注册核安全工程师考试--核安全案例分析培训

1、1,全国注册核安全工程师培训 核安全案例分析,核反应堆工程案例,2,核电厂全景,3,核电厂堆芯熔化事故风险/堆-年,4,核电厂安全案例分析,前言 一 背景知识 二 案例分析,5,前言,核电厂和其它工业生产活动一样，不可避免地会发生设备失效、人员差错、意外、灾害等事件。 核能：最危险/最安全的能源，一种事物矛盾体的两方面 核电厂严重事故后果可以引发世界性灾难；核能是世界公认有发展 前途的清洁能源。 核电厂安全：取决于人类智慧和驾驭核能的能力 核电厂经验反馈/案例分析：化废为宝；吃一堑长一智把灾害变成财富的手段 -也是核电厂安全水平和经济效益提高的驱动力：经验反馈；科技进步是核电厂性能不断改进的两

2、只车轮。 如：核电厂经验 一万堆-年； 容量因子提高 20%。,6,背景知识,1 纵深防御 2 监督管理 3 分析方法,7,纵深防御,定义： 采用纵深防御概念是为了对潜在的人员差错和设备故障加以补偿，此概念的核心是提供多层保护，包括前后设置多层防止放射性物质向环境释放的屏障。它也包括在这些屏障不能完全起作用时为保护公众和环境免受危害而进一步采取各项措施。,8,纵深防御,(1) 第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。 (2) 第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。 (3)设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或假设

3、始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。 (4)第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。这一层次最重要的目的是保护包容功能。 (5) 第五层次，即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。,9,监督管理,（1）监管方式 （2）报告制度 （

4、3）事件分级,10,监管方式,中国核安全局；美国核管会官员和委员会 北京； Washington DC 监管的执行和检查 集中在四个地区办公室，该办公室有长驻每个核电反应堆的监督员； Atlanta东南地区（地区IV）总负责四个地区工作。 北京; 上海; 广东; 成都；西北；东北六个监督站有长驻每个核电厂的监督员。,11,监管方式,NRC新的核电厂监督程序 检查集中于潜在风险大的活动； 加大对有行为问题的核电厂的监督管理，对行为良好的核电厂予以一般地关注； 使用核电厂行为的客观性测度； 给公众和核工业双方以及时和合理的电厂行为评价； 减少核设施非必要的监督管理负担； 以预先发现和坚定执行的态度

5、对待违反法规行为，强调违反法规的潜在安全隐患。,12,监管方式,NRC新的核电厂监督程序 建立安全运行基石 监督三个领域内的行为： 反应堆安全性（避免事故和一旦发生减轻事故后果）； 辐射安全（电厂运行时保护电厂工作人员和公众）； 电厂防灾或其他安全威胁的防护。,13,监管方式,NRC新的核电厂监督程序 建立安全运行基石 1 初始事件：该基石着重于核电厂的运行和事件，如果电厂安全系统不介入，这些事件可能导致事故。这些事件包括设备失效导致电厂停堆，非予期的复杂化停堆或电厂功率大的变化。 2 缓解系统：该基石测度为防止事故或减轻可能事故后果而设计的安全系统功能。通过周期试验和性能测试检查这些设备。

6、3 屏蔽完整性：反应堆燃料高强度辐射物质和厂外公众及环境之间有三个重要屏蔽。这些屏蔽是装有燃料芯片的密封燃料棒，重的钢反应堆容器和相关管道，包容反应堆的予应力混凝土安全壳。用泄漏来连续检测燃料棒，压力容器和管道的完整性；按照规范检测安全壳防泄漏能力。 4 应急准备：要求每一个核电厂备有对可能事故做出反应的综合应急计划。该基本点测度电厂人员执行应急计划的有效性，演练期间应该包括电厂人员、本地、州和联邦当局参加。,14,监管方式,NRC新的核电厂监督程序 建立安全运行基石 5 公众辐射安全：该基石测度为保持正常运行期间从核电厂释放的放射性为最小而设计的程序和系统，并且保持这些释放在联邦限制之内。

