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简析《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构

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第１３卷第３期　２０１４年９月　核安全　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓａｆｅｔｙ　Ｖｏ１．１３，Ｎｏ．３　Ｓｅｐ．２０１４　

简析＜＜ＡＰＩ　Ｏ００核电厂严重事故管理导则》的框架结构　

车济尧　

（三门核电有限公司，三ｆ１　３１７１１２）　

摘要：在严重事故下，核电厂状态千变万化，如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战。　

《ＡＰ１０００核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态，分析缓解措施的　

正反两面影响，确定最佳缓解策略，由主控室操纵员进行实施并监视其有效性。本文对　

｛ＡＰ１０００核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理，以便核电厂工作人员更好　地理解和使用这一导则。　

关键词：ＡＰｌ０００；ＳＡＭＧ；技术支持中心　

中图分类号：ＴＬ４８文章标志码：Ａ文章编码：１６７２—５３６０（２０１４）０３—００ｌ６—０５　

｛ＡＰ１０００核电厂严重事故管理导则》（Ｓ　ＩＧ）　

是西屋公司在《西屋公司核电厂的通用严重事故管　理导则》（ＷＯＧ－ＳＡＭＧ）的基础上发展而来的…。　

该导则综合考虑了ＡＰＩＯ００核电厂的特性、ＡＰＩＯ００　

概率风险分析（ＰＲＡ）的分析结果和过去２０年来严　

重事故管理的研究成果。因为考虑到严重事故发生　时的现象复杂，加之核电厂状态也在随时变化，所以　

《严重事故管理导则》并不写成程序，而是以《导则》　的形式，为核电厂人员提供一　芏严重事故下决策的　

模式，用以决定对核电厂采取的最好或者冲击性最　

小的事故缓解策略，使核电厂状　陟－复并达到稳定。　

１　ＳＡＭＧ主要目标　

ＳＡＭＧ是在严重事故下用于主控室和技术支　

持中心的可执行文件，是一套完整的应对严重事　故的指导性管理文件，导则的使用者可据对电厂　

状态的判断，变换指南中的活动次序，或不执行　

某些特定活动，或采取替代措施等　。一旦发　生严重事故时执行ＳＡＭＧ，可以保护冷却剂边界　

和安全壳第三道屏障，缓解事故后果，减少放射　

性向厂外环境的释放，并使事故机组恢复到稳定　

受控状态　。具体来说，ＳＡＭＧ的主要目标包括：　

恢复堆芯稳定受控状态；维持／恢复安全壳稳定　受控状态；终止向环境的放射性释放　。　

２　ＳＡＭＧ与应急运行规程的接口　

ＡＰ１０００核电厂制定了应急运行规程（ＥＯＰ），　用以规范核电厂应急状态下运行人员的操作。但　

ＥＯＰ通常限于堆芯发生损坏之前所采取的行动；　

而ＳＡＭＧ，在事故缓解阶段，当预防措施失效和堆　

芯发生严重损坏时，用于采取必要的措施以减轻严　

重事故的后果　。因此ＥＯＰ更多的是关注堆芯冷　

却性的保持，而ＳＡＭＧ更多的是关注三道安全屏　

障完整性的保持，减少放射性物质向环境的释放。　

当堆芯出口温度超过６５０℃时，ＥＯＰ退出执　行，开始转入ＳＡＭＧ［６ｊ。因为发生严重事故的　

威胁首先是堆芯温度超过９８０℃～１　２００℃时锆水　

反应产生的氢气，其他威胁（例如蒸汽发生器的　

蠕变）则稍后才会发生。实际上，堆芯实际温度　

