核电厂安全知识点

核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。

核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。

特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。

实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。

人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。

自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。

监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。

安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。

我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。

核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。

核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。

核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。

核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。

应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。

应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。

通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv

核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。

轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统

概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。

概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。

电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二

级概率安全分析确定核电厂可发生放射性释放的途径，并估算其数量及频率，能从放射性释放的严重性方面对造成芯片损坏的各事故序列的相对重要性提供见解并对改善处理事故的方法提供见解，三级概率安全事故分析估计公众健康风险和其他社会风险，并用侏儒公共健康影响或土壤空气水或实物的污染所表示的有害后果对事故的预防和缓解措施的重要性提供见解。

核电厂运行工况分类：1）正常运行和运行瞬态2）中等频率事故3）稀有事故4）极限事故事故分析的四项基本假设：1）失去场外电源2）最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置3）仅考虑安全级设备的缓解事故作用，对非安全级设备仅考虑其对事故的不利因素4）需要假设极限的单一故障

三项基本安全功能：1）控制反映性2）排除堆芯热量3）包容放射性物质和控制运行排放，以及极限事故释放。

安全级设备：有些设备不直接完成安全功能，但如果没有这些设备，则安全功能不能完成，这些设备也是安全级设备，因此一些安全系统的支持系统也是安全的。

失流事故：当反应堆功率运行时，主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫停止运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力。失流事故分为部分失流、全部失流、主泵泵轴卡死、主泵泵轴断裂。

二回路排热减少事故又称为失去热井事故。属于二类工况的范围有：蒸汽压力调节器故障致使蒸汽流量减少、失去外电负荷、汽轮机事故停车、冷凝器真空失效、失去非应急交流电源、和失去主给水等

失水事故造成的危害：1）事故开始时在破口处的冷却剂突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波，这种冲击波以声速在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到破坏。此外冷却剂得猛烈喷放，其反作用会造成管道甩动，破坏安全壳内设施。2）堆芯冷却能力大为下降，使燃料元件受到损坏3）高温高压的冷却剂喷人安全壳会使安全壳内的压力温度升高，危及安全壳的完整性4）燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸气发生剧烈的反映，所产生的氢积存在安全壳内，在一定条件下会产生爆炸5）反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄露会污染环境。

极限事故工况下典型事故分为四个阶段1）喷放阶段2）再充水阶段3）再淹没阶段4)长期堆芯冷却阶段。

小破口失水事故在物理上的特点：1）只有喷放、在淹没、长期堆芯冷却三个阶段2）降压速度慢，二回路热井在事故早起阶段起着重要的排热作用，大破口几乎不起作用3）在降压过程中有明显的压力略高于二次侧热井压力的压力平台，大破口事故没有。

与LOCA相比，SGTR事故的特征现象;1)事故前后安全壳仪表指示没有变化2）破损SG水位、给水流量异常3）冷凝器排气和SG排污取样系统辐射水平异常。

反应堆冷却剂装量增加包括功率运行时应急堆芯冷却系统误操作和引起反应堆冷却剂装量增加的化学与容积控制系统误操作两种。

中等频率事故范围内的二回路排热增加事故主要有;给水温度下降、给水流量增加、蒸汽流量过增和SG安全阀或释放阀误开等。

弹棒事故：若控制棒驱动机构密封套发生破裂，巨大的压差可将控制棒快速弹出堆芯。ATWS最突出的特点是反应堆冷却剂系统升温升压，特别是当蒸汽发生器蒸干后，尤其猛烈。其验收准则按工况4考虑。最重要的一条是一回路压力不超过1.2倍的设计值。

核电站安全性分析报告

核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X

2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。

关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its

HAF003核电厂质量保证安全规定

核安全法规 HAF003（91） 核电厂质量保证安全法规 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改） 本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释

目录 第一章引言 (3) 1．1 概述 (3) 1．2 围 (3) 1．3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2．1 概述 (4) 2．2 程序、细则及图纸 (5) 2．3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3．1责任、权限和联络 (6) 3．2 单位间的工作接口 (6) 3．3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4．1 文件的编制、审核和批准 (7) 4．2 文件的发布和分布 (7) 4．3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5．1 概述 (8) 5．2 设计接口的控制 (8) 5．3 设计控制 (8) 5．4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6．1 概述 (9) 6．2 对供方的评价和选择 (10) 6．3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7．1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7．2 装卸、贮存和运输 (11) 7．3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9．1 检查大纲 (11) 9．2 试验大纲 (12) 9．3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9．4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10．1概述 (13) 10．2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12．1质量保证记录的编写 (14) 12．2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13．1 概述 (15) 13．2 监查的计划安排② (15)

核电厂概率安全评价(PSA)技术研究参考文本

核电厂概率安全评价（PSA）技术研究参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂概率安全评价（PSA）技术研究 参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大 型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全 是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析 中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间 的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发 展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价 （PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系 统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全 风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法

引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点： 1）对所有事故谱（初因）进行评介； 2）对所有事故序列进行评价； 3）所有评价定量化。 核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。 1.2 初因的确定 首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文

核电厂安全分析

Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008

CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.