7、6 厂区的辐射安全：NRC法规设置了电厂工作人员所接受的辐射剂量限值，该基石为控制和保持这些剂量为最小的电厂大纲有效性。 7 实体保卫：要求核电厂必须有经过良好培训的安全保卫人员和各种防护系统来保卫重要电厂设备，同时岗位责任大纲保障雇员上岗要坚持通过毒品和酒精测试。该基石测度安全保卫和岗位责任大纲的有效性。,15,监管方式,NRC新的核电厂监督程序 实时、客观公正监管 设计这些客观准则目的是根据既定的安全裕量指出其风险，并且使用一组颜色标识系统将其标出。 “绿色”标识表示行为在所期望的等级之内，满足相关基石目标；“白色”表示行为超出核电厂正常行为所期望的范围，但是还满足相关基石目标； “黄色”

8、表示满足相关基石目标，但是安全裕量稍微下降； “红色”表示行为指标所测度的领域安全裕量相当大的下降。 每个核电厂以季度为单位向NRC报告行为指标。NRC官员将其编辑和审查后，将在NRC网站发布这些行为指标。,16,报告制度,核电厂事件通告 A. 口头通告，营运单位必须在事件发生后24小时内口头通告国家核安全局和所在地区监督站。 B. 书面通告，营运单位必须在事件发生后三天内向国家核安全局和所在地区监督站递交书面通告。,17,报告制度,核电厂事件报告 A. 报告的方式和时间 营运单位应以公函形式在事件发生30天内向国家核安全局和所在地区监督站递交事件报告。 B.事件报告内容 核电厂名称和核电机组

9、编号、事件报告编号、事件通告编号、事件名称、始发事件、事件发生时间和结束时间、报告日期、报告人、报告准则、补充报告、事件发生前机组状态和功率水平、事件对运行的影响和事件后功率水平、放射性后果、安全评定、报告摘要、报告正文等共16项。,18,报告制度,核电厂事件报告准则A 违反核动力厂技术规格书的事件 i.核动力厂技术规格书要求停堆事件； ii.违反核动力厂技术规格书的运行事件。 B 导致核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害或出现下列工况的事件 i.明显危害安全的没有分析过的工况； ii.超出核电厂设计基准的工况； iii.在核电厂运行规程或应急规程中没有考虑的工况。 C 对核动力厂安全有

10、现实威胁或明显妨碍核电厂值班人员完成安全运行的自然事件和其他外部事件 D 导致专设安全设施和反应堆保护系统自动或手动触发事件（预先安排的这类试验除 外）,19,报告制度,E 任何可能妨害构筑物或系统实现下列安全功能的事件 i. 停堆和保持安全停堆状态； ii. 排出堆芯余热； iii.控制放射性物质释放； iv.缓解事故后果 这里不包括在同一系统中冗余或备用设备能够完成所要求功能而个别部件出故障。 F 导致多个独立的具有下列功能的系统、序列或通道同时失效的共因事件 i. 停堆和保持安全停堆状态； ii.排出堆芯余热； iii.控制放射性物质释放； G 放射性失去控制的事件； H 对核电厂安全有

11、现实威胁或明显妨碍值班人员安全运行的内部事件； I 其他事件。,20,事件分级,INES（INES: The International Nuclear Event Scale Users Manual）是国际原子能机构和经济合作与发展组织核能机构，为便于核工业界、新闻媒介和公众之间对核事件的信息沟通而制定的国际核事件分级管理办法，同时建立事件报告系统。 国际原子能机构要求各成员国在发生2级和2级以上核事件以及引起新闻媒介和公众关注的核事件时，迅速定级并在24小时内通告国际原子能机构。 该分级把事件分成七个等级。 较低的级别（1-3级）称为事件； 而较高的级别（4-7级）称为事故； 安全上无重

12、要意义的事件定为低于1级或称零级，并称为偏离。 与安全无关的事件称为分级范围之外事件。,21,事件分级,22,分析方法,引言 （1）核事件评定程序 （2）核事件根本原因分析 （3）潜在后果分析 （4）轻微事件和未遂失误倾向分析,23,分析方法,引言 事件分析关注领域 事件物理背景：安全功能：反应性控制；热量移出；放射性包容。 事件直接原因：设备缺欠；人员失误；意外、灾害 事件根本原因：人因；程序；管理；安全文化,24,分析方法,引言 事件分析的材料要求 材料要求是事件分析的第一步，也是最重要的一步，因为事件分析的正确与否、纠正行动制定的是否合适，都取决于所获得第一手信息的完整性、准确性及客观性

