《核安全管理》PPT课件

1、核安全管理，第一章：核安全的基本原则，能源战略选择核电站运营者的目的是为普通用户提供经济可靠的电力。他们的责任是遵守国家的相关法律，确保公众和环境的安全。核安全的定义：核安全是在设计、制造、运营和停止期间，为了保护公共和环境，在核设施中避免可能的放射性损害而采取的所有措施的总和。保障核设施的正常运行，限制事故发生的可能性，第一章：核安全的基本原则：深度防御，深度防御的原则是考虑技术、人、组织管理的失败而建立的多层次防线。-预防：预防缺陷；-监督：通过控制、测试和监控等手段提前或及时发现设备缺陷；-措施和措施：限制缺陷的后果，避免重复。压力容器深度防御使用以下特殊方法：对于第一次防御，必须考虑。

2、-零件，选取材料；-设计、计算的毛利；-对制造质量的严格控制。第二种防御需要加强对以下项目的控制：-使用中服务检查，包括无损检测；-材料的调查程度。第一章：核安全的基本原则：根据三道屏障、深度防御的设计原则，核电站在放射性产物和人所在的环境之间设置多道屏障，尽量接受放射性物质，尽量减少放射性物质释放到周边环境。挡墙的数量和性能取决于风险的大小。反应堆启动后，燃料元件外壳有三个屏障。回路压力边界；安全壳。金山二期650MW的压水堆芯有3000多个燃料组件，这些燃料元件的外壳构成了核电站的第一道屏障。裂变产物有固体状态，也有气体。其中大多数是装在二氧化铀燃料芯中的。只有气体的裂变产物部分扩散核心，

3、进入核心和封装外壳之间的缝隙。燃料元件包层是一项非常艰巨的工作，因为强烈的中子辐照、高温高速冷却剂的腐蚀、侵蚀、热量、机械应力等。第一个屏障的可能缺陷是外壳的损伤。上述工作条件都可能造成这种损害。外壳破裂后，裂变产物经过外壳进入冷却水1次。一回路压力边界，二次挡墙：一回路压力边界在一回路冷却剂中包含放射性产物。确保压力边界完整性的一个手段是减少可能存在的泄漏。余热排出系统(RRA)连接到回路后，1回路压力边界将扩展。回路压力边界定义如下：1、包含控制棒驱动机构本体的反应堆压力容器；2、蒸汽发生器的侧面；3、主泵；4、电压调节器；5、调节器安全阀组；6、管道、阀门和附件主要部件之间的电路；7、连

4、接支持辅助系统或系统的管道、配件和阀门，直到包括每个管路中的第二个分离阀(从高压侧计算)。安全壳，安全壳包含主厂房的循环。包容核反应堆、冷却水系统的主要设备和主要道路。可以防止放射性物质释放到环境中。构成反应堆和环境之间的最后一道屏障。安全shell包括：-反应堆主工厂本身，由带内衬的钢筋混凝土墙组成。-穿过安全壳，包括设备、材料入口、人员入口、电缆、管道。所有这些贯穿设计尽可能密封和完整。管道贯通的情况下，安全壳内部和外部装有隔离阀或止回阀，以确保安全壳的密封和完整性。-此外，第三个屏障可以延伸，包括蒸汽发生器(SG)和反应堆工厂之间的管道。蒸汽发生器外壳；蒸汽发生器管板；蒸汽发生器u型管；

5、供水管道；蒸汽发生器污水和取样管。，三个屏障失败，实际上，必须同时具备以下三个条件，放射性产物才能广泛地释放到环境中：燃料元件有破损或燃料熔化；事故将放射性产品释放到核反应堆工厂，如一级管道破裂；失去安全壳的密封性。由于破裂事故，第二、第三第二个条件可能同时存在，如果燃料元件壳体破损，可能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：反应性控制第三大功能：对放射性产品的壁垒控制，核安全开发-教训，1979年3月28日美国发生的三里岛事故；1986年4月28日乌克兰(前苏联)的切尔诺贝利事故。INSAG-4报告称，核安全文化定义了核安全文化，即单位和个人存在的各种特性

6、和态度的总和，其重要性使核电站安全问题应得到应有的重视的观念超越了一切。第二章：设计中的核安全考虑，深度防御设计思想两种不同但互补的安全分析方法决策理论方法：核电站设计基本上是基于确定性方法的分析结果，在决策理论方法之后，随机风险理论的补充。概率风险理论：概率风险评估方法(PRA)应用概率风险理论评估核电站的安全性，是近年来开发的一种新的评估方法。决定论法根据过去的经验和社会接受程度人为地将事故分为“可信”和“不可信”，PRA法则认为事故没有“可信”和“可信”的明确界限，只是事故发生概率的大小不同。风险，可接受风险的定义：风险是指人类在特定时间内进行的活动。此风险不仅与事件发生的频率有关，而且

