注冊核平安工程師考試培訓

核平安專業實務(2)12345

§11核動力廠的概率平安分析

及其在平安管理中的作用

一、核動力廠概率平安分析簡介

二、概率平安分析在平安管理中

的作用

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一、核動力廠概率平安分析

簡介

概率平安分析通常可以在三個級別上進行：〔1〕1級概率平安分析：用以確定嚴重堆芯損壞的頻率；〔2〕2級概率平安分析：用以確定平安殼失效和大規模放射性釋放的頻率；〔3〕3級概率平安分析：用以評價放射性釋放的廠外后果，以及公眾的風險。7通常一個1級概率平安分析工作要包括下述方面：

〔1〕放射性源和始發事件確實定：

〔2〕事故序列模型化：事故序列的模型化包括兩方面的內容，即事件序列的模型化和系統的模型化。事件序列的模型化以始發事件為開頭，將導致堆芯嚴重損壞或維持堆芯完好的一系列事件模型化。事件序列模型多采用事件樹的方法。系統的模型化將組成系統的各個部件和其失效模式模型化，從而得出系統的失效模型。系統模型化多采用故障樹的方法。8

〔3〕數據評價和參數估計： 1〕始發事件頻率的數據2〕部件失效和部件的共因失效，以及試驗、維護和修理等工作導致的部件失效數據3〕人員失誤的數據〔4〕事故序列的定量化：〔5〕文檔化工作：1〕可追溯性2〕順序性9二、概率平安分析在平安管理中的作用

〔1〕評價核動力廠的平安水平并鑒別需要改進的領域：1〕確定支配性的事故序列2〕確定平安重要的系統、部件和人員行動3〕評價重要的相關性4〕鑒別新的平安問題5〕超設計基準事故或嚴重事故的分析評價6〕設計改進7〕確定平安研究的重點和優先性次序8〕確定核動力廠的物項變更10

〔2〕評價核動力廠的平安水平并與明確的或隱含的接受準那么進行比較：1〕與目標值的比較：將概率平安分析的結果與目標值進行比較，確定核動力廠平安水平的可接受性；2〕與“可接受的〞設計進行比較：將某一核動力廠與另一相似的，已完成概率平安分析工作并認為可接受的核動力廠進行比較，以判斷其平安水平；3〕“可替代的〞各種設計方案的比較：在設計過程中用以比較各種“可替代的〞設計方案，為決策提供參考。11

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§12核級設備的核平安根本要求

一．核級設備與常規產品在在設計、制造、質量控制與監督管理方面的根本差異二．核級設備的核平安分級與相應工業標準之間的關系三．核級設備設計的根本核平安要求四．核級設備的可運行性和功能能力

13一.核級設備與常規產品在設計、制造、質量控制與監督管理方面的根本差異

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(5)所有從事核級部件與設備設計、制造、安裝、檢驗活動的單位都必須建立符合核平安法規要求的質量保證體系。(6)核級部件與設備，特別是首次用于核電站的設備必須通過設備鑒定方可使用。(7)所有的核級部件與設備的相關活動，包括設計、制造、安裝、試驗、運行、在役檢查、維修、更換、退役等都必須在國家核平安局的獨立監督下實施，處于嚴格的受控狀態。15二．核級設備的核平安分級與相應工業標準之間的關系1.核級機械部件與設備的核平安分級

①平安級∶分為平安1級、平安2級、平安3級和平安4級〔非平安級〕；②抗震分類∶分為抗震I類和抗震II類。抗震I類的部件需承受平安停堆地震的荷載，抗震II類的部件需承受運行基準地震的荷載；

