核电厂案例分析.ppt

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1、核反应堆工程案例分析核反应堆工程案例分析1核电厂全景核电厂全景2核电厂安全案例分析核电厂安全案例分析n前言前言n一一 背景知识背景知识n二二 案例分析案例分析3前言前言n核核电电厂厂和和其其它它工工业业生生产产活活动动一一样样，不不可可避避免免地地会会发发生生设设备备失失效效、人员差错、意外、灾害等事件。人员差错、意外、灾害等事件。n核能：核能：最危险/最安全的能源，一种事物矛盾体的两方面n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n前途的清洁能源。n核电厂安全核电厂安全：取决于人类智慧和驾驭核能的能力n核电厂经验反馈核电厂经验反馈/案例分析案例分析：化废为宝；吃一堑长一智把灾

2、害变成财富的手段n-也是核电厂安全水平和经济效益提高的驱动力：也是核电厂安全水平和经济效益提高的驱动力：经验反馈；科技进步经验反馈；科技进步是核电厂性能不断改进的两只车轮。n如：核电厂经验一万堆-年；nn容量因子提高20%。nn4背景知识背景知识n1 1 纵深防御纵深防御n2 2 监督管理监督管理n3 3 分析方法分析方法5纵深防御纵深防御n定义：定义：n采采用用纵纵深深防防御御概概念念是是为为了了对对潜潜在在的的人人员员差差错错和和设设备备故故障障加加以以补补偿偿，此此概概念念的的核核心心是是提提供供多多层层保保护护，包包括括前前后后设设置置的的多多层层屏屏障障,防防止止放放射射性性物物质质

3、向向环环境境释释放放。它它也也包包括括在在这这些些屏屏障障不不能能完完全全起起作作用用时时为为保保护护公公众众和和环环境境免免受受危危害害而而进进一一步步采采取取各项措施。各项措施。6纵深防御纵深防御(1)第一层次防御第一层次防御的目的是防止防止偏离正常运行及防止系统失效。(2)第二层次防御第二层次防御的目的是检测和纠正检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行预计运行事件事件升级为事故工况。(3)设设置置第第三三层层次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，而演变成一种较较严严重重的的事事件件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基

4、准中是可可预预计计的，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控制制这这些些事事件件的的后后果果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。(4)第第四四层层次次防防御御的目的是针对设计基准可能已被超过的严严重重事事故故的，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保护护包容功能。包容功能。(5)第五层次第五层次，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、厂外应急响应计划应急响应计划。7监督管理监督管理n（1）监管方式）监管方式n（2）报告制度）报告制度n（3）事件分

5、级）事件分级8监管方式监管方式n建立安全运行基石建立安全运行基石n监督三个领域内的行为：n反应堆安全性（避免事故和一旦发生减轻事故后果）；n辐射安全（电厂运行时保护电厂工作人员和公众）；n电厂防灾或其他安全威胁的防护。9监管方式监管方式建立安全运行基石建立安全运行基石n1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。n2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。n3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

6、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。n4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。10监管方式监管方式建立安全运行基石建立安全运行基石n5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。n6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

7、基石为控制和保持这些剂量为最小的电厂大纲有效性。n7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。11报告制度报告制度核电厂事件通告核电厂事件通告A.口头通告，营运单位必须在事件发生后24小时内口头通通告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通告。12报告制度报告制度核电厂事件报告核电厂事件报告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

8、递交事件报告。B.事件报告内容核电厂名称和核电机组编号、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。13报告制度报告制度n核电厂事件报告准则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

9、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）14报告制度报告制度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

10、件；H对核电厂安全有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。15事件分级事件分级nINES（INES:TheInternationalNuclearEventScaleUsersManual）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国际核事件分级管理办法，同时建立事件报告系统。事件报告系统。n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。n该分级把事件分成七个等级。该分级把事件分成七个等级。n较低的级别（

11、1-3级）称为事件；n而较高的级别（4-7级）称为事故；n安全上无重要意义的事件定为低于1级或称零级，并称为偏离。n与安全无关的事件称为分级范围之外事件。16事件分级事件分级17事件分级事件分级18事件分级19事件分级20分析方法分析方法n引言引言n（1）核事件评定程序核事件评定程序 n（2 2）核事件根本原因分析）核事件根本原因分析 n（3 3）潜在后果分析）潜在后果分析 n（4 4）轻微事件和未遂失误倾向分析）轻微事件和未遂失误倾向分析21分析方法分析方法n引言引言n事件分析关注领域事件分析关注领域n事件物理背景：事件物理背景：安全功能：反应性控制；热量移出；放射性包容。安全功能：反应性控

