核电厂维修规则实施大纲编制指南

核电厂维修规则实施大纲编制指南
核电厂维修规则实施大纲编制指南

核电厂维修规则实施大纲编制指南

前言

国家核安全局发布的《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,对核电厂营运单位维修有效性评价体系建立与应用提出了指导。为使技术政策的有关要求得到有效实施,核电厂营运单位宜制定《核电厂维修规则实施大纲》,对维修规则的具体方法、实施流程以及职责等内容进行规定。

国家核安全局制定《核电厂维修规则实施大纲编制指南》,旨在指导与规范核电厂营运单位《核电厂维修规则实施大纲》,以及《核电厂维修有效性定期评价报告》《核电厂维修活动风险分析与管理评价表》等核电厂维修有效性评价体系的其它相关文件的编制。

本指南适用于压水堆核电厂,其它类型核动力厂也可参考。— 2 —

1 大纲的目的

本章应简要描述核电厂营运单位编制维修规则实施大纲的目的。

2 大纲中的术语、定义与缩略语

本章应描述维修规则实施大纲中涉及的主要术语,并给出定义。如维修规则、维修有效性等。

本章还应列出维修规则实施过程中各技术流程以及报告中涉及的缩略语,具体可参考如下格式:

缩略语英文中文MREP Maintenance Rule Expert Panel 维修规则专家组MRC Maintenance Rule Coordinator 维修规则协调人

概率安全评价/分析PSA Probabilistic Safety Assessment

(Analysis)

3 大纲的适用范围

本章应描述核电厂维修规则实施大纲的适用范围,确定维修规则在核电厂的实施范围,包括机组、系统以及相关的管理体系等信息。

4 组织与职责

本章应描述核电厂营运单位实施维修规则的组织机构及其职责。

4.1 组织机构

本节应描述核电厂营运单位为开展维修规则工作所建立的组织

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机构,包括涉及的部门以及组织。考虑到开展维修规则工作的通常模式,如有必要时,核电厂营运单位应组建维修规则专家组,明确相关职能与职责,规定运作方式,并制定维修规则专家组的工作程序。

4.2 职责要求

本节应描述核电厂营运单位涉及维修规则工作的各部门及组织和相关人员的职责要求。

在核电厂实施维修规则时,通常涉及总经理/副总经理、各技术领域的项目经理或类似岗位、维修规则协调人、维修机构和人员、设备管理机构和人员、维修规则专家组、技术负责机构和人员、运行生产部门和人员以及生产计划机构和人员等组织机构及岗位,本节应明确规定上述涉及部门和人员的相应职责,以及相关人员的资格要求等。

如:维修规则协调人

●负责组织和召开MREP 定期/不定期会议;

●负责维护和管理维修规则相关的技术导则等文件;

●通过审查性能指标定期监测报告和预防性维修工作记录,预判潜在的维修规则功能故障(MRFF);

●将新发生的可通过维修预防的功能性失效(MPFF)与历史发生过的MPFF 进行比较,以筛选出重复发生的MPFF;

●在每个换料周期,进行核电厂维修有效性的定期评价,编写评价报告;

●维修规则协调人应满足如下人员资格要求:

? ……

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? …… 此外,在核电厂维修规则实施大纲中还应规定核

电厂开展维修

规则工作的相关人员培训与考核的要求。

5 维修规则的实施

本章应描述实施维修规则的构筑物、系统和设备范围界定、风险重要类确定、性能指标设定、性能指标监测、a(1)纠正行动与目标制定、定期维修有效性评价、维修活动的风险评价与管理等内容。

5.1 界定构筑物、系统和设备范围

本节应描述确定维修规则范围内构筑物、系统和设备的方法、流程,以及筛选原则,如果采用专家判断或其它方法确定,则需要将判断过程,如专家组会议纪要、分析计算报告等形成文件,必要时作为筛选清单的附件。

核电厂营运单位可根据自身及行业的运行经验开展核电厂维修规则范围内构筑物、系统和设备筛选,主要使用的筛选准则应包括如下内容:

(1)包括所有安全构筑物、系统和设备;

(2)部分非安全构筑物、系统和设备:

●最终安全分析报告中给出的用于缓解事故或瞬态的非安全构筑物、系统和设备;

●事故规程中使用到的用于缓解设计基准事故与选定超设计基准事故的非安全构筑物、系统和设备;

●失效后会妨碍安全功能执行的非安全构筑物、系统和设备;

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可能导致反应堆紧急停堆、汽轮机跳闸或触发安全系统动作的非安全构筑物、系统和设备。

核电厂营运单位在开展构筑物、系统和设备筛选时可以对上述筛选准则进行更进一步的解释和说明,增加筛选过程的可操作性与过程记录的完整性和清晰程度。

筛选出的最终构筑物、系统和设备清单可作为大纲附录,其格式可参考本指南附录3 的表格。

5.2 确定风险重要类

本节应描述确定构筑物、系统和设备风险重要类的分析方法,如利用概率安全分析方法,根据对堆芯损伤频率的贡献以及风险减少重要度(RRW)、风险增加重要度(RAW)等有效地确定构筑物、系统和设备风险重要类。如果采用专家判断或其它分析方法,需要说明其适用性,并将专家判断的过程和结论文件化,必要时作为附件,使之可供监督检查。

本节应对所采用PSA 方法的重要度准则进行说明,包括重要度准则的取值、PSA 模型范围、基本事件和重要度对照表等,并描述确定风险重要类的流程、步骤。

确定的风险重要类清单可作为大纲附录,其格式可参考附录 4 表格。

5.3 设定性能指标

本节应描述实施维修规则过程中性能指标设定的流程、性能准则的参数选取原则、以及性能指标设定的原理和方法。维修规则中,根据风险重要类和系统的运行/备用状态,在设定性能指标时将其分成了四类,即风险重要且备用、风险重要且运行、非风险重— 6 —

