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停车大检修项目风险分析及安全环保措施一、项目概述停车大检修项目是指针对一个停车场进行彻底的检修和维护工作。
项目主要包括停车场设备的维护保养、设备升级等。
由于停车场驶入和驶出车辆的频率非常高，因此检修项目需要在保证停车场正常运营的基础上，对现有设备进行全面检修，并进行设备升级和改造，以满足更高安全性、效率性等要求。
二、风险分析2.1 安全风险停车场是车辆流动比较大的一个地方，停车大检修项目过程中如果未采取足够的安全保障措施，则存在类似设备故障、电器起火等安全风险。
此外，停车场管理处员工在进行项目过程中，如果未依照标准操作规程实施操作的话，也有可能带来安全风险。
2.2 环境污染风险停车场通常位于城市核心地带，对于周边环境的影响是长期而言不容小觑的。
如果检修项目期间未按照相关规定进行妥善的废物处理、环保措施等操作，则会带来环境污染风险，可能会对周围的居民、商铺等地方造成影响。
2.3 项目延误风险停车场作为公共场所，具有一定的使用需求。
停车大检修项目未按计划完成，可能会带来项目延误风险。
如果停车场不能按时开放，则会给周围居民和商业地带造成影响。
三、安全环保措施3.1 项目安全措施采用先进的设备安全检测技术，实时对设备进行检测，发现异常即时处理，以确保设备运行的稳定性与安全性。
在项目实施前，要对现场进行全面的安全检查，确保实施过程中不会对现场已有设备产生干扰。
3.2 项目环保措施为减小项目污染环境的风险，应制定全面、细致的工艺流程，以确保废物得到妥善处理，以及在污染源出口实现监测，严格限制废水、废气和噪声等各类污染的排放。
整个项目过程中，要将环保措施纳入每个环节，确保环保意识的持续升级。
3.3 项目时间控制要采用标准化的项目管理，逐步完善项目计划，逐步优化项目流程，确保项目实现了时间上的精细化和效率化。
同时，在具体实施过程中，要建立有效的联络机制，确保各实施部门间充分沟通，避免因各部门之间出现的协调问题导致项目进度延误。
大亚湾区太东黄金海岸项目地块地质灾害危险性综合分区评估及防治措施陈耀均发布时间：2022-04-29T15:10:46.169Z 来源：《城市建设》2022年1月中2期作者：陈耀均[导读] 随着国家在基础建设和民用建筑加大投入，各种类型的建设用地需要相关产业和技术领域提供有力保障。
广东省地质局第三地质大队陈耀均广东韶关 512026摘要：随着国家在基础建设和民用建筑加大投入，各种类型的建设用地需要相关产业和技术领域提供有力保障，确保项目质量的同时提高土地利用效率。
基于这一现实的需要，对不同地块结合其开发目的进行地质灾害危险性综合分区评估，针对各种地质灾害和隐患问题，给出切实可行的防治。
本文系统分析了大亚湾区太东黄金海岸项目地块地质灾害危险性综合分区评估，列举了地质灾害对于地块项目开发的影响和具体评估方法，并给出有效的防治措施。
关键词：大亚湾区太东黄金海岸项目；地质灾害危险性；评估；防治大型地块开发需要对其地质构造以及地质危害等情况进行评估，在此基础上制定相应的开发方案和技术处理措施，才能确保整个工程项目的开发和使用的质量安全。
地质灾害危险性评估到目前为止已经发展成为一个比较完善和专业的系统，针对不同地质条件下的各种危害性情况给予科学合理的分析判断，所制定的防治措施的有效性得到根本保证。
1.项目及其地质情况概述大亚湾区太东黄金海岸项目用地属开发区建设用地，征地红线内拟建设住宅楼和别墅，整个场地现状地面标高在9m-26m，处在冲积平原低丘陵地貌。
