When the lives of employees or national property are endangered, production activities are stopped to rectify and eliminate dangerous factors.
（安全管理）
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核电厂运行风险管理(新版)
核电厂运行风险管理(新版)导语：生产有了安全保障，才能持续、稳定发展。生产活动中事故层出不穷，生产势必陷于混乱、甚至瘫痪状态。当生产与安全发生矛盾、危及职工生命或国家财产时，生产活动停下来整治、消除危险因素以后，生产形势会变得更好。"安全第一"
的提法，决非把安全摆到生产之上;忽视安全自然是一种错误。
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，对每一状态都制定了静态检查点试验规程，对状态变化则制定了动态检查点试验规程。静态检查点试验是对机组停留在某一标准状态时所进行相关的试验，要求操纵员每班(8h)实施1次，以便通过试验及时发现人因或设备的偏差；动态检查点则是为了确保反应堆状态转变时，安全相关系统和设备满足技术规范的要求。无论是静态检查点还是动态检查点，都是从保障核安全的3大功能来考虑的，控制点的释放必须由安全评价会议或当班安全工程师批准。
在机组换料大修期间，通过实行运行主隔离管理，将机组系统或设备停运、复役和隔离活动用同一主隔离文件反映。即用运行规程控制机组状态，用隔离计划管理系统的隔离与复役，使主控室操纵员在控制机组状态的同时控制系统的主隔离活动。因全部运行活动控制归一，从而杜绝了隔离经理与主控室操纵员信息不一致而可能导致的人因失效。
1.2风险指引型的核安全监督
大亚湾核电厂安全工程师岗位的设置源于法国核电厂的实践。安全工程师独立于运行值而对机组安全状态实施监督和控制，其职责是通过对核安全功能的监督，对电厂核安全状况进行评价，对运行总则执行情况进行独立检查，跟踪核安全相关问题，对核安全管理提出建议。在实际运作过程中，大亚湾核电厂将安全工程师的职责，从事后的符合性监督向事前风险度监督转变，即由问题指引型监督转向风险指引型监督。风险指引型的安全监督主要表现在，通过事件探测、概率风险分析、对安全关注问题的跟踪、安全指标的趋势分析以及对电厂运行和维修活动的工作申请、计划安排、风险分析等进行独立审查，实现对核电厂安全的控制。
1.3运行维修活动的风险分析
大亚湾核电厂要求所有与机组运行相关的生产活动必须百分之百通过风险分析。
风险分析涉及两方面内容：
(1)对各种生产活动执行过程中可能存在或可能产生的对机组状
态的影响及其后果进行分析；
(2)对生产活动过程中的设备和工作环境中存在的危险来源进行
分析。
在这里，风险分析主要以生产活动历史和经验反馈为基础，辅之以逻辑分析，即以“事件树”的方法，确定可能产生的后果或影响。
参与风险分析的人员，包括技术准备人员、执行人员、运行人员、工业安全与辐射防护人员和安全工程师。他们从各自的职能出发进行独立分析，以保证能充分识别风险因素和制定有效预防措施。从保证核安全角度来看，运行人员和安全工程师的作用最大。因为运行人员必须对机组状态设置和对运行设备的安全负责，而安全工程师必须对安全质量相关(QSR)系统或设备可能产生的对核安全影响的风险识别
负责。
1.4防止非计划停机停堆计划
对以往非计划停机、停堆事件以及未遂事件的分析发现，电厂非计划停机、停堆大多数是由于设备失效引起的，其中又以常规岛，特别是给水系统流量、给水泵转速调节故障导致的事件比例较高。而人因引发的停机停堆事件中，主要以不良工作习惯为主，如工作前准备不充分、不做风险分析、不遵守规程等。
为了减少和防止非计划停机、停堆，对于人因失效的预防，大亚湾核电厂主要以反对不良工作习惯、加强对员工行为管理作为突破口，在全厂推行“明星自检”方法，同时加强工作过程中的风险管理(监护
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
附件 2 核电厂操纵人员模拟机考试实施细则 （征求意见稿） 第一章总则 第一条为进一步规范核电厂操纵人员全范围模拟机考试，根据《核电厂操纵人员培训与执照考核管理办法》《核电厂操纵人员执照考核》等有关规定并结合行业实践，制定本细则。 第二条本细则适用于核电厂操纵人员取照和执照转移考试中的模拟机考试，换照考试可参照执行。 第三条核电厂操纵人员资格审查委员会（以下简称“资审委”）负责： （一）组织审查新建核电厂首批操纵人员取照考试模拟机试题； （二）组织审查新建核电厂首批操纵人员考试用模拟机的适用性； （三）审查模拟机考试考官资格； （四）审查模拟机考试过程文件。 核电厂操纵人员考评委员会（以下简称“电厂考委会”）负责本电厂操纵人员模拟机考试的组织实施工作，主要职责如下：（一）组织编制和审查模拟机考试试题；
（二）根据模拟机考试需求,安排合格且数量充足的考官； （三）提前公布考生分组及模拟机考试安排； （四）确保模拟机的性能满足考试要求； （五）组织模拟机考试的实施与监督。 第二章考试准备 第四条电厂考委会应制定考试准备计划，保障考试需要的人员和资源，应提前2周公布考试计划和考生名单，同时告知核电行业主管部门及核安全监督管理部门。 第五条为了保证考试的公平公正，凡是与模拟机考试相关的人员、文件及实施过程等必须严格保密，保密要求见附录一。 第六条电厂考委会成立试题开发小组、考评组，并保障一定数量的考试支持人员。相关人员的资格与职责见附录二。 第七条考试用全范围模拟机应能真实、全面反映核电厂参考机组的实际情况，因变更而导致的不一致应满足相关法规和标准的要求。模拟机性能具体要求参见附录三。新建核电厂首次考试用模拟机应通过资审委组织的审查,审查报告应作为操纵人员资格审查的支持性文件。 第八条模拟机大厅和远程停堆站（备用停堆站）应配置与参考机组相同的受控文件，如运行规程、管理程序、核事故应急预案、严重事故管理导则、运行流程图、技术规格书等，如果部分文件在模拟机培训和考试期间不使用可以考虑不配置，相应文件的摆放也应尽可能同参考机组。如参考机组采用电子
