第1篇 核電廠安全殼內(nèi)儀表與控制電纜的老化管理經(jīng)驗

隨著核電廠數(shù)量的增加及運行時間的延長，核電廠設備的老化效應越來越引起人們的關(guān)注，如何對核電廠的老化實施有效管理、確保在役核電廠的安全性和可靠性，引起了國際原子能機構(gòu)(iaea)和世界核電大國的嚴重關(guān)注，并已開展了廣泛的工作。作為核電廠安全重要部件之一，安全殼內(nèi)儀表與控制電纜的老化評估與管理也得到了深入的研究，取得了較多的研究成果。iaea和國際主要核能機構(gòu)已發(fā)表了不少專題報告[1]-[4]。

我國的秦山、大亞灣核電廠投入運行已有10多年的歷史，雖然運行時間不是很長，但已面臨安全殼內(nèi)儀控電纜的老化問題，隨著服役時間的增加，這一問題會更加突出。目前，國內(nèi)還沒有對安全殼內(nèi)儀控電纜老化評估及壽命管理的系統(tǒng)研究，筆者在相關(guān)文獻資料的基礎上，介紹核電廠安全殼內(nèi)儀控電纜老化管理的內(nèi)容，以期對開展這項工作有所幫助。

1 儀控電纜及其使用環(huán)境

核電廠包含了成千上萬公里不同型號及規(guī)格的電纜，這些電纜構(gòu)成了中壓動力回路、低壓動力回路、控制回路、儀表回路、接地回路等，表1為雙機組核電廠各種回路的分布情況[3]

從表中可見，儀表及控制電纜回路占據(jù)了所有電纜回路的4/5以上。所以，將儀控電纜，特別是

將環(huán)境條件惡劣的安全殼內(nèi)儀控電纜作為研究的對象具有典型意義。

1.1 儀控電纜的用途及組成

儀表電纜是一種低壓、低容量的電纜，連接各種各樣的變送器、傳感器，傳輸數(shù)字或模擬信號；控制電纜也是低壓、低容量的，應用于控制開關(guān)、泵、閥門等的操作機構(gòu)、繼電器和接觸器的控制回路。

構(gòu)成儀控電纜的主要部分有：導體、絕緣材料、屏蔽、護套、多芯導體間的填充物、外部包扎帶。所謂電纜的老化，指的是電纜結(jié)構(gòu)中有機材料的老化。雖然填充物和外部包扎帶也是有機物，但對電纜老化的影響并不大，因此，研究的重點是針對絕緣材料和護套。

電纜所使用的絕緣體和護套的組成是由一些添加劑和填料合成的聚合材料，在核電廠中，儀控回路使用乙烯基、丙烯基合成的橡膠，玻璃纖維，以及以氯磺化聚乙烯、聚乙亞胺等為絕緣材料的電纜。

1.2 儀控電纜的工作環(huán)境

安全殼內(nèi)部儀控電纜放置在不同的使用環(huán)境下，最重要的影響因素是自然環(huán)境，主要是有氧氣存在時溫度、濕度、核輻照的影響，溫度、濕度、核輻照的值應從設計文件中取得。表2給出了安全殼內(nèi)幾處具有典型意義的溫度值

在正常運行情況下，安全殼內(nèi)不會受到濕度的影響。輻照的影響可從相關(guān)技術(shù)數(shù)據(jù)中獲得，在40年時間內(nèi)，正常運行情況下，安全殼內(nèi)輻照的最大累計值為3脳107rad。安全殼內(nèi)的儀控電纜一般不會受到震動的影響，除非有特殊要求，否則，不考慮由于震動引起的老化問題[5]。

2 電纜的老化機理

在現(xiàn)場環(huán)境下，電纜的絕緣和護套等聚合物材料隨著時間的推移會發(fā)生各種緩慢的、不可逆的化學變化和物理變化，這些變化就是電纜的老化過程。從宏觀上來看，表現(xiàn)為材料的延伸率降低，即材料的抗拉強度減弱；護套材料的硬度或抗壓模量增大；材料的密度增加；電氣性能改變(如介質(zhì)損耗增加)。

電纜的老化機理可分為影響分子結(jié)構(gòu)的化學老化機理和影響材料混合物成分的物理老化機理。

2.1 化學老化機理

(1)高分子鏈斷裂：一個高分子鏈斷裂為2個或多個新鏈，一般為烷氧基或過氧化根斷鏈，導致物質(zhì)性質(zhì)的改變。

(2)交聯(lián)反應：在2個相鄰高分子間共價鍵的結(jié)構(gòu)發(fā)生交聯(lián)，使原先物質(zhì)的有效成分減少。

(3)氧化反應：這是一種自由基的鏈式反應，在氧化反應開始階段，在溫度和輻照的影響下，由于共價鍵的斷裂而產(chǎn)生反應性物質(zhì)，即自由基，氧化反應既導致斷鏈，又生成交聯(lián)，這取決于氧化鏈式反應過程中各階段的分子運動情況，它隨著聚合物中添加劑的不同而不同。

(4)氧擴散控制過程：聚合材料中自由基的初速率大于溶解氧擴散的速率時，老化快慢由氧擴散來控制。

(5)協(xié)同效應：當各個環(huán)境因素的綜合影響大于其各個單一影響之和時，會產(chǎn)生這種效應，如對聚合物而言，既受熱，又受到輻照。

2.2 物理老化機理

(1)增塑劑蒸發(fā)：材料表面的增塑劑向周圍的空氣中揮發(fā)，其留下的空隙又被由材料的核心向表面擴散的增塑劑所填塞，這2種揮發(fā)和填塞的分子運動并存，強弱由溫度所決定。

(2)增塑劑遷移：在使用增塑材料的多層電纜中，增塑劑在不同材料層間遷移，直到各層材料中的增塑劑達到均衡狀態(tài)。

3 環(huán)境鑒定

為了保證電纜的設計裕度，必須采用環(huán)境鑒定的方法，通過加速老化試驗，模擬電纜在運行壽期末經(jīng)受設計基準事件，驗證電纜可以保證其功能，從而證明電纜在服役期的可靠性能。許多國家環(huán)境鑒定依據(jù)的標準是ieee-323[6]、ieee-383[7]，前者是針對核電廠所有1e級設備的一個通用的標準，后者敘述了針對1e級電纜的試驗方案。

第2篇 保證核電廠安全管理措施

管理措施之一——健全的國家監(jiān)管機構(gòu)

國家監(jiān)管機構(gòu)對核電廠實行全壽期監(jiān)督管理,即從選址、設計、建造、調(diào)試、運行、直到退役和廢物處理處置的各個環(huán)節(jié)。

我國民用核設施的核安全監(jiān)督管理主要由國家核安全局負責。

管理措施之二——制定和完善核安全防護法規(guī)體系

國家有關(guān)部門發(fā)布實施核電廠廠址選擇、設計、運行、質(zhì)量保證、輻射防護和廢物管理等安全規(guī)定以及輻射防護基本標準等,形成一整套比較完整的核安全、輻射防護法規(guī)標準體系。

管理措施之三——實行核設施安全許可證制度

核電廠在不同階段,其營運單位要向國家核安全主管部門提交相應的報告。經(jīng)審評,在條件完全符合國家有關(guān)規(guī)定后才頒發(fā)許可證。營運單位只有獲得這些許可證后才能開展相應的工作。

管理措施之四——嚴密的質(zhì)量保證體系

核電廠有嚴密的質(zhì)量保證體系。對選址、設計、建造、調(diào)試、運行直至退役等各個階段的每一項具體活動都有單項的質(zhì)量保證大綱,并嚴格執(zhí)行。

另外,還實行內(nèi)部和外部監(jiān)查制度,監(jiān)督檢查質(zhì)量保證大綱的實施情況,確認起到應有的作用。例如,在建造階段,要對設備進行監(jiān)造,對施工進行監(jiān)理。在運行階段,要進行預防性檢修、在役檢查和定期試驗,以保證機組的系統(tǒng)和設備的狀態(tài)符合技術(shù)規(guī)范。

管理措施之五——對參與單位和人員嚴格要求

國家對參與核電廠建設的單位,甚至小到零部件制造單位,都要經(jīng)審查合格后,方可開展相應的活動。

國家對參加核電廠工作的人員的選擇、培訓、考核和任命有嚴格的規(guī)定。以操縱員為例,要求選擇基本素質(zhì)好、有一定學歷和工作經(jīng)驗的人員,經(jīng)過課堂、核電廠模擬機和核電廠實際運行培訓,再通過國家級的考試,領到操縱員執(zhí)照后,才能上崗。上崗工作以后,還要定期考查和再培訓,保證在工作崗位上的人員都合格。

管理措施之六——極其嚴密的安全保衛(wèi)系統(tǒng)

核電廠安全保衛(wèi)工作的主要任務是:保障核材料的合法使用,防止丟失或被竊;保衛(wèi)核設施,防止人為的破壞;阻止非法入侵。

核電廠的安全保衛(wèi)工作采取技術(shù)防范與人員防范相結(jié)合的方式,其基本原則是“縱深防御”和“均衡防御”相協(xié)調(diào)。

安全保衛(wèi)工作采用分區(qū)管理模式。核電廠設置三道實體屏障,劃分四個不同等級安全保衛(wèi)區(qū)域。在區(qū)與區(qū)之間的周界上,設置功能完備的實物保護系統(tǒng),包括出入控制系統(tǒng)、周界監(jiān)測系統(tǒng)和中央控制系統(tǒng)。

此外,核電廠還有完善的安全保衛(wèi)政策、程序體系和快速有效的突發(fā)事件處置和應急機制。在現(xiàn)場應急和突發(fā)事件處置指揮部的指揮下、常駐電廠的武警部隊、公安民警、保衛(wèi)干部和治安隊伍,形成統(tǒng)一的特勤力量,按預先編制的反恐預案和突發(fā)事件處置流程快速響應,確保核電廠安全保衛(wèi)的有效性。

管理措施之七——良好的安全文化

在切爾諾貝利核電廠事故后,國際原子能機構(gòu)提倡在核能界推行安全文化。

國際上核電運行的經(jīng)驗表明,絕大部分事件是人為失誤造成的;人的主觀能動性有益于安全保障。在安全問題上,僅僅強調(diào)按程序辦事,遵章守紀還不夠,核電企業(yè)還必須有人人關(guān)注安全、時時注意安全、事事將安全放在第一位的氛圍。核電企業(yè)的文化環(huán)境是保證安全的關(guān)鍵要素,這就是要倡導的安全文化。

安全文化=規(guī)章制度+行為規(guī)范

安全文化就是嚴格的規(guī)章制度加上良好的行為規(guī)范。它包括對決策層、管理者和個人這三個不同層次的要求。個人的安全文化素養(yǎng)要求包括:謙虛好學的探索態(tài)度、嚴謹?shù)墓ぷ髯黠L、合作的精神和互相交流的工作習慣。此外,還有對責任心、充分的理解能力、良好的技能和健康的心理素質(zhì)等方面的要求。

我國核電廠在推進安全文化建設方面做了不少工作,積累了很多有價值的經(jīng)驗。

(國家核事故應急協(xié)調(diào)委員會辦公室、國家原子能機構(gòu)秘書局)

第3篇 核電廠放射性廢物管理安全辦法

1.引言

1.1 目的

本規(guī)定對熱中子反應堆核電廠放射性廢物管理中有重要影響的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設計及運行規(guī)定了基本要求。本規(guī)定強調(diào)必須滿足的安全要求,而不是規(guī)定如何滿足這些要求的方法。

1.2 范圍

本規(guī)定的內(nèi)容涉及核電廠所有放射性廢物的整個管理系統(tǒng),包括:

--氣態(tài)、液態(tài)和固態(tài)廢物系統(tǒng)的設計和運行;

--廢物的處理、運輸、貯存和處置;

--退役廢物的管理;

--意外事件所產(chǎn)生的廢物。

對于退役廢物、意外事件廢物、放射性廢物處置和乏燃料管理等方面僅根據(jù)當前狀況作了一些原則規(guī)定,具體要求將另行制定。

2.廢物管理的目標和要求

2.1 總的目標

廢物管理的總目標是在考慮社會和經(jīng)濟因素的基礎上,采用妥善的方式管理放射性廢物,使人和環(huán)境不論現(xiàn)在和將來都免受任何不可接受的損害,并盡量減少后代的劑量負擔。廢物管理系統(tǒng)和設施的可接受性應以輻射防護及環(huán)境保護的基本要求為判斷的準則。

2.2 輻射防護要求

廢物管理應遵循輻射防護的基本原則,即正當化、最優(yōu)化和劑量限值體系。

廢物管理必須在考慮到經(jīng)濟和社會因素的同時,保證工作人員和公眾的照射滿足合理可行盡量低的原則。

工作人員和公眾所受劑量不得超過國家規(guī)定的劑量限值。對于最優(yōu)化和個人劑量限值兩者的實際應用,都必須考慮由當前的實踐所引起的將來的劑量,即將來某個時期可能造成人類受照射的劑量。

2.3 環(huán)境保護要求

應防止核電廠產(chǎn)生的放射性廢物和某些非放射性廢物對環(huán)境的有害影響。核電廠放射性廢物的管理必須符合國家的有關(guān)規(guī)定。

3.機構(gòu)和職責

3.1 營運單位的職責

核電廠營運單位必須對該廠產(chǎn)生的放射性廢物的安全管理負全面責任,直到放射性廢物及其責任合法地轉(zhuǎn)移為止。其主要職責是:

(1)作出廢物管理活動的安全分析。

(2)研究并向核安全部門提交排出流中放射性核素的預估量,以及監(jiān)測和控制排放的方法和程序。

(3)向核安全部門提供放射性廢物的操作、處理、整備、運輸、貯存和處置等設施的選址、設計、建造、運行和關(guān)閉等文件,并證明這些文件符合有關(guān)法規(guī)要求。

