核安全专业实务第一章.ppt

核安全专业实务,周志伟注册核安全工程师考试复习2011年7月,核安全专业实务,第一章(2)的复习内容：1.10 核动力厂防火设计1.11核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的作用1.12 核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活 动及其质量控制与监督管理方面的基本差异1.13 核动力厂运行的基本安全要求1.14 核动力厂运行的安全管理1.15 核动力厂的在役检查和定期试验1.16 核材料管制1.17 核动力厂运营单位的应急准备和应急响应,1.13 核动力厂运行的基本安全要求一、运行限值和条件运行限值和条件这一概念是指经国家核安全监管部门批准的，为核动力厂的安全运行列举的参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务的水平等一整套规定。为保证核动力厂运行符合设计要求，营运单位必须制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件。运行限值和条件必须反映最终设计，并必须在核动力厂运行开始之前经国家核安全监管部门评价和批准。运行限值和条件必须包括对各种运行状态（包括停堆在内）的要求。安全运行既取决于设备，也取决于人，运行限值和条件还必须包括运行人员应采取的行动和应遵守的限制。关于运行人员方面，运行限值和条件包括对涉及保持运行限值和条件的设备执行其功能进行必要的监督、纠正或补充行动的原则要求。运行限值和条件分类：安全限值；安全系统整定值；正常运行的限制和条件；监督要求,核安全专业实务,安全限值：以防止NPP发生不可接受的放射性物质释放为依据，表明了安全条件的最终边界；安全系统整定值：对于安全限值中的参数以及影响压力或温度瞬态的其他参数或参数组合，都要选定安全系统整定值，防止超越安全限值。超过某些整定值：引起停堆、导致其他自动动作防止超越安全限值、使专设安全设施投入。正常运行的限值和条件：保证安全分析报告的假设是有效的、保证NPP在运行中不超规定的安全限值、保证正常运行限制与整定值之间有可接受的裕度，以避免频繁启动，保证可运行性。在异常事件后，应查明原因，保证在恢复运行时反应堆是安全的。（图1-51）监督要求：为了保证安全系统整定值和正常运行限值和条件始终得到满足，应根据批准的监督大纲监测、检查、核对、标定和试验有关的系统和部件。运行限值和条件必须作为营运单位运行NPP的一个重要依据、直接负责运行人员必须熟练掌握，并保证遵守。包含运行限值和条件的有关文件必须备在主控室、必须是最新有效版本在NPP运行寿期内，必须根据经验的积累、技术和安全的发展以及核动力厂变更对运行限值和条件进行复审；在国家核安全监管部门提出要求，或者营运单位认为必要并经国家核安全监管部门批准时，还必须对运行限值和条件进行修改。运行限值和条件的任何修改都必须经在国家核安全监管部门的评价和批准。,核安全专业实务,二、运行规程必须制定全面的管理规程，管理规程包括制定、完善、验证、验收、修改和注销运行指令及运行规程的规则。正确制定和使用运行规程对核动力厂安全运行起重要作用。必须根据营运单位的政策和国家核安全监管部门的要求制定全面地适用于正常运行、预计运行事件和事故工况下的运行规程。各运行规程的详细程度必须与该运行规程的目标相一致。在运行规程中提供的指导必须清晰、简洁，并尽可能是已验证和确认为有效的。在控制室和其他必要的运行位置处的运行规程和参考材料必须有清楚的标识并容易获得。严格地遵守书面的运行规程必须是核动力厂安全政策的根本要素之一。,核安全专业实务,3 必须制定正常运行的运行规程，以保证核动力厂在规定的运行限值和条件的范围之内运行，并对安全执行正常运行的所有模式，如启动、功率运行、停堆过程、停堆、负荷变化、过程监测和燃料装卸提供指令。如有要求，运行规程应提交国家核安全监管部门进行评价和批准。4.对预计运行事件和设计基准事故，把核动力厂维持在规定的限值内的运行规程可事件导向的或征兆导向的。对超设计基准事故，指令将是征兆导向的，即用指示核动力厂状态的参数为运行人员确定最佳的恢复途径，而无需事故诊断。