要且备用和非风险重要且运行,并根据不同的类型确定不同的指标层级。表1 给出了性能指标设定层级与风险重要类的关系。

表1 性能指标层级设定与风险重要类关系表

对采用的状态参数(如振动、温度、压力等),需要在对其合理性和适用性以及状态参数的选取、取值描述清楚,并且需要记录性能准则的变更。

本节应描述性能指标设定后(包括单个性能指标和核电厂全部的性能指标)对电厂的风险影响评价,保证制定的性能指标符合核电厂安全目标的要求。

本节应描述对性能指标参数进行调整的方法、原则和考虑因素。

性能指标设定的结果可作为大纲附录,其格式可参考附录5 表格。

5.4 性能指标监测

本节应对滚动时间范围内的性能指标的持续监测和趋势跟踪做出安排,确定性能状态不满足设定的性能指标时构筑物、系统和设备纳入a(1)管理范围的性能判定准则,评估性能状态满足设定的性能指标时构筑物、系统和设备在a(2)管理范围下对预防性维修工作的绩效,包括预防性维修工作的有效性以及预防性维修工作调整的要求。

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5.5 a(1)纠正行动与目标制定

本节应描述纳入a(1)管理范围构筑物、系统和设备的监督审查内容,包括但不限于将构筑物、系统和设备纳入a(1)管理范围的原因,并开展风险评估,制定纠正行动,重新设定性能指标与目标等内容。应描述设备失效的原因分析和采取的纠正行动,制定构筑物、系统和设备的目标,并对其性能趋势进行监测,确定返回a(2) 管理范围的条件等内容。

5.6 定期维修有效性评价

本节应描述对每个换料周期的维修活动进行有效性评价的内容。包括:a(1)管理范围内的构筑物、系统和设备开展的目标设定和监测,评价其设备性能及趋势,并对其进行目标设定和制定纠正措施,以及对新进入a(1)管理范围的构筑物、系统和设备进行管理,评价其纠正措施有效且监测目标达成的情况;对a(2)管理范围内的构筑物、系统和设备评估其性能指标是否需要调整或改进,并评价其性能指标的有效性。

本节应描述针对MPFF 所采取的纠正行动是否有效或导致性能降级的情形,并对行业的运行经验进行评估,以确定性能指标的合理性的要求。

本节应描述对可靠性/可用性之间的平衡和优化进行评价的要求,包括对a(1)和a(2)管理范围的构筑物、系统和设备开展可靠性/可用性之间的平衡和优化。应在定期评价报告中详细描述维修有效性定期评价的结论。

核电厂维修有效性定期评价报告的格式与内容可参考附录1。

5.7 维修活动的风险分析与管理评价

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本节应描述核电厂营运单位在执行维修活动时开展风险分析和管理评价的相关流程,包括确定需要开展风险评价的维修活动的范围、PSA 模型、风险评价方法和流程,确定风险管理的阈值和各阈值情况下的风险管理措施,建立风险评价模型的管理程序,以及定期对评价模型进行更新、升级和维护。

维修活动风险分析与管理评价的格式与内容可参考附录2。注释:如果核电厂营运单位对实施维修规则的构筑物、系统和设备范围界定采用a(1)和a(2)的划分,应将划分定义放在第二章中。

考虑《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》中并未对a(1)和 a(2)进行定义,但在实际工作中需要经常用到,特做如下说明,供参考。

a(1):核电厂营运单位必须监测核电厂系统、构筑物和设备的性能或状态,以满足设定的目标,确保维修规则范围内的系统、构筑物和设备能够执行其预期功能。当构筑物、系统和设备的性能或状态不能满足设定的目标时,必须采取适当的纠正行动。

a(2):通过执行适当的预防性维修活动能有效控制某个构筑物、系统和设备的性能或状态,使其能执行预期功能,而不必执行a(1)的相关要求。

6 参考文件

本章应列出维修规则实施大纲编制过程中参考的文件,包括法律法规、强制性国家标准、部门规章、核安全技术政策、导则、推荐性国家标准、核电厂安全分析报告、技术规格书等。

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附录1

核电厂维修有效性定期评价报告的格式与内容

1 概述

1.1 目的

本节应列出维修有效性评价的目的。如:根据《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,实施维修规则的核电厂营运单位应定期评价维修规则实施效果,以便于对维修规则的实施进行调整、完善和优化,通过明确有效性评价应包含的内容和要求,保证维修有效性评价工作的效果。

1.2 范围

本节应列出核电厂营运单位确定的有效性评价范围,即构筑物、系统和设备的评价范围。

2 维修有效性评价实施

2.1 有效性评价计划

本节应说明本次维修有效性评价的周期。核电厂营运单位需在每个换料周期至少进行一次维修有效性评价。

2.2 有效性评价内容

本节需列出本周期内维修有效性评价的主要内容,应包括但不限于以下方面:

(1)目标设定和纠正措施的执行情况;

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(2)《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》中性能指标监测的3 个条款;

(3)行业经验的使用;

(4)可用性和可靠性指标的平衡和优化。

3 构筑物、系统和设备性能状态满足设定性能指标的评价

本章应对厂级性能指标和构筑物、系统和设备性能指标的设定进行评价,并给出主要结论。若电厂采用了行业运行经验,还应进行运行经验适用性的评价。如有必要,本章可分小节列出评价内容和主要结论。

