全国注册核安全工程师培训(反应堆)

全国注册核安全工程师培训核安全案例分析第一章核反应堆工程俞尔俊目录一.运行事件分析1.实验反应堆燃料元件熔化事故（案例选编4）2.超功率保护停堆事件（案例分析5）3.硼稀释事件（案例分析2）4.丧失安全厂用水事件（案例选编3）二．安全设计中“单一故障准则”的应用1.应急给水系统设计（案例分析3）2.大气释放阀安全设计（案例分析4）3.主给水隔离安全设计（案例选编5）三．设计缺陷案例分析BrownsFerry控制棒插入故障（案例选编6）试验反应堆故障事件（案例分析1）四．火灾BrownsFerry火灾（案例分析6）五．三哩岛核电厂事故六．切尔诺贝利核电厂事故某实验反应堆燃料试验元件熔化事故（案例选编4）1.操作规程的不足:在操作规程中应明确回路流量是保证试验元件得到冷却的关键，如发现流量偏高，首先应观察回路出口水温及回路进出口水温差，是否有相应的变化（出口水温降低，进出口水温变小），确认流量偏高后，才能降低试验回路流量。2.值班员不能闭锁低流量停堆信号，闭锁了此信号就失去了停堆保护，容易造成事故。对于闭锁低流量停堆信号，至少请示值班长、通知反应堆操纵室，在全体运行人员监视下进行操作。3.运行方式上，为了降低电能消耗，将回路循环泵旁路阀关死，使出口阀调节过于灵敏，操作稍有不慎就容易发生事故。应该设置旁路阀及主阀，用两个阀门调节回路流量。4.回路流量表在安全上有重要的意义，应有较高的可靠性，并应重视定期检查。但在此事件中仪表失效使偶然发生的事件，不能认为与事故的发生有必然的因果关系。5.值班员在上岗前缺乏专门的培训，缺乏堆工及热工水力知识。美国BrownsFerry控制棒插入故障的整改措施1.对于此类BWR要求连续监测停堆排放箱水位，把水位指示及报警信号送至主控室；2.应加强注意防止异物进入反应堆冷却剂系统；3.对停堆系统的可用性作定期试验；4.对操纵员针对此类事件作专门培训；4.通知全部此类BWR照同样要求执行。核电厂应急给水设计限流阀限流阀电动泵柴油机驱动泵电动泵硼稀释事件（案例分析2）1.没有树立“安全第一”的思想，为了赶生产进度，忽略了安全要求，容易发生差错；2.在信息沟通上出现了失误，使主控室人员对系统状态缺乏了解和控制；3.对操纵员培训方面有欠缺，未能重视国际上多次发生的硼稀释事件，在操作上特别予以注意。三哩岛事故1.事故发生和发展的原因TMI-2事故的发生和发展，人因失误是主要原因，这些失误存在着下列因素：（1）阀门位置判断事故中操纵员从仪表盘上读到卸压阀已关闭，实际上这一指示器显示的只是阀的电信号，而不是实际关闭状态。还有另外两个信号可以用于辅助诊断；卸压阀后管线温度和卸压箱水位。操纵员注意到了阀后温度高的显示，然而，由于卸压阀在正常运行时也有泄漏，阀后管线一直是热的，结果操纵员没有将它作为辅助诊断指示。至于卸压箱的水位，仅只有就地仪表指示，根本不在主控室内，事故中从未检查这一水位指示，操作规程没有要求作此类检查。（2）对稳压器行为的理解主系统有破口的情况下，一般稳压器水位与主系统压力同时下降，稳压器上部的蒸汽把水推向破口，这一现象已为操纵员所熟知。但是汽腔小破口的情况是个例外，堆芯内的水受热膨胀，会使液面上涌，而主系统压力却在下降。操纵员为这一现象所迷惑，因为他们没有受过处理此类事故的训练，也没有针对这种事故的应急规程。（3）安注系统的中止观察到稳压器水位上升以后，操纵员关闭了安注。这不能认为是一种例外的操作，因为安注系统在不必要时甚至有害时自动误触发的情形并不少见。