16

所有的核平安級部件與設備(核平安1、2、3級)均為抗震Ⅰ類，即要求部件與設備能夠抵御“平安停堆地震〔SSE〕〞的荷載而保持其結構完整性、可運行性和功能能力。

平安級、質量級、質量保證級對于某一具體部件與設備而言原那么上是一致的。平安4級為非核平安級，執行常規產品相應的標準和質量保證要求〔例如∶ISO-9001〕。17

2.核級電氣設備為IE級3.系統平安分級與部件平安分級的關系①

組成該系統的部件與設備的平安級別與系統的平安級別相一致；②

平安級別不同的二個系統之間的接口部件按較高的級別確定；③

與平安級能動部件配套的電器設備劃分為IE級；184.核級部件、設備的核平安級別與建造標準、標準之間的關系我國目前尚未形成完整的有關核動力裝置機械部件與設備的設計標準和標準。核級機械設備的設計與制造通常遵循國家核平安局認可的國外成熟標準、標準進行，如∶美國機械工程師學會AMSE制定的?鍋爐與壓力容器標準?相關卷冊；或法國核島設備設計和建造規那么協會AFCEN制訂的?壓水堆核島機械設備設計和建造規那么RCC-M?和?壓水堆核電廠在役檢查規那么RSEM?。19三．核級設備設計的根本核平安要求1.在核設施〔包括核電廠〕服役的核級設備與部件在核設施的全壽期內能夠承受運行狀態〔包括∶正常運行和預計運行事件〕和事故狀態的設計基準事故工況下，各種穩態和瞬態的荷載，并保持其設備與部件壓力邊界的結構完整性；結構完整性∶對于設備的承壓部件而言，是指對承壓部件的壓力邊界在不同荷載作用下其變形特征的限制，例如∶發生彈性變形、部件結構不連續的區域中大的塑性變形或部件結構的整體塑性變形〔其結果會使部件喪失尺寸的穩定性〕，不允許出現部件壓力邊界的破裂。20

2.在核設施〔包括核電廠〕服役的核級機械部件與設備在核設施的全壽期內，在運行狀態〔包括∶正常運行和預計運行事件〕和事故狀態的設計基準事故工況下，各種穩態和瞬態的荷載的條件下保持其可運行性和功能能力；3.在核設施的全壽期內，能夠對在核設施〔包括核電廠〕服役的核級部件與設備的可運行性和功能能力，以及壓力邊界的結構完整性進行可靠的驗證性試驗和檢驗。21

四．核級設備的可運行性和功能能力

1.核級設備的抗震鑒定

設備抗震鑒定所采用的方法主要有：

①分析法②

試驗法③

分析和試驗相結合的方法。④利用經驗數據鑒定設備。222．部件與設備的環境鑒定①部件與設備必須設計成在所有正常、異常、事故和事故后等環境下都具有執行它們的設計平安功能的能力；②部件與設備的環境能力必須用適當的試驗和分析予以證實；③部件與設備的環境設計，環境鑒定試驗的有關分析工作與核級設備其它活動一樣,都必須在符合法規要求的質量保證體系的有效控制下進行。23例：安裝在平安殼內的核平安1級電動隔離閥的

鑒定試驗至少應包括以下試驗工程：

l

機械老化試驗;l

熱老化試驗;l

輻照老化試驗(輻照劑量應不低于相應位量在電廠運行全壽期的累積輻照劑量);l

抗震試驗;l

失水工況模擬試驗(必須考慮失水工況下安全殼內環境溫度，壓力的變化以及平安殼噴淋環境中化學介質的影響)24鑒定試驗實施順序①機械老化試驗②熱老化試驗③幅照老化試驗④抗震試驗⑤失水工況模擬試驗25

上述試驗必須在同一個被鑒定的設備上完成，在完成全部試驗過程中，不允許對被試驗的設備進行維修。假設在鑒定試驗過程中，被鑒定設備出現故障，那么鑒定試驗失敗。已完成的試驗全部作廢，必須分析故障原因，并加以改進后再抽取一臺樣機重新安排試驗，即按試驗工程的順序排列，從第一項開始順序進行，直到完成全部試驗為止。26

§15核動力廠的在役檢查和定期試驗

一．核動力廠的在役檢查

二．核動力廠的定期試驗27一．核動力廠的在役檢查

1．在役檢查的目的在核動力廠運行壽期內，部件可能受到多種影響，其單一和組合結果對核電廠運行壽期的影響是難以按核平安所要求的精確度預測的。因此，有必要檢查核電廠系統和部件，找出可能的損傷，以判斷它們對核電廠繼繼續平安運行是否可接受，或是否有必要采取補救措施。28

