核安全工程师实务第一章2

1注册核安全工程师考试培训核安全专业实务(2)2第一章核反应堆工程§10核动力厂防火设计§11核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的作用§12核级设备的核安全基本要求§15核动力厂的在役检查和定期试验§16核材料管制§17核动力厂营运单位的应急准备和应急响应3§10核动力厂防火设计一、核动力厂防火要求二、核动力厂防火的设计方法4一、核动力厂防火要求核电厂的运行经验表明，火灾和爆炸是威胁核电厂安全的重要事件之一，因而防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位，对火灾和爆炸的防护也以保证停堆、排出余热和包容放射性三个基本安全功能为主要目的。纵深防御概念，三个层次：（1）第一个层次是防止发生火灾;（2）第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害;（3）第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重要功能的影响减至最低。5二、核动力厂防火的设计方法（1）布置要求（2）防火区（3）火灾封锁法（4）火灾扑灭法（5）火灾和灭火系统的二次效应（6）火灾危害性分析6§11核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的作用一、核动力厂概率安全分析简介二、概率安全分析在安全管理中的作用7一、核动力厂概率安全分析简介概率安全分析通常可以在三个级别上进行：（1）1级概率安全分析：用以确定严重堆芯损坏的频率；（2）2级概率安全分析：用以确定安全壳失效和大规模放射性释放的频率；（3）3级概率安全分析：用以评价放射性释放的厂外后果，以及公众的风险。8通常一个1级概率安全分析工作要包括下述方面：（1）放射性源和始发事件的确定：（2）事故序列模型化：事故序列的模型化包括两方面的内容，即事件序列的模型化和系统的模型化。事件序列的模型化以始发事件为开头，将导致堆芯严重损坏或维持堆芯完好的一系列事件模型化。事件序列模型多采用事件树的方法。系统的模型化将组成系统的各个部件和其失效模式模型化，从而得出系统的失效模型。系统模型化多采用故障树的方法。9（3）数据评价和参数估计：1）始发事件频率的数据2）部件失效和部件的共因失效，以及试验、维护和修理等工作导致的部件失效数据3）人员失误的数据（4）事故序列的定量化：（5）文档化工作：1）可追溯性2）顺序性10二、概率安全分析在安全管理中的作用（1）评价核动力厂的安全水平并鉴别需要改进的领域：1）确定支配性的事故序列2）确定安全重要的系统、部件和人员行动3）评价重要的相关性4）鉴别新的安全问题5）超设计基准事故或严重事故的分析评价6）设计改进7）确定安全研究的重点和优先性次序8）确定核动力厂的物项变更11（2）评价核动力厂的安全水平并与明确的或隐含的接受准则进行比较：1）与目标值的比较：将概率安全分析的结果与目标值进行比较，确定核动力厂安全水平的可接受性；2）与“可接受的”设计进行比较：将某一核动力厂与另一相似的，已完成概率安全分析工作并认为可接受的核动力厂进行比较，以判断其安全水平；3）“可替代的”各种设计方案的比较：在设计过程中用以比较各种“可替代的”设计方案，为决策提供参考。12（3）评价核动力厂的安全水平以帮助核动力厂运行：1）评估核动力厂的技术规格书等2）为维修、试验和检查等活动确定合理的次序3）评估运行经验4）事故管理13§12核级设备的核安全基本要求一．核级设备与常规产品在在设计、制造、质量控制与监督管理方面的基本差别二．核级设备的核安全分级与相应工业标准之间的关系三．核级设备设计的基本核安全要求四．核级设备的可运行性和功能能力14一.核级设备与常规产品在设计、制造、质量控制与监督管理方面的基本差别(1)确定设计基准的原则不同(2)在核级部件与设备的设计、制造、安装等活动中必须采用成熟的经过验证的技术(3)所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（各种试验台架、装置）均需通过国家核安全局的认可；(4)从事核级部件与设备设计、制造、安装、检验活动的单位必须依据核安全法规获得国家核安全局颁发的资格许可证。