核电厂概率安全评价(PSA)技术研究正式版
Through the reasonable organization of the production process, effective use of production resources to carry out production activities, to achieve the desired goal.
核电厂概率安全评价(PSA)技术研究正式版
核电厂概率安全评价(PSA)技术研究正
式版
下载提示：此安全管理资料适用于生产计划、生产组织以及生产控制环境中，通过合理组织生产过
程，有效利用生产资源，经济合理地进行生产活动，以达到预期的生产目标和实现管理工作结果的把控。文档可以直接使用，也可根据实际需要修订后使用。
核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安
全运行。
1 PSA评价方法
1.1 概率论（PSA）方法
引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA 方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：1）对所有事故谱（初因）进行评介；
2）对所有事故序列进行评价；
3）所有评价定量化。
核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故
的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。
1.2 初因的确定
首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文件资料以及作为PSA分析对象的核电厂设计资料进行工程判断，从中编制出初因事件的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事件，这些事件需要安全系统的投入以减缓后果并将反应堆带入安全状态。然后对事件进行分类，分类的准则是所需的系统响应和成功准则是否一致。
图1 PSA评价流程图
初因事件的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体情况；参考现存的报告，如EPRI-2230（1982）第三部分：“预期瞬态的发生频率”；参考类似核电厂现存的PSA报告。
在1995年进行的大亚湾和岭澳核电厂PSA分析中，确定了一次管道破口、蒸汽传热管破裂、二次管道破裂、丧失蒸汽发生器给水、丧失热阱、丧失厂外电源、PTWS 以及瞬态共八大类初因。秦山核电厂目前正在进行的PSA评价的初因事件评选也基本类似。
1.3 事件树的建立
对于不同组的初因，核电厂的系统响应是不一样的。在建立事件树时，要了解核电厂为控制产生的能量和放射性危害所必须的安全功能，这些安全功能是由一系列防止堆芯熔化、防止安全壳失效或减少放射性泄漏的动作所组成。表1列出了核电厂典型的安全功能和它们的目的。
在不同的核电厂和不同的初因下，为完成核电厂的安全功能所必须的系统响应是不一样的。分析人员在建立事件树时需要对核电厂在不同的情况下的响应有很深的了解。在事件树中还需要考虑操作规程和操作员动作的影响。这些都需要分析人员分析大量的有关核电厂设计、系统功能、运行规程的详细资料，并且参考安全
分析报告。在分析的过程中，应该考虑到其中的保守倾向，需要的时候要进行热工水利计算。
表1 核电厂安全功能及其目的
见表
在建立事件树时，需要确定其中的题头事件。一般说来，题头事件的确定对事件树的繁简有很大的影响。通常可以把作为一个整体的某个前沿系统的一个响应作为一个题头。图2是秦山核电厂PSA蒸汽传热管断裂（SGTR）事件树图。
1.4 系统故障树分析
事件树题头所表示的大多数功能都是由一组系统来完成的。要对事件树进行定
量化计算，就要建立详细的系统模型，对系统进行全面的描述。
在进行系统故障树分析时，首先要对事件树题头进行分析，确定所需分析的系统和成功准则。确定了系统之后，还需要划定所分析系统的边界，比如前沿系统与支持系统的接口以及相关系统的相互关系。
在核电厂PSA中，故障树分析是定义系统不希望发生的状态（顶事件），然后对系统进行分析找出可以导致顶事件发生的所有途径。核电厂PSA故障树的结构图如下：
图2 蒸汽发生器传热管断裂（SGTR）
事件树图
·顶事件：堆芯溶化，或者是某特定功能的失效，或者是某特定系统的失效。
·逻辑关系：反映出管道和仪表简图的逻辑关系，反映出所需的成功准则。
·基本事件：基本事件的分解层次取于数据的收集，在前沿系统故障树中，支持系统的失效可以作为待发展事件来处理，需要考虑人因失效和共因失效。
故障树所包含的失效模式以及失效数据是由分析对象核电厂以及世界上其他类似核电厂的运行记录而来的。
1.5 事故序列定量化计算
事故序列定量化计算的工作就是将事件树分析与故障树分析相结合得到堆芯熔
化频率。
（1）在进行定量分析时，首先要处理事件之间的相关性。相关性主要分为两类：相同的支持系统，如几乎所有的安全系统都用到厂用电系统，这些系统之间因为其用了厂用电系统就有系统相关性；共用的部件，如安注系统和安全壳喷林系统都要用到PTR水箱，也使得系统之间有了相关性。按照处理系统的相关性的不同，可以分为大事件树/小故障树和大故障树/小事件树两种方法。前者相关性是直接在事件题头中进行处理的，后者所有的相关性都在前沿系统中考虑，在事件树中不出现支持系统和共用部件。在处理上，通过布尔代数自动解决相关性。