核电站安全教育与培训

仅供参考[整理] 安全管理文书 核电站安全教育与培训 日期：__________________ 单位：__________________ 第1 页共6 页

核电站安全教育与培训 每个企业都有自己特有的安全文化，核电这个特殊行业尤是对安全特别地注重。核安全文化将核安全理念惯行于核电企业的组织体系和规章制度中，通过培养员工的自觉性和良好的工作习惯来营造核电企业内部的人人关注核安全的氛围。 2011年3月11日，日本发生里氏9.0级地震，并引发福岛第一核电站发生严重核泄漏事故。记得当时有人问我：如果是你在主控室，你会跑吗？我不假思索地说：如果我作为操纵员在主控制室，我会忠于岗位、尽职尽责，选择稳定机组。其实在那种情况下，我可能根本就不会产生逃跑的念头，因为机组的安全就是人民群众的安全。人贵有责任感，比如自己家的东西坏了首先要自己想办法。当然这也仅仅是在这次事故中人因方面的考虑，核电站人员应秉承安全第一，质量第一的态度。没有了质量，没有了安全，一切皆为虚谈。 当然安全并不是在事故发生后我们应该怎么做，而是我们应该做什么能避免事故的发生。例如针对八月份这次台风梅花的袭击，我们公司及部门都出了很好的应对措施，在接到预警后，我们运行部的部门领导都高度重视，立即按照公司三防预案程序内容采取了以下应对措施：及时预警，有序应急；落实措施，保障到位；实施监督，预防为主；综合防范，保障供应。最后虽然台风没有直接从海阳登陆，但通过这次的防御台风工作积累了宝贵的经验。 说了这么多，主要的意思还是那句老话安全第一，预防为主。不过这说起来容易做起来难，我们都知道要安全、要预防，但怎么预防才能避免事故呢？由于预防的范围太广，再加上本人进公司后大部分时间都在培训，我就针对职工的安全教育和培训方面谈谈自己的一些见解。 第 2 页共 6 页

浅析核电企业工业安全管理

浅析核电企业工业安全管理 【摘要】核电厂工业安全管理是核电厂总体安全管理体系中的重要组成部分，作为肩负重任的核电生产单位，需要不断完善核电厂工业安全管理体系内容，实践创新安全管理手段，提高安全生产意识，强化工业安全管理能力，以维护员工、财产安全，确保社会健康、稳定发展。 【Abstract】The industrial safety management of nuclear power plant is an important component of the overall safety management system of a nuclear power plant. As a nuclear power production unit with heavy responsibilities，it is necessary to continuously improve the security management system of nuclear power plant industry，practice and innovate the means of safety management，improve the consciousness of safety production and strengthen the ability of industrial safety management，so as to safeguard the safety of employees and property，and ensure the healthy and steady development of society. 【关键词】工业安全；安全管理体系；重要性 【Keywords】industrial safety；security management system；importance

关于核电维修领域工业安全管理论文.doc

面的，第一级组织就是班组，是整个维修领域安全管理的基础和核心，也是我们要关注的“第二个现场”。深入班组做好安全监督/指导工作，其作用不亚于第一个现场。再向上，部门安全管理也归于这个层次。第三个是安全监督层，主要是指企业内部的安全监督部门/人员所做的日常工作。 2、针对安全执行层 针对安全执行层，工作重心是做好预控工作，同时也需要安全监督管理人员把比较大的精力放在过程控制上。首要的是培养人的安全意识和能力，主要通过各类培训的和经验反馈的途径，在培训与经验反馈中注重互动和实操，全程观察培训效果并反馈改进。例如，在课堂培训时，首先讲解几个典型事故案例，用鲜活的事例在每个受训学员心中敲响警钟。实践证明，特别是企业内部或同行电站维修领域的事故案例，对触动人员内在的安全意识方面具有较好的效果。三门核电在安全培训领域有比较完备的授权体系和程序。每一位维修执行人员首先要经过公司的基本安全授权Ⅱ级培训及授权，从事密闭空间、高处作业的人员还需经过密闭空间、高处作业专项安全培训（理论及实操培训），该两项专项培训通过发放安全帽帽贴的方式来明显标识人员的授权情况。针对维修领域三级安全网络人员，三门核电内部开发了11门课程，采取每年轮训一次的方式进行培训授权。在维修

