核电站设备管理与核安全.pptx
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核电站设备管理和核安全-文档资料
培训实施 反 馈
培训效 果评价
5
反馈
要素之二：人员培训和资格控制（2/4）
• 个人培训大纲：
安全授权 培训要求 （ATR） 资格培训要求（PQTR）=在岗 培训（OJT）+专业培训（ST） 职 业 拓 展 培 训
6
(CET)
要素之二：人员培训和资格控制（3/4）
• 组织实施过程：
制定ATR 各部门
核 安 全
核电站 核燃料 放射性物质 目标: 在核电站建立并维持一套 有效的安全运行机制,以保护作业人员、 公众、社会和环境的安全。 风险 环境
（核电站严重事故概率每运行堆年＜10-4∽10-6 民航飞机失事概率每机年约10-3 ∽ 10-4）
风险
公众
1
设备管理中的核安全控制与质量保证要素 （1//2）
课堂培训
培训中心
安全授权
各部门
复训（每年） 培训中心
制定PQTR 各部门
组织技能培训
各部门+培训中心
上岗/继续培训 各部门
7
要素之二：人员培训和资格控制（4/4）
• 大亚湾核电站培训设施和教员：
— 教室：面积580m2，容纳 280～300 人次/天
— 实验室：目前有3个，阀门实验室， 电气实
验室，转动机械实验室 — 实物模拟设备：蒸汽发生器水室，反应堆 压力壳法兰段等 — 教员：26名专职教员和73名兼职教员
国家核安全法规与导则、 IAEA 导 则、国标、核电站设计与制造法 规、电站最终安全分析报告……
支持文件
电站运行技术规范书、电站系统 设计手册、设备运行维修手册、 概率风险分析、可靠性分析…
设备管理和 维修政策
设备管理和维修政策 在役检查大纲 试验监督大纲 维修大纲
核安全管理PPT课件
第13页/共43页
运行工况分类
• 第一类工况：正常运行 • 第二类工况：中等频率事件 • 第三类工况：稀有事故 • 第四类工况：假想事故（极限事故）
第14页/共43页
故障的预防：单一故障准则
• 单一故障准则 • 事故工况下保证安全功能的系统及其辅助设施，如果某一部件
发生故障，系统的整体功能必须不受影响。所考虑的故障包括： • 对电气系统而言，假定任意时刻需要某系统投运时，该系统的
• 运行技术规格书由技术法则组成，其目的在于保证机组正常运行时的核安全。通过运行规程来实现。 • 运行技术规格书不适用于事故工况。此时，核安全的保证是由事故处理规程来保证的。
第21页/共43页
运行技术规格书的作用
• 运行技术规格书的第一个作用：定义反应堆的正常运行边界 • 运行技术规格书的第二个作用：规定所需的设备和系统 • 运行技术规格书的第三个作用：规定应采取的措施
第4页/共43页
一回路压力边界
• 第二道屏障：一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却 剂内。保障压力边界完整性的手段之一是减少可能存在的泄漏。 当余热排出系统（RRA）连接到一回路上后，一回路压力边界 便扩大了。
• 一回路压力边界定义如下：1、包括控制棒驱动机构本体的反应 堆压力容器；2、蒸汽发生器的一次侧；3、主泵；4、稳压器； 5、稳压器的安全阀组；6、一回路各主要部件之间的连接管道、 阀门和配件；7、连接辅助系统或支持系统的管道、配件和阀门， 直到并包括每条管路中的第二个隔离阀（从高压侧算起）。
第7页/共43页
核安全的三大功能
• 第一大功能：反应性控制 • 第二大功能：控制堆芯的冷却 • 第三大功能：对放射性产物的屏障控制
为了防止三道屏障发生缺陷 并在发生缺陷时限制其后果
运行工况分类
• 第一类工况：正常运行 • 第二类工况：中等频率事件 • 第三类工况：稀有事故 • 第四类工况：假想事故（极限事故）
第14页/共43页
故障的预防：单一故障准则
• 单一故障准则 • 事故工况下保证安全功能的系统及其辅助设施，如果某一部件
发生故障，系统的整体功能必须不受影响。所考虑的故障包括： • 对电气系统而言，假定任意时刻需要某系统投运时，该系统的
• 运行技术规格书由技术法则组成，其目的在于保证机组正常运行时的核安全。通过运行规程来实现。 • 运行技术规格书不适用于事故工况。此时，核安全的保证是由事故处理规程来保证的。
第21页/共43页
运行技术规格书的作用