12、制；热量移出；放射性包容。n事件直接原因：事件直接原因：设备缺欠；人员失误；意外、灾害设备缺欠；人员失误；意外、灾害n事件根本原因：事件根本原因：人因；程序；管理；安全文化人因；程序；管理；安全文化22分析方法分析方法n引言引言n事件分析的材料要求事件分析的材料要求n材材料料要要求求是是事事件件分分析析的的第第一一步步，也也是是最最重重要要的的一一步步，因因为为事事件件分分析析的的正正确确与与否否、纠纠正正行行动动制制定定的的是是否否合合适适，都都取取决决于于所所获获得得第第一一手信息的完整性、准确性及客观性。手信息的完整性、准确性及客观性。n参参考考我我国国核核电电厂厂运运行行事事件件报报告

13、告所所要要求求的的格格式式及及IAEA有有关关运运行行事事件件库的编码，材料应该涉及到以下几方面：库的编码，材料应该涉及到以下几方面：nn发发生生了了什什么么（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。23分析方法分析方法n引言引言n事件分析的材料要求事件分析的材料要求n什什么么时时候候发发生生的的（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

14、备的可用性等。nn在哪里发生的（在哪里发生的（Where）：）：所涉及到的厂区、设备等。nn涉及到什么人（涉及到什么人（Who）：）：事件所涉及到的班组、人员，他们能够n从所得到的教训中获益。nn如何发生的（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。nn那些相关的事件（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）。24核事件评定程序核事件评定程序n1检查是否与核安全或与放射性安全有关：工业事故；核事件nn2有关事件需要分别考虑三个影响准则：三个影响准则：nn厂外影响nn厂内影响nn纵深防御nn3选取三者中定级最高者25核事件评定

15、程序核事件评定程序n1厂外影响准则厂外影响准则nn考虑电厂外的实际放射性影响：nn释放的放射性总量nn或公众个人所受照射量nn厂外影响3-7级26核事件评定程序核事件评定程序n2厂内影响准则厂内影响准则nn包括三个方面：nn放射性释放设施损坏程度nn释放或迁移到厂内屏蔽薄弱地点nn工作人员的剂量nn厂内影响2-5级27核事件评定程序核事件评定程序n3纵深防御准则纵深防御准则nn考虑两个因素：nn安全措施失效可能发生的最大后果安全措施失效可能发生的最大后果nn仍然有效的安全措施的数量及可靠性仍然有效的安全措施的数量及可靠性nn纵深防御0-3级28核事件评定程序核事件评定程序n核事件评定程序使用核

16、事件评定程序使用nn实例说明：实例说明：n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。n应用核事件评定程序，确定为下述级别：n准则1：无关（无释放）n准则2：2级（工作人员的事故剂量超过规定年剂量值）n准则3：1级（违反规程）。n取这三个准则所定级别中的最高级别，则该事件定为2级。29核事件评定程序核事件评定程序n各级的定义各级的定义nn厂外影响准则厂外影响准则nn7级：大量释放级：大量释放n放射性数量1016BqI-131.相当堆芯大部分储量（短、长寿命裂变产物混合物）。n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。30核事件评

17、定程序核事件评定程序n6级：明显释放级：明显释放n放射性数量相当于1015-1016BqI-131.nn5级：有限释放级：有限释放n放射性数量相当于1014-1015BqI-131.nn4级：少量释放级：少量释放n最多最多厂外人员受到的剂量为几mSv.n3级：极少量释放级：极少量释放n最多最多厂外人员受到的剂量为十分之几mSv.31核事件评定程序核事件评定程序n厂内影响准则厂内影响准则nn5级：反应堆堆芯或辐射屏障的严重损坏级：反应堆堆芯或辐射屏障的严重损坏n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n其它设施涉及厂内大量放射性释放如，大规模临界事故、火灾、或爆炸。n4级级：

