核安全专业实务第一章.ppt
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1、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
2、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:
3、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
4、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
5、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
6、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
7、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
8、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
9、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
10、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
11、。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
12、、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
13、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
14、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
15、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
16、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
17、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
18、,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
19、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
20、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
21、,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
22、。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
23、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
24、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
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- 安全 专业 实务 第一章
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