2.核動力廠實施在役檢查的前提和根底在役檢查標準的應用的前提、根底是核動力廠的的部件與設備的設計、制造和安裝都符合了建造標準的要求；反而言之，如果核動力廠的某部件或設備的設計、制造或安裝不能滿足該部件或設備的相應建造標準要求時，那么不能或至少不能原樣使用有關的在役檢查標準的有關要求。29

3.對在役檢查的設計考慮設計階段就應對系統、部件及其布置的設計進行審查，以保證所有要求的檢驗和試驗都能順利進行。總括起來的核心問題之一是實施在役檢察的可達性。在役檢查的“可達性〞問題，除了涉及到人員和檢驗設備的幾何空間的可達性外，還涉及到檢驗方法的可達性。30

4.役前檢查和在役檢查運行開始前的役前檢查，目的是為了建立設備或部件在初試狀態下的數據。因此，人們稱役前檢查為在役檢查的“起始零點〞。在核設施投入正常運行之后的在役檢查時，每次在役檢查的結果都有必要與起始零點數據進行比較，核查是否在運行中產生了新的役致開裂、制造和安裝階段產生的可接受缺陷是否在運行中擴展、先前在役檢查發現的缺陷的擴展趨勢是否可以接受。役前檢查是十分重要的，是在役檢查的根底，因而是核設施運行平安的根底。31

5.系統的壓力試驗系統壓力試驗的目的不同，系統壓力試驗的壓力就會明顯不同。試驗溫度取壓力容器的RTNDT，再加上30℃。由于法國和美國關于水壓試驗的要求不完全一致，因而在規定的水壓試驗壓力方面有差異，這是二個不同標準體系的差異。在具體應用標準時，特別是選擇水壓試驗壓力時，應充分考慮到標準體系的差異，考慮到標準體系自身的自洽性，不要混用標準，破壞了規范體系自身的完整性。326．核動力廠在役檢查大綱及其實施每一個核動力廠都必須編制該廠的?在役檢查大綱?。?在役檢查大綱?是該核電廠執行役前檢查和全壽期在役檢查的依據。核動力廠營運單位必須將本廠的?在役檢查大綱?報送國家核平安局審評，經國家核平安局批準前方可實施。核動力廠營運單位必須接受國家核平安局對役前/在役檢查的監督，并將役前/在役檢查結果報告報送國家核平安局審評。33

二．核動力廠的定期試驗定期試驗是核電廠重要物項監督大綱的重要局部。根據核平安法規的有關要求，在核電廠開始運行前應該完成為平安運行所必需的構筑物、系統和部件的定期試驗大綱。大綱中應該對試驗的范圍、工程、方法、頻度以及可以接受的準那么加以規定。各個核電廠在運行開始前就應該編制完成定期試驗所必須的文件。這些文件應該由試驗大綱、試驗程序等組成，還應包括與定期試驗有關的管理文件。還需要注意的是，試驗程序必須能證實試驗完成之后被試驗的設備已恢復到它的正常運行方式。34定期試驗包括功能試驗和整體試驗:〔1〕功能試驗－設備控制裝置的邏輯試驗 對設備上的傳感器、測量裝置以及與控制和信號有關的模擬通道和電路進行試驗

35

－設備的試驗要試驗的主要設備有兩類： －電動泵，流量、壓頭、振動等參數 －閥門，主要是狀態變化〔全開←→全關〕、密封性和動作時間等參數 〔2〕整體試驗 檢查在正常運行或事故瞬態情況下設施的總體能力〔調節、保護等能力〕。36§16核材料管制

一、核材料管制的目的、根本要求和采取的對策二、核材料衡算管理三、實物保護37

一、核材料管制的目的、根本要和采取的對策

1.核材料:鈾-235,含鈾-235的材料和制品鈾-233,含鈾-233的材料和制品钚-239,含钚-239的材料和制品氚,含氚的材料和制品鋰-6,含鋰-6的材料和制品其他需要管制的核材料國家對核材料實行許可證制度38

