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全国注册核安全工程师培训核安全案例分析 第一章 核反应堆工程 俞尔俊 目录 一. 运行事件分析 1. 实验反应堆燃料元件熔化事故（案例选编4） 2. 超功率保护停堆事件（案例分析5） 3. 硼稀释事件（案例分析2） 4. 丧失安全厂用水事件（案例选编3） 二．安全设计中“单一故障准则”的应用 1. 应急给水系统设计（案例分析3） 2. 大气释放阀安全设计（案例分析4） 3. 主给水隔离安全设计（案例选编5） 三．设计缺陷案例分析 Browns Ferry控制棒插入故障（案例选编6） 试验反应堆故障事件（案例分析1） 四．火灾 Browns Ferry火灾（案例分析6） 五．三哩岛核电厂事故 六．切尔诺贝利核电厂事故 某实验反应堆燃料试验元件熔化事故 （案例选编4） 1. 操作规程的不足:在操作规程中应明确回路流量是保证试验元件得到冷却的关键，如发现流量偏高，首先应观察回路出口水温及回路进出口水温差，是否有相应的变化（出口水温降低，进出口水温变小），确认流量偏高后，才能降低试验回路流量。 2. 值班员不能闭锁低流量停堆信号，闭锁了此信号就失去了停堆保护，容易造成事故。对于闭锁低流量停堆信号，至少请示值班长、通知反应堆操纵室，在全体运行人员监视下进行操作。 3. 运行方式上，为了降低电能消耗，将回路循环泵旁路阀关死，使出口阀调节过于灵敏，操作稍有不慎就容易发生事故。应该设置旁路阀及主阀，用两个阀门调节回路流量。 4. 回路流量表在安全上有重要的意义，应有较高的可靠性，并应重视定期检查。但在此事件中仪表失效使偶然发生的事件，不能认为与事故的发生有必然的因果关系。 5. 值班员在上岗前缺乏专门的培训，缺乏堆工及热工水力知识。 美国Browns Ferry控制棒插入故障的整改措施 1. 对于此类BWR要求连续监测停堆排放箱水位，把水位指示及报警信号送至主控室； 2. 应加强注意防止异物进入反应堆冷却剂系统； 3. 对停堆系统的可用性作定期试验； 4. 对操纵员针对此类事件作专门培训； 4. 通知全部此类BWR照同样要求执行。 核电厂应急给水设计 硼稀释事件（案例分析2） 1. 没有树立“安全第一”的思想，为了赶生产进 度，忽略了安全要求，容易发生差错； 2. 在信息沟通上出现了失误，使主控室人员对系统状态缺乏了解和控制； 3. 对操纵员培训方面有欠缺，未能重视国际上多次发生的硼稀释事件，在操作上特别予以注意。 三哩岛事故 1.事故发生和发展的原因 TMI-2事故的发生和发展，人因失误是 主要原因，这些失误存在着下列因素： （1）阀门位置判断 事故中操纵员从仪表盘上读到卸压阀已关闭，实际上这一指示器显示的只是阀的电信号，而不是实际关闭状态。还有另外两个信号可以用于辅助诊断；卸压阀后管线温度和卸压箱水位。操纵员注意到了阀后温度高的显示，然而，由于卸压阀在正常运行时也有泄漏，阀后管线一直是热的，结果操纵员没有将它作为辅助诊断指示。至于卸压箱的水位，仅只有就地仪表指示，根本不在主控室内，事故中从未检查这一水位指示，操作规程没有要求作此类检查。 （2）对稳压器行为的理解 主系统有破口的情况下，一般稳压器水位与主系统压力同时下降，稳压器上部的蒸汽把水推向破口，这一现象已为操纵员所熟知。但是汽腔小破口的情况是个例外，堆芯内的水受热膨胀，会使液面上涌，而主系统压力却在下降。操纵员为这一现象所迷惑，因为他们没有受过处理此类事故的训练，也没有针对这种事故的应急规程。 （3）安注系统的中止 观察到稳压器水位上升以后，操纵员关闭了安注。这不能认为是一种例外的操作，因为安注系统在不必要时甚至有害时自动误触发的情形并不少见。问题是在于这一行动必须有以系统分析为基础的运行规程作依据，而三哩岛核电厂当时并无这样的规程。操纵员还关闭了低压下本应自动投入的安注箱系统，这又一次证明操纵人员十分缺乏对系统热工水力特性的理解能力。 （4）主控室信息指示 在TMI-2事故过程中，操纵员得到能指导操作的信息太少（见操纵室改进）。 （5）安全壳隔离 关于硬件系统的另一个问题是安全壳隔离设计。根据当时的设计，安注触发并不自动引起安全壳隔离，于时当地坑水位上升时，地坑泵就不断地将冷却剂泵入辅助厂房，直至辅助厂房高放射性报警，即事故后几个小时，才手动隔离了安全壳，这是设计上的错误。 （6）核辅助厂房的放射性包容能力 地坑水入核辅助厂房以后，由于系统的管道和箱体不是全密封的，又热又有污染的水在厂房内散发出水蒸汽和水中所含的裂变气体。水蒸汽和裂变气体随后由一般的通风系统抽吸，经过一台净化效率不明确的过滤器后向厂房外排出。 2．改善运行状态 （1）加强对操纵员的培训和考核，这