氢气燃烧的可能性，但没有开展局部氢燃对设备仪表可9典型二代改进型三环路压水堆核电厂开展了一二级PSA、确定论事故分析等工作，在安全分析报告中给出了简要的电厂薄弱环节评估结论，但该部分研究资料较为零散，未见专门的、系统性的薄弱环节评估过程，以支持SAMG开发。典型二代改进型三环路压水堆核电厂开展过程中开展了较多的严重事故分析计算，主要采用一体化程序，该程序可以模拟相关严重事故进程及现象。但是，这些研究成果对SAMG开发的支持未能充分体现。针对严重事故下安全壳氢气分布及局部氢气燃序开展了较多的氢气风险分析，并且采用GASFLOW程序初步开展了局部氢气分布计算作为一维分析程序的补充，是值得肯定的。但是，未见开展网格敏感性分析、以及模型简化说明，该因素可能对分析结果造成影响。(0.52MPa)与SCG-2的整定值(0.65MPa)不一致，计算分析对导则开CA-3安全壳内氢气可燃性判断分别给出有无安全壳泄漏、排气等条件下的安全壳氢气浓度图，图CA3-3a基于湿氢气浓度测量的氢气燃烧风险(安全壳泄漏-排放30%)图错误。《SAMG事故序列计算报告》根据概率安全分析给出的CDF概率，选取了三个事故序列进行计算，分别是热传输系统泄漏且泄漏量小于重水上充泵能力叠加安全系统失效(LKC1),失去IV级电源且在60分钟后无法恢复叠加安全系统失效(CL4),热传输系统给水管发生引发流动破口事故叠加ECCS低压阶段的运行失效(FBS)。比分别为17%,14%,11%。未对另外两个CDF百分比为16%的事故序列(SW和ESCB)和其它事故序列进行计算。选取的典型事故序列覆盖率太低。(1)“使用水洗排气、过滤排气、未过滤排气进行安全壳排气”是严重事故后安全壳降压和缓解氢气风险的操作，排气在降低安全壳压力的同编号时，会加大放射性物质向环境的释放。(2)蒸汽发生器传热管破裂事故是典型的安全壳旁通事故。未进行排气时机和放射性后果的分析，未进行蒸汽发生器传热管破裂引发的严重事故的放射性物质释放情况的计算分析。率安全分析给出的CDF排前10位的序列是DCC、CL4、FBS、T、SW、IA、CL3、RSWFL、MSL3、LOCD,而在《SAMG事故序列计算报告》中，序列选取部分描述的CDF排前10位的序列分别是LKC1、ESEB、SW、CL4、FBS、MSL3、T、RSWFL、IA、L《安全壳内热工水力环境条件分析》报告使用MELCOR程SBO、FBS、LLOCA三个事故序列的计算，安全壳通风过滤系统在事故前24小时的开启整定值为0.3MPa,24小时后为0.22MPa。计算结果显上升至0.33MPa后开始下降；0.22MPa打开，压力上升至0.30MPa后开受评方提供的材料包括《SAMG事故序列计算报告》,《XX停堆严重事故进程分析报告》、《严重事故下氢气复合器消氢效果分析》、《安全壳内热工水力环境条件分析》、《安全壳内辐射环境条件分析》等，报告中只针对丧失全部四级电源(CL4)、热传输支管滞留型破口(FBS)和大破口事故(LLOCA)三个事故进行了计算乏燃料水池事故分析全面，形成了4份计算辅助，对乏池SAMG开发和使用一体化严重事故分析程序对非能动消氢系统进行了验证计算，并形成了报告《严重事故下氢气复合器消氢效果分析》。报告中未对无氢气复合器的情况进行计算说明，未给出氢气复合器的复合效率、工作范围等物理参数。未针对严重事故后安全壳内局部氢气风险进行分析。《安全壳内辐射环境条件分析》报告使用ORIGEN-S和MCNP-4B进行计算分析，报告中未给出放射性物质总量，未说明事故后放射性物质释根据“典型二代改进型三环路压水堆核电厂二级概率安全分析报告”事件，包括功率运行和停堆工况。报告附录D严重事故确定论分析给出只给出了EUF系统的安全壳卸压能力的计算分析，未包括系统开启后放射性物质向环境的排放量计算。安全壳内放射性剂量阈值是PSAMG和SSAMG的入口条件。“XX核电厂全范围严重事故管理导则研制报告”(201编号的放射性剂量入口条件，与SACRG-1导则(2015年，B版)给出的阈值FSAR19章及“消氢系统设计分析报告”使用集总参数LOCA,中LOCA,小LOCA和SBO事故进行了计算，分析了安全壳内氢气风险，但未见对安全壳内局部位置的氢气燃烧针对功率工况SAMG、停堆工况SAMG、换料工况SAMG和乏燃料水池工况SAMG分别开发了计算辅助(CA),共24个。各CA内容详例如“CA-1淹没堆芯所需的RCP注水流量估算”,将注入水源温度按照50、40、20、7摄氏度分别计算并给出预计成功再淹没堆芯所需的注水流量曲线图。《严重事故管理导则技术说明报告》图3-1技术支持中心诊断流程图(DFC)中退出SAMG的条件之一为“堆芯出口温度<T01(350℃)》”;表4-1SAMG中所使用的整定值汇总中，对该值说明为“该堆芯温度能确保所有的衰变热都能从堆芯移出，同时大部分储热也移出，堆芯碎片的压，很有可能堆芯仍处于过热状态，并不能保证衰变热已经移出。对于一回路卸压的有效性分析中，FSAR19章中描述，ATWT事故“在159秒时反应堆冷却剂系统超过最大允许压力22.0MPa,压力容器完整性无法保证……事故转化为严重事故”;SGTR事故分析中给出“事故后281分钟时反应堆压力容器失效，反应堆冷却剂系统压力约为9.78MPa”堆事故(HPME)……”。此外，表-19.2-6,图F-19.2-7等内容无法和该在二级PSA分析报告中，总的风险简介中描述“始发事件1跟SG传热管断裂(GRIA)对LRF的贡献最为显著,达到30%,对LERF的贡献达到38.9%”。SGTR事故是对LERF影响显著的事故，ATWS事故属于典型的高压工况序列，且严重事故序列选取中包含这两个事故。相关事故分析中欠缺事二级PSA分析报告中，针对各类典型严重事故序列、系统有效性、人员操作可靠性等，开展较详细分析论证，同时在关面也做了较充分的论证。为SAMG的编制提供了策略制定的技术基础。对于福岛后各改进项，开展了各移动设备的系统只给出了EUF系统的安全壳卸压能力的计算分析，未包括系统开启后放射性物质向环境的排放量计算。根据“典型二代改进型三环路压水堆核电厂二级概率安全分析报告”事