核電廠案例分析

1、1核電廠全景核電廠全景2核電廠安全案例分析核電廠安全案例分析前言前言一一 背景知識背景知識二二 案例分析案例分析3前言前言 核電廠和其它工業(yè)生產(chǎn)活動一樣，不可避免地會發(fā)生設備失效、人員差錯、意外、災害核電廠和其它工業(yè)生產(chǎn)活動一樣，不可避免地會發(fā)生設備失效、人員差錯、意外、災害等事件。等事件。 核能：核能：最危險/最安全的能源，一種事物矛盾體的兩方面 核電廠嚴重事故后果可以引發(fā)世界性災難；核能是世界公認有發(fā)展 前途的清潔能源。 核電廠安全核電廠安全：取決于人類智慧和駕馭核能的能力 核電廠經(jīng)驗反饋核電廠經(jīng)驗反饋/ /案例分析案例分析：化廢為寶；吃一塹長一智把災害變成財富的手段 -也是核電廠安全水平

2、和經(jīng)濟效益提高的驅(qū)動力：經(jīng)驗反饋；科技進步經(jīng)驗反饋；科技進步是核電廠性能不斷改進的兩只車輪。 如：核電廠經(jīng)驗 一萬堆-年； 容量因子提高 20%。 4背景知識背景知識1 1 縱深防御縱深防御2 2 監(jiān)督管理監(jiān)督管理3 3 分析方法分析方法5縱深防御縱深防御 定義：定義： 采用縱深防御概念是為了對潛在的人員差錯和設備故障加以補償，此概念的核心是提供多層保護，包括前采用縱深防御概念是為了對潛在的人員差錯和設備故障加以補償，此概念的核心是提供多層保護，包括前后設置的多層屏障后設置的多層屏障,防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。它也包括在這些屏障不能完全起作用時為保護公眾和環(huán)境防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。它也包括

3、在這些屏障不能完全起作用時為保護公眾和環(huán)境免受危害而進一步采取各項措施。免受危害而進一步采取各項措施。6縱深防御縱深防御(1) 第一層次防御的目的是防止偏離正常運行及防止系統(tǒng)失效。(2) 第二層次防御的目的是檢測和糾正偏離正常運行狀態(tài)，以防止預計運行事件升級為事故工況。 (3)設置第三層次防御是基于以下假定：盡管極少可能，某些預計運行事件或假設始發(fā)事件的升級仍有可能未被前一層次防御所制止，而演變成一種較嚴重的事件。這些不大可能的事件在核動力廠設計基準中是可預計的，并且必須通過固有安全特性、故障安全設計、附加的設備和規(guī)程來控制這些事件的后果，使核動力廠在這些事件后達到穩(wěn)定的、可接受的狀態(tài)。(4)

4、第四層次防御的目的是針對設計基準可能已被超過的嚴重事故的，并保證放射性釋放保持在盡實際可能的低。這一層次最重要的目的是保護包容功能。(5) 第五層次，即最后層次防御的目的是減輕可能由事故工況引起潛在的放射性物質(zhì)釋放造成的放射性后果。這方面要求有適當裝備的應急控制中心及廠內(nèi)、廠外應急響應計劃。 7監(jiān)督管理監(jiān)督管理 （1）監(jiān)管方式）監(jiān)管方式 （2）報告制度）報告制度 （3）事件分級）事件分級8監(jiān)管方式監(jiān)管方式 建立安全運行基石建立安全運行基石 監(jiān)督三個領域內(nèi)的行為： 反應堆安全性（避免事故和一旦發(fā)生減輕事故后果）； 輻射安全（電廠運行時保護電廠工作人員和公眾）； 電廠防災或其他安全威脅的防護。 9

5、監(jiān)管方式監(jiān)管方式建立安全運行基石建立安全運行基石 1初始事件：該基石著重于核電廠的運行和事件，如果電廠安全系統(tǒng)不介入，這些事件可能導致事故。這些事件包括設備失效導致電廠停堆，非予期的復雜化停堆或電廠功率大的變化。 2緩解系統(tǒng)：該基石測度為防止事故或減輕可能事故后果而設計的安全系統(tǒng)功能。通過周期試驗和性能測試檢查這些設備。 3屏蔽完整性：反應堆燃料高強度輻射物質(zhì)和廠外公眾及環(huán)境之間有三個重要屏蔽。這些屏蔽是裝有燃料芯片的密封燃料棒，重的鋼反應堆容器和相關管道，包容反應堆的予應力混凝土安全殼。用泄漏來連續(xù)檢測燃料棒，壓力容器和管道的完整性；按照規(guī)范檢測安全殼防泄漏能力。 4應急準備：要求每一個核電

6、廠備有對可能事故做出反應的綜合應急計劃。該基本點測度電廠人員執(zhí)行應急計劃的有效性，演練期間應該包括電廠人員、本地、州和聯(lián)邦當局參加。10監(jiān)管方式監(jiān)管方式建立安全運行基石建立安全運行基石5公眾輻射安全：該基石測度為保持正常運行期間從核電廠釋放的放射性為最小而設計的程序和系統(tǒng)，并且保持這些釋放在聯(lián)邦限制之內(nèi)。6廠區(qū)的輻射安全：NRC法規(guī)設置了電廠工作人員所接受的輻射劑量限值，該基石為控制和保持這些劑量為最小的電廠大綱有效性。7實體保衛(wèi)：要求核電廠必須有經(jīng)過良好培訓的安全保衛(wèi)人員和各種防護系統(tǒng)來保衛(wèi)重要電廠設備，同時崗位責任大綱保障雇員上崗要堅持通過毒品和酒精測試。該基石測度安全保衛(wèi)和崗位責任大綱的

7、有效性。11報告制度報告制度核電廠事件通告核電廠事件通告A. 口頭通告，營運單位必須在事件發(fā)生后24小時內(nèi)口頭通告國家核安全局和所在地區(qū)監(jiān)督站。 B. 書面通告，營運單位必須在事件發(fā)生后三天內(nèi)向國家核安全局和所在地區(qū)監(jiān)督站遞交書面通告。12報告制度報告制度核電廠事件報告核電廠事件報告 A. 報告的方式和時間 營運單位應以公函形式在事件發(fā)生30天內(nèi)向國家核安全局和所在地區(qū)監(jiān)督站遞交事件報告。 B.事件報告內(nèi)容 核電廠名稱和核電機組編號、事件報告編號、事件通告編號、事件名稱、始發(fā)事件、事件發(fā)生時間和結(jié)束時間、報告日期、報告人、報告準則、補充報告、事件發(fā)生前機組狀態(tài)和功率水平、事件對運行的影響和事件

