Davis-Besse_核电厂压力容器上封头降质PPT材料准备
卓越核安全文化的八大原则
目录前言0背景1第一章安全文化的内涵2第二章卓越核安全文化的八大原则22。
1 核安全人人有责22。
2领导体现安全承诺32.3企业内部充满信任42.4决策体现安全第一42.5认识核技术的特殊性和独特性52.6培养质疑的态度62。
7倡导企业的学习精神62.8核安全经受持续检验7前言“卓越核安全文化的八大原则”描述了健康的核安全文化（以下简称“安全文化"）的重要特征，目的是为全世界核电行业创建一个公开讨论和持续提升安全文化的框架，本导则所描述的原则和相关特征都以核电厂事件为基础.本导则仅陈述基本原则，而不是制定一个具体的大纲或实施办法.如果很好地采用这些原则和特征，将会影响核电厂的价值观、假设、经验、行为、观念和规范。
它们描述了在一个核电厂中可能起作用的因素和如何开展工作。
原则用黑体显示.特征用于澄清原则的本意.本导则鼓励核电厂经理将日常规定和做法同这些原则进行深入的比较，利用它们之间的差异作为改进的依据.所有人员，包括非核电厂员工均应纳入安全文化提升的管理范围。
安全文化意识和对核安全的重要性以及对企业价值观的认识均应反映在所有员工的行为中。
本导则是对先前发布文件的补充，应与先前文件结合使用。
本文件包含的概念与WANO的其它相关文件保持一致，如“有效运行决策的原则”（WANO—GL—2002—01）、“卓越人员绩效原则"（WANO—GL-2002—02）、“有效的自我评估和纠正行动计划的原则”(WANO—GL—2002—07）。
本导则由WANO成员制定，并广泛采纳了全世界核行业的信息。
背景多年来，许多有深远影响的事件一直推动着核电行业的安全文化建设。
1979年发生的三里岛事故第一次震惊了核电界，其后在1986年发生的切尔诺贝利事故,使人们更进一步加深了对核能风险的认识.全球核电行业和监管机构对这两起事件进行了全面而且彻底的检讨，核电标准、硬件、应急程序、工艺、培训（包括模拟机）、应急准备、设计和配置控制、试验、人员绩效以及对安全的态度都得到了改进。
压力容器安全PPT课件
坯
厚
厚
厚
厚
厚
度
度
d
度
度
n
e
度
C2
C1
圆整值
C C1 C2
加工减薄量
第三节 压力容器的破坏形式和原因
一. 韧性破裂
压力容器的韧性破裂往往是容器受到超过正常工作内压的作用，在其 器壁上产生的总体薄膜拉伸应力使材料发生明显的塑性变形，如果压 力继续升高，一旦应力超过材料的抗拉强度时，容器就会发生破裂。 主要原因是容器超压。 破裂时一般不产生碎块，而是沿容器轴向撕开较长裂缝。断口无金属 光泽、暗灰色纤维状。 断口形貌见P148，图12.