项目设计地面标高9.5m-17.0m不等，拟于红线范围内修建一层地下室。
工程初步拟定基础形式为天然地基或桩基础，拟采用天然地基或桩基础，由于建筑地基不均匀、体形较复杂、荷载差异性等因素，存在发生地基变形主要引起为倾斜、局部倾斜的可能。
项目拟建场地现状为场地平整中，局部见鱼塘及农作物，场地的北、东、南三面环山，基本保持原始地貌，西侧为嘉恒西路，场地周边处于开发建设当中。
停车大检修项目风险分析及安全、环保措施1. 项目背景停车大检修项目是指对停车场进行全面检修、维护和改进的项目。
在停车场长时间运行后，随着使用寿命的延长，停车设施可能会出现各种问题，如设备老化、设施损坏等。
因此，对停车场进行大检修是必要的。
1.1 项目目的通过对停车场进行大检修，可以确保停车设施的正常运行，保障停车场的安全、便利性和环保性。
1.2 项目范围停车大检修项目包括停车设备的检修、停车场路面的修补、标志线的重新划定等。
1.3 项目时间计划本项目计划在3个月内完成。
具体的时间安排如下：•第一周：停车设备的检修•第二周：停车场路面的修补•第三周：标志线的重新划定•第四周至第十二周：项目总结和交付2. 风险分析在停车大检修项目中，存在着一些潜在的风险和问题。
为了确保项目的顺利进行，需要进行风险分析并制定相应的应对措施。
2.1 设备故障风险在停车设备的检修过程中，可能会出现设备故障的风险。
这可能导致项目延期或产生额外的维修成本。
应对措施•提前检查设备状态，确保设备处于正常工作状态•配备备用设备，以备不时之需•提前与设备供应商沟通，确保能够及时获取维修支持2.2 人员安全风险在停车设施的检修过程中，人员可能面临各种安全风险，如高空作业风险、电气安全风险等。
应对措施•员工必须接受相关培训并持证上岗•提供必要的个人防护装备，如安全帽、安全带等•实施严格的安全管理措施，如设置警示标识、限制施工区域等2.3 环境污染风险在停车场的大检修过程中，可能会产生一些污染物，如废水、废油等。
如果处理不当，可能会对环境造成污染。
应对措施•配备必要的污染物处理设备，如废水处理设备、废油回收设备等•严格按照环保法规进行处理和处置•停车场的周边环境进行监测，确保不会对周围环境造成污染3. 安全措施为了提高停车大检修项目的安全性，需要采取一系列的安全措施。
3.1 施工区域管控在停车设施检修期间，需要对施工区域进行管控，确保外部人员无法进入施工现场。
风险指引型管理方法及在大亚湾核电厂运行安全管理中的应用1. 风险指引型管理方法的概念风险指引型管理方法是一种管理方法，它通过系统的、科学的、全面的风险评估，发现和识别潜在的风险，制定和实施相应的风险控制和管理措施，以达到最大程度降低安全风险和事故的发生率。
2. 大亚湾核电厂的安全管理大亚湾核电厂是中国首个商业运营的核电站，它的安全管理一直是关注的焦点。
为了降低核电站的安全风险，大亚湾核电厂通过风险指引型管理方法来实现全面的安全管理。
在大亚湾核电站的安全管理中，主要通过以下几个方面来实现风险指引型管理方法。
3. 风险评估与管理大亚湾核电厂采用的风险评估方法包括定性和定量评估。
在定性评估中，通过对各部位、设备的风险进行辨识和归纳；在定量评估中，采用了故障树分析、风险矩阵等定量评估方法。
基于风险评估的结果，大亚湾核电厂采取有效的控制措施进行风险管理。
4. 反事故工程在大亚湾核电站的安全管理中，通过反事故工程，对可能发生的重大事故进行模拟和研究，制定出最佳的应急措施，以保障核电站的安全。
同时，还通过持续的风险分析和评估，进一步调整和完善应急措施。
5. 隐患排查在大亚湾核电站的安全管理中，定期对设备、器材和人员进行隐患排查，及时发现和解决生产和安全管理中的问题。
