{工程安全管理}核安全工程师实务第一章2

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1、注册核安全工程师考试培训,核安全专业实务 (2),1,第一章 核反应堆工程 10 核动力厂防火设计 11 核动力厂的概率安全分析 及其在安全管理中的作用 12 核级设备的核安全基本要求 15 核动力厂的在役检查和定期试验 16 核材料管制 17 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应,2,10 核动力厂防火设计一、核动力厂防火要求 二、 核动力厂防火的设计方法,3,一、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。 纵深防御概念，三

2、个层次： （1）第一个层次是防止发生火灾; （2）第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害; （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。,4,二、 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,5,11 核动力厂的概率安全分析 及其在安全管理中的作用 一、核动力厂概率安全分析简介二、 概率安全分析在安全管理中的作用,6,一、核动力厂概率安全分析简介,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

3、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。,7,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： （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。,8,（3）数据评价和参数估计： 1）始发事件频率的数

4、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： （5）文档化工作： 1）可追溯性 2）顺序性,9,二、 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,10,（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

5、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。,11,（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,12,12 核级设备的核安全基本要求,一 核级设备与常规产品在在设计、制造、 质量控 制与监督管理方面的基本差别 二 核级设备的

6、核安全分级与相应工业标准之间的关 系 三 核级设备设计的基本核安全要求 四核级设备的可运行性和功能能力,13,一. 核级设备与常规产品在设计、制造、质量控制与监督管理方面的基本差别,确定设计基准的原则不同 (2) 在核级部件与设备的设计、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)从事核级部件与设备设计、制造、安装、检验活动的单位必须依据核安全法规获得国家核安全局颁发的资格许可证。,14,(5) 所有从事核级部件与设备设计、制造、安装、检验活动的单位都必须建立符合核安全法规要求的

7、质量保 证体系。 (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、退役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。,15,二 核级设备的核安全分级与相应工业标准之间的关系,1. 核级机械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；,16,所有的核安全级部件与设备(核安全1、2、3级)

8、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，执行常规产品相应的标准和质量保证要求（例如ISO-9001）。,17,2. 核级电气设备为IE级 3.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 件按较高的级别确定； 与安全级能动部件配套的电器设备划分为IE级；,18,4. 核级部件、设备的核安全级别与建造规范、标准之间的关系,我国目前尚未形成完整的有关核动

9、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。,19,三 核级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； 结构完整性对于设备的承压部件而言，是指对承压部件的压

10、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），不允许出现部件压力边界的破裂。,20,2.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。,21,四核级设备的可运行性和功能能力,1.核级设备的抗震鉴定 设

11、备抗震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。,22,2部件与设备的环境鉴定, 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； 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。,23,例：安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验至少应包括以下试验项目：,l 机械老化试验; l 热老化试验; l 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

12、累积辐照剂量); l 抗震试验; l 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),24,鉴定试验实施顺序, 机 械 老 化 试 验, 热 老 化 试 验, 幅 照 老 化 试 验, 抗 震 试 验, 失水工况模拟试验,25,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。,26,15 核

13、动力厂的在役检查和定期试验一 核动力厂的在役检查二 核动力厂的定期试验,27,一 核动力厂的在役检查,1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。,28,2. 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

14、要求时，则不能或至少不能原样使用有关的在役检查规范的有关要求。,29,3. 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。,30,4. 役前检查和在役检查 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

15、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。,31,5. 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。 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。,32,6 核动力厂

16、在役检查大纲及其实施,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。 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。 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。,33,二 核动力厂的定期试验 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