核电站关键敏感设备识别与管理(交流版)
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某核电厂根本原因分析应用实践摘要:核电厂运行人员承担着核电站的安全生产责任,如何从根本上制定有效措施,防止运行事件的重复发生显得尤为重要,本文利用RCA根本原因分析的方法,以某核电站运行过程中VBS风机未能正常投运的事例,阐述了根本原因分析方法在核电站生产运行中的应用,找出产生该问题的深层次因素,识别并解决管理上的漏洞和人员技能方面的不足,通过纠正措施进行整改,对其根本原因进行有效处理,从而避免该类事件的重复发生。
关键词:VBS,风机,根本原因分析引言核电站安全运行是核电行业的基本要求,核电行业的监督管理部门要求对核电厂建设、调试、运行过程中产生的事件进行分析、反馈和纠正,以杜绝此类事件的重复发生。
如何有效避免运行事件的重复发生成为运行安全的关键,本文从某核电VBS风机未能正常投运事件进行分析,采用RCA根本原因分析方法进行研究,深入挖掘事件发生的直接、根本、促成原因,有针对性的采取有效措施,防止该问题的重复发生。
根本原因分析方法的应用对核电厂运行绩效提升有着实质意义。
1 根本原因分析方法简介1.1 RCA根本原因分析方法概念根本原因分析方法是一项结构化的问题处理法,用以逐步找出问题的根本原因并加以解决,而不是仅仅关注问题的表征。
根本原因分析是一个系统化的问题处理过程,包括确定和分析问题原因,找出问题解决办法,制定问题预防措施。
一个问题的产生往往是由多个因素组合,一个或几个因素促成的,因此在解决一个问题的时候,需要对问题产生的原因进行分析,在分析和解决的过程中,首先必须认识和理解问题产生的根本原因,如果没能识别问题产生的真实原因,那么只能解决其表现出来的症状,而问题再次发生的可能性依然存在。
1.2根本原因分析方法工作步骤执行对事件的根本原因分析过程,需遵循以下工作步骤,尽快开展调查分析,以保证根本原因分析结果的有效性:第一,组建调查小组。
调查小组成员需要事件涉及单位和监管单位的人员参与,在必要时候还可以聘请领域专家提供指导。
我国核电站面临的腐蚀问题及对策刘飞华1,任爱1,费克勋1,杨帆21 苏州热工研究院,2 大亚湾核电站运营有限责任公司摘要:本文从核电站设备和结构所处环境的角度综述了核电站面临的腐蚀问题,以及这些腐蚀问题对核电站安全运行造成的影响,并提出了宏观解决这些腐蚀问题的策略。
关键词:核电站腐蚀安全核电站由于其环境条件、运行工况的特殊行,对设备和结构的安全性和可靠性提出了更高的要求。
腐蚀作为材料失效的三大模式(断裂、磨损和腐蚀)之一,同样也是核电站设备和结构失效的主要模式。
从国内外核电站的运行经验和相关的报道来看,腐蚀不仅使与海水、酸碱盐等腐蚀性介质接触的常规设备的正常运行造成了严重的影响,同样也使核安全屏障相关部件,特别是那些在核电站整个寿期内不能更换的部件(反应堆压力容器和安全壳)的完整性遭受到破坏,使核安全受到了威胁。
美国Davis-Besse事件以来,腐蚀对核电站的影响在世界范围内引起了更加高度的关注。
1.核电站面临的腐蚀问题及经验反馈大部分核电站都是利用工艺水来传递热量,利用海水作为核电站最终的冷却源,为了能满足工艺的要求,还需要利用很多化学物质来进行水处理,核电站面临各种各样的腐蚀环境。
下面将从核电站设备面临的各种不同腐蚀性环境来讨论核电站的腐蚀问题。
1.1 一回路高温高压硼酸水环境压水堆核电站(PWR)一回路包含了核电站最重要的设备,有反应堆压力容器(RPV)、蒸汽发生器、稳压器、堆内构件、一回路管道、主泵等。
这些设备的可靠性关系到整个核电站的安全和运行,例如包容燃料堆芯、维持一回路压力边界、冷却对芯、防止放射性物质泄漏。
现今PWR核电站的设计寿命一般为40年,在这40年的寿期中,反应堆压力容器和安全壳是不能更换的,如果它们损坏就意味着核电站的关闭;蒸汽发生器、主泵、稳压器、一回路管道虽然能够更换,但更换所需的时间长,维修费用大。
从过去的运行经验看,蒸汽发生器传热管的腐蚀破坏和一回路存在600合金的部件的一回路水应力腐蚀开裂(PWSCC)是困扰核电站安全运行的首要问题。
