注冊核安全工程師考試--核安全案例分析培訓-1.ppt

1,全國注冊核安全工程師培訓 核安全案例分析,核反應堆工程案例,2,核電廠全景,3,核電廠堆芯熔化事故風險/堆-年,4,核電廠安全案例分析,前言 一 背景知識 二 案例分析,5,前言,核電廠和其它工業(yè)生產(chǎn)活動一樣，不可避免地會發(fā)生設備失效、人員差錯、意外、災害等事件。 核能：最危險/最安全的能源，一種事物矛盾體的兩方面 核電廠嚴重事故后果可以引發(fā)世界性災難；核能是世界公認有發(fā)展 前途的清潔能源。 核電廠安全：取決于人類智慧和駕馭核能的能力 核電廠經(jīng)驗反饋/案例分析：化廢為寶；吃一塹長一智把災害變成財富的手段 -也是核電廠安全水平和經(jīng)濟效益提高的驅(qū)動力：經(jīng)驗反饋；科技進步是核電廠性能不斷改進的兩只車輪。 如：核電廠經(jīng)驗 一萬堆-年； 容量因子提高 20%。,6,背景知識,1 縱深防御 2 監(jiān)督管理 3 分析方法,7,縱深防御,定義： 采用縱深防御概念是為了對潛在的人員差錯和設備故障加以補償，此概念的核心是提供多層保護，包括前后設置多層防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的屏障。它也包括在這些屏障不能完全起作用時為保護公眾和環(huán)境免受危害而進一步采取各項措施。,8,縱深防御,(1) 第一層次防御的目的是防止偏離正常運行及防止系統(tǒng)失效。 (2) 第二層次防御的目的是檢測和糾正偏離正常運行狀態(tài)，以防止預計運行事件升級為事故工況。 (3) 設置第三層次防御是基于以下假定：盡管極少可能，某些預計運行事件或假設始發(fā)事件的升級仍有可能未被前一層次防御所制止，而演變成一種較嚴重的事件。這些不大可能的事件在核動力廠設計基準中是可預計的，并且必須通過固有安全特性、故障安全設計、附加的設備和規(guī)程來控制這些事件的后果，使核動力廠在這些事件后達到穩(wěn)定的、可接受的狀態(tài)。 (4) 第四層次防御的目的是針對設計基準可能已被超過的嚴重事故的，并保證放射性釋放保持在盡實際可能的低。這一層次最重要的目的是保護包容功能。 (5) 第五層次，即最后層次防御的目的是減輕可能由事故工況引起潛在的放射性物質(zhì)釋放造成的放射性后果。這方面要求有適當裝備的應急控制中心及廠內(nèi)、廠外應急響應計劃。,9,監(jiān)督管理,（1）監(jiān)管方式 （2）報告制度 （3）事件分級,10,監(jiān)管方式,中國核安全局；美國核管會官員和委員會 北京； Washington DC 監(jiān)管的執(zhí)行和檢查 集中在四個地區(qū)辦公室，該辦公室有長駐每個核電反應堆的監(jiān)督員； Atlanta東南地區(qū)（地區(qū)IV）總負責四個地區(qū)工作。 北京; 上海; 廣東; 成都；西北；東北六個監(jiān)督站有長駐每個核電廠的監(jiān)督員。,11,監(jiān)管方式,NRC新的核電廠監(jiān)督程序 檢查集中于潛在風險大的活動； 加大對有行為問題的核電廠的監(jiān)督管理，對行為良好的核電廠予以一般地關注； 使用核電廠行為的客觀性測度； 給公眾和核工業(yè)雙方以及時和合理的電廠行為評價； 減少核設施非必要的監(jiān)督管理負擔； 以預先發(fā)現(xiàn)和堅定執(zhí)行的態(tài)度對待違反法規(guī)行為，強調(diào)違反法規(guī)的潛在安全隱患。,12,監(jiān)管方式,NRC新的核電廠監(jiān)督程序 建立安全運行基石 監(jiān)督三個領域內(nèi)的行為： 反應堆安全性（避免事故和一旦發(fā)生減輕事故后果）； 輻射安全（電廠運行時保護電廠工作人員和公眾）； 電廠防災或其他安全威脅的防護。,13,監(jiān)管方式,NRC新的核電廠監(jiān)督程序 建立安全運行基石 1 初始事件：該基石著重于核電廠的運行和事件，如果電廠安全系統(tǒng)不介入，這些事件可能導致事故。這些事件包括設備失效導致電廠停堆，非予期的復雜化停堆或電廠功率大的變化。 2 緩解系統(tǒng)：該基石測度為防止事故或減輕可能事故后果而設計的安全系統(tǒng)功能。通過周期試驗和性能測試檢查這些設備。 3 屏蔽完整性：反應堆燃料高強度輻射物質(zhì)和廠外公眾及環(huán)境之間有三個重要屏蔽。這些屏蔽是裝有燃料芯片的密封燃料棒，重的鋼反應堆容器和相關管道，包容反應堆的予應力混凝土安全殼。用泄漏來連續(xù)檢測燃料棒，壓力容器和管道的完整性；按照規(guī)范檢測安全殼防泄漏能力。 4 應急準備：要求每一個核電廠備有對可能事故做出反應的綜合應急計劃。該基本點測度電廠人員執(zhí)行應急計劃的有效性，演練期間應該包括電廠人員、本地、州和聯(lián)邦當局參加。,14,監(jiān)管方式,NRC新的核電廠監(jiān)督程序 建立安全運行基石 5 公眾輻射安全：該基石測度為保持正常運行期間從核電廠釋放的放射性為最小而設計的程序和系統(tǒng)，并且保持這些釋放在聯(lián)邦限制之內(nèi)。 6 廠區(qū)的輻射安全：NRC法規(guī)設置了電廠工作人員所接受的輻射劑量限值，該基石為控制和保持這些劑量為最小的電廠大綱有效性。 7 實體保衛(wèi)：要求核電廠必須有經(jīng)過良好培訓的安全保衛(wèi)人員和各種防護系統(tǒng)來保衛(wèi)重要電廠設備，同時崗位責任大綱保障雇員上崗要堅持通過毒品和酒精測試。該基石測度安全保衛(wèi)和崗位責任大綱的有效性。,15,監(jiān)管方式,NRC新的核電廠監(jiān)督程序 實時、客觀公正監(jiān)管 設計這些客觀準則目的是根據(jù)既定的安全裕量指出其風險，并且使用一組顏色標識系統(tǒng)將其標出。 “綠色”標識表示行為在所期望的等級之內(nèi)，滿足相關基石目標；“白色”表示行為超出核電廠正常行為所期望的范圍，但是還滿足相關基石目標； “黃色”表示滿足相關基石目標，但是安全裕量稍微下降； “紅色”表示行為指標所測度的領域安全裕量相當大的下降。 