直接使用核材料

間接使用核材料

39

3.核材料管制根本要求〔1〕保證符合國家利益及法律的規定；〔2〕保證國家和人民群眾的平安；〔3〕保證國家對核材料的控制，在必要時國家可以征收所有核材料。4.核材料管制的對策根據“平安第一，預防為主〞的方針和國際慣用的對核材料“看住、覺察、追回〞的縱深防御思想，對核材料管制所采取的主要對策是：40

––––實物保護。實施技防措施和人防措施相結合的方法，到達“看住〞核材料，不讓核材料喪失或破壞或非法使用；

––––核材料衡算與控制。通過核材料進出量的嚴格控制，定期盤存和衡算，及時“覺察〞核材料的喪失；

––––制定應急行動方案。〔又叫緊急情況的處置方案〕一旦覺察核材料喪失，根據預先制定的應急方案，采取措施，全力偵破，“追回〞核材料。

上述三項措施具有內在的邏輯關系，相互補充和互相銜接，構成了一個完整的核材料管制平安體系，確保核材料平安。41二、核材料衡算管理核材料衡算管理，概括為三局部，即記錄報告系統；衡算計算方法和評價；監督檢查大綱和程序。

1.衡算的分類

核材料衡算管理分為件料核設施和散料核設施2.核材料衡算方法

核材料衡算采用閉合平衡的方法。所謂閉合是指在實物盤存中，每一項的物料量必須是實測值，而所用測量系統的誤差必須是的。42

所謂核材料平衡是指加工生產過程中，核材料的不平衡差〔MUF〕，即所謂的無名損失量，必須是在法規限定的標準誤差的2倍之內。否那么，就認為核材料未到達閉合平衡，有可能存在核材料的喪失、盜竊或非法轉移。不平衡差的計算公式如下：MUF=X-Y+PB-K-PE

式中，MUF——不平衡差，kg；X——周期內調入量，kg；Y——周期內調出量，kg；PB——期初存量，kg；K——損失量，kg；PE——衡算周期期末存量，kg。43

各類設施的閉合平衡MUF的相對標準偏差限值設施類型δMUF（%）鈾同位素濃縮鈾加工钚加工廠鈾后處理钚后處理0.20.30.50.81.0注：δMUF〔%〕——衡算全過程中的MUF相對標準偏差，用總量的百分數表示。443.核材料平衡區〔MBA〕和關鍵測量點〔KMP〕為了核材料衡算管理的方便，一個衡算單位往往劃分為假設干個核材料平衡區。平衡區劃分的原那么是：〔1〕平衡區的劃分應盡量與實體邊界相一致；〔2〕平衡區的大小應有利于核材料的準確測量和行政管理；〔3〕平衡區的劃分應充分采用封隔/監視系統，以減少測量工作量和保證物流測量的完整性；〔4〕衡算的方法，是清點件數還是測量數量；〔5〕物料平衡計算可能到達的精度和衡算報告的簡易性；〔6〕充分考慮企業商業敏感數據的保密性。45三、實物保護46

47中國核材料實物保護等級劃分

材料狀態等級ⅠⅡⅢ钚未輻照過的2千克以上10克—2千克10克以下鈾未輻照過的，U富集度≥20%的濃縮鈾5千克以上1千克—5千克10克—1千克未輻照過的，U富集度在10—20%范圍的濃縮鈾

20千克以上1千克—20千克未輻照過的，U富集度＜10%的濃縮鈾（不包括天然鈾、貧化鈾）——300千克以上10千克—300千克氚未輻照過的，以氚量計10克以上1克—10克0.1克—1克鋰濃縮鋰（以鋰計）