5.必须保证核动力厂运行人员对所有运行状态下的核动力厂系统和设备状态是熟悉的和能控制的。只有指定的合格运行人员才能控制或指挥核动力厂运行状态的任何改变。其他人绝不允许干涉运行人员作出有关安全的决定。6.如果需要进行非常规运行、试验或实验，必须要进行安全审查。必须确定专门的运行限值和条件，还必须编制专项运行规程。,核安全专业实务,7.当在核动力厂的运行实践中使用口头和/或书面指令时，应按管理程序执行，以保证口头和/或书面的指令不会偏离制定的运行规程以及不违反规定的运行限值和条件。对任何不符合的情况应报送国家核安全监管部门事先批准。8.应验证和确认运行规程，以保证其在管理上和技术上是正确的，并且使运行人员容易使用和起到预期作用。应特别注意保证运行规程与其预期的使用环境相一致。运行规程应以其在现场使用的形式来进行确认。9.应定期审查运行规程，以保证始终适合其目的，并在必要时按照要求修改、验证、确认和批准运行规程。切尔诺贝利事故的运行管理背景：核动力厂运行管理规程的缺位（试验人员擅自操作）。三里岛事故的运行管理背景：核动力厂事故运行规程中的弱点（引发操纵员判断失误）。福岛事故的运行管理背景：选址对极端自然灾害估计不足、对极端自然灾害的应急设施、人员、资源配备存在缺陷,核安全专业实务,三、堆芯和燃料管理营运单位必须负责组织有关堆芯管理和厂区燃料装卸的全部活动，以保证燃料在反应堆中的安全使用及其在厂区转移和贮存期间的安全。必须制定措施，以保证反应堆所装载燃料的设计和富集度与国家核安全监管部门所批准的相符合。营运单位必须制定燃料及堆芯的采购、装载、使用、卸料和试验的技术条件和程序，必须根据设计要求制定装、换料大纲或堆芯管理大纲并上报国家核安全监管部门必须编写燃料和堆芯部件的管理程序，包括未辐照和已辐照燃料的转移、厂区内的贮存和向外发运的准备工作。未辐照和已辐照燃料的贮存方案必须按规定报送国家核安全监管部门批准未辐照和已辐照燃料的包装、运输和发送必须符合有关法规和适用的国际规则所有易裂变材料（包括未辐照和已辐照燃料）的贮存、辐照和转移必须按要求保存详细的的可核查账目，保存时间至少不短于管理规定的要求,核安全专业实务,四、安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查对核动力厂的安全运行来说是至关重要的。（维修、监督、检查活动的定义）营运单位必须制定并实施安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查大纲必须确定核动力厂所有的安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查的标准和频度，以保证构筑物、系统和部件的可靠性和有效性与核动力厂整个寿期内的设计要求始终保持一致必须根据下列因素确定单个构筑物、系统和部件的预防性和预测性维修、试验、监督和检查的频度：构筑物、系统和部件对安全的重要性其固有的可靠性所评定的运行时性能劣化的可能性和老化特性运行经验制造商的建议大纲必须包括安全重要构筑物、系统和部件的定期检查或试验，以证明其可靠性，并决定是否可保证NPP继续安全运行或是否有必要采取任何补救措施,核安全专业实务,四、安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查营运单位必须制定所有维修、试验、监督和检查工作规程。必须根据已制定的管理程序来对这些规程进行编制、审查、批准生效、发布和修改必须实施全面的工作计划和管理制度，以保证维修、试验、监督和检查工作得到恰当的授权并按照制定的规程进行工作管理制度必须保证：只有在指定的运行人员的批准下并符合运行限值和条件时，核动力厂设备才能停役供维修、试验、监督和检查。维修后，还必须对核动力厂的有关配置进行核查并记录在案。在异常事件后，营运单位必须重新确认由于异常事件可能受影响的部件或系统的安全功能和功能完整性。