符合下列情况之一的为第三类压力容器： (1)毒性程度为极度或高度危害介质的中压容器和P.V≥0.2MPa·m3低压容器； (2)易燃或毒性程度为中度危害介质且P.V≥0.2MPa·m3中压反应容器和 P.V≥10MPa·m3的中压储存容器； (3)高压、中压管壳式余热锅炉； (4)高压容器。 例如，氨合成塔的设计压力为32MPa，介质为氢气、氮气及氨，该合成塔属于 三类高压反应容器。 氯气分配器的设计压力0.6MPa(低压)，介质为氯气(极毒)，该容器属于三类低 压分离压力容器。
技术特性表
名称 设计压力 工作温度 物料名称
容积
指标 1.6MPa ≤40℃
液氨 30.52m3
接管表
符号 连接法兰标准
密封面形式
a1-2 HG20592 SO15-1.6 RF
突面
b1-2 HG20592 SO15-1.6 RF
突面
c HG20592 SO450-1.6 RF
突面
d HG20592 SO32-1.6 RF
突面
e HG20592 SO50-1.6 RF
核电厂典型腐蚀探讨
核电厂典型腐蚀探讨刘高勇;郝毅【摘要】本文主要介绍了核电厂存在的典型腐蚀类型，阐述了腐蚀发生的机理及其特征。
针对核电厂发生的典型腐蚀事例，提出了核电厂在腐蚀防护方面的应对措施，为在建及正在服役的核电厂腐蚀防护工作提供参考与借鉴。
%This article mainly introduced the typical corrosion types in nuclear power plant, expounded the mechanism and characteristics of corrosion. According to the typical corrosion cases of nuclear power plant, we put forward the countermeasures in corrosion protection of nuclear power plant, and provided reference of corrosion protection for the nuclear power plant in construction and in service.【期刊名称】《全面腐蚀控制》【年(卷),期】2013(000)007【总页数】7页(P7-13)【关键词】核电厂;典型;腐蚀【作者】刘高勇;郝毅【作者单位】浙江省三门县三门核电有限公司，浙江三门317112;中国工业防腐蚀技术协会，北京100101【正文语种】中文【中图分类】TG172.8在现实生活中，腐蚀现象无处不在，同样在核电厂的建设、运行的过程中，腐蚀问题始终存在，而且是必须引起高度重视的问题，尤其是腐蚀事件的发生可能直接影响核电厂运行的安全性与经济性。
目前，我国正积极规划核电蓝图，处于大力发展核电、建设核电时期，随着核电厂的开工建设与投入运行，腐蚀问题将会逐渐显现。
为了满足核电厂长寿命周期运行的要求，必须对核电厂系统、设备的腐蚀防护提出了更高的要求。
压力容器基本知识 教学PPT课件
全使用
3级、在规定的操作条件下能安全使用
4级、在规定的操作条件下监控使用
5级、判废
压力容器的主要缺陷分为A、B两类。
A类相当于五级安全状况的压力容器的第5级 B类相当于五级安全状况的压力容
器的第4级
指重大问题，主要包括危及安全 生产的问题，严重影响压力容器总成 件寿命和性能的问题，容易导致重大 机械、安全事故发生的问题等。
案例二：
B厂催化裂化车间分馏系统蜡油罐、回炼油罐发生爆 炸引起大火。当时，设备设计压力0.33MPa，工作压力 0.16MPa，回炼油罐液位达100％，温度达310℃，致使 罐内介质大量汽化，压力升高，使回炼油罐筒体与球形封 头沿焊接热影响区断裂、爆破引起大量蜡油外溢发生大爆 炸，其强大冲击波使分馏塔变形、基础倾斜、柴油汽提塔 变形倒塌、主风机车间控制室破坏、周围建筑物大部分损 坏，蜡油罐被炸成五块，最大块落在距爆炸中心40m处， 最远一块落在距爆炸中心700m处，有5人轻伤，厂内直 接损失90.52万元。
压力容器安全管理的重要性
从法律角度来看: 中华人民共和国国务院令【373】号《特种设备安全
监察条例》，简称《条例》。它对特种设备的定义： 是指涉及生命安全、危险性较大的锅炉、压力容器
（含气瓶）、压力管道、电梯、起重机械、客运索道、 大型游乐设施。
第四十条 特种设备使用单位应当对特种设备作业人员进行 特种设备安全教育和培训，保证特种设备作业人员具 备必要的特种设备安全作业知识。 特种设备作业人员在作业中应当严格执行特种设 备的操作规程和有关的安全规章制度。
3、严格压力容器维修管理 既要防止压力容器失修，又要避免对压力容器进行不 必要的拆卸和“过剩维修”。 4、严格压力容器配件和附件、工具的管理 5、严格压力容器故障停车和事故管理 要严格压力容器事故统计、上报制度，对发生的压力 容器事故要按照“四不放过”的原则严肃处理。
案例分析答案(定稿)