4 构筑物、系统和设备性能状态不满足设定性能指标的评价

本章至少应包含以下评价内容:a(1)管理范围的构筑物、系统和设备目标设置;监测周期内从a(2)转入a(1)管理范围的构筑物、系统和设备状态;监测周期内从 a(1)转入 a(2)管理范围的构筑物、系统和设备状态;监测周期内始终处于a(1)管理范围的构筑物、系统和设备状态;并给出主要结论。如有必要,可分小节列出评价内容和主要结论。

5 纠正行动执行的评价

本章应评价不满足性能指标时相应纠正行动的执行情况,并给出主要结论。若本维修有效性评价周期内没有采取纠正行动,本章内容可空白。

6 可用性和可靠性平衡优化的评价

本章应列出核电厂在本次维修有效性评价周期内构筑物、系统和设备可用性和可靠性的平衡优化的评价工作,并给出主要结论。

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7 结论本章应列出本评价周期内核电厂维修有效性评价的主

要结论。8 缩略语

本章应对报告中出现的缩略语进行说明。

9 参考文献本章应列出报告中引用的参

考文献。

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附录1-A

维修规则内构筑物、系统和设备状态转换表

本附录列出核电厂维修规则范围内构筑物、系统和设备性能指标状态转换的信息。

表 1-A-1 维修规则范围内构筑物、系统和设备性能指标状态转换清单

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附录2

维修活动风险分析与管理评价表

表 2-1 维修活动风险分析与管理评价表

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附录3

确定维修规则范围的构筑物、系统和设备清单

表 3-1 维修规则构筑物、系统和设备筛选清单

表 3-2 维修规则构筑物、系统和设备范围内设备清单

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附录4

风险重要类确定结果

表4-1 维修规则MR 功能重要类确定结果

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核电站SOP事故规程原理

核电站SOP事故规程原理 【摘要】本文从核电厂EOP事故规程的基本原理开始介绍,根据美国三哩岛核事故的重要反馈,说明了EOP事故规程存在的不足和向SOP过渡的必然性。后对基于状态导向法的SOP事故规程的原理及优缺点做了重点阐述。 【关键词】EOP;三哩岛;SOP;事故规程;优缺点 1 以单一事件为导向的EOP事故规程 大亚湾核电站和岭澳一期核电站目前使用的EOP事故规程(即事件导向法事故规程),其基本原理为:当主控室出现始发事件后,反应堆操纵员、二回路操纵员和协调员同时执行各自的事故规程。他们根据诊断规程的指引并收集控制室提供的信息进行诊断,判断机组当前出现的事故类型,然后进入以下的事故规程采取相应行动处理事故:1)故障和设计基准事故规程;2)用于超设计基准事故的规程;3)用于极限运行工况的应急运行规程。在此期间,值长/安全技术顾问应用他们的故障或事故期间连续监测规程对机组进行定期的不间断的监督。 2 从EOP切换至SOP的必要性 1979年3月28日,美国三哩岛核电站二号堆发生堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故,暴露出EOP程序存在局限性,很难适应复杂或难以确定的情况,在事故处理时可能对核安全带来严重的负面后果。 EOP事故规程主要问题有以下几方面:1)事故处理策略基于初始诊断,当诊断失误时无法采取纠正措施;2)事故工况恶化时难以进行处理(安注或喷淋启动除外);3)事故处理策略只适用于单一事故,规程本身无法处理叠加事故;4)对于设计时没有考虑到的事故则没有EOP程序可供使用;5)事故处理策略只适用于单一事故,对于设计时没有考虑到的事故则没有EOP程序可供使用;6)很少或者没有考虑在执行规程过程中可能存在的人为失误。 根据美国三哩岛核事故的经验反馈,为了消除EOP程序使用和安全上的局限性,法国在80年代初,开始研究状态逼近法事故规程(SOP),其目标是在事故处理过程中避免以上EOP事故程序存在的问题,即:能够处理叠加事故;在出现诊断失误或人为失误时能进行诊断修正;能使用较少的程序覆盖尽可能多的事故;可以覆盖更严重的事件。 3 基于状态导向法的SOP事故规程 SOP事故规程最主要的特点是LOOP结构(环状结构,如下图所示的SOP 程序的原理图)及对机组状态的定期诊断。通过LOOP结构及定期状态诊断,操纵员可以检查他们是否正在使用正确的程序,当出现非预期的故障时能够及时响应,并能改正自身造成的错误或纠正可能的疏忽。