8、后功率水平、放射性后果、安全評定、報告摘要、報告正文等共16項。13報告制度報告制度 核電廠事件報告準則核電廠事件報告準則A 違反核動力廠技術規(guī)格書的事件 i.核動力廠技術規(guī)格書要求停堆事件； ii.違反核動力廠技術規(guī)格書的運行事件。 B 導致核電廠安全屏障或重要設備的性能受到嚴重損害或出現(xiàn)下列工況的事件 i.明顯危害安全的沒有分析過的工況； ii.超出核電廠設計基準的工況； iii.在核電廠運行規(guī)程或應急規(guī)程中沒有考慮的工況。 C 對核動力廠安全有現(xiàn)實威脅或明顯妨礙核電廠值班人員完成安全運行的自然事件和其他外部事件 D 導致專設安全設施和反應堆保護系統(tǒng)自動或手動觸發(fā)事件（預先安排的這類試驗除

9、 外）14報告制度報告制度 E 任何可能妨害構(gòu)筑物或系統(tǒng)實現(xiàn)下列安全功能的事件 i. 停堆和保持安全停堆狀態(tài)； ii. 排出堆芯余熱； iii. 控制放射性物質(zhì)釋放； iv. 緩解事故后果 這里不包括在同一系統(tǒng)中冗余或備用設備能夠完成所要求功能而個別部件出故障。 F 導致多個獨立的具有下列功能的系統(tǒng)、序列或通道同時失效的共因事件 i. 停堆和保持安全停堆狀態(tài)； ii. 排出堆芯余熱； iii. 控制放射性物質(zhì)釋放； G 放射性失去控制的事件； H 對核電廠安全有現(xiàn)實威脅或明顯妨礙值班人員安全運行的內(nèi)部事件； I 其他事件。15事件分級事件分級 INES（INES: The Internatio

10、nal Nuclear Event Scale Users Manual）是國際原子能機構(gòu)和經(jīng)濟合作與發(fā)展組織核能機構(gòu)，為便于核工業(yè)界、新聞媒介和公眾之間對核事件的信息溝通而制定的國際核事件分級管理辦法，同時建立事件報告系統(tǒng)。 國際原子能機構(gòu)要求各成員國在發(fā)生2級和2級以上核事件以及引起新聞媒介和公眾關注的核事件時，迅速定級并在24小時內(nèi)通告國際原子能機構(gòu)。 該分級把事件分成七個等級。 較低的級別（1-3級）稱為事件； 而較高的級別（4-7級）稱為事故； 安全上無重要意義的事件定為低于1級或稱零級，并稱為偏離。 與安全無關的事件稱為分級范圍之外事件。16事件分級事件分級17事件分級事件分級18

11、事件分級19事件分級20分析方法分析方法 引言 （1）核事件評定程序核事件評定程序 （2 2）核事件根本原因分析）核事件根本原因分析 （3 3）潛在后果分析）潛在后果分析 （4 4）輕微事件和未遂失誤傾向分析）輕微事件和未遂失誤傾向分析21分析方法分析方法 引言引言 事件分析關注領域 事件物理背景：安全功能：反應性控制；熱量移出；放射性包容。 事件直接原因：設備缺欠；人員失誤；意外、災害 事件根本原因：人因；程序；管理；安全文化22分析方法分析方法引言引言 事件分析的材料要求事件分析的材料要求 材料要求是材料要求是事件分析的第一步，也是最重要的一步，因為事件分析的正確與否、糾正行動制定的是否合

12、適，都取決于所獲得第一手信息的完整性、準確性及客觀性。 參考我國核電廠運行事件報告所要求的格式及IAEA有關運行事件庫的編碼，材料應該涉及到以下幾方面： 發(fā)生了什么（What）：停堆或停運類型，停運時間，事件分類（如事件報告準則等），故障初因事件，事件進展序列，主要的失效（人因及技術），事件后果（對運行的影響，放射性后果，經(jīng)濟損失），事件重要性分級等。23分析方法分析方法 引言引言 事件分析的材料要求事件分析的材料要求 什么時候發(fā)生的（When）：事件發(fā)生及結(jié)束的日期及時間，當時反應堆所處的狀態(tài)，事件發(fā)生前安全系統(tǒng)的可用性，事件發(fā)生時正在進行的活動，人員、規(guī)程、設備的可用性冗余系統(tǒng)和設備的可用

13、性等。 在哪里發(fā)生的（Where）：所涉及到的廠區(qū)、設備等。 涉及到什么人（Who）：事件所涉及到的班組、人員，他們能夠 從所得到的教訓中獲益。 如何發(fā)生的（How）：那些立即產(chǎn)生或?qū)е率录墓收?、行動、疏忽或條件。 那些相關的事件（Which）：相關事件的報告等參考資料（即重復發(fā)生的事件）。24核事件評定程序核事件評定程序 1檢查是否與核安全或與放射性安全有關：工業(yè)事故；核事件 2 有關事件需要分別考慮三個影響準則：三個影響準則： 廠外影響 廠內(nèi)影響 縱深防御 3選取三者中定級最高者25核事件評定程序核事件評定程序 1 廠外影響準則廠外影響準則 考慮電廠外的實際放射性影響： 釋放的放射性總量

14、 或公眾個人所受照射量 廠外影響3-7級26核事件評定程序核事件評定程序 2 廠內(nèi)影響準則廠內(nèi)影響準則 包括三個方面： 放射性釋放設施損壞程度 釋放或遷移到廠內(nèi)屏蔽薄弱地點 工作人員的劑量 廠內(nèi)影響2-5級27核事件評定程序核事件評定程序 3 縱深防御準則縱深防御準則 考慮兩個因素： 安全措施失效可能發(fā)生的最大后果安全措施失效可能發(fā)生的最大后果 仍然有效的安全措施的數(shù)量及可靠性仍然有效的安全措施的數(shù)量及可靠性 縱深防御0-3級28核事件評定程序核事件評定程序 核事件評定程序使用核事件評定程序使用 實例說明：實例說明： 由于違反規(guī)程，某工作人員的事故劑量超過規(guī)定年劑量值（50mSv），但是沒有放

15、射性向環(huán)境釋放。 應用核事件評定程序，確定為下述級別： 準則1：無關（無釋放） 準則2：2級（工作人員的事故劑量超過規(guī)定年劑量值） 準則3：1級 （違反規(guī)程）。 取這三個準則所定級別中的最高級別，則該事件定為2級。29核事件評定程序核事件評定程序 各級的定義各級的定義 廠外影響準則廠外影響準則 7級：大量釋放級：大量釋放 放射性數(shù)量1016Bq I-131.相當堆芯大部分儲量（短、長壽命裂變產(chǎn)物混合物）。 有急性健康影響；大范圍（幾個國家）慢性影響；長期的環(huán)境后果。30核事件評定程序核事件評定程序 6級：明顯釋放級：明顯釋放 放射性數(shù)量相當于1015-1016Bq I-131. 5級：有限釋放