13、。 参考我国核电厂运行事件报告所要求的格式及IAEA有关运行事件库的编码，材料应该涉及到以下几方面： 发生了什么（What）：停堆或停运类型，停运时间，事件 分类（如事件报告准则等），故障初因事件，事件进展序列，主要的失效（人因及技术），事件后果（对运行的影响，放射性后果，经济损失），事件重要性分级等。,25,分析方法,引言 事件分析的材料要求 什么时候发生的（When）：事件发生及结束的日期及时间，当时反应堆所处的状态，事件发生前安全系统的可用性，事件发生时正在进行的活动，人员、规程、设备的可用性冗余系统和设备的可用性等。 在哪里发生的（Where）：所涉及到的厂区、设备等。 涉及到什么人（

14、Who）：事件所涉及到的班组、人员，他们能够 从所得到的教训 中获益。 如何发生的（How）：那些立即产生或导致事件的故障、行动、疏忽或条件。 那些相关的事件（Which）：相关事件的报告等参考资料（即重复发生的事件）。,26,核事件评定程序,1 检查是否与核安全或与放射性安全有关：工业事故；核事件 2 有关事件需要分别考虑三个影响准则： 厂外影响 厂内影响 纵深防御 3 选取三者中定级最高者,27,核事件评定程序,1 厂外影响准则 考虑电厂外的实际放射性影响： 释放的放射性总量 或公众个人所受照射量 厂外影响3-7级,28,核事件评定程序,2 厂内影响准则 包括三个方面： 放射性释放设施损坏

15、程度 释放或迁移到厂内屏蔽薄弱地点 工作人员的剂量 厂内影响2-5级,29,核事件评定程序,3 纵深防御准则 考虑两个因素： 安全措施失效可能发生的最大后果 仍然有效的安全措施的数量及可靠性 纵深防御0-3级,30,核事件评定程序,核事件评定程序使用 实例说明： 由于违反规程，某工作人员的事故剂量超过规定年剂量值（50mSv），但是没有放射性向环境释放。 应用核事件评定程序，确定为下述级别： 准则1：无关（无释放） 准则2：2级（工作人员的事故剂量超过规定年剂量值） 准则3：1级 （违反规程）。 取这三个准则所定级别中的最高级别，则该事件定为2级。,31,核事件评定程序,各级的定义 厂外影响准

16、则 7级：大量释放 放射性数量1016Bq I-131.相当堆芯大部分储量（短、长寿命裂变产物混合物）。 有急性健康影响；大范围（几个国家）慢性影响；长期的环境后果。,32,核事件评定程序,6级：明显释放 放射性数量相当于1015-1016Bq I-131. 5级：有限释放 放射性数量相当于1014-1015Bq I-131. 4级：少量释放 最多厂外人员受到的剂量为几mSv. 3级：极少量释放 最多厂外人员受到的剂量为十分之几mSv.,33,核事件评定程序,厂内影响准则 5级：反应堆堆芯或辐射屏障的严重损坏 百分之几的燃料熔化或百分之几的堆芯储量已从燃料组件中释放出来 其它设施涉及厂内大量放

17、射性释放 如，大规模临界事故、火灾、或爆炸。 4级：反应堆堆芯或辐射屏障的明显损坏，或工作人员受到致死性照射 任何燃料熔化或约1%堆芯储量从燃料组件中释放出来 其它设施有1015Bq放射性释放且无法返回适当储存区 一个或多个工作人员受到早期死亡的外部照射（5Gy）。,34,核事件评定程序,3级：严重的污染扩散，和/或一个工作人员受到急性健康影响的过量照射 一个或多个工作人员受到为1Gy照射 操作区的和中子总剂量率50mSv/h事件 其它设施有1015Bq放射性释放且能返回适当储存区 2级：重大污染扩散和/或工作人员受到过量剂量照射 50mSv 设计未考虑区域内出现相当数量放射性并要求采取纠正行

18、动，相当数量： 1011Bq Ru-106 液体、或固体污染 1010Bq I-131 气体（限于建筑物内）,35,核事件评定程序,纵深防御准则 纵深防御是保守设计、质量保障、监督检查、缓解措施和安全文化的组合。 同时考虑：设备失效、人员差错、意外和灾害。 纵深防御准则分级取决于： 安全功能是否发挥作用； 安全系统的有效性。 保障核电厂安全的安全功能是：反应性控制； 放射性物质得到足够冷却； 放射性物质的包容。,36,核事件评定程序,按纵深防御准则分级两种方法： 1适用于：始发事件的进程已在安全分析中提供，可以对处理这些始发事件的安全系统可用性进行分析。适用在功率运行时发生的事件。 定级依据：处理事件安全系统的可用性；事件发生频率。 2适用于：安全问