同时，对隐患排查结果进行分析和总结，在实践中不断修订和完善隐患排查制度和方法，以保证核电站的安全。
6. 总结通过风险指引型管理方法，大亚湾核电厂的安全管理得到了进一步提升。
以科学、有效的方法评估和管理风险，建立完善的风险控制和管理体系，通过反事故工程、隐患排查等措施，持续改进核电站的安全管理。
第34卷第2期原子能科学技术Vol.34,No.2 2000年3月Atomic Energy Science and Technology Mar.2000大亚湾核电站停堆工况风险研究柯国土,许汉铭,袁履正,李小华(中国原子能科学研究院反应堆工程设计研究所,北京 102413)摘要:基于传统PSA方法学(适用于功率运行工况)及核电站停堆工况特征,提出了一套停堆PSA 特征方法,包括电站运行状态离散法,分阶段评价法和主逻辑故障树评价。
将该方法应用于大亚湾核电站(GNPP)停堆工况PSA研究,得到了较真实反映GNPP实际情况的结果。
研究结果对GNPP的停堆运行和管理有实际应用价值,对我国今后核电站设计、运行及管理也有现实意义。
关键词:大亚湾核电站;停堆工况;风险研究中图分类号:TL361 文献标识码:A 文章编号:100026931(2000)022*******压水堆核电站寿期中约占四分之一时间的停堆期间的安全性,过去不被重视。
随着核电技术的发展和对核电运行安全性和经济性要求的提高,尤其是核电运行经验及事故或事故预兆给人们的有益启示,近年来,停堆运行的安全性问题引起普遍关注。
概率安全评价(PSA)作为评价核电站安全性的一种综合分析技术,已成为确定论安全设计及安全审评的必要和有效的补充。
它以自身的优势在核电站设计、安全审评、日常运行、维修及管理中起着愈来愈重要的作用。
国际上核工业发达国家已将PSA技术用于停堆运行安全性评价,并取得了良好效果。
鉴于我国核电事业和PSA技术及应用研究现状,本工作对大亚湾核电站(GN PP)的停堆安全性采用PSA方法进行评价。
内容包括:停堆运行安全性研究的现实意义,实施停堆PSA 的方法、过程与步骤及对GN PP停堆运行安全性评价3个方面。
1 停堆PSA研究的必要性和重要性停堆运行安全研究,尤其是停堆PSA研究的必要性和重要性表现在以下几个方面。
1)人们对核电站安全性的认识存在这么一个误区,即停堆运行风险很小,甚至认为“停堆即安全”。
核电站运行经验及事故或事故预兆表明,停堆运行依然存在风险,并非象人们原先所期待的那样;2)停堆运行工况约占电站寿期的25%,若不研究停堆运行的安全性,将很难掌握核电站收稿日期:1999205213;修回日期:1999206222作者简介:柯国土(1965—),男,浙江仙居人,副研究员,博士,反应堆物理专业89原子能科学技术 第34卷安全性的全貌;3)停堆工况下电站系统配置及状态复杂多变,且手动操作居多,原有的多道屏障及纵深防御的安全措施已降级或不复存在;4)核电站的安全性设计基于设计基准事故,且主要针对功率运行工况,核电站的这种设计特点给停堆运行带来了隐患;5)停堆运行期间,进入厂区甚至核岛区域的人员情况复杂,构成了新的不安全因素;6)PSA分析技术具有研究整个潜在事故谱、评价事故序列后果及对结果进行量化等特点,用来研究停堆运行安全性更能体现其优越性。
2 停堆PSA方法学核电站停堆(或启动)过程中电站系统配置、安全保护措施、运行参数及外部运行环境均在不断变化。
停堆工况下,许多安全系统的自动触发功能被闭锁,一些安全系统因维修已不可用,发生事故时主要依靠操作员的干预。