7、与事件发生后产生的结果大小有关。对于核电站来说，其危险主要来自事故条件下向环境发射的放射性物质所带来的辐射危险。剩馀风险：剩馀风险是采取预防措施后仍然存在的风险。核电站及其系统必须设计在图中所示的允许范围内。核电站的可接受风险是事故发生概率与放射性结果的乘积、设计考虑事件、外部和内部事件核电站、系统和设备的设计和配置，根据确定性设计原则考虑发电站内部和外部事件。这包括内部事件系统和设备故障引起的事件。内部侵害事故，如火灾、特定流体系统泄漏引起的淹没等。-外部事件：地震、洪水、爆炸、冻结、飞机坠毁等。工作条件分类，第一类条件：正常工作第二类条件：中频事件第三类条件：稀疏事故第四类条件：虚拟事故(

8、极端事故)；错误预防：单一故障标准，在单一故障基准事故条件下确保安全功能的系统及其辅助设施，任何部件发生故障时，系统的整体功能都不应受到影响。此时需要考虑的故障是，在电气系统中，假定需要在任何时间点启动系统的情况下，该系统的所有部件都发生故障。假设此失败的风险最大。应急柴油发电机。对于流体机械系统，它分为活动零件，即需要这些零件的机械运动来执行系统功能的零件，例如泵、阀门等。手动零件，例如管道、容器等。安全注入系统、安全喷射系统、REA系统等。故障预防：相互冗馀，或防止两个相同系统或设备同时发生故障的常见模式故障。这种故障的原因有多方面，可能是设计的原因或设备制造的原因，也可能是运行中设定维修

9、状态等原因，或者是地震、洪水等外部原因。核电站的设计利用两个主要原理限制共同模式故障的发生，这就是物理隔离和多样化。、防御、核电站安全相关设备(QSR)在以下三个深度防御级别进行防御：地震、飞机坠毁、工业环境、洪水、冻结内部损坏：火灾、内部淹没、高能管道破裂、内部发射体、汽轮发电机组的发射体每次入侵，包括预防、监督和监控、措施和措施第四章：运行中核安全(1)，运行中核安全控制：对核电站运行中核安全的控制是向公众和核安全局确保核电站本身及其运行方法和核安全要求的真正一致性，并保持核电站的能力。核安全要求：核安全要求分为两部分。一个是核安全法规，另一个与设计和运行过程中的经验反馈有关。这部分包括技

10、术规格、现场应急计划和定期考试监督概述。这些要求也在预防、监督和监视、措施和措施3阶段中说明。运行中核安全要求以下列形式执行：预防通过遵守技术规范，确保单元保持正常运行范围。监督和审计定期考试大纲；修理大纲。重估考试；事故条件处理事故处理程序；现场应急计划；场外应急计划。预防：操作技术规范，设备的操作技术规范由6部分组成。将设备的正常运行分为9种标准状态：供应冷停、维护冷停、正常冷停、单相中间停(RRA连接)、两相中间停(RRA连接)、正常中间停(RRA关闭)、热停、热备用和电源操作。对于每个操作状态，包括：反应性；反应性。燃料的冷却；包括放射性产品；辅助和支持功能；发生设备不可用状态时应采取

11、的措施。前三部分与核安全功能相关，辅助和支持功能提供设备和系统正常功能所需的辅助手段(电、气、冷却剂等)。操作技术规范的适用范围，操作技术规范由确保设备正常运行时核安全的技术法则组成。通过运行规则实现。执行技术规格不适用于事故条件。此时核安全保障由事故处理程序保障。执行技术规范的作用，执行技术规范的第一个作用：定义核反应堆运行边界技术规范的第二个作用：规定所需设备和系统运行技术规范的第三个作用：定义必须采取的措施，定义启用和禁用(I0)的定义，启用和禁用(I0)的定义系统或设备可用，充分表示该设备或系统完成设计的能力，而不会延迟可以使用确保自己的功能和控制的辅助设施。与这些系统或设备相关的定期