三哩岛事故事故背景核电机组：Babcock % Wilcox (B&W)公司；两环路4台冷却剂泵；961MWe97%功率运行；压力152bar：高压安注系统：数台安注泵；自动启动压力（冷却剂系统压力）110bar；关闭压力197bar；安注箱（堆芯再淹没系统）：冷却剂系统压力下降到41bar自动启动；低压安注系统：冷却剂系统压力下降28bar自动启动；堆芯剩余释热：停堆时间 MW(t)1 分 971 小时 361 天 131 周 5．11 月 2．1第1阶段始发事件1979年3月28日 04：00：37 am二回路所有主给水泵停转；主汽轮机停转；《给水丧失—中等频率事故Ⅱ》；3—6秒冷却剂系统压力155bar；冷却剂系统泄压阀开启；8秒冷却剂系统压力162bar；引发反应堆紧急停堆；《小破口失水事故—稀有事故Ⅲ》；辅助给水泵启动；但是，泵和蒸气发生器之间的阀门处在关闭状态；2分4秒反应堆冷却剂系统压力下降到110bar；高压安注系统启动；稳压器水位上升。
第2阶段小破口失水（稀有事故Ⅲ）13秒反应堆冷却剂系统压力下降到152bar减压阀自动关闭整定值；但是，泄压阀没有关闭；6分稳压器气囊消失；反应堆冷却剂泄压箱压力迅速上升；7分43秒污水泵启动把反应堆污水坑水排到辅助厂房废水箱；8分蒸汽发生器干涸；操纵员发现辅助给水阀门关闭，开启阀门；18分通风系统测得气体放射性急剧增加；反应堆冷却剂系统压力仅有83bar；第3阶段小破口失水，连续泄压（稀有事故Ⅲ）20分—1小时反应堆冷却剂系统70bar，温度290 oC；核燃料尚未大量破损；1小时14分冷却剂泵B震动，操纵员关闭冷却剂泵B；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；1小时40分冷却剂泵A震动，操纵员关闭冷却剂泵A；环路中存在气体空间冷却剂无法形成自然循环；冷却剂高出堆芯顶部30厘米；堆芯升温瞬变开始；第4阶段堆芯升温瞬变（极限事故Ⅳ）1小时50分（110分）堆芯元件第一次裸露；2小时18分（138分）操纵员发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截止阀；但是没有加大高压安注，事故继续；2小时55分（175分）宣布厂区应急；放射性监测报警；堆芯部分燃料烧毁；3小时20分—7小时（200分-420分）；冷却剂泵没有运行；堆芯1．5米裸露1小时燃料大量烧毁；第5阶段持续泄压—严重事故7小时38分操纵员打开卸压阀的截止阀，关小高压安注；失去冷却剂引起第二次堆芯裸露；8小时41分反应堆冷却剂系统达到41bar；安注箱注水；但是很小，操纵员认为堆芯被注满水；9小时50分氢爆脉冲；安全壳喷淋6分钟；反应堆冷却剂系统减压至30bar；操纵员减压投入低压安注系统失败（ 28bar）；11小时08分操纵员关闭卸压阀；有2小时安注箱停止注水；高压安注小流量；蒸汽发生器不能使冷却剂形成自然循环；堆芯长时间失去任何冷却手段；第三次堆芯裸露；第6阶段增压和最终确立稳态冷却13小时51分操纵员从新关闭卸压阀截止阀；加大高压安注流量；结束堆芯第三次裸露；15小时51分成功启动环路A的一台冷却剂泵；热管温度293 oC冷管温度 205oC；流体经过蒸汽发生器；反应堆冷却剂系统恢复移出衰变热的能力。
美国核电运营学会(INPO)-核安全文化原则及特征
美国核电运营学会（INPO） 核安全文化原则及特征2015年7月目 录以加强专业能力为主旨的强有力核安全文化相关原则一、前言 (2)二、背景 (4)三、强有力的核安全文化相关原则 (8)原则 1.核安全人人有责 (8)原则 2.领导做安全的表率 (9)原则 3.信任充满整个组织 (10)原则 4.决策体现安全第一 (11)原则 5.认识核技术的特殊性和独特性 (12)原则 6.培育质疑的态度 (13)原则 7.倡导学习型组织 (14)原则 8.核安全评估和监督活动常态化 (15)健全的核安全文化特征一、介绍 (18)二、背景 (20)三、特征及其特点 (25)（一）个人对安全的承诺 (25)1）PA.个人职责 (25)2）QA. 质疑的态度 (25)3）CO. 安全沟通 (26)（二）管理者安全承诺 (27)4）LA.领导职责 (27)5）DM.决策 (28)6）WE.彼此尊重的工作环境 (29)（三）管理体系 (30)7）CL.持续学习 (30)8）PI.识别问题、解决 (30)9）RC.提出顾虑的氛 (31)10）WP.工作程序 (32)以加强专业能力为主旨的强有力 核安全文化相关原则2004年11月 美国核电运营者学会（INPO）一、前言《强有力的核安全文化相关原则》总结了一个健全的核安全文化（以下简称“安全文化”）所应具备的重要特征，希望这些特征的提出能协助核电行业建立可以公开讨论及持续进化的安全文化架构。
这里逐条列出的原则和相关的特征均基于大量的电厂事件得出。
文件中只逐条列出重要的原则，而非详细说明特定的方案或执行的细节。
若能将这些原则和特征融入日常作业中，则能对有关特定环境工作状态和工作流程的价值观、期望、经验、行为、信仰及规范有所影响。
各项原则使用粗体字显示，列在各项原则之下的特征，则是用来进一步说明提出该原则的初衷。