15(5)所有从事核级部件与设备设计、制造、安装、检验活动的单位都必须建立符合核安全法规要求的质量保证体系。(6)核级部件与设备，特别是首次用于核电站的设备必须通过设备鉴定方可使用。(7)所有的核级部件与设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退役等都必须在国家核安全局的独立监督下实施，处于严格的受控状态。16二．核级设备的核安全分级与相应工业标准之间的关系1.核级机械部件与设备的核安全分级①安全级∶分为安全1级、安全2级、安全3级和安全4级（非安全级）；②抗震分类∶分为抗震I类和抗震II类。抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载，抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载；17所有的核安全级部件与设备(核安全1、2、3级)均为抗震Ⅰ类，即要求部件与设备能够抵御“安全停堆地震（SSE）”的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力。安全级、质量级、质量保证级对于某一具体部件与设备而言原则上是一致的。安全4级为非核安全级，执行常规产品相应的标准和质量保证要求（例如∶ISO-9001）。182.核级电气设备为IE级3.系统安全分级与部件安全分级的关系①组成该系统的部件与设备的安全级别与系统的安全级别相一致；②安全级别不同的二个系统之间的接口部件按较高的级别确定；③与安全级能动部件配套的电器设备划分为IE级；194.核级部件、设备的核安全级别与建造规范、标准之间的关系我国目前尚未形成完整的有关核动力装置机械部件与设备的设计规范和标准。核级机械设备的设计与制造通常遵循国家核安全局认可的国外成熟规范、标准进行，如∶美国机械工程师学会AMSE制定的《锅炉与压力容器规范》相关卷册；或法国核岛设备设计和建造规则协会AFCEN制订的《压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M》和《压水堆核电厂在役检查规则RSEM》。20三．核级设备设计的基本核安全要求1.在核设施（包括核电厂）服役的核级设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运行状态（包括∶正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载，并保持其设备与部件压力边界的结构完整性；结构完整性∶对于设备的承压部件而言，是指对承压部件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制，例如∶发生弹性变形、部件结构不连续的区域中大的塑性变形或部件结构的整体塑性变形（其结果会使部件丧失尺寸的稳定性），不允许出现部件压力边界的破裂。212.在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内，在运行状态（包括∶正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载的条件下保持其可运行性和功能能力；3.在核设施的全寿期内，能够对在核设施（包括核电厂）服役的核级部件与设备的可运行性和功能能力，以及压力边界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验。22四．核级设备的可运行性和功能能力1.核级设备的抗震鉴定设备抗震鉴定所采用的方法主要有：①分析法②试验法③分析和试验相结合的方法。④利用经验数据鉴定设备。232．部件与设备的环境鉴定①部件与设备必须设计成在所有正常、异常、事故和事故后等环境下都具有执行它们的设计安全功能的能力；②部件与设备的环境能力必须用适当的试验和分析予以证实；③部件与设备的环境设计，环境鉴定试验的有关分析工作与核级设备其它活动一样,都必须在符合法规要求的质量保证体系的有效控制下进行。24例：安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验至少应包括以下试验项目：l机械老化试验;l热老化试验;l辐照老化试验(辐照剂量应不低于相应位量在电厂运行全寿期的累积辐照剂量);l抗震试验;l失水工况模拟试验(必须考虑失水工况下安全壳内环境温度，压力的变化以及安全壳喷淋环境中化学介质的影响)25鉴定试验实施顺序①机械老化试验②热老化试验③幅照老化试验④抗震试验⑤失水工况模拟试验26上述试验必须在同一个被鉴定的设备上完成，在完成全部试验过程中，不允许对被试验的设备进行维修。