16、級：有限釋放 放射性數(shù)量相當于1014-1015Bq I-131. 4級：少量釋放級：少量釋放 最多最多廠外人員受到的劑量為幾mSv. 3級：極少量釋放級：極少量釋放 最多最多廠外人員受到的劑量為十分之幾mSv.31核事件評定程序核事件評定程序 廠內(nèi)影響準則廠內(nèi)影響準則 5級：反應堆堆芯或輻射屏障的嚴重損壞級：反應堆堆芯或輻射屏障的嚴重損壞 百分之幾的燃料熔化或百分之幾的堆芯儲量已從燃料組件中釋放出來 其它設施涉及廠內(nèi)大量放射性釋放 如，大規(guī)模臨界事故、火災、或爆炸。 4級：反應堆堆芯或輻射屏障的明顯損壞，或工作人員受到致死性照射級：反應堆堆芯或輻射屏障的明顯損壞，或工作人員受到致死性照射 任

17、何燃料熔化或約1%堆芯儲量從燃料組件中釋放出來 其它設施有1015Bq放射性釋放且無法返回適當儲存區(qū) 一個或多個工作人員受到早期死亡的外部照射（5Gy）。32核事件評定程序核事件評定程序 3級：嚴重的污染擴散，和級：嚴重的污染擴散，和/或一個工作人員受到急性健康影響的過量照射或一個工作人員受到急性健康影響的過量照射 一個或多個工作人員受到為1Gy照射 操作區(qū)的和中子總劑量率50mSv/h事件 其它設施有1015Bq放射性釋放且能返回適當儲存區(qū) 2級：重大污染擴散和級：重大污染擴散和/或工作人員受到過量劑量照射或工作人員受到過量劑量照射 50mSv 設計未考慮區(qū)域內(nèi)出現(xiàn)相當數(shù)量放射性并要求采取糾

18、正行動，相當數(shù)量相當數(shù)量： 1011Bq Ru-106 液體、或固體污染 1010Bq I-131 氣體（限于建筑物內(nèi)）33核事件評定程序核事件評定程序 縱深防御準則縱深防御準則 縱深防御是保守設計、質(zhì)量保障、監(jiān)督檢查、緩解措施和安全文化的組合。 同時考慮：設備失效、人員差錯、意外和災害。 縱深防御準則分級取決于：縱深防御準則分級取決于： 安全功能是否發(fā)揮作用；安全功能是否發(fā)揮作用； 安全系統(tǒng)的有效性。安全系統(tǒng)的有效性。 保障核電廠安全的安全功能是：保障核電廠安全的安全功能是：停堆并保持停堆狀態(tài)；停堆并保持停堆狀態(tài)； 余熱得到有效導出；余熱得到有效導出； 放射性物質(zhì)得到包容。放射性物質(zhì)得到包容

19、。 34核事件評定程序核事件評定程序 按縱深防御準則分級兩種方法按縱深防御準則分級兩種方法： 1 適用于：適用于：始發(fā)事件的進程已在安全分析中提供，可以對處理這些始發(fā)事件的安全系統(tǒng)可用性進行分析。適用在功率運行時發(fā)生的事件。 定級依據(jù)：定級依據(jù)：處理事件安全系統(tǒng)的可用性；事件發(fā)生頻率。 2 適用于：適用于：安全問題要依據(jù)防止事件發(fā)生的系統(tǒng)和控制來作出評估；不能夠?qū)κ及l(fā)事件和安全系統(tǒng)的可用性分開進行評價 。一般是指有較常時間采取糾正行為的場合。處理這種事件的安全系統(tǒng)通常依靠行政措施，不是像功率運行時依靠自動快速動作的安全系統(tǒng)。 定級依據(jù)：定級依據(jù)：已經(jīng)喪失的安全保護層數(shù)目，以及事件的潛在嚴重性。

20、 如：如：停堆期間的事件、乏燃料水池的事件、燃料裝卸事件、違反排放規(guī)定等 35核事件評定程序核事件評定程序 按縱深防御準則分級的評定程序按縱深防御準則分級的評定程序 1 根據(jù)始發(fā)事件和安全系統(tǒng)的評定程序根據(jù)始發(fā)事件和安全系統(tǒng)的評定程序（帶功率運行的反應堆事件）（帶功率運行的反應堆事件） 2 根據(jù)預防事故系統(tǒng)和行政控制措施的評定程序根據(jù)預防事故系統(tǒng)和行政控制措施的評定程序 低于低于1級事件：級事件：把1、2評定程序得不出較高級別的事件應該定義低于1級或0級。如：自動停堆過程正常；不影響核電廠安全和正常投入運行的安全系統(tǒng)誤動作；各道屏障無明顯性能惡化；計劃定期檢查或?qū)嶒灂r發(fā)現(xiàn)冗余系統(tǒng)中單一故障或部

21、件不可運行。 附加因素考慮：附加因素考慮：把1、2評定程序得出的定級提高一級的附加因素。 如：共因失效；規(guī)程問題；與安全文化有關。36核事件根本原因分析核事件根本原因分析 目前各個國家使用的核電廠安全事件根本原因分析方法有十余個 IAEA推薦的事故根本原因分析方法事故根本原因分析方法主要有： 管理疏忽及風險樹分析 ManagementOversightandRiskTreeAnalysis-MORT 安全重大事件評價組 AssessmentofSafetySignificantEventsTeam-ASSET 人員行為增強系統(tǒng) HumanPerformanceEnhanceSystem-HPE

22、S 37核事件根本原因分析核事件根本原因分析 管理疏忽及風險樹分析（Management Oversight and Risk Tree Analysis-MORT） 管理疏忽風險樹（MORT）是美國能源部推薦的事故根本原因分析方法，利用一種安全程序和管理系統(tǒng)元素按順序和邏輯方式排列的流程圖，顯示出一個動態(tài)的、全面的、理想化的安全系統(tǒng)模型的故障樹。給出了比較簡單的事故分析判斷點，使調(diào)查分析者能夠查出人員遺漏、疏忽、管理系統(tǒng)缺陷和有關的風險。 優(yōu)點：該技術是一個成熟的技術，分析對象重點放在整個管理系統(tǒng)，利用故障樹的技術，提供了多達1500個潛在的原因因素，使用屏障分析，識別出管理所考慮的假想風險

23、。 局限：分析技術較復雜，需要一定的經(jīng)驗，因需要進行廣泛的任務分析而耗時較多，對核電廠人員的日常例行調(diào)查不太適用。38核事件根本原因分析核事件根本原因分析 安全重大事件評價組（Assessment of Safety Significant Events Team-ASSET） ASSET分析方法是專門為支持IAEAASSET服務所開發(fā)出的一個根本原因分析方法，ASSET審評隊利用該方法審查核電廠所發(fā)生的事件，識別出懸而未決的安全問題，從而為核電廠管理層加強管理系統(tǒng)預防事件發(fā)生提供咨詢意見。根據(jù)該方法的邏輯，事件的發(fā)生總是由于人員、規(guī)程或設備未能象預期的那樣執(zhí)行任務，其直接原因在于這三方面中所