• 运行技术规格书的第一个作用：定义反应堆的正常运行边界 • 运行技术规格书的第二个作用：规定所需的设备和系统 • 运行技术规格书的第三个作用：规定应采取的措施
第4页/共43页
一回路压力边界
• 第二道屏障：一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却 剂内。保障压力边界完整性的手段之一是减少可能存在的泄漏。 当余热排出系统（RRA）连接到一回路上后，一回路压力边界 便扩大了。
• 一回路压力边界定义如下：1、包括控制棒驱动机构本体的反应 堆压力容器；2、蒸汽发生器的一次侧；3、主泵；4、稳压器； 5、稳压器的安全阀组；6、一回路各主要部件之间的连接管道、 阀门和配件；7、连接辅助系统或支持系统的管道、配件和阀门， 直到并包括每条管路中的第二个隔离阀（从高压侧算起）。
第7页/共43页
核安全的三大功能
• 第一大功能：反应性控制 • 第二大功能：控制堆芯的冷却 • 第三大功能：对放射性产物的屏障控制
为了防止三道屏障发生缺陷 并在发生缺陷时限制其后果
核电站核安全培训课件
概率论安全目标(检验标准)
• 每堆年发生严重堆芯损伤事件的 频率低于10-5
• 每堆年需要场外早期响应的大量 放射性释放事件的频率低于10-6
ALARA
指导性指标
ALARA
所有的危害必须降低到一个水平: As Low As Reasonably Achievable 合理可行尽量低
纵深防御
理念
Safety culture
IAEA’s INSAG gives the following official definition: (INSAG-4) "Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. "
放射性--核电站的根本威胁
核电站的根本威胁是放射性 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元
件
Nuclear chain reaction
裂变碎片与放射性物质
衰变 衰变
衰变
寿期末：1W热功率所对应 的裂变产物（FP）约 3.7x1010Bq FP中：气体Kr，Xe, I 98%保留在UO2芯块中 <2 在间隙中
IAEA—AG 的安全目标
国际原子能机构的国际原子能安全咨询委
Safety 员会的安全目标是：Goal
• 堆芯损伤事故的发生频率为：现有堆10－4/ 堆年、新堆10－5/堆年。
• 每堆年发生严重堆芯损伤事件的 频率低于10-5
• 每堆年需要场外早期响应的大量 放射性释放事件的频率低于10-6
ALARA
指导性指标
ALARA
所有的危害必须降低到一个水平: As Low As Reasonably Achievable 合理可行尽量低
纵深防御
理念
Safety culture
IAEA’s INSAG gives the following official definition: (INSAG-4) "Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. "
放射性--核电站的根本威胁
核电站的根本威胁是放射性 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元
件
Nuclear chain reaction
裂变碎片与放射性物质
衰变 衰变
衰变
寿期末：1W热功率所对应 的裂变产物（FP）约 3.7x1010Bq FP中：气体Kr，Xe, I 98%保留在UO2芯块中 <2 在间隙中
IAEA—AG 的安全目标
国际原子能机构的国际原子能安全咨询委
Safety 员会的安全目标是：Goal
• 堆芯损伤事故的发生频率为：现有堆10－4/ 堆年、新堆10－5/堆年。
核电站设备管理与核安全
核电站设备管理 与核安全
目录
01. 核电站设备管理 02. 核安全 03. 核电站设备管理与核安全的关系
1
核电站设备管理
设备分类ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ维护
01
设备分类：核电站 设备可分为反应堆、 蒸汽发生器、汽轮 机、发电机等
02
维护方法：定期检 查、维修、更换设 备，确保设备正常 运行
03
维护标准：按照国 家法规和行业标准 进行设备维护