(4)制定和修改運行與維修規(guī)程,培訓運行和維修人員,使之勝任其職責。

(5)按照國家核安全部門的要求和批準的技術(shù)條件,運行廢物管理系統(tǒng)。

(6)檢查并保存所有廢物管理活動的記錄,按所要求的期限,向國家核安全部門定期提交報告。在發(fā)生事故或意外情況時,立即報告事故范圍和性質(zhì),以及所采取的補救措施。

(7)保存所貯存、運輸和處理的廢物的清單,根據(jù)核安全部門的要求,提供此類資料。

(8)按照核安全部門的要求,保留流出物樣品。

3.2 國家核安全部門的主要職責

(1)制定有關(guān)核電廠廢物管理的法規(guī)、導則和標準。

(2)按照本規(guī)定的要求,評價核電廠營運單位提交的報告和計劃。

(3)通過對放射性管理設施的設計、建造、運行,以及對人員資格和記錄的審查,評價該設施是否符合有關(guān)法規(guī)和標準。

(4)對不符合法規(guī)和標準要求的事項,要求采取補救和糾正措施。

4.廢物管理系統(tǒng)的設計

4.1 目標

核電廠的設計應該使廢物產(chǎn)生量減到最少。廢物管理系統(tǒng)和設施的設計目標是保證核電廠運行中產(chǎn)生的所有放射性廢物能安全地收集、處理、整備、 貯存、運輸和處置,以達到第二章所提出的目標。

4.2 設計要求

4.2.1 核電廠放射性廢物管理系統(tǒng)和設施的設計必須遵照“核電廠設計安全規(guī)定”中的有關(guān)要求進行。

4.2.2 對核電廠產(chǎn)生的放射性廢物必須進行系統(tǒng)管理,必須考慮安全法規(guī)要求、經(jīng)濟因素和廢物的貯存、處理、運輸和處置等各個方面。設計廢物管理系統(tǒng)時要進行多方案的比較,以達到實施合理可行盡量低的原則。

4.2.3 對核電廠選用的物料,必須考慮到它們將來成為放射性廢物時的管理問題。

4.3 設計考慮事項

4.3.1 總的考慮

在設計廢物管理系統(tǒng)和設施時,應考慮:

(1)選擇液態(tài)、氣態(tài)、固態(tài)廢物處理系統(tǒng)時,應考慮適合各類廢物的收集處理、貯存、運輸和處置,以及工藝可靠性和以往的經(jīng)驗;

(2)放射性廢物應分類收集,便于以后的處理和整備;

(3)為保證需要處理的廢物在減容時安全操作而進行的處理;

(4)保證廢物整備到符合運輸、貯存和(或)處置要求的形式;

(5)對核電廠工作人員的屏蔽和輻射防護;

(6)核實有待處理的廢物的來源、數(shù)量和物理化學性質(zhì);

(7)準備采用的處理或整備工藝的有效性和可靠性;

(8)具備正常運行、停止運行和維修期間所需要的足夠的貯存容量和處理能力,以及為意外事件附加的貯存容量;

(9)廠址和環(huán)境特征對排出流彌散的影響,以及對正常運行或非計劃事件時排放可能造成的影響;

(10)保證各系統(tǒng)具有高度的完整性和適應性;

(11)整備包裝后待處置廢物的檢驗;

(l2)控制泄漏的包容及其相關(guān)設備;

(13)有代表性的工藝取樣;

(14)系統(tǒng)的安全性、可靠性和維修;

(15)應急廢物處理設備和現(xiàn)有設施連接的可能性;

(16)將來的退役工作。

4.3.2 廢氣處理系統(tǒng)

4.3.2.1 在設計廢氣處理系統(tǒng)時應考慮:

(1)操作溫度和流量;

(2)壓力降和壓力波動;

(3)凈化效率(衰變或物理分離);

(4)密封性;

(5)防火與防爆;

(6)過濾器標準檢驗方法的使用;

(7)放射性物質(zhì)的表面沉積;

(8)過濾器芯和吸附介質(zhì)的取出和更換。

4.3.2.2 在適當情況下,廢氣應該收集到一個單獨的共用系統(tǒng),以便監(jiān)測和控制排放。

4.3.3 廢液處理系統(tǒng)

在設計廢液處理系統(tǒng)時應考慮:

(l)減少顆粒沉積的可能性;

(2)對任何可能的液體溢流或泄漏提供適當?shù)慕邮赵O備和檢漏措施;

(3)選擇合造的離子交換劑并控制其負荷,避免有機物的降解和氣體的產(chǎn)生;

(4)對不適宜用其它方法處理的廢液采用直接固化;

(5)離子交換劑和其它介質(zhì)的引入與排出。

4.3.4 固體廢物處理系統(tǒng)

4.3.4.1 在設計固體廢物處理系統(tǒng)時應考慮:

(1)容積變化和二次廢物產(chǎn)生對整個廢物管理系統(tǒng)最優(yōu)化的影響;

(2)污染(包括氣載污染)擴大的可能性;

(3)防火及其控制系統(tǒng)。

4.3.4.2 必須保證整備工藝使廢物包裝具有符合貯存、運輸和處置準則的特性,包括:化學耐久性、抗彌散性、熱穩(wěn)定性、輻射穩(wěn)定性、放射性物質(zhì)含量、劑量率、抗老化性、抗沖擊性、抗微生物降解性、抗浸出性、可燃性和壓縮強度。

4.4 貯存

廠區(qū)應有足夠容量的暫存、轉(zhuǎn)運廢物的場所和設施。

設計未處理和已處理廢物的貯存設施時應考慮:

(1)廢物的可回取性;

(2)貯存區(qū)的控制和檢查(安全、廢物狀態(tài)、監(jiān)測、防火等);

(3)因氣體逸出或液體的泄漏所造成的污染的控制;

(4)根據(jù)外部條件和廢物降解的可能性,考慮在規(guī)定時期內(nèi)廢物包裝的完整性;

(5)需要時,應能給單個容器和設施表面去污;

(6)清楚標出設施容量和廢物貯量;

(7)有氣體產(chǎn)生的場所應有適當?shù)耐L。

5.廢物管理系統(tǒng)的運行

5.1 目標

廢物管理系統(tǒng)運行的目標應按照設計要求進行并得到國家核安全部門的許可。為達到這個主要目標,需要監(jiān)督所有有關(guān)活動,包括檢修、人員的培訓和維修程序等,并提供與操作有關(guān)的資料,即工藝、操作和維修手冊。

5.2 運行要求

營運單位對設施的安全運行全面負責。為此必須建立一個適當?shù)臋C構(gòu),并明確規(guī)定其任務和對下列活動的職責:

(1)設施運行要符合設計目標,并得到國家核安全部門的許可;

(2)適當監(jiān)督所有廢物系統(tǒng)的活動,以保證其達到并保持系統(tǒng)操作的相應標準;

(3)在符合輻射防護原則下進行維修;

(4)培訓操作人員和維修人員以保證操作符合設計目標和輻射防護原則;

(5)編制正常和意外情況下的操作、維修和工藝手冊;

(6)在符合其它要求的前提下,應采取措施使廢物的產(chǎn)生量減到最少。

5.3 監(jiān)管

必須對廢物管理系統(tǒng)進行監(jiān)督,以保證系統(tǒng)有關(guān)的活動協(xié)調(diào)一致,并且符合設計要求。監(jiān)管人員必須熟悉工藝,掌握輻射防護知識,以便監(jiān)管放射性廢物管理設施所有的操作和維修活動。

5.4 維修

廢物管理設施運行前必須制定維修程序,目的是在增加設施的利用率的同時減少檢修人員的照射。

5.5 培訓

5.5.1 培訓大綱必須保證能培養(yǎng)出足夠數(shù)量的在輻射防護基礎知識和實踐兩方面都合格的操作人員和檢修人員。培訓大綱應該結(jié)合運行經(jīng)驗定期修訂,并按核電廠所有可能的實際情況進行培訓。

5.5.2 核電廠其他有關(guān)的工作人員也應該進行廢物管理實踐的培訓,使他們了解減少廢物體積和降低放射性水平等所帶來的益處。

5.6 手冊

核電廠營運單位必須編制敘述廢物管理系統(tǒng)工藝、操作、維修和輻射防護實踐方面的手冊。這些手冊應包括全部必需控制的工藝參數(shù)、廢物的特性和有關(guān)廢物貯存、運輸和處置的容器說明。

6.廢物管理系統(tǒng)的監(jiān)督和監(jiān)測

6.1 目標

廢物管理系統(tǒng)監(jiān)督和監(jiān)測的目標如下:

(1)給出有關(guān)放射性廢物的來源、數(shù)量和特性的資料,并提供證明其符合法規(guī)要求所必須的資料;

(2)保證廢物處理和整備系統(tǒng)的正確操作;

(3)控制放射性物質(zhì)的排放;

(4)保證廢物的包裝符合貯存、運輸和處置的要求;

(5)保證場內(nèi)外人員的輻射防護;

(6)按核電廠主管部門和(或)有關(guān)監(jiān)督部門的要求,從場址調(diào)查階段起就應確定處置場在要求的時期內(nèi)的特性。

6.2 要求

核電廠營運單位和有關(guān)監(jiān)督部門必須負責保證配備適當?shù)谋O(jiān)測和監(jiān)視設備并配備工作人員,以滿足 6.1 所述的目標。

6.3 氣態(tài)和液態(tài)排出流的監(jiān)測

6.3.1 全部監(jiān)測計劃必須考慮:

(1)需要監(jiān)測的重要放射性核素以及所要求的測量靈敏度;

(2)極端情況下的測量范圍;

(3)必要的采樣和分析頻度;

(4)采樣和測量的代表性;

(5)采樣點(特別是意外事件情況時)的可接近性;

(6)分析測量技術(shù)的質(zhì)量控制。

6.3.2 核電廠內(nèi)監(jiān)測必須和環(huán)境監(jiān)測一起實施,以保證在所選環(huán)境介質(zhì)中有重要影響的放射性核素污染水平是可以接受的。

6.3.3 應制定相應措施,監(jiān)測意外事件發(fā)生時或發(fā)生后的釋放。

6.3.4 必須定量測量排出流中重要的放射性核素。當放射性核素濃度或排放速率變化較大時,或當意外釋放的可能性及其潛在后果明顯時,應進行連續(xù)監(jiān)測。

6.4 廢物運出前的監(jiān)測

必須對運出廠外的廢物包裝進行檢測,以符合運輸法規(guī)的要求。除了運輸要求外,為了掌握對處置是重要的放射性核素在處置場地的數(shù)量,應對特定的放射性核素進行測量或分析。

6.5 貯存或處置場址的勘查和監(jiān)測

必須制定和執(zhí)行勘查監(jiān)測大綱,以提供現(xiàn)場和環(huán)境的基礎資料(如水文、地質(zhì)、氣象、地震、放射學等)。該大綱范圍必須能滿足核電廠主管部門和 (或)有關(guān)監(jiān)督部門的要求:從場址調(diào)研階段起就要確定處置場在整個可能運行的時期內(nèi)的特性。

6.6 監(jiān)測結(jié)果的記錄和報告

6.6.1 監(jiān)測數(shù)據(jù)和有關(guān)資料的記錄和報告必須滿足6.1 節(jié)中提出的目標。

6.6.2 應該按計數(shù)器和監(jiān)測器實際給出的測量單位來記錄監(jiān)測數(shù)據(jù)。從這些數(shù)據(jù)計算出或推導出的數(shù)據(jù)也應記錄,但不能代替測量值。

6.6.3 監(jiān)測結(jié)果報告的形式應便于與被批準的限值或標準進行比較,并按有關(guān)的監(jiān)督部門規(guī)定的程序上報。

6.6.4 應取得和記錄每種類型排出流(氣載或液體)的監(jiān)測數(shù)據(jù),以便使數(shù)據(jù)能以統(tǒng)一的方式進行報告。對運出廠外處置的每個容器都必須有裝運和處置記錄。

7.廢物的運輸

7.1 廠外運輸

7.1.1 廠外運輸必須符合國家關(guān)于放射性物質(zhì)運輸?shù)囊?guī)定。國際運輸必須符合有關(guān)的國際規(guī)章。

7.1.2 應選擇適當?shù)膹U物運輸?shù)姆绞胶吐肪€,以限制運輸所造成的影響。

7.2 廠內(nèi)運輸

7.2.1 在核電廠內(nèi)或廠區(qū)邊界內(nèi)的放射性廢物的運輸必須符合國家的有關(guān)規(guī)定。

7.2.2 廠內(nèi)運輸?shù)淖畹鸵笫潜仨毚_保場區(qū)人員有足夠的輻射防護,并足以防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。

8.處置

8.1 總的要求

放射性廢物處置必須符合國家有關(guān)規(guī)定。在處置方法取得批準之前,必須提供適當?shù)闹虚g貯存設施。

8.2 淺地層處置

淺地層或巖穴處置一般適用于核電廠正常運行產(chǎn)生的固態(tài)放射性廢物,此類廢物一般只含有中等量的裂變產(chǎn)物以及少量的alpha 輻射或長壽命放射性核素。處置方案和處置庫場址的選擇必須符合國家有關(guān)法規(guī)的要求。

8.3 海洋投棄

固態(tài)廢物的海洋投棄,必須遵守國家有關(guān)法規(guī)和有關(guān)廢物和其他物質(zhì)海洋污染防止的國際公約。

8.4 廢物的整備

放射性廢物處置之前,必須進行整備使其符合有關(guān)監(jiān)督部門制定的準則。選取這些準則應以所選定的處置方案的安全分析為基礎。

9.與乏燃料有關(guān)的廢物管理

9.1 總的要求

應該認識到,在管理乏燃料的過程中會產(chǎn)生廢物,必須根據(jù)需要制定這類廢物的管理措施,這些措施要與本規(guī)定第二章的總目標和要求相一致。

9.2 乏燃料后處理中產(chǎn)生的廢物

乏燃料后處理產(chǎn)生的高放廢物或alpha廢物必須以確保與環(huán)境足夠隔離的方法處置。

10.退役廢物的管理

10.1 退役計劃

核電廠達到使用壽期之后采取的所有行動必須根據(jù)第二章中提出的廢物管理總目標制定退役計劃。

10.2 退役廢物

10.2.1 核電廠營運單位制定的退役階段和大綱,必須報國家核安全部門。國家核安全部門只有確信在退役各階段廢物處理、運輸、貯存和(或)處置已有適用的設施時才給予批準。

