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1、全国注册核安全工程师培训 核安全案例分析,第一章 核反应堆工程 俞尔俊,2010年6月6日、7月2日北京,安全文化的要素 1. 安全政策 2. 责任分工 3. 监督审查 4. 程序 5. 培训与考核 6. 质疑的工作态度 7. 严谨的工作方法 8. 相互交流的工作习惯,纵深防御的五个层次： 高质量的设计、施工与运行保守考虑 仪表 设备 保护连锁。 监测和停堆设备。 专设安全设施。 事故处置。 应急。,案例1：某试验堆燃料元件损坏事故某年，某试验堆进行一项材料辐照考验。此反应堆采用的燃料元件为已用过的乏燃料元件，这些元件的燃耗有深有浅，并没有标记，因此在试验堆内的释热率是不同的。材料辐照的周期比
2、较长。在考验试验的过程中，水质逐渐变差，甚至达到严重恶化的程度，继而发生运行的不稳定，（分析认为是发生局部膜态沸腾，燃料表面局部产生汽泡，继而破裂，造成反应性时大时小的原因）。如果根据水质极度恶化就应该停堆处理，则较长时间的考验就会前功尽弃，为了争取不丧失经济效应，不影响进度，在侥幸心理的指使下继续冒险运行。于是就发生了一起燃料元件损坏事故，造成放射性物质外泄，事故处理发生额外的集体剂量，经济上也有很大损失。问题：从这一事故中应吸取什么经验教训。,案例1 参考答案： 这一事故的发生，最重要的原因在于缺乏安全第一的思想，当安全与经济发生矛盾时，应把安全放在首位。不能存侥幸心理，应果断采取安全措施
3、。 在使用乏燃料时应有严格的检验与标记工作。如果缺乏乏燃料元件的档案，则当按最保守的数据作设计。 核反应堆的运行要按严格的运行条件与限值进行，这案件中，水质作为一项运行限值，如发生超标，则应停止运行。发生局部沸腾离开了设计工况，则更应停止运行。 发生异常情况，应及早报告安全监督部门，由安全监察人员根据情况提出意见。 由于缺乏监测手段与停堆信号，保护系统功能不全，致使运行直至燃料元件损坏，而保护系统在此之前却没有给出保护设施的动作。 材料辐照考验必须处于一个合适的条件，水质是重要的一项，水质不合适，实验是无效的。,案例2 某实验反应堆实验元件熔化事故,某日，某实验反应堆在满功率运行，实验回路中考
4、验着UO2 燃料元件，8时50分，回路值班员X发现实验回路流量指示偏高，他就去调节试验回路的出口阀。为了运行中降低电能消耗，把回路循环泵旁路阀关死，仅用出口阀调节，出口阀调节十分敏感，仅1/8-1/4圈就能满足运行要求。为使调节过程中不发生低流量停堆，值班员X闭锁了低流量停堆信号。值班员X调节出口阀，但未见流量下降。8时52分，值班员X监视着流量指示，让值班员Y 再调出口阀。此时，元件破损检测仪亮起红灯，剂量值班室及试验回路工艺房发生剂量警报信号。8时54分，值班长与X、Y一起检查情况。检查结果：（1）流量仪表失灵，（事后发现仪表内功率放大管灯丝烧断）；（2）实验回路出口水温升高，超过事故值；
5、（3）实验回路进出口水温差升高，出现异常值；（4）实验回路压力升高，出现异常值。（5）元件破损检测和 辐射指示超满量程，超过事故值。判断为UO2 试验元件出了问题，于是，值班长手动紧急停堆，并对回路做了降温降压处理。事故造成了向环境的放射性释放，并使处理事故的工作人员受到相当大的集体剂量，停产检修，造成重大经济损失。问题：请就下列方面进行评述：（1）值班员的操作；（2）运行方式；（3）运行规程；（4）技术培训；（5）其他（如仪表等）,案例2 参考答案： （1）操作规程的不足：在操作规程中应明确回路流量是保证试验元件得到冷却的关键，如发现流量偏高，首先应观察回路出口水温及回路进出口水温差，是否有