（2）在事件树分析结束并有了相应系统的故障树之后，就可以进行事故序列定量化计算。在计算之前，首先要分析事件树，确定所需前沿系统及其支持系统，选定所需的故障树。由于核电厂故障树比较庞大，而且求解事故序列时需要把多个系统的故障树连接求解，要使用专门开发的计算机程序来进行，比如SETS、TISK SPECTRUM等。
1.6 结果分析
由于初因和基本事件中存在的误差在故障树和事件树中传播，使得故障树顶事件和事故序列的不可用度和发生频率也必然存在误差，所以必须进行不确定性分析。语差主要来源于：数据收集的不充
分、人因数据的误差和共因失效的误差。在实际分析中，不确定性分析采取的主要方法是蒙特卡罗抽样法。
在定量计算之后，尚需进行重要度分析，用来辨别对堆芯熔化起重要作用的部件。
2 PSA的应用及研究发展
PSA在核电厂可以运用的领域包括：
·技术规范书的重编
·电厂配置的管理
·在役试验程序的改进
·电动阀的试验
·在线维修和计划与进度安排
·维修章程的执行
·安全泄漏率试验
·分级质量保证
·主要部件的评价
·核废料的存储、运输和处理
2.1 以风险为基础的技术规范书的改进
核电厂中，技术规范书通常包括：安全系统的参数限值；运行限制区；允许后撤时间（AOT）；离线监控试验间隔（STI）；设计特性；管理要求。在这些部分中，AOT和STI适用于运用风险为基础的改进。
核电厂风险管理系统（RMS）
RMS是一个在线工具，用来跟随电厂可用度和配置的变化，以实时的方式给出具有重要风险意义的信息以及评价在线维修
的风险影响，为电厂管理决策提供支持。
以可靠性为中心的维修（RCM）
RCM的主要特点就是按照系统和设备在核安全中的重要度来确定维修策略。系统和设备的重要度就是按照RSA的分析结果来确定的。RCM可以对核电厂主要系统的维修优化。
2.2 PSA的研究发展
事故场景的鉴别
鉴别出系统中所有可能的事故场景，是对潜在事故进行风险评估及后果分析的基础。事故场景的鉴别在很大程度上依赖于分析人员的经验。开发和建立实际工程系统的计算机辅助事故场景分析系统，建立分析模型，对于事故场景分析是一条有
效的发展途径。
3 结束语
核电厂PSA评价技术是核电厂安全评价近年来广泛采用的评价方法。其方法和手段在不断补充和改进，它可以为核电厂提供安全的、最优化的决策依据。随着国内核能的不断发展，PSA技术在我国核电厂安全评审中将起着非常重要的作用。
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秦山核电厂安全电源可靠性分析(二)-安全评价师考试.doc
可能的改造方案有两个。方案一：把2271线路就近改接到浙江电网（南湖变电所或嘉兴发电厂），架空线路的距离可减少一半，遭雷击等故障的可能性减小，线路本身的可靠性增加。投资也不大，原架空线路在南湖变电所和嘉兴发电厂之间穿过，大部分原线路还可利用，需要增加一台开关和相应的保护。从电源可靠性分析，原从上海电网引接安全电源，考虑到当时浙江北部电网相对比较弱，220kV变电所少，没有发电厂，安全电源需要独立可靠，所以从上海接。但近几年浙北电网大大加强了，秦山周围增加了220kV跃新变电所，嘉兴电厂、秦山二期、三期相继投入运行，550kV王店变电所也投入运行，浙北电网全网失电可能性几乎没有，所以可以从南湖变电所或嘉兴发电厂引接安全电源。这样，浙北电网非常可靠，新线路比原线路可靠，因此，整体可靠性就提
高了。方案二：可在方案一的基础上，从秦山三期接一路220 kV电源，实现两路电源并联运行，克服单电源的缺点。秦山三期距离我厂1 km，所以线路投资少，再增加两台开关和一套保护，投资也不大。此方案使一、二、三期安全电源相互备用，因为二、三期的启动/备用电源也是单电源结构（从220kV跃新变接），可大大增加一、二、三期安全电源可靠性。但此方案要在方案一的基础上才成立，因为上海、浙江电网220kV 开环运行，不允许并列运行。如果我们接在上海电网，即使把三期的220 kV拉过来，但不能并联运行，就起不到增加可靠性的作用。第二电源的可靠性分析和对策我厂安全电源的第二电源为：高压厂变和6 kV工作段。正常运行时启/备变带6 kV公用段运行，高压厂变带6kV工作段运行，6 kV工作和公用段的联络开关断开，当启/备变失电
HAF003核电厂质量保证安全规定
核安全法规 HAF003（91） 核电厂质量保证安全法规 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改） 本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释