我们鼓励电厂的管理层将这些原则与其日常的政策和作业方式进行深入比对，如果发现有不足之处，即可做为改进的参考依据和努力的方向。
核安全文化八大原则20151118
质疑的工作态度
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居安思危、保持警觉
组织及个人
• 要意识到系统和设备中潜在的风险。 • 对于潜在风险，要在充分验证安全性的基础上谋求改良。
个人 • 认识到自己本身有可能误操作或由人因引起事故； • 认识到自己所操作的设备或机械发生问题的可能性不是零。
专业人员
• 要经常保持一种态度，对自己的工作中是否存在威胁安 全的隐患时刻提出质疑； • 为可能出现的与预期不符甚至可 能出现最为不利的局面 进行准备，积极做好应对。
（一）核安全人人有责
核安全是集体责任 责任和授权明确 深入基层
集体中的每一个人都有确保把安全放 在第一位的责任和义务。从董事会成员到 基层员工，所有个人都应领悟到坚持核安 全标准的重要性。在落实这些标准时，组 织内的每一层级人员都应以正确的态度承 担起所担负的责任并弥补自身的不足。
例：公司参加美国南方电力Vogtle电 厂影子培训的人员对Vogtle 电厂核安全 集体责任意识的体会。
4.不走捷径 2.开诚布公
漫画：安全无捷径
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（四）决策体现安全第一
安全和质量优先
坚持标准
1
2
安全第一
4
3
保守决策
关注细节
18
安全和质量优先
工作 效率
安全 质量
例：影子培训人员在Vogtle电站的观察活动。
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坚持标准
降低标准将导致管理层和员 工对某些看似微小问题的麻木不 仁和视而不见，从而导致标准不 断降低的恶性循环；
关注的是核安全，但同样的原则也适用于辐射安全、工业安全和环 境安全。
将这些原则和特性融入个人的工作后，将对员工价值观、思维方式、 行为、信念和规范产生影响，并将对在特殊场合下怎样工作和如何 完成工作产生影响。
压力容器培训PPT幻灯片课件
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第二讲 压力容器安全装置
19
常见的压力容器安全装置：
泄压装置、警报装置、计量装置、联锁装置和其他 安全保护等装置。
压力容器超压的原因：
操作失误或零件破损 充装过量液体受热膨胀 器内燃烧爆炸生成高温高压气体 器内化学反应失控 器内液化气体以外受热饱和蒸气压增大
请分析安全阀安装使用的有关安全要求规定。安全阀的安 全要求：
28
⑵ 爆破片的安装：
爆破片与容器的连接管线应为直管，泄放管线应尽可能 垂直安装，管线通道横截面积不得小于爆破元件的泄放面积。
若流体为易燃、有毒或剧毒介质时，则应引至安全地点作 妥善处理。
爆破片应与容器液面以上的气相空间相连。 爆破片的安装要可靠，夹紧装置和密封垫圈表面不得由 油污，夹持螺栓要上紧，以防爆破元件受压后滑脱。
注：焊接的圆筒形容器，公 称直径是指它的内径；无缝钢管 制作的圆筒形容器，公称直径是 指它的外径。
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压力容器设计、制造、安装安全管理
1、压力容器的安全设计包括：
合理选用材料
结构便于制造
选择合适的结构形式
结构便于无损检验
满足强度的要求
尽量减少构件上作用的局部
结构安 全可靠 的基础
附加应力和应力集中 缺陷与应
8
1、压力容器安全管理“三零”理念： 压力容器安全管理的追求目标： 零缺陷、零故障、零事故 零缺陷：大量的缺陷是隐蔽的、潜在的、尚未
形成的功能故障。
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压力容器操作标准化；
即：操作人员持证上岗率达到100％； 操作规程制定率达到100％； 压力容器应知应会抽查考试合格 率达到100％。
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Davis-Besse
地点：美国俄亥俄州 商业运行时间：1977年 功率： 940 MWe 反应堆堆型：PWR 反应堆制造商：Babcock and Wilcox 电站设计人：通用电气 事件日期：2002年3月8日
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事故概述
戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
l 1990年控制棒驱动机构导向管已经产生裂缝， l 1994年顶盖碳钢母材金属开始腐蚀， l 每年大修目视检查顶盖都发现硼结晶， l 2001年NRC同意电厂申请延缓规定对顶盖的检查, l 2002年停堆检查发现大洞。 一回路压力边界带病运行12年！
因
管理屏障
后果： 压力容器上封头腐蚀