必要的补救措施必须包括适当的检查、试验和维修必须记录、保存和分析有关维修、试验、监督和检查的数据，以确认性能符合设计假设和对设备可靠性的预期,核安全专业实务,五、核动力厂修改核动力厂修改的原因可能包括：维持或者加强现有的安全措施，从而保持与当前设计的一致性或者改进当前设计；从核电厂故障中恢复正常；改进热性能或者增强核动力厂额定功率；增强核动力厂的可维护性，降低人员的辐射照射，或者降低核动力厂维修费用延长核动力厂的设计寿命核动力厂的修改包括：构筑物、系统和部件的修改运行限值和条件的修改指令和规程的修改上述各项的组合组织机构的变更,核安全专业实务,五、核动力厂修改影响到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件的修改，运行限值和条件的修改，以及原先由国家核安全监管部门批准的程序和其他文件的修改必须在实施前报送国家核安全监管部门批准：涉及核动力厂配置及运行限值和条件的修改，必须遵守HAF102核动力厂设计安全规定的有关规定。特别是，不得降低执行全部安全功能的能力。营运单位必须制定管理程序，以保证恰当地设计、审查、控制和实施所有永久性和临时性修改。该程序必须保证核动力厂安全分析报告以及适用法规和标准的要求得到满足；必须根据核动力厂工作管理制度和合适的试验规程进行核动力厂修改的实施和试验故；当一项特定修改确定为必要时，应该审查该项修改对于核动力厂安全的全部后果，并且应该确定修改的实体边界；在实施地点和有关控制位置都必须清楚明确地标明临时性的修改。必须把这些临时性的修改及其在所有运行工况下对核动力厂运行的影响明确地告知运行人员核动力厂运行管理者必须制定管理程序，已在修改、安装和试验后尽可能快地更新文件。核动力厂完成修改后投役前应该进行试验，以证明满足了设计意图。在修改以后，必须在恢复运行以前更新核动力厂运行所必需的全部相关文件（特别是值班运行人员的文件），并且人员必须进行相应培训；与核动力厂安全运行有关的组织机构方面的修改必须上报国家核安全监管部门。,核安全专业实务,六、辐射防护和放射性废物管理营运单位必须制定和实施辐射防护大纲，以保证在所有的运行状态下由于核动力厂的电离辐射或由于从核动力厂有计划地释放放射性物质所引起的辐射照射保持在规定的限值以下，并保持在合理可行尽量低的水平。该辐射防护大纲必须满足国家核安全监管部门的安全要求以及符合辐射防护和辐射源安全的有关国家标准。辐射防护大纲的编制必须基于对辐射防护的评价分析，并必须包括：辐射分区和出入口控制，包括关于当地的实际剂量率和污染水平；在制定预计有放射性危害情况下的运行规程和维修规程时的合作，以及必要时提供直接的帮助；检测仪表和设备人员防护设备厂区放射性监测和巡测人员、设备和构筑物的去污对环境的放射性监测和巡测对发运放射性物质的控制，包括固体放射性废物的转移和处置对放射性液体及气体释放的控制及监测,核安全专业实务,六、辐射防护和放射性废物管理营运单位的辐射防护职能部门必须具有足够的独立性和足够的资源，以便实施辐射防护法规、标准和规程以及安全工作实践并提出建议。所有的厂区人员都有责任实施辐射防护大纲中规定的照射控制措施。因此，必须特别强调对所有的厂区人员进行培训，使他们能了解放射性危害和必要的防护措施。营运单位必须通过监督、检查和监察来对辐射防护大纲的正确实施及其目标的实现进行核实，必要时必须采取纠正措施；所有可能受到职业照射的控制区及监督区人员的辐射照射都必须按有关国家标准的要求进行评价。剂量记录必须按要求保存；营运单位必须制定和实施放射性废物管理大纲。该大纲必须包括放射性废物的收集、分类、处理、整备、厂区运输和贮存、以及发运，并必须可供国家核安全监管部门查阅；按适当运行实践，必须将产生的放射性废物的活度和体积都保持在实际可行的最小量。营运单位必须对放射性排出流排放进行安全分析，证明所评定的对公众的放射影响和所受剂量保持在合理可行尽量低的水平。营运单位必须在初装料前把该分析报告上报国家核安全监管部门。批准的排放限值必须包括在运行限值和条件中。营运单位必须制定和实施监测和控制放射性排出流排放的规程，这些规程必须可供国家核安全监管部门查阅。营运单位必须制定和实施一个核动力厂附近地区环境监测的大纲，以便评价放射性释放对环境的放射影响。,核安全专业实务,七、运行经验反馈营运单位必须系统地评价核动力厂的运行经验，确保未遗漏安全相关的事件。营运单位必须获得并评价其他核动力厂的运行经验和教训，以作为借鉴。