18、反反应应堆堆堆堆芯芯或或辐辐射射屏屏障障的的明明显显损损坏坏，或或工工作作人人员员受受到到致致死死性照射性照射n任何燃料熔化或约1%堆芯储量从燃料组件中释放出来n其它设施有1015Bq放射性释放且无法返回适当储存区n一个或多个工作人员受到早期死亡的外部照射（5Gy）。32核事件评定程序核事件评定程序n3级级：严严重重的的污污染染扩扩散散，和和/或或一一个个工工作作人人员员受受到到急急性性健健康康影影响响的的过量照射过量照射n一个或多个工作人员受到为1Gy照射n操作区的和中子总剂量率50mSv/h事件n其它设施有1015Bq放射性释放且能返回适当储存区n2级：重大污染扩散和级：重大污染扩散和/或

19、工作人员受到过量剂量照射或工作人员受到过量剂量照射n50mSvn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动，相当数量相当数量：n1011BqRu-106液体、或固体污染n1010BqI-131气体（限于建筑物内）33核事件评定程序核事件评定程序n纵深防御准则纵深防御准则n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。n纵深防御准则分级取决于：纵深防御准则分级取决于：n安全功能是否发挥作用；安全功能是否发挥作用；n安全系统的有效性。安全系统的有效性。n保障核电厂安全的安全功能是：保障核电厂安全的安全功能是：停堆并保持停堆状态

20、；停堆并保持停堆状态；n余热得到有效导出；余热得到有效导出；n放射性物质得到包容。放射性物质得到包容。n34核事件评定程序核事件评定程序n按按纵深防御准则分级两种方法纵深防御准则分级两种方法：nn1适适用用于于：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。n定级依据：定级依据：处理事件安全系统的可用性；事件发生频率。n2适适用用于于：安全问题要依据防止事件发生的系统和控制来作出评估；不能够对始发事件和安全系统的可用性分开进行评价。一般是指有较常时间采取纠正行为的场合。处理这种事件的安全系统通常依靠行政措施，不是像功率运行时依靠自

21、动快速动作的安全系统。n定级依据：定级依据：已经丧失的安全保护层数目，以及事件的潜在严重性。n如如：停堆期间的事件、乏燃料水池的事件、燃料装卸事件、违反排放规定等35核事件评定程序核事件评定程序n按按纵深防御准则分级的评定程序纵深防御准则分级的评定程序n1根据始发事件和安全系统的评定程序根据始发事件和安全系统的评定程序（带功率运行的反应堆事件）（带功率运行的反应堆事件）n2根据预防事故系统和行政控制措施的评定程序根据预防事故系统和行政控制措施的评定程序n低于低于1级事件：级事件：把1、2评定程序得不出较高级别的事件应该定义低于1级或0级。如：自动停堆过程正常；不影响核电厂安全和正常投入运行的安

22、全系统误动作；各道屏障无明显性能恶化；计划定期检查或实验时发现冗余系统中单一故障或部件不可运行。n附加因素考虑：附加因素考虑：把1、2评定程序得出的定级提高一级的附加因素。n如：共因失效；规程问题；与安全文化有关。36核事件根本原因分析核事件根本原因分析n目前各个国家使用的核电厂安全事件根本原因分析方法有十余个nIAEA推荐的事故根本原因分析方法事故根本原因分析方法主要有：n管理疏忽及风险树分析管理疏忽及风险树分析nManagementOversightandRiskTreeAnalysis-MORTn安全重大事件评价组安全重大事件评价组nAssessmentofSafetySignifica

23、ntEventsTeam-ASSETn人员行为增强系统人员行为增强系统nHumanPerformanceEnhanceSystem-HPES37核事件根本原因分析核事件根本原因分析n管管理理疏疏忽忽及及风风险险树树分分析析（ManagementOversightandRiskTreeAnalysis-MORT）n管理疏忽风险树（MORT）是美国能源部推荐的事故根本原因分析方法，利用一种安全程序和管理系统元素按顺序和逻辑方式排列的流程图，显示出一个动态的、全面的、理想化的安全系统模型的故障树。给出了比较简单的事故分析判断点，使调查分析者能够查出人人员员遗遗漏漏、疏疏忽忽、管管理系统缺陷和有关的风