要比堆芯出口热电偶读数高出几百度，当测得的　

堆芯出口温度约在６５０℃时，堆芯实际温度可能　

已经接近堆芯开始产生大量氢气的温度　。　

３　ＳＡＭＧ组成　

ＡＰ１０００核电厂ＳＡＭＧ由主控室导则和技术　

支持中心（ＴＳＣ）导则两部分组成　，见表１。　

表１　ＳＡＭＧ组成　

Ｔａｂｌｅ１　ＣｏｍｐｏｓｉｔｉｏｎｏｆｔｈｅＳＡＭＧ　

收稿日期：２０１３．０３．１２修回日期：２０１４一Ｏ４＿１４　作者简介：车济尧（１９７

９一），男，浙江台州人，工程师，核能科学与系统工程专业，现主要从事核电厂运行工作　车济尧：简析＜＜ＡＰｌ０００核电厂严重事故管理导则》的框架结构　１７　

续表　

ＳＡＭＧ并不是简单地按照其步骤执行的程　

序，而是需要集合众人力量经过仔细的评估后才　

能做出决策的导则，为了避免主控室人员的负担　

过重，所以将严重事故评估与决策的工作转移到　

ＴＳＣ，而主控室人员按照主控室导则监视核电厂　

参数，为ＴＳＣ提供信息，并遵照ＴＳＣ的决策采　

取具体的事故缓解措施　。　

３．１主控室导则　

主控室导则包括ＳＡＣＲＧ一１和ＳＡＣＲＧ－２两个　

分导则。　

（１）　ＬａＲＧ　１：有时事故发展得很快，ＴｓＣ　

尚未来得及启用，堆芯己出现损伤，此时ＥＯＰ己　

不再适用。ＳＡＣＲＧ．１提供了在堆芯出现损伤至　

ＴＳＣ人员到位前这段过渡时间内的事故处理指南。　

由于ＴＳＣ尚未启用，只依靠主控室人员不　

足以对严重事故进行评估和决策，ＳＡＣＲＧ．１仍　

然致力于堆芯冷却的目标，其内容包含了许多在　

ＥＯＰ中保持堆芯冷却的措施，等待ＴＳＣ的启用。　

ＳＡＣＲＧ．１的入口条件及ＥＯＰ中的相应规程的　

采用：　

堆芯冷却不足，堆芯出口温度大于６４９℃：　

应用ＥＯＰ中的ＦＲ－Ｃ．１；　

停堆时主系统水装量丧失，堆芯出口温度大　

于６４９℃：应用Ｅ０Ｐ中的ＳＤＰ－１；　

停堆时丧失ＲＮＳ，堆芯出口温度大于６４９℃：　

应用ＥＯＰ中的ＳＤＰ．２。　

（２）ＳＡＣＲＧ－２　ｉ在ＴＳＣ技术人员到达岗位　

后，ＳＡＣＲＧ－２用于指导主控室人员与ＴＳＣ人员　

保持良好沟通、协助ＴＳＣ人员诊断核电厂状态、　协助ＴＳＣ进行事故管理决策、执行ＴＳＣ下达的　

各项行动指令。具体内容包括：　

监视核电厂参数，评估参数的可靠性；　

监视特定关键参数，出现未预期变化时通知　

ＴＳＣ人员：　

评估设备的状态与可用性；　

找出符合ＴＳＣ事故处理目标的可能设备组合；　

实施ＴＳＣ制定的事故缓解措施；　监视核电厂状态，以确保已经采取的措施没　

有导致核电厂出现非预期性的变化。　

ＳＡＣＲＧ－２的入口条件：ＴＳＣ启用并开始执　

行ＴＳＣ导则。　

３．２　ＴＳＣ导则　

ＴＳＣ导则是ＳＡＭＧ的核心部分，由ＤＦＣ、　

ＳＡＧｓ、ＳＣＳＴ、ＳＣＧｓ、ＳＡＥＧｓ和ＣＡｓ　６部分构成，　

以下分别详细说明。　

３－２．１　ＤＦＣ　

ＤＦＣ是用于诊断核电厂状态的流程图，也可　

以用于提早判断安全壳可能面临的威胁。ＤＦＣ通　

过循环监视７项关键参数，当任一关键参数超过　

其设定值时，指导ＴＳＣ人员进入相应ＳＡＧ，直　

到７项关键参数都没有超出限值才退出。　

根据ＡＰ１０００　ＰＲＡ结果，７项关键参数按照　

对裂变产物屏障的威胁程度以一定优先顺序排　

列。７项关键参数和ＳＡＧ的对应关系见表２。　

表２　ＤＦＣ中关键参数与ＳＡＧｓ的对应关系　

Ｔａｂｌｅ　２　Ｔｈｅ　ｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇ　ｒｅｌａｔｉｏｎ　ｏｆｔｈｅ　ＤＦＣ。Ｓ　ｋｅｙ　ｐａｒａｍｅｔｅｒｓ　ａｎｄＳＡＧＳ　