A
国际原子能机构（IAEA）的核安全法规
核安全措施与监控
STEP1
STEP2
STEP3
STEP4
核安全措施：包 括安全壳、安全 系统、应急响应 等
监控系统：实时 监测核电站的运 行状态，及时发 现异常情况
定期检查：对核 电站设备进行定 期检查，确保设 备安全可靠
培训与演练：对 员工进行核安全 培训，定期进行 应急演练，提高 员工的安全意识 和应急能力
2
设备制造：必须按照严格的质量控制程序进行，确保设备质量和性能符合设计要求
3
设备安装：必须按照规定的程序进行，确保设备安装质量和安全性
4
设备运行：必须按照规定的程序进行，确保设备运行安全和性能稳定
5
设备维护：必须按照规定的程序进行，确保设备维护质量和安全性
6
设备退役：必须按照规定的程序进行，确保设备退役安全和环境友好
04
维护人员：配备专 业人员进行设备维 护，确保维护质量
设备检查与维修
定期检查：按照规 定周期对设备进行 检查，确保设备运 行正常
预防性维修：根据 设备运行情况，提 前进行维修，避免 设备故障
故障诊断与处理： 对设备故障进行诊 断，制定维修方案， 及时处理故障
目录
01. 核电站设备管理 02. 核安全 03. 核电站设备管理与核安全的关系
1
核电站设备管理
设备分类ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ维护
01
设备分类：核电站 设备可分为反应堆、 蒸汽发生器、汽轮 机、发电机等
02
维护方法：定期检 查、维修、更换设 备，确保设备正常 运行
03
维护标准：按照国 家法规和行业标准 进行设备维护
A
国际原子能机构（IAEA）的核安全法规
核安全措施与监控
STEP1
STEP2
STEP3
STEP4
核安全措施：包 括安全壳、安全 系统、应急响应 等
监控系统：实时 监测核电站的运 行状态，及时发 现异常情况
定期检查：对核 电站设备进行定 期检查，确保设 备安全可靠
培训与演练：对 员工进行核安全 培训，定期进行 应急演练，提高 员工的安全意识 和应急能力
2
设备制造：必须按照严格的质量控制程序进行，确保设备质量和性能符合设计要求
3
设备安装：必须按照规定的程序进行，确保设备安装质量和安全性
4
设备运行：必须按照规定的程序进行，确保设备运行安全和性能稳定
5
设备维护：必须按照规定的程序进行，确保设备维护质量和安全性
6
设备退役：必须按照规定的程序进行，确保设备退役安全和环境友好
04
维护人员：配备专 业人员进行设备维 护，确保维护质量
设备检查与维修
定期检查：按照规 定周期对设备进行 检查，确保设备运 行正常
预防性维修：根据 设备运行情况，提 前进行维修，避免 设备故障
故障诊断与处理： 对设备故障进行诊 断，制定维修方案， 及时处理故障
核电站安全ppt课件
处理措施
• 隐蔽 • 服用稳定性碘片 • 食物和饮水控制 • 出入通道的管制 • 撤离 • 去污 • 发布应急信息命令
隐蔽
• 隐蔽是让人们停留在房屋内，关闭门窗，关闭通风系统， 再采取简易必要的个人防护措施。隐蔽对于防护放射性烟 羽和地面沉积外照射非常有效，对减少吸入产生的内照射 也有一定的效用。
• 中期阶段:从放射性开始释放后的最初几小时起一直延续 几天到几星期的这段时间。一般说来，本阶段开始时，大 部分释放已经发生，而且大部分放射性物质可能已沉积于 地面，除非释放的全是惰性气体。
• 晚期阶段:也称恢复期，自事故中期之后延续几周到几年 的这段时间。当有大量的放射性物质释放时，应根据事故 不同阶段可能的照射途径采取相应的防护措施。
选址标准 1. 要求很高，符合地点很少
2. 核电站对环境的影响，环境对核电站的影 响
3. 关于中国核电站的选址
核泄漏屏障 • 核泄漏是人们对核电站最大的担心 • 四道屏障保护法
四道屏障保护法一． 核电站源自心部件—核燃料棒的新型材料 二． 核燃料元件的包核采用优质的铬合金制造 三． 压力壳 四． 安全壳
防袭击
• 目前为止，世界上没有核电站遭受攻击的先例 • 核电站一旦被袭击，即使当时死伤人数不多，人们对核辐
射的惶恐心态将久久难以平息 • 我国的防御体系较为完善 • 贸然袭击一个国家的核电站，实际上等于向全世界所有核
电设施宣战
核电站事故应急措施
根据事故阶段和照射途径采取适当防护措施