24、险。理系统缺陷和有关的风险。n优点：该技术是一个成成熟熟的的技技术术，分析对象重点放在整个管理系统，利用故故障障树树的的技技术术，提供了多达1500个潜在的原因因素，使用屏障分析，识别出管理所考虑的假想风险。n局限：分析技术较复杂，需要一定的经验，因需要进行广泛的任务分析而耗时较多，对核电厂人员的日常例行调查不太适用。38核事件根本原因分析核事件根本原因分析n安全重大事件评价组（安全重大事件评价组（AssessmentofSafetySignificantEventsTeam-ASSET）nASSET分析方法是专门为支持IAEAASSET服务所开发出的一个根本原因分析方法，ASSET审评队利用

25、该方法审查核电厂所发生的事件，识识别别出出悬悬而而未未决决的的安安全全问问题题，从而为核电厂管理层加强管理系统预防事件发生提供咨询意见。根据该方法的逻辑，事件的发生总是由于人人员员、规规程程或或设设备备未能象预期的那样执行任务，其直接原因在于这三方面中所存在的潜在薄弱环节的贡献，其根本原因在于电厂在这三方面的监督大纲中存有缺陷，未能及时去除这些潜在的薄弱环节。这个方法可以被用做为一个框架，指导电厂对事件的调查及分析，以便确定事件的直接及根本原因。n优点：该方法的重点放在组织管理问题，可以识别出不同管理层次的责任问题的详细原因，从而便于提出纠正措施。n局限：其术语及根本原因定义不同于其他分析方法

26、，需要有广泛知识基础及实践经验的人员来进行分析，对分析过程中事件信息的收集及处理缺乏足够的指南，其手册中所推荐的过程不容易被遵照执行。39核事件根本原因分析核事件根本原因分析n人人员员行行为为增增强强系系统统（Human Performance Enhance System-HPES）nHPES系统是美国INPO多年开发的结果，已经在核工业领域内以不同的形式应用。HPES系统是一种综合了许多基本调查过程的方法，其中包括任务分析、变化分析、屏障分析以及事件及原因因素图。n优点：HPES提供了一个技术工具箱，是一个世界上广泛应用的成熟的灵活的方法，它将重点放在人人员员行行为为上，并且对人的行为分析

27、提供了指导。n局限：需要经验及培训以便能够有效地应用该技术，纠正行动取决于分析人员的经验，没有特别地识别出组织问题，对于事件的快速管理总览可能太过于广泛。40核事件根本原因分析核事件根本原因分析n事件根本原因实例：事件根本原因实例：n1程序潜在问题程序潜在问题nn低效的程序执行（工作计划和日程，预防维修，自我评价）：低效的程序执行（工作计划和日程，预防维修，自我评价）：n无效的纠正措施（问题反复出现）；无效的纠正措施（问题反复出现）；n笨拙的处理方式（强制人们按照该处理方式工作，如工作管理，工程设笨拙的处理方式（强制人们按照该处理方式工作，如工作管理，工程设计）。计）。n这就是不用程序来处理事

28、情。例如，从不使用一种发电的漏电平衡单据这就是不用程序来处理事情。例如，从不使用一种发电的漏电平衡单据计算程序，因为该单据长而且复杂。取而代之，操纵员使用另外的，绝计算程序，因为该单据长而且复杂。取而代之，操纵员使用另外的，绝对自信的，非书面的一种。对自信的，非书面的一种。41核事件根本原因分析核事件根本原因分析n2操作潜在问题操作潜在问题nn模糊的操作程序；n操纵员机械地使用程序，甚至当他们知道该程序是错的；缺乏质问主动性；n主要由关注生产的情绪支配着做出决定；n雇员存在极大抵触情绪；n认可并坚持长久性问题没有解决的设备服役；n缺乏开放性；n没有评估电厂物资条件匮乏的总效果没有评估设备不维修

29、的累积效果；n修改电厂没有秩序-程序没有随时改进；n不完善的程序-具有隐含工况阶段的程序；n未授权的电厂修改；n处理解决长时期存在的物质问题缺乏紧急感。42核事件根本原因分析核事件根本原因分析n3维修潜在问题维修潜在问题nn维修项目大量堆积；n推迟维修和预防性维修大量堆积；n不能操作的自动设备；n由于维修错误引发停堆；n缺乏必要资金和物质条件；n不主动处理解决好物质条件问题；n违反即定程序；n处理方式缺乏全局观点。43核事件根本原因分析核事件根本原因分析n4工程潜在问题工程潜在问题nn供应配置的管理问题；n电厂修改缺乏准备；n运行/维修支持不充分；n缺乏质问态度：n操纵员机械地使用程序，甚至当