ＤＦＣ的入口条件：ＴＳＣ启用，开始执行ＴＳＣ　

导则。　

３－２＿２　ＳＡＧｓ　

ＳＡＧＳ包括７个分导则，分别与ＤＦＣ中的７　

项关键参数对应。当ＤＦＣ中的某项参数超出设　

定值时，进入相应的ＳＡＧ。当有多项关键参数超　

出设定值时，执行最高优先级的ＳＡＧ，任一时刻　

只能执行一个导则。　

ＳＡＧｓ包含了一些步骤，用来评估那些系统　

资源可用来执行缓解策略，并且也包括了缓解策　

略可能带来的正面影响和负面影响，ＴＳＣ可以根　

据这些信息制定出最有利的缓解策略。　

每一个ＳＡＧ都会帮助ＴＳＣ人员回答以下４　１８　核安全　Ｖｏ１．１３，Ｎｏ．３　

个重要问题：　

一是该策略是否能在当前的核电厂状态下　

得到实施？　

二是执行该策略时的正面影响是否大于负面　

影响？　

三是如何判断该策略已经得到正确实施？　

四是在策略得到执行后，需要长期关注哪些　

方面，以监视该策略是否仍然有效？　

ＳＡＧｓ的入口条件为：ＤＦＣ中的一项或多项　

关键参数超出设定值。　

３．２．３　ＳＣＳＴ　

ＳＣＳＴ用于诊断裂变产物安全屏障是否受到　严重威胁和挑战，以判断是否会发生大量放射性　

释放。由于大量放射性释放的后果严重，所以　

ＳＣＳＴ的优先级别高于ＤＦＣ。　

见表３，ＳＣＳＴ将４项关键参数作为判断的依　

据，参数优先顺序也是根据Ａ＿Ｐ１０００　ＰＲＡ的分析　

结果而对安全屏障的威胁程度进行的排列，当任　

一参数超过设定值时，ＳＣＳＴ指导规程进入相应的　

ＳＣＧ，并终止ＳＡＧ，优先执行ＳＣＧ。　

表３　ＳＣＳＴ中关键参数和ＳＣＧｓ对应关系　Ｔａｂｌｅ　３　Ｔｈｅ　ｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇ　ｒｅｌａｔｉｏｎ　ｏｆｔｈｅ　ＳＣＳＴ’Ｓ　ｋｅｙ　ｐａｒａｍｅｔｅｒｓ　ａｎｄＳＣＧｓ　