停堆工况下的这些系统设计及运行特征给原有的PSA方法提出了新的要求,难以直接套用功率PSA中已广泛应用的传统的事件树/故障树(ETA/F TA)方法。
借鉴国际上类似的研究工作,本文提出了电站运行状态离散法和分阶段评价相结合的实施停堆PSA特征方法,并采用主逻辑故障树评价方法进行事故序列定性定量分析。
图1示出了停堆PSA实施方法与步骤。
211 电站运行状态离散法电站运行状态离散法就是将核电站整个停堆工况(包括启动过程)划分为数个特征电站运行状态(POS),针对每一特征运行状态建立相应的PSA模型(包括电站模型、系统模型和人干预模型),将随时间变化的多状态问题近似求解。
212 分阶段评价法因需要对所有特征运行状态下的全部初因进行研究,以致建立起来的模型非常庞杂,工作量浩大,难以求解。
采用分阶段评价法既确保不遗漏重要的研究对象,又能大幅度减少计算量。
分阶段评价法将停堆PSA评价过程划分为定性筛选阶段和详细定量阶段,详细定量仅针对通过定性筛选后得到的对风险确实有贡献的运行状态及初因事件。
213 主逻辑故障树评价法该方法将传统的事件树法和故障树法完全合并,把所有的初因事件所导致的事故序列所对应的故障树,通过逻辑“或”门合并到电站主逻辑故障树中。
因而,对某一电站的潜在事故风险只进行1次运算,而不是象过去需要通过多次运算才能得到。
这不仅比以往的事故序列定量化方法简便,而且易于进行敏感性研究,产生的PSA模型也易于更新和维护。
从某种意义上说,采用主逻辑故障树法所产生的是一“活”的PSA。
3 软件及可靠性数据本文涉及的全部工作(包括建模和分析)均在本课题组自行开发的可视化的系统可靠性分析软件(V IRA)上完成。
该软件基于已广泛应用的PSA分析软件SETs,面向WINDOWS95操作系统,具有集成化、可视化及先进的数据库管理特点,操作简便,运行速度快。
鉴于我国核电站设备可靠性数据库的现状,而GN PP又属于法国标准900MWe电站,因此,本评价中设备可靠性数据基于法国750堆・年的核电站运行经验及其可靠性数据库。
对与 99第2期 柯国土等:大亚湾核电站停堆工况风险研究001原子能科学技术 第34卷厂址特性相关(如外电网及最终热阱)及与法国电站设备不同的(如应急柴油发电机组)数据,则根据GN PP实际情况取值。
人误数据根据法国EDF发展的PHRA人因分析模型及核电站模拟机实验结果进行评价获得。
4 大亚湾核电站停堆风险分析基于上文所述停堆PSA特征方法、数据及V IRA软件,根据GN PP实际的系统设计及运行特征,对GN PP的停堆运行潜在事故风险进行了1级PSA分析与评价。
这里考虑了所有停堆工况(包括热停堆、中间停堆、正常冷停堆、维修冷停堆及换料冷停堆工况)。
基于工作量方面的考虑,主要评价了失冷事故(包括丧失厂外电源)、反应性事故(主要是非均匀的快速硼稀释事故)和LOCA三类初因事件。
构造得到、并经化简的GN PP停堆工况主逻辑故障树主页示于图2。
411 一般结果停堆工况下GN PP三类主要初因(失冷、反应性和LOCA)可能导致堆芯熔化频率(CDF)为6114×10-6/(堆・年)。
与功率工况下的堆熔频率比较(表1)可知:它与功率工况同处一个量级,而停堆工况下单位时间的事故风险值比功率工况下的约大1倍。
可见,大亚湾核电站停堆工况下的潜在事故风险不可忽视。
表1 GNPP停堆工况与功率工况潜在事故风险比较T able1 A comparison of risks betw een shutdow n and full pow er operation for GNPP 运行工况堆熔频率/堆・年年平均运行时间/小时单位时间事故风险/(堆・年)・小时-1功率工况3133×10-574504135×10-9停堆工况5127×10-67967171×10-9图3示出了计算结果中前20个割集的统计分布。