目录 第一章引言 (3) 1．1 概述 (3) 1．2 围 (3) 1．3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2．1 概述 (4) 2．2 程序、细则及图纸 (5) 2．3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3．1责任、权限和联络 (6) 3．2 单位间的工作接口 (6) 3．3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4．1 文件的编制、审核和批准 (7) 4．2 文件的发布和分布 (7) 4．3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5．1 概述 (8) 5．2 设计接口的控制 (8) 5．3 设计控制 (8) 5．4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6．1 概述 (9) 6．2 对供方的评价和选择 (10) 6．3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7．1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7．2 装卸、贮存和运输 (11) 7．3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9．1 检查大纲 (11) 9．2 试验大纲 (12) 9．3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9．4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10．1概述 (13) 10．2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12．1质量保证记录的编写 (14) 12．2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13．1 概述 (15) 13．2 监查的计划安排② (15)
核电站安全性分析报告
核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X
2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。
关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its
核电厂概率安全评价(PSA)技术研究参考文本
核电厂概率安全评价（PSA）技术研究参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月
核电厂概率安全评价（PSA）技术研究 参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大 型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全 是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析 中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间 的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发 展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价 （PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系 统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全 风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法
引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点： 1）对所有事故谱（初因）进行评介； 2）对所有事故序列进行评价； 3）所有评价定量化。 核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。 1.2 初因的确定 首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文
河南省危险化学品生产经营单位安全评价报告备案申请表.doc
河南省危险化学品生产经营单位安全评价报告备案申请表 对于现状安全评价，本栏不填。 安全评价类别 □现状评价 □专项评价 □验收评价 一、申请单位情况 单位名称 经济类型 单位地址 邮政编码 企业主要负责人 电话 联 系 人 电话 手机 单位主要概况： 二、建设项目情况﹡ 项目名称 总投资（万元） 项目类型 项目主要概况： 三、安全评价情况 评价 机构 名 称 法定代表人 通讯地址 联系电话 资质证书号 安 全评价报 告情况 评价组组长 报告名称 报告完成时间 年 月 日
危险化学品生产、储存单位转产、停产、停业或者解散处置方案备案申请表 企业名称 危化品 企业类别 □危化品生产 □危化品储存 □使用危化品从事生产 企业地址邮政编码法定代表人联系电话联系人联系电话传真电子信箱 处置方案类别 □转产□停产 □停业□解散处置分类 □危险化学品生产装置 □危险化学品储存设施 □库存的危险化学品 评价结论： 申请单位意见： （盖章） 年月日评价机构意见： （盖章） 年月日 安监部门意见： （盖章） 年月日