ＳＣＳＴ的入口条件：执行ＤＦＣ的第一步即指　

示ＴＳＣ开始监视ＳＣＳＴ中４项参数。　

３－２Ｉ４　ＳＣＧｓ　

见表３，ＳＣＧｓ导则共４个，分别对应ＳＣＳＴ　

中的４项关键参数。当ＳＣＳＴ中的某项关键参数超　

出设定值时，进入相应的ＳＣＧ。当ＳＣＳＴ中的多　

项参数超出设定值时，执行最高优先级的ＳＣＧ，　

任一时刻只能执行ＳＣＧｓ中的一个导则。　

ＳＣＧｓ与ＳＡＧｓ类似，最主要的差异在于前者　

必须尽快找出缓解策略并实施，因为如果不执行缓　

解策略则裂变产物边界将面临破裂和大量放射性释　

放的威胁，而后者必须考虑缓解策略所带来的正面　

和负面影响后才可以实施，后者有时甚至因负面影　

响太大而不实施任何缓解策略ｕ　。所以当ＳＣＳＴ　

中的关键参数超过其设定值时必须马上执行最佳的　策略，而最佳策略即为造成最小负面影响的策略。　

由于ＳＣＧｓ优先于ＳＡＧｓ，需要执行ＳＣＧｓ时，　则ＳＡＧｓ暂停执行Ｌ１¨，待ＳＣＧｓ退出后，可恢　

复执行原先的ＳＡＧｓ。　

每一个ＳＣＧ可以帮助ＴＳＣ人员回答以下３　

个问题：在可用的缓解策略中哪个是最合适的？　

如何判断该策略已经得到正确实施？实施该策略　

后需要长期关注哪些方面？　

ＳＣＧｓ的入口条件：ＳＣＳＴ一项或多项关键参　

数超出设定值。　

３．２．５　ＳＡＥＧＳ　

ＳＡＥＧｓ是一个严重事故出口导则，包括　

ＳＡＥＧ．１和ＳＡＥＧ．２两个分导则，见表４。　

表４　ＳＡＥＧｓ功能　１ｊＩｂｋ４　ＴｈｅｆｕｎｃｔｉｏｎｏｆＳＡＥＧｓ　

ＳＡＥＧ分导则　功能　ＳＡＢ（　１　ＳＡＥＧ＿２　ＴＳＣ长期监视项目　ＳＡＭＧ的终止　

ＳＡＥＧ．１用于：在实施相应缓解策略后，监视　

所采取的策略并确认其是否需要继续执行；评价可　

能的恢复行动以及评价已经恢复功能的设备是否需　

要重新投入运行ｎ　。需要长期监视以下几个方面：　

为实施策略已投入运行的设备及其运行限制；在　

策略执行前己运行并且与控制ＤＦＣ中关键参数　

相关的设备；执行缓解策略后核电厂状态的变化。　

ＳＡＥＧ－２用来评价核电厂在采取严重事故对　

策和行动后，是否已回到非应急状态。当ＤＦＣ　

中的全部关键参数低于设定值并稳定下降时，可　

以认为核电厂已进入可控稳定状态，核电厂状态　

不会恶化，可以退出执行ＳＡＭＧ¨　。　

３．２．６　ＣＡｓ　

ＣＡｓ包括４个分项，见表５。　

表５　ＣＡｓ功能　

Ｔａｂｋ５　Ｔ１ｌｅｆｕｎｃｔｉｏｎ　ｏｆＣＡｓ　

ＣＡｓ分项　功能　

ＣＡ．１　ＣＡ．２　ＣＡ．３　ＣＡ－４　ＲＣＳ补水，恢复堆芯冷却，注入流量评价　长期余热导出需要的注入流量　安全壳氢气可燃性的判断　安全壳水位和容积计算　

ＣＡｓ是ＡＰ１０００　ＳＡＭＧ中独立的一部分。它通　

过读取核电厂参数并进行辅助计算帮助ＴＳＣ人员

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事故树分析法在三门AP1000核电受限空间管理过程中的应用

事故树分析法在三门AP1000核电受限空间管理过程中的应用

事故树分析法在三门AP1000核电受限空间管理过程中的应用

摘要：安全管理的根本是危险源的管理，因此做好危险源的识别与评价是做好安全管理的前提。目前核电建造过程中，常用的危险源识别与评价方法有安全检查表法、LEC法、预先危险性分析法，这些方法简单、易用，但是这些方法均为定性评价，评价方法缺乏系统性，选取经验值的主观性较强，评价人员的不同经验会影响危险源的评价结果，造成评价结果的失真甚至错误。本文以三门AP1000核电受限空间管理为例，利用事故树分析法，以三门AP1000核电工程受限空间“窒息中毒”风险为例进行辨识评价，根据危险源评价结果，采取相关的控制措施，为后续受限空间管理提供参考。

关键词：AP1000核电；风险分析；重大风险；管理措施

1、引言

三门核电工程的建造首次采用了全球最先进的第三代核电技术——AP1000核电技术。任何新技术、新工艺的引进都会带来新的安全隐患，且三门核电站建造难度大，建造过程中出现的设计变更、工艺改变、突击施工等因素又给安全管理增加了难度。首台AP1000机组的新技术和新工艺对安全管理的高要求，以及国家乃至世界对AP1000首台机组的高度关注，也给三门核电工程的安全管理带来了较大的压力。