24、存在的潛在薄弱環(huán)節(jié)的貢獻，其根本原因在于電廠在這三方面的監(jiān)督大綱中存有缺陷，未能及時去除這些潛在的薄弱環(huán)節(jié)。這個方法可以被用做為一個框架，指導電廠對事件的調(diào)查及分析，以便確定事件的直接及根本原因。 優(yōu)點：該方法的重點放在組織管理問題，可以識別出不同管理層次的責任問題的詳細原因，從而便于提出糾正措施。 局限：其術語及根本原因定義不同于其他分析方法，需要有廣泛知識基礎及實踐經(jīng)驗的人員來進行分析，對分析過程中事件信息的收集及處理缺乏足夠的指南，其手冊中所推薦的過程不容易被遵照執(zhí)行。39核事件根本原因分析核事件根本原因分析 人員行為增強系統(tǒng)（Human Performance Enhance Syst

25、em-HPES） HPES系統(tǒng)是美國INPO多年開發(fā)的結(jié)果，已經(jīng)在核工業(yè)領域內(nèi)以不同的形式應用。HPES系統(tǒng)是一種綜合了許多基本調(diào)查過程的方法，其中包括任務分析、變化分析、屏障分析以及事件及原因因素圖。 優(yōu)點：HPES提供了一個技術工具箱，是一個世界上廣泛應用的成熟的靈活的方法，它將重點放在人員行為上，并且對人的行為分析提供了指導。 局限：需要經(jīng)驗及培訓以便能夠有效地應用該技術，糾正行動取決于分析人員的經(jīng)驗，沒有特別地識別出組織問題，對于事件的快速管理總覽可能太過于廣泛。 40核事件根本原因分析核事件根本原因分析 事件根本原因?qū)嵗菏录驹驅(qū)嵗?1 程序潛在問題程序潛在問題 低效的程序執(zhí)

26、行（工作計劃和日程，預防維修，自我評價）： 無效的糾正措施（問題反復出現(xiàn)）； 笨拙的處理方式（強制人們按照該處理方式工作，如工作管理，工程設計）。 這就是不用程序來處理事情。例如，從不使用一種發(fā)電的漏電平衡單據(jù)計算程序，因為該單據(jù)長而且復雜。取而代之，操縱員使用另外的，絕對自信的，非書面的一種。 41核事件根本原因分析核事件根本原因分析 2 操作潛在問題操作潛在問題 模糊的操作程序； 操縱員機械地使用程序，甚至當他們知道該程序是錯的；缺乏質(zhì)問主動性； 主要由關注生產(chǎn)的情緒支配著做出決定； 雇員存在極大抵觸情緒； 認可并堅持長久性問題沒有解決的設備服役； 缺乏開放性； 沒有評估電廠物資條件匱乏的

27、總效果沒有評估設備不維修的累積效果； 修改電廠沒有秩序-程序沒有隨時改進； 不完善的程序-具有隱含工況階段的程序； 未授權的電廠修改； 處理解決長時期存在的物質(zhì)問題缺乏緊急感。42核事件根本原因分析核事件根本原因分析 3 維修潛在問題維修潛在問題 維修項目大量堆積； 推遲維修和預防性維修大量堆積； 不能操作的自動設備； 由于維修錯誤引發(fā)停堆； 缺乏必要資金和物質(zhì)條件； 不主動處理解決好物質(zhì)條件問題； 違反即定程序； 處理方式缺乏全局觀點。43核事件根本原因分析核事件根本原因分析 4 工程潛在問題工程潛在問題 供應配置的管理問題；電廠修改缺乏準備；運行/維修支持不充分；缺乏質(zhì)問態(tài)度：操縱員機械地

28、使用程序，甚至當他們知道該程序是錯的；缺乏質(zhì)問主動性；操縱員由于大意產(chǎn)生錯誤：已經(jīng)公布了操縱員錯誤的很多例子，像各種原因?qū)е洛e誤地開啟或關停水泵；閥門的狀態(tài)錯誤不恰當培訓。執(zhí)行設備檢查和監(jiān)督失效：機組啟動期間，很多設備（閥門）必須處在正確位置?，F(xiàn)場操縱員使用檢查清單，然后在一定時間（周期）內(nèi)檢查該設備狀態(tài)。發(fā)電機聯(lián)網(wǎng)以后幾天，發(fā)現(xiàn)應急給水系統(tǒng)閥門處在錯誤位置上（關閉）。這個事件違背了技術說明書（ST）。教訓是：雖然當設備啟動期間從設備檢查和監(jiān)督大綱里會發(fā)現(xiàn)這種失誤，但是控制室人員沒有遵照指令去做。44核事件根本原因分析核事件根本原因分析 5 放射性操作潛在問題放射性操作潛在問題 缺乏放射性操作

29、的計劃和實踐； 工人超劑量輻照； 缺乏放射性培訓； 放射性輻照和個人污染趨勢上升。 45潛在后果分析潛在后果分析 目的：根據(jù)實際運行經(jīng)驗，驗證核電廠的縱深防御是否有足夠的能力對付可能出現(xiàn)的事故（特別是超設計基準事故）；也是運行經(jīng)驗反饋應用的一個非常重要的方面。 三個步驟： （1）確定可能的分析對象（實際或潛在失效的狀態(tài)；及人員不適宜的行動）； （2）尋找潛在風險過程； （3）評價核電廠縱深防御有效性。 46潛在后果分析潛在后果分析 確定分析對象：確定分析對象： 考慮以下兩種情況： 1）已確定的分析對象，這包括：可能帶來其它未經(jīng)分析風險已確定的分析對象；實際發(fā)生的異?；虿糠质мD(zhuǎn)變成潛在的完全失

30、效等。 2）潛在的分析對象，這包括：設備潛在的共模失效；同樣的設備失效可能發(fā)生在其它安全重要的系統(tǒng)；電廠人員良好實踐或偶然的好的行動不起作用。47潛在后果分析潛在后果分析 尋找潛在風險過程：尋找潛在風險過程： 分為兩種情況考慮： 正常運行操作：對于各種有關的正常運行操作，所確定的實際或潛在的分析對象可能會導致后果偏離預定的方向，甚至惡化到不可接受的地步；這些正常運行的操作包括正常運行、維修、定期試驗、預期瞬態(tài)等。 事故狀態(tài)下：在事故狀態(tài)下，所確定的實際或潛在的分析對象可能會導致加劇不可接受的后果；這些狀態(tài)包括核電廠設計中所考慮的、類工況，附加超設計基準工況，以及內(nèi)、外部侵犯等。 此外，還可以根

