核电站设备管理与核电安全.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）
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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。
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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）。
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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
核电站设备管理和核电安全
核电站设备管理和核电安全引言核电站作为一种重要的清洁能源发电方式，其设备管理和核电安全显得尤为重要。
本文将从设备管理和核电安全两个方面，进行详细介绍和分析。
设备管理核电站设备管理是保障核电站正常运行和发电安全的关键环节。
核电站设备涉及到机械、电气、控制和安全设备等多个方面，对设备进行科学合理的管理和维护，对于提高设备可靠性和核电站的经济运行至关重要。
设备保养设备保养是核电站设备管理的一项重要任务。
通过合理的保养措施，可以延长设备使用寿命，降低故障率，确保核电站的稳定运行。
设备保养应包括定期检查、清洁、润滑和维修。
定期检查可以及时发现设备可能存在的故障隐患，提前进行预防性维修，避免因故障导致的停机和生产损失。
清洁和润滑是保持设备正常运转的重要手段，应定期进行，并按照设备制造商的要求进行操作。
维修是对设备进行修复和更换损坏部件的过程，应由经验丰富的维修人员进行，并严格按照设备维修手册进行操作。
设备更换设备更换是核电站设备管理中的重要环节，当设备达到使用寿命，无法正常工作或性能指标无法满足要求时，需要进行更换。
设备更换应遵循科学合理的程序。
首先，需要对设备的状况进行全面评估，确定是否需要更换。
评估应包括设备的性能指标、维修记录、使用寿命等方面的考虑。
其次，需要进行设备的选型和采购工作，选择合适的设备替代原有设备。
最后，在更换设备之前，应制定详细的更换计划，包括设备拆除、安装、调试等步骤，并确保更换工作按计划进行。
设备管理信息系统设备管理信息系统是核电站设备管理的重要工具，可以帮助核电站实现对设备信息的集中管理和实时监控。
设备管理信息系统应包括设备档案、维修记录、巡检记录、设备故障分析和统计等功能。
通过设备档案，可以了解设备的基本信息、技术参数和使用寿命等，为设备管理提供参考。
维修记录和巡检记录可以帮助核电站及时发现设备存在的问题，并对设备进行维修和保养。
设备故障分析和统计可以提供设备故障的原因和发生频率等信息，为设备管理提供依据。
核电安全课件
核安全目标
• 总目标:在核电厂里建立并维持一套有效的防护措 施，以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危 害。
• 为了突出核电厂的特殊性，常规风险不包括在核 安全研究的范畴内。
• 辅助性目标1: 辐射防护 • 确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放
射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低 （ALARA）的水平，并且低于规定的限值，还确保 事故引起的辐射照射的程度得到缓解。要求在正 常情况下具有一套完整的辐射防护措施，在事故 情况下有一套减轻事故后果的措施，包括厂内和 厂外的对策，以缓解对工作人员、居民及环境的 危害。
• 辅助性目标2: 技术安全 • 有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂
设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率 极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话 ）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严 重事故发生的概率非常低。
安全设计基本原则
• 安全设计基本原则：采用行之有效的工艺和通用 的设计基准，加强设计管理，在整个设计阶段和 任何设计变更中必须明确安全职责 。单一故障准 则 ，多样性原则 ，独立性原则 ，故障安全原则 ，自动化。
• 还对其他几个核安全方面的国际条约担负着保存 任务。这些国际条约包括：《核材料实物保护公 约》，《维也纳核损害民事责任公约》，《核安 全公约》以及《废燃料管理安全和放射性废物管 理安全联合公约》。
核电站安全思想的发展
70年代 这10年核安全思想集中在技术上的可靠性, 设备与程序的质量，即优先考虑的是初始设计工作。
• 反应堆停堆，稳压器上的安全阀打开，但回座失 效；
• 一回路持续卸压，导致一回路沸腾，稳压器水位 虚假升高
• 安注系统注水 • 操纵员判断失误（以为一回路水多），关闭安注
核电厂系统及设备培训课件(PPT86张)
（1）放射性水平的控制 ① 水及其中杂质的活化； ② 裂变产物的释放； ③ 腐蚀产物的活化； ④ 化学添加物的活化
20
• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 包壳缺陷释放出来的份额，单位为s-1。实验 证明，裂变产物的释放速度正比于它在燃料 中的累积量。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
3
按其功能可分为以下几类:
• 排出核燃料剩余功率；
• 对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；
• 进行设备的冷却；
• 废物的收集和处理；
• 核岛通风空调系统。
4
1 化学和容积控制系统(CVCS)
1.1 系统的功能 1.2 设计依据 1.3 系统流程 1.4 系统设备布置 1.5 系统运行
5
1.1 系统的功能
化容系统主要功能如下: • 通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进 行反应性控制； • 维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装 量； • 对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化, 减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应 堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降 低反应堆冷却剂的放射性水平；
6
• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水；
1.3 系统流程
34
1 下泄管线
• 核电厂正常运行时,从一回路的冷管段引出一 股冷却剂,称为下泄流,其正常流量约为 13.6m3/h,经下泄隔离阀进入再生热交换器的 壳侧,冷却至140℃,再经过节流孔板,将压力 降至2.4MPa后,进入下泄热交换器的管侧,由 壳侧的设备冷却水将下泄流温度降低至46℃ 左右,离开下泄热交换器的下泄流经下泄压力 控制阀再次降压，进入过滤器，滤去水中5μ 以上的悬浮颗粒。经温控三通，进入净化段。 35
15
20
• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 包壳缺陷释放出来的份额，单位为s-1。实验 证明，裂变产物的释放速度正比于它在燃料 中的累积量。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
3
按其功能可分为以下几类:
• 排出核燃料剩余功率；
• 对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；
• 进行设备的冷却；
• 废物的收集和处理；
• 核岛通风空调系统。
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1 化学和容积控制系统(CVCS)
1.1 系统的功能 1.2 设计依据 1.3 系统流程 1.4 系统设备布置 1.5 系统运行
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1.1 系统的功能
化容系统主要功能如下: • 通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进 行反应性控制； • 维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装 量； • 对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化, 减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应 堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降 低反应堆冷却剂的放射性水平；
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• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水；
1.3 系统流程
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1 下泄管线
• 核电厂正常运行时,从一回路的冷管段引出一 股冷却剂,称为下泄流,其正常流量约为 13.6m3/h,经下泄隔离阀进入再生热交换器的 壳侧,冷却至140℃,再经过节流孔板,将压力 降至2.4MPa后,进入下泄热交换器的管侧,由 壳侧的设备冷却水将下泄流温度降低至46℃ 左右,离开下泄热交换器的下泄流经下泄压力 控制阀再次降压，进入过滤器，滤去水中5μ 以上的悬浮颗粒。经温控三通，进入净化段。 35
15
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
核电站设备管理与核安全控制