必须指定胜任的人员认真研究运行经验，以发现不利于安全的先兆，从而在出现严重情况之前采取必要的纠正行动。必须要求所有的核动力厂工作人员报告所有的事件，并鼓励报告与核动力厂安全有关的“几乎要发生的事件”。核动力厂的管理者必须及时地慎重地审查和响应这些报告。核动力运行管理者必须与设计有关单位保持适当联系，以向其反馈运行经验的信息及获得与处理设备故障或异常事件有关的建议。必须收集和保存运行经验的数据，以用作核动力厂老化管理、核动力厂剩余寿期评价，概率安全评价核定其安全审查的输入数据。,核安全专业实务,1.14 核动力厂运行的安全管理一、概述核动力厂运行的含义 1)运行：为实现核动力厂的建厂目的而进行的全部活动，包括维修、换料、在役检查及其他有关活动。3)运行状态：正常运行或预计运行事件两类状态的统称。4)事故工况：比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。5）正常运行：核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。6)预计运行事件：在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。,核安全专业实务,7)设计基准事故：核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值之内。8)严重事故：严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。9)事故管理 在超设计基准事故发展过程中采取的一系列行动：(1).防止事件升级为严重事故；(2).减轻严重事故的后果；(3).实现长期稳定的安全状态。,核安全专业实务,核安全专业实务,1.14 核动力厂运行的安全管理核动力厂运行状态（1）标准压水堆核电机组流程 机组流程图（图1-53）一回路（反应堆冷却剂系统）二回路（动力转换系统）机组可调Tave控制,核安全专业实务,机组可调Tavg控制核电机组控制系统的设计要保证具有负荷阶跃变化10%的变化能力，或在功率15%至100%负荷区间内，负荷能够以每分钟5%的速率线性变化，同时具有在50%功率下甩负荷不停堆的能力。机组功率水平改变是通过汽轮机控制系统根据选定负荷和负荷变化率，使反应堆功率跟踪汽轮机负荷变化而实现的。如果改变汽轮机负荷，则Tavg（反应堆冷却剂的平均温度）将按程序整定值变化。核电机组控制系统会测出Tavg这个变化，而移动控制棒，把Tavg恢复到程序整定值。由此，一回路和二回路的功率达到平衡。如图所示,核安全专业实务,如果改变气轮机的负荷，用Tavg（可调程序）控制系统来调整反应堆功率，使Tavg 保持程序整定值。增加气轮机的负荷将会使Tavg增加和蒸汽压力降低。控制系统可抽出控制棒来增加反应堆的功率并维持Tavg等于程序整定值。还可以利用气轮机和反应堆功率的前反馈信号，达到控制系统的最佳瞬态响应。由一回路到二回路动力转换的能量与温度差（即T）成正比。增加Tavg和Ts（蒸汽温度）之间的温差T，既可以通过提高Tavg，也可以通过降低Ts（从而降低蒸汽压力Ps）来实现。这样控制方式在全负荷下可产生满意的蒸汽参数，又可尽量少移动控制棒。,核安全专业实务,图：机组平均温度Tavg可调控制程序与特征(a)平均温度Tavg可调程序(b)平均温度可调程序特征A：反应堆控制系统；B：反应堆；C：稳压器；D:中子探测器；E：蒸发器；F：汽轮机；G：发电机；H：冷凝器；S:压力传感器；T；节流阀；Tc:冷段温度；Th：热段温度；Ts、Ps：蒸汽温度、压力；mc：一回路冷却剂流量；ms：二回路给水流量；1、2：一、二回路；y：温度或压力；x：功率负荷,核安全专业实务,机组运行模式：模式 是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与下列因素的一种组合：堆芯反应性状态，功率水平，反应堆冷却剂平均温度，和压力容器封头顶盖螺栓紧张程度，如表1-9所示,核安全专业实务,机组运行模式,（2）核动力厂技术规格书：核电厂运行的安全限值反应堆堆芯安全限值（表1-9 