从割集分布看:GN PP在系统设计方面较为匀称合理,没有明显的薄弱环节。
但仍有约20个割集频率超过110×10-7/(堆・年),与法国EDF要求的由任一事件族造成不可接受后果不超过10-7/(堆・年)的规定有一定距离。
可见,GN PP在系统设计及运行方面尚存在一些有待改进和完善之处。
412 堆熔频率随初因事件的分布堆熔频率随初因事件的分布示于图4。
从图4可看出:失冷事故和反应性事故是大亚湾核电站停堆运行时的支配性初因,它们对堆熔的贡献约占8616%。
工况D(维修冷停堆)下丧失厂外电源,工况H(热停堆及中间停堆)下丧失ASG,工况A(热停堆)下一团清水快速硼稀释及冷却剂管道半平面运行(Middoop)工况下丧失RRA等是支配性子初因。
它们对堆熔的贡献分别约为1816%、1217%、1212%和810%。
除丧失厂外电源初因外,法国对上述其余初因均给予足够的重视,并在系统设计及规程等方面采取了相应的措施,部分措施在岭澳核电站设计中已采用。
GN PP对厂外电源丧失事故也在软硬件上采取了一定措施。
101第2期 柯国土等:大亚湾核电站停堆工况风险研究 201原子能科学技术 第34卷413 堆熔频率随核电站运行工况的分布堆熔频率随运行工况的分布示于图5。
从图可见:堆熔频率随运行工况分布极不均匀。
维修工况下绝对风险值最大,它对堆熔贡献占41%,且主要是人误所致。
在该工况下,手动操作多而复杂,又缺乏系统严格的操作程序和事故规程,这是造成人误率高的主要因素。
热停堆工况绝对风险虽不大,但该工况运行时间很短,单位时间风险最大,约为其余工况的1倍。
导致热停堆工况高风险的主要原因是:在该工况下,ASG 系统、蒸汽发生器及其旁通系统是堆芯冷却的唯一手段。
提高供电可靠性,从而提高ASG 运行可靠性,或增加启动给水系统(APD ,在岭澳核电站设计中已采用),从而增加堆芯冷却的冗余手段,均是行之有效的办法。
热停堆工况下风险高的另一原因是:存在一团清水硼稀释的风险。
严格控制快速硼稀释操作,提高供电可靠性,及如法国M310型电站那样增加自动隔离硼稀释(自动切换RCV 泵汲入口)系统均可有效地降低该类事故风险。
图4 大亚湾核电站停堆工况下堆熔频率随初因事件分布Fig.4 Core damage frequency distributionof GNPP versus initiators at shutdown 图5 大亚湾核电站停堆工况下堆熔频率随运行工况分布Fig.5 Core damage frequency distribution of GNPP versus operational conditions at shutdown414 堆熔频率随失效原因的分布统计分析结果表明:与人误有关的割集发生频率为4137×10-6/(堆・年),对堆熔的贡献占71129%。
由此可见,以下措施是降低人误的有效措施:1)电站管理科学化、规范化,从而提高电站管理水平;2)编制行之有效的管理程序、操作程序及事故规程,提高运行、维修人员操作水平及处理事故能力;3)加强技术培训,加深对事故机理认识,提高员工素质;4)普及核安全文化,树立风险意识;5)加强经验反馈,不断总结并吸取经验教训。
计算结果还表明:应急柴油发电机组(ED G )的可靠性是影响停堆运行安全性的重要因素,301第2期 柯国土等:大亚湾核电站停堆工况风险研究401原子能科学技术 第34卷与ED G失效有关的割集对堆熔的贡献为3216%。