根据《危险化学品安全管理条例》第二十七条、三十二条的规定，现将我单位危险化学品处置方案备案材料一并提交如下（各一式一份）： □危险化学品企业转产、停产、停业或者解散处置方案（须提供处置方案的安全评价报告或者有3名以上的省市安全生产专家出具同意的评审意见）； □工商营业执照或者工商核准文件（复印件）； □危险化学品安全许可证（复印件）； 本单位对以上情况和所提交文件、资料的真实性负责。请予备案。 主要负责人（签名）： （申请单位盖章） 年月日 危险化学品重大危险源备案申请表 法人单位名称 填报单位名称 填报单位地址邮政编码 重大危险源名称 重大危险源所在地址（与填报单位地址不同时填写）填报单位负责人姓名电话 填报人姓名电话 电子邮箱传真 单位从业人员数量人占地面积 m2备案申请类型□现有企业初次备案□新、改、扩项目备案□更新备案 危险化学品单位类型□生产□储存□使用□经营 所在行业重大危险源级别
核电厂质量保证安全规定
核电厂质量保证安全规定 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改） --------------------------------------------------------------------------------------------- 本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释。 1引言 1.1概述 1.1.1本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。 1.1.2本规定提出的质量保证原则，除适用于核电厂外，也适用于其他核设施。 1.1.3为了保证核电厂的安全，必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的质量保证分大纲。本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。 1.1.4必须指出:在完成某一特定工作中（例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中），对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者，而不是那些验证质量的人员。 1.1.5质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动，验证所要求的质量已达到所必需的活动，以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。 1.1.6质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。通过有效管理促进达到质量要求的途径是:对要完成的任务作透彻的分析，确定所要求的技能，选择和培训合适的人员，使用适当的设备和程序，创造良好的开展工作的环境，明确承担任务者的个人责任等。概括来说，质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施，包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行，是否采取了必要的纠正措施。质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。 1.1.7各部门执行本规定的具体方法（对于整个核电厂和各种工作）可以有所不同，但在任何情况下，都必须遵循本规定所确定的原则，制定详细的执行程序。还必须指出:质量保证大纲必须周密制定，便于实施，并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。 1.2范围 本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。这些原则和目标适用于对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作，例如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、改进和退役。这些原则和目标适用于所有对核电厂负有责任的人员、核电厂设计人员、设备供应商、工程公司、建造人员、运行人员以及参与影响质量活动的其他组织。 附录I所列的安全导则是对本规定的说明和补充。 1.3责任 1.3.1为了履行保证公众健康和安全的责任，营运单位必须遵照《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和本规定的要求制定有效的核电厂质量保证总大纲，并报国家核安全部门审核。 1.3.2对核电厂负有全面责任的营运单位必须负责制定和实施整个核电厂的质量保证总大纲。核电厂营运单位可以委托其他单位制定和实施大纲的全部或其中的一部分，但必须仍对总大纲的有效性负责，同时又不减轻承包者的义务或法律责任。 2质量保证大纲 2.1概述 2.1.1必须根据本规定提出的要求，制定质量保证总大纲，这是核电厂工程不可分割的一部分。总大纲必须对核电厂有关工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的控制作出规定。每一种工作的控制也必须符合本规定的要求。
核电厂安全分析
Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008
CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.