模式）：功率运行、启动下，热功率、RCS最高环路平均温度和稳压器压力的组合不超过规定的安全限值稳态、正常运行和预期事件期间不超燃料设计限值95%可信度95%概率不发生DNB，燃料中心温度熔点反应堆冷却剂系统压力安全限值：1-5模式，p18.86MPa,RCS的设计压力17.34MPa，运行压力不超设计压力的10%；所有RCS部件要在125%设计压力下进行水压试验，按ASME规范第XI篇要求进行实验安全系统整定值正常运行限制条件正常运行限制条件组成正常运行限制条件应用分类：分6类，条件i-条件vi监督要求应用分类：分4类，监督要求i-监督要求iv正常运行限制条件类别：9大类共计103个正常运行限制条件,核安全专业实务,1.14 核动力厂运行的安全管理标准技术规格书的正常运行限制条件要求共分9大类103个正常运行限制条件反应性控制系统（11）功率分布限值（4）仪表（9）反应堆冷却剂系统（19）应急堆芯冷却系统（6）安全壳系统（19）电厂系统（18）电力系统（10）换料操作（7）,核安全专业实务,（2）核动力厂运行安全监督定义：核动力厂运行安全监督包括检查和处理、处罚、强制命令，简称对核动力厂运行安全的检查和执法。依据：中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发实施细则之一附件一核电厂操纵员执照颁发和管理程序实施细则之二核设施的安全监督实施细则之二附件一核电厂营运单位报告制度其他国内、国际有关的核安全标准或文件等监督方式：核动力厂日常安全监督工作由国家核安全局地区监督站根据相关规定执行；专项安全监督任务由国家核安全局组织核安全检查组、核安全监督员和受委托的专家，在依法授权的范围内进行工作。,核安全专业实务,二、核动力厂营运单位申请获准或已获准经营和运行核动力厂并负责核动力厂安全的单位。1 总的要求作为许可证持有者，营运单位必须对核动力厂的安全运行负全面责任。营运单位可以把核动力厂的安全运行授权给核动力厂运行管理者，但仍必须保持对安全负有首要的责任。营运单位必须提供必要的资源和支持。核动力厂的管理必须保证核动力厂安全运行，遵守法律、法规要求。营运单位必须特别强调核动力厂的运行安全，必须贯彻安全第一的原则。核动力厂营运单位的组织机构必须适合核动力厂安全运行管理的特点，绝不可将管理非核动力厂的原有组织加以简单扩充来管理核动力厂。,核安全专业实务,核动力厂营运单位管理职能 A.决策职能，包括确定管理目标、确定核安全和质量政策、分配财力、物力和人力资源、批准管理大纲内容、制定使员工状态胜任其工作的制度、并根据实现管理目标过程中的业绩对上述各项制定必要的修改计划；B.运行职能，包括在运行状态和事故工况下为核动力厂运行做出管理决定和采取行动；C.支持职能，包括从厂内外组织获得为执行运行职能所需要的技术和管理服务及设施；D 审查职能，包括对履行运行职能和支持职能的情况进行严格监察，并进行设计审查。监察的目的在于验证是否符合核动力厂安全运行的规定目标，发现偏离、缺陷和设备故障，并为及时采取纠正措施及进行改进提供信息。审查职能还包括对营运单位的整个安全业绩进行审查，以便评价安全管理的有效性和确定改进的可能性。,核安全专业实务,必须建立并以文件确定组织机构，以保证履行实现核动力厂安全运行的职责A.在营运单位内部划清职责并授予职权；B.确定并验证管理大纲的满意实施；C.提供充分的人员培训；D.建立与国家核安全监管部门、其他有关部门以及地方政府的联络渠道，以处理好与安全有关的事宜；E.建立与设计、建造、制造、核动力厂运行和必要的其他（国内和国际）组织机构的联络渠道，以保证传递信息、专门知识和经验以及响应安全问题的能力；F.提供足够的资源、服务和设施；G.提供适当的公众咨询和联络渠道。,核安全专业实务,2.组织机构和人员职责行业主管单位的职责：A.负责所属核设施的安全管理，保证给营运单位必要支持、对其督促检查B.参与有关核安全法规的起草和制定、制定核安全的技术标准、向NNSA备案C.组织场内应急计划的制定和实施，参与场外应急计划的制定和实施；D.负责对所属NPP各类人员的技术培训和考核；E.组织核能发展方面的核安全科研工作核动力厂的运行管理者的职责：A.核动力厂经理的职责包括：实施营运单位的安全政策、建立和维持健全的安全文化、管理和验证安全相关活动B.