每個核電廠以季度為單位向NRC報告行為指標。NRC官員將其編輯和審查后，將在NRC網(wǎng)站發(fā)布這些行為指標。,16,報告制度,核電廠事件通告 A. 口頭通告，營運單位必須在事件發(fā)生后24小時內(nèi)口頭通告國家核安全局和所在地區(qū)監(jiān)督站。 B. 書面通告，營運單位必須在事件發(fā)生后三天內(nèi)向國家核安全局和所在地區(qū)監(jiān)督站遞交書面通告。,17,報告制度,核電廠事件報告 A. 報告的方式和時間 營運單位應以公函形式在事件發(fā)生30天內(nèi)向國家核安全局和所在地區(qū)監(jiān)督站遞交事件報告。 B. 事件報告內(nèi)容 核電廠名稱和核電機組編號、事件報告編號、事件通告編號、事件名稱、始發(fā)事件、事件發(fā)生時間和結(jié)束時間、報告日期、報告人、報告準則、補充報告、事件發(fā)生前機組狀態(tài)和功率水平、事件對運行的影響和事件后功率水平、放射性后果、安全評定、報告摘要、報告正文等共16項。,18,報告制度,核電廠事件報告準則 A 違反核動力廠技術規(guī)格書的事件 i. 核動力廠技術規(guī)格書要求停堆事件； ii. 違反核動力廠技術規(guī)格書的運行事件。 B 導致核電廠安全屏障或重要設備的性能受到嚴重損害或出現(xiàn)下列工況的事件 i. 明顯危害安全的沒有分析過的工況； ii. 超出核電廠設計基準的工況； iii. 在核電廠運行規(guī)程或應急規(guī)程中沒有考慮的工況。 C 對核動力廠安全有現(xiàn)實威脅或明顯妨礙核電廠值班人員完成安全運行的自然事件和其他外部事件 D 導致專設安全設施和反應堆保護系統(tǒng)自動或手動觸發(fā)事件（預先安排的這類試驗除 外）,19,報告制度,E 任何可能妨害構筑物或系統(tǒng)實現(xiàn)下列安全功能的事件 i. 停堆和保持安全停堆狀態(tài)； ii. 排出堆芯余熱； iii. 控制放射性物質(zhì)釋放； iv. 緩解事故后果 這里不包括在同一系統(tǒng)中冗余或備用設備能夠完成所要求功能而個別部件出故障。 F 導致多個獨立的具有下列功能的系統(tǒng)、序列或通道同時失效的共因事件 i. 停堆和保持安全停堆狀態(tài)； ii. 排出堆芯余熱； iii. 控制放射性物質(zhì)釋放； G 放射性失去控制的事件； H 對核電廠安全有現(xiàn)實威脅或明顯妨礙值班人員安全運行的內(nèi)部事件； I 其他事件。,20,事件分級,INES（INES: The International Nuclear Event Scale Users Manual）是國際原子能機構和經(jīng)濟合作與發(fā)展組織核能機構，為便于核工業(yè)界、新聞媒介和公眾之間對核事件的信息溝通而制定的國際核事件分級管理辦法，同時建立事件報告系統(tǒng)。 國際原子能機構要求各成員國在發(fā)生2級和2級以上核事件以及引起新聞媒介和公眾關注的核事件時，迅速定級并在24小時內(nèi)通告國際原子能機構。 該分級把事件分成七個等級。 較低的級別（1-3級）稱為事件； 而較高的級別（4-7級）稱為事故； 安全上無重要意義的事件定為低于1級或稱零級，并稱為偏離。 與安全無關的事件稱為分級范圍之外事件。,21,事件分級,22,分析方法,引言 （1）核事件評定程序 （2）核事件根本原因分析 （3）潛在后果分析 （4）輕微事件和未遂失誤傾向分析,23,分析方法,引言 事件分析關注領域 事件物理背景：安全功能：反應性控制；熱量移出；放射性包容。 事件直接原因：設備缺欠；人員失誤；意外、災害 事件根本原因：人因；程序；管理；安全文化,24,分析方法,引言 事件分析的材料要求 材料要求是事件分析的第一步，也是最重要的一步，因為事件分析的正確與否、糾正行動制定的是否合適，都取決于所獲得第一手信息的完整性、準確性及客觀性。 參考我國核電廠運行事件報告所要求的格式及IAEA有關運行事件庫的編碼，材料應該涉及到以下幾方面： 發(fā)生了什么（What）：停堆或停運類型，停運時間，事件 分類（如事件報告準則等），故障初因事件，事件進展序列，主要的失效（人因及技術），事件后果（對運行的影響，放射性后果，經(jīng)濟損失），事件重要性分級等。,25,分析方法,引言 事件分析的材料要求 什么時候發(fā)生的（When）：事件發(fā)生及結(jié)束的日期及時間，當時反應堆所處的狀態(tài)，事件發(fā)生前安全系統(tǒng)的可用性，事件發(fā)生時正在進行的活動，人員、規(guī)程、設備的可用性冗余系統(tǒng)和設備的可用性等。 在哪里發(fā)生的（Where）：所涉及到的廠區(qū)、設備等。 涉及到什么人（Who）：事件所涉及到的班組、人員，他們能夠 從所得到的教訓 中獲益。 如何發(fā)生的（How）：那些立即產(chǎn)生或?qū)е率录墓收?、行動、疏忽或條件。 那些相關的事件（Which）：相關事件的報告等參考資料（即重復發(fā)生的事件）。,26,核事件評定程序,1 檢查是否與核安全或與放射性安全有關：工業(yè)事故；核事件 2 有關事件需要分別考慮三個影響準則： 廠外影響 廠內(nèi)影響 縱深防御 3 選取三者中定級最高者,27,核事件評定程序,1 廠外影響準則 考慮電廠外的實際放射性影響： 釋放的放射性總量 或公眾個人所受照射量 廠外影響3-7級,28,核事件評定程序,2 廠內(nèi)影響準則 包括三個方面： 放射性釋放設施損壞程度 釋放或遷移到廠內(nèi)屏蔽薄弱地點 工作人員的劑量 廠內(nèi)影響2-5級,29,核事件評定程序,3 縱深防御準則 考慮兩個因素： 安全措施失效可能發(fā)生的最大后果 仍然有效的安全措施的數(shù)量及可靠性 縱深防御0-3級,30,核事件評定程序,核事件評定程序使用 實例說明： 由于違反規(guī)程，某工作人員的事故劑量超過規(guī)定年劑量值（50mSv），但是沒有放射性向環(huán)境釋放。 