10.2.2 核電廠退役過程中要產(chǎn)生大量的一般廢物和放射性廢物。這些廢物不同于核電廠正常運行中產(chǎn)生的廢物,需要特殊的操作和處理。這些廢物應該按照核素含量、物理形態(tài)、大小和材料種類來區(qū)分。退役產(chǎn)生的物料的再使用或處置必須按國家有關(guān)規(guī)定和標準執(zhí)行。

11.意外事件產(chǎn)生的廢物

11.1 總則

核電廠發(fā)生意外事件時,可能產(chǎn)生一些氣態(tài)、液態(tài)或固態(tài)廢物。它們的體積、化學組成或放射性含量可能超出廢物管理系統(tǒng)與工藝規(guī)程許可的范圍。本節(jié)未涉及為改正引起意外事件失誤所需采取的行動。但應該指出,意外事件發(fā)生后采取的行動,首先必須考慮總的安全,還必須考慮廢物管理問題。

11.2 計劃

對于意外事件所產(chǎn)生的廢物,核電廠營運單位及其主管部門在開始進行廢物管理活動之前應根據(jù)廢物的特性,就這種廢物管理工作的安全操作和環(huán)境影響仔細的制定計劃,以保證廢物管理的要求得到滿足。

12.質(zhì)量保證

12.1 質(zhì)量保證責任

核電廠營運單位必須制定并實施核電廠廢物管理系統(tǒng)的全面質(zhì)量保證大綱,此大綱應按“核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定”的要求制定并必須貫徹到場址評價、設計、采購、制造、建造、試運行、檢驗、運行和退役等各環(huán)節(jié)。

12.2 系統(tǒng)要求

12.2.1 處理和整備系統(tǒng)運行的質(zhì)量保證大綱必須包括過程控制,以保證得到可接受的廢物形態(tài)及堅固的廢物包裝。此過程控制必須包括系統(tǒng)的合格鑒定,通過實際設備的試驗確定行之有效的整備工藝參數(shù),定期驗證工藝參數(shù)的可接受性和必要時修正這些參數(shù)的措施。

12.2.2 質(zhì)量保證大綱還必須包括對放射性廢物處理、裝運和處置的記錄和文件的準備、保存和使用,對廢物包裝的轉(zhuǎn)移和裝運應建立裝貨清單制度,并能對其進行跟蹤。

第4篇 核電廠換料大修的核安全風險管理

1 核電廠換料大修期間的核安全風險

核電廠換料大修期間，因在短時間內(nèi)執(zhí)行大量的維修工作、設備的檢查維護、定期試驗，變更/技改以及裝卸料等操作，使得電廠大量系統(tǒng)、設備集中停役，電源停電，所以在換料大修期間存在著較大的核安全風險。

1.1 系統(tǒng)設備方面存在的風險

換料大修期間，從系統(tǒng)設備可靠性和安全功能上，電廠存在的核安全風險主要涉及以下幾方面：反應堆余熱排出、堆芯水裝量保持、反應性控制、電源保障以及安全殼完整性維持。

1.1.1 反應堆失去衰變熱導出功能的風險因素

（1）大修前缺少余熱導出能力的分析，如：

1）未事先確定堆芯燃料布置下的初始衰變熱熱量、堆芯沸騰時間和裸露時間；

2）缺少對堆冷卻系統(tǒng)水裝量各種狀態(tài)（如充水、放水、半管水位、換料通道充水和換料水池充水）下余熱導出能力的分析；

3）缺少對主系統(tǒng)各種狀態(tài)（如反應堆冷卻劑系統(tǒng)（rcs）加壓或已通氣、主管道已堵板或主回路隔離閥已關(guān)閉、蒸汽發(fā)生器（sg）人孔開/關(guān)、通風系統(tǒng)可用性、臨時假蓋或壓緊部件已安裝、主蒸汽管道已隔離）下的余熱導出能力的分析；

4）缺少對sg二次側(cè)熱量交換能力的分析。

（2）大修計劃未考慮失去乏燃料冷卻的縱深防御措施，導致乏燃料池失去冷卻，或在高衰變熱或低水裝量期間，安排對余熱導出系統(tǒng)進行檢修，使余熱導出系統(tǒng)不可用。

（3）操縱員/電廠員工對工況變換/規(guī)程不了解，對縱深防御措施不清楚，如未能保障換料大廳通風以及空調(diào)系統(tǒng)的可運行性，設備閘門、人員閘門和貫穿件失去關(guān)閉能力。

1.1.2 失去水裝量的風險因素

在停堆期間，一回路的邊界已擴展到衰變熱導出管路、乏燃料池、換料水箱及其它相關(guān)的系統(tǒng)，這種情況使得水裝量喪失的風險大大增加。業(yè)界曾發(fā)生了水意外排到換料水箱、安全殼地坑、安注箱及安全殼噴淋系統(tǒng)等事件。一回路水裝量快速喪失可能導致安全殼內(nèi)的輻射水平顯著升高。下面是常見的幾種誤操作。

（1）閥門誤操作，不可控地改變一回路流道，導致一回路水裝量快速喪失。

（2）換料水池充水前，未對反應堆水池密封、蒸汽發(fā)生器堵板和其它接管堵板等進行檢查或安裝后試驗，導致出現(xiàn)水裝量泄漏。

（3）下列情形下，主系統(tǒng)水位控制不當或意外排水到余熱導出系統(tǒng)，導致失去衰變熱導出能力。

1）在反應堆頂蓋吊運前，排水至壓力容器法蘭面以下；

2）堆芯水位處在主管道中心線水位（稱低水位）；

3）一回路水位處于與反應堆壓力殼連接的熱端上部以下；

4）關(guān)閉一回路隔離閥；

5）安裝蒸汽發(fā)生器一次側(cè)堵板。

（4）失去乏燃料池和反應堆水池的水裝量。即換料水池和乏燃料水池氣閘門的氣源不可靠，無后備氣源（如氮氣），未考慮水池密封加流量限制和圍堰等其它緩解措施。

1.1.3 電源可靠性風險因素

在停堆狀態(tài)下，交流電源維持堆芯和乏燃料池的冷卻，并把衰變熱傳輸?shù)綗嶷逯?，使安全殼保持密封，并支持其它重要功能。許多事件與人員差錯引起重要系統(tǒng)失電有關(guān)，如大修計劃未能提供冗余的交流電源（縱深防御），對停堆期間安全功能的關(guān)鍵系統(tǒng)其交流和直流電源未得到保證，對失去交流電源的事件缺少規(guī)程和演練。

典型的高風險作業(yè)，如開關(guān)站、變壓器和電氣設備工作未安裝警告信號或采取實體屏障，在多路電路停役的情況下在電廠唯一廠外電源的動力線路和變壓器上進行維修活動。

1.1.4 反應性控制風險因素

反應性控制主要包括維持反應堆冷卻劑系統(tǒng)和乏燃料池有足夠的停堆裕量以及計劃和控制所有的燃料裝卸活動。壓水堆意外硼稀釋會發(fā)生非預期的反應堆臨界，甚至在控制棒全插入情況下。

典型的風險包括：探測硼稀釋手段（一回路取樣，在線分析和源量程探測器的計數(shù)）失效，行政管理控制和計劃安排不當引起意外硼稀釋，無多重的加硼流道可用以響應硼稀釋事件，未定期校驗停堆裕量，在低于最低安全分析溫度期間移動燃料。

在換料期間，由于發(fā)生控制棒和燃料組件裝載錯誤，會引起堆芯臨界而未被源量程探測器探測到。燃料組件跌落、受裝卸料設備撞擊以及在堆芯錯裝位等事件還可能引起人員受超劑量照射以及嚴重的放射性污染。

1.1.5 安全殼密封性風險因素

安全殼在大修的某些階段需要密封，以限制放射性物質(zhì)未受監(jiān)督的釋放。如果安全殼的（設備和人員）閘門以及與大氣相連的貫穿件（一次或二次側(cè)）在裝卸料操作期間、堆芯沸騰以及電源不可用時不能保持關(guān)閉狀態(tài)，則風險會大大提高。

1.2 人因和管理上的風險

從人因和行政管理上，電廠存在的核安全風險主要涉及大修計劃、人員培訓、文件控制、經(jīng)驗反饋等

大修中電廠內(nèi)的工作人員數(shù)量很多，包括大量的承包商人員，而人總是要犯錯誤的，特別是在大量的操作過程中。因此，事先計劃不充分、文件包準備不足、培訓不足、時間的壓力、任務的壓力等都可能成為風險源。

2 秦山核電廠的核安全風險管理

2.1 系統(tǒng)狀態(tài)控制和大修運行程序

為確保大修期間操縱員有能力去監(jiān)督和控制安全系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)的狀態(tài)，保證系統(tǒng)的可用性，秦山核電廠在停堆前對操縱員進行了專項培訓。這種培訓在機組長期運行、整個循環(huán)都沒有停機停堆操作的情況下，特別重要。有針對性地安排在全尺寸模擬機上進行停堆操作、停堆過程中預定試驗的操作、備用系統(tǒng)投切、系統(tǒng)和設備的隔離、操縱員的溝通配合演練等，并設計一些異常和故障處理，使操縱員提前進入實戰(zhàn)演習，培養(yǎng)和考驗操縱員的心理和應變能力，將有助于提高操縱員工作水平，減少人因失誤。

讓操縱員提前了解大修項目和可能面對的困難，審查關(guān)鍵路徑、主隔離、技術(shù)規(guī)格書隔離窗、冗余系統(tǒng)的狀態(tài)、縱深防御措施，可以使操縱員了解大修中的關(guān)鍵設備和參數(shù)并加強監(jiān)視。同時，編制應急操作程序，減少核安全風險。

國外一些電廠采用psa技術(shù)對一些風險因子較高的大修狀態(tài)進行分析。通過psa評價，確保風險重要的系統(tǒng)和設備得到足夠的重視，使大修活動盡量不增加電廠風險。例如，用psa確定大修計劃的優(yōu)先順序，即通過系統(tǒng)和設備的風險重要度來指導維修活動的編排，或用psa技術(shù)監(jiān)視維修和試驗活動帶來的風險變化，估計累積堆芯損傷概率（cdf），并預先采取必要的緩解措施。秦山核電廠剛剛完成一級psa分析，條件成熟后將考慮應用psa成果到大修中。?考慮縱深防御措施是對系統(tǒng)狀態(tài)實施有效控制的最佳策略，如考慮安全系列、電源序列、關(guān)鍵安全功能的設備的冗余，利用報警和指示向運行人員提醒需要縱深防御的系統(tǒng)的問題，如臨時采用ups和后備交流電源，以減少發(fā)生失去電源事件的風險。秦山核電廠在日計劃中列出安全系統(tǒng)的可利用性和設備的狀態(tài)報告，以幫助運行人員維持和提高電廠部件和系統(tǒng)的可運行性。

除了正常運行規(guī)程（op）、異常處理規(guī)程（aop）、事故處理規(guī)程（eop）外，秦山核電廠還專門針對大修開發(fā)了大修運行程序，特別是對重要的操作都準備了操作票。

2.2 大修計劃和關(guān)鍵路徑

事實證明，應至少提前一年準備大修計劃，大修計劃要得到各方人員的支持，以保證系統(tǒng)可利用率符合管理層的核安全期望值、程序要求和技術(shù)規(guī)格書要求。大修計劃要結(jié)合以往大修的經(jīng)驗教訓進行制訂和優(yōu)化，好的大修進度計劃可準確到小時而且不需要經(jīng)常修改，不但總進度誤差小，各分項目的進度計劃誤差也要求盡量做到很小。

隔離窗口或大修里程碑已證明在制訂大修總體進度計劃是很有用的。隔離窗口的大小和組成由系統(tǒng)滿足停堆安全要求而定，隔離窗口或大修里程碑計劃是一種進度安排的技巧，在一臺設備或一個系統(tǒng)通道上安排的維修、在役檢查和試驗工作被安排在大修中的某個時間段進行。例如：在大修某個時間段內(nèi)安排應急柴油發(fā)電機（edg）退出，在此系統(tǒng)窗口中同時安排由edg供電的安全設備的維修或試驗。某些電廠對系統(tǒng)窗口起渾號“保護傘”，表明在保護傘下進行活動，既滿足停堆安全要求，也保證在隔離窗口或里程碑終點前可安排品質(zhì)再鑒定和功能驗收，而不至于將所有試驗拖延到大修近結(jié)束時進行，有效地保證大修計劃的完成。

根據(jù)國際上的運行經(jīng)驗，單靠嚴格地遵守技術(shù)規(guī)格書的要求也許不能完全保證大修期間的安全裕量。因此，在進度計劃制訂期間，應明確規(guī)定大修期間必須確保安全功能可用的系統(tǒng)，如衰變熱的導出、中子監(jiān)測、維持停堆裕度、反應堆系統(tǒng)水位監(jiān)測和控制、正常和備用電源、對人員安全必要的系統(tǒng)和部件（設備隔離或放射性要求）以及安全殼完整性要求、公用水/冷卻水的可利用性等。

失去連續(xù)冷卻手段將導致冷卻劑因過熱而損耗，最終將導致堆芯裸露燒毀。為避免這種情況的發(fā)生，大修計劃應充分保證停堆冷卻系統(tǒng)上的工作處于嚴格控制之中，并保障最低的冷卻系統(tǒng)要求。在冷卻系統(tǒng)（包括廢燃料冷卻系統(tǒng)）上的工作，必須嚴格按照計劃進行。處于運行或備用的冷卻系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)應處于良好的保護之中，應有適當?shù)膾炫苹蚋綦x圍欄等設施。在堆芯水位降低過程中，盡量避免停堆冷卻系統(tǒng)或其它冷卻系統(tǒng)上的試驗工作，避免造成擾動而影響系統(tǒng)的冷卻。