20千克以上1千克—20千克483.核設施實物保護的分級1〕一級實物保護的核設施：-核材料數量到達一級實物保護的核設施;-堆芯熱功率在100MW(th)以上的反響堆裝置；-包含一局部新近卸堆的燃料，且總量大于1017Bq銫-137〔相當于3000MW(th)反響堆的堆芯存量〕的乏燃料池；-獨立存放和處理高放廢液的設施；-獨立的乏燃料元件后處理設施；-上述未包括的其他核設施。492〕二級實物保護的核設施：-核材料數量到達二級實物保護的核設施;-堆芯熱功率在2-100MW(th)的反響堆裝置；-獨立存放和處理高放固體廢物及中放廢液的設施；-含有需作主動冷卻處理核燃料的乏燃料池；-假設發生不受控臨界事故，其影響可能涉及周界外超過0.5千米范圍的設施；-上述未包括的其他核設施。503〕三級實物保護的核設施：-核材料數量到達三級實物保護的核設施;-堆芯熱功率在小于2MW(th)的反響堆裝置；-獨立存放和處理中放固體廢物及低放廢液的設施；-假設失去屏障，直接外照劑量率在1米外超過100mGy/h的設施-假設發生不受控臨界事故，其影響可能涉及周界外0.5千米范圍的設施；-上述未包括的其他核設施。514)核設施的分區保護：一級實物保護的核設施：實物保護區域應劃分為：控制區、保護區、要害區；二級實物保護的核設施：實物保護區域應劃分為：控制區、保護區；三級實物保護的核設施設控制區。524.實物保護系統〔PPS〕設計和評價〔1〕確定實物保護系統目標①

掌握核設施的運行特點和狀況②確定設計基準危脅〔DBT〕〔2〕實物保護系統的初步設計實物保護系統設計是一個綜合性的系統工程，它由3個分功能系統組成，即探測〔報警系統〕、延遲〔障礙系統〕、響應〔防衛還擊系統〕。每個實物保護系統都由這3個根本局部組成。53

----探測局部是由一系列不同種類的傳感器合理組裝而成,具有對入侵罪犯的偵察監測功能。----延遲功能由一系列實物屏障提供。-----響應力量由警衛、保安人員以及響應部隊組成。

特別指出的是要綜合考慮探測、延遲和響應三者之間的關系，使得保護系統具有縱深保護和均衡保護的性質。54§17核動力廠營運單位的應急準備和應急響應

一、我國核事故應急管理體制和應急方案二、核動力廠營運單位應急響應能力的維持三、核動力廠營運單位的核事故應急響應

四、國家核平安局監督職責55一、我國核事故應急管理體制和應急方案核事故應急方案和準備那么是縱深防御的最后一個環節。在編制應急方案時，要求考慮包括嚴重事故的事故系列。我國核事故應急實行三級管理，即國家級、地方〔省、自治區、直轄市〕政府級及核設施營運單位三級，分層次對相應核事故應急管理工作負責。56

1．國家核事故應急管理與國家核事故應急方案

57

2〕國家核事故應急方案(預案)

-國家核事故應急方案(預案)-各成員單位的應急響應方案-執行程序582．地方政府核事故應急管理與場外應急方案59〔2〕地方政府的核動力廠場外應急方案-地方政府的核動力廠場外應急方案-各成員單位的應急響應方案-執行程序603.核動力廠營運單位的核事故

應急管理和場內應急方案〔1〕核動力廠營運單位在核事故應急管理方面的職責〔2〕核動力廠營運單位的核事故場內應急方案①應急組織及其職責②應急狀態、干預水平和應急行動水平應描述各應急狀態的根本特征，提出相應于各種應急防護措施的干預水平。61核事故應急狀態應急待命廠房應急場區應急場外應急(總體應急)62干預水平干預水平：預先規定的用于在異常狀態下確定需要對公眾采取應急防護措施的劑量水平。表1為緊急防護措施推薦的通用干預水平防護行動通用干預水平（由防護行動可避免的劑量）隱蔽撤離碘防護10mSv(兩天）50mSv（一周）100mGy63表2為臨時性避遷和永久再定居推薦的通用干預水平

防護行動可避免的劑量臨時性避遷第一個月30mSv隨后的某一個月10mSv

永久性再定居壽期內1Sv64表3食物通用行動水平推薦值

放射性核素推薦值（KBq/kg）作為普通消費食物牛奶，嬰兒食物和飲水134Cs,137Cs,103Ru,106Ru,89Sr11131I10.190Sr0.10.1241Am,238Pu,239Pu240Pu,242Pu0.010.001