應用核事件評定程序，確定為下述級別： 準則1：無關（無釋放） 準則2：2級（工作人員的事故劑量超過規(guī)定年劑量值） 準則3：1級 （違反規(guī)程）。 取這三個準則所定級別中的最高級別，則該事件定為2級。,31,核事件評定程序,各級的定義 廠外影響準則 7級：大量釋放 放射性數(shù)量1016Bq I-131.相當堆芯大部分儲量（短、長壽命裂變產(chǎn)物混合物）。 有急性健康影響；大范圍（幾個國家）慢性影響；長期的環(huán)境后果。,32,核事件評定程序,6級：明顯釋放 放射性數(shù)量相當于1015-1016Bq I-131. 5級：有限釋放 放射性數(shù)量相當于1014-1015Bq I-131. 4級：少量釋放 最多廠外人員受到的劑量為幾mSv. 3級：極少量釋放 最多廠外人員受到的劑量為十分之幾mSv.,33,核事件評定程序,廠內(nèi)影響準則 5級：反應堆堆芯或輻射屏障的嚴重損壞 百分之幾的燃料熔化或百分之幾的堆芯儲量已從燃料組件中釋放出來 其它設施涉及廠內(nèi)大量放射性釋放 如，大規(guī)模臨界事故、火災、或爆炸。 4級：反應堆堆芯或輻射屏障的明顯損壞，或工作人員受到致死性照射 任何燃料熔化或約1%堆芯儲量從燃料組件中釋放出來 其它設施有1015Bq放射性釋放且無法返回適當儲存區(qū) 一個或多個工作人員受到早期死亡的外部照射（5Gy）。,34,核事件評定程序,3級：嚴重的污染擴散，和/或一個工作人員受到急性健康影響的過量照射 一個或多個工作人員受到為1Gy照射 操作區(qū)的和中子總劑量率50mSv/h事件 其它設施有1015Bq放射性釋放且能返回適當儲存區(qū) 2級：重大污染擴散和/或工作人員受到過量劑量照射 50mSv 設計未考慮區(qū)域內(nèi)出現(xiàn)相當數(shù)量放射性并要求采取糾正行動，相當數(shù)量： 1011Bq Ru-106 液體、或固體污染 1010Bq I-131 氣體（限于建筑物內(nèi)）,35,核事件評定程序,縱深防御準則 縱深防御是保守設計、質(zhì)量保障、監(jiān)督檢查、緩解措施和安全文化的組合。 同時考慮：設備失效、人員差錯、意外和災害。 縱深防御準則分級取決于： 安全功能是否發(fā)揮作用； 安全系統(tǒng)的有效性。 保障核電廠安全的安全功能是：反應性控制； 放射性物質(zhì)得到足夠冷卻； 放射性物質(zhì)的包容。,36,核事件評定程序,按縱深防御準則分級兩種方法： 1 適用于：始發(fā)事件的進程已在安全分析中提供，可以對處理這些始發(fā)事件的安全系統(tǒng)可用性進行分析。適用在功率運行時發(fā)生的事件。 定級依據(jù)：處理事件安全系統(tǒng)的可用性；事件發(fā)生頻率。 2 適用于：安全問題要依據(jù)防止事件發(fā)生的系統(tǒng)和控制來作出評估；不能夠?qū)κ及l(fā)事件和安全系統(tǒng)的可用性分開進行評價 。一般是指有較常時間采取糾正行為的場合。處理這種事件的安全系統(tǒng)通常依靠行政措施，不是像功率運行時依靠自動快速動作的安全系統(tǒng)。 定級依據(jù)：已經(jīng)喪失的安全保護層數(shù)目，以及事件的潛在嚴重性。 如：停堆期間的事件、乏燃料水池的事件、燃料裝卸事件、違反排放規(guī)定等,37,核事件評定程序,按縱深防御準則分級的評定程序 1 根據(jù)始發(fā)事件和安全系統(tǒng)的評定程序（帶功率運行的反應堆事件） 2 根據(jù)預防事故系統(tǒng)和行政控制措施的評定程序 低于1級事件：把1、2評定程序得不出較高級別的事件應該定義低于1級或0級。如：自動停堆過程正常；不影響核電廠安全和正常投入運行的安全系統(tǒng)誤動作；各道屏障無明顯性能惡化；計劃定期檢查或?qū)嶒灂r發(fā)現(xiàn)冗余系統(tǒng)中單一故障或部件不可運行。 附加因素考慮：把1、2評定程序得出的定級提高一級的附加因素。 如：共因失效；規(guī)程問題；與安全文化有關。,38,核事件根本原因分析,目前各個國家使用的核電廠安全事件根本原因分析方法有十余個 IAEA推薦的事故根本原因分析方法主要有： 管理疏忽及風險樹分析 Management Oversight and Risk Tree Analysis-MORT 安全重大事件評價組 Assessment of Safety Significant Events Team-ASSET 人員行為增強系統(tǒng) Human Performance Enhance System-HPES,39,核事件根本原因分析,管理疏忽及風險樹分析（Management Oversight and Risk Tree Analysis-MORT） 管理疏忽風險樹（MORT）是美國能源部推薦的事故根本原因分析方法，利用一種安全程序和管理系統(tǒng)元素按順序和邏輯方式排列的流程圖，顯示出一個動態(tài)的、全面的、理想化的安全系統(tǒng)模型的故障樹。給出了比較簡單的事故分析判斷點，使調(diào)查分析者能夠查出人員遺漏、疏忽、管理系統(tǒng)缺陷和有關的風險。 優(yōu)點：該技術是一個成熟的技術，分析對象重點放在整個管理系統(tǒng)，利用故障樹的技術，提供了多達1500個潛在的原因因素，使用屏障分析，識別出管理所考慮的假想風險。 局限：分析技術較復雜，需要一定的經(jīng)驗，因需要進行廣泛的任務分析而耗時較多，對核電廠人員的日常例行調(diào)查不太適用。,40,核事件根本原因分析,安全重大事件評價組（Assessment of Safety Significant Events Team-ASSET） ASSET分析方法是專門為支持IAEA ASSET服務所開發(fā)出的一個根本原因分析方法，ASSET審評隊利用該方法審查核電廠所發(fā)生的事件，識別出懸而未決的安全問題，從而為核電廠管理層加強管理系統(tǒng)預防事件發(fā)生提供咨詢意見。