在厂区的主要行政人员是经理（厂长），是许可证持有者在厂区的代表，对安全运行负全面责任C.经理负责保证遵守营运单位和国家核安全监管部门的要求，涉及公众信息活动和保持与地方政府的关系D.如果经理不直接管理外部提供的服务，应规定职能关系，分清两部分责任E.在职能完全或部分不能直接管理下，NPP经理仍然要以文件的方式促进满意执行源于这些职能的NPP活动；F.每个单位的高层经理应了解和支持提高参与NPP活动的所有人员管理的技术技能要求，使他们达到完成指派任务的必要程度；G.经理应在安全管理所有方面对所有人员建立标准和要求。自身符合并帮助理解标准和要求是合适的H.分派安全职责时，经理应保证人员胜任及有适当资源有效履行安全职责I.基层经理应负责在其管理下的所有操作的安全。组织机构需要反映基层经理对安全管理的责任、特殊要求、明确规定单位内经理和管理部门的任务、职责和权力，并且应互相协调一致,核安全专业实务,运行人员的职责A.根据运行限值和条件、已生效的文字程序和成功实践确保NPP安全可靠运行B.必须牢记运行人员的活动对反应堆及其有关系统的状况有直接影响，后果是直接的。在人员挑选、培训与再培训及授权时必须考虑。C.运行部门的运行人员主要有运行值组成。运行值的数量必须根据当地条件来确定。每个运行值的构成可依NPP的类型、机组数量、核安全管理要求以及应急计划的规定而定D.运行人员有四个职务级别：运行负责人、值长、操纵员和现场操纵员。此外，营运单位必须系统地审查那些可能是安全重要的、在组织机构及管理安排上的变动，并必须提交给国家核安全监管部门审查。,核安全专业实务,3.NPP运行人员资格、培训和考核资格和培训营运单位应该制定培训和资格大纲，对NPP安全监督、运行和维修重要的职能只能任用合格人员。对各类人员，应要求通过教学、经验和正式培训来提高和保持适当的能力核动力厂操纵人员执照考核管理分操纵员执照和高级操纵员执照两种。持前者人员可担任操纵核设施控制系统的工作，持后者人员可担任操纵或指导他人操纵核设施控制系统的工作。核设施主管部门或其委托的单位负责对执照申请人进行考核，NNSA负责监督、核准并发照。执照有效期两年，延长必须办理缓发新证的手续。持照人离开本职工作岗位6个月，原有执照自动失效。违反规定者，NNSA可收回或吊销其执照操纵人员执照考核管理办法通过考核后，才能向NNSA提出取（换）照申请。执照考核及资格审查工作由核行业主管部门统一管理。各核电厂成立“核电厂操纵人员考评委员会，”具体负责所在核电厂的操纵员执照考核工作。,核安全专业实务,1.14 核动力厂运行的安全管理三、核动力厂调试1 核动力厂调试要求 1)尽管新核动力厂的供货有合同安排，营运单位仍应该确保制定和实施全面的调试大纲，以证明核动力厂已按规定建造，并能以安全方式运行。2)鉴于营运单位在以后的核动力厂运行中所起的作用，它应该验证调试大纲已尽可能彻底地核查了核动力厂的特性，特别是调试大纲应该：证实所建核动力厂与安全分析报告中的规定相一致；保证核动力厂满足国家核安全监管部门的要求；证实运行规程的正确有效，并给运行人员提供了提高工作能力的机会；为验证实施管理大纲的措施的适用性提供必需的资料和数据。3)当调试活动由供货方或其他部门负责承担时，营运单位应该对各阶段调试活动的审查和批准做出必要的安排。4)在完成一个阶段的工作，并转移到下阶段工作前，营运单位应该得到国家核安全监管部门的批准。,核安全专业实务,2 核动力厂主要调试阶段 必须把核动力厂的调试大纲划分为几个阶段。目的是指明在每一个阶段内预期要完成的一组试验，并确定在继续下一阶段试验前必须完成试验结果审查的“审查点”。审查应该对调试是否能进入下一阶段做出判断，并应根据试验结果的结论或因本阶段的一些试验没有进行或未完成等情况对下一阶段的调试大纲是否应该进行做出判断。核动力厂的调试分为几个阶段:1)A阶段：预运行试验；2)B阶段：装料，初始临界和低功率试验；3)C阶段：功率试验。,核安全专业实务,3 核动力厂首次装料 1)核燃料运到厂区前，必须做出适当的应急安排，在核动力厂首次装料以前必须保证完成全部应急准备。2)在核动力厂首次装料以前，必须进行应急演习以验证应急计划。