核电厂换料大修的核安全风险管理.doc

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1、行业资料：________核电厂换料大修的核安全风险管理单位：______________________部门：______________________日期：______年_____月_____日第1页共14页核电厂换料大修的核安全风险管理1核电厂换料大修期间的核安全风险核电厂换料大修期间，因在短时间内执行大量的维修工作、设备的检查维护、定期试验，变更/技改以及装卸料等操作，使得电厂大量系统、设备集中停役，电源停电，所以在换料大修期间存在着较大的核安全风险。1.1系统设备方面存在的风险换料大修期间，从系统设备可

2、靠性和安全功能上，电厂存在的核安全风险主要涉及以下几方面：反应堆余热排出、堆芯水装量保持、反应性控制、电源保障以及安全壳完整性维持。1.1.1反应堆失去衰变热导出功能的风险因素（1）大修前缺少余热导出能力的分析，如：1）未事先确定堆芯燃料布置下的初始衰变热热量、堆芯沸腾时间和裸露时间；2）缺少对堆冷却系统水装量各种状态（如充水、放水、半管水位、换料通道充水和换料水池充水）下余热导出能力的分析；3）缺少对主系统各种状态（如反应堆冷却剂系统（RCS）加压或已通气、主管道已堵板或主回路隔离阀已关闭、蒸汽发生器（SG）人孔开/关、

3、通风系统可用性、临时假盖或压紧部件已安装、主蒸汽管道已隔离）下的余热导出能力的分析；4）缺少对SG二次侧热量交换能力的分析。第13页共14页（2）大修计划未考虑失去乏燃料冷却的纵深防御措施，导致乏燃料池失去冷却，或在高衰变热或低水装量期间，安排对余热导出系统进行检修，使余热导出系统不可用。（3）操纵员/电厂员工对工况变换/规程不了解，对纵深防御措施不清楚，如未能保障换料大厅通风以及空调系统的可运行性，设备闸门、人员闸门和贯穿件失去关闭能力。1.1.2失去水装量的风险因素在停堆期间，一回路的边界已扩展到衰变热导出管路、乏燃料

4、池、换料水箱及其它相关的系统，这种情况使得水装量丧失的风险大大增加。业界曾发生了水意外排到换料水箱、安全壳地坑、安注箱及安全壳喷淋系统等事件。一回路水装量快速丧失可能导致安全壳内的辐射水平显著升高。下面是常见的几种误操作。（1）阀门误操作，不可控地改变一回路流道，导致一回路水装量快速丧失。（2）换料水池充水前，未对反应堆水池密封、蒸汽发生器堵板和其它接管堵板等进行检查或安装后试验，导致出现水装量泄漏。（3）下列情形下，主系统水位控制不当或意外排水到余热导出系统，导致失去衰变热导出能力。1）在反应堆顶盖吊运前，排水至压力容器

5、法兰面以下；2）堆芯水位处在主管道中心线水位（称低水位）；3）一回路水位处于与反应堆压力壳连接的热端上部以下；4）关闭一回路隔离阀；5）安装蒸汽发生器一次侧堵板。（4）失去乏燃料池和反应堆水池的水装量。即换料水池和乏燃料水池气闸门的气源不可靠，无后备气源（如氮气），未考虑水池密封加流量限制和围堰等其它缓解措施。第13页共14页1.1.3电源可靠性风险因素在停堆状态下，交流电源维持堆芯和乏燃料池的冷却，并把衰变热传输到热阱中，使安全壳保持密封，并支持其它重要功能。许多事件与人员差错引起重要系统失电有关，如大修计划未能提供冗余

6、的交流电源（纵深防御），对停堆期间安全功能的关键系统其交流和直流电源未得到保证，对失去交流电源的事件缺少规程和演练。典型的高风险作业，如开关站、变压器和电气设备工作未安装警告信号或采取实体屏障，在多路电路停役的情况下在电厂唯一厂外电源的动力线路和变压器上进行维修活动。1.1.4反应性控制风险因素反应性控制主要包括维持反应堆冷却剂系统和乏燃料池有足够的停堆裕量以及计划和控制所有的燃料装卸活动。压水堆意外硼稀释会发生非预期的反应堆临界，甚至在控制棒全插入情况下。典型的风险包括：探测硼稀释手段（一回路取样，在线分析和源量程探测器

7、的计数）失效，行政管理控制和计划安排不当引起意外硼稀释，无多重的加硼流道可用以响应硼稀释事件，未定期校验停堆裕量，在低于最低安全分析温度期间移动燃料。在换料期间，由于发生控制棒和燃料组件装载错误，会引起堆芯临界而未被源量程探测器探测到。燃料组件跌落、受装卸料设备撞击以及在堆芯错装位等事件还可能引起人员受超剂量照射以及严重的放射性污染。1.1.5安全壳密封性风险因素第13页共14页安全壳在大修的某些阶段需要密封，以限制放射性物质未受监督的释放。如果安全壳的（设备和人员）闸门以及与大气相连的贯穿件（一次或二次侧）在装卸料操作期

8、间、堆芯沸腾以及电源不可用时不能保持关闭状态，则风险会大大提高。1.2人因和管理上的风险从人因和行政管理上，电厂存在的核安全风险主要涉及大修计划、人员培训、文件控制、经验反馈等大修中电厂内的工作人员数量很多，包括大量的承包商人员，而人总是要犯错误的，特别是在大量的操作过程中。因此，事先计划不充分、文件包