根據(jù)該方法的邏輯，事件的發(fā)生總是由于人員、規(guī)程或設備未能象預期的那樣執(zhí)行任務，其直接原因在于這三方面中所存在的潛在薄弱環(huán)節(jié)的貢獻，其根本原因在于電廠在這三方面的監(jiān)督大綱中存有缺陷，未能及時去除這些潛在的薄弱環(huán)節(jié)。這個方法可以被用做為一個框架，指導電廠對事件的調(diào)查及分析，以便確定事件的直接及根本原因。 優(yōu)點：該方法的重點放在組織管理問題，可以識別出不同管理層次的責任問題的詳細原因，從而便于提出糾正措施。 局限：其術語及根本原因定義不同于其他分析方法，需要有廣泛知識基礎及實踐經(jīng)驗的人員來進行分析，對分析過程中事件信息的收集及處理缺乏足夠的指南，其手冊中所推薦的過程不容易被遵照執(zhí)行。,41,核事件根本原因分析,人員行為增強系統(tǒng)（Human Performance Enhance System-HPES） HPES系統(tǒng)是美國INPO多年開發(fā)的結(jié)果，已經(jīng)在核工業(yè)領域內(nèi)以不同的形式應用。HPES系統(tǒng)是一種綜合了許多基本調(diào)查過程的方法，其中包括任務分析、變化分析、屏障分析以及事件及原因因素圖。 優(yōu)點：HPES提供了一個技術工具箱，是一個世界上廣泛應用的成熟的靈活的方法，它將重點放在人員行為上，并且對人的行為分析提供了指導。 局限：需要經(jīng)驗及培訓以便能夠有效地應用該技術，糾正行動取決于分析人員的經(jīng)驗，沒有特別地識別出組織問題，對于事件的快速管理總覽可能太過于廣泛。,42,核事件根本原因分析,事件根本原因?qū)嵗?1 程序潛在問題 低效的程序執(zhí)行（工作計劃和日程，預防維修，自我評價）： 無效的糾正措施（問題反復出現(xiàn)）； 笨拙的處理方式（強制人們按照該處理方式工作，如工作管理，工程設計）。 這就是不用程序來處理事情。例如，從不使用一種發(fā)電的漏電平衡單據(jù)計算程序，因為該單據(jù)長而且復雜。取而代之，操縱員使用另外的，絕對自信的，非書面的一種。,43,核事件根本原因分析,2 操作潛在問題 模糊的操作程序； 操縱員機械地使用程序，甚至當他們知道該程序是錯的；缺乏質(zhì)問主動性； 主要由關注生產(chǎn)的情緒支配著做出決定； 雇員存在極大抵觸情緒； 認可并堅持長久性問題沒有解決的設備服役； 缺乏開放性； 沒有評估電廠物資條件匱乏的總效果沒有評估設備不維修的累積效果； 修改電廠沒有秩序-程序沒有隨時改進； 不完善的程序-具有隱含工況階段的程序； 未授權的電廠修改； 處理解決長時期存在的物質(zhì)問題缺乏緊急感。,44,核事件根本原因分析,3 維修潛在問題 維修項目大量堆積； 推遲維修和預防性維修大量堆積； 不能操作的自動設備； 由于維修錯誤引發(fā)停堆； 缺乏必要資金和物質(zhì)條件； 不主動處理解決好物質(zhì)條件問題； 違反即定程序； 處理方式缺乏全局觀點。,45,核事件根本原因分析,4 工程潛在問題 供應配置的管理問題； 電廠修改缺乏準備； 運行/維修支持不充分； 缺乏質(zhì)問態(tài)度： 操縱員機械地使用程序，甚至當他們知道該程序是錯的；缺乏質(zhì)問主動性； 操縱員由于大意產(chǎn)生錯誤： 已經(jīng)公布了操縱員錯誤的很多例子，像各種原因?qū)е洛e誤地開啟或關停水泵； 閥門的狀態(tài)錯誤 不恰當培訓。 執(zhí)行設備檢查和監(jiān)督失效： 機組啟動期間，很多設備（閥門）必須處在正確位置?，F(xiàn)場操縱員使用檢查清單，然后在一定時間（周期）內(nèi)檢查該設備狀態(tài)。 發(fā)電機聯(lián)網(wǎng)以后幾天，發(fā)現(xiàn)應急給水系統(tǒng)閥門處在錯誤位置上（關閉）。這個事件違背了技術說明書（ST）。教訓是：雖然當設備啟動期間從設備檢查和監(jiān)督大綱里會發(fā)現(xiàn)這種失誤，但是控制室人員沒有遵照指令去做。,46,核事件根本原因分析,5 放射性操作潛在問題 缺乏放射性操作的計劃和實踐； 工人超劑量輻照； 缺乏放射性培訓； 放射性輻照和個人污染趨勢上升。,47,潛在后果分析,目的：根據(jù)實際運行經(jīng)驗，驗證核電廠的縱深防御是否有足夠的能力對付可能出現(xiàn)的事故（特別是超設計基準事故）；也是運行經(jīng)驗反饋應用的一個非常重要的方面。 三個步驟： （1）確定可能的分析對象（實際或潛在失效的狀態(tài)；及人員不適宜的行動）； （2）尋找潛在風險過程； （3）評價核電廠縱深防御有效性。,48,潛在后果分析,確定分析對象： 考慮以下兩種情況： 1） 已確定的分析對象，這包括： 可能帶來其它未經(jīng)分析風險已確定的分析對象； 實際發(fā)生的異常或部分失效轉(zhuǎn)變成潛在的完全失效等。 2） 潛在的分析對象，這包括： 設備潛在的共模失效； 同樣的設備失效可能發(fā)生在其它安全重要的系統(tǒng)； 電廠人員良好實踐或偶然的好的行動不起作用。,49,潛在后果分析,尋找潛在風險過程： 分為兩種情況考慮： 正常運行操作：對于各種有關的正常運行操作，所確定的實際或潛在的分析對象可能會導致后果偏離預定的方向，甚至惡化到不可接受的地步；這些正常運行的操作包括正常運行、維修、定期試驗、預期瞬態(tài)等。 事故狀態(tài)下：在事故狀態(tài)下，所確定的實際或潛在的分析對象可能會導致加劇不可接受的后果；這些狀態(tài)包括核電廠設計中所考慮的、類工況，附加超設計基準工況，以及內(nèi)、外部侵犯等。 此外，還可以根據(jù)實際發(fā)生的過程還是潛在可能發(fā)生的過程來進行潛在風險過程的尋找及確定。 實際過程：從核電廠實際發(fā)生的事件過程出發(fā)，考慮可能的條件變化，尋找潛在的不同的發(fā)展過程及其風險。 潛在過程：非真實發(fā)生的事件過程，可以在假設的有關正常運行及事故狀態(tài)條件下，根據(jù)真實的事件情況分析可能的發(fā)展過程及其風險情況。