发现大洞
程序屏障
个人屏障
个人失效 ： ① 对于核安全的影响 认识不够； ② 质疑态度不够 ； ③ 人员缺乏经验。 诱因：控制棒驱动机 构导向管已经产生裂 缝
安全文化：
① 过度关注生产，未体现安全 第一的“保守决策”原则；
② “自以为是”，缺乏质疑的 态度 ；
③ 满足于最低组织目标要求， 为自己出现的问题辩护。
管理缺陷：
① 电厂对诸多前期迹象没有彻
底调查，缺乏有效评估；
② 管理者频繁变更 ；
③ 运行决策缺乏事实依据；
④ 独立监督未起到作用，对重
程序缺陷：
要核安全事项监管薄弱；
① 酸腐蚀控制大纲不全面； ⑤ 不吸取外部经验。
② RPV封头检查程序不完善。
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我们的思考
1、管理层是否长期聚焦在短期发电任务、机组可靠性和赢利方面？ 2、对重要核安全事项监管如何？ 3、是否为设备问题的出现辩护？ 4、是否只解决已出现征兆的问题？ 5、能否吸取外部经验和自己的经验教训？ 6、程序和规程是否全面？ 7、是否有质疑的态度？ 8、是否满足于现状，缺乏高目标的要求？
戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
压力容器顶盖 降级区域
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戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
空穴
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CRDM 接管 #1
封头
CRDM 接管 #3 (拆除)
不锈钢堆焊层 CRDM 接管 #11
戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
•“对该事件的审查表明以假定为真，而不是以已知为真 为基础做出决策的重大后果”。
戴维斯 贝斯核电站 压力容器顶盖严重腐蚀
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戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
反应堆顶盖 被腐蚀出一 个大洞： 深150mm； 长127mm； 宽177mm； （可以藏一 个西瓜）
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戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
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戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀戴维Fra bibliotek 贝斯核电站背景：
（2001年）
安全壳空气冷却装置结污 （1999年）
不确定RCS漏泄的变化 （1998年）
完全依赖于 RPV封头的目视检查
（1998年）
安全壳辐射监测过滤器内 发现了氧化铁粒子（锈）
（1999年）
戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
戴维斯 贝斯核电站（Davis Besse）第十二次大修
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（运行经验）
利用所述的经验反馈 或者重蹈覆辙，你来选！
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-----Howard Bergendahl Davis-Besse核电站现场副总裁
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事故影响
戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
Ø INES分级：3级 Ø 反应堆关闭：2年
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戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
根
多重屏障失效示意图
本
屏障缺陷越多，事件发生概率越高！
原
安全文化
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戴维斯 贝斯核电站压力容器顶盖严重腐蚀
忽略的迹象和机会
控制棒驱动机构导向管 发生裂纹（1990年）
电站管理组没有提供 RPV封头检查的全面综述
RPV封头辅助结构修改 未被实施（1990年）
稳压器喷水阀RC-2 上的3个碳钢阀帽体螺母
腐蚀严重 （1998年）
反应堆压力容器 顶盖降质
INPO报告中提到的 相关经验反馈未落实