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)
1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？ a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装 量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。 b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、 液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。 c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须 要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。 d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过 渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。 e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸 汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。 2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？ 优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性； 2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。 3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。 4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。 缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。 2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。 3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。 3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮 机快速降负荷？ 原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆 引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%； 功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。 4、核电厂的运行工况有哪些 a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态 b)Ⅱ类工况：中等频度事件 c)Ⅲ类工况：稀有事件 d)Ⅳ类工况：极限事故 5、运行模式的分类（温度一栏舍去） 模式K eff额定热功率/% 冷却剂平均温度 /℃ 1. 功率运行≥0.99 ＞5 ≥176.6 2. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.6 3. 热备用＜0.99 0 ≥176.6
附件： 运行核电厂经验反馈管理办法 (试行) 国家核安全局 —3—
一、目的 为规范我国运行核电厂经验反馈工作的管理，指导、监督并促进经验反馈活动的有效开展，增进核电厂运行经验和信息的交流、共享与应用，共同确保中国核电的安全、可靠、稳定运行，国家核安全局制定并发布本管理办法。 二、适用范围 本办法适用于核电厂首次装料至退役的整个运行阶段的运行经验反馈和信息交流活动。 三、依据文件 （一）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则（HAF001）； （二）《核电厂核事故应急管理条例》（HAF002）; （三）《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其导则； （四）《核动力厂设计安全规定》（HAF102）及其导则； （五）《核动力厂运行安全规定》（HAF103）及其导则等。 四、组织机构与职责 本办法规定的运行核电厂经验反馈活动，由国家核安全局组织和管理。环境保护部核与辐射安全中心、地区监督站、核电厂营运单位及其他技术支持单位按职责分工开展相关工作。各单位职责如下： （一）国家核安全局职责 国家核安全局负责运行核电厂经验反馈工作的组织和管理，其主要职责包括： —4—
1．组织制定、发布并进行修订运行核电厂经验反馈管理办法以及相关的管理和技术文件； 2．组织编制监管部门的运行核电厂经验反馈工作规划和计划，审查运行核电厂经验反馈工作报告等文件； 3．策划、组织和协调运行核电厂经验反馈各项活动，定期组织召开核电厂运行经验交流会议； 4．组织收集、分析、发布必要的经验反馈信息，并发布监管要求； 5．组织收集、分析核电厂运行安全性能指标数据，评价核电厂安全状况，并结合运行核电厂的运行状况，确定监管重点，发布监管要求； 6．组织对运行核电厂核与辐射安全相关重大事件及事故进行调查和评价； 7．组织运行核电厂经验反馈相关人员的培训工作； 8．对运行核电厂经验反馈活动进行专项检查，指导、监督运行核电厂经验反馈体系的有效运转。 （二）核与辐射安全中心职责 核与辐射安全中心作为国家核安全局技术后援单位，在经验反馈体系中的主要职责包括： 1．承担编写运行核电厂经验反馈相关管理和技术文件； 2．负责编制核与辐射安全中心运行核电厂经验反馈工作规划、计划和运行核电厂经验反馈工作报告； 3．承办运行核电厂经验反馈相关活动及运行核电厂经验反馈交流会议； —5—