若在鉴定试验过程中，被鉴定设备出现故障，则鉴定试验失败。已完成的试验全部作废，必须分析故障原因，并加以改进后再抽取一台样机重新安排试验，即按试验项目的顺序排列，从第一项开始顺序进行，直到完成全部试验为止。27§15核动力厂的在役检查和定期试验一．核动力厂的在役检查二．核动力厂的定期试验28一．核动力厂的在役检查1．在役检查的目的在核动力厂运行寿期内，部件可能受到多种影响，其单一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难以按核安全所要求的精确度预测的。因此，有必要检查核电厂系统和部件，找出可能的损伤，以判断它们对核电厂继继续安全运行是否可接受，或是否有必要采取补救措施。292.核动力厂实施在役检查的前提和基础在役检查规范的应用的前提、基础是核动力厂的的部件与设备的设计、制造和安装都符合了建造规范的要求；反而言之，如果核动力厂的某部件或设备的设计、制造或安装不能满足该部件或设备的相应建造规范要求时，则不能或至少不能原样使用有关的在役检查规范的有关要求。303.对在役检查的设计考虑设计阶段就应对系统、部件及其布置的设计进行审查，以保证所有要求的检验和试验都能顺利进行。总括起来的核心问题之一是实施在役检察的可达性。在役检查的“可达性”问题，除了涉及到人员和检验设备的几何空间的可达性外，还涉及到检验方法的可达性。314.役前检查和在役检查运行开始前的役前检查，目的是为了建立设备或部件在初试状态下的数据。因此，人们称役前检查为在役检查的“起始零点”。在核设施投入正常运行之后的在役检查时，每次在役检查的结果都有必要与起始零点数据进行比较，核查是否在运行中产生了新的役致开裂、制造和安装阶段产生的可接受缺陷是否在运行中扩展、先前在役检查发现的缺陷的扩展趋势是否可以接受。役前检查是十分重要的，是在役检查的基础，因而是核设施运行安全的基础。325.系统的压力试验系统压力试验的目的不同，系统压力试验的压力就会明显不同。试验温度取压力容器的RTNDT，再加上30℃。由于法国和美国关于水压试验的要求不完全一致，因而在规定的水压试验压力方面有差异，这是二个不同规范体系的差异。在具体应用规范时，特别是选择水压试验压力时，应充分考虑到规范体系的差异，考虑到规范体系自身的自洽性，不要混用规范，破坏了规范体系自身的完整性。336．核动力厂在役检查大纲及其实施每一个核动力厂都必须编制该厂的《在役检查大纲》。《在役检查大纲》是该核电厂执行役前检查和全寿期在役检查的依据。核动力厂营运单位必须将本厂的《在役检查大纲》报送国家核安全局审评，经国家核安全局批准后方可实施。核动力厂营运单位必须接受国家核安全局对役前/在役检查的监督，并将役前/在役检查结果报告报送国家核安全局审评。34二．核动力厂的定期试验定期试验是核电厂重要物项监督大纲的重要部分。根据核安全法规的有关要求，在核电厂开始运行前应该完成为安全运行所必需的构筑物、系统和部件的定期试验大纲。大纲中应该对试验的范围、项目、方法、频度以及可以接受的准则加以规定。各个核电厂在运行开始前就应该编制完成定期试验所必须的文件。这些文件应该由试验大纲、试验程序等组成，还应包括与定期试验有关的管理文件。还需要注意的是，试验程序必须能证实试验完成之后被试验的设备已恢复到它的正常运行方式。35定期试验包括功能试验和整体试验:（1）功能试验－设备控制装置的逻辑试验对设备上的传感器、测量装置以及与控制和信号有关的模拟通道和电路进行试验36－设备的试验要试验的主要设备有两类：－电动泵，流量、压头、振动等参数－阀门，主要是状态变化（全开←→全关）、密封性和动作时间等参数（2）整体试验检查在正常运行或事故瞬态情况下设施的总体能力（调节、保护等能力）。37§16核材料管制一、核材料管制的目的、基本要求和采取的对策二、核材料衡算管理三、实物保护38一、核材料管制的目的、基本要和采取的对策1.核材料:•铀-235,含铀-235的材料和制品•铀-233,含铀-233的材料和制品•钚-239,含钚-239的材料和制品•氚,含氚的材料和制品•锂-6,含锂-6的材料和制品