30、他们知道该程序是错的；缺乏质问主动性；n操纵员由于大意产生错误：已经公布了操纵员错误的很多例子，像各种原因导致错误地开启或关停水泵；n阀门的状态错误n不恰当培训。n执行设备检查和监督失效：n机组启动期间，很多设备（阀门）必须处在正确位置。现场操纵员使用检查清单，然后在一定时间（周期）内检查该设备状态。n发电机联网以后几天，发现应急给水系统阀门处在错误位置上（关闭）。这个事件违背了技术说明书（ST）。教训是：虽然当设备启动期间从设备检查和监督大纲里会发现这种失误，但是控制室人员没有遵照指令去做。44核事件根本原因分析核事件根本原因分析n5放射性操作潜在问题放射性操作潜在问题nn缺乏放射性操作的计

31、划和实践；n工人超剂量辐照；n缺乏放射性培训；n放射性辐照和个人污染趋势上升。45潜在后果分析潜在后果分析n目目的的：根根据据实实际际运运行行经经验验，验验证证核核电电厂厂的的纵纵深深防防御御是是否否有有足足够够的的能能力力对对付付可可能能出出现现的的事事故故（特特别别是是超超设设计计基基准准事事故故）；也也是是运运行行经经验验反反馈馈应应用用的一个非常重要的方面。的一个非常重要的方面。n三个步骤：三个步骤：n（1）确定可能的分析对象（实际或潜在失效的状态；及人员不适宜的行）确定可能的分析对象（实际或潜在失效的状态；及人员不适宜的行动）；动）；n（2）寻找潜在风险过程；）寻找潜在风险过程；n（

32、3）评价核电厂纵深防御有效性。）评价核电厂纵深防御有效性。46潜在后果分析潜在后果分析n确定分析对象：确定分析对象：n考虑以下两种情况：n1）已确定的分析对象，这包括：可能带来其它未经分析风险已确定的分析对象；实际发生的异常或部分失效转变成潜在的完全失效等。2）潜在的分析对象，这包括：设备潜在的共模失效；同样的设备失效可能发生在其它安全重要的系统；电厂人员良好实践或偶然的好的行动不起作用。47潜在后果分析潜在后果分析n寻找潜在风险过程：寻找潜在风险过程：n分为两种情况考虑：n正正常常运运行行操操作作：对于各种有关的正常运行操作，所确定的实际或潜在的分析对象可能会导致后果偏离预定的方向，甚至恶化

33、到不可接受的地步；这些正常运行的操作包括正常运行、维修、定期试验、预期瞬态等。n事故状态下事故状态下：在事故状态下，所确定的实际或潜在的分析对象可能会导致加剧不可接受的后果；这些状态包括核电厂设计中所考虑的、类工况，附加超设计基准工况，以及内、外部侵犯等。n此外，还可以根据实际发生的过程还是潜在可能发生的过程来进行潜在风险过程的寻找及确定。n实实际际过过程程：从核电厂实际发生的事件过程出发，考虑可能的条件变化，寻找潜在的不同的发展过程及其风险。n潜在过程潜在过程：非真实发生的事件过程，可以在假设的有关正常运行及事故状态条件下，根据真实的事件情况分析可能的发展过程及其风险情况。48潜在后果分析潜

34、在后果分析n评价核电厂纵深防御有效性及风险：评价核电厂纵深防御有效性及风险：nn根据以上确定的潜在风险过程，通过事件树的方法来实现详细的潜在事件序列的构建，以评价有关电厂纵深防御的有效性及风险情况。n其思想是基于PSA（概率安全评价）或安全分析中所考虑的所谓事故的初因事件出发，以与之关联的不可接受的后果（如堆芯熔化）为终，考虑相关的电厂纵深防御（电厂保护系统、工程安全设施、规程以及人员必要的干预等）的有效与否，勾画出事件可能发展的途径及其风险情况。49潜在后果分析潜在后果分析n予以特别关注的超设计基准事故初因事件予以特别关注的超设计基准事故初因事件n参考初因事件清单如下：参考初因事件清单如下：