31、據(jù)實際發(fā)生的過程還是潛在可能發(fā)生的過程來進行潛在風險過程的尋找及確定。 實際過程：從核電廠實際發(fā)生的事件過程出發(fā)，考慮可能的條件變化，尋找潛在的不同的發(fā)展過程及其風險。 潛在過程：非真實發(fā)生的事件過程，可以在假設的有關正常運行及事故狀態(tài)條件下，根據(jù)真實的事件情況分析可能的發(fā)展過程及其風險情況。 48潛在后果分析潛在后果分析 評價核電廠縱深防御有效性及風險：評價核電廠縱深防御有效性及風險： 根據(jù)以上確定的潛在風險過程，通過事件樹的方法來實現(xiàn)詳細的潛在事件序列的構(gòu)建，以評價有關電廠縱深防御的有效性及風險情況。 其思想是基于PSA（概率安全評價）或安全分析中所考慮的所謂事故的初因事件出發(fā)，以與之關聯(lián)

32、的不可接受的后果（如堆芯熔化）為終，考慮相關的電廠縱深防御（電廠保護系統(tǒng)、工程安全設施、規(guī)程以及人員必要的干預等）的有效與否，勾畫出事件可能發(fā)展的途徑及其風險情況。49潛在后果分析潛在后果分析 予以特別關注的超設計基準事故初因事件予以特別關注的超設計基準事故初因事件參考初因事件清單如下：l喪失一回路冷卻劑事故（LOCA）；l二回路主蒸汽管線斷裂（SSLB）；l蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂（SGTR），以及二回路主蒸汽管線斷裂（SSLB）+蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂（SGTR）；l喪失最終熱阱（H1）；l喪失蒸汽發(fā)生器給水（H2）；l全廠斷電（H3）；l未能停堆的預期瞬態(tài)（ATWS）；l一回路瞬態(tài)；l二回路瞬

33、態(tài)；l喪失廠外電；l喪失壓縮空氣；l硼稀釋；l一回路中環(huán)路水位運行時喪失冷卻等。50案例分析案例分析1 1 三哩島事故三哩島事故2 2 切爾諾貝利事故切爾諾貝利事故3 3 其它其它51案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 事故背景事故背景 核電機組：核電機組：Babcock % Wilcox (B&W)公司；兩環(huán)路4臺冷卻劑泵；961MWe97%功率運行；壓力152bar： 高壓安注系統(tǒng)：高壓安注系統(tǒng)：數(shù)臺安注泵；自動啟動壓力（冷卻劑系統(tǒng)壓力）110bar； 關閉壓力197bar； 安注箱（堆芯再淹沒系統(tǒng)）安注箱（堆芯再淹沒系統(tǒng)）：冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到41bar自動啟動； 低壓安注系統(tǒng)：低壓

34、安注系統(tǒng)：冷卻劑系統(tǒng)壓力下降28bar自動啟動； 堆芯剩余釋熱：堆芯剩余釋熱：停堆時間停堆時間 MW(t)MW(t) 1 1 分分 9797 1 1 小時小時 3636 1 1 天天 1313 1 1 周周 5 51 1 1 1 月月 2 21 152三哩島冷卻劑系統(tǒng)圖三哩島冷卻劑系統(tǒng)圖53三哩島核電廠三哩島核電廠2#2#機組反應堆圖機組反應堆圖54案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 第1階段 始發(fā)事件 1979年3月28日 04：00：37 am 二回路所有主給水泵停轉(zhuǎn)；主汽輪機停轉(zhuǎn)； 36秒 冷卻劑系統(tǒng)壓力155bar；冷卻劑系統(tǒng)泄壓閥開啟； 8秒 冷卻劑系統(tǒng)壓力162bar；引發(fā)反應

35、堆緊急停堆； 輔助給水泵啟動；但是，泵和蒸氣發(fā)生器之間的閥門處在關閉狀態(tài)； 2分4秒 反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到110bar；高壓安注系統(tǒng)啟動；穩(wěn)壓器水位上升。55案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 第2階段 小破口失水小破口失水 13秒 反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到152bar減壓閥自動關閉整定值；但是，泄壓閥沒有關閉；但是，泄壓閥沒有關閉； 6分 穩(wěn)壓器氣囊消失；反應堆冷卻劑泄壓箱壓力迅速上升； 7分43秒 污水泵啟動把反應堆污水坑水排到輔助廠房廢水箱； 8分 蒸汽發(fā)生器干涸；操縱員發(fā)現(xiàn)輔助給水閥門關閉，開啟閥門； 18分 通風系統(tǒng)測得氣體放射性急劇增加；反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力僅有83ba

36、r； 56案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 第3階段 小破口失水，連續(xù)泄壓小破口失水，連續(xù)泄壓 20分1小時 反應堆冷卻劑系統(tǒng)70bar，溫度290 oC；核燃料尚未大量破損； 1小時14分 冷卻劑泵B震動，操縱員關閉冷卻劑泵B；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)； 1小時40分 冷卻劑泵A震動，操縱員關閉冷卻劑泵A；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)； 冷卻劑高出堆芯頂部30厘米；堆芯升溫瞬變開始；57案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 第4階段 堆芯升溫瞬變堆芯升溫瞬變 1小時50分（110分）堆芯元件第一次裸露； 2小時18分（138分）操縱員發(fā)現(xiàn)卸壓閥卡開，關閉卸

37、壓閥的截止閥；但是沒有加大高壓安注，事故繼續(xù)； 2小時55分（175分） 宣布廠區(qū)應急；放射性監(jiān)測報警；堆芯部分燃料燒毀； 3小時20分7小時（200分-420分）；冷卻劑泵沒有運行；堆芯15米裸露1小時燃料大量燒毀；58案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 第5階段 持續(xù)泄壓持續(xù)泄壓 7小時38分 操縱員打開卸壓閥的截止閥，關小高壓安注；失去冷卻劑引起第二次堆芯裸露； 8小時41分 反應堆冷卻劑系統(tǒng)達到41bar；安注箱注水；但是很小，操縱員認為堆芯被注滿水； 9小時50分 氫爆脈沖；安全殼噴淋6分鐘；反應堆冷卻劑系統(tǒng)減壓至30bar；操縱員減壓投入低壓安注系統(tǒng)失?。?28bar）； 11

38、小時08分 操縱員關閉卸壓閥；有2小時安注箱停止注水；高壓安注小流量；蒸汽發(fā)生器不能使冷卻劑形成自然循環(huán)；堆芯長時間失去任何冷卻手段；第三次堆芯裸露；59案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 第6階段 增壓和最終確立穩(wěn)態(tài)冷卻增壓和最終確立穩(wěn)態(tài)冷卻 13小時51分操縱員從新關閉卸壓閥截止閥；加大高壓安注流量；結(jié)束堆芯第三次裸露； 15小時51分 成功啟動環(huán)路 A的一臺冷卻劑泵；熱管溫度293 oC冷管溫度 205oC；流體經(jīng)過蒸汽發(fā)生器；反應堆冷卻劑系統(tǒng)恢復移出衰變熱的能力。60案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 事故后果：事故后果：堆芯3次裸露；鋯包殼總量的30%-40%被氧化；堆芯上部