在堆芯水位降低過程中，如果失去了堆芯余熱排出的手段，將有可能在短時間內(nèi)導致堆芯溫度的升高，甚至損壞燃料。在換料期間，冷卻劑的邊界相應地延伸到停堆冷卻系統(tǒng)、燃料運輸通道、廢燃料系統(tǒng)，所以除保證必要的系統(tǒng)維持在可運行狀態(tài)外，尚需注意以下事項：

（1）在降低堆芯水位之前，計劃上應保證堆芯有足夠長的衰變余熱排出時間，盡量使堆芯金屬溫度穩(wěn)定在環(huán)境溫度的水平；

（2）在堆芯有料期間，為防止主系統(tǒng)跑水，應保證停堆冷卻系統(tǒng)能從安全殼地坑吸水；

（3）在低水位期間，應盡量避免同堆芯相關(guān)聯(lián)的系統(tǒng)的試驗、頻繁啟動等操作，以免造成波動導致水裝量的變化。

電源是安全的最重要要素之一，電源的失去將有可能導致嚴重事故的發(fā)生。所以，從計劃上或行動上應確保換料大修期間的任何活動不會導致關(guān)鍵電源系統(tǒng)的喪失。特別需注意下列事項：

（1）任何有可能導致關(guān)鍵配電系統(tǒng)喪失的活動，必須處在可控條件之下，所有的這些活動都是嚴格按計劃進行的；

（2）安全電源系統(tǒng)上的工作是按計劃分列進行的，而不是并列進行的，避免同時失去安全電源；

（3）當只有一列電源系統(tǒng)處在運行狀態(tài)時，此系列電源區(qū)域應有良好的保護措施，如醒目的標志、隔離措施、圍欄、房間上鎖、人員控制等；

（4）相關(guān)的試驗活動應盡量避免，以免造成電源的喪失。

保證反應性控制也是停堆安全的一個重要因素。意外的硼稀釋事故將導致停堆裕度的降低，嚴重的有可能導致反應堆重返臨界，使人員遭受意外的劑量照射，甚至可能損壞燃料元件等。除必須保證必要的系統(tǒng)處在可運行狀態(tài)外，尚需注意下列事項：

（1）可能導致意外硼稀釋事故的系統(tǒng)必須同冷卻劑系統(tǒng)隔離掛牌，相關(guān)閥門應上鎖；

（2）必須保證有硼注入系統(tǒng)處于可運行狀態(tài)，在硼濃度意外降低情況下，能保證按一定的流量，將高濃度硼注入堆芯；

（3）換料現(xiàn)場和主控室應有臨界監(jiān)測系統(tǒng)，主控室和現(xiàn)場之間的聯(lián)系保持通暢；

（4）裝卸料操作嚴格按換料方案進行，移出堆芯的燃料按規(guī)定放置。

安全殼是防止放射性外泄的最后一道屏障，關(guān)閉安全殼是減少放射性釋放的最基本也是最有效的方法。一般情況下，安全殼的完整性不應該被破壞。但當由于檢修而破壞了安全殼的完整性時，工作前應準備相應的措施或作其他準備，在需要的時候，能快速恢復安全殼的完整性。只要堆芯有料，計劃上就應盡量避免安排貫穿件、隔離閥等檢修工作，以免破壞安全殼的完整性。即使需要，也應有手段快速恢復安全殼的隔離。

2.3 大修的培訓和經(jīng)驗反饋

大修核安全有關(guān)的培訓應包括余熱排出、廠外電源、反應堆冷卻劑裝量、燃料池的裝量和反應性控制或停堆裕量事件以及低水位運行和為防止意外硼稀釋方面的培訓。外部運行經(jīng)驗應反映到培訓中去，特別是對非經(jīng)常工作和關(guān)鍵項目，應考慮給予專門的培訓，并采用班前會進行復習。

電廠人員，包括承包商和其它臨時指派去支持大修的人員，需要進行大修核安全方面的培訓。他們應了解縱深防御的概念，在大修期間提供縱深防御的系統(tǒng)或部件以及風險預防或限制措施。應使培訓人員了解停堆工況下堆芯毀損的潛在危險和事件的潛在后果。培訓中應強調(diào)怎樣去避免這些事件，并包括停堆期間可能發(fā)生事件的響應頻譜。

大修中應每天提醒昨日的經(jīng)驗和近日的主要風險，特別是歷史上已經(jīng)出過的事件、人因事件等是防范的重點。以下是典型的提醒項目：? 降功率過程中注意的問題；

防意外硼稀釋和意外人員輻照；

人因失誤的十大誘因；

低水位的變化及控制；

承包商問題及監(jiān)管；

國外電廠在卸料過程中出現(xiàn)的問題；

防異物管理；

人因失誤十大誘因之一：時間緊迫；

低水位閥門檢修時防止意外跑水；

工業(yè)安全；

容器及狹小空間內(nèi)作業(yè)；

起吊作業(yè)；

人因失誤十大誘因之二：任務繁重；

輻射防護；

乏燃料池冷卻系統(tǒng)的運行；

驗收——應急柴油機系統(tǒng)；

驗收——接線錯誤。

2.4 大修控制點

對大修的一些關(guān)鍵點設置控制點和停工待檢點是一種規(guī)避風險的好做法。秦山核電廠根據(jù)大修進度計劃，設置了10多個控制檢查點。包括反應堆開蓋、頂蓋吊運、壓緊部件吊運、吊籃部件吊運、卸料、裝料、堆芯核查、反應堆合蓋、升溫升壓、臨界、并網(wǎng)等控制點，并開發(fā)了相關(guān)控制程序。

在進入設定的控制點前，由運行和檢修部門按相關(guān)程序完成系統(tǒng)/設備條件的準備、檢查及確認工作，確認控制點轉(zhuǎn)換條件滿足，由工作負責人填寫《控制點轉(zhuǎn)換申請單》，再由核安全工程師對控制點條件進行獨立驗證。如控制點條件不滿足要求，不得進行控制點轉(zhuǎn)換。當控制點控制條件滿足后，核安全工程師驗證后將許可單提交大修核安全經(jīng)理確認簽字，再經(jīng)大修經(jīng)理許可釋放控制點，授權(quán)工作負責人進行節(jié)點轉(zhuǎn)換。以下是典型的控制點。

（1）裝卸料控制點

裝卸料前應充分保證相關(guān)系統(tǒng)和設備的可運行性，從而保證有充分的手段控制余熱的排出、堆芯水裝量的維持、反應性的控制、安全殼完整性以及電源的保證。同時，為避免燃料操作事故的發(fā)生，裝卸料工具必須經(jīng)過操作前的驗證，操作人員已經(jīng)過培訓，通訊系統(tǒng)暢通，撤離警告裝置正常以及撤離通道順暢。并且，卸料前已進行相關(guān)的應急演練。

在燃料運輸中防止錯裝料所采取的步驟包括以下幾條：

1）使用規(guī)程和詳細的燃料移動計劃，特別對不用的或很少用的操作，包括人員職責和專門安全措施的安全手冊能有助于減少燃料裝卸的事件；

2）在堆內(nèi)移動燃料或燃料運輸以前，對換料人員進行培訓；

3）在所有裝卸料操作期間，保持換料水池的清潔度；

4）在燃料運輸前，對所有裝卸料設備進行全面的檢查和標定，包括水下運輸設備的檢查；

5）使用輔助設備，諸如使用雙筒望遠鏡或水下電視去觀察燃料裝卸設備的工作情況，以及核實燃料組件移動的自由度。

因此，卸料控制點至少應檢查以下系統(tǒng)和設備：乏燃料池冷卻系統(tǒng)、設冷水系統(tǒng)、一回路海水系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)、乏燃料池補水系統(tǒng)、換料水池水位、乏燃料池水位、外電源、柴油發(fā)電機、交流電源、直流電源、硼水源、硼水注入通道、源量程監(jiān)測儀、燃料操作事故輻射監(jiān)測系統(tǒng)、通訊、換料水池硼濃度、衰變時間、裝卸料機、燃料廠房吊車、安全殼清洗送排風隔離系統(tǒng)、設備閘門、人員閘門、貫穿件、燃料廠房事故排風凈化系統(tǒng)。另外，保持水池區(qū)的清潔度，禁止水池四周高處作業(yè)，控制人員數(shù)量也是非常重要的行政管理措施。

（2）重要物項吊運控制點

堆內(nèi)構(gòu)件在吊運前，為保證物項安全移動，必須有充分的手段確認將投入的設備是可靠的。如：

1）長時間停役或經(jīng)檢修改造后設備（如環(huán)吊、裝卸料機）已經(jīng)按相關(guān)的制度進行了品質(zhì)鑒定和功能性試驗，且試驗合格；

2）原備用或運行系統(tǒng)一直按正常的定期試驗要求進行試驗，試驗期限在規(guī)定的有效期內(nèi)；

3）吊具經(jīng)過檢定和充分的試驗；

4）計算機控制軟件經(jīng)過充分的驗證；

5）吊運人員資格符合要求，指揮人員有特別標記；

6）輻射監(jiān)測系統(tǒng)就緒，監(jiān)測人員到位；

7）徹底檢查是否還有異物，連接電纜是否已脫開；

8）培訓、演練、演習已完成；

9）由指揮負責組織各小組按系統(tǒng)、設備、清潔、程序進行安全與質(zhì)量檢查，且已合格。

（3）臨界控制點

反應堆進入臨界，意味著核加熱運行的開始。此階段的運行，應特別注意任何操作可能帶來的核風險。在進入臨界前，應充分保證反應性控制系統(tǒng)、堆芯冷卻系統(tǒng)、屏障系統(tǒng)的可運行性。進入臨界前至少應檢查下列項目：停堆深度、冷卻劑平均溫度、控制棒、棒位指示器通道、落棒時間、rcs、pzr安全閥、氫氣分析器、消氫系統(tǒng)、氫氣混合系統(tǒng)。

3 結(jié)束語

事實證明，有效的大修計劃、完備的規(guī)程體系、嚴格遵守規(guī)程、有效利用經(jīng)驗反饋信息、加強人員培訓和演習以及預先設置大修過程控制點、核安全監(jiān)督人員獨立驗證、采取專項交叉檢查等手段，加上良好的安全文化、保守決策、縱深防御、風險分析與防范，都能有效地緩解大修中的核安全風險，確保核電廠滿足技術(shù)規(guī)格書運行限制條件和整個換料大修期間的運行安全。

第5篇 核電廠人因及組織行政管理安全審查體系

摘要 定期安全審查（psr）是國際原子能機構(gòu)（iaea）近年推廣的一種新的核電廠安全審查方式，它強調(diào)系統(tǒng)性、全面性和關(guān)鍵性。人因安全因素（hf）、組織機構(gòu)和行政管理安全因素（oa）是psr的重要組成部分，也是psr中審查難度較大的部分之一。其難點主要在于如何用有限的評審指標去刻畫出最能表征人因、oa對核電廠安全運行最具影響的特征因子，建立起科學的、系統(tǒng)化的審查體系，且該體系還需具有較強的可操作性。基于上述認識，筆者建立了核電廠人因及組織行政管理安全審查體系，它包含安全目標與方針、人員配備與資格、組織機構(gòu)與管理、配置控制、培訓、職業(yè)健康、運行經(jīng)驗反饋、質(zhì)量保證、人機接口、遵章守法等10類19個要素。同時介紹了其評審指標、審查內(nèi)容、審查方法和程序等。該體系已應用于秦山核電廠。

關(guān)鍵詞 人因 組織與管理 安全評審 核電廠

1、引言

20世紀50年代世界第一座商用核電廠投入運行以來，對核電廠安全的審查與監(jiān)督便受到各核電站國家的高度重視。三里島核電站事故和切爾諾貝利核電站事故之后，這種重視更是不斷升級。各國的核管理當局和國際原子能機構(gòu)（iaea）以及較晚（1989年）成立的世界核營運者協(xié)會（wano）分別建立了各種各樣的常規(guī)和專門的安全審查制度，對世界核安全水平的提高促進極大。但同時實踐和經(jīng)驗也表明，上述的各類審查一般不是綜合性的，且較少考慮安全標準和運行實踐的改善、核電廠老化的累積效應、運行經(jīng)驗反饋以及科學技術(shù)的發(fā)展。因此，為了全面了解核電廠的實際安全狀況，確定必要的調(diào)整與改造，以使核電廠保持高度的安全性，iaea于20世紀末期推出了一種新的核電廠安全審查方式：定期安全審查（psr:periodic safety review）。psr是對核電廠安全狀況的系統(tǒng)化全面審查，但它不是對常規(guī)審查和專門審查的替代而僅是其補充。對一個核電廠而言，自其運行開始，psr每十年進行一次，直至退役。iaea對psr提出的目標為：借助于對運行核電廠的綜合性評價，按照當前安全標準和實踐判斷核電廠是否安全，是否有足夠的措施以保證核電廠安全運行至下一個psr。目前psr的體系雖幾經(jīng)討論但尚未最終定型。

我國國家核安全局于1999年也提出了psr的初稿，其將psr所涉及的得要安全方面劃分為11個安全因素，如圖1所示。

圖1 psr體系及人因、組織和行政管理審查要素框圖

國家核安全局要求秦山核電廠在國內(nèi)開展首次psr，并對psr體系進行相關(guān)研究。應秦山核電廠的邀請，由南華大學、蘇州熱工研究所，中國核工業(yè)集團公司、國家核安全中心的教授、專家組成的項目組承擔了人因、組織機構(gòu)和行政管理兩個安全因素的審查工作。