第一章绪论 1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。 （1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽 2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。 压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。 好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变； 大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。 代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制； 增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。 3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。 定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。 目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。 4. 核电厂运行工况的分类。 正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故 5. 核安全文化的概念。 安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 6. 核电厂运行规程的构成。 正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程 7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。 9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行 6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料 第二章核电厂技术规格书 1. 术语及定义： 动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动 停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量 轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。 象限功率倾斜比：上半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值，或下半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值，取大者 运行模式：①功率运行；②启动；③热备用；④热停堆；⑤冷停堆；⑥换料 2.反应堆堆芯和系统压力的安全限值及其保护的目标。 反应堆堆芯：热功率，稳压器压力和运行环路最高冷却剂温度的组合不得超过图2-1所给出的限值（保护核电厂第一道安全屏障的一个必要条件） 应堆冷却剂系统压力：反应堆冷却剂系统压力不得超过18.9MPa（对于Shearon Harris Unit1）（保护核电厂第二道安全屏障的一个必要条件） 3. 最小偏离泡核沸腾比DNBR：临界热流密度与实际热流密度的比值
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.
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
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
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
核电厂运行阶段的技术状态管理体系的建立 发表时间：2018-05-14T16:55:04.020Z 来源：《电力设备》2017年第35期作者：裴倩 [导读] 摘要：技术状态管理目的在于维持电厂的设计要求、实体配置和配置信息这三个要素的一致性，从而实现电厂安全可靠地运行。 （三门核电有限公司浙江台州 317112） 摘要：技术状态管理目的在于维持电厂的设计要求、实体配置和配置信息这三个要素的一致性，从而实现电厂安全可靠地运行。在INPO、IAEA等机构对技术状态管理研究的基础上，结合三门核电一期工程实际情况和对标成果，探讨了如何建立核电厂运行阶段的技术状态管理体系，为其它电厂的技术状态管理提供一定的参考和借鉴。 关键词：技术状态管理；设计要求；实体配置；配置信息；基准技术状态 1概述 技术状态是指某个产品或项目在其整个生命周期内的功能特性和物理特性的集合。近年来，技术状态管理逐渐在核电领域开始推广和应用。20世纪末，为了改进核电厂的对标效果，美国核能研究所（NEI）、电力公司成本管理组织（EUGG）和核电运行研究所（INPO）合作定义并发布了标准核电业绩模型（Standard Nuclear Performance Model，SNMP），对技术状态管理流程进行了描述[1][2]。