核能行业核电站安全运行与节能方案第一章核电站安全管理体系 (3)1.1 安全管理政策与法规 (3)1.2 安全组织与人员培训 (3)1.3 安全管理制度与流程 (3)1.4 安全风险识别与控制 (4)第二章核电站安全运行监控 (4)2.1 运行参数监测 (4)2.1.1 监测系统概述 (4)2.1.2 监测内容 (4)2.1.3 监测方法 (4)2.2 设备故障诊断 (4)2.2.1 故障诊断系统概述 (4)2.2.2 故障诊断方法 (4)2.2.3 故障诊断流程 (5)2.3 预警与应急响应 (5)2.3.1 预警系统概述 (5)2.3.2 预警方法 (5)2.3.3 应急响应 (5)2.4 运行数据分析与优化 (5)2.4.1 数据分析方法 (5)2.4.2 优化方法 (5)第三章核电站设备维护与管理 (6)3.1 设备维护策略 (6)3.2 维护工作计划与实施 (6)3.3 维护质量保障 (6)3.4 设备寿命管理与更新 (6)第四章核电站环境保护与辐射防护 (7)4.1 环境监测与评估 (7)4.2 辐射防护措施 (7)4.3 三废处理与处置 (8)4.4 环保法规与标准 (8)第五章核电站节能技术与应用 (9)5.1 节能技术概述 (9)5.2 能源优化配置 (9)5.3 节能设备改造 (9)5.4 节能效果评估 (9)第六章核电站热能回收与利用 (10)6.1 热能回收技术 (10)6.1.1 概述 (10)6.1.2 热能回收原理 (10)6.1.3 热能回收技术手段 (10)6.2 热能利用途径 (10)6.2.1 工业用途 (10)6.2.2 生活用途 (10)6.2.3 农业用途 (10)6.2.4 生态用途 (10)6.3 热能回收设备管理与维护 (10)6.3.1 设备管理 (11)6.3.2 设备维护 (11)6.3.3 技术培训 (11)6.4 热能回收效果评价 (11)6.4.1 评价指标 (11)6.4.2 评价方法 (11)6.4.3 评价结果分析 (11)第七章核电站电力系统优化 (11)7.1 电力系统运行优化 (11)7.1.1 引言 (11)7.1.2 运行优化策略 (11)7.1.3 运行优化方法 (12)7.2 电力设备更新与改造 (12)7.2.1 引言 (12)7.2.2 更新与改造必要性 (12)7.2.3 更新与改造策略 (12)7.3 电力市场参与策略 (12)7.3.1 引言 (12)7.3.2 市场参与策略 (12)7.3.3 市场参与方法 (13)7.4 电力系统安全与稳定 (13)7.4.1 引言 (13)7.4.2 安全与稳定关键因素 (13)7.4.3 保障措施 (13)第八章核电站水资源管理与利用 (13)8.1 水资源消耗分析 (13)8.2 水资源优化配置 (14)8.3 污水处理与回用 (14)8.4 水资源管理法规与标准 (14)第九章核电站经济性分析与管理 (15)9.1 经济性指标分析 (15)9.2 成本控制与优化 (15)9.3 经济性评估方法 (16)9.4 经济性管理策略 (16)第十章核电站可持续发展与环境保护 (16)10.1 可持续发展战略 (16)10.2 低碳经济发展 (16)10.3 社会责任与环保意识 (17)10.4 核电站环境友好型发展路径 (17)第一章核电站安全管理体系1.1 安全管理政策与法规核电站安全管理体系的构建,首要任务是遵循国家及行业的相关安全管理政策与法规。
发电运维Power Operation核电厂关键敏感设备管理创新与实践大亚湾运营管理有限公司 陈杰 秦开胜 刘凯0 引言大亚湾核电基地从2001年起,就针对性的对造成机组重要能力因子损失(发电损失)和非计划停机停堆事件进行反馈分析,并以帕雷托法则(或二八定律)为指导,确定了避免或减少非计划停机停堆事件的设备管理目标,创造性性的提出了关键敏感设备(CCM)概念,于2007年建立了完整的CCM管理体系,并根据现场经验反馈进行不断的持续改进和完善。
据历史数据分析,自2007年完整实施CCM管理以来,大亚湾核电基地平均每堆年减少0.44次非计划停机停堆,CCM缺陷数量逐年下降并持续保持低位,CCM 可靠性显著提高。
但2014年至今多次发生的非计划停机停堆事件和造成机组重要能力因子损失事件,给公司设备管理带来了巨大的挑战。
因此有必要对CCM管理现状进行反思,并提出可行的改进建议。
1 ccm概念1897年,意大利经济学家维弗雷多•帕雷托在从事经济学研究时发现了80/20不平衡关系,这种关系被后来的人概括为帕雷托法则(或二八定律),也就是在原因和结果、投入和产出、努力和报酬之间存在的这种不平衡关系,可分为2种不同类型:少数(20%),造成主要的、重大的影响;多数(80%),只能造成较小的影响。