39、1/3嚴重損壞； 放射性惰性氣體的30%-40%被釋放；10%-15%的碘、鍶、艷從燃料中釋放；但是被安全殼包容，少量釋放到環(huán)境； 半徑80公里范圍200萬居民的集體劑量當量約 20人Sv；最大個人計量1mSv；名工作人員收照射分別38、34、31mSv； 巨大經(jīng)濟后果：經(jīng)濟損失200億美元以上，美國核電工業(yè)推遲20年。61案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 物理背景：物理背景：堆芯衰變熱移出的反應堆安全功能失效，引發(fā)反應堆嚴重事故； 直接原因：直接原因：穩(wěn)壓器卸壓閥故障；操縱員判斷、操作失誤； 根本原因：根本原因：反應堆設計；設備質(zhì)量保證；人員培訓；人機接口（人因工程）；檢修規(guī)程；經(jīng)驗反

40、饋：1977年9月美國Ohio州 Oak Harbor市 Davis-Besse 核電廠發(fā)生類似瞬態(tài)事件，但是，事故21分鐘，操縱員正確判斷穩(wěn)壓器卸壓閥卡開，他們關閉了下游連接的截止閥 從而結(jié)束事故。該核電機組也是由B&W公司設計的相同型號的核電機組。 改正措施：改正措施：操縱員模擬機培訓；按照人因工程設計主控室；反應堆改進執(zhí)行三哩島行動計劃；建立全世界范圍運行經(jīng)驗反饋體系。62案例分析案例分析 三哩島事故三哩島事故 問題： 1 是那項反應堆安全功能失效導致三哩島事故？ 2 請描述導致三哩島事故的初始事件？ 3 三哩島事故是INES分級那級核事故？ 4 根據(jù)反應堆堆芯傳熱理論分析三哩島事故的成

41、因？ 5 三哩島事故中的設備和設計問題？ 6 三哩島事故中的操縱員操作失誤？ 7 三哩島事故中運行和操作規(guī)程問題？ 8 三哩島事故中的業(yè)主管理問題？ 9三哩島事故給縱深防御準則帶來的新思考？ 10三哩島事故中那些反應堆安全功能發(fā)揮了作用？63案例分析案例分析三哩島事故問題和答案三哩島事故問題和答案 1是那項反應堆安全功能失效導致三哩島事故？ 放射性物質(zhì)得到足夠冷卻（堆芯衰變熱移出）功能失效，導致部分堆芯熔融的嚴重事故。 2請描述導致三哩島事故的初始事件？ 始發(fā)事件 1979年3月28日04：00：37am 二回路所有主給水泵停轉(zhuǎn)；主汽輪機停轉(zhuǎn)； 36秒冷卻劑系統(tǒng)壓力155bar；冷卻劑系統(tǒng)泄壓

42、閥開啟； 8秒冷卻劑系統(tǒng)壓力162bar；引發(fā)反應堆緊急停堆； 輔助給水泵啟動；但是，泵和蒸氣發(fā)生器之間的閥門處于關閉狀態(tài)； 2分4秒 反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到110bar；高壓安注系統(tǒng)啟動；穩(wěn)壓器水位上升。 64案例分析案例分析 三哩島事故問題和答案三哩島事故問題和答案 3三哩島事故是INES分級那級核事故？ 按照廠內(nèi)影響準則的最高級，5級。 4根據(jù)反應堆堆芯傳熱理論分析三哩島事故的成因？ 傳熱能力形成三個條件：熱阱；傳熱方式（冷卻手段）；傳熱介質(zhì)堆芯冷卻劑（水）裝量。 5三哩島事故中的設備和設計問題？ 卸壓閥門質(zhì)量和設計；控制臺顯示：輔助給水閥門狀態(tài)指示信號，堆芯冷卻劑（水）裝量指示信號

43、，卸壓閥門狀態(tài)。65案例分析案例分析 三哩島事故問題和答案三哩島事故問題和答案 6三哩島事故中的操縱員操作失誤？ 操縱員關閉冷卻劑泵B；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)；操縱員關閉冷卻劑泵A；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)（破壞傳熱方式）；1小時50分（110分）堆芯元件第一次裸露； 2小時18分（138分）操縱員發(fā)現(xiàn)卸壓閥卡開，雖然關閉卸壓閥的截止閥；但是沒有加大高壓安注流量，事故繼續(xù)；操縱員打開卸壓閥的截止閥，關小高壓安注（減少堆芯水裝量）；失去冷卻劑引起第二次堆芯裸露； 使反應堆冷卻劑系統(tǒng)繼續(xù)減壓；雖然反應堆冷卻劑系統(tǒng)達到41bar（加大冷卻劑系統(tǒng)蒸汽含量，環(huán)路中存在氣

44、體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)，破壞傳熱方式）；安注箱注水；但是很小，操縱員認為堆芯被注滿水；11小時08分有2小時安注箱停止注水；高壓安注小流量；蒸汽發(fā)生器不能使冷卻劑形成自然循環(huán)；堆芯長時間失去任何冷卻手段；第三次堆芯裸露；66案例分析案例分析 三哩島事故問題和答案三哩島事故問題和答案 7三哩島事故中運行和操作規(guī)程問題？ 事故處理規(guī)程：因為震動關閉冷卻劑泵錯誤；規(guī)程應該首先保證安全功能實現(xiàn)（特別堆芯衰變熱移出：熱阱、傳熱方式、水裝量）；維修后檢查規(guī)程。 8三哩島事故中的業(yè)主管理問題？ 運行經(jīng)驗反饋；操縱員培訓；錯誤事故規(guī)程制定；維修后檢查規(guī)程制定；設備質(zhì)量保證。 9三哩島事故給縱深防御準則帶

45、來的新思考？ 縱深防御準則正確性經(jīng)受了實踐考驗，緩解事故、包容放射性；但是，操縱員錯誤能夠使縱深防御準則失效；核電工業(yè)提出“人因工程”；操縱員模擬機培訓。 10三哩島事故中那些反應堆安全功能發(fā)揮了作用？ 反應堆安全功能三項中兩項發(fā)揮了作用：反應性控制；放射性包容。 67案例分析案例分析 三哩島事故經(jīng)驗反饋三哩島事故經(jīng)驗反饋 修改美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.34(f)要求新建核電站必須對三里島事故以后，所總結(jié)的安全問題提出應對措施或處理意見，送交NRC審查。 NRC制定導則三里島行動計劃NUREG-0660和NREG-0737附加要求： （1）一回路功能保護；輔助給水系統(tǒng)評價、自動動力排放閥隔離