2 人因及組織行政管理安全審查的重要性與目的

2.1 審查的重要性

三里島和切爾諾貝利核事故之后，人們已深刻認識到人的因素和組織管理對核電站安全運行的重要性。進一步的研究與實踐表明，隨著科技進步，系統(tǒng)設備（硬件和軟件）可靠性不斷提高，運行環(huán)境逐步改善。但作為核電廠人-機系統(tǒng)極其重要的一方的人，一方面，由于其生理、心理、社會、精神等特性，既存在一些內(nèi)在弱點，使其行為具有多樣性和可塑性以及難以控制性，另一方面，盡管系統(tǒng)的自動化程度提高了，但歸根結(jié)底還要由人來控制操作，要由人來設計、制造、組織、管理、維修、訓練，要由人來決策，因而人在系統(tǒng)中的作用不是削弱了，而是更加重要和突出了。人因貫穿于核電廠整個壽命周期，它影響著核電廠安全的各個方面，正如iaea在《安全文化》（75-insag-4）中所指出的那樣：“除了人們往往稱之為‘上帝的旨意’以外，核電廠發(fā)生的任何問題在某種程度上都來源于人因失誤（human error）。然而人的才智在查出和消除潛在問題方面是十分有效的，這一點對安全有著積極影響”。因此，人因是psr必須評審的重要安全因素，人因安全因素（以下簡稱hf）評審是psr的重要組成部分。

在核電廠中，人是組織的成員，人的行為受到組織管理的支配；核電廠所有安全相關(guān)活動均是在電廠的組織管理機構(gòu)控制下實施的。因此，組織機構(gòu)和行政管理安全因素（organization and administration，下稱oa）審查也是psr的重要組成部分。

2.2 審查的目的

對hf審查的目的是確定可能影響核電廠安全運行的各種人因要素的狀態(tài)。

對oa審查的目的是確定電廠的組織和管理對電廠安全運行是否適宜。

3 審查的難點與策略

3.1 審查的難點

對核電廠人因及組織行政管理安全的綜合評審是一項復雜任務，也是一項難度極大的任務。主要困難起源于人因的多樣性、復雜性造成人因因素具有無限維特征與有限維評審指標之間的矛盾。必須通過反復的調(diào)研，充分利用系統(tǒng)科學和系統(tǒng)工程的理論與技術(shù)，辨識出最能表征人因、組織機構(gòu)及行政管理因素對核電廠運行安全最具影響的特征因子，然后用有限的指標去刻畫它，建立科學的、系統(tǒng)化的、具有可操作性的審性體系。

3.2 審查的策略

應用當前的安全標準對人因及組織行政管理因素進行審查，判斷其是否符合現(xiàn)行的安全標準；如果符合，就總結(jié)其良好實踐，肯定強項；如果存在不符合之處，則要進一步判斷它是否會帶來不可接受的風險，進而參考國際良好實踐，提出相應的糾正行動建議。

4 審查內(nèi)容

通過對人及組織行政管理安全因素的結(jié)構(gòu)特征分析，考慮到要素間的相關(guān)性和交叉性，應用層次分析原理，筆者把oa劃分為10類（見圖1）。這10類因素中一共包含的19個要素和審查內(nèi)容如下：

第ⅰ類：安全目標與方針

（1）確立運行目標和安全目標的機制：

①以目標為導向的運行管理機制；

②與工業(yè)界良好實踐比較需要改進之處。

（2）安全優(yōu)于生產(chǎn)的方針及其實施情況：

①制定電廠安全政策的運作機制；

②電廠安全政策的宣傳與貫徹情況。

第ⅱ類：人員配備與資格

（3）維持核電廠運行的人員配備狀況：

①有關(guān)人員配備的明文規(guī)定；

②各類人員配備現(xiàn)狀；

③有關(guān)缺勤、倒班和加班限制的明文規(guī)定及執(zhí)行情況。

（4）合格在崗人員可用情況：

①有關(guān)的明文規(guī)定；

②實際狀態(tài)。

（5）人員選拔方法：

①有關(guān)人員招聘的明文規(guī)定（包含制度、選拔程序、評價方法等）及執(zhí)行情況；

②有關(guān)人員上崗的明文規(guī)定（包含制度、選拔程序、評價方法等）及執(zhí)行情況；

③有關(guān)人員在崗的明文規(guī)定及執(zhí)行情況；

④有關(guān)人員提升、換崗的明文規(guī)定及執(zhí)行情況；

⑤人員選拔所用方法（如知識、技能、適應性測試，專業(yè)性測試等）的科學性、可靠

性。

（6）各類員工的能力要求：

①電廠對運行、維修、技術(shù)和管理人員的資格要求和能力要求；

②現(xiàn)狀。

（7）外聘人員的明文規(guī)定：

電廠對外聘人員的政策；

政策執(zhí)行情況。

第ⅲ類：組織機構(gòu)與管理

（8）組織機構(gòu)與職責：

電廠組織機構(gòu)；

內(nèi)部接口；

每個崗位的職責和權(quán)限；

與外部支持組織、中核集團、國家核安全局的接口。

第ⅳ類：配置控制

（9）維持核電廠配置的機制及其文件：

維持的組織機構(gòu)與管理；

變更控制狀況；

文件控制狀況；

維持的自我評價的有效性。

第ⅴ類：培訓

（10）人員培訓設施及組織管理：

培訓的組織機構(gòu)和管理；

培訓設施（包括教員、軟硬件）；

培訓程度；

培訓的實施及其成效。

（11）初次、再次和升級培訓大綱：

初次、再次和升級培訓大綱；

執(zhí)行情況；

模擬機培訓情況（包含其在培訓中的比重和作用）。

（12）安全文化培訓：

明文規(guī)定；

培訓計劃與內(nèi)容；

培訓實施情況；

應用情況。

第ⅵ類：職業(yè)健康

（13）職業(yè)健康導則：

電廠職業(yè)健康導則；

執(zhí)行情況。

第ⅶ類：運行經(jīng)驗反饋

（14）運行經(jīng)驗反饋程度；

經(jīng)驗反饋組織機構(gòu)和管理；

內(nèi)部運行經(jīng)驗反饋程度；

內(nèi)部運行經(jīng)驗反饋有效性。

（15）人誤方面的運行經(jīng)驗反饋程度：

人因經(jīng)驗反饋程度；

人因經(jīng)驗反饋有效性。

第ⅷ類：質(zhì)量保證

（16）質(zhì)保大綱及定期質(zhì)保監(jiān)查：

質(zhì)保大綱編審狀況；

質(zhì)保大綱執(zhí)行狀況；

質(zhì)保部門監(jiān)督有效性。

（17）質(zhì)量保證記錄制度：

記錄機制的建立及其有效性評價；

記錄內(nèi)容的全面性、可檢索性、可監(jiān)查性評價。

第ⅸ類：人-機接口

（18）人-機接口：

控制室人-機界面評價與改進；

各人-機界面人員信息需求分析與評價；

各人-機界面人員工作負荷分析與評價。

第ⅹ類：遵章守法

（19）符合核安全部門要求：

國家核安全法規(guī)、導則；

技術(shù)規(guī)格書；

國家核安全局專項檢查、評審要求。

5 審查要素的業(yè)績目標和審查判據(jù)

依據(jù)psr“符合性審查”的本質(zhì)與特征，以現(xiàn)行的國家核安全標準為主，同時參考國際標準及國際先進核電廠良好實踐，建立了各審查要素的業(yè)績目標和審查判據(jù)系統(tǒng)。

6 審查方法與程度

6.1 審查方法

針對人因安全要素、oa的基本特征，主要采用wano peer review的審查方法，對19個安全要素按類分別進行審查，并且與所確定的安全標準和良好實踐相比較；對每一個要素的狀態(tài)作出評價，找出審查范圍內(nèi)所有安全重要的強項與弱項；同時，還從整體上對hf和oa進行系統(tǒng)的綜合性審查，充分考慮各要素

間的相互作用與影響，指出每一個弱項導致或可能導致的不良后果，得出產(chǎn)生每一個弱項的根本原因及相應的糾正措施建議。

6.2 審查工作程度

秦山核電廠人因oa審查的工作程度如圖2所示。

圖2 秦山核電廠因及組織行政管理安全審查工作程度

7 結(jié)束語

hf和oa是psr的重要組成部分，也是psr中評審難度最大的部分之一。難點主要是在于如何用有限的評審指標去刻畫出最能表征人因、組織機構(gòu)及行政管理因素對核電廠系統(tǒng)安全最具影響的特征因子，同時要使所建立的評審體系和程度具有較好的可操作性。筆者正是從這兩方面作出了嘗試，建立的審查體系已通過國家核安全局評審，秦山核電廠已采用該體系對人因及組織行政管理安全進行了審查。實踐表明，該體系是成功的，能夠滿足我國核電廠psr的需求，同時能與國際同行接軌。

第6篇 核電廠放射性廢物管理安全規(guī)定

１.引言

1.1 目的

本規(guī)定對熱中子反應堆核電廠放射性廢物管理中有重要影響的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設計及運行規(guī)定了基本要求。本規(guī)定強調(diào)必須滿足的安全要求，而不是規(guī)定如何滿足這些要求的方法。

1.2 范圍

本規(guī)定的內(nèi)容涉及核電廠所有放射性廢物的整個管理系統(tǒng)，包括：

--氣態(tài)、液態(tài)和固態(tài)廢物系統(tǒng)的設計和運行；

--廢物的處理、運輸、貯存和處置；

--退役廢物的管理；

--意外事件所產(chǎn)生的廢物。

對于退役廢物、意外事件廢物、放射性廢物處置和乏燃料管理等方面僅根據(jù)當前狀況作了一些原則規(guī)定，具體要求將另行制定。

２.廢物管理的目標和要求

2.1 總的目標

廢物管理的總目標是在考慮社會和經(jīng)濟因素的基礎上，采用妥善的方式管理放射性廢物，使人和環(huán)境不論現(xiàn)在和將來都免受任何不可接受的損害，并盡量減少后代的劑量負擔。廢物管理系統(tǒng)和設施的可接受性應以輻射防護及環(huán)境保護的基本要求為判斷的準則。

2.2 輻射防護要求

廢物管理應遵循輻射防護的基本原則，即正當化、最優(yōu)化和劑量限值體系。

廢物管理必須在考慮到經(jīng)濟和社會因素的同時，保證工作人員和公眾的照射滿足合理可行盡量低的原則。

工作人員和公眾所受劑量不得超過國家規(guī)定的劑量限值。對于最優(yōu)化和個人劑量限值兩者的實際應用，都必須考慮由當前的實踐所引起的將來的劑量，即將來某個時期可能造成人類受照射的劑量。

2.3 環(huán)境保護要求

應防止核電廠產(chǎn)生的放射性廢物和某些非放射性廢物對環(huán)境的有害影響。核電廠放射性廢物的管理必須符合國家的有關(guān)規(guī)定。

３.機構(gòu)和職責

3.1 營運單位的職責

核電廠營運單位必須對該廠產(chǎn)生的放射性廢物的安全管理負全面責任，直到放射性廢物及其責任合法地轉(zhuǎn)移為止。其主要職責是：

（1）作出廢物管理活動的安全分析。

（2）研究并向核安全部門提交排出流中放射性核素的預估量，以及監(jiān)測和控制排放的方法和程序。

（3）向核安全部門提供放射性廢物的操作、處理、整備、運輸、貯存和處置等設施的選址、設計、建造、運行和關(guān)閉等文件，并證明這些文件符合有關(guān)法規(guī)要求。

（4）制定和修改運行與維修規(guī)程，培訓運行和維修人員，使之勝任其職責。

（5）按照國家核安全部門的要求和批準的技術(shù)條件，運行廢物管理系統(tǒng)。

（6）檢查并保存所有廢物管理活動的記錄，按所要求的期限，向國家核安全部門定期提交報告。在發(fā)生事故或意外情況時，立即報告事故范圍和性質(zhì)，以及所采取的補救措施。

（7）保存所貯存、運輸和處理的廢物的清單，根據(jù)核安全部門的要求，提供此類資料。

（8）按照核安全部門的要求，保留流出物樣品。

3.2 國家核安全部門的主要職責

（1）制定有關(guān)核電廠廢物管理的法規(guī)、導則和標準。

（2）按照本規(guī)定的要求，評價核電廠營運單位提交的報告和計劃。

（3）通過對放射性管理設施的設計、建造、運行，以及對人員資格和記錄的審查，評價該設施是否符合有關(guān)法規(guī)和標準。

（4）對不符合法規(guī)和標準要求的事項，要求采取補救和糾正措施。

４.廢物管理系統(tǒng)的設計

4.1 目標

核電廠的設計應該使廢物產(chǎn)生量減到最少。廢物管理系統(tǒng)和設施的設計目標是保證核電廠運行中產(chǎn)生的所有放射性廢物能安全地收集、處理、整備、 貯存、運輸和處置，以達到第二章所提出的目標。

4.2 設計要求

4.2.1 核電廠放射性廢物管理系統(tǒng)和設施的設計必須遵照“核電廠設計安全規(guī)定”中的有關(guān)要求進行。

4.2.2 對核電廠產(chǎn)生的放射性廢物必須進行系統(tǒng)管理，必須考慮安全法規(guī)要求、經(jīng)濟因素和廢物的貯存、處理、運輸和處置等各個方面。設計廢物管理系統(tǒng)時要進行多方案的比較，以達到實施合理可行盡量低的原則。

4.2.3 對核電廠選用的物料，必須考慮到它們將來成為放射性廢物時的管理問題。

4.3 設計考慮事項

4.3.1 總的考慮

在設計廢物管理系統(tǒng)和設施時，應考慮：

（1）選擇液態(tài)、氣態(tài)、固態(tài)廢物處理系統(tǒng)時，應考慮適合各類廢物的收集處理、貯存、運輸和處置，以及工藝可靠性和以往的經(jīng)驗；