安全评价机构资质申请材料
附件一 安全评价机构资质申请审核报告（式样） 编号：签发人： （审批机关名称）： 由(申请机构名称)提交的安全评价机构甲(乙)级资质申请材料已经我局(分局)按照《安全评价机构管理规定》规定的程序和条件审核完毕，审核结果如下： 一、该申请属于安全评价机构甲(乙)级资质的新申请(延期)类别，所提交的申请材料内容、格式和数量均符合《安全评价机构资质申请表》中《申请安全评价机构资质应提供的材料清单》要求。 二、经审查，该机构为独立的企业/事业法人单位，法人证书编号为：；法定代表人为：，已通过由（培训机构名称，培训资质级别）按规定组织相关的知识培训，考试合格，证书编号：；机构注册资金万元；经(评估机构名称)评估，固定资产总值万元，报告编 号：；办公场地系自有/租用，总面积m2,其中档案室面积m2；该机构共有与本机构依法签订了劳动合同、缴纳“四险”/住房公积金的专职安全评价师人（其中一级评价师人，占%；二级评价师人，占%），其中人提供了学历证明材料，人提供了认定专业能力的其他证明材料；注册安全工程师人，占专职安全评价师人数的%；该机构具有健全的内部管理制度和安全评价过程控制体系，并已根据规定的条件任命了专职技术负责人和专职过程控制负责人；已按照规定配备了通用装备和与申请评价业务范围相适应的技术装备。 三、经现场审查，该机构实际证明材料与所提供申请材料相一致；共有名专职安全评价师和机构法定代表人、专职技术
负责人、专职过程负责人及专职档案管理员参加了现场审核（因故未能参加的评价人员说明原因，并提供相关委托授权证明）；所有通用装备和专用装备运转正常；各项内部管理制度和过程控制体系能够正常运行；办公场地总面积m2,其中档案室面积m2。（如未组织专家对该机构进行现场审查请说明） 四、经综合审查该机构提交的申请材料真实、有效。该机构已经具备了《安全评价机构管理规定》所规定的安全评价机构甲（乙）级资质的基本条件，专业人员、设备设施等满足开展评价工作需要，所申报的业务范围中一类：、二类： 符合相关要求，且在国家安全监管总局下达的甲/乙级安全评价机构的控制指标之内。 现随报告送上该机构的申请材料套，共册；电子版光盘套，共片。 附：安全评价机构甲(乙)级资质申请材料 审核机关（盖章） 年月日
核电厂概率安全评价(PSA)技术研究正式版
Through the reasonable organization of the production process, effective use of production resources to carry out production activities, to achieve the desired goal. 核电厂概率安全评价(PSA)技术研究正式版
核电厂概率安全评价(PSA)技术研究正 式版 下载提示：此安全管理资料适用于生产计划、生产组织以及生产控制环境中，通过合理组织生产过 程，有效利用生产资源，经济合理地进行生产活动，以达到预期的生产目标和实现管理工作结果的把控。文档可以直接使用，也可根据实际需要修订后使用。 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安
全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法 引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA 方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：1）对所有事故谱（初因）进行评介； 2）对所有事故序列进行评价； 3）所有评价定量化。 核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故
第三章 核电厂事故分析基本知识
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版)
( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 保证核电厂安全有哪些管理措 施(最新版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process
保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版) 管理措施之一——健全的国家监管机构 国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理，即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。 我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。 管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系 国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等，形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。 管理措施之三——实行核设施安全许可证制度 核电厂在不同阶段，其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评，在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。 管理措施之四——严密的质量保证体系
核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲，并严格执行。 另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况，确认起到应有的作用。例如，在建造阶段，要对设备进行监造，对施工进行监理。在运行阶段，要进行预防性检修、在役检查和定期试验，以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。 管理措施之五——对参与单位和人员严格要求 国家对参与核电厂建设的单位，甚至小到零部件制造单位，都要经审查合格后，方可开展相应的活动。 国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训，再通过国家级的考试，领到操纵员执照后，才能上岗。上岗工作以后，还要定期考查和再培训，保证在工作岗位上的人员都合格。 管理措施之六——极其严密的安全保卫系统