核电站设备管理与核安全控制引言核电站是一种利用核能产生电能的建筑物，由于核能的特殊性质，核电站的设备管理和核安全控制非常重要。
本文将介绍核电站设备管理的重要性以及核安全控制的措施。
核电站设备管理核电站拥有大量高度复杂的设备，这些设备包括核反应堆、蒸汽发生器、涡轮发电机等。
对于核电站来说，设备管理是确保运营安全的关键。
设备管理主要包括设备的维护、检修、更新以及相关数据的记录和分析。
设备维护设备维护是核电站设备管理的重要一环。
良好的设备维护可以延长设备的使用寿命，减少因设备故障造成的停产和经济损失。
核电站通常会制定详细的维护计划，定期对设备进行检查和保养，以确保设备的正常运行。
设备检修设备检修是核电站设备管理的另一个重要方面。
定期检修可以发现设备潜在的故障和问题，并及时进行修复，以避免设备故障引发的事故。
检修期间，核电站需要严格遵守安全规程和操作规程，确保安全作业。
设备更新设备更新是核电站设备管理中不可忽视的一环。
随着科技的进步和设备老化，核电站需要对设备进行更新，以适应新的技术和设备要求。
设备更新可以提高核电站的发电效率和安全性，同时还可以降低对环境的污染。
数据记录和分析数据记录和分析在核电站设备管理中起着重要的作用。
核电站会记录设备的运行状态、维护记录、检修记录等相关数据，并利用数据分析工具对这些数据进行分析，以提前发现设备可能存在的问题，并采取相应措施进行处理。
核安全控制核电站的核安全控制是确保核电站安全运行的重要措施。
核电站的核安全控制主要包括核材料安全、辐射防护、事故预防与应急响应等方面。
核材料安全核电站拥有大量的核材料，如铀、钚等，对核材料的安全管理十分重要。
核电站需要对核材料进行严格的存储和使用管理，避免核材料被非法获取和使用。
核材料的安全管理涉及到核材料的分类、标识、登记、盘点等多个环节。
辐射防护核电站存在辐射源，辐射防护是保护操作人员和环境安全的关键。
核电站需要制定详细的辐射防护计划，确保操作人员接触到的辐射剂量不超过安全限值。
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
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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
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
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
2
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
屏障 人因
安全、可靠
屏障 失效
失效
失效
失效
事件
3
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
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…
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
14
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
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
10
要素之四：人因失效控制—倡导核安全文 化
— 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? 应该怎化，使电站能
够达到预期的40～60年的寿命
12
核电站设备分级（1/2）
目的： 对不同的设备,
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
8
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
文件控制
资格控 制
材料控制
9
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
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
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
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）
1
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
可用率 相关设
备
所有电 站设备
13
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
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
— 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
— 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
11
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
15
设备的在役检查和性能试验（2/2）
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）
• 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
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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
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
5
要素之二：人员培训和资格控制（2/4）
• 个人培训大纲：
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
② 故障会导致存放衰变的放射性气体释 放的设备
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
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
屏障 人因
安全、可靠
屏障 失效
失效
失效
失效
事件
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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
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…
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
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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
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
— 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,
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
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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
文件控制
资格控 制
材料控制
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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
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
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
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）
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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
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
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
— 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
— 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
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设备的在役检查和性能试验（2/2）
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）
• 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
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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
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：
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
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