• 早期阶段:由出现明显的放射性物质释放的先兆（即开始 认识到可能出现场外后果）到释放开始以后的最初几小时 的这段时间。
抗地质灾难
• 充分考虑地震和其他自然灾害因素
• 在防强地震方面采取有效措施
核电站与核安全.ppt
2007-5-15
5
核安全工作室 Nuclear Safety Studio
核能在中国的优势
1.核能发展可以调整能源、电力结构
世界能源消费以石油、天然气为主体。我国能源消费一直以 煤炭为主，1997年以前约占70%以上，以后有所变化。目前 石油大量进口，已占消费量约30%，成品油价格不断上涨， 能源结构仍需继续调整。
电对环境与生态贡献将是巨大的。
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
2007-5-15
10
核安全工作室
Nuclear Safety Studio
各种发电形式的优缺点
煤：
优点
便宜、 易获得；
缺点
需要昂贵的空气污染控制； 温室效应、酸雨； 运输体系
石油/天然气：
优点
易于获得， 用于空间热源较好；
我国能源资源相对短缺，人均能源资源不足。煤炭、水力资 源虽然丰富，但煤炭人均探明储量仅为世界平均值的一半， 水力资源过分集中在西南。石油预计剩余可产储量为23.8亿吨， 人均可采储量2吨；天然气2001年剩余探明可采储量1.23万亿 立方米，为世界探明总储量158万亿立方米的0.7%；水电技 术可发电容量3.785亿千瓦，经济可发电容量为2.44亿千瓦。
2007-5-15
2
核安全工作室
Nuclear Safety Studio
我国的现状
我国2020年要全面建成小康社会，国民经济要翻两番， 人均GDP要达到3000美元，要有充足的电力供应。
到2004年已发展到4.4亿千瓦
就总量来说，已成为世界上第二电力大国 就人均占有的电力来说，只在0.34千瓦左右，不但远远低于发
16000 14000 12000 10000
核安全概述完PPT课件
28
5） 思考
如果发生全厂断电，对比福岛，我国核电站的应对措施 与行动
改进型压水堆(二代+、三代)对严重事故的主要缓解措施
可以防止氢气爆炸 可以防止放射性物质直接 向环境排放 可以防止高压下堆芯熔化 可以实现放射性物质包容 有氢气复合器 通过蒸汽发生器实现一回路含有放射性水和 气体与自然环境的有效隔离 在反应堆容器压力过高时，通过稳压器卸压， 确保冷却水的安全注入 安全壳自由容积大，能够有效地容纳放射性 物质，即使安全壳高出设计值，也可以通过 安全壳泄压过滤系统释放压力，保证了安全 壳的完整性和环境安全
第一道屏障：燃料芯块 第二道屏障：燃料包壳 第三道屏障：压力容器及一回路 第四道屏障：安全壳
15
６.２ 构筑核电站的固有安全
核反应堆及主 冷却剂系统装 设在坚固的安 全壳厂房内， 安全壳由0.91米厚的预应 力混凝土建成， 并内衬6毫米 厚的钢质密封 层。安全竞是 防止放射性泄 漏的第三道屏 障
防止放射性 大量向外释放
第三道：万一偏差未能及时纠正，发生设计基准事故时，自动启动电厂 安全系统和保护系统，防止事故恶化 第四道：万一事故未能得到有效控制，启动事故处理规程，保证安全壳 的完整性，防止放射性物质外泄 第五道：如果上述各道防线都失效，立即启动场外应急响应，努力减轻 事故对公众和环境的影响
14
６.２ 构筑核电站的固有安全
核安全概述完
核能发电和原子弹爆炸的区别
6.1 核电站的危险来源
核电危险性的本质 核电站风险的来源 核电站的基本安全功能
核电危险性的本质
核裂变 －－功率徒升的可能 强放射性 －－辐射损伤 高温高压水－－融化和喷放 剩余反应性－－潜在的能量来源 衰变热 －－停堆后继续过热的可能
核电站核安全培训课件
Defense In Depth
• 国际原子能机构核安全标准中安全原则的主要原则
• 此概念必须贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、 设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于
重叠措施的防御之下，即使有一种防御失效，亦将得
到补偿或纠正
两大方面的应用
• 多道防御 提供多层次的设备和规程
• 多重屏障 提供多道实体屏障
中国国家原子能机构（CAEA）
中国国家原子能机构是中国核行业的主 管部门（对外）