习惯上,帕雷托法则讨论的是顶端的20%。
核电厂安全生产过程中,帕雷托法则可理解为20%的设备完成大约80%的重要功能(核安全、可靠性和发电相关功能)。
大亚湾公司为了将有限的资源投入到关键领域(指20%的重要设备),故先将精力集中于会造成机组非计划停机停堆的“关键的少数”设备(后续的实践证明,这类设备占核电站设备总数的比例约1.8%),摸索出好的方法,再扩展到其他重要设备。
这些“关键的少数”设备就是核电厂的CCM。
2 核电厂ccm管理体系2.1 CCM相关定义(1) CCMCCM指正常运行情况下,单独失效能导致自动停机停堆或强迫停机停堆的设备。
核电工控系统运维阶段的网络安全关键技术及防护措施分析研究摘要:自1990年以来,全世界已发生了近30起通过网络攻击核设施的事件。
其中,最严重的当属2010年伊朗核电站遭受的“震网”攻击事件,该事件导致上千台离心机不可用,给核安全造成巨大的冲击。
根据《中华人民共和国网络安全法》第三章(第二节)第三十一条规定,国家对公共通信和信息服务、能源、交通、水利、金融、公共服务、电子政务等重要行业和领域以及其他一但遭到破坏、丧失功能或者数据泄露,可能严重危害国家安全、国计民生、公共利益的关键信息基础设施,在网络安全等级保护制度的基础上,实行重点保护。
为保障核电工控系统可靠、安全运行,确保其敏感数据不被篡改和泄露,规范工业控制大区信息系统的安全管理,网络安全防护策略及技术要求以“安全分区、网络专用、横向隔离、纵向认证”为核心,满足适度防护、纵深防御、统一管理、技术管理并重、国产化、动态调整六大原则。
关键词:核电工控系统;网络安全;1、华龙项目核电网络安全技术及防护方案1.1工控网络结构华龙项目工控系统以DCS(集散控制系统)为主,DCS按照功能不同可分为四个层级,分别是Level 0(工艺系统接口层)、Level 1(自动控制和保护层)、Level 2(操作和信息管理层)、Level 3(全场信息管理层),如图1所示。
其中,Level 0层包含现场变送器、执行器,可监测现场的过程参数,并根据上层设备下发的指令控制设备;Level 1层包含现场控制站、通讯站以及网关,负责level 0层的数据并进行自动保护、自动控制或信号预处理;Level 2层包含各类服务器,还有工程师站、操作员站、网关等设备,作为人机交互的接口,向操作员提供机组运行信息,操作员在人机界面上操作,向下层发送控制信息以维持机组的运行;Level 3层负责对电厂信息进行综合处理,并将相关信息传送给应急指挥中心、场内场外专网上的用户,该过程为单向传输。
浅谈核电工程项目设计管理摘要:设计管理是为保证设计符合项目管理目标而采取的管理活动。
核电工程的设计管理,应在法规标准执行、设计策划、设计进度、设接口、设计审查、设计变更、设计过程控制等方面制订严格的工作程序,以规范设计流程和设计管理工作,从而确保设计进度和设计质量的实现。
在这里简要阐述核电工程设计管理的地位与作用以及具体的设计管理工作。
关键词:核电工程项目设计管理Abstract:The Engineering management is activity to ensure the objectives of project management. In order to ensure the plan and quality, the engineering management of the Nuclear power project, should issue particular procedures on standards and regulations execution, engineering scheme, planning, interface, examination, change and process management. This paper briefly describes the status and role of engineering management of the nuclear power project, and detailed management activity.Key Words:Nuclear power engineering projectdesign management中图分类号:TM623 文献标识码:A文章编号:1、设计管理的地位和作用在核电厂的建设过程中,需遵行核安全的管理原则,设计管理与核电厂的设备采购、施工建造、调试启动以及核电厂建成后的运行维护等各个领域的活动密切相关,且贯穿于项目管理的始终。