问题是在于这一行动必须有以系统分析为基础的运行规程作依据，而三哩岛核电厂当时并无这样的规程。操纵员还关闭了低压下本应自动投入的安注箱系统，这又一次证明操纵人员十分缺乏对系统热工水力特性的理解能力。（4）主控室信息指示在TMI-2事故过程中，操纵员得到能指导操作的信息太少（见操纵室改进）。（5）安全壳隔离关于硬件系统的另一个问题是安全壳隔离设计。根据当时的设计，安注触发并不自动引起安全壳隔离，于时当地坑水位上升时，地坑泵就不断地将冷却剂泵入辅助厂房，直至辅助厂房高放射性报警，即事故后几个小时，才手动隔离了安全壳，这是设计上的错误。（6）核辅助厂房的放射性包容能力地坑水入核辅助厂房以后，由于系统的管道和箱体不是全密封的，又热又有污染的水在厂房内散发出水蒸汽和水中所含的裂变气体。水蒸汽和裂变气体随后由一般的通风系统抽吸，经过一台净化效率不明确的过滤器后向厂房外排出。2．改善运行状态（1）加强对操纵员的培训和考核，这方面需要广泛使用模拟机培训，模拟机培训要包括正常运行工况，也要包括全部设计基准事件和事故，也应包括一些严重事故序列。（2）运行班组中设置“安全工程师”，他在安全上监察运行班组的工作；（3）要完善可用的操作规程。（4）强调严格遵守技术规格书，以杜绝由维修错误造成的危险。应吸取维修造成的应急给水阀门误关闭的教训；（5）TMI-2事故显示了“按事件处理”操作规程的局限性，从而发展了“按状态处理”操作规程。3．改进控制室（1）控制室应是有利于人—机关系的设计，达到有组织的指示，不能是大量报警灯在闪烁，报警音响在鸣响，而没有分级区别始发事件和它们引起的后果。（2）增设新的监测指示，如堆芯水位，堆芯欠热度裕量。（3）加大一些仪表的测量范围，应能给出超过设计基准事故参数范围的显示；（4）设置“安全参数显示系统（SPDS）”以便于操纵员了解电厂的状态。4．经验反馈（1）要重视经验反馈，在核电厂发生的一些事件不能仅因为“没有后果”便认为“不重要”。如果能重视TMI-2事故前18个月在Bavis-Besse核电厂发生的同样卸压阀卡开事故，操纵员就能理解和中止TMI-2事故。（2）在TMI-2事故后，美国NRC就更加重视一些事故的经验教训，如对于蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）和未能紧急停堆的预计运行瞬变（ATWS）等的研究。5．在安全分析方面取得的教训（1）有一些事故比原来预计到的最严重的可以接受的状态（指一回路大破口失水事故）更加严重。一些预计运行事件或小事故可能发展成严重事故。必须对一个广泛的瞬变及事故谱加以研究。（2）安全分析不应该只是研究设计基准事件和准则（例如单一故障准则），还应发展完善一整套安全分析方法。其中包括多重故障与人因失误，以及附加工况的研究。（3）TMI-2事故中，安全系统的正确响应及安全壳的有效包容，肯定了立足于“纵深防御”、“多重防护”、“多道屏障”的安全设计原则的正确性。由此而设置的各种安全设施是有效的，如密封良好的安全壳，在正常运行下，并无用处，但在事故状态下，起了保护工作人员、社会和环境的作用。对各个核电厂来说，还往往存在一些薄弱环节要从严重事故的预防和缓解角度加以改进。切尔诺贝利事故1．安全设计上主要问题（1）固有安全性方面堆芯具有正空泡反应性效应和正功率反应性效应；控制棒挤水棒的正反应性效应；慢化用的石墨材料，在高温下失去氦气氛，与空气接触，就会持续燃烧，在切尔诺贝利事故过程中，石墨的燃烧加剧了灭火的复杂性和促进了放射性物质的释放。