35、l丧失一回路冷却剂事故（LOCA）；l二回路主蒸汽管线断裂（SSLB）；l蒸汽发生器传热管断裂（SGTR），以及二回路主蒸汽管线断裂（SSLB）+蒸汽发生器传热管断裂（SGTR）；l丧失最终热阱（H1）；l丧失蒸汽发生器给水（H2）；l全厂断电（H3）；l未能停堆的预期瞬态（ATWS）；l一回路瞬态；l二回路瞬态；l丧失厂外电；l丧失压缩空气；l硼稀释；l一回路中环路水位运行时丧失冷却等。50案例分析案例分析n1 1 三哩岛事故三哩岛事故n2 2 切尔诺贝利事故切尔诺贝利事故n3 3 其它其它51案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n事故背景事故背景n核电机组：核电机组：Babcock%Wi

36、lcox(B&W)公司；两环路4台冷却剂泵；961MWe97%功率运行；压力152bar：n高压安注系统：高压安注系统：数台安注泵；自动启动压力（冷却剂系统压力）110bar；n 关闭压力197bar；n安注箱（堆芯再淹没系统）安注箱（堆芯再淹没系统）：冷却剂系统压力下降到41bar自动启动；n低压安注系统：低压安注系统：冷却剂系统压力下降28bar自动启动；n堆芯剩余释热：堆芯剩余释热：停堆时间停堆时间 MW(t)MW(t)1 1 分分 9797 1 1 小时小时 3636 1 1 天天 1313 1 1 周周 5 51 1 1 1 月月 2 21 152三哩岛冷却剂系统图三哩岛冷却剂系统图

37、53三哩岛核电厂三哩岛核电厂2#2#机组反应堆图机组反应堆图54案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n第1阶段 始发事件n1979年3月28日 04：00：37 amn二回路所有主给水泵停转；主汽轮机停转；n36秒 冷却剂系统压力155bar；冷却剂系统泄压阀开启；n8秒 冷却剂系统压力162bar；引发反应堆紧急停堆；n辅助给水泵启动；但是，泵和蒸气发生器之间的阀门处在关闭状态；n2分4秒 反应堆冷却剂系统压力下降到110bar；高压安注系统启动；稳压器水位上升。55案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n第2阶段 小破口失水小破口失水n13秒 反应堆冷却剂系统压力下降到152bar减压阀

38、自动关闭整定值；但是，泄但是，泄压阀没有关闭；压阀没有关闭；n6分 稳压器气囊消失；反应堆冷却剂泄压箱压力迅速上升；n7分43秒 污水泵启动把反应堆污水坑水排到辅助厂房废水箱；n8分 蒸汽发生器干涸；操纵员发现辅助给水阀门关闭，开启阀门；n18分 通风系统测得气体放射性急剧增加；反应堆冷却剂系统压力仅有83bar；56案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n第3阶段 小破口失水，连续泄压小破口失水，连续泄压n20分1小时 反应堆冷却剂系统70bar，温度290 oC；核燃料尚未大量破损；n1小时14分 冷却剂泵B震动，操纵员关闭冷却剂泵B；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；n1小时40

39、分 冷却剂泵A震动，操纵员关闭冷却剂泵A；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；n冷却剂高出堆芯顶部30厘米；堆芯升温瞬变开始；57案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n第4阶段 堆芯升温瞬变堆芯升温瞬变n1小时50分（110分）堆芯元件第一次裸露；n2小时18分（138分）操纵员发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截止阀；但是没有加大高压安注，事故继续；n2小时55分（175分）宣布厂区应急；放射性监测报警；堆芯部分燃料烧毁；n3小时20分7小时（200分-420分）；冷却剂泵没有运行；堆芯15米裸露1小时燃料大量烧毁；58案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n第5阶段 持续泄压持续泄压n7