核电厂运行阶段的技术状态管理体系的建立

核电厂运行阶段的技术状态管理体系的建立 发表时间:2018-05-14T16:55:04.020Z 来源:《电力设备》2017年第35期作者:裴倩 [导读] 摘要:技术状态管理目的在于维持电厂的设计要求、实体配置和配置信息这三个要素的一致性,从而实现电厂安全可靠地运行。 (三门核电有限公司浙江台州 317112) 摘要:技术状态管理目的在于维持电厂的设计要求、实体配置和配置信息这三个要素的一致性,从而实现电厂安全可靠地运行。在INPO、IAEA等机构对技术状态管理研究的基础上,结合三门核电一期工程实际情况和对标成果,探讨了如何建立核电厂运行阶段的技术状态管理体系,为其它电厂的技术状态管理提供一定的参考和借鉴。 关键词:技术状态管理;设计要求;实体配置;配置信息;基准技术状态 1概述 技术状态是指某个产品或项目在其整个生命周期内的功能特性和物理特性的集合。近年来,技术状态管理逐渐在核电领域开始推广和应用。20世纪末,为了改进核电厂的对标效果,美国核能研究所(NEI)、电力公司成本管理组织(EUGG)和核电运行研究所(INPO)合作定义并发布了标准核电业绩模型(Standard Nuclear Performance Model,SNMP),对技术状态管理流程进行了描述[1][2]。IAEA已分别在2003和2010年的报告中建议将技术状态管理应用于核电领域,并强调了技术状态管理对电厂安全的影响[3][4]。对于运行电厂来说,技术状态管理目的在于提供一种规范的管理方法,维持核电厂设计要求(Design Requirements)、实体配置(Physical Configuration)和配置信息(Facility Configuration Information,FCI)这三个要素的一致性(如图1-1所示),以使业主、运行人员和监管部门对于构筑物、系统和设备(SSCs)能实现其功能并支持电厂安全可靠运行具有足够的自信,并使电厂实现其在公众安全和环境保护方面的承诺。技术状态管理主要包括基准技术状态(Reference Configuration,RC)管理和技术状态流程管理即变更管理两大部分内容。 技术状态标识的目的在于确认技术状态项,并用文件等记录形式表示出其功能特性和物理特性的过程,电厂的技术状态项为构筑物、系统和设备(SSCs)相关的设计信息和配置信息。 设计信息分为以下四个层次:设计准则(Design Criteria)、法规、标准、分析等,设计基准(Design basis),设计要求,设计输出。 配置信息(Facility Configuration Information,FCI)用于记录与设计要求或设计基准相关的数据或结果的信息,及其他与电厂构筑物、系统和部件相关信息。 电厂配置信息的管理内容包括配置信息范围的确定和分级管理方法。按电厂配置信息的内容可将电厂配置信息分为两类,第一类是设备信息、计算机软件清单、定值清单、标志标牌等基本配置数据或数据库,第二类为工程设计、采购规格书、运行规程、维修规程、试验、培训等应用配置信息。电厂配置信息也可以以文件、数据库或信息系统等方式存在。根据失效对安全的影响和后果等潜在风险因素,以及对电厂运行和维修支持的重要性,将电厂配置信息分为关键和非关键两类。当配置信息需要变更时,为提高资源管理效率,在实体配置变更之后,构筑物、系统和设备恢复之前(复役前)更新关键FCI,而非关键FCI可以在电厂实体配置已经变更后更新。 3.变更管理流程 结合技术状态管理基本流程,三门核电一期工程实际情况和对标电厂实践经验,开发了以下技术状态管理的具体流程即变更管理流程,如图3-2所示,主要包括变更申请、变更的开发和审查审批、变更实施和验收、影响文件修订和关闭等几个基本环节。 按流程不同将变更分为以下5大类:配置信息(FCI)变更、等效性变更、重要设计变更、小设计变更和临时变更。配置信息(FCI)变更是指只修改电厂的配置信息,不影响设计要求和实体配置的变更。等效性性变更是指不涉及设计变更的物项替代。设计变更是当用于确保执行设计基准功能或/和确保与执照基准一致的技术要求发生变更时采用设计变更,根据变更的复杂程度、变更范围和费用等可将设计变更分为重要设计变更和小设计变更,如变更在短期内将要移除则为临时变更。 4.总结 国内大部分电厂目前一般只有变更管理的流程,但没有建立完整的技术状态管理体系,在基准技术状态管理方面尤其欠缺。本文从INPO、IAEA和国外对标电厂对技术状态管理的研究和经验中总结出了一套适用于运行电厂的技术状态管理方法,涵盖了基准技术状态管理、变更流程管理两大部分内容等内容。为核电厂运行阶段的技术状态管理体系建立以及AP1000群堆电厂的技术状态管理提供一定的参考

运行核电厂生产事故调查规程

运行核电厂生产事故调查规程中国核工业集团公司

运行核电厂生产事故调查规程 目录 1 总则 2 事故(事件) 2.1 事故分类 2.2事故等级表 2.3事故归属 3 事故调查 3.1前期工作 3.2事故调查组 3.3调查程序 4.事故报告 4.1 即时报告 4.2 事故调查报告 4.3 报告期限 5.附则 附件1: 国际核事件分级表 附件2: 辐射事故分级表

1 总则 1.1 为贯彻"安全第一,预防为主"的方针,通过对核事故(事件)、辐射事故、人员伤亡事故、火灾和设备损坏事故的调查分析和统计,总结经验教训,研究事故规律,采取预防措施,减少事故发生,特制定本规程。 1.2本规程适用于中国核工业集团公司(以下简称集团公司)所管理的核电厂安全生产事故的调查。 1.3事故调查处理应当按照实事求是、尊重科学的原则,及时、准确地查清事故原因,查明事故性质和责任,总结事故教训,提出整改措施,并对事故责任者提出处理意见。 1.4事故报告要及时、准确、完整;事故分析应与设备可靠性分析相结合,全面评价安全水平。 1.5任何单位和个人不得阻扰和干涉事故调查处理工作,对违反本规程、隐瞒事故或阻碍事故调查的行为有权越级反映。 1.6本规程用于集团公司内部安全管理,其事故定义、调查程序和考核项目不作为处理和判定民事责任的依据。 1.7 核电厂应根据本规程的要求,制定相应的安全生产事故调查程序。 2 事故(事件) 2.1 事故分类: 2.1.1核事故(件):指符合IAEA国际核事故(件)INES分级表(见 附件1)中2级及以上的事故(件);或集团公司和核电厂根据事件的性质及其后果确定为对安全、经济有影响的重大事件,

核电厂运行风险管理

核电厂运行风险管理 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出,其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险,并在此基础上有效控制风险,用最经济合理的方法来综合处置风险,实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险,因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全,核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则,采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险,后果又十分严重,因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后,充分利用世界上核电厂风险管理的经验,并通过自身实践的检验建立了风险管理体系,在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理