工作准备阶段进行作业风险辨识、控制措施的制定是将各项安全规章制度落到实处的有效手段，也是安全、质量、进度在工作执行层面高度统一的一个体现。 在这方面三门核电对标美国V ogtel核电站，对高风险作业（以及其他需重点关注的作业活动）应用了JHA （JobHazardAnalysis）的管控方式。由工单准备人结合维修工作指令编制JHA表格，逐项辨识工作中的作业危害因素并针对性地给出控制措施；专业主管进行审核，部门安全员予以同步审查。相应的，针对较低作业风险的活动，主要通过工单的“风险分析与控制措施”模块，为工作组提供常见的风险与控制措施。同时，工作负责人作为维修现场执行安全第一责任人，负责在现场对作业风险进行进一步的辨识和必要的补充，验证物理隔离边界及关键点，并向工作组成员进行安全交底。其次，作业过程中的风险控制。工作组注意做到：召开工前会，进行安全技术交底（包括经验反馈的学习）；应召开成互动式工前会，保证全部人员清楚作业风险及控制措施，同时要确认工作组成员状态是否良好；若更换工作负责人必须重新召开工前会，对新增工作成员应单独召开工前会；工作负责人到现场根据工单风险分析单确认控制措施落实情况，对于现场辨识出的预先风险分析以外的风险要及时补充到风险分析单中；对于工单准备人没有预计到现场存在的交叉作业要进行补充危险源辨识；工作组作业开工或操作设备前应运用自检（STAR）、工作现场检查（TAKEAMINUTE）、监护与同伴检查、三向交流等人员绩效工具；工作组织召开工后会，全面总结作业过程的安全文明生产方面的良好实践经验和不足之处。 3、针对安全管理层

核电厂运行风险管理详细版

文件编号：GD/FS-4593 （管理制度范本系列） 核电厂运行风险管理详细 版 The Daily Operation Mode, It Includes All Implementation Items, And Acts To Regulate Individual Actions, Regulate Or Limit All Their Behaviors, And Finally Simplify The Management Process. 编辑：_________________ 单位：_________________ 日期：_________________

核电厂运行风险管理详细版 提示语：本管理制度文件适合使用于日常的规则或运作模式中，包含所有的执行事项，并作用于规范个体行动，规范或限制其所有行为，最终实现简化管理过程，提高管理效率。，文档所展示内容即为所得，可在下载完成后直接进行编辑。 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

第三章 核电厂事故分析基本知识

第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处

保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版)

( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 保证核电厂安全有哪些管理措 施(最新版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process

保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版) 管理措施之一——健全的国家监管机构 国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理，即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。 我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。 管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系 国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等，形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。 管理措施之三——实行核设施安全许可证制度 核电厂在不同阶段，其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评，在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。 管理措施之四——严密的质量保证体系

核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲，并严格执行。 另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况，确认起到应有的作用。例如，在建造阶段，要对设备进行监造，对施工进行监理。在运行阶段，要进行预防性检修、在役检查和定期试验，以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。 管理措施之五——对参与单位和人员严格要求 国家对参与核电厂建设的单位，甚至小到零部件制造单位，都要经审查合格后，方可开展相应的活动。 国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训，再通过国家级的考试，领到操纵员执照后，才能上岗。上岗工作以后，还要定期考查和再培训，保证在工作岗位上的人员都合格。 管理措施之六——极其严密的安全保卫系统

运行核电厂安全生产工作规定-中国核工业集团公司

运行核电厂安全生产工作规定中国核工业集团公司

运行核电厂安全生产工作规定 目录 第一章总则 第二章安全目标 第三章安全责任 第四章安全监督 第五章安全规程 第六章安全评估 第七章事故预防和应急 第八章安全教育 第九章安全活动 第十章安全文化 第十一章安全奖惩 第十二章附则