65應急行動水平應急行動水平：用作應急狀態分級根底的核電廠起始條件，如預先確定的、該核電廠及其廠址特有、可觀測的閾值或判據。核動力廠營運單位在申請首次裝料批準書時，提出初步制定的應急行動水平；在申請運行許可證時提交修訂后的應急行動水平供審評。66制定應急行動水平〔EmergencyActionLevels,簡稱EAL〕是一項復雜而困難的工作，它要求對廠址條件、機組各系統性能和特點、運行條件及事故分析都有深刻而全面的了解。EAL要簡單明確、易于理解，具有很好的可操作性。將應急初始條件按其性質分為四大類，即A-----輻射水平或放射性水平異常升高F-----裂變產物屏障失效H-----自然災害或其它影響核動力廠平安的外來因素S-----系統故障67

68

④應急響應行動和防護措施⑤應急終止和恢復⑥應急能力的維持⑦．場內、場外應急方案的協調69

制定應急方案時既要考慮設計基準事故，也要考慮嚴重事故，在應急方案區內所作的應急準備應能應付嚴重程度不同的潛在事故后果。確定核動力廠應急方案區時，所考慮的事故及其源項應經國家有關審管部門認可。核動力廠應急方案區分為煙羽應急方案區和食入應急方案區。在國標GB/T17680.—2021核電廠應急方案與準備準那么中，推薦我國壓水堆核電廠應急方案區范圍如下：煙羽應急方案區〔根據機組熱功率〕：內區3～5km外區7～10km70我國目前已運行和在建的核電廠的應急方案區如下表：

我國核電廠應急方案區范圍〔以反響堆中心為半徑，公里〕

應急計劃區主要防護措施大亞灣-嶺澳核電站

秦山核電基地

田灣核電廠

煙羽應急計劃區內區隱蔽、撤離、服用碘片0-50-30-4外區

隱蔽、服用碘片5-103-74-8食入應急計劃區食物和飲水控制0-500-300-2871

做為應急方案的補充，營運單位應急組織也要制定一系列應急執行程序。這些程序是各應急響應組的工作文件，對保證應急組織快速啟動、正確響應及平時保持良好應急準備狀態都是非常重要的。應急執行程序雖然勿需核平安監管部門審批，但營運單位必須制定嚴格的編、審、批程序，保證其不斷更新。國家核平安在進行應急準備條件檢查時，一般都要檢查其執行程序的完整性和有效性。72二、核動力廠營運單位應急響應能力的維持

盡管核事故概率極低，但營運單位應急準備卻必須長備不懈。只有如此，才能有備無患。營運單位的應急響應能力的維持主要包括以下幾方面內容：1．應急方案的修訂與完善2．應急工作人員培訓制度3．應急設施、設備的可用狀態；73

4．應急演習核事故應急響應過程可能相當復雜，因此應急演習也必然是多種多樣的。應急演習通常按演習涉及范圍分為以下幾類：(1)單項演習(2)綜合演習〔3〕聯合演習74對核動力廠營運單位核事故應急演習頻度的要求

單項演習綜合演習聯合演習每年至少一次，通訊及數據傳輸系統的練習則要更多些每兩年一次●首次裝料前●運行階段每五年一次75三、

核動力廠營運單位的核事故應急響應

1．應急狀態的判斷與確認2．應急組織的起動3.通訊應急與報告制度4．事故診斷與采取補救措施5．應急監測6．源項估算與環境后果評價7．防護行動和劑量監測8．醫療救護9．向地方政府提出的場外行動建議10．應急狀態的終止與恢復行動76核動力廠營運單位應急報告制度

核事故應急報告應急通告進入應急待命或更高應急狀態后15分鐘之內應急報告初始報告

進入廠房應急或更高應急狀態后45分鐘之內后續報告初始報告發出后，每隔1小時發一次后續報告.源項或應急狀態變化時立即報告，然后每隔1小時報告一次勢態得到控制后，每隔4小時報告一次，直至退出應急狀態最終評價報告退出應急狀態后的30天之內77

當已確認事故已得到控制、放射性排出流的量已低于可接受的限值時，就可考慮結束應急狀態。場內應急狀態的終止由營運單位應急指揮部決定并發布解除命令，并