目前核电施工现场常用的危险源辨识和评价方法主要用安全检查表法、LEC法对危险源进行辨识评价。这些方法简单、易用，但是这些方法均为定性评价，评价方法缺乏系统性，选取经验值的主观性较强，评价人员的不同经验会影响危险源的评价结果，造成评价结果的误差甚至错误。本文所选用的事故树分析法是定量评价在核电建造过程中应用的一种尝试。通过分析数据介绍事故树分析法对安全管理的指导性作用和发展前景。

2、事故树分析法的介绍

事故树分析法(Fault Tree Analysis，FTA)又称故障树分析法，是以人们对从结果推断可能原因的思维方法为基础而发展起来的一整套分析方法。事故树分析法是从特定的重大或较大事故(或事件)开始，层层分析其发生的原因，直到原因事件不能再分解为止。将特定的事故和各层原因(危险因素)之间用逻辑门符号连接起来，得到形象、简洁的表达其逻辑关系(或称因果关系)的逻辑图形，称其为事故树，然后通过对事故树简化、计算达到对事故分析和评价的目的。通过这种分析可以经济、便捷地寻找到事故防范办法，既能做到安全评价的微观指导，又可检查出系统中是否设有可靠的防患于未然的保护措施。

AP1000三门核电项目结构模块化风险识别及应对的研究 王辉

AP1000三门核电项目结构模块化风险识别及应对的研究 王辉

AP1000三门核电项目结构模块化风险识别及应对的研究 王辉

摘要：AP1000三门核电项目结构模块化设计、建造、安装是从设计源头开始即考虑后续各项工作的优化，能最大限度的实现设计、制造、安装一体化的要求。在保证建造质量的前提下，最大限度的契合建造进度。对工程建设具有积极的意义。但是，结构模块化技术也对设计、组装、运输、吊装等提出了较高的要求，需要充分识别、分析、评估其带来的各类风险，制定合理的风险应对措施，以便对项目风险实行有效的控制，妥善处理风险事件造成的不利后果，以最少的成本保证项目总体目标的实现。

关键词：核电项目；结构模块化；风险管理

1 .AP1000三门核电项目概况

三门核电项目是全球首批采用第三代先进压水堆AP1000技术的核电工程，厂址位于浙江省台州市三门县健跳镇，规划建设6台125万千瓦的核电机组，总装机容量750万千瓦，共分三期建设。项目采用“标准化设计、工厂化预制、模块化施工”模式，以缩短建设工期，降低设计成本和建造周期。三门依托项目一期工程共2台机组，其中1号机组是全球首台AP1000核电机组。

2.结构模块化特征

三门核电项目AP1000结构模块共计110个。按照其用途可以分为4大类：CA模块、CB模板模块、CH钢结构模块和CS楼梯模块。其中7大模块和部分楼板CA模块采用车间制作、现场拼装、整体运输吊装的安装流程。

三门核电项目采用模块化技术进行设计及建造是三代核电AP1000区别于以往堆型的一个显著特点。通过模块的设计、制作、组装、吊装、安装这一流程，AP1000模块化设计及建造改变了现场安装的传统逻辑，为建安工期的优化提供了新的思路，实现了模块化施工技术，原来典型的先土建后安装的逻辑关系变成了土建和安装平行施工逻辑。同时，结构模块化将大部分制造和检验、试验工作转移到工作条件更好的工厂进行，实现与现场施工同步或者提前于现场土建、安装工作开展相关工作。此举在保证建造质量的前提下最大限度的适应建造进度的要求。

AP1000核岛系统的认识及模拟指导书

AP1000核岛系统的认识及模拟指导书

- 1 - 核动力系统与设备实验指导书

AP1000核岛系统的认识及模拟

1、目的和要求

目的：熟悉第二代核电机型3-loop PWR和第三代核电机型AP1000的核岛系统，并利用其仿真软件PCTRAN-3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000进行稳态、瞬态模拟操作，对核动力系统设备知识进行巩固和扩展，为今后从事核电相关工作奠定基础。