《安全技术》之核电厂概率安全评价(PSA)技术研究
核电厂概率安全评价（PSA）技术研究 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：1）对所有事故谱（初因）进行评介；2）对所有事故序列进行评价；3）所有评价定量化。核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。 1.2 初因的确定首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文件资料以及作为PSA分析对象的核电厂设计资料进行工程判断，从中编制出初因事件的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事件，这些事件需要安全系统的投入以减缓后果并将反应堆带入安全状态。然后对事件进行分类，分类的准则是所需的系统响应和成功准则是否一致。图1 PSA 评价流程图初因事件的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体情况；
核电厂安全知识点参考文本
核电厂安全知识点参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月
核电厂安全知识点参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物 质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量 的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的 种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观 念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重 视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组 织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过 培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性 和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性
能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方 法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执
AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价
AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价 概率安全评价(PSA)不是确定的分析系统对于事故的响应,而是以可靠性工 程和概率风险理论为基础,分析复杂系统的所有可能的事故状态,找到所有可能 发生的事故序列,从而对始发事故造成的后果进行系统的分析,找到电厂本身存 在的薄弱环节及潜在事故因素。蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点,该事故的研究和评价对核电站安全具有较大 意义。本文在阅读了 AP1000自主化标准设计概率安全评价报告、三门核电厂PSAR初步安全分析报告及相应的参考文献等资料的基础上,选取非能动先进压 水堆AP1000的蒸汽发器传热管破裂(SGTR)事故为模型,进行1级概率安全评价。首先,在熟悉AP1000系统的基础上,分析始发SGTR事故后电厂系统的安全响应动作及所有可能发生的事故过程。 其次,根据SGTR事故进程及AP1000系统的安全响应功能建立SGTR事件树,所建立的事件树全面演绎了事故后电厂所有可能发生的情况;然后对事件树题头所涉及的系统进行故障树建模,在故障树建模过程中重点介绍共因失效参数模型及共因失效事件组,并对整个事故响应过程中的人员动作进行详细的子任务描述。最后,借助Risk Spectrum程序,对所建事件树和故障树模型进行分析计算,通过故障树定量化得到前沿系统的故障率,并进行故障树最小割集分析,得到导致系 统故障的基本事件的最小组合;通过将故障树结果与事件树联解求得SGTR事故 导致的堆芯损伤频率,并对堆芯损伤进行相应的定性分析,包括重要度分析、敏感性分析及不确定性分析。结果表明:AP1000的SGTR事故导致堆芯损伤频率均值 为3.95×10-9/(堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为6.22×10-11/ (堆·年),上限(95%)为2.71×10-8/ (堆·年);重要度分析表明在F-V割集重要度中,电源支持系统故障是最重要的基本事件;堆芯损伤风险增加因子最大的是再循环过滤器共因失效基本事件;敏感性分析表明人员动作完全失效对堆芯损伤的影响很大,降低人员失效概率对减小堆芯损伤带来的收益不大;在前沿系统中,ADS和IRWST 对堆芯损伤的敏感性最大。
核电厂安全知识点
核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二
核电站化学品安全管理
编号：SY-AQ-06441 ( 安全管理) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电站化学品安全管理 Chemical safety management in nuclear power plant