基本职能
• 负责中国和平利用原子能事业的发展、有关 法规的制定、核材料管制
• 代表中国政府参加国际原子能机构及其活动
核安全监管机构
国家核安全局、国家环境保护总局、卫生部对核电厂 的核安全、环境保护、职业工作人员和公众的剂量、 卫生和健康状况实施监督管理
中国核安全法规体系
Atomic 原子能法
Energy Law
Administrative 行政法规（行业标准）
Laws
Division Rules
Safety Guidelines
部门规章 安全导则
Technical Documents
技术文件
建造核电站必要的与安全相关的审查过程
国家 专门法律 管理机构
北京核安全中心 北京审评中心 苏州核安全中心 北京可靠性中心
核设施营运单位及职责
• 是核设施的所有者 • 直接负责所营运核设施的安全 • 核安全方面的主要职责
遵守国家的有关法律、行政法规和技术标准，保 证核设施的安全
接受国家核安全局的核安全监督，及时、如实地 报告安全情况，并提供有关资料
对所营运的核设施的安全、核材料的安全、工作 人员和公众以及环境的安全承担全面责任，并为 履行该责任提供足够的资源
核电站系统与设备.ppt
核能发电技术
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
（1）HHSI的吸水管线
正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
（2）HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
（1）HHSI的吸水管线
正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
（2）HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性
核电站设备管理与核安全(1)
路漫漫其悠远
核电站设备管理与核安全(1)
要素之三：工作过程的六大控制（1/2）
工作执行前编写 程序、工作指令、 质量计划和风险 分析
文件的准备和 工作的实施由 授权人员承担
使用的材料符合 设计基础要求， 工具仪器须测试 合格
路漫漫其悠远
文件控制
资格控 制
材料控制
核电站设备管理与核安全(1)
要素之三：工作过程的六大控制（2/2）
屏障 程序
屏障 培训
屏障 过程
屏障 人因
安全、可靠
屏障 失效
失效
失效
失效
事件
路漫漫其悠远
核电站设备管理与核安全(1)
要素之一：管理法规与程序体系
法规 和标准
上层文件
国家核安全法规与导则、IAEA导 则、国标、核电站设计与制造法 规、电站最终安全分析报告……
支持文件
电站运行技术规范书、电站系统 设计手册、设备运行维修手册、 概率风险分析、可靠性分析…
工作实施步 骤按准备好 的书面文件 要求进行
工作结束后将维修 检查记录、试验结 果整理成标准文件 格式后存档备查
跟踪处理工作中出现 的不符合项、开展设备 可靠性、可用性、维修 成本和故障根本原因分析
路漫漫其悠远
实施控制
记录控制
反馈控制
核电站设备管理与核安全(1)
要素之四：人因失效控制—倡导核安全文 化
路漫漫其悠远
核电站设备管理与核安全(1)
设备的在役检查和性能试验（1/2）
路漫漫其悠远
目的: – 了解关键设备的材料性能变化、缺陷及其发
展情况，这些设备在高温、高压、高速、高 放射性工况下运行 – 验证处于备用状态下的安全相关设备的性能 符合技术标准要求，这些设备的性能下降并 不是显而易见的 – 验证运行中的安全相关设备的性能符合技术 标准要求
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核电站设备管理与核安全
99济南设备管理国际研讨交流会 1999年11月
核 安全
核电站
核燃料
放射性物质
风险
风险
公众
环境
目标: 在核电站建立并维持一套 有效的安全运行机制,以保护作业人员、 公众、社会和环境的安全。
（核电站严重事故概率每运行堆年＜10-4∽10-6 民航飞机失事概率每机年约10-3 ∽ 10-4）
• 组织实施过程：
制定ATR 各部门
课堂培训 培训中心
安全授权 各部门
复训（每年） 培训中心
制定PQTR 各部门
组织技能培训 各部门+培训中心