设备可靠性管理程序 2001年11月AP-913(第1次修订版)核电运营研究所前 言这份材料讲述设备可靠性管理程序,目的是协助成员机构对核电设施进行安全,可靠而有效的高水平运营管理。
设备可靠性是核电厂运行过程中不可缺少的有机组成部分。
本程序反映了来自核电厂设备性能辅助检查和对国内外核设施进行工作访问过程中获得的经验。
设备可靠性管理程序被设计成能够直接参与一些设备的管理,并且能够不断地进行改进和完善。
这个版本的程序包括来自业界自我评估和《设备可靠性管理程序》AP-913前一版本的差距分析得来的经验和教训。
另外,还增加了设备老化和报废管理的内容。
与《设备可靠性管理程序》AP-913前一版本相比,本程序中比较大的改变有:●界定与识别关键设备,将之输入性能监测计划和预防性维修(PM)技术数据库中进行评估.●关键,非关键和故障设备识别标准已提高。
●确定设备故障根本原因的方法已改进。
●持续提高设备可靠性的方法已改进。
●设备老化与报废方法已改进。
欢迎电厂运营商对这份文件的内容和形式提出意见,以便我们能够在以后升版时加以改进。
联络地址为:美国加利福尼亚州阿特兰大市东南方向GALLERIA大街700号100单元核电运营研究所(INPO)电厂支持处处长(DIRECTOR,PLANT DIVISION,INSTITUTE OF NUCLEAR POWER OPERATION,700 GALLERIA PARKWAY SE,SUITE 100,ATLANTA,GA30339-5957,770-644-8221)。
意见也可以通过INPO支持网站E-MAIL给研究所副所长。
目录 前言设备可靠性管理程序的目标定义设备可靠性管理程序的目标设备运行的目标设备可靠性管理程序的内容设备可靠性管理程序的操作方法1.敏感设备的确定与识别2.性能监测3.纠正行动4.设备可靠性的持续改进5.长期规划与寿命管理6.预防性维修的实施附件A:业界参考材料附件B:设备可靠性自我评估检查清单附件C:自我评估或AP-913差距分析的成功策略附件D:设备可靠性性能参数举例附件E:预防性维修状态代码举例附件F:老化管理大纲的内容(推介)设备可靠性管理程序的目的定义设备可靠性管理程序:将大部分的设备可靠性管理活动以及活动的协调情况纳入一个程序之中,使得电站人员能够评估重要设备,制定和贯彻设备长期健康状况管理计划,监测设备性能和状态,以设备运行经验为依据,持续调整预防性维修任务和频率。
核电站大修质量管理技术摘要:在核电站大修质量管理体系的涉及的范畴内,组织的相关方对组织的产品、过程、体系都可以提出质量要求,产品、过程、体系都具有固有特性,所以质量的主要特征是不仅指产品的质量,也指过程和体系的质量。
“质量”一词与核电站大修工作有着密切联系,质量就是核电站大修的成败,质量就是设备的可靠性,质量就是机组的发电能力,质量就是企业的生命。
关键词:核电站;大修;质量。
核电站大修质量控制(QC)管理通过质量组实体运作的方式,落实相关质量控制的要求和措施,实现质量控制的目的。
核电站大修质量管理主要包括九个方面,即:①大修质量控制管理、②工作包质量控制管理、③大修工具/备件管理、④大修CCM维修活动管理、⑤大修重大项目管理、⑥大修项目演练/技术交底/专项培训管理、⑦防异物管理、⑧缺陷偏差管理、⑨QC人员管理。
其过程管理涵盖大修准备、大修实施和大修总结三个阶段。
一、换料大修质量基本要求为了防止在换料大修期间出现重大的安全问题,保证在换料大修后机组重新启动和换料大修期间的运行安全,必须制订换料大纲以确保按照规定的要求实施换料大修和确保换料大修的质量。
除一般性的管理要求外,换料大纲中至少还要包括如下内容:1)确定换料的方针和原则;2)组织对换料停堆中的临界操作和特殊活动进行验证;3)监视堆芯状况,恰当地审查和修改换料大纲;4)编制换料安全分析报告。
1.1.工作项目清单有关单位必须制订一份换料大修的工作项目清单,以便指明在换料大修的各个不同阶段要完成的工作。