40、小时38分 操纵员打开卸压阀的截止阀，关小高压安注；失去冷却剂引起第二次堆芯裸露；n8小时41分 反应堆冷却剂系统达到41bar；安注箱注水；但是很小，操纵员认为堆芯被注满水；n9小时50分 氢爆脉冲；安全壳喷淋6分钟；反应堆冷却剂系统减压至30bar；操纵员减压投入低压安注系统失败（28bar）；n11小时08分 操纵员关闭卸压阀；有2小时安注箱停止注水；高压安注小流量；蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环；堆芯长时间失去任何冷却手段；第三次堆芯裸露；59案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n第6阶段 增压和最终确立稳态冷却增压和最终确立稳态冷却n13小时51分操纵员从新关闭卸压阀截止阀；加

41、大高压安注流量；结束堆芯第三次裸露；n15小时51分 成功启动环路 A的一台冷却剂泵；热管温度293 oC冷管温度 205oC；流体经过蒸汽发生器；反应堆冷却剂系统恢复移出衰变热的能力。60案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n事故后果：事故后果：堆芯3次裸露；锆包壳总量的30%-40%被氧化；堆芯上部1/3严重损坏；n放射性惰性气体的30%-40%被释放；10%-15%的碘、锶、艳从燃料中释放；但是被安全壳包容，少量释放到环境；n半径80公里范围200万居民的集体剂量当量约n20人Sv；最大个人计量1mSv；名工作人员收照射分别38、34、31mSv；n巨大经济后果：经济损失200亿美元以

42、上，美国核电工业推迟20年。61案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n物理背景：物理背景：堆芯衰变热移出的反应堆安全功能失效，引发反应堆严重事故；n直接原因：直接原因：稳压器卸压阀故障；操纵员判断、操作失误；n根本原因：根本原因：反应堆设计；设备质量保证；人员培训；人机接口（人因工程）；检修规程；经验反馈：1977年9月美国Ohio州 Oak Harbor市 Davis-Besse 核电厂发生类似瞬态事件，但是，事故21分钟，操纵员正确判断稳压器卸压阀卡开，他们关闭了下游连接的截止阀 从而结束事故。该核电机组也是由B&W公司设计的相同型号的核电机组。n改正措施：改正措施：操纵员模拟机培训；按

43、照人因工程设计主控室；反应堆改进执行三哩岛行动计划；建立全世界范围运行经验反馈体系。62案例分析案例分析n三哩岛事故三哩岛事故n问题问题：n1是那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故？n2请描述导致三哩岛事故的初始事件？n3三哩岛事故是INES分级那级核事故？n4根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因？n5三哩岛事故中的设备和设计问题？n6三哩岛事故中的操纵员操作失误？n7三哩岛事故中运行和操作规程问题？n8三哩岛事故中的业主管理问题？n9三哩岛事故给纵深防御准则带来的新思考？n10三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用？63案例分析案例分析三哩岛事故问题和答案三哩岛事故问题和答案nn1是

44、那项反应堆安全功能失效导致三哩岛事故？n放射性物质得到足够冷却（堆芯衰变热移出）功能失效，导致部分堆芯熔融的严重事故。n2请描述导致三哩岛事故的初始事件？n始发事件n1979年3月28日04：00：37amn二回路所有主给水泵停转；主汽轮机停转；n36秒冷却剂系统压力155bar；冷却剂系统泄压阀开启；n8秒冷却剂系统压力162bar；引发反应堆紧急停堆；n辅助给水泵启动；但是，泵和蒸气发生器之间的阀门处于关闭状态；n2分4秒反应堆冷却剂系统压力下降到110bar；高压安注系统启动；稳压器水位上升。64案例分析案例分析n三哩岛事故问题和答案三哩岛事故问题和答案n3三哩岛事故是INES分级那级核

45、事故？n按照厂内影响准则的最高级，5级。n4根据反应堆堆芯传热理论分析三哩岛事故的成因？n传热能力形成三个条件：热阱；传热方式（冷却手段）；传热介质堆芯冷却剂（水）装量。n5三哩岛事故中的设备和设计问题？n卸压阀门质量和设计；控制台显示：辅助给水阀门状态指示信号，堆芯冷却剂（水）装量指示信号，卸压阀门状态。65案例分析案例分析n三哩岛事故问题和答案三哩岛事故问题和答案n6三哩岛事故中的操纵员操作失误？n操纵员关闭冷却剂泵B；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；操纵员关闭冷却剂泵A；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环（破坏传热方式）；1小时50分（110分）堆芯元件第一次裸露；n2小