根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求,界定出不同机组状态必须可用的系统和设备,对每一状态都制定了静态检查点试验规程,对状态变化则制定了动态检查点试验规程。静态检查点试验是对机组停留在某一标准状态时所进行相关的试验,要求操纵员每班(8 h)实施1次,以便通过试验及时发现人因或设备的偏差;动态检查点则是为了确保反应堆状态转变时,安全相关系统和设备满足技术规范的要求。无论是静态检查点还是动态检查点,都是从保障核安全的3大功能来考虑的,控制点的释放必须由安全评价会议或当班安全工程师批准。 在机组换料大修期间,通过实行运行主隔离管理,将机组系统或设备停运、复役和隔离活动用同一主隔离文件反映。即用运行规程控制机组状态,用隔离计划管理系统的隔离与复役,使主控室操纵员在控制机组状态的同时控制系统的主隔离活动。因全部运行活动控制归一,从而杜绝了隔离经理与主控室操纵员信息不一致而可能导致的人因失效。 1.2 风险指引型的核安全监督 大亚湾核电厂安全工程师岗位的设置源于法国核电厂的实践。安全工程师独立于运行值而对机组安全状态实施监督和控制,其职责是

核电站运行-复习大纲整理版

第一章绪论 1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。 (1)反应堆临界(2)产生大量放射性物质(3)相当可观的堆芯剩余释热(4)核电厂系统、设备复杂(5)使用饱和蒸汽 2. 核电厂载硼运行的特点(好处和代价)。 压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度,可以控制长期缓慢的反应性变化。 好处:对反应性的影响比较均匀,不引起功率分布畸变; 大大减少了控制棒的数目,简化了堆的结构。 代价:为保证慢化剂温度系数为负,对温度有限制; 增加了化容系统复杂性,并产生含硼酸废液。 3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。 定义:当汽轮机接到Runback信号时,汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷,持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率),等待28.5s后,如果该信号仍存在,则再次快速降负荷5%满功率,直至信号消失。 目的:利用功率控制系统的机制,通过自动降负荷,降低反应堆功率,缓解一、二回路间的矛盾,减少停堆次数,提高核电厂运行的经济性。 4. 核电厂运行工况的分类。 正常运行和运行瞬态;中等频度事件;稀有事故;极限事故 5. 核安全文化的概念。 安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和,它建立一种超出一切之上的观念,即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 6. 核电厂运行规程的构成。 正常运行规程;故障运行规程;事故规程;行政性控制规程 7. 9种运行标准工况(P-T大刀图)和6种运行模式(MODE)。 9种运行标准工况:换料冷停堆;维修冷停堆;正常冷停堆;单液相中间停堆;双相中间停堆;正常中间停堆;热停堆;热备用;功率运行 6种运行模式:功率运行,启动,热备用,热停堆,冷停堆,换料 第二章核电厂技术规格书 1. 术语及定义: 动作:是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动 停堆深度:假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外,而其他棒组(包括控制棒组和停堆棒组)全部插入堆内,由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量 轴向通量偏差:两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ,可表示为AFD。 象限功率倾斜比:上半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值,或下半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值,取大者 运行模式:①功率运行;②启动;③热备用;④热停堆;⑤冷停堆;⑥换料 2.反应堆堆芯和系统压力的安全限值及其保护的目标。 反应堆堆芯:热功率,稳压器压力和运行环路最高冷却剂温度的组合不得超过图2-1所给出的限值(保护核电厂第一道安全屏障的一个必要条件) 应堆冷却剂系统压力:反应堆冷却剂系统压力不得超过18.9MPa(对于Shearon Harris Unit1)(保护核电厂第二道安全屏障的一个必要条件) 3. 最小偏离泡核沸腾比DNBR:临界热流密度与实际热流密度的比值