,50,潛在后果分析,評價核電廠縱深防御有效性及風險： 根據(jù)以上確定的潛在風險過程，通過事件樹的方法來實現(xiàn)詳細的潛在事件序列的構建，以評價有關電廠縱深防御的有效性及風險情況。 其思想是基于PSA（概率安全評價）或安全分析中所考慮的所謂事故的初因事件出發(fā)，以與之關聯(lián)的不可接受的后果（如堆芯熔化）為終，考慮相關的電廠縱深防御（電廠保護系統(tǒng)、工程安全設施、規(guī)程以及人員必要的干預等）的有效與否，勾畫出事件可能發(fā)展的途徑及其風險情況。,51,潛在后果分析,予以特別關注的超設計基準事故初因事件 參考初因事件清單如下： l 喪失一回路冷卻劑事故（LOCA）； l 二回路主蒸汽管線斷裂（SSLB）； l 蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂（SGTR），以及二回路主蒸汽管線斷裂（SSLB）+蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂（SGTR）； l 喪失最終熱阱（H1）； l 喪失蒸汽發(fā)生器給水（H2）； l 全廠斷電（H3）； l 未能停堆的預期瞬態(tài)（ATWS）； l 一回路瞬態(tài)； l 二回路瞬態(tài)； l 喪失廠外電； l 喪失壓縮空氣； l 硼稀釋； l 一回路中環(huán)路水位運行時喪失冷卻等。,52,潛在后果分析,事件樹的構建流程圖,53,輕微事件和未遂失誤傾向分析,世界運行核電廠經(jīng)驗反饋數(shù)據(jù)統(tǒng)計表明，核電廠重大事件發(fā)生以前，會出現(xiàn)無數(shù)個事件發(fā)生的先兆。如果，核電廠在重大事件發(fā)生前，分析確認的輕微事件(low level events)和未遂失誤(near misses)傾向，制定相應糾正措施應該可以避免這些重大事件發(fā)生。 介紹一種在核電廠經(jīng)驗反饋分析中，稱為“分析輕微事件和未遂失誤傾向提高核電廠安全性能”的方法，避免運行核電廠重大事件發(fā)生和保障核電廠安全，達到防患于未然的目的。簡要介紹該方法在核電廠安全監(jiān)管中的應用。,54,輕微事件和未遂失誤傾向分析,1 未遂失誤例子 一位操縱員把他的手放置在錯誤開關上，然而，啟動開關以前他立刻意識到他的錯誤； 透平廠房一位工匠看到一位同伙沒有正確使用安全設備和沒有執(zhí)行正確操作。他指出同伙的問題，從而避免了一個潛在安全事故； 一位穿著污染防護服的工匠工作在反應堆堆坑的懸梁上。該工匠滑了一跤，如果他沒有系安全帶，他可能會墜落到堆坑里； 一位操縱員步行通過電廠，當時他向上看，并且看到了一位工匠從腳手架上踢掉一個工具落下來。操縱員迅速躲避防止了傷害。 這些例子表明未遂失誤所發(fā)生的是沒有后果的事情。如果不是及時采取個別措施的話，事件結(jié)果會決然不同。一些業(yè)主把未遂失誤報告稱謂“恰好把握（good catches）”，事實上強調(diào)：由于及時察覺和采取個別適當措施防止了一次重大事件。,55,輕微事件和未遂失誤傾向分析,2 從未遂失誤到輕微事件再到嚴重事故的演變 分析重大事件和輕微事件或未遂失誤的關系，會發(fā)現(xiàn)重大事件，輕微事件和未遂失誤全都具有共性：相同的潛在弱點，該弱點出自于相同的屏障失效和根本原因。所有這些事件不同點僅僅在于它們各自的后果。 正如縱深防御所關注的那樣，一項有效糾正措施程序文件可以用在所有級別事件分析上。關鍵是確認對共性原因貢獻的最大潛在弱點是什么，并且隨后采取有效的糾正措施。照此辦法，幫助編排程序和進行傾向分析。 正如所關注單個人為事件那樣，可能應當充分的報告和討論這些事件，因為隔絕起來它們就不會達到需要廣泛改進的目的。另一方面，觀察到這種事件大量重復發(fā)生，這類事件具有共同模式或相同原因也就容易歸結(jié)于一種更通用的糾正措施。,56,輕微事件和未遂失誤傾向分析,圖表示輕微事件到嚴重事故的演變：表明一個輕微事件演變到一個更重大事件再到一個嚴重事故，取決于突破多少道防線。防線包括實體屏障；管理屏障（程序，校驗）和正確操作（源于培訓，安全文化等綜合結(jié)果）。 1 從輕微事件到失效，防線（LOD）有作用但是失效了。這些防線是組織機構類型，只能失效時才能研究它們。 2 防線有作用，并且它們一般是成功的。僅能它們失效時研究它們。它們屬于組織機構和設計類型。 3 防線不起作用。它們是未知的或許是成功的：這是PSA的任務。它們是關系到所有設計類型。 4 防線不起作用。關于它們不是很了解，對它們研究的不充分。稍許了解它們的改進進展。它們一般是設計類型。,57,輕微事件和未遂失誤傾向分析,58,輕微事件和未遂失誤傾向分析,傾向分析工具 下面說明的分析工具不僅具有適用性，所介紹的也是數(shù)據(jù)分析成熟技術。 （1） Pareto圖和分析 Pareto 準則是用于演示不平衡分布的一個數(shù)學模型。意大利經(jīng)濟學家V. Pareto發(fā)明了該準則。他觀察意大利20%的人掌握著80%的財富。V. Pareto準則（或80/20定律）是一種自然存在的客觀變化，可以用在任何領域。V. Pareto準則幫助我們找到“巨大撞擊（big hitters）”。應用V. Pareto準則讓我們可以集中有限資源來解決/改善“巨大撞擊”，不然“巨大撞擊”會引發(fā)嚴重問題。利用該方法，我們可以使我們致力于改進的效率最大化。 進行V. Pareto分析的六個階段： 1) 收集數(shù)據(jù)（來源于初始條件報告CR）； 2) 范疇數(shù)據(jù)/問題（根據(jù)初始目標的傾向范疇體系）； 3) 說明時間周期（即，一個月）； 4) 計算每個范疇的累計百分比，%=局部/總量； 5) 按照遞減序列排列每一個范疇 一個V. Pareto圖描繪出問題或給出限制范疇。按照遞減序列繪制出問題范疇。因為該圖不能表示數(shù)據(jù)如何隨時間變化，因此，僅僅確認“巨大撞擊”范疇，一般按照前6-12個月繪出每個范疇。 