要求：

1、熟悉3-loop PWR、AP1000核岛系统的主要设备功能、布局及其英文名称（缩写）；

2、熟悉PCTRAN3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000模拟软件的操作界面；

3、依指导书进行典型工况的运行模拟；

4、熟悉并理解3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000所给出的模拟参数；

5、自行打印指导书，并在实验前预习、实验中携带。

2、内容

2.1 AP1000系统认识

1）AP1000核电厂主要设备

通过教师课堂讲解，了解AP1000核电厂主要系统、设备组成，及其相应的功能：

1．1）反应堆冷却剂系统（RCS）

1．1．1）反应堆压力容器（RPV）

压力容器呈围筒形, 底封头呈半球状, 顶部为由法兰固定的可拆式半球形封头。反应堆压力容器上下长约12.0 m , 堆芯区内径为3.988 m。AP1000 的反应堆压力容器可承受17.1 MPa 的压力、343 ℃的温度, 在此条件下的设计寿命为60 年。

作为一项安全改进, AP1000 的堆芯顶端的下方不再设有反应堆压力容器贯穿件, 这就消除了因反应堆压力容器发生泄漏导致冷却剂丧失事故的可能性。

1．1．2）蒸汽发生器（SG）

采用两台典型的直立式带有一体化汽水分离器的U型管自然循环蒸汽发生器（Δ2125型），蒸发器下封头直接与两台冷却剂泵的壳体相连。

1．1．3）稳压器（PZR）

采用了基于成熟技术的传统设计。容积为5915 m3 , 这种大容积稳压器增加了瞬态运行余量, 减少反应堆非计划停堆次数, 使核电厂能够更加可靠地运行; 同时该设计还消除了对快动作电动卸压阀的需要, 这些阀门是反应堆冷却剂系统发生泄漏和需要维修工作的可能来源。 - 2 - 1．1．4）反应堆冷却剂泵（RCP）

AP1000核电建设安全标准化管理

AP1000核电建设安全标准化管理

２００４年《国务院关于进一步加强安全生产工　作的决定　明确提出要“开展安全质量标准化”　活动，要求在全国所有工矿、商贸、交通运输、　建筑施工等企业普遍开展安全质量标准活动。　安全标准化：将标准化工作引入和延伸到安　全工作中来，它是企业全部标准化工作中最重要　的组成部分。其内涵就是企业在生产经营和管理　过程中，将国家安全生产法律、法规、规章和标　准等内容细化，结合本企业自身特点制定相关程　序、规定、标准等，应用安全系统工程等原理，　从事故发生的机理出发，对生产系统中可能导致　事故发生的人、物、环境等各种危险因素和发生　事故的途径进行研究、分析，并通过系列化、通　用化、程序化等手段不断加强并持续企业的安全　生产工作，把生产系统中发生事故的可能性降至　最低限度，从而达到减少或消灭事故的目的，不　断提升企业的本质安全水平　Ｊ。　安全标准是保障企业安全生产的重要技术规　范，安全生产标准化是社会化大生产的要求，是　中国核电　ＣＨＩＮＡ　ＮＵＣＬＥＡＲ　ＰＯＷＥＲ　第４卷第２期２０１１年６，Ｅｌ　社会生产力发展水平的反映。建筑施工企业必须　严格执行国家标准、行业标准；进入国际市场要　执行国际标准。有条件、有实力的建筑施工企业　应结合自身特点建立企业标准，其自订的企业标　准甚至高于国家标准、行业标准　。　己　目前，中国核电站建设正在围绕科学发展　与构建和谐的两大主题，不断加快市场化、国　际化的发展步伐。２００６年年底，我国引进由美　国西屋公司设计的第三代先进压水堆ＡＰ１０００　核电站，它是按照美国核管会提出的用户要求　采用了先进的设计理念和施工理念：采用非能　动设计，简化厂房结构和设备冗余度，安全性　大幅提高ＣＤＦ为５．０８×１０　／堆・年，ＬＲＦ为　５．９４×１ｏ－Ｓ／堆・年　；采用“标准化设计、工　厂化预制、模块化施工”的先进理念和方法，　建设安装活动量大幅度下降，有助于控制工程　建设进度，缩短建造周期（见图１）。