IAEA已分别在2003和2010年的报告中建议将技术状态管理应用于核电领域，并强调了技术状态管理对电厂安全的影响[3][4]。对于运行电厂来说，技术状态管理目的在于提供一种规范的管理方法，维持核电厂设计要求（Design Requirements）、实体配置（Physical Configuration）和配置信息（Facility Configuration Information，FCI）这三个要素的一致性（如图1-1所示），以使业主、运行人员和监管部门对于构筑物、系统和设备（SSCs）能实现其功能并支持电厂安全可靠运行具有足够的自信，并使电厂实现其在公众安全和环境保护方面的承诺。技术状态管理主要包括基准技术状态（Reference Configuration，RC）管理和技术状态流程管理即变更管理两大部分内容。 技术状态标识的目的在于确认技术状态项，并用文件等记录形式表示出其功能特性和物理特性的过程，电厂的技术状态项为构筑物、系统和设备（SSCs）相关的设计信息和配置信息。 设计信息分为以下四个层次：设计准则（Design Criteria）、法规、标准、分析等，设计基准（Design basis），设计要求，设计输出。 配置信息（Facility Configuration Information，FCI）用于记录与设计要求或设计基准相关的数据或结果的信息，及其他与电厂构筑物、系统和部件相关信息。 电厂配置信息的管理内容包括配置信息范围的确定和分级管理方法。按电厂配置信息的内容可将电厂配置信息分为两类，第一类是设备信息、计算机软件清单、定值清单、标志标牌等基本配置数据或数据库，第二类为工程设计、采购规格书、运行规程、维修规程、试验、培训等应用配置信息。电厂配置信息也可以以文件、数据库或信息系统等方式存在。根据失效对安全的影响和后果等潜在风险因素，以及对电厂运行和维修支持的重要性，将电厂配置信息分为关键和非关键两类。当配置信息需要变更时，为提高资源管理效率，在实体配置变更之后，构筑物、系统和设备恢复之前（复役前）更新关键FCI，而非关键FCI可以在电厂实体配置已经变更后更新。 3.变更管理流程 结合技术状态管理基本流程，三门核电一期工程实际情况和对标电厂实践经验，开发了以下技术状态管理的具体流程即变更管理流程，如图3-2所示，主要包括变更申请、变更的开发和审查审批、变更实施和验收、影响文件修订和关闭等几个基本环节。 按流程不同将变更分为以下5大类：配置信息（FCI）变更、等效性变更、重要设计变更、小设计变更和临时变更。配置信息（FCI）变更是指只修改电厂的配置信息，不影响设计要求和实体配置的变更。等效性性变更是指不涉及设计变更的物项替代。设计变更是当用于确保执行设计基准功能或/和确保与执照基准一致的技术要求发生变更时采用设计变更，根据变更的复杂程度、变更范围和费用等可将设计变更分为重要设计变更和小设计变更，如变更在短期内将要移除则为临时变更。 4.总结 国内大部分电厂目前一般只有变更管理的流程，但没有建立完整的技术状态管理体系，在基准技术状态管理方面尤其欠缺。本文从INPO、IAEA和国外对标电厂对技术状态管理的研究和经验中总结出了一套适用于运行电厂的技术状态管理方法，涵盖了基准技术状态管理、变更流程管理两大部分内容等内容。为核电厂运行阶段的技术状态管理体系建立以及AP1000群堆电厂的技术状态管理提供一定的参考
( 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 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
核电厂运行风险管理 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，对每一状态都制定了静态检查点试验规程，对状态变化则制定了动态检查点试验规程。静态检查点试验是对机组停留在某一标准状态时所进行相关的试验，要求操纵员每班(8 h)实施1次，以便通过试验及时发现人因或设备的偏差；动态检查点则是为了确保反应堆状态转变时，安全相关系统和设备满足技术规范的要求。无论是静态检查点还是动态检查点，都是从保障核安全的3大功能来考虑的，控制点的释放必须由安全评价会议或当班安全工程师批准。 在机组换料大修期间，通过实行运行主隔离管理，将机组系统或设备停运、复役和隔离活动用同一主隔离文件反映。即用运行规程控制机组状态，用隔离计划管理系统的隔离与复役，使主控室操纵员在控制机组状态的同时控制系统的主隔离活动。因全部运行活动控制归一，从而杜绝了隔离经理与主控室操纵员信息不一致而可能导致的人因失效。 1.2 风险指引型的核安全监督 大亚湾核电厂安全工程师岗位的设置源于法国核电厂的实践。安全工程师独立于运行值而对机组安全状态实施监督和控制，其职责是
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
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，
YF-ED-J7728 可按资料类型定义编号 核电厂运行风险管理实用 版 In Order To Ensure The Effective And Safe Operation Of The Department Work Or Production, Relevant Personnel Shall Follow The Procedures In Handling Business Or Operating Equipment. （示范文稿） 二零XX年XX月XX日
核电厂运行风险管理实用版 提示：该管理制度文档适合使用于工作中为保证本部门的工作或生产能够有效、安全、稳定地运转而制定的，相关人员在办理业务或操作设备时必须遵循的程序或步骤。下载后可以对文件进行定制修改，请根据实际需要调整使用。 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