6) 問題范疇確認辦法是與總量的80%相比較（或近似80%） 使用Pareto 準則必須要有一個問題范疇的濃集度，如果問題分布相等，就不能使用80/20定律。,59,輕微事件和未遂失誤傾向分析,（2） 控制圖 1) 控制圖是一個管理工具，該工具展示一段時間測度的結(jié)果隨著限值上下統(tǒng)計決定。該工具可以用在人因和設備性能兩種問題上。 2) 估價每一個參數(shù)（即，運行或設計過程的配置控制、工程或物質(zhì)條件的配置控制），確定一段時間初始條件報告的平均值（即，6個月）； 3) 確定初始條件報告數(shù)據(jù)組的標準偏差。標準偏差是平均值離散度大小的量度。樣本統(tǒng)計偏差計算(STDVEP)中可以使用Excel軟件的統(tǒng)計功能。 4) 當初始條件報告參數(shù)的數(shù)量大于（或小于）2個標準偏差高于（或低于）平均值，這個區(qū)域面積應該進一步審查/分析，以便確定偏差的潛在因素。 如果有足夠的數(shù)據(jù)能夠確定合理的平均值和標準偏差，可以使用專業(yè)判斷做出傾向結(jié)論。,60,輕微事件和未遂失誤傾向分析,（3） 傾向圖示法 傾向分析可以使用相應圖示方法和/或傾向數(shù)據(jù)計算方法，來確定是否存在潛在傾向。傾向分析專家分析這些領域的有用數(shù)據(jù)，確認那些領域需要更詳細研究。如果確認系統(tǒng)、項目或組織機構傾向，分析專家應當審查特定領域關注點的有用數(shù)據(jù)。 為了提供更實用分析傾向，分析專家會按次序把數(shù)據(jù)格式化，應用格式化方法會使得確認更清晰。例如，當分析一個部門事件歷史時，選擇規(guī)格化人因誤差率來計算人-小時工作量。,61,案例分析,1 三哩島事故 2 切爾諾貝利事故 3 其它,62,案例分析,三哩島事故 事故背景 核電機組：Babcock % Wilcox (B&W)公司；兩環(huán)路4臺冷卻劑泵；961MWe97%功率運行；壓力152bar： 高壓安注系統(tǒng)：數(shù)臺安注泵；自動啟動壓力（冷卻劑系統(tǒng)壓力）110bar； 關閉壓力197bar； 安注箱（堆芯再淹沒系統(tǒng)）：冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到41bar自動啟動； 低壓安注系統(tǒng)：冷卻劑系統(tǒng)壓力下降28bar自動啟動； 堆芯剩余釋熱：停堆時間 MW(t) 1 分 97 1 小時 36 1 天 13 1 周 51 1 月 21,63,三哩島冷卻劑系統(tǒng)圖,64,三哩島核電廠2#機組反應堆圖,65,案例分析,三哩島事故 第1階段 始發(fā)事件 1979年3月28日 04：00：37 am 二回路所有主給水泵停轉(zhuǎn)；主汽輪機停轉(zhuǎn)； 36秒 冷卻劑系統(tǒng)壓力155bar；冷卻劑系統(tǒng)泄壓閥開啟； 8秒 冷卻劑系統(tǒng)壓力162bar；引發(fā)反應堆緊急停堆； 輔助給水泵啟動；但是，泵和蒸氣發(fā)生器之間的閥門處在關閉狀態(tài)； 2分4秒 反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到110bar；高壓安注系統(tǒng)啟動；穩(wěn)壓器水位上升。,66,案例分析,三哩島事故 第2階段 小破口失水 13秒 反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到152bar減壓閥自動關閉整定值；但是，泄壓閥沒有關閉； 6分 穩(wěn)壓器氣囊消失；反應堆冷卻劑泄壓箱壓力迅速上升； 7分43秒 污水泵啟動把反應堆污水坑水排到輔助廠房廢水箱； 8分 蒸汽發(fā)生器干涸；操縱員發(fā)現(xiàn)輔助給水閥門關閉，開啟閥門； 18分 通風系統(tǒng)測得氣體放射性急劇增加；反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力僅有83bar；,67,案例分析,三哩島事故 第3階段 小破口失水，連續(xù)泄壓 20分1小時 反應堆冷卻劑系統(tǒng)70bar，溫度290 oC；核燃料尚未大量破損； 1小時14分 冷卻劑泵B震動，操縱員關閉冷卻劑泵B；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)； 1小時40分 冷卻劑泵A震動，操縱員關閉冷卻劑泵A；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)； 冷卻劑高出堆芯頂部30厘米；堆芯升溫瞬變開始；,68,案例分析,三哩島事故 第4階段 堆芯升溫瞬變 1小時50分（110分）堆芯元件第一次裸露； 2小時18分（138分）操縱員發(fā)現(xiàn)卸壓閥卡開，關閉卸壓閥的截止閥；但是沒有加大高壓安注，事故繼續(xù)； 2小時55分（175分） 宣布廠區(qū)應急；放射性監(jiān)測報警；堆芯部分燃料燒毀； 3小時20分7小時（200分-420分）；冷卻劑泵沒有運行；堆芯15米裸露1小時燃料大量燒毀；,69,案例分析,三哩島事故 第5階段 持續(xù)泄壓 7小時38分 操縱員打開卸壓閥的截止閥，關小高壓安注；失去冷卻劑引起第二次堆芯裸露； 8小時41分 反應堆冷卻劑系統(tǒng)達到41bar；安注箱注水；但是很小，操縱員認為堆芯被注滿水； 9小時50分 氫爆脈沖；安全殼噴淋6分鐘；反應堆冷卻劑系統(tǒng)減壓至30bar；操縱員減壓投入低壓安注系統(tǒng)失?。?28bar）； 11小時08分 操縱員關閉卸壓閥；有2小時安注箱停止注水；高壓安注小流量；蒸汽發(fā)生器不能使冷卻劑形成自然循環(huán)；堆芯長時間失去任何冷卻手段；第三次堆芯裸露；,70,案例分析,三哩島事故 第6階段 增壓和最終確立穩(wěn)態(tài)冷卻 13小時51分操縱員從新關閉卸壓閥截止閥；加大高壓安注流量；結(jié)束堆芯第三次裸露； 15小時51分 成功啟動環(huán)路 A的一臺冷卻劑泵；熱管溫度293 oC冷管溫度 205oC；流體經(jīng)過蒸汽發(fā)生器；反應堆冷卻劑系統(tǒng)恢復移出衰變熱的能力。