46、系統(tǒng)、自動減壓系統(tǒng)動作、氫控制系統(tǒng)評估等5項。 （2）安全保護系統(tǒng)：模擬器能力、控制室設計、氫氣控制、閥門位置指示等28項 （3）管理程序：工業(yè)經(jīng)驗、質(zhì)量保證大綱、安全殼設計、氫氣復合器、管理大綱等7項68案例分析案例分析 切爾諾貝利事故切爾諾貝利事故 事故背景：事故背景： RBMKRBMK類型類型1000MWe級大型石墨壓力管式沸水堆（類似于壓力管式壓水堆，蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器位于堆外）； 反應堆固有設計缺欠：堆芯具有正汽泡反應性、控制棒擠水棒正反應性效應、無安全殼廠房屏蔽、無縱深防御準則； 運行管理混亂：實驗規(guī)程不完整、運行指令、規(guī)程不規(guī)范； 實驗前反應堆狀態(tài)：4月26日1時，解除應急冷卻系

47、統(tǒng)備用連鎖，反應堆200MWt運行；堆芯處于降功率過程“Xe中毒”狀態(tài);人為解除蒸汽發(fā)生器蒸汽壓力和水位低值事故保護信號；投入8臺水泵加大水流量運行，堆芯（汽泡正反應性效應若汽泡減少）負反應性效應，引發(fā)自動調(diào)節(jié)棒提出堆芯；人為提升手動棒（維持反應堆200MWt運行）；堆芯僅有6-8根控制棒（少于30根限值）；69切爾諾貝利核電廠流程圖切爾諾貝利核電廠流程圖70案例分析案例分析切爾諾貝利事故切爾諾貝利事故 事故背景：事故背景： 主要優(yōu)點： RBMK類型核電站的低功率密度提供了承受較大的全廠斷電能力，可以在一個小時內(nèi)堆芯不會損傷； 機組可以在運行時換料，提高了可利用率水平； 石墨慢化劑設計允許使用

48、輕水做慢化劑反應堆不適用的燃料。 71案例分析案例分析切爾諾貝利事故切爾諾貝利事故 事故背景：事故背景： 主要弱點： RBMK類型設計與大世界多數(shù)核電站的最主要差別是RBMK類型設計沒有鋼和/或重混凝土安全殼結(jié)構(gòu)作為事故期間防止大量放射性釋放的最后屏障。1979年三島2#機組事故表明美國為代表的西方類型反應堆安全殼的有效性，盡管堆芯燃料一定程度熔融，事實上全部放射性被保存在安全殼內(nèi)。在Chernobyl事故，RBMK機組發(fā)生事故的系統(tǒng)（RBMK形式的安全殼），不能承受事故沖擊力。雖然估計爆炸釋放的能量高于大多數(shù)安全殼設計所能承受的，但是安全殼結(jié)構(gòu)可以防止放射性物質(zhì)在Chernobyl釋放； 事

49、故緩解系統(tǒng)有限和無效；72案例分析案例分析 切爾諾貝利事故切爾諾貝利事故 事故背景：事故背景： 反應堆控制系統(tǒng)潛在很多失調(diào)，潛在著導致順利恢復的困難； 當冷卻水喪失，反應堆產(chǎn)生快速核鏈式反應和功率增加。該特性被稱為“正空泡系數(shù)”，前蘇聯(lián)工程師應該用快速落控制棒和其他方式的設計緩解這種瞬發(fā)效應。所有RBMK反應堆作的修改是適當維持正空泡效應足夠低，以便防止像切爾諾貝利Chernobyl事故那樣核功率突增。美國類型輕水反應堆設計成，具有相反的特性“負空泡系數(shù)”所以當反應堆失水時，核鏈式反應自動停止； 防火系統(tǒng)不適當； 在石墨砌體中有限的蒸汽反應遏制能力； 電氣和安全系統(tǒng)的實體分離和余度； 雜亂的管

50、道布置。73案例分析案例分析 切爾諾貝利事故切爾諾貝利事故 核電機組實驗（發(fā)電機惰轉(zhuǎn)特性）：核電機組實驗（發(fā)電機惰轉(zhuǎn)特性）： 1時23分04秒 核電機組8號汽輪機緊急截止閥關閉停止向汽輪機供汽，反應堆應該自動停堆；但是，操縱員解除了停機-停堆連鎖保護信號維持反應堆200MWt運行）；關閉4臺水泵（因為不需要向汽輪機供汽）堆內(nèi)蒸汽量增加，汽泡正反應性引發(fā)自動棒下插； 1時23分31秒 反應性繼續(xù)增加（自動棒不能補償汽泡正反應性）；功率急劇上升； 1時23分40秒 值班長下令緊急停堆；堆芯具有正氣泡反應性和控制棒擠水棒正反應性效應相加；導致反應堆功率劇增；40秒上升100倍； 1時24分 發(fā)生兩次

51、爆炸；引發(fā)反應堆廠房、汽輪機廠房大火；油管損壞、電纜短路、放射性輻照造成附近區(qū)域30余處火災； 26日5時 撲滅火災 11月 使用混凝土封閉4號機組；繼續(xù)清除放射性污染；74案例分析案例分析 切爾諾貝利事故切爾諾貝利事故 事故后果：事故后果： 嚴重人員傷亡：嚴重人員傷亡：爆炸死亡2人；237人受到臨床效應超劑量照射，其中134人輻射病死亡； 東歐廣大地區(qū)環(huán)境和居民受到放射性污染：1986-1987年20萬人受到100mSv以上平均劑量照射；從事故后從禁區(qū)周圍（30公里半徑）撤離萬余名居民，其中5%受到大于100mSv以上平均照射劑量； 北半球各國不同程度受到事故影響：最大的平均個人計量約為08

52、mSv至12mSv； 巨大經(jīng)濟和社會后果：巨大經(jīng)濟和社會后果：經(jīng)濟損失約200億美元以上，引發(fā)世界性反核浪潮，為核電工業(yè)發(fā)展構(gòu)成巨大沖擊，留下難以消除的陰影。75案例分析案例分析 切爾諾貝利事故切爾諾貝利事故 物理背景：物理背景：堆芯瞬發(fā)臨界，使反應堆安全功能迅速全部失效，引發(fā)災難性嚴重事故； 直接原因：直接原因：設計缺欠；人員違規(guī)操作； 根本原因：根本原因：管理部門和業(yè)主不具備健全的核安全文化 改正措施：改正措施：取消或改進該種類型反應堆；國際核工 業(yè)協(xié)助核電站管理部門和業(yè)主健全核安全文化。76案例分析案例分析 切爾諾貝利事故切爾諾貝利事故 問題： 1 切爾諾貝利事故物理背景是什么？ 2 切

53、爾諾貝利核電廠運行，用反應堆理論說明為什么堆芯水量增加、汽泡減少控制棒會自動提升？ 3 切爾諾貝利事故是INES分級那級核事故？ 4 切爾諾貝利核電廠是那種類型反應堆/使用的慢化劑、冷卻劑？ 5 切爾諾貝利事故中的設備和設計問題？ 6 切爾諾貝利事故中的操縱員操作失誤？ 7 切爾諾貝利事故中運行和操作規(guī)程問題？ 8 切爾諾貝利事故中的業(yè)主管理問題？ 9 切爾諾貝利事故帶給世界核工業(yè)帶來的新思考？ 10 防止切爾諾貝利事故再發(fā)生應該采取的措施？77反應堆孔道元件燒毀事故 某反應堆滿功率運行，反應堆正利用孔道進行元件考驗。22時34分，反應堆右部23、24排發(fā)出流量-5%信號，堆頂操作大廳值班員發(fā)