浅谈核电厂运行文件管理

浅谈核电厂运行文件管理 发表时间:2017-03-28T10:24:34.583Z 来源:《北方建筑》2016年12月第35期作者:胡鹏飞 [导读] 运行文件系统主要包括管理程序、运行规程、技术程序、以及流程图、逻辑图、模拟图、一二次接线图等一系列的技术支持文件。山东核电有限公司山东海阳 265116 摘要:运行文件是生产文件的核心。按照管理方式又分为基准文件、卫星文件、工作文件。本文从中核电厂运行文件管理工作实践的角度,阐述了核电运行文件工作的特性、运行文件管理工作流程、运行文件管理工作的难点及对策等内容。 关键词:核电;生产;文件;管理 1 运行文件管理工作的特点 1.1 复杂性 运行文件系统主要包括管理程序、运行规程、技术程序、以及流程图、逻辑图、模拟图、一二次接线图等一系列的技术支持文件。运行相关的文件也涉及较多专业,比如模拟图和逻辑图涉及到仪控专业,继电保护图涉及到继保专业,二次图和一次接线图涉及到电气专业。如果把范畴扩大到整个核电站,那么文件档案涉及到的专业面将更广,将囊括包括工程、防腐、化学、物理、在役检查等众多专业,而且分布在多个岗位。 1.2 时效性 相当一部分的文件继承于电站建设阶段的设计文件以及调试文件,并经过重新整理。按照文档管理要求,所有的文件需要定期升版。另外,一些技术改造、现场实际与图纸不符合等,也需要及时修改相关文件,并适时更新。 1.3 长期性 核电站的设计寿命通常较长。因此,电站运行文件记录的保存期限一般定为长期或永久。 1.4 可靠性 核电厂一切生产活动的基础就是文件。设想一下,如果一份试验的某个步骤在电子版中不小心被文件管理员删除了,如果流程图在进行更新修改时,出现了某处错误,那不啻于对相关设备的隔离检修,埋下了一颗定时炸弹,因为由此可能造成隔离边界已经不再是完整的。因此,文件的可靠性必须得到保证。必须建立一套有效的管理体系,对运行文件的正确性、有效性进行控制。 2 运行文件管理工作流程 2.1 运行规程、图纸管理体系的建立 以运行规程、图纸为核心的运行文件管理工作,主要包括文件接收、分发、归档、修改、检查、打印以及OPO基准文件库、工作文件站的维护和整理等内容。运行管理部门设有专人负责规程、图纸管理工作,具体负责图纸的修改、生效、更新、补充、回收、归档等具体工作,并且形成了一套有效的管理制度,如:定期对各文件区域(各工作文件站)的巡检,各个运行值针对文件的良好建议反馈单。 2.2 运行规程、图纸的修改、升版与更新 核电站的规程、图纸通过运行操纵人员经过多次的反复使用、修改、升版,逐步趋于完善。运行规程、图纸是为现场运行活动服务的,它对现场运行活动提出了严格的限制和要求。反过来,通过现场运行活动,如果发现规程、图纸的缺陷和错误,就会对它进行修改、升版,不断完善。此外,还有为数不少的技术改造涉及到文件修改,如不及时更新文件内容,极可能影响生产活动的正常进行。 为保证文件的可靠性,任何人不能随意更改文件。但是所有运行人员都可以对运行规程、图纸提出修改申请,通过填写“运行文件修改跟踪单”或发起“状态报告”并由处长、值长校核签字,提交负责文件修改的运行管理部门负责人进行审查确认后才能对其进行修改、升版。修改后的文件经文档管理部门生效发布,返回并替换各文件站的旧版文件。 2.3 运行规程、图纸的使用 运行规程、图纸一旦盖有“工作文件”章后,即成为有效的工作文件,被分别放置于不同的工作文件站运行人员在现场操作时使用的规程、图纸等必须是盖有“工作文件”章的文件的复印件。规程、图纸的有效性、完整性对电站的安全生产有举足轻重的作用,因而对它进行有效管理和及时修改维护让我们感觉到尤为重要。 2.4 文件使用的跟踪 (1)定期自查。依据运行文件最新清单定期检查现场运行文件的数量及版次。 (2)做好对“文件取用跟踪单”的跟踪。运行规程在使用后,封面的“文件取用跟踪单”撕下放于现场指定位置,便于文件人员的跟踪补配。 (3)即时通知。运行现场文件的使用频率很高,尤其是图纸,经常会因频繁的复印,造成破损等现场,遇到这种情况当班值通常是电话或邮件形式即时通知文件管理人员,进行补配;遇到机组大修或紧急情况时,on-call(应急呼叫)负责运行现场文件管理人员完成补配。 2.5 运行文件整理归档 根据文档管理规定,运行管理部门对所形成的生产记录报告进行整理归档。并且完成目录整理、数据整理等归档准备工作,保证其完整、并且制定归档文件移交单及文件清单后,按移交期限规定及时向文档管理部门提出移交申请,文档管理部门按照文件形成部门提供的归档文件清单,对经过整理的生产记录报告进行逐项检查确认并接收。移交单一式两份,双方各执一份,存档备查。 2.6 取消或是作废运行文件管理 (1)运行文件因技改、其他操作文件覆盖或者不适用等原因而取消的,须填写《运行文件取消申请单》,由负责文件的处长审查批准并签字,一式两份,一份运行管理部门存档并取消纸质和电子文件,同时通知各运行值/处,另一份递交到文档管理部门,负责并取消其基准文件。 (2)收到新版的运行文件,及时将旧版基准文件、工作文件等作废的运行文件建立清单,清单中必须包括代码、版次、名称、作废时

运行核电厂经验反馈管理办法(试行)

附件: 运行核电厂经验反馈管理办法 (试行) 国家核安全局 —3—

一、目的 为规范我国运行核电厂经验反馈工作的管理,指导、监督并促进经验反馈活动的有效开展,增进核电厂运行经验和信息的交流、共享与应用,共同确保中国核电的安全、可靠、稳定运行,国家核安全局制定并发布本管理办法。 二、适用范围 本办法适用于核电厂首次装料至退役的整个运行阶段的运行经验反馈和信息交流活动。 三、依据文件 (一)《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则(HAF001); (二)《核电厂核事故应急管理条例》(HAF002); (三)《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)及其导则; (四)《核动力厂设计安全规定》(HAF102)及其导则; (五)《核动力厂运行安全规定》(HAF103)及其导则等。 四、组织机构与职责 本办法规定的运行核电厂经验反馈活动,由国家核安全局组织和管理。环境保护部核与辐射安全中心、地区监督站、核电厂营运单位及其他技术支持单位按职责分工开展相关工作。各单位职责如下: (一)国家核安全局职责 国家核安全局负责运行核电厂经验反馈工作的组织和管理,其主要职责包括: —4—

1.组织制定、发布并进行修订运行核电厂经验反馈管理办法以及相关的管理和技术文件; 2.组织编制监管部门的运行核电厂经验反馈工作规划和计划,审查运行核电厂经验反馈工作报告等文件; 3.策划、组织和协调运行核电厂经验反馈各项活动,定期组织召开核电厂运行经验交流会议; 4.组织收集、分析、发布必要的经验反馈信息,并发布监管要求; 5.组织收集、分析核电厂运行安全性能指标数据,评价核电厂安全状况,并结合运行核电厂的运行状况,确定监管重点,发布监管要求; 6.组织对运行核电厂核与辐射安全相关重大事件及事故进行调查和评价; 7.组织运行核电厂经验反馈相关人员的培训工作; 8.对运行核电厂经验反馈活动进行专项检查,指导、监督运行核电厂经验反馈体系的有效运转。 (二)核与辐射安全中心职责 核与辐射安全中心作为国家核安全局技术后援单位,在经验反馈体系中的主要职责包括: 1.承担编写运行核电厂经验反馈相关管理和技术文件; 2.负责编制核与辐射安全中心运行核电厂经验反馈工作规划、计划和运行核电厂经验反馈工作报告; 3.承办运行核电厂经验反馈相关活动及运行核电厂经验反馈交流会议; —5—