12、试点大纲中的定期测试已正常运行，并且其测试结果令人满意。正常执行是遵守规定的试点周期、工作方式、周期裕度等。可用设备可以停止。与上述条件不匹配的所有系统或设备均被视为不可用。不可用性(I0)的特性可以是以下任何一种：突发。意外发现相关设备的功能异常，是运行设施的一种方法。这种类型的禁用称为突然禁用，是随机发生的。可计划性：这些不可用的发生周期和原因是预先设定的，可以知道(例如，运行预防性维修概览或定期测试概览)。这种不可用表示计划不可用，可以肯定。其他：意外或计划外形式的不可用是对特定修改的重新验证，或特定测试执行将导致设备在测试期间不可用，但这种测试不是由于设备故障。不可用(I0)，第一组：

13、15天，该组中的事件表明三个挡墙失败的风险增加，超出设计限制的放射性结果的机会增加。第二组：在15天内，该组的情况下，在事故条件下，控制、诊断和监视设备的设备系统发生故障。实际上，不属于第一个组的所有事件都归类为第二个组。备份状态：事件表明反应堆的核安全不受影响或影响小的反应堆的状态。发生某些事件时，运行者利用正常运行程序将装置从某种运行状态后撤。撤退时间限制=安全期间维修期间。安全期限：意味着撤回到备份状态的操作必须在此期限内开始。维修时间：允许干预和还原所需设备可用性的时间。消耗的时间=实际维修时间(包括修改后重新识别的时间)消耗的成本=消耗的时间/退出时间。在发生I0(不可用)的情况下，

14、在出现第一组故障的情况下应采取的措施对于这些类型，请运行技术规范，详细说明相应的安全期限，或指定恢复期间以及转换到备份状态所需的最长时间。也就是说，在此期间的最后一分钟无法删除设备(或者设备的参数返回到操作限制)，或者设备必须转换到备份状态。如图4.1所示。第二组突发不可用事件发生时应采取的措施通常规定了此类事件的纠正期限或应采取的纠正措施。如果给定的安全期限不能遵守，在设备完全修好之前，为了获得适当水平的安全，尽快采取修改措施或措施，并通知核安全局。发生无法使用(I0)的情况下的措施图4.1突然无法使用的安全期间的第一套管理，计划性无法使用的第一套措施无法使用的情况下应采取的措施预防维修：只

15、有技术规格限制条件允许的设备或系统允许预防性维修。定期考试：只能进行定期考试大纲和核安全局批准的定期考试。禁止预防性维修或定期测试，如果设备已存在第一组不可用事件，或事件处理领域正在应用，则可能导致第一组不可用事件。激发第二个禁用事件时应采取的措施相应的措施与突然发生第二个禁用事件时应采取的措施相同。其他不可用情况发生时应采取的措施：对于意外或计划外的不可用事件，请以两种形式考虑：第一个不可用事件的发生：事先进行风险分析和评估，向核安全局提交暂时偏离技术规格的特许经营申请。发生第二个不可用事件组：其操作与突然不可用的事件相同。如果不符合技术规格，则技术规格的所有偏差都是例外，必须得到核安全局(

16、NSA)的许可才能实施。要得到核安保局的许可，必须事先向核安保局提交特许申请。那个申请包含对不符合情况的叙述。偏离技术规格的必要性；为确保核安全水平的可接受性而采取的辅助措施。赵光权申请应尽快提交核安全局，留出足够的时间进行分析。执行技术规格是核安全局批准生效后实施的规定文件。必须无条件地跟随。发生难以实施的情况，要向上级领导汇报，以便深入分析。也可以咨询主管安全相关部门。如果违反技术规格，事故分析的条件和假设可能不成立。在这种状态下发生的事故的后果在单位设计中是无法预料的。与技术革新、核安全相关的技术改造必须得到国家核安保局的批准才能实施！此部分的变形会影响设计时所依据的安全分析内容，因此，

17、如果转换不成立原始安全分析，则初始安全分析结果将不再有效。因此，经过技术委员会讨论通过的与核安全有关的技术改造项目必须得到国家核安全局的批准才能实施！监督检查：单位运行中的目标和复盖范围，定期测试的目的是单位：与基准设计比较，不倾向于朝不好的方向进行。请遵守安全分析报告的事故研究所采用的运营方式的假设。监控与运行技术规格表所需核安全功能相关的设备和流体的可用性。监控应用事件处理程序时不可或缺的设施可用性。定期试点纲要包括与核安全相关的所有基本系统。但是，监视和检查是规定规定的设备。有些辅助设备可通过持续监控确保可用性，即使安全功能启动，状态也不会改变。周期性考试规则(周期性考试要求)必须报告核安全局，获得审查批准。定期考试大纲根据国家核安全局批准的定期考试规则(定期考试要求)制定。定期测试的实施，定期测试的