3)只有在完成营运单位和国家核安全监管部门认为必需的全部运行前试验，并且试验结果获得营运单位和国家核安全监管部门两者的认可后，才允许进行初始装料。4)必须在国家核安全监管部门批准首次装料后，营运单位才可以首次向堆芯装载核燃料，进行带核燃料的调试。此项批准是在安全分析报告及调试大纲等文件的基础上进行的。5)为了确认核动力厂已准备好堆芯初始装料，必须在装料前预先规定系统、设备、文件和人员的先决条件。必须在安全分析报告和核安全管理要求的基础上明确地陈述这些先决条件，并记录在文件上。为了确认运行规程的适用性及其质量，必须验证运行规程以保证其技术上的正确性，并且确认运行规程以保证其在安装的设备和控制系统上的可使用性。验证和确认工作尽可能在堆芯装料前进行。6)营运单位必须对放射性排出流排放进行安全分析，证明所评定的对公众的放射影响和所受剂量保持在合理可行尽量低的水平。营运单位必须在初始装料前把该分析报告上报国家核安全监管部门。批准的排放限值必须包括在运行限值和条件中。,核安全专业实务,四、核事件分级和报告制度1 核事件分级INES（INEN: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（以下简称IRS）。,核安全专业实务,INES的有关规定适用于核电厂、研究堆和其它民用核设施以及在国际核事件分级用户手册中所规定的事项；IRS的有关规定适用于核电厂。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。,核安全专业实务,2 核行业主管部门核事件报告管理办法为了保持与国际原子能机构在INES和lRS方面的联络畅通，由国家原子能机构负责我国在这方面的协调工作。国家原子能机构职责 A 国家原子能机构指定INES国家协调员和IRS国家协调员负责INES和IRS的国内有关 工作，国家协调员任期3年。B 在国家原子能机构的领导下，成立INES和IRS国家工作组（以下简称工作组）。工作组由核行业主管部门。核安全监督部门及有关集团公司和核电厂等单位的代表组成。C.工作组设技术支持单位。技术支持单位的主要职责是参与INES和IRS有关工作，为INES和IRS活动提供技术支持，建立INES和IRS信息库，进行INES和IRS信息分析和反馈工作。D.在工作组的指导下，核设施营运单位应该明确核事件分级和报告的责任部门，负责INES核事件分级和IRS报告的具体有关工作。E.国际原子能机构要求各成员国应将安全上有重要意义的运行事件报国际原子能机构，在成员国之间进行经验反馈和交流，以防止严重事件或事故的发生或重复发生。,核安全专业实务,IRS国家工作组在IRS方面的主要职责A.IRS国家工作组负责组织协调与IRS工作有关经验反馈工作；B.负责组织筛选和整理IRS报告有关的工作并上报国际原子能机构；C.负责接受和分送国外的IRS报告。,核安全专业实务,IRS有关工作的管理程序 核电厂应及时总结运行事件的根本原因、经验教训并提出纠正措施。选择重要的或具有普遍意义的运行事件（特别是人因事件），按IRS报告的格式和要求用中英文分别填写IRS报告；一般要求每台机组每年至少申报一份IRS报告；核电厂将IRS报告报工作组秘书处：A.IRS国家协调员负责筛选和初审IRS报告；B.申报的IRS报告经国家原子能机构审查同意后，由IRS国家协调员签发，通过国家原子能机构报国际原子能机构，并抄送国家核安全局和有关单位；C.IRS国家协调员负责向有关单位分送IRS报告;D.IRS报告内容主要供核行业主管部门、核安全监督部门和核电厂参考，用于提高核电厂的安全性和可靠性;E.按国际原子能机构规定，IRS报告含有技术机密内容不得对外，不得用于公开发表；F.我国IRS国家协调员对外承担保密责任。各接受IRS报告的单位应严格按照保密文件进行管理，防止发生失密、泄密事件。,核安全专业实务,3 国家核安全局运行事件报告管理办法（1）核动力厂运行事件报告准则在核动力厂试验和运行期间，发生下列核动力厂运行事件报告准则的各类事件时，营运单位应该向国家核安全局和所在地区监督站报告。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）,核安全专业实务,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；iv.