54、現(xiàn)孔道噴水。22時39分，反應堆右部發(fā)出流量-10%信號，立即手動停堆。回路值班員啟動備用補水泵，并切除容器補償器信號連鎖，此時補給水量大于100m3/h。23時07分，流量值班員發(fā)現(xiàn)23-32號孔道流量為零，濕度盤出現(xiàn)大片濕度信號。事后發(fā)現(xiàn)23-32號孔道的立管螺絲斷裂，孔道內(nèi)有50塊元件燒毀。 事故發(fā)生后進行事故處理，由于事先沒有應急處理預案，導致最大個人劑量超過50mSv,集體劑量超過3.63Sv人。事故沒有造成明顯的放射性釋放和廠外影響。78反應堆孔道元件燒毀事故 問題： 事故的始發(fā)事件是什么？ 事故的INES分級屬于幾級？ 事故的直接原因是什么？ 事故的根本原因是什么？ 我們應從事故

55、中吸取什么教訓？79反應堆孔道元件燒毀事故 答：（1）事故的始發(fā)事件是孔道噴水。 （2）事故的INES分級屬于3級。 （3）事故的直接原因是23-32號孔道的立管螺絲斷裂，孔道元件失去冷卻。 （4）事故的根本原因： A. 運行人員培訓不到位； B核級設備的建造質(zhì)量不符合HAF003的要求； C設備預防性維修不足。 （5）我們應從事故中吸取以下教訓： A 加強運行人員培訓； B核級設備的建造、安裝必須滿足HAF003要求； C 嚴格按照HAF202的要求開展運行和維修工作； D 制定完善的應急預案，同時通過培訓、演練等保持預案的有效性，并在事故發(fā)生時按照預案開展應急工作。80案例分析案例分析 其

56、它其它 案例案例1 1 伴隨設備和應急氣動閘門維修活動發(fā)生的安全殼缺口。伴隨設備和應急氣動閘門維修活動發(fā)生的安全殼缺口。 事件說明 按照一項應急氣動閘門的壓力實驗安排，要求該項實驗把一個盲板安置在一條通向氣動閘門的管路上。該盲板的作用是保持氣動閘門安全殼功能。使用這個管路由連接到電廠空氣系統(tǒng)一條軟管來的空氣給氣動閘門加壓。因為程序沒有說明該盲板的位置，技工有理由認為該盲板連接在空氣通路上（一種邏輯做法，因此他按照常規(guī)把盲板安置在空氣閥門下游）。所以，他再開啟閥門，確認從連接軟管進來空氣，并且在空氣通路上安裝了盲板。由于空氣通路現(xiàn)在沒有與氣動閘門連接并且盲板處在錯誤位置上，安全殼有了缺口。這種情

57、況存在了約15小時，并且在反應堆構(gòu)筑物側(cè)，氣動閘門的門每次開啟造成一次安全殼缺口。當班組輪換倒班，技工們討論當值工作時，發(fā)現(xiàn)了這種情況。另外的技工執(zhí)行當值工作以前，相當?shù)亓私庹_安裝和不正確糾正盲板安裝的后果。立刻將該信息告訴班組主管并且糾正了該情況。反應堆構(gòu)筑物安全殼功能總的無效率大約30分鐘（18次開啟每次約100秒）。 81案例分析案例分析 兩天后，為了兩周以后停堆期間反應廠房壓力實驗進行準備時，要求進行另外管道修改。當值工作是在一個空氣通路閥門下游（輔助廠房一側(cè)）安裝一個 T型管連到設備的氣動閘門上。因為工作文件沒有清楚說明T型管是什么樣的或應該把它安裝在什么地方，與期望的安裝比較存在

58、相當混淆。計劃員預期安裝的T型管，事實上是一只帶有兩個出口連到通風系統(tǒng)去的長管。工人們根據(jù)現(xiàn)有配置評價去理解，安裝T型管的位置是安裝在與氣動閘門連接閥門上游（安全殼側(cè)）的一個連接短管。他們向系統(tǒng)工程師說T型管找不到了并且他們需要一張圖紙。沒有找到圖紙，并且沒有特殊要求（承受125 kPag的空氣壓力），系統(tǒng)工程師建議他們加工一個新T型管和安裝上。工人們按照他們理解的那樣加工了一個T型管，替換連接短管并且把它安裝上。再次出現(xiàn)這種情況，位于反應堆廠房側(cè)氣動閘門的門開啟形成一個安全殼缺口。兩個小時后操縱員發(fā)現(xiàn)了這種情況，當操縱員了解應急氣動閘門的其它事件時，他看到氣動閘門前面的安裝感到疑惑不解。他查

59、看管道系統(tǒng)并且發(fā)現(xiàn)異常，隨后正確糾正了這種情況。82案例分析案例分析 后果 直接后果是形成總間隔約40分鐘的安全殼兩個缺口。作為一個嚴重突破安全規(guī)定來考慮這種事件，甚至認為可靠性目標已經(jīng)處于10-3y/y(8.8h/y)。另外潛在后果，如果該項忽略的錯誤沒有被發(fā)現(xiàn)，反應堆廠房高壓實驗期間（按照125kPag進行），應急時進入反應堆廠房將不可能，將無法驗證停堆安全分析確認的一些情況。 原因確認 兩個事件確定主要原因是當值工作所用的程序，不具有新手執(zhí)行時所需要的那樣精確程度。多年以來使用這些程序所以能適用，因為按照常規(guī)使用，有資格的人員做該當值工作，這些人做當值工作以前要取得資格。然而，在這個事件

60、里兩個技工雖然有經(jīng)驗，但是并不熟悉該項任務。雖然他們表示了一種積極地征詢意見態(tài)度，但是這種溝通沒有起作用。他們在沒有任何崗前說明的情況下開始當值工作，沒有確認任務應該具有的危重性。在第二種情況，該項工作授權說明一項空氣系統(tǒng)的修改（而不是安全殼系統(tǒng)），所以班組的主管確認不需要一項專門資格（才能做該項工作）。83案例分析案例分析 糾正措施 由這些輕微事件所建議的常規(guī)糾正措施（那些在事件后，最終執(zhí)行和可以防止重大事件發(fā)生的措施）是：在第一次執(zhí)行一個安全系統(tǒng)程序前要有崗前介紹（緩解程序問題）；關于一種專門系統(tǒng)的培訓/資格限定；一些程序的審查；和監(jiān)督。 84案例分析案例分析 案例案例2 反應堆廠房內(nèi)烘干