第一章总则 第一条为了贯彻落实“安全第一、预防为主”的方针，保证核电厂安全运行，保证工作人员和公众的安全、保护环境，保护投资者的资产免遭损失，特制定本规定。 第二条本规定依据国家有关法律、法规，结合核电厂特点，用 于规定中国核工业集团公司（以下简称集团公司）管理的运行核电厂安全工作的基本要求和管理关系。 第三条核电厂必须遵守《中华人民共和国安全生产法》、《核电厂运行安全规定》（HAF103）和其他有关安全生产的法律、法规，加强安全生产管理，建立、健全安全生产责任制度，完善安全生产条件，确保安全生产。 第四条核电厂营运单位对核电厂的安全运行负有全面的责任。集团公司对所管理的核电厂行使安全监督权，对核电厂的安全运行负有领导责任。 第五条核电厂应建立系统、分层次的安全生产保证体系和安全生产监督体系，实行分级负责制。 第六条核电厂应依据国家法规、行业标准及集团公司的有关规定制定保障安全生产的规程和制度，使安全生产工作规范化、程序化，并根据实际情况和经验反馈适时修订。 第七条核电厂要贯彻“管生产必须管安全”的原则，做到计划、布置、检查、总结、考核生产工作的同时，计划、布置、检查、总结、

考核安全工作。 第二章安全目标 第八条集团公司核电厂安全生产的总体目标是核电厂安全运行，预防核事故，防止发生对社会造成重大影响、对资产造成重大损失的事故，保障工作人员、公众和环境的安全。 第九条集团公司所管理的核电厂安全生产目标为： 1．不发生人身死亡事故； 2．不发生国际核事件分级表中二级及以上事件； 3．不发生重大火灾事故； 4．不发生有人员责任的重大设备事故； 5．不发生人员超剂量限值事故； 6．不发生放射性物质超限值排放事故。 第十条核电厂实行安全生产目标三级控制 1．核电厂控制重伤和事故，不发生人身死亡、重大设备损坏和国际核事件分级表中二级及以上事件； 2．部处控制轻伤和障碍，不发生重伤和事故； 3．班组控制未遂和异常，不发生轻伤和障碍。 第十一条核电厂所属部处、班组可根据本部门的实际情况确定各自的具体安全生产目标，但不得低于上一级的安全生产目标。 第三章安全责任 第十二条核电厂各级行政正职是安全第一责任人，对安全生产

《安全技术》之核电厂概率安全评价(PSA)技术研究

核电厂概率安全评价（PSA）技术研究 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：1）对所有事故谱（初因）进行评介；2）对所有事故序列进行评价；3）所有评价定量化。核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。 1.2 初因的确定首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文件资料以及作为PSA分析对象的核电厂设计资料进行工程判断，从中编制出初因事件的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事件，这些事件需要安全系统的投入以减缓后果并将反应堆带入安全状态。然后对事件进行分类，分类的准则是所需的系统响应和成功准则是否一致。图1 PSA 评价流程图初因事件的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体情况；

核电厂安全知识点参考文本

核电厂安全知识点参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂安全知识点参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物 质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量 的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的 种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观 念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重 视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组 织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过 培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性 和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性

能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方 法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执

确保核电站安全的措施

编号：SM-ZD-44831 确保核电站安全的措施Through the process agreement to achieve a unified action policy for different people, so as to coordinate action, reduce blindness, and make the work orderly. 编制：____________________ 审核：____________________ 批准：____________________ 本文档下载后可任意修改

确保核电站安全的措施 简介：该方案资料适用于公司或组织通过合理化地制定计划，达成上下级或不同的人员之间形成统一的行动方针，明确执行目标，工作内容，执行方式，执行进度，从而使整体计划目标统一，行动协调，过程有条不紊。文档可直接下载或修改，使用时请详细阅读内容。 四道屏障 为防止放射性物质处逸设置了四道屏障： 1、燃料芯块； 2、密封的燃料包壳； 3、坚固的压力容器和密闭的一回路系统； 4、安全壳。 多重保护 在出现可能危及设备和人身安全的情况时： 1、进行正常停堆 2、因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆； 3、如因任何原因控制棒未能插入，高深度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。

对一切重要设备都采取了类似的多种保护措施，如设置了两路独立的可靠的外电源，当一路外电源因事故停电时，可自动切换到另一路供电。万一两路外电源同时断电怎么办？不要紧。核电站里还有由柴油发电机提供的紧急备用电源。 专设安全设施 人们常用“万无一失”来形容一件事物的安全可靠，而核电站为这极不可能出现的“一失”出作了周密准备，这就是专设安全设施。 我们可以设想这“一失”是管壁很厚的一回路主管道断裂了。这时专设安全设施投入工作，首先向堆内高压注水，防止堆内“烧干”；压力降低后，低村注水系统工作，继续向堆内注水冷却。与此同时，安全壳与外界自动隔离；安全部顶的喷淋系统自动喷淋冷水，降低安全壳的温度和压力；消氢系统投入工作，除去可能引起爆炸的氢气。 质量保证体系 核电站有着严密的质量保证体系。