,71,案例分析,三哩島事故 事故后果：堆芯3次裸露；鋯包殼總量的30%-40%被氧化；堆芯上部1/3嚴重損壞； 放射性惰性氣體的30%-40%被釋放；10%-15%的碘、鍶、艷從燃料中釋放；但是被安全殼包容，少量釋放到環(huán)境； 半徑80公里范圍200萬居民的集體劑量當量約 20人Sv；最大個人計量1mSv；名工作人員收照射分別38、34、31mSv； 巨大經(jīng)濟后果：經(jīng)濟損失200億美元以上，美國核電工業(yè)推遲20年。,72,案例分析,三哩島事故 物理背景：堆芯衰變熱移出的反應堆安全功能失效，引發(fā)反應堆嚴重事故； 直接原因：穩(wěn)壓器卸壓閥故障；操縱員判斷、操作失誤； 根本原因：反應堆設計；設備質(zhì)量保證；人員培訓；人機接口（人因工程）；檢修規(guī)程；經(jīng)驗反饋：1977年9月美國Ohio州 Oak Harbor市 Davis-Besse 核電廠發(fā)生類似瞬態(tài)事件，但是，事故21分鐘，操縱員正確判斷穩(wěn)壓器卸壓閥卡開，他們關閉了下游連接的截止閥 從而結(jié)束事故。該核電機組也是由B&W公司設計的相同型號的核電機組。 改正措施：操縱員模擬機培訓；按照人因工程設計主控室；反應堆改進執(zhí)行三哩島行動計劃；建立全世界范圍運行經(jīng)驗反饋體系。,73,案例分析,三哩島事故 問題： 1 是那項反應堆安全功能失效導致三哩島事故？ 2 請描述導致三哩島事故的初始事件？ 3 三哩島事故是INES分級那級核事故？ 4 根據(jù)反應堆堆芯傳熱理論分析三哩島事故的成因？ 5 三哩島事故中的設備和設計問題？ 6 三哩島事故中的操縱員操作失誤？ 7 三哩島事故中運行和操作規(guī)程問題？ 8 三哩島事故中的業(yè)主管理問題？ 9三哩島事故給縱深防御準則帶來的新思考？ 10三哩島事故中那些反應堆安全功能發(fā)揮了作用？,74,案例分析,三哩島事故問題和答案 1 是那項反應堆安全功能失效導致三哩島事故？ 放射性物質(zhì)得到足夠冷卻 （堆芯衰變熱移出）功能失效，導致部分堆芯熔融的嚴重事故。 2 請描述導致三哩島事故的初始事件？ 始發(fā)事件 1979年3月28日 04：00：37 am 二回路所有主給水泵停轉(zhuǎn)；主汽輪機停轉(zhuǎn)； 36秒 冷卻劑系統(tǒng)壓力155bar；冷卻劑系統(tǒng)泄壓閥開啟； 8秒 冷卻劑系統(tǒng)壓力162bar；引發(fā)反應堆緊急停堆； 輔助給水泵啟動；但是，泵和蒸氣發(fā)生器之間的閥門處于關閉狀態(tài)； 2分4秒 反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降到110bar；高壓安注系統(tǒng)啟動；穩(wěn)壓器水位上升。,75,案例分析,三哩島事故問題和答案 3 三哩島事故是INES分級那級核事故？ 按照廠內(nèi)影響準則的最高級，5級。 4 根據(jù)反應堆堆芯傳熱理論分析三哩島事故的成因？ 傳熱能力形成三個條件：熱阱；傳熱方式（冷卻手段）；傳熱介質(zhì)堆芯冷卻劑（水）裝量。 5 三哩島事故中的設備和設計問題？ 卸壓閥門質(zhì)量和設計；控制臺顯示：輔助給水閥門狀態(tài)指示信號，堆芯冷卻劑（水）裝量指示信號，卸壓閥門狀態(tài)。,76,案例分析,三哩島事故問題和答案 6 三哩島事故中的操縱員操作失誤？ 操縱員關閉冷卻劑泵B；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)；操縱員關閉冷卻劑泵A；環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)（破壞傳熱方式）；1小時50分（110分）堆芯元件第一次裸露； 2小時18分（138分）操縱員發(fā)現(xiàn)卸壓閥卡開，雖然關閉卸壓閥的截止閥；但是沒有加大高壓安注流量，事故繼續(xù)；操縱員打開卸壓閥的截止閥，關小高壓安注（減少堆芯水裝量）；失去冷卻劑引起第二次堆芯裸露； 使反應堆冷卻劑系統(tǒng)繼續(xù)減壓；雖然反應堆冷卻劑系統(tǒng)達到41bar（加大冷卻劑系統(tǒng)蒸汽含量，環(huán)路中存在氣體空間冷卻劑無法形成自然循環(huán)，破壞傳熱方式）；安注箱注水；但是很小，操縱員認為堆芯被注滿水；11小時08分有2小時安注箱停止注水；高壓安注小流量；蒸汽發(fā)生器不能使冷卻劑形成自然循環(huán)；堆芯長時間失去任何冷卻手段；第三次堆芯裸露；,77,案例分析,三哩島事故問題和答案 7 三哩島事故中運行和操作規(guī)程問題？ 事故處理規(guī)程：因為震動關閉冷卻劑泵錯誤；規(guī)程應該首先保證安全功能實現(xiàn)（特別堆芯衰變熱移出：熱阱、傳熱方式、水裝量）；維修后檢查規(guī)程。 8 三哩島事故中的業(yè)主管理問題？ 運行經(jīng)驗反饋；操縱員培訓；錯誤事故規(guī)程制定；維修后檢查規(guī)程制定；設備質(zhì)量保證。 9三哩島事故給縱深防御準則帶來的新思考？ 縱深防御準則正確性經(jīng)受了實踐考驗，緩解事故、包容放射性；但是，操縱員錯誤能夠使縱深防御準則失效；核電工業(yè)提出“人因工程”；操縱員模擬機培訓。 10三哩島事故中那些反應堆安全功能發(fā)揮了作用？ 反應堆安全功能三項中兩項發(fā)揮了作用：反應性控制；放射性包容。,78,案例分析,三哩島事故經(jīng)驗反饋 修改美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.34(f) 要求新建核電站必須對三里島事故以后，所總結(jié)的安全問題提出應對措施或處理意見，送交 NRC審查。 