6、相应的变化（出口水温降低，进出口水温差变小），确认流量偏高后，才能降低试验回路流量。 （2）值班员不能闭锁低流量停堆信号，闭锁了此信号就失去了停堆保护，容易造成事故。 （3）运行方式上，为了降低电能消耗，将回路循环泵旁路阀关死，是出口阀调节过于灵敏，操作稍有不慎就容易发生事故。应该设置旁路阀及主阀，用两个阀门调节回路流量。 （4）回路流量表在安全上有重要的意义，应有较高的可靠性，并应重视定期检查。 （5）值班员缺乏核安全、堆工及热工水力知识。值班员应进行严格的培训，考试合格后才可上岗。,案例3 美国三里岛事故过程中，操纵员关闭高压安注泵的操作分析。,1979年美国三哩岛事故，始发事件为失去主给
7、水，停堆后，又因阀门误关闭，不能得到辅助（应急）给水，在系统升温升压过程中，稳压器释放阀自动打开卸压，恢复了辅助给水后，系统压力降低，但释放阀卡在开始位置，不能回座关闭，成为一个一回路的破口，冷却剂不断流失，系统压力持续下降，自动触发高压安全注射泵(简称高压安注)，为主系统补充冷却剂。此时，操纵员看到稳压器水位上升，认为一回路水量过多，不需要高压安注，因此关闭了高压安注。试评价操纵员的这一操作。,案例3 参考答案：这一操作是错误的。 此时系统温度在升高，堆芯因冷却不足而汽化，导致了稳压器水位上升。操纵员当安全系统自动启动时，应弄清系统情况，而不能随意把安全系统关闭。此时操纵员可以从系统在升温的
8、现象上知道系统是缺水的，可以从系统降压的现象上知道系统有破口。让高压安注继续工作，并采取其他正确的操作。（此时正确的操作是关闭释放阀）。,案例4 美国三里岛事故过程中操纵员停运 主泵的讨论,美国三哩岛事故进行到1 小时20 分左右，主系统冷却剂已大量流失，堆芯已接近裸露。此时主循环泵由于汽蚀发生强烈震动。为了保护主泵及相联管道，不被损坏，操纵员根据规程停止了主泵运行。然而主泵的停运使系统中蒸汽与水分离，中止了自然循环，并且水位塌陷至接近堆芯顶部， 加速了堆芯的裸露。问题：操纵员在此时按规程停主泵的做法是否正确？为什么？,案例4 参考答案： 操纵员在主泵由于汽蚀震动时，停止主泵，做法是正确的，操
9、纵员应该严格地按操作规程办事。如果不停主泵，而使主泵泵壳及相联管道损坏，这就致使丧失了一回路压力边界的完整性，使事故升级。主泵的循环冷却剂功能，不是安全功能，不能替代安注系统为堆芯补水的安全功能。要使堆芯不裸露，应使安注系统工作并关闭释放阀。,案例 5 切尔诺贝利事故,苏联切尔诺贝利核电厂具有冷却剂正温度反应性反馈的缺点。一般压水堆核电厂在停闭主汽门时，并不要求停堆，而对切尔诺贝利核电厂来说，要求把停闭主气门作为一个停堆信号。在1986年4月26日切尔诺贝利核电厂准备做一次汽轮机停车试验，为了在第一次试验不成功的情况下，可以立刻再作第二次试验，闭锁了关闭主汽门时停堆的信号。问题：请分析说明，为
10、什么切尔诺贝利核电厂需要有这个停堆信号，并说明闭锁了这一停堆信号，对于切尔诺贝利事故的发生起了什么样的作用。,案例5 参考答案：关闭主汽门，将使一回路向二回路的传热迅速下降，一回路系统升温生压。切尔诺贝利核电厂，在关闭了主气门后，在正温度反馈的情况下，会使反应堆功率迅速提高，一回路系统升温升压剧烈，造成不可接受的后果。 1986年实验时，极不恰当地停了这一信号，使试验时没有控制棒下插来停闭反应堆，造成了巨大的灾难。如果汽轮机停车时能停闭反应堆，这一事故是可以避免的。,案例6 美国Browns Ferry控制棒插入故障,1980-6-28，沸水堆BROWNS FERRY3 在一次手动停堆时，18
11、5根控制棒中有76根未能全插入堆芯。幸而这事发生于35%额定功率运行状态，未发生危及安全的后果。BROWNS FERRY3 控制棒是水力驱动的。在停堆时，较高压的水给与驱动活塞的底部打开停堆入口阀，在活塞之上打开停堆出口阀，以释放水与压力，并使控制棒向上插入堆芯。由185套控制棒驱动机构排出的水收集于分割的两个联箱称之为停堆排放箱。停堆排放箱内的水又经过连接管持续地排至排放辅助箱。因此在正常情况下，停堆排放箱总是空的，随时准备接受控制棒驱动机构排放的水。检查与分析表明，此次控制棒插入故障的发生，缘起于停堆排放箱与排放辅助箱之间的连接管中堵塞了异物。这使得停堆排放箱中的水未能及时排除，实施停堆时