（2）放射性廢物應分類收集，便于以后的處理和整備；

（3）為保證需要處理的廢物在減容時安全操作而進行的處理；

（4）保證廢物整備到符合運輸、貯存和（或）處置要求的形式；

（5）對核電廠工作人員的屏蔽和輻射防護；

（6）核實有待處理的廢物的來源、數(shù)量和物理化學性質(zhì)；

（7）準備采用的處理或整備工藝的有效性和可靠性；

（8）具備正常運行、停止運行和維修期間所需要的足夠的貯存容量和處理能力，以及為意外事件附加的貯存容量；

（9）廠址和環(huán)境特征對排出流彌散的影響，以及對正常運行或非計劃事件時排放可能造成的影響；

（10）保證各系統(tǒng)具有高度的完整性和適應性；

（11）整備包裝后待處置廢物的檢驗；

（l2）控制泄漏的包容及其相關(guān)設備；

（13）有代表性的工藝取樣；

（14）系統(tǒng)的安全性、可靠性和維修；

（15）應急廢物處理設備和現(xiàn)有設施連接的可能性；

（16）將來的退役工作。

4.3.2 廢氣處理系統(tǒng)

4.3.2.1 在設計廢氣處理系統(tǒng)時應考慮：

（1）操作溫度和流量；

（2）壓力降和壓力波動；

（3）凈化效率（衰變或物理分離）；

（4）密封性；

（5）防火與防爆；

（6）過濾器標準檢驗方法的使用；

（7）放射性物質(zhì)的表面沉積；

（8）過濾器芯和吸附介質(zhì)的取出和更換。

4.3.2.2 在適當情況下，廢氣應該收集到一個單獨的共用系統(tǒng)，以便監(jiān)測和控制排放。

4.3.3 廢液處理系統(tǒng)

在設計廢液處理系統(tǒng)時應考慮：

（l）減少顆粒沉積的可能性；

（2）對任何可能的液體溢流或泄漏提供適當?shù)慕邮赵O備和檢漏措施；

（3）選擇合造的離子交換劑并控制其負荷，避免有機物的降解和氣體的產(chǎn)生；

（4）對不適宜用其它方法處理的廢液采用直接固化；

（5）離子交換劑和其它介質(zhì)的引入與排出。

4.3.4 固體廢物處理系統(tǒng)

4.3.4.1 在設計固體廢物處理系統(tǒng)時應考慮：

（1）容積變化和二次廢物產(chǎn)生對整個廢物管理系統(tǒng)最優(yōu)化的影響；

（2）污染（包括氣載污染）擴大的可能性；

（3）防火及其控制系統(tǒng)。

4.3.4.2 必須保證整備工藝使廢物包裝具有符合貯存、運輸和處置準則的特性，包括：化學耐久性、抗彌散性、熱穩(wěn)定性、輻射穩(wěn)定性、放射性物質(zhì)含量、劑量率、抗老化性、抗沖擊性、抗微生物降解性、抗浸出性、可燃性和壓縮強度。

4.4 貯存

廠區(qū)應有足夠容量的暫存、轉(zhuǎn)運廢物的場所和設施。

設計未處理和已處理廢物的貯存設施時應考慮：

（1）廢物的可回取性；

（2）貯存區(qū)的控制和檢查（安全、廢物狀態(tài)、監(jiān)測、防火等）；

（3）因氣體逸出或液體的泄漏所造成的污染的控制；

（4）根據(jù)外部條件和廢物降解的可能性，考慮在規(guī)定時期內(nèi)廢物包裝的完整性；

（5）需要時，應能給單個容器和設施表面去污；

（6）清楚標出設施容量和廢物貯量；

（7）有氣體產(chǎn)生的場所應有適當?shù)耐L。

５.廢物管理系統(tǒng)的運行

5.1 目標

廢物管理系統(tǒng)運行的目標應按照設計要求進行并得到國家核安全部門的許可。為達到這個主要目標，需要監(jiān)督所有有關(guān)活動，包括檢修、人員的培訓和維修程序等，并提供與操作有關(guān)的資料，即工藝、操作和維修手冊。

5.2 運行要求

營運單位對設施的安全運行全面負責。為此必須建立一個適當?shù)臋C構(gòu)，并明確規(guī)定其任務和對下列活動的職責：

（1）設施運行要符合設計目標，并得到國家核安全部門的許可；

（2）適當監(jiān)督所有廢物系統(tǒng)的活動，以保證其達到并保持系統(tǒng)操作的相應標準；

（3）在符合輻射防護原則下進行維修；

（4）培訓操作人員和維修人員以保證操作符合設計目標和輻射防護原則；

（5）編制正常和意外情況下的操作、維修和工藝手冊；

（6）在符合其它要求的前提下，應采取措施使廢物的產(chǎn)生量減到最少。

5.3 監(jiān)管

必須對廢物管理系統(tǒng)進行監(jiān)督，以保證系統(tǒng)有關(guān)的活動協(xié)調(diào)一致，并且符合設計要求。監(jiān)管人員必須熟悉工藝，掌握輻射防護知識，以便監(jiān)管放射性廢物管理設施所有的操作和維修活動。

5.4 維修

廢物管理設施運行前必須制定維修程序，目的是在增加設施的利用率的同時減少檢修人員的照射。

5.5 培訓

5.5.1 培訓大綱必須保證能培養(yǎng)出足夠數(shù)量的在輻射防護基礎知識和實踐兩方面都合格的操作人員和檢修人員。培訓大綱應該結(jié)合運行經(jīng)驗定期修訂，并按核電廠所有可能的實際情況進行培訓。

5.5.2 核電廠其他有關(guān)的工作人員也應該進行廢物管理實踐的培訓，使他們了解減少廢物體積和降低放射性水平等所帶來的益處。

5.6 手冊

核電廠營運單位必須編制敘述廢物管理系統(tǒng)工藝、操作、維修和輻射防護實踐方面的手冊。這些手冊應包括全部必需控制的工藝參數(shù)、廢物的特性和有關(guān)廢物貯存、運輸和處置的容器說明。

６.廢物管理系統(tǒng)的監(jiān)督和監(jiān)測

6.1 目標

廢物管理系統(tǒng)監(jiān)督和監(jiān)測的目標如下：

（1）給出有關(guān)放射性廢物的來源、數(shù)量和特性的資料，并提供證明其符合法規(guī)要求所必須的資料；

（2）保證廢物處理和整備系統(tǒng)的正確操作；

（3）控制放射性物質(zhì)的排放；

（4）保證廢物的包裝符合貯存、運輸和處置的要求；

（5）保證場內(nèi)外人員的輻射防護；

（6）按核電廠主管部門和（或）有關(guān)監(jiān)督部門的要求，從場址調(diào)查階段起就應確定處置場在要求的時期內(nèi)的特性。

6.2 要求

核電廠營運單位和有關(guān)監(jiān)督部門必須負責保證配備適當?shù)谋O(jiān)測和監(jiān)視設備并配備工作人員，以滿足 6.1 所述的目標。

6.3 氣態(tài)和液態(tài)排出流的監(jiān)測

6.3.1 全部監(jiān)測計劃必須考慮：

（1）需要監(jiān)測的重要放射性核素以及所要求的測量靈敏度；

（2）極端情況下的測量范圍；

（3）必要的采樣和分析頻度；

（4）采樣和測量的代表性；

（5）采樣點（特別是意外事件情況時）的可接近性；

（6）分析測量技術(shù)的質(zhì)量控制。

6.3.2 核電廠內(nèi)監(jiān)測必須和環(huán)境監(jiān)測一起實施，以保證在所選環(huán)境介質(zhì)中有重要影響的放射性核素污染水平是可以接受的。

6.3.3 應制定相應措施，監(jiān)測意外事件發(fā)生時或發(fā)生后的釋放。

6.3.4 必須定量測量排出流中重要的放射性核素。當放射性核素濃度或排放速率變化較大時，或當意外釋放的可能性及其潛在后果明顯時，應進行連續(xù)監(jiān)測。

6.4 廢物運出前的監(jiān)測

必須對運出廠外的廢物包裝進行檢測，以符合運輸法規(guī)的要求。除了運輸要求外，為了掌握對處置是重要的放射性核素在處置場地的數(shù)量，應對特定的放射性核素進行測量或分析。

6.5 貯存或處置場址的勘查和監(jiān)測

必須制定和執(zhí)行勘查監(jiān)測大綱，以提供現(xiàn)場和環(huán)境的基礎資料（如水文、地質(zhì)、氣象、地震、放射學等）。該大綱范圍必須能滿足核電廠主管部門和? （或）有關(guān)監(jiān)督部門的要求：從場址調(diào)研階段起就要確定處置場在整個可能運行的時期內(nèi)的特性。

6.6 監(jiān)測結(jié)果的記錄和報告

6.6.1 監(jiān)測數(shù)據(jù)和有關(guān)資料的記錄和報告必須滿足6.1 節(jié)中提出的目標。

6.6.2 應該按計數(shù)器和監(jiān)測器實際給出的測量單位來記錄監(jiān)測數(shù)據(jù)。從這些數(shù)據(jù)計算出或推導出的數(shù)據(jù)也應記錄，但不能代替測量值。

6.6.3 監(jiān)測結(jié)果報告的形式應便于與被批準的限值或標準進行比較，并按有關(guān)的監(jiān)督部門規(guī)定的程序上報。

6.6.4 應取得和記錄每種類型排出流（氣載或液體）的監(jiān)測數(shù)據(jù)，以便使數(shù)據(jù)能以統(tǒng)一的方式進行報告。對運出廠外處置的每個容器都必須有裝運和處置記錄。

７.廢物的運輸

7.1 廠外運輸

7.1.1 廠外運輸必須符合國家關(guān)于放射性物質(zhì)運輸?shù)囊?guī)定。國際運輸必須符合有關(guān)的國際規(guī)章。

7.1.2 應選擇適當?shù)膹U物運輸?shù)姆绞胶吐肪€，以限制運輸所造成的影響。

7.2 廠內(nèi)運輸

7.2.1 在核電廠內(nèi)或廠區(qū)邊界內(nèi)的放射性廢物的運輸必須符合國家的有關(guān)規(guī)定。

7.2.2 廠內(nèi)運輸?shù)淖畹鸵笫潜仨毚_保場區(qū)人員有足夠的輻射防護，并足以防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。

８.處置

8.1 總的要求

放射性廢物處置必須符合國家有關(guān)規(guī)定。在處置方法取得批準之前，必須提供適當?shù)闹虚g貯存設施。

8.2 淺地層處置

淺地層或巖穴處置一般適用于核電廠正常運行產(chǎn)生的固態(tài)放射性廢物，此類廢物一般只含有中等量的裂變產(chǎn)物以及少量的alpha 輻射或長壽命放射性核素。處置方案和處置庫場址的選擇必須符合國家有關(guān)法規(guī)的要求。

8.3 海洋投棄

固態(tài)廢物的海洋投棄，必須遵守國家有關(guān)法規(guī)和有關(guān)廢物和其他物質(zhì)海洋污染防止的國際公約。

8.4 廢物的整備

放射性廢物處置之前，必須進行整備使其符合有關(guān)監(jiān)督部門制定的準則。選取這些準則應以所選定的處置方案的安全分析為基礎。

９.與乏燃料有關(guān)的廢物管理

9.1 總的要求

應該認識到，在管理乏燃料的過程中會產(chǎn)生廢物，必須根據(jù)需要制定這類廢物的管理措施，這些措施要與本規(guī)定第二章的總目標和要求相一致。

9.2 乏燃料后處理中產(chǎn)生的廢物

乏燃料后處理產(chǎn)生的高放廢物或alpha廢物必須以確保與環(huán)境足夠隔離的方法處置。

１０.退役廢物的管理

10.1 退役計劃

核電廠達到使用壽期之后采取的所有行動必須根據(jù)第二章中提出的廢物管理總目標制定退役計劃。

10.2 退役廢物

10.2.1 核電廠營運單位制定的退役階段和大綱，必須報國家核安全部門。國家核安全部門只有確信在退役各階段廢物處理、運輸、貯存和（或）處置已有適用的設施時才給予批準。

10.2.2 核電廠退役過程中要產(chǎn)生大量的一般廢物和放射性廢物。這些廢物不同于核電廠正常運行中產(chǎn)生的廢物，需要特殊的操作和處理。這些廢物應該按照核素含量、物理形態(tài)、大小和材料種類來區(qū)分。退役產(chǎn)生的物料的再使用或處置必須按國家有關(guān)規(guī)定和標準執(zhí)行。

１１.意外事件產(chǎn)生的廢物

11.1 總則

核電廠發(fā)生意外事件時，可能產(chǎn)生一些氣態(tài)、液態(tài)或固態(tài)廢物。它們的體積、化學組成或放射性含量可能超出廢物管理系統(tǒng)與工藝規(guī)程許可的范圍。本節(jié)未涉及為改正引起意外事件失誤所需采取的行動。但應該指出，意外事件發(fā)生后采取的行動，首先必須考慮總的安全，還必須考慮廢物管理問題。

11.2 計劃

對于意外事件所產(chǎn)生的廢物，核電廠營運單位及其主管部門在開始進行廢物管理活動之前應根據(jù)廢物的特性，就這種廢物管理工作的安全操作和環(huán)境影響仔細的制定計劃，以保證廢物管理的要求得到滿足。

１２.質(zhì)量保證

12.1 質(zhì)量保證責任

核電廠營運單位必須制定并實施核電廠廢物管理系統(tǒng)的全面質(zhì)量保證大綱，此大綱應按“核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定”的要求制定并必須貫徹到場址評價、設計、采購、制造、建造、試運行、檢驗、運行和退役等各環(huán)節(jié)。

12.2 系統(tǒng)要求

12.2.1 處理和整備系統(tǒng)運行的質(zhì)量保證大綱必須包括過程控制，以保證得到可接受的廢物形態(tài)及堅固的廢物包裝。此過程控制必須包括系統(tǒng)的合格鑒定，通過實際設備的試驗確定行之有效的整備工藝參數(shù)，定期驗證工藝參數(shù)的可接受性和必要時修正這些參數(shù)的措施。