46、时18分（138分）操纵员发现卸压阀卡开，虽然关闭卸压阀的截止阀；但是没有加大高压安注流量，事故继续；操纵员打开卸压阀的截止阀，关小高压安注（减少堆芯水装量）；失去冷却剂引起第二次堆芯裸露；n使反应堆冷却剂系统继续减压；虽然反应堆冷却剂系统达到41bar（加大冷却剂系统蒸汽含量，环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环，破坏传热方式）；安注箱注水；但是很小，操纵员认为堆芯被注满水；11小时08分有2小时安注箱停止注水；高压安注小流量；蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环；堆芯长时间失去任何冷却手段；第三次堆芯裸露；66案例分析案例分析n三哩岛事故问题和答案三哩岛事故问题和答案n7三哩岛事故中运行

47、和操作规程问题？n事故处理规程：因为震动关闭冷却剂泵错误；规程应该首先保证安全功能实现（特别堆芯衰变热移出：热阱、传热方式、水装量）；维修后检查规程。n8三哩岛事故中的业主管理问题？n运行经验反馈；操纵员培训；错误事故规程制定；维修后检查规程制定；设备质量保证。n9三哩岛事故给纵深防御准则带来的新思考？n纵深防御准则正确性经受了实践考验，缓解事故、包容放射性；但是，操纵员错误能够使纵深防御准则失效；核电工业提出“人因工程”；操纵员模拟机培训。n10三哩岛事故中那些反应堆安全功能发挥了作用？n反应堆安全功能三项中两项发挥了作用：反应性控制；放射性包容。n67案例分析案例分析n三哩岛事故经验反馈三

48、哩岛事故经验反馈n修改美国联邦法规10CFR50.34(f)要求新建核电站必须对三里岛事故以后，所总结的安全问题提出应对措施或处理意见，送交NRC审查。nNRC制定导则三里岛行动计划NUREG-0660和NREG-0737附加要求：n（1）一回路功能保护）一回路功能保护；辅助给水系统评价、自动动力排放阀隔离系统、自动动力排放阀隔离系统、自动减压系统动作、氢控制系统评估等5项。n（2）安全保护系统）安全保护系统：模拟器能力、控制室设计、氢气控制、阀门位置指示等28项n（3）管理程序：）管理程序：工业经验、质量保证大纲、安全壳设计、氢气复合器、管理大纲等7项68案例分析案例分析n切尔诺贝利事故切尔

49、诺贝利事故n事故背景：事故背景：RBMKRBMK类型类型1000MWe级大型石墨压力管式沸水堆（类似于压力管式压水堆，蒸汽发生器和稳压器位于堆外）；n反应堆固有设计缺欠：堆芯具有正汽泡反应性、控制棒挤水棒正反应性效应、无安全壳厂房屏蔽、无纵深防御准则；n运行管理混乱：实验规程不完整、运行指令、规程不规范；n实验前反应堆状态：4月26日1时，解除应急冷却系统备用连锁，反应堆200MWt运行；堆芯处于降功率过程“Xe中毒”状态;人为解除蒸汽发生器蒸汽压力和水位低值事故保护信号；投入8台水泵加大水流量运行，堆芯（汽泡正反应性效应若汽泡减少）负反应性效应，引发自动调节棒提出堆芯；人为提升手动棒（维持反

50、应堆200MWt运行）；堆芯仅有6-8根控制棒（少于30根限值）；69切尔诺贝利核电厂流程图切尔诺贝利核电厂流程图70案例分析案例分析n切尔诺贝利事故切尔诺贝利事故n事故背景：事故背景：n主要优点：主要优点：nRBMK类型核电站的低功率密度提供了承受较大的全厂断电能力，可以在一个小时内堆芯不会损伤；n机组可以在运行时换料，提高了可利用率水平；n石墨慢化剂设计允许使用轻水做慢化剂反应堆不适用的燃料。71案例分析案例分析n切尔诺贝利事故切尔诺贝利事故n事故背景：事故背景：n主要弱点：主要弱点：nRBMK类型设计与大世界多数核电站的最主要差别是RBMK类型设计没有钢和/或重混凝土安全壳结构作为事故期