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，

AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价

AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价 概率安全评价(PSA)不是确定的分析系统对于事故的响应,而是以可靠性工 程和概率风险理论为基础,分析复杂系统的所有可能的事故状态,找到所有可能 发生的事故序列,从而对始发事故造成的后果进行系统的分析,找到电厂本身存 在的薄弱环节及潜在事故因素。蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点,该事故的研究和评价对核电站安全具有较大 意义。本文在阅读了 AP1000自主化标准设计概率安全评价报告、三门核电厂PSAR初步安全分析报告及相应的参考文献等资料的基础上,选取非能动先进压 水堆AP1000的蒸汽发器传热管破裂(SGTR)事故为模型,进行1级概率安全评价。首先,在熟悉AP1000系统的基础上,分析始发SGTR事故后电厂系统的安全响应动作及所有可能发生的事故过程。 其次,根据SGTR事故进程及AP1000系统的安全响应功能建立SGTR事件树,所建立的事件树全面演绎了事故后电厂所有可能发生的情况;然后对事件树题头所涉及的系统进行故障树建模,在故障树建模过程中重点介绍共因失效参数模型及共因失效事件组,并对整个事故响应过程中的人员动作进行详细的子任务描述。最后,借助Risk Spectrum程序,对所建事件树和故障树模型进行分析计算,通过故障树定量化得到前沿系统的故障率,并进行故障树最小割集分析,得到导致系 统故障的基本事件的最小组合;通过将故障树结果与事件树联解求得SGTR事故 导致的堆芯损伤频率,并对堆芯损伤进行相应的定性分析,包括重要度分析、敏感性分析及不确定性分析。结果表明:AP1000的SGTR事故导致堆芯损伤频率均值 为3.95×10-9/(堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为6.22×10-11/ (堆·年),上限(95%)为2.71×10-8/ (堆·年);重要度分析表明在F-V割集重要度中,电源支持系统故障是最重要的基本事件;堆芯损伤风险增加因子最大的是再循环过滤器共因失效基本事件;敏感性分析表明人员动作完全失效对堆芯损伤的影响很大,降低人员失效概率对减小堆芯损伤带来的收益不大;在前沿系统中,ADS和IRWST 对堆芯损伤的敏感性最大。

核电厂安全知识点

核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二

大亚湾核电站工业安全管理指标体系

编号：AQ-JS-03763 ( 安全技术) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 大亚湾核电站工业安全管理指 标体系 Industrial safety management index system of Daya Bay Nuclear Power Station

大亚湾核电站工业安全管理指标体 系 使用备注：技术安全主要是通过对技术和安全本质性的再认识以提高对技术和安全的理解，进而形成更加科学的技术安全观，并在新技术安全观指引下改进安全技术和安全措施，最终达到提高安全性的目的。 大亚湾核电站是我国第一个中外合资的大型商业核电站。该电站按照世界核电站和国内电力行业的标准，建立了一套完整、规范的工业安全管理指标体系，在核电站安全管理中发挥了重要作用。 1指标体系建立的原则和目的 大亚湾核电站投入商业运行后，采用世界核电站营运者协会(WANO)的十项主要指标衡量安全生产的总体业绩，其中用于衡量工业安全的指标是事故率F： 按12个月滚动统计，其含意为在12个月内100个员工发生工业事故的次数。按照这一指标统计，1994年大亚湾核电站工业事故率为0.4，低于当年WANO中间值0.63，呈现良好状况。但该核电站工业安全科分析当年的工业安全状况时发现，许多人身伤害风险

和事故隐患没有办法通过这一指标反映出来，如果发生重伤以上的事故，这一指标也不能表示出来。因此，有必要在事故率这一基本指标的基础上建立一个完整的指标体系，以实现更全面、更准确地反映工业安全状况的目的。 指标体系建立的原则是： (1)全面反映当年工业事故状况； (2)反映工业安全的潜在问题，具有状况分析和趋势预测的作用，为改进决策提供依据； (3)便于统计，能向各相关部门快速提供信息； (4)提高事故、事件透明度，便于经验反馈和事件分析。 2指标体系的构成 指标体系分为3个层次5类，见图1。 图1指标体系构成图 指标体系的定义： (1)重伤及死亡事故——造成一人重伤或死亡的事故； (2)轻伤事故——造成人员损失工时一天以上(不包括受伤当日)