2．实验过程中严重违反规程的各项操作（依次序）为：（1）隔离了应急堆芯冷却系统动机：为了避免实验过程中该系统动作；后果：失去了限制事故严重程度的可能性。（2）反应堆功率下降到实验大纲的规定水平以下动机：不适当地解除了自动调节功率系统后，为赶进度，不顾功率水平不符合要求而进行实验；后果：反应堆处于难以控制的状态。（3）闭锁了汽水分离器中蒸汽压力和水位有关的事故保护系统动机：为赶进度，不管反应堆的不稳定状态以完成实验；后果：完全切除了与反应堆热工参数有关的事故保护。（4）所有冷却水泵投入运行，并出力超过规定定值动机：满足实验要求；后果：主回路冷却剂温度接近饱和温度，容易发生主泵汽蚀。（5）运行中反应堆的安全余量减少到安全值以下动机：试图在反应堆处于碘坑过程中维持堆功率；后果：反应堆紧急停堆保护系统失去作用。（6）闭锁了两台汽轮发电机停机信号相应的停堆保护信号动机：必要时再次进行实验；后果：失去了反应堆自动停闭的可能性。3．关于独立的安全监督（1）核电厂运行班组需要设一名安全工程师，他的职责是独立地对核安全进行评价分析，并向值班长报告。如有必要，他可以直接向厂长报告。（2）在核电厂营运单位一级上，设立独立的安全监督部门，由厂长直接领导。营运单位的主管部门也可以考虑设立类似的安全监督部门。（3）加强国家一级的核安全监督管理机构。（4）强调核电厂的最终安全责任应归于营运单位4．关于严重事故的应急准备（1）要制定一个核设施应急法规，并配备相应的技术性安全导则。使应急工作纳入法制轨道，再由一些技术性的安全导则指导如何来执行应急法规，以免事故后引起混乱。（2）一定要有事故应急计划建立核事故应急中心，装备必要的通讯设施和对事故后果作出快速估价和判断的系统，作为决策和指挥部门的执行机构。现在多数拥有核电的国家签订了核事故早期通报公约和核事故紧急救援公约，更有必要建立统一的核事故应急机构来协调和归口。（3）作好应急核事故的技术准备切尔诺贝利事故经验说明需要以下应急技术：放射性场所防火和灭火技术；大面积放射性去污技术；射线病人的抢救治疗技术；事故现场机器人使用技术；事故现场和周围地区的放射性监测技术。5．经验反馈与交流方面的教训（1）PBMK-1000型反应堆的设计的缺点，早在1983年已被发现，但没有引起管理机构的重视，如不论在硬件上或管理上采取一定措施，事故是可以避免的。（2）高度重视国际核安全经验，加强交流合作，对于一个国家核电的安全顺利发展具有重要作用。单一故障准则的应用1由单一事件引起的多重故障，仍归为单一故障。2整个核电厂系统（包括流体系统及电气系统）只考虑一个故障。3整个事故期间只考虑一个故障，规定：可在短期阶段考虑一个能动故障，或在长期阶段考虑一个能动故障或一个非能动故障。4.单一故障准则是针对安全级部件而言的，对安全级部件不考虑其对事故的缓解作用，而需考虑其对事故的恶化作用。5.只有当调用部件时，才假设部件的失效。6.在技术规格书（TechnicalSpecification)中确定的定期维护、检修及试验的设备，不认为不可用。7在事故期间，如全部安全设备正常工作而造成严重的后果时，就以此为极限工况，不假设单一故障。8必须把事故与故障区别开来，在作事故分析时，分析的工况是初因事故加上单一故障，而不分析事故迭加事故。9假设单一故障后，发生继发故障不算作超过单一故障。10必须找出最保守的单一故障及极限工况。11一种事故如具有几项验收准则，就会有不同的最保守的初始条件，单一故障极限工况。