12.2.2 質(zhì)量保證大綱還必須包括對放射性廢物處理、裝運和處置的記錄和文件的準備、保存和使用，對廢物包裝的轉(zhuǎn)移和裝運應建立裝貨清單制度，并能對其進行跟蹤。

第7篇 并網(wǎng)核電廠電力生產(chǎn)安全管理規(guī)定

１ 總 則

１．１ 根據(jù)國務院授予電力工業(yè)部行業(yè)安全管理的職能和國家有關(guān)的法律、法規(guī)，以及根據(jù)電力行業(yè)的有關(guān)規(guī)程、規(guī)范，結(jié)合我國電網(wǎng)現(xiàn)狀、核電廠的運營體制和核電生產(chǎn)的特點，制定本規(guī)定。

１．２ 制訂本規(guī)定的目的是通過對核電廠電力安全生產(chǎn)加強行業(yè)管理，促進核電廠和電網(wǎng)穩(wěn)定運行，保障企業(yè)和社會效益。同時加強對“電力生產(chǎn)安全管理控制事件”（以下簡稱“控制事件”）的調(diào)查分析，為總結(jié)經(jīng)驗教訓，研究核電廠事故規(guī)律，提高規(guī)劃、設計、施工安裝、調(diào)試、運行和檢修水平以及設備制造質(zhì)量的可靠性提供依據(jù)。

１．３ 核電廠全體職工必須貫徹“安全第一、預防為主”的方針；核電廠要堅持確保核安全、電廠安全、電網(wǎng)安全、人身安全的原則，保證電力安全生產(chǎn)。

１．４ 核電廠必須服從電網(wǎng)統(tǒng)一調(diào)度。

１．５ 本規(guī)定適用于并入電網(wǎng)運行的核電廠及相關(guān)電網(wǎng)。

２ 電力生產(chǎn)安全管理

２．１ 核電廠是核電安全生產(chǎn)的直接責任單位，必須建立，健全安全生產(chǎn)責任制度。核電廠必須依法制訂和完善管理核電廠電力安全生產(chǎn)的實施細則；核電廠全體職工必須層層落實安全生產(chǎn)責任制，遵章指揮，遵章操作。

２．２ 核電廠及其管理部門要明確負責電力生產(chǎn)安全管理工作的機構(gòu)并有專人和網(wǎng)或省電力公司的安監(jiān)機構(gòu)進行聯(lián)系，密切合作。電力部有關(guān)安全工作的文件要發(fā)至核電廠，電力行業(yè)有關(guān)的重大安全活動、專業(yè)會議、技術(shù)交流會議應通知核電廠派員參加。

２．３ 并網(wǎng)核電廠及網(wǎng)或省電力公司要采取措施，確保電網(wǎng)及核電廠的安全。核電廠常規(guī)部分的技術(shù)問題分析、電力生產(chǎn)安全管理控制事件的統(tǒng)計、可靠性管理統(tǒng)計等均要納入網(wǎng)或省電力管理部門的分析統(tǒng)計之內(nèi)，以利于總結(jié)經(jīng)驗，提高運行水平。

２．４ 核電廠應按調(diào)度規(guī)定時間報送負荷曲線，并確保帶某一穩(wěn)定負荷（即核電機組在安全范圍內(nèi)的某一穩(wěn)定負荷）。當發(fā)生危及電網(wǎng)及地區(qū)供電安全的情況時，核電廠應執(zhí)行調(diào)度命令，及時采取措施，保證電網(wǎng)的安全穩(wěn)定。

２．５ 當核電機組不能維持穩(wěn)定負荷運行時，要嚴格執(zhí)行最低安全技術(shù)出力的規(guī)定（由核電廠根據(jù)有關(guān)規(guī)定和保證安全的實際需要確定的最低運行負荷值報電力工業(yè)部及網(wǎng)或省電力公司備案）；當最低安全負荷都不能維持時，要及時通知電網(wǎng)調(diào)度并做到安全停堆、停機。

２．６ 核電廠要向電網(wǎng)調(diào)度部門報送檢修計劃，待批準后執(zhí)行（涉及核安全及突發(fā)事故除外）；核電廠對設備、系統(tǒng)進行有可能發(fā)生突然停機、停堆及其他影響電網(wǎng)穩(wěn)定的試驗、校驗前，必須做好嚴格的安全措施，經(jīng)核電廠技術(shù)主管審查批準，并提前向電網(wǎng)調(diào)度申請，待調(diào)度批復后進行；批復試驗時間必須在核安全規(guī)定的允許范圍內(nèi)。核電廠要把試驗允許時間范圍預先告知調(diào)度。

２．７ 電網(wǎng)調(diào)度在編制月度發(fā)電計劃時，應滿足核電廠完成國家下達或協(xié)議規(guī)定的發(fā)電量的運行條件；核電機組一般不參與日峰谷調(diào)峰；特殊需要的日調(diào)峰，電網(wǎng)調(diào)度要預先通知核電廠（緊急事故除外）。

２．８ 核電廠與電網(wǎng)調(diào)度部門應按調(diào)度規(guī)定建立工作聯(lián)系制度。

２．９ 核電廠與電網(wǎng)訂立上網(wǎng)協(xié)議及供電合同時，應有保證電力安全生產(chǎn)的條款。

３ 電力生產(chǎn)安全管理控制事件

核電廠在加強核安全管理的同時，必須加強對下列“控制事件”的控制和管理：

３．１ 人身死亡１人或重傷３人以上。

３．２ 核電機組非計劃、強迫停運。

３．３ 核電機組異常運行引起了全廠有功出力降低，比電網(wǎng)規(guī)定的有功負荷曲線值低１０％以上，并且延續(xù)時間超過１小時。

３．４ 核電廠的主汽輪機、發(fā)電機、主變壓器及開關(guān)站嚴重損壞，３０天內(nèi)不能修復或修復后達不到原出力和安全水平。

３．５ 其它電力部認定必須上報的事件。

４ 控制事件調(diào)查

４．１ 發(fā)生控制事件應進行認真、實事求是、科學的調(diào)查分析，要做到事件原因不清楚不放過，事件責任者和應受教育者沒有受到教育不放過，沒有采取防范措施不放過；對重復發(fā)生的事件應檢查“安全責任制”的落實差距并采取切實有效的措施防止再發(fā)生。

４．２ 控制事件由核電廠及其管理部門負責進行調(diào)查，同時應邀請所在網(wǎng)或省電力公司安監(jiān)機構(gòu)派員參加。

４．３ 主要由于核電廠原因停堆、停機而造成電網(wǎng)失穩(wěn)定事故時，電網(wǎng)管理部門進行事故分析時應邀請核電廠及其管理部門派員參加。

第8篇 大亞灣核電廠起重作業(yè)安全管理

一、前言

起重機械廣泛地應用于核電廠的設備安裝、檢修及生產(chǎn)過程中。它具有機構(gòu)復雜、吊運負荷變化大、專業(yè)技術(shù)性強、危險性較大、作業(yè)環(huán)境復雜、吊運的部分設備部件有放射性等特點。稍有不慎,就可能導致人身傷亡、設備損壞和人員超劑量照射、人體表面沾污等事故。

因此，核電廠的起重作業(yè)安全管理的好壞，對核電廠的安全業(yè)生產(chǎn)、經(jīng)濟效益均勻有很大的影響。

二、大亞灣核電廠起重作業(yè)安全管理

1、起重人員資質(zhì)

起重工做為特種工之一，國家明確規(guī)定必須取得有關(guān)部門頒發(fā)的證書持證上崗。通常，國內(nèi)大部分企業(yè)對大型起重機都配有專職司機，而一般的電動葫蘆、小型起重機卻由檢修人員操作。這些人員的培訓通常采取“師傅帶徒弟”的辦法，沒有經(jīng)過正規(guī)培訓考核和取得相關(guān)的資質(zhì)證書。電力生產(chǎn)企業(yè)由于減員增效的壓力、對起重作業(yè)的風險意識不強及不愿在特種工安全培訓上增加投入等原因，一般起重機專職司機少，且沒有對所有起重機的操作人員進行持證上崗培訓。這就違反了《起重機械安全規(guī)程》。

大亞灣核電廠規(guī)定“核電廠所有操作起重機的人員都必須得國家頒發(fā)的《特種設備作業(yè)人員證》（包括維修、操作、管理、監(jiān)督人員）。已取證的專業(yè)起重人員（起重班起重工）可操作電廠所有起重機（反應堆廠房的環(huán)吊操作還須進行專門培訓授權(quán)）。已取證的非專業(yè)起重人員（電廠設備檢修人員）只能操作電廠電動葫蘆等小型起重機和吊運500公斤以下的物品。否則由專業(yè)起重工吊運”。

手拉葫蘆、錨頭吊等手動起重設備，在操作人員資格上國家無強制要求，鑒于電力企業(yè)出過手拉葫蘆、錨頭吊事故及作為核電廠工作人員的基本技能要求，規(guī)定“操作人員必須經(jīng)核電廠內(nèi)部培訓、考核（培訓學時不得少于0.5天，以實操為主），經(jīng)授權(quán)后才可以操作錨頭吊、手拉葫蘆，并且只能吊運2000公斤以下的物品。2000公斤以上物品的吊運，由專業(yè)起重人員負責”。

2、起重作業(yè)人員分工：

起重指揮、司索工、起重司機在起重作業(yè)中各自分工不明確、具體。在工作中常出現(xiàn)一人身兼多職，特別是在大件物品吊運時，出現(xiàn)過起重指揮脫崗去干司索工的工作。由于人手緊，精力分散而易誘發(fā)事故。

大亞灣核電廠以國家法規(guī)、標準為依據(jù)，結(jié)合核電廠起重作業(yè)實際情況，對起重作業(yè)中的起重指揮、起重司索工、起重司機（以上統(tǒng)稱為起重工）各自的職責做出明確分工，使起重作業(yè)人員清楚自己在起重作業(yè)過程中該干什么，負什么責任。主要內(nèi)容包括：

起重指揮主要負責：

-----被吊物重量、尺寸的確定和吊索具的選擇

-----設置吊運警戒區(qū)

-----在整個吊運過程中跟隨、監(jiān)視被吊物前進，確保被吊物不刮（掛）碰設備

-----在開始指揮起吊負載時，用微動信號指揮，待負載離開地面100～200mm時，停止起升，進行試吊，確認安全可靠后，方可正常起升信號指揮上升。

起重司索工主要負責：

-----根據(jù)吊重物件的具體情況與起重指揮一起選擇相適應的吊具與索具

-----作業(yè)前應對吊具與索具進檢查

-----被吊物的綁扎、起升前檢查連接點是否牢固可靠

-----在吊件與吊索的接觸處加保護襯墊（必要時）

起重司機主要負責：

-----第一次吊物前應對制動器、吊鉤、鋼絲繩和安全裝置進行檢查

-----作業(yè)過程中嚴格遵守“十不吊”規(guī)定

-----工作完畢后，將吊鉤升到接近上極限位置的高度,不準吊掛吊具、吊物等；小車停方在主梁遠離大車滑觸線的一端，不得置于跨中部位；大車應開到固定位置停放；所有控制器手柄應回零位，緊急開關(guān)扳轉(zhuǎn)斷路，拉下保護開關(guān)。

3、起重作業(yè)現(xiàn)場的安全管理

有些國內(nèi)電力企業(yè)對一些大件物品和高風險的吊運作業(yè)無吊運方案，或吊運方案的內(nèi)容不齊全，甚至個別方案只是為了應付檢查。普通吊運，無工前會，工前準備不足。安全監(jiān)督人員對起重作業(yè)應該進行哪些檢查不清楚。對于連續(xù)、長時間的吊運作業(yè)（特別是機組大修），沒有控制措施。

大亞灣核電廠根據(jù)大修吊運的工作內(nèi)容，制定了大件物品、高風險吊運、普通吊運的管理規(guī)定。對連續(xù)、長時間的吊運制定申請、審批程序。主要包括：

-----大件物品高風險吊運作業(yè)

（1）吊運方案：各執(zhí)行處負責該項工作的工作負責人召集專門負責該項吊運工作的起重工共同制定。方案主要內(nèi)容要包括：作業(yè)人員組成分工、吊索具規(guī)格型號數(shù)量、所用的起重機、捆綁方案、被吊物參數(shù)、風險及措施等；

（2）大件物品高風險吊運作業(yè)前由工作負責人組織召開工前會：工前會主要內(nèi)容有：交代工作內(nèi)容、分工、作業(yè)風險、安全要求，應急措施等；記錄，作業(yè)組成人員簽名，同時填寫《大件物品高風險吊運表》。

（3）作業(yè)檢查：由工作負責人與起重工制定具體的大件物品高風險吊運作業(yè)檢查內(nèi)容，并根據(jù)此內(nèi)容進行檢查；安全科依照《安全監(jiān)督員起重作業(yè)檢查表》獨立抽查與監(jiān)督。

（4）各執(zhí)行處可根據(jù)本處吊運任務和作業(yè)風險的具體情況需要，決定是否專門設置起重作業(yè)現(xiàn)場安全監(jiān)督員。但需明確專門設置的起重作業(yè)現(xiàn)場安全監(jiān)督員，必須有國家頒發(fā)的起重類特種工證書；在監(jiān)督檢查起重作業(yè)過程中，有權(quán)中止作業(yè)和提出更換起重作業(yè)人員等。要求現(xiàn)場安全監(jiān)督員應做好起重作業(yè)現(xiàn)場監(jiān)督檢查情況記錄。

-----普通吊運作業(yè)

（1）由工作負責人召集工前會（碰頭會）：交代工作內(nèi)容、分工、作業(yè)風險、安全要求，應急措施等；

（2）各處、承包商安全員、安全科進行獨立抽查與監(jiān)督。

-----連續(xù)、長時間吊運作業(yè)