核电站化学品安全管理 导语：进行安全管理的目的是预防、消灭事故，防止或消除事故伤害，保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中，虽然都是为了达到安全管理的目的，但是对生产因素状态的控制，与安全管理目的关系更直接，显得更为突出。 根据统计，在核电厂的生产活动中，涉及的化学品种类有上千种，主要是液体消耗品、气体、各类树脂、活性炭等，在这些化学品中，还有部分是危险化学品。为了管理的便捷性，很多核电厂把生产期间所使用的各类化学品归为两大类，分别是工艺系统化学添加物和化学辅助材料。工艺系统化学添加物是指电厂生产活动中使用的，直接进入工艺系统或与流体接触的各类气态、液态、固态化学物质，包括水处理用化学品、工艺系统用化学添加物、树脂、活性炭等。化学辅助材料是指电厂生产活动中与工艺系统内的介质有可能接触的化学物质，如：密封剂、粘结剂、清洗剂、在役检查用试剂、放射性去污剂等。 另外大多数的化学品都有着显著的两面性，即：特定应用性和潜在危害性。在电厂的生产活动中，如果化学品管理不善，使用不当，往往会造成水质的恶化、材料的腐蚀、机组的停运甚至是人员
的伤亡等。在核电厂运行中，我们要力求最大限度地发挥化学品可应用特性的一面，尽量避免和降低危害性的一面，这就要求对化学品进行有力的控制。 1.0化学品管理的重要性 依据国家有关法规和政策的要求，同时为了确保核电站的长期安全、稳定、经济的运行，必须对核电厂的所有化学品进行控制和管理。 化学品在核电厂的应用不仅广泛，而且种类复杂。无序、不谨慎、不规范的化学品领用和使用，常常会造成核电厂系统水质的恶化，设备的腐蚀，机组的停运，环境的污染，甚至是人员的伤亡。因此化学品管理的好坏既关系到电厂系统设备的安全、稳定、经济运行，又关系到电厂工作人员的安全，还涉及到对周围环境的影响。面对化学品可能造成的巨大危害，在核电厂建立一个有效、可行、规范的化学品管理平台是非常重要的。 2.0化学品管理目标 最大限度减少化学品危害性的一面，最大限度发挥化学品应用
AP1000的ATWS事故概率安全分析
AP1000的ATWS事故概率安全分析 概率安全分析能够对核反应堆事故发生过程进行全面分析,并可对潜在事故定量化。在核电厂安全分析中,作为确定论安全分析的补充可以识别出核电厂设计或运行的薄弱环节。 为了评价AP1000先进非能动型电厂在ATWS事故工况下的安全性能,本文对AP1000的ATWS事故进行了概率安全分析。主要研究内容和结论如下:论文将ATWS 分成三类:主给水不可用ATWS、安注信号已触发ATWS和主给水可用ATWS,分析了三类ATWS的事故进程和安全功能响应。 在此基础上,建立了三类ATWS的事件树。论文建立了缓解ATWS事故的 AP1000相关系统故障树,对故障树的不确定性和人因可靠性进行了详细分析,并深入地研究了共因失效。 给出了共因失效模型:Alpha因子模型、Beta因子模型和MGL模型在交错试验和非交错试验下的参数估计公式,评价了三种共因失效模型对系统失效概率的影响。论文应用Risk Spectrum软件完成了事故序列和系统故障树的定量和定性分析。 结果表明:AP1000的ATWS事故堆芯损坏频率均值为5.35E-10/ (堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为3.70E-12/ (堆·年),上限(95%)为 1.55E-09/(堆·年)。研究给出了系统故障树和事故序列的最小割集及其发生概率;通过堆芯损坏重要度分析得出了风险和安全重要的基本事件;通过堆芯损坏敏感性分析,得到所有人因失误概率为1时,堆芯损坏频率为 2.52E-06/(堆·年),该数值比基准堆芯损坏频率增加了 4710倍,这说明缓解ATWS事故的人因行为是非常重要的;PRHR不可用导致堆芯损坏频率增加了 10.7倍,PRHR是非能动系统
确保核电站安全的措施
确保核电站安全的措施 四道屏障 为防止放射性物质处逸设置了四道屏障： 1、燃料芯块； 2、密封的燃料包壳； 3、坚固的压力容器和密闭的一回路系统； 4、安全壳。 多重保护 在出现可能危及设备和人身安全的情况时： 1、进行正常停堆 2、因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆； 3、如因任何原因控制棒未能插入，高深度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。 对一切重要设备都采取了类似的多种保护措施，如设置了两路独立的可靠的外电源，当一路外电源因事故停电时，可自动切换到另一路供电。万一两路外电源同时断电怎么办？不要紧。核电站里还有由柴油发电机提供的紧急备用电源。 专设安全设施
人们常用“万无一失”来形容一件事物的安全可靠，而核电站为这极不可能出现的“一失”出作了周密准备，这就是专设安全设施。 我们可以设想这“一失”是管壁很厚的一回路主管道断裂了。这时专设安全设施投入工作，首先向堆内高压注水，防止堆内“烧干”；压力降低后，低村注水系统工作，继续向堆内注水冷却。与此同时，安全壳与外界自动隔离；安全部顶的喷淋系统自动喷淋冷水，降低安全壳的温度和压力；消氢系统投入工作，除去可能引起爆炸的氢气。 质量保证体系 核电站有着严密的质量保证体系。 对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每项具体活动都有单项的质量保证大纲。 另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲和初稿情况和是否起到应有的作用。质量保证体系对参加核电站工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好，有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电站模拟机和核电站实际运行培训，再通过国家级的考试领取操纵员执照，然后才能上岗。上岗工作以后，还要进行再培训和定期考核，不合格都将被吊消执照。 国家为保证核电站安全采取的措施