NRC制定導則三里島行動計劃NUREG-0660和NREG-0737附加要求： （1）一回路功能保護 ；輔助給水系統(tǒng)評價、自動動力排放閥隔離系統(tǒng)、自動減壓系統(tǒng)動作、氫控制系統(tǒng)評估等5項。 （2）安全保護系統(tǒng) ：模擬器能力 、控制室設計 、 氫氣控制 、閥門位置指示 等28項 （3）管理程序：工業(yè)經(jīng)驗 、質(zhì)量保證大綱 、安全殼設計 、氫氣復合器 、管理大綱 等7項,79,案例分析,切爾諾貝利事故 事故背景： RBMK類型1000MWe級大型石墨壓力管式沸水堆（類似于壓力管式壓水堆，蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器位于堆外）； 反應堆固有設計缺欠：堆芯具有正汽泡反應性、控制棒擠水棒正反應性效應、無安全殼廠房屏蔽、無縱深防御準則； 運行管理混亂：實驗規(guī)程不完整、運行指令、規(guī)程不規(guī)范； 實驗前反應堆狀態(tài)：4月26日1時，解除應急冷卻系統(tǒng)備用連鎖，反應堆200MWt運行；堆芯處于降功率過程“Xe中毒”狀態(tài);人為解除蒸汽發(fā)生器蒸汽壓力和水位低值事故保護信號；投入8臺水泵加大水流量運行，堆芯（汽泡正反應性效應若汽泡減少）負反應性效應，引發(fā)自動調(diào)節(jié)棒提出堆芯；人為提升手動棒（維持反應堆200MWt運行）；堆芯僅有6-8根控制棒（少于30根限值）；,80,切爾諾貝利核電廠流程圖,81,案例分析,切爾諾貝利事故 事故背景： 主要優(yōu)點： RBMK類型核電站的低功率密度提供了承受較大的全廠斷電能力，可以在一個小時內(nèi)堆芯不會損傷； 機組可以在運行時換料，提高了可利用率水平； 石墨慢化劑設計允許使用輕水做慢化劑反應堆不適用的燃料。,82,案例分析,切爾諾貝利事故 事故背景： 主要弱點： RBMK類型設計與大世界多數(shù)核電站的最主要差別是RBMK類型設計沒有鋼和/或重混凝土安全殼結(jié)構作為事故期間防止大量放射性釋放的最后屏障。1979年三島2#機組事故表明美國為代表的西方類型反應堆安全殼的有效性，盡管堆芯燃料一定程度熔融，事實上全部放射性被保存在安全殼內(nèi)。在Chernobyl事故，RBMK機組發(fā)生事故的系統(tǒng)（RBMK形式的安全殼），不能承受事故沖擊力。雖然估計爆炸釋放的能量高于大多數(shù)安全殼設計所能承受的，但是安全殼結(jié)構可以防止放射性物質(zhì)在Chernobyl釋放； 事故緩解系統(tǒng)有限和無效；,83,案例分析,切爾諾貝利事故 事故背景： 反應堆控制系統(tǒng)潛在很多失調(diào)，潛在著導致順利恢復的困難； 當冷卻水喪失，反應堆產(chǎn)生快速核鏈式反應和功率增加。該特性被稱為“正空泡系數(shù)”，前蘇聯(lián)工程師應該用快速落控制棒和其他方式的設計緩解這種瞬發(fā)效應。所有RBMK反應堆作的修改是適當維持正空泡效應足夠低，以便防止像切爾諾貝利Chernobyl事故那樣核功率突增。美國類型輕水反應堆設計成，具有相反的特性“負空泡系數(shù)”所以當反應堆失水時，核鏈式反應自動停止； 防火系統(tǒng)不適當； 在石墨砌體中有限的蒸汽反應遏制能力； 電氣和安全系統(tǒng)的實體分離和余度； 雜亂的管道布置。,84,案例分析,切爾諾貝利事故 核電機組實驗（發(fā)電機惰轉(zhuǎn)特性）： 1986年4月26日1時23分04秒 核電機組8號汽輪機緊急截止閥關閉停止向汽輪機供汽，反應堆應該自動停堆；但是，操縱員解除了停機-停堆連鎖保護信號維持反應堆200MWt運行；關閉4臺水泵（因為不需要向汽輪機供汽）堆內(nèi)蒸汽量增加，汽泡正反應性引發(fā)自動棒下插； 1時23分31秒 反應性繼續(xù)增加（自動棒不能補償汽泡正反應性）；功率急劇上升； 1時23分40秒 值班長下令緊急停堆；堆芯具有正氣泡反應性和控制棒擠水棒正反應性效應相加；導致反應堆功率劇增；40秒上升100倍； 1時24分 發(fā)生兩次爆炸；引發(fā)反應堆廠房、汽輪機廠房大火；油管損壞、電纜短路、放射性輻照造成附近區(qū)域30余處火災； 26日5時 撲滅火災 11月 使用混凝土封閉4號機組；繼續(xù)清除放射性污染；,85,案例分析,切爾諾貝利事故 事故后果： 嚴重人員傷亡：爆炸死亡2人；237人受到臨床效應超劑量照射，其中134人輻射病死亡； 東歐廣大地區(qū)環(huán)境和居民受到放射性污染：1986-1987年20萬人受到100mSv以上平均劑量照射；從事故后從禁區(qū)周圍（30公里半徑）撤離萬余名居民，其中5%受到大于100mSv以上平均照射劑量； 北半球各國不同程度受到事故影響：最大的平均個人計量約為08mSv至12mSv； 巨大經(jīng)濟和社會后果：經(jīng)濟損失約200億美元以上，引發(fā)世界性反核浪潮，為核電工業(yè)發(fā)展構成巨大沖擊，留下難以消除的陰影。,86,案例分析,切爾諾貝利事故 物理背景：堆芯瞬發(fā)臨界，使反應堆安全功能迅速全部失效，引發(fā)災難性嚴重事故； 直接原因：設計缺欠；人員違規(guī)操作； 根本原因：管理部門和業(yè)主不具備健全的核安全文化 改正措施：取消或改進該種類型反應堆；國際核工 業(yè)協(xié)助核電站管理部門和業(yè)主健全核安全文化。,87,案例分析,切爾諾貝利事故 問題： 1 切爾諾貝利事故物理背景是什么？ 2 切爾諾貝利核電廠運行，用反應堆理論說明為什么堆芯水量增加、汽泡減少控制棒會自動提升？ 3 切爾諾貝利事故是INES分級那級核事故？ 4 切爾諾貝利核電廠是那種類型反應堆/使用的慢化劑、冷卻劑？ 5 切爾諾貝利事故中的設備和設計問題？ 6 切爾諾貝利事故中的操縱員操作失誤？ 7 切爾諾貝利事故中運行和操作規(guī)程問題？ 8 切爾諾貝利事故中的業(yè)主管理問題？ 9 切爾諾貝利事故帶給世界核工業(yè)帶來的新思考？ 10 防止切爾諾貝利事故再發(fā)生應該采取的措施？,88,案例分析,