缓解事故后果 G 放射性失去控制的事件；i 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；ii 其他事件。,核安全专业实务,核动力厂运行事件通告 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。核动力厂运行事件报告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。,核安全专业实务,五、核动力厂事故停堆管理 1 启动事故运行规程和应急程序 事故停堆发生时，立即启动事故运行规程。同时，根据电厂厂址及系统等各方面特性制定的应急行动水平（Emergency Action Levels,简称EAL），作为确定应急状态等级的基础和执行相应应急响应行动的启动条件，启动事故应急执行程序。2 事故停堆管理原则 防止事件升级为严重事故；减轻严重事故的后果；实现长期稳定的安全状态。3 事故后果补救 事故后果可能造成重大放射性区域污染，污染会给居民和环境带来灾害。事故后果补救管理措施应该有计划地在核安全法规框架内实施。原则是要有利于事故危害的补救；并提供适宜防护安排使社会公众受到损害最小。,核安全专业实务,六、核电厂定期安全审查在核动力厂整个运行寿期内，考虑到运行经验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息，营运单位必须根据管理要求重新对核动力厂进行系统的安全评价。对核动力厂进行系统的安全重新评价必须采用定期安全审查的方式。审查策略和需评价的安全要素必须由国家核安全监管部门批准或同意。必须用定期安全审查的方式来确定现有的安全分析报告仍保持有效的程度。定期安全审查必须考虑核动力厂的实际状况、运行经验、预期的寿期末状况、目前的分析方法、适用的规定、标准及科技水平。,核安全专业实务,定期安全审查的范围必须覆盖运行核动力厂的所有安全方面，还应包括应急计划、事故管理和辐射防护。为了补充确定论评价，必须考虑使用概率安全评价(PSA)来作为定期安全审查的输入，以便了解核动力厂各个不同方面对安全的相对贡献。根据系统的安全重新评价的结果，营运单位必须实施必要的纠正行动和合理可行的修改，以符合适用的法规和标准。定期安全审查结果应用：证实核动力厂或单个物项在规定的预期运行时间内能够安全地运行；确定和评价在规定时间内能限制安全运行的因素；修改现有的安全分析报告，以符合当前的安全标准和要求；提供延长寿命研究的输入数据。,核安全专业实务,七、核动力厂退役在核动力厂关闭以前，营运单位必须尽早对核动力厂的退役做出适当的安排（包括财政安排），并必须尽早由国家核安全监管部门批准该退役安排。这些安排必须满足核动力厂退役的有关安全要求。在核动力厂整个运行寿期内，营运单位必须考虑到最终退役方面的需要。为了有利于计划退役，必须记录核动力厂在修改和维修活动中处理污染的或经辐照的构筑物、系统和部件的情况。核动力厂退役安全要求：（1）.对退役来说，在处理易裂变材料和处理放射性存留物时，必须采用等同于核动力厂运行时应用的标准。,核安全专业实务,（2）.必须制定核动力厂退役安全分析报告，以便为不同的退役阶段提供安全论证。必须仔细审查安全分析报告以便确定退役期间的运行限值和条件、监督及检查要求。采取的措施应该与所评价的风险相称。（3）当进入给定的退役阶段，必须满足相应的运行限值和条件的要求。必须保存诸如描述和图纸这样的记录直至无须执行进一步的安全功能或不存在安全方面的危险为止。（4）在核动力厂的设计阶段通常应该完成一个概要的退役计划。必要时在运行阶段根据运行经验和退役技术最新的进展对该计划做出修改。（5）管理者应该保证已经考虑了所有退役方案和制定了退役策略。在对最终方案做出决定以前，应该考虑影响所有方案的因素。全面的退役计划应该包括核动力厂所有的退役阶段，从退役开始直到场区及其邻近区域变得适合其预期的用途。（6）所有与将来退役有关的重要资料都应该适当记录、分类保留和贮存，以便于将来使用时检索。,核安全专业实务,清华大学核研院 周志伟联系方式:邮件：电话：Thanks！谢谢！,核安全专业实务,