此清单至少必须包括以下项目:1)在换料操作期间反应性和硼浓度的监视;2)对安全相关系统和设备的在役检查;3)对安全相关构筑物、系统和设备的定期试验;4)安全相关构筑物、系统、设备和部件的预防性与纠正性维修和再鉴定;5)设备改进和鉴定;6)技术遗留项(包括DER);7)对换料操作有关的构筑物、系统、设备、操作工具、输送设备以及堆芯监测仪表的检查、标定和试验;8)燃料的装卸与检查,对保持压力边界的一回路进行水压试验;9)换料后机组的物理试验。
76 | 浙江电力行业2019年优秀管理论文集M优秀管理论文集 物资管理Excellent management papers & Material management核电厂关键敏感设备质保管理创新与实践文/中核核电运行管理有限公司 章拓霆《核电厂质量保证规定》(HAF003)、《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)均对核电厂设备的分级及应采用与之质保等级相适应的质量控制和质保管理措施有着明确要求。
依据国家法律法规,对电站的核安全和机组发电具有关键作用的设备中国核电导则细分为关键1级(CC1)和关键2级(CC2)。
仅秦山核电2018年就发生了6起由于设备故障导致的非计划停机停堆事件,反映出在设备管理方面存在不足。
因此引入了关键敏感设备的概念,中国核电简称为SPV(Single Point Vulnerability),指单个设备故障即可导致电站停堆、停机、降功率、功率大幅度波动的设备,作为关键1级(CC1)设备管理,其中直接可导致电站停堆、停机的设备为CC1-a 级。
中国核电设备分级情况详见图1。
图1 设备分级示意关键敏感设备质保分级管理关键敏感设备作为新的设备管理概念,要有针对性地开展质保管理工作,首先需要根据定义和准则从现有的设备中重新识别和标识。
关键敏感设备识别关键敏感设备的识别要从其最小组成部件单元进行分析,设备中凡存在能直接导致设备级SPV 故障的部件、子部件、元器件、支持设备定义为关键敏感部件。
可采用故障树的方法进行识别:确定顶事件,如停堆,汽轮机停机,发电机停机,变压器跳闸,主泵跳闸等。
列出导致顶事件发生的脱扣信号,包括误动作、误信号导致的脱扣。
分析这些脱扣信号产生的原因,并层层深入分析,直至找到可更换的最小部件单元。
双重及多重故障导致顶事件发生的情况不在SPV 范围。
关键敏感设备质保分级原则中国核电将安全级物项质保为三个级别,即:质量保证1级(简称QA1)、质量保证2级(简称QA2)、质量保证3级(简称QA3),其中QA1要求最高,QA2、QA3要求则依次降低。
核电站设备管理核电站设备管理核电站备设靠性可理管系核电在长体期运实行践中,建起立以设备靠性可析和分备设修策维优化略为心核以、备设状监态测设和备缺陷管为理手段、盖日覆常生产动和活大修活动的电站职能部门全范各围与参的备设可性管靠理体。
系1核电站设备管理预防性维修设分备类识别设及可备性靠管体理系寿期管理持续改进2性能监测纠正动行核电站设备管理3设核电站设备管理维备策略护其优及化(具体如操作何核电的)备可靠性设管理系体,以中可靠为性心的中维修(RC)M, 技术以特性导为的向维(修CT)M关键和感敏备设识的别管理与CC() 是核心和基础。
M它共同们成设备完分及识类、维修策略别的究研和优化、立设建备能性指等职标能。
PMD 和PFU 系统分别是RMC和T CM 目的项应平台用具备,设状态备监实施测分析、评、估、跟等功踪,使关能敏感设键备的健状康态得及时到效有跟踪的评、估。
4核电站设备管理RCRCMM不是一种修类维型,而是一种修优维方法。
化RMC从系统功能出发通,过构化结提的问到得制订修任务维所需要全部信息的(功能/能功故障故障影响);然/后据根些信这息,过通R CM决断逻辑图按,“状态监照/预测防性维修(期定护/维定期更换/) 期试验/纠正定维性修/设变更计的顺”序来,选择修任务,从维而达到提高备设可的性,靠降维低修成的目本。
的技可行?术风险控?可TCMCTM分析方是法对针控设备本仪的特点身,从技特性术发,出仪控以维修导的形式则析设备的原理、功能、故障模式分、精准度则降和预防;级合现结经场反馈验和CM R功能的分析,做设出备的防预性修活维动断并判用应维修大到,纲达到避过少免和度过维修预防、设备失的效目。
对的于老有化征的特仪设控,备通维过导则修分析的进定期检行,以查获设取信备息,录入PFU 统系绘制势趋线以跟踪降级趋势曲,判断设备状态,在设失效备之作前维修决出以达策到预性测维的目的。
修CCM CMC 项通过目障故分树析对停和机堆停验经反的馈析分,出得机停堆停敏系统感和设备,结合再RCM TC/M 设的备功分能析结果,得到站电键关感敏备的清单设对于。