加班時間嚴格按有關(guān)勞動法規(guī)控制（每天不超過3小時）。大件物品、高風險吊運作業(yè)如果是非計劃且作業(yè)時間在晚間10：00點之后的，必須經(jīng)批準。大修期間由大修經(jīng)理批準，日常由責任處處長批準。批準人在“大件物品高風險吊運安全檢查表”上簽字。

4、起重機械的安全管理

大亞灣核電廠對所有的起重機，按不同的地理位置劃分成不同的系統(tǒng)并進行了編號。每臺起重機都制定了具體詳細的檢查、維修保養(yǎng)程序。生產(chǎn)計劃部門的數(shù)據(jù)庫（核電生產(chǎn)管理信息系統(tǒng)）會定期自動生成工作票，發(fā)給起重機械專業(yè)檢修人員，由其對起重機械進行檢查、維保。專業(yè)檢修人員對檢查結(jié)果、故障的處理做詳細的記錄并錄入到數(shù)據(jù)庫（核電生產(chǎn)管理信息系統(tǒng)）中。除日常檢查外，在每次機組停機大修前，專業(yè)檢修人員還需對所有起重機械設備進行全面檢查。大修期間，成立專項小組24小時待命，為起重作業(yè)保駕護航。

起重作業(yè)所用的吊索具在新采購入庫時都必須編號，錄入工具管理數(shù)具庫中。工具庫負責每年定期按檢查程序進行檢查。對查出的不合格的吊索具能修復的就修復，不能修復的就報廢，檢查合格的貼上檢驗合格證。

起重設備是特種設備，國家規(guī)定對此類設備必須進行強制性定期檢驗。大亞灣核電廠對于起重機械強制檢查出的隱患進行分類，限期予以整改。對該停止使用的就停止使用，絕不姑息遷就。

第9篇 并網(wǎng)核電廠電力生產(chǎn)安全管理辦法

1 總 則

1.1 根據(jù)國務院授予電力工業(yè)部行業(yè)安全管理的職能和國家有關(guān)的法律、法規(guī),以及根據(jù)電力行業(yè)的有關(guān)規(guī)程、規(guī)范,結(jié)合我國電網(wǎng)現(xiàn)狀、核電廠的運營體制和核電生產(chǎn)的特點,制定本規(guī)定。

1.2 制訂本規(guī)定的目的是通過對核電廠電力安全生產(chǎn)加強行業(yè)管理,促進核電廠和電網(wǎng)穩(wěn)定運行,保障企業(yè)和社會效益。同時加強對“電力生產(chǎn)安全管理控制事件”(以下簡稱“控制事件”)的調(diào)查分析,為總結(jié)經(jīng)驗教訓,研究核電廠事故規(guī)律,提高規(guī)劃、設計、施工安裝、調(diào)試、運行和檢修水平以及設備制造質(zhì)量的可靠性提供依據(jù)。

1.3 核電廠全體職工必須貫徹“安全第一、預防為主”的方針;核電廠要堅持確保核安全、電廠安全、電網(wǎng)安全、人身安全的原則,保證電力安全生產(chǎn)。

1.4 核電廠必須服從電網(wǎng)統(tǒng)一調(diào)度。

1.5 本規(guī)定適用于并入電網(wǎng)運行的核電廠及相關(guān)電網(wǎng)。

2 電力生產(chǎn)安全管理

2.1 核電廠是核電安全生產(chǎn)的直接責任單位,必須建立,健全安全生產(chǎn)責任制度。核電廠必須依法制訂和完善管理核電廠電力安全生產(chǎn)的實施細則;核電廠全體職工必須層層落實安全生產(chǎn)責任制,遵章指揮,遵章操作。

2.2 核電廠及其管理部門要明確負責電力生產(chǎn)安全管理工作的機構(gòu)并有專人和網(wǎng)或省電力公司的安監(jiān)機構(gòu)進行聯(lián)系,密切合作。電力部有關(guān)安全工作的文件要發(fā)至核電廠,電力行業(yè)有關(guān)的重大安全活動、專業(yè)會議、技術(shù)交流會議應通知核電廠派員參加。

2.3 并網(wǎng)核電廠及網(wǎng)或省電力公司要采取措施,確保電網(wǎng)及核電廠的安全。核電廠常規(guī)部分的技術(shù)問題分析、電力生產(chǎn)安全管理控制事件的統(tǒng)計、可靠性管理統(tǒng)計等均要納入網(wǎng)或省電力管理部門的分析統(tǒng)計之內(nèi),以利于總結(jié)經(jīng)驗,提高運行水平。

2.4 核電廠應按調(diào)度規(guī)定時間報送負荷曲線,并確保帶某一穩(wěn)定負荷(即核電機組在安全范圍內(nèi)的某一穩(wěn)定負荷)。當發(fā)生危及電網(wǎng)及地區(qū)供電安全的情況時,核電廠應執(zhí)行調(diào)度命令,及時采取措施,保證電網(wǎng)的安全穩(wěn)定。

2.5 當核電機組不能維持穩(wěn)定負荷運行時,要嚴格執(zhí)行最低安全技術(shù)出力的規(guī)定(由核電廠根據(jù)有關(guān)規(guī)定和保證安全的實際需要確定的最低運行負荷值報電力工業(yè)部及網(wǎng)或省電力公司備案);當最低安全負荷都不能維持時,要及時通知電網(wǎng)調(diào)度并做到安全停堆、停機。

2.6 核電廠要向電網(wǎng)調(diào)度部門報送檢修計劃,待批準后執(zhí)行(涉及核安全及突發(fā)事故除外);核電廠對設備、系統(tǒng)進行有可能發(fā)生突然停機、停堆及其他影響電網(wǎng)穩(wěn)定的試驗、校驗前,必須做好嚴格的安全措施,經(jīng)核電廠技術(shù)主管審查批準,并提前向電網(wǎng)調(diào)度申請,待調(diào)度批復后進行;批復試驗時間必須在核安全規(guī)定的允許范圍內(nèi)。核電廠要把試驗允許時間范圍預先告知調(diào)度。

2.7 電網(wǎng)調(diào)度在編制月度發(fā)電計劃時,應滿足核電廠完成國家下達或協(xié)議規(guī)定的發(fā)電量的運行條件;核電機組一般不參與日峰谷調(diào)峰;特殊需要的日調(diào)峰,電網(wǎng)調(diào)度要預先通知核電廠(緊急事故除外)。

2.8 核電廠與電網(wǎng)調(diào)度部門應按調(diào)度規(guī)定建立工作聯(lián)系制度。

2.9 核電廠與電網(wǎng)訂立上網(wǎng)協(xié)議及供電合同時,應有保證電力安全生產(chǎn)的條款。

3 電力生產(chǎn)安全管理控制事件

核電廠在加強核安全管理的同時,必須加強對下列“控制事件”的控制和管理:

3.1 人身死亡1人或重傷3人以上。

3.2 核電機組非計劃、強迫停運。

3.3 核電機組異常運行引起了全廠有功出力降低,比電網(wǎng)規(guī)定的有功負荷曲線值低10%以上,并且延續(xù)時間超過1小時。

3.4 核電廠的主汽輪機、發(fā)電機、主變壓器及開關(guān)站嚴重損壞,30天內(nèi)不能修復或修復后達不到原出力和安全水平。

3.5 其它電力部認定必須上報的事件。

4 控制事件調(diào)查

4.1 發(fā)生控制事件應進行認真、實事求是、科學的調(diào)查分析,要做到事件原因不清楚不放過,事件責任者和應受教育者沒有受到教育不放過,沒有采取防范措施不放過;對重復發(fā)生的事件應檢查“安全責任制”的落實差距并采取切實有效的措施防止再發(fā)生。

4.2 控制事件由核電廠及其管理部門負責進行調(diào)查,同時應邀請所在網(wǎng)或省電力公司安監(jiān)機構(gòu)派員參加。

4.3 主要由于核電廠原因停堆、停機而造成電網(wǎng)失穩(wěn)定事故時,電網(wǎng)管理部門進行事故分析時應邀請核電廠及其管理部門派員參加。

5 統(tǒng)計報告

5.1 發(fā)生控制事件3.1,3.2時,應在24小時內(nèi)用電話或電報、傳真向網(wǎng)或省電力管理部門報告;網(wǎng)或省電力管理部門應立即向電力部轉(zhuǎn)報;其余控制事件可緩報。

5.2 核電廠發(fā)生3.1,3.2控制事件時,應參照“電業(yè)生產(chǎn)事故調(diào)查規(guī)程”的規(guī)定向網(wǎng)或省電力管理部門及電力部提供詳細的事件調(diào)查報告書。

5.3 核電廠電力生產(chǎn)統(tǒng)計年報表要抄送所在網(wǎng)或省電力管理部門。

5.4 事件報告、報表應及時、準確、完整。

6 控制事件處理

電力工業(yè)部對核電廠發(fā)生重大人身傷亡事故及頻繁、重復發(fā)生的控制事件按下列規(guī)定進行處理。

6.1 當發(fā)生一次死亡3人(或死亡和重傷10人)以上重大事故時,在電力系統(tǒng)內(nèi)發(fā)通報批評核電廠安全第一責任人;核電廠有關(guān)責任人的處理由核電廠管理部門制定具體辦法。

6.2 當發(fā)生核電廠“人員責任”造成設備嚴重損壞及一年內(nèi)連續(xù)發(fā)生同一原因的控制事件,在電力系統(tǒng)內(nèi)通報。

6.3 有關(guān)網(wǎng)、省電力公司安監(jiān)機構(gòu)應設專人對核電廠控制事件進行跟蹤分析,對其中存在的安全管理方面的問題及時向核電廠提出指導意見和改進建議并報電力部備查。

6.4 核電廠所在網(wǎng)或省電力管理部門每年至少一次檢查核電廠電力安全生產(chǎn)情況,安全生產(chǎn)責任制及其落實情況,控制事件的處理和采取的安全措施等情況。

制訂《并網(wǎng)核電廠電力生產(chǎn)安全管理規(guī)定》的幾點說明

一、制訂《規(guī)定》的必要性

秦山核電廠、大亞灣核電廠并網(wǎng)運營已兩年以上,取得了好的成績,也發(fā)現(xiàn)一些問題。由于我國現(xiàn)行的核電管理體制,核電廠不直屬電網(wǎng)(電力)公司,國家核安全局只管核安全和核安全相關(guān)事件。核電廠常規(guī)事件還沒有安全管理規(guī)定。根據(jù)以上情況,我部在加強電網(wǎng)調(diào)度管理和電網(wǎng)安全管理的同時,必須制訂電力行業(yè)對并網(wǎng)核電廠電力生產(chǎn)安全管理規(guī)定,以利于電網(wǎng)和核電廠安全穩(wěn)定運行。

二、加強電力行業(yè)對并網(wǎng)核電廠電力生產(chǎn)安全管理的目的

根本目的是促進核電廠和電網(wǎng)的穩(wěn)定運行,保障電網(wǎng)企業(yè)和核電企業(yè)的經(jīng)濟效益和社會效益;尤其是在有的電網(wǎng)還比較薄弱的情況下,百萬千瓦級核電機組的強迫停運對電網(wǎng)調(diào)度和電網(wǎng)安全都十分不利;加強對核電廠的行業(yè)安全監(jiān)督管理,有利于促進核電廠加強核電生產(chǎn)的安全管理工作。

三、關(guān)于對核電廠電力生產(chǎn)安全管理的要求

《規(guī)定》依據(jù)國家安全工作“企業(yè)負責、行業(yè)管理、國家監(jiān)察、群眾監(jiān)督”的十六字原則,明確了核電廠是核電安全生產(chǎn)的直接責任者,因此必須按《電力法》建立、健全電力安全生產(chǎn)責任制。目前兩個運營核電廠都由其上級公司直接管理,其核安全歸口國家核安全局管;因此核電廠及其管理部門必須依據(jù)電力部及國家核安全局有關(guān)電力生產(chǎn)及核電廠核安全的有關(guān)法規(guī),制定實現(xiàn)核電安全生產(chǎn)的實施細則;設備的技術(shù)管理和質(zhì)量管理不能替代核電生產(chǎn)的安全管理;核電廠必須層層落實安全生產(chǎn)責任制的“崗位安全職責”,確保核安全、電廠安全、電網(wǎng)安全、人身安全。

四、關(guān)于核電機組帶穩(wěn)定負荷的說明

帶穩(wěn)定負荷,即帶電網(wǎng)中的基本負荷。核電機組的一般要求是從安全考慮必須帶穩(wěn)定負荷;核電機組帶某一穩(wěn)定負荷要在完成發(fā)電量計劃內(nèi)服從電網(wǎng)根據(jù)季節(jié)、月份及周所作的生產(chǎn)計劃統(tǒng)一調(diào)度。

五、關(guān)于核電機組調(diào)峰問題

根據(jù)核電機組的特點,為了核電機組的安全,核電機組一般不參與日峰谷調(diào)峰;因此電網(wǎng)調(diào)度在執(zhí)行生產(chǎn)計劃時,對核電機組不能列入日峰谷調(diào)峰計劃;特殊需要的日調(diào)峰,包括節(jié)日調(diào)峰時,必須預先通知核電廠(緊急事故除外)。

六、關(guān)于核電機組異常運行的說明

核電機組由于設備本身的異常不能維持某一穩(wěn)定負荷運行的狀態(tài)叫異常運行;如果異常運行造成降低全廠出力10%以上長達1小時不能恢復計劃出力穩(wěn)定運行,稱一次控制事件,這是電網(wǎng)保持穩(wěn)定運行的要求。

七、關(guān)于上網(wǎng)協(xié)議應有保證電力安全生產(chǎn)條款的說明

《電力法》規(guī)定,因電力運行事故給用戶或者第三人造成損失的,電力企業(yè)應當依法承擔賠償責任。

因此在訂核電廠上網(wǎng)協(xié)議時,電網(wǎng)和電廠雙方必須就保證核電廠電力安全生產(chǎn)及發(fā)生事件造成的賠償責任有明確的條文規(guī)定。