3[1].1+核电厂启动一般过程

核电厂的冷启动 主要步骤。 1 从换料冷停到维修冷停 这一过程的主要任务是排堆腔换料水和盖压力容器封头,堆腔的换料水用乏燃料冷却和净化系统的泵唧送回换料水箱,反应堆压力容器封头随堆腔水位的下降逐渐落下,两者下降的速度基本保持相同,水位下降到高出压力容器法兰1m时,水位可先行下降,进而压力容器封头才落到法兰面上。 反应堆压力容器封头盖好之后,机组便进入了维修冷停运行模式。在此过程中,二回路不进行任何操作。

乏燃料贮存水池的冷却和净化系统

2 从维修冷停堆到正常冷停堆 这一过程的主要任务是对一回路进行充水、静排气,升压、动排气。 向一回路补充的水来自换料水箱,硼和水补给系统中的含硼水管路的阀门隔离,以防误稀释操作。补给管路为换料水箱的水,经补给系统的硼酸泵、上充泵最后输送至一回路。 静排气时,反应堆冷却剂泵、反应堆压力容器和稳压器顶部的排气阀全部打开,发现有水从排气阀冒出时才关阀。稳压器顶部的排气阀最后关闭。 至此,达到3.2.1初始条件讲的“稳压器已经完成充水排气,处于实体状态;”

完成静排气后,用上充泵借助调节上充流量调节阀和下泄压力控制阀给一回路升压。达到主泵启动条件时,启动一台主泵,运转2 s ~30 s后停这台泵。降压至约0.4MPa,等待2 h,打开排气阀,直至发现有水从排气阀溢流时再关闭。 如此重复,分别完成三个环路的排气任务。然后三个环路主泵都启动,进行联合排气,直至一回路残存气体达到规定指标为止。 若一回路温度大于70℃,必须至少保持一台主泵运行。在进行一些有关检查和试验后,将安全棒提至堆顶,其余控制棒提升5步。这时,对补给水系统阀门的隔离可以解除,机组从此进入了正常冷停堆状态。

核电运行规程05

第5章核电厂事故 5.1 西屋用户集团的应急运行规程 大亚湾的运行规程简介。 5.2 ATWS事故 5.3 SGTR事故

处理核电厂运行事故离不开运行规程。美国三哩岛事故前后的事故规程有较大的变化: 三哩岛事故前: 应急运行规程的制定以事件为依据(Event-oriented),三点特征: ①因为它是事件定向的处置规程,若判断及时准确,能取得事故处理较好的结果; ②首先判断事件产生原因,然后采取相应措施;可能延误而造成事态进一步扩大,后果更严重。 ③它一般不考虑多重故障的可能性。

三哩岛事故后: 应急运行规程面向征兆,或称为征兆定向(Symptom oriented),具如下特征: ①根据征兆,边处置便诊断; ②判明事故原因后,进行对症处理; ③增加了关键安全功能定向的处置规程,当失去关键安全功 能时,首先要采取措施,恢复关键安全功能。 ④对多重故障有较好的处置效果。

应急响应导则(ERG:Emergency Response Guidlines) “导则”是应急响应规程的一般形式。具有概括性、一般性。在导则中添上具体电厂的参数数据,结合特定电厂系统设备做适当修改补充即可称为特定电厂的应急运行规程。 西屋公司是美国一个大的压水堆生产厂家,它推出的西屋用户集团的应急响应导则(ERG)具有三大部分: ①最佳恢复导则(ORG:Optimal Recovery Guidlines) ②关键安全功能状态树(CSFST:Critical Safety Function Status Trees) ③功能恢复导则(FRG:Function Recovery Guidlines)

关于核电厂建设审批程序的规定

关于核电厂建设审批程序的规定 (讨论稿) 第一章总则 第一条为了适应我国核电工业的发展,加强对核电厂规划工作和项目建设的管理,特制定本规定。 第二条核电厂的建设为国家大型重点项目。因此,必须纳入国家计划,由国家统一规划、立项建设。 第三条核电厂建设的基本程序包括项目建设书、可行性研究、项目设计、建设准备、土建施工和安装、调试和试运行,直到竣工险收等过程。除经国家有关部门批准之外,不允许擅自简化程序和超越阶段审查、审批。 第二章项目建议书 第四条核电厂的初步可行性研究报告工作由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责,并委托有资质的工程设计院编制。由国防科工委负责审查和批准。 第五条核电厂的初步可行性研究报告审批前,必须对厂址进行预评审,并将预评审意见作为初步可行性研究报告的附件一起上报。 第六条项目建议书应根据批准的初步可行性研究报告,由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责编制、上报。由国防科工委提出初审意见,报国家计委审批。(即完成立项) 第三章可行性研究

第七条第七条项目建议书批准后,必须为开展可行性研究准备相关的条件,主要包括: (一)立项目法人,建立项目组织管理机构和规章制度; (二)开展现场有关资料的调研、试验、勘察和测量等; (三)与主要设备供应商开展谈判,并签订意向书(正式合同只有在可行 性研究报告书批复后才能签订)。通过谈判确定核电厂的技术方 案; (四)进行总平面设计,并进行评审; (五)局部开展征地和四通一平等前期工程; (六)落实筹资方案等。 第八条可行性研究报告是在项目建议书批准后,由企业法人的营运单位负责组织编制、上报。可行研究报告的编写应选择有资质的工程设计单位参加,其内容和深度应符合有关规定。《厂址选择报告》、《选址阶段环境影响评价报告》应报国家环保总局审查批准。可研阶段的《劳动安全卫生论证报告》由国家劳动部会同国防科工委审查、批准。国防科工委在接到《厂址选择报告》、《选址阶段环境影响评价报告》、《劳动安全卫生论证报告》的审批意见后,对可行性研究报告进行审查、批准。 第九条项目的可行性研究报告书根据批准的可行性研究报告,由营运单位负责编制,并上报国防科工委。由国防科工委审核后报国家计委,由国家计委审批。