核电站安全保障系统为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健康,核电站必须始终坚持“质量第一,安全第一”的原则。
核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则,从设备、措施上提供多等级的重迭保护,以确保核电站对功率能有效控制,对燃料组件能充分冷却,对放射性物质不发生泄漏。
纵深防御原则一般包括五层防线,即第一层防线:精心设计、制造、施工,确保核电站有精良的硬件环境。
建立周密的程序,严格的制度,对核电站工作人员有高水平的教育和培训,人人注意和关心安全,有完备的软件环境。
第二层防线:加强运行管理和监督,及时正确处理异常情况,排除故障。
第三层防线:在严重异常情况下,反应堆正常的控制和保护系统动作,防止设备故障和人为差错造成事故。
第四层防线:发生事故情况时,启用核电站安全系统,包括各外设安全系统,加强事故中的电站管理,防止事故扩大,保护反应堆厂房(安全壳)。
第五层防线:万一发生极不可能发生的事故,并伴有放射性外泄,启用厂内外应急响应计划,努力减轻事故对周围居民和环境的影响。
按照纵深防御的原则,目前的设计在核燃料和环境(外部空气)之间设置了四道屏障(指中国目前使用的压水堆核电站)。
即第一道屏障:燃料芯块,核燃料放在氧化铀陶瓷芯块中,并使得大部分裂变产物和气体产物98%以上保存在芯块内。
第二道屏障:燃料包壳,燃料芯块密封在锆合金制造的包壳中,构成核燃料芯棒,锆合金具有足够的强度,且在高温下不与水发生反应。
第三道屏障:压力管道和容器(冷却剂系统),将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中,避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。
第四道屏障:反应堆安全壳,用预应力钢筋混凝土构筑,壁厚近100cm,内表面加有0.6cm的钢衬,可以抗御来自内部或外界的飞出物,防止放射性物质进入环境。
核电站配置的外设安全系统包括:①隔离系统,用来将反应堆厂房隔离开来,主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门,收集厂房内泄漏物质,将其过滤后再排出厂外。
核电防异物管理指南Guidelines for Foreign Material Exclusion Management inNuclear Power Plant目次目次 (II)前言 (III)引言 (IV)1 范围 (1)2 规范性引用文件 (1)3 术语和定义 (1)4 防异物管理体系建设 (2)4.1程序或大纲 (2)4.2培训 (2)4.3监督检查 (2)5 防异物管理区域分级 (3)6 防异物管理细则 (3)6.1防异物管理 (3)6.2工程阶段特殊要求 (4)6.3运行阶段特殊要求 (5)6.4防异物的方法 (5)6.5专项防异物管理 (7)7.防异物专用工具 (15)7.1防异物挡板 (15)7.2防异物防护罩 (16)7.3防异物气囊 (17)7.4可漂浮工具 (17)7.5汽轮机厂房围栏 (18)7.7水池边围栏遮盖物 (18)7.8控制区管控工具 (18)引言国内外核电厂多年运行经验及教训表明,异物对核电厂的安全运行有着非常大的影响,部分异物事件可能会降低设备的使用寿命、损坏重要设备(汽轮机、发电机、蒸汽发生器、一回路冷却剂泵、反应堆等)、损坏核燃料,导致机组停机或降功率,威胁核安全,部分异物事件已给核电站带来了巨大的经济损失。
卓越的防异物(FME)管理能够提高核电厂系统的可靠性及完整性、保护燃料的完整性、提高核电机组的安全性能,有利于减少机组放射性剂量、减少纠正性维修及返工工作、缩短维修工期等。
目前,国际上WANO、INPO、EPRI等组织已经制定了防异物管理相关的导则,国内在核电厂防异物(FME)管理领域尚没有统一的标准。
核电防异物管理指南”旨在规范核电厂制定和实施卓越的防异物管理及技术措施。
利用指南制定、执行新的防异物管理程序,审查现有程序。
指南反映了防止将异物引入电厂系统和零部件中的普遍接受的方法,如果偏离指南,并不表示维修大纲或程序存在缺陷。
但应审查指南中所述做法与电站做法之间的差异,以确定是否需要更改。