上岗/继续培训 各部门
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要素之二：人员培训和资格控制（4/4）
• 大亚湾核电站培训设施和教员：
— 教室：面积580m2，容纳 280～300 人次/天 — 实验室：目前有3个，阀门实验室， 电气实
维修大纲
工作程序
工作指令、规程、质量安全计划、风险分析、工作流程图
记录/报告
设备维修/试验报告、设备性能趋势分析、故障根本原因分析、经验反 馈…
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要素之二：人员培训和资格控制（1/4）
• 终身培训制度：
授权上 岗要求
每年复 训考核
终身培训制
保持和提高 员工技能
• 系统化培训方法(SAT)：
培训大 纲设计
与 Q2 级相比，Q3 级对程序、 QA 组织、采购控制、物项控 制、 过 程 控 制 、 不 符 合 项 控 制等 只 做 部 分 要 求 ， 对 设 计 控制不要求
15
设备的在役检查和性能试验（1/2）
目的: – 了解关键设备的材料性能变化、缺陷及其发
展情况，这些设备在高温、高压、高速、高 放射性工况下运行 – 验证处于备用状态下的安全相关设备的性能 符合技术标准要求，这些设备的性能下降并 不是显而易见的 – 验证运行中的安全相关设备的性能符合技术 标准要求
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要素之一：管理法规与程序体系
法规 和标准
上层文件
国家核安全法规与导则、IAEA导 则、国标、核电站设计与制造法 规、电站最终安全分析报告……
支持文件
电站运行技术规范书、电站系统 设计手册、设备运行维修手册、 概率风险分析、可靠性分析…
设备管理和 维修政策
设备管理和维修政策
在役检查大纲 试验监督大纲
① 所有的安全级设备 ② 不是安全级设备，但其不正常的运行
会直接 给安 全造成 危害 ，而其 良好 运 行状况对保证安全是不可缺少的设备
Q1，Q2 Q2 Q1，Q2，Q3
质量 相关 设 备
可用 率相 关 设备
维修 成本 敏 感设备
对电 站稳 定 运行 、 人身 安全 有 影响 的 设 备 故障会影响电站可用率的设备
4 质疑的工作态度
我了解这项工作吗?
我的责任是什么? 我具备完成任务的必要的技能吗? 其它人的责任是什么? 我是否需要帮助? 出现失误会造成什么后果? 应该怎样防止失误?
4 严谨的工作方法
弄懂工作程序 按程序办事 对意外情况保持警惕 出现问题停下来思考 追求纪律性、时间性、条理性 谨慎小心地工作 切忌贪图省事、走捷径
的设备 ② 故障会妨碍反应堆停堆和冷却的设备
质保等级 Q1
安全 2 级设 备
安全 3 级设 备
质量 和安 全 相关设备
① 输送反应堆冷却剂但不属于安全 1 级 的设备
② 失水事故时保证放射性物质包容所需 要的设备
① 安全重要的设备，但这些设备的故障 不会有直接的放射性后果
② 故障会导致存放衰变的放射性气体释 放的设备
2
设备管理中的核安全控制与质量保证要素 （1//2）
管理法规与程 序体系的建立
人员培训和 资格的控制
核安全与 质量保证
工作过程的 控制
人因失效控制— 倡导核安全文化
3
设备管理中的核安全控制与质量保证要素 （2/2）
图例:
屏障 程序
屏障 培训
屏障 过程Leabharlann 屏障 人因安全、可靠
屏障 失效
失效
失效
失效
事件
4 相互交流的工作习惯
从它人处获取信息 向它人传送信息
必要时请求帮助
12
核电站设备管理与维修的目标
保证核安全 使设备具有高的可靠性和可用率 降低设备运行、维修成本、提高
核电机组的竞争能力 减缓重要设备的老化，使电站能
够达到预期的40～60年的寿命
13
核电站设备分级（1/2）
目的： 对不同的设备,
故障 会导 致 机组 长 期不 可用 、 会导 致 其 它设备损坏或维修费用昂贵的设备
ISO-9000 系列
Q1，Q2，Q3 ISO9000 系列 Q1，Q2，Q3 ISO9000 系列
质保要求 质保大纲、程序、QA 组织、 文件 控 制 、 设 计 控 制 、 采 购 控制、 物项控 制、过 程控制 、 试验 控 制 、 不 符 合 项 控 制 、 纠正 行 动 控 制 、 质 量 记 录 、 监查 与 Q1 级相比 Q2 级减少了质 保大 纲 、 纠 正 行 动 控 制 和 监 查，对设计作部分控制要求