12、，驱动活塞上面的压力不能释放，阻止了控制棒向上移动。问题： 根据这一案例，为提高核安全水平，应采取什么样的措施。（1）硬件上的改进；（2）运行程序上的改进；（3）培训方面的改进；（4）经验反馈上应采取的措施。,案例6 参考答案,1. 对于此类BWR要求连续监测停堆排放箱水位，把水位指示及报警信号送至主控室； 2. 应加强注意防止异物进入反应堆冷却剂系统； 对停堆系统的可用性作定期试验； 3. 对操纵员针对此类事件作专门培训； 4. 通知全部此类BWR照同样要求执行。,案例7 某核电厂全部丧失安全厂用水事件,某核电厂在安全厂用水（SEC）系统鼓型滤网检修工作后恢复在线的过程中，在一条暗渠进口隔离
13、阀没有打开的情况下，错误地关闭了另外一个暗渠的闸板，导致SEC 系统全部丧失，以至于进入了对付超设计基准工况的H1.2 规程。由于反应堆处于正常冷停堆状态，事情没有导致严重后果。检修工作是委托分包商的工作人员完成的，事件后调查认为，是分包商的检修人员在没有得到主控室指令的情况下擅自采取了行动。问题：分析该事件，可以得到哪些经验教训？（安全意识方面、工作安排方面及规程的指定）。,案例7 参考答案： 安全意识欠缺。SEC系统是事故工况下将核电厂的余热排往最终热阱的重要安全系统。应进行风险分析，了解到如操作失误，将发生严重后果，从而谨慎地操作。 设备状态的变更，必须与主控室沟通，操作要得到主控室指令
14、。 重要的工作应由受过良好培训的人员进行，一般应由核电厂内部人员进行。如果委托给分包商进行，核电厂工作人员也应给予必要的监督。 应制定必要的规程，具体工作应根据工作单进行。,案例8 某核电厂硼稀释事件,某核电厂在堆芯装入核燃料后，对主系统补水的过程中，操纵员误将换料水箱2100ppm 的硼水当作硼酸制备系统7000ppm 的硼水与清水混合，补入了主系统。造成了一起硼稀释事件。幸而后从硼浓度表指示发现问题，及时停止了补水过程，事件没有造成严重后果。事件后调查发现，由于核电厂过于关心进度，在大量系统尚未完成调试的情况下急忙装料，导致许多系统尚未移交主控制室，使主控制室人员对核电厂整体状态缺乏了解和
15、控制，因而并不知道系统状态已经改变，补水用的硼酸补给泵已从硼酸制备系统切换到换料水箱，造成了差错。问题：从这一事件的发生应吸取哪些经验教训？,案例8 参考答案： 1. 在管理工作中应树立“安全第一”的思想，不能因赶生产进度，而出现危及安全的情况； 2. 从信息沟通和反馈的失误，应检查工作规程和工作单制定上的不足； 3. 操纵员应该有风险意识，对会产生硼稀释事件的设备，重点予以核实。 4. 应考虑主控制室仪表指示上的改进，使系统切换时主控制室有所反映。,案例9日本美滨核电厂二回路管道破裂事故,2004年8月9日，日本美滨核电厂3号机组正在满功率运行，二回路凝结水系统碳钢管道突然破裂，管道的大破口
16、使得大流量的高温水倾泄到汽轮机厂房，造成在此厂房内工作的4名工人死亡，7人被灼伤。事后的调查表明，该管道原始壁厚10mm，按设计工作压力与温度最低壁厚应为4.7mm，但在破裂处管道最薄壁厚已经减到1.4mm。（美滨3号自1976年12月投入运行27年来没有对该处壁厚检测）现已查明这种管道的减薄是由“流动加速腐蚀”造成，在二回路中，蒸汽与水不断循环，蒸汽凝结成的浓度为零的水，溶解管道上的Fe3O4，在流动中腐蚀管道，然后在蒸汽发生器内蒸发过程中留在蒸汽发生器内成为泥渣。问题：对于核电厂的设计与运行，可以从这一事故中吸取哪些教训？,案例9 参考答案： 1.这是一个机理已基本清楚的事故，但应更深入研究，并从国际上取得经验。查明影响腐蚀速度的因素，并在设计与运行中加以控制。 2.必须加强检测，特别着重于容易产生减弱的部份（从经验反馈、流体力学研究，并研发计算机程序做计算。） 3.更换管道材料，针对性地改变腐蚀速率。 4.这是一个普遍存在的问题，应成立专业化的运行研究队伍，得到明确的管理要求，在各有关核电厂实施。,案例10 部分控制棒束意外下插事件,