运行核电厂生产事故调查规程

运行核电厂生产事故调查规程

中国核工业集团公司

运行核电厂生产事故调查规程 目录 1总则 2事故(事件) 2.1事故分类 2.2事故等级表 2.3事故归属 3事故调查 3.1前期工作 3.2事故调查组 3.3调查程序 4.事故报告 4.1即时报告 4.2事故调查报告 4.3报告期限 5.附则 附件1:国际核事件分级表

附件2:辐射事故分级表

1总则 1.1为贯彻"安全第一,预防为主”的方针,通过对核事故(事件)、辐射事故、人员伤亡事故、火灾和设备损坏事故的调查分析和统计,总结经验教训,研究事故规律,采取预防措施,减少事故发生,特制定本规程。 1.2本规程适用于中国核工业集团公司(以下简称集团公司)所管理的核电厂安全生产事故的调查。 1.3事故调查处理应当按照实事求是、尊重科学的原则,及时、准确地查清事故原因,查明事故性质和责任,总结事故教训,提出整改措施,并对事故责任者提出处理意见。 1.4事故报告要及时、准确、完整;事故分析应与设备可靠性分析相结合,全面评价安全水平。 1.5任何单位和个人不得阻扰和干涉事故调查处理工作,对违反本规程、隐瞒事故或阻碍事故调查的行为有权越级反映。 1.6本规程用于集团公司内部安全管理,其事故定义、调查程序和考核项目不作为处理和判定民事责任的依据。 1.7核电厂应根据本规程的要求,制定相应的安全生产事故调查程序。 2事故(事件) 2.1事故分类: 2.1.1核事故(件):指符合IAEA国际核事故(件)INES分级表(见附件1)中2级 及以上的事故(件);或集团公司和核电厂根据事件的性质及其后果确定为对 安全、经济有影响的重大事件,可能引起各级领导和公众普遍关注的事件。 2.1.2辐射事故:指符合卫生部《放射事故管理规定》中1级及以上辐射事故的事故; 详见附件2 “辐射事故分级表” 1995年卫生部发文。

核电厂运行风险管理(新版)

When the lives of employees or national property are endangered, production activities are stopped to rectify and eliminate dangerous factors. (安全管理) 单位:___________________ 姓名:___________________ 日期:___________________ 核电厂运行风险管理(新版)

核电厂运行风险管理(新版)导语:生产有了安全保障,才能持续、稳定发展。生产活动中事故层出不穷,生产势必陷于混乱、甚至瘫痪状态。当生产与安全发生矛盾、危及职工生命或国家财产时,生产活动停下来整治、消除危险因素以后,生产形势会变得更好。"安全第一" 的提法,决非把安全摆到生产之上;忽视安全自然是一种错误。 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出,其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险,并在此基础上有效控制风险,用最经济合理的方法来综合处置风险,实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险,因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全,核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则,采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险,后果又十分严重,因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后,充分利用世界上核电厂风险管理的经验,并通过自身实践的检验建立了风险管理体系,在安全生产

HAF003核电厂质量保证安全规定

核电厂质量保证安全规定(HAF003) (1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改) 1 引言 1.1概述 1.1.1本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。 1.1.2本规定提出的质量保证原则,除适用于核电厂外,也适用于其他核设施。 1.1.3为了保证核电厂的安全,必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作(例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役)的质量保证分大纲。本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。 1.1.4必须指出:在完成某一特定工作中(例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中),对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者,而不是那些验证质量的人员。 1.1.5质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动,验证所要求的质量已达到所必需的活动,以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。 1.1.6质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。通过有效管理促进达到质量要求的途径是:对要完成的任务作透彻的分析,确定所要求的技能,选择和培训合适的人员,使用适当的设备和程序,创造良好的开展工作的环境,明确承担任务者的个人责任等。概括来说,质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施,包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行,是否采取了必要的纠正措施。质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。 1.1.7各部门执行本规定的具体方法(对于整个核电厂和各种工作)可以有所不同,但在任何情况下,都必须遵循本规定所确定的原则,制定详细的执行程序。还必须指出:质量保证大纲必须周密制定,便于实施,并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。 1.2范围 本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。这些原则和目标适用于对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作,例如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、改进和退役。这些原则和目标适用于所有对核电厂负有责任的人员、核电厂设计人员、设备供应厂商、工程公司、建造人员、运行人员以及参与影响质量活动的其他组织。 附录I所列的安全导则是对本规定的说明和补充。 1.3责任 1.3.1为了履行保证公众健康和安全的责任,营运单位必须遵照《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和本规定的要求制定有效的核电厂质量保证总大纲,并报国家核安全部门审核。 1.3.2对核电厂负有全面责任的营运单位必须负责制定和实施整个核电厂的质量保证总大纲。核电厂营运单位可以委托其他单位制定和实施大纲的全部或其中的一部分,但必须仍对总大纲的有效性负责,同时又不减轻承包者的义务或法律责任。 2质量保证大纲 2.1概述 2.1.1必须根据本规定提出的要求,制定质量保证总大纲,这是核电厂工程不可分割的一部分。总大纲必须对核电厂有关工作(例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役)的控制作出规定。每一种工作的控制也必须符合本规定的要求。 2.1.2整个核电厂和某项工作领域的管理人员,必须按照工程进度有效地执行质量保证大纲(包括交货期长

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