岗位任务和 培训需求分析
培训教 材编制
反馈
反馈 反馈 反馈
培训实施
培训效 果评价
6
要素之二：人员培训和资格控制（2/4）
• 个人培训大纲：
安全授权 培训要求 （ATR）
资格培训要求（PQTR）=在岗 培训（OJT）+专业培训（ST）
职 业 拓展培
(CET)
训
7
要素之二：人员培训和资格控制（3/4）
验室，转动机械实验室 — 实物模拟设备：蒸汽发生器水室，反应堆
压力壳法兰段等 — 教员：26名专职教员和73名兼职教员
9
要素之三：工作过程的六大控制（1/2）
工作执行前编写 程序、工作指令、 质量计划和风险 分析
文件的准备和 工作的实施由 授权人员承担
使用的材料符合 设计基础要求， 工具仪器须测试 合格
采用不同的维修
策略和质保控制, 集中资源和优势, 对关键设备进行 重点管理
安全1级设备 安全2级设备 安全3级设备
质量安全 相关设备
质量相 关设备
无级设备
维修成 本敏感 设备
可用率 相关设
备
所有电 站设备
14
核电站设备分级（2/2）
设备分级
安全 1 级设 备
定义 ① 故障会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ失水事故
文件控制
资格控 制
材料控制
10
要素之三：工作过程的六大控制（2/2）
工作实施步 骤按准备好 的书面文件 要求进行
工作结束后将维修 检查记录、试验结 果整理成标准文件 格式后存档备查
跟踪处理工作中出现 的不符合项、开展设备 可靠性、可用性、维修 成本和故障根本原因分析
实施控制
记录控制
反馈控制
11
要素之四：人因失效控制—倡导核安全文 化
99济南设备管理国际研讨交流会 1999年11月
核 安全
核电站
核燃料
放射性物质
风险
风险
公众
环境
目标: 在核电站建立并维持一套 有效的安全运行机制,以保护作业人员、 公众、社会和环境的安全。
（核电站严重事故概率每运行堆年＜10-4∽10-6 民航飞机失事概率每机年约10-3 ∽ 10-4）
• 组织实施过程：
制定ATR 各部门
课堂培训 培训中心
安全授权 各部门
复训（每年） 培训中心
制定PQTR 各部门
组织技能培训 各部门+培训中心
上岗/继续培训 各部门
8
要素之二：人员培训和资格控制（4/4）
• 大亚湾核电站培训设施和教员：
— 教室：面积580m2，容纳 280～300 人次/天 — 实验室：目前有3个，阀门实验室， 电气实
维修大纲
工作程序
工作指令、规程、质量安全计划、风险分析、工作流程图
记录/报告
设备维修/试验报告、设备性能趋势分析、故障根本原因分析、经验反 馈…
5
要素之二：人员培训和资格控制（1/4）
• 终身培训制度：
授权上 岗要求
每年复 训考核
终身培训制
保持和提高 员工技能
• 系统化培训方法(SAT)：
培训大 纲设计
与 Q2 级相比，Q3 级对程序、 QA 组织、采购控制、物项控 制、 过 程 控 制 、 不 符 合 项 控 制等 只 做 部 分 要 求 ， 对 设 计 控制不要求
15
设备的在役检查和性能试验（1/2）
目的: – 了解关键设备的材料性能变化、缺陷及其发
展情况，这些设备在高温、高压、高速、高 放射性工况下运行 – 验证处于备用状态下的安全相关设备的性能 符合技术标准要求，这些设备的性能下降并 不是显而易见的 – 验证运行中的安全相关设备的性能符合技术 标准要求
4
要素之一：管理法规与程序体系
法规 和标准
上层文件
国家核安全法规与导则、IAEA导 则、国标、核电站设计与制造法 规、电站最终安全分析报告……
支持文件
电站运行技术规范书、电站系统 设计手册、设备运行维修手册、 概率风险分析、可靠性分析…
设备管理和 维修政策
设备管理和维修政策
在役检查大纲 试验监督大纲
① 所有的安全级设备 ② 不是安全级设备，但其不正常的运行
会直接 给安 全造成 危害 ，而其 良好 运 行状况对保证安全是不可缺少的设备
Q1，Q2 Q2 Q1，Q2，Q3
质量 相关 设 备
可用 率相 关 设备
维修 成本 敏 感设备
对电 站稳 定 运行 、 人身 安全 有 影响 的 设 备 故障会影响电站可用率的设备
4 质疑的工作态度
我了解这项工作吗?
我的责任是什么? 我具备完成任务的必要的技能吗? 其它人的责任是什么? 我是否需要帮助? 出现失误会造成什么后果? 应该怎样防止失误?
4 严谨的工作方法
弄懂工作程序 按程序办事 对意外情况保持警惕 出现问题停下来思考 追求纪律性、时间性、条理性 谨慎小心地工作 切忌贪图省事、走捷径
的设备 ② 故障会妨碍反应堆停堆和冷却的设备
质保等级 Q1
安全 2 级设 备
安全 3 级设 备
质量 和安 全 相关设备
① 输送反应堆冷却剂但不属于安全 1 级 的设备
② 失水事故时保证放射性物质包容所需 要的设备
① 安全重要的设备，但这些设备的故障 不会有直接的放射性后果
② 故障会导致存放衰变的放射性气体释 放的设备
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设备管理中的核安全控制与质量保证要素 （1//2）
管理法规与程 序体系的建立
人员培训和 资格的控制
核安全与 质量保证
工作过程的 控制
人因失效控制— 倡导核安全文化
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设备管理中的核安全控制与质量保证要素 （2/2）
图例:
屏障 程序
屏障 培训
屏障 过程Leabharlann 屏障 人因安全、可靠
屏障 失效
失效
失效
失效
事件
4 相互交流的工作习惯
从它人处获取信息 向它人传送信息
必要时请求帮助
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核电站设备管理与维修的目标
保证核安全 使设备具有高的可靠性和可用率 降低设备运行、维修成本、提高
核电机组的竞争能力 减缓重要设备的老化，使电站能
够达到预期的40～60年的寿命
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核电站设备分级（1/2）
目的： 对不同的设备,
故障 会导 致 机组 长 期不 可用 、 会导 致 其 它设备损坏或维修费用昂贵的设备
ISO-9000 系列
Q1，Q2，Q3 ISO9000 系列 Q1，Q2，Q3 ISO9000 系列
质保要求 质保大纲、程序、QA 组织、 文件 控 制 、 设 计 控 制 、 采 购 控制、 物项控 制、过 程控制 、 试验 控 制 、 不 符 合 项 控 制 、 纠正 行 动 控 制 、 质 量 记 录 、 监查 与 Q1 级相比 Q2 级减少了质 保大 纲 、 纠 正 行 动 控 制 和 监 查，对设计作部分控制要求
岗位任务和 培训需求分析
培训教 材编制
反馈
反馈 反馈 反馈
培训实施
培训效 果评价
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要素之二：人员培训和资格控制（2/4）
• 个人培训大纲：
安全授权 培训要求 （ATR）
资格培训要求（PQTR）=在岗 培训（OJT）+专业培训（ST）
职 业 拓展培
(CET)
训
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要素之二：人员培训和资格控制（3/4）
验室，转动机械实验室 — 实物模拟设备：蒸汽发生器水室，反应堆
压力壳法兰段等 — 教员：26名专职教员和73名兼职教员
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要素之三：工作过程的六大控制（1/2）
工作执行前编写 程序、工作指令、 质量计划和风险 分析
文件的准备和 工作的实施由 授权人员承担
使用的材料符合 设计基础要求， 工具仪器须测试 合格
采用不同的维修
策略和质保控制, 集中资源和优势, 对关键设备进行 重点管理
安全1级设备 安全2级设备 安全3级设备
质量安全 相关设备
质量相 关设备
无级设备
维修成 本敏感 设备
可用率 相关设
备
所有电 站设备
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核电站设备分级（2/2）
设备分级
安全 1 级设 备
定义 ① 故障会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ失水事故
文件控制
资格控 制
材料控制
10
要素之三：工作过程的六大控制（2/2）
工作实施步 骤按准备好 的书面文件 要求进行
工作结束后将维修 检查记录、试验结 果整理成标准文件 格式后存档备查
跟踪处理工作中出现 的不符合项、开展设备 可靠性、可用性、维修 成本和故障根本原因分析
实施控制
记录控制
反馈控制
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要素之四：人因失效控制—倡导核安全文 化