1 核电站换料大修期间的核安全风险
核电厂换料大修期间，因在短时间内执行大量的维修工作、设备的检查维护、定期试验，变更/技改以及装卸料等操作，使得电厂大量系统、设备集中停役，电源停电，因此，换料大修期间存在巨大的核安全风险。 1.1 系统设备风险
换料大修期间，从系统设备可靠性和安全功能上，电厂的核安全风险主要涉及以下方面：反应堆余热排出、堆芯水装量保持、反应性控制、电源保障以及安全壳完整性维持。 1.1.1 反应堆失去衰变热输出功能的风险因素
（1）检修前余热出口能力不足分析，如：
1）堆芯燃料布置下的初始衰变热不是事先确定的、堆芯沸腾时间和裸露时间；
2）反应堆冷却系统缺乏各种状态的水储量（如充水、放水、半管水位、换料通道充水和换料水池充水）下余热导出能力的分析；
3）缺少对主系统各种状态（如反应堆冷却剂系统（RCS）加压或已通气、主管道堵塞或主回路隔离阀关闭、蒸汽发生器（SG）人孔开/关、通风系统可用性、临时假盖或压紧部件已安装、主蒸汽管道已隔离）下的余热导出能力的分析；
4）缺少对SG二次侧换热能力分析。
（2）大修计划没有考虑乏燃料冷却损失的纵深防御措施，导致乏燃料池失去冷却，或在高衰变热或低水装量期间，安排对余热导出系统进行检修，使余热导出系统不可用。
（3）操纵员/电厂员工对工况变换/规程不了解，对纵深防御措施不清楚，如果无法保证换料大厅的通风和空调系统的可操作性，设备闸门、人员闸门和贯穿件失去关闭能力。
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1.1.2 水容量损失的风险因素
在停堆期间，一回路的边界已扩展到衰变热导出管路、乏燃料池、换料水箱及其它相关的
系统，这种情况使得水装量丧失的风险大大增加。业界曾发生了水意外排到换料水箱、安全壳地坑、安注箱及安全壳喷淋系统等事件。一次水存量的快速损失可能导致安全壳内的辐射水平显著增加。下面是常见的几种误操作。盗版爱情下载
（1）阀门误操作，不可控地改变一回路流道，导致一回路水库存快速损失。
（2）换料水池充水前，未对反应堆水池密封、蒸汽发生器盲板和其他喷嘴盲板的检查或安装后测试，导致出现水装量泄漏。
（3）下列情形下，主系统水位控制不当或意外排放至余热排出系统，导致失去衰变热导出能力。
1）在反应堆顶盖吊运前，压力容器法兰面以下排水；
2）核心水位位于主管道中心线的水位（称低水位）；
3）一回路的水位低于与反应堆压力壳相连的热端上部；
4）关闭一回路隔离阀；
5）安装蒸汽发生器一次侧盲板。平湖地震
（4）失去乏燃料池和反应堆水池的水装量。即换料水池和乏燃料水池气闸门的气源不可靠，无后备气源（如氮气），未考虑其他缓解措施，如水池密封、流量限制和围堰。
1.1.3 电力可靠性风险因素
在停堆状态下，交流电源维持堆芯和乏燃料池的冷却，并把衰变热传输到热阱中，使安全壳保持密封，并支持其它重要功能。许多事件与人员差错引起重要系统失电有关，如大修计划未能提供冗余的交流电源（纵深防御），停堆期间安全功能关键系统的交直流电源未得到保证，对失去交流电源的事件缺少规程和演练。
典型的高风险作业，如开关站、变压器和电气设备工作未安装警告信号或采取实体屏障，当多个电路停止运行时，对发电厂唯一非现场电源的电源线和变压器进行维护活动。
1.1.4 反应性控制风险因素
反应性控制主要包括为反应堆冷却剂系统和乏燃料池保持足够的停堆裕度，以及规划和控
制所有燃料处理活动。压水堆意外硼稀释会发生非预期的反应堆临界，甚至在控制棒全插入情况下。
典型的风险包括：探测硼稀释手段（一回路取样，在线分析和源量程探测器的计数）失效，行政控制和计划安排不当导致的意外硼稀释，无多重的加硼流道可用以响应硼稀释事件，未定期校验停堆裕量，在低于最低安全分析温度期间移动燃料。
在换料期间，由于发生控制棒和燃料组件装载错误，会引起堆芯临界而未被源量程探测器探测到。燃料组件跌落、受到装卸设备的影响以及堆芯安装错误等事故也可能导致人员暴露在过量辐射和严重放射性污染中。
1.1.5 安全壳密封性的风险因素
安全壳在大修的某些阶段需要密封，以限制放射性物质未受监督的释放。如果安全壳的（设备和人员）闸门以及与大气相连的贯穿件（一次或二次侧）在装卸料操作期间、当沸腾和电源不可用时，不能关闭堆芯，则风险会大大提高。
蔡慧微博1.2 人为因素和管理风险
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从人因和行政管理上，电厂存在的核安全风险主要涉及检修计划、人员培训、文件控制、经验反馈等
在大修期间，电厂里有许多工人，包括大量的承包商人员，而人总是要犯错误的，特别是在大量的操作过程中。因此，事先计划不充分、文件包准备不足、培训不足、时间的压力、任务的压力等都可能成为风险源。
2 秦山核电站核安全风险管理
2.1 系统状态控制和检修操作程序克里人
确保操作员有能力在大修期间监督和控制安全系统及其支持系统的状态，保证系统的可用性，秦山核电厂在停堆前对操纵员进行了专项培训。这种培训在机组长期运行、整个循环都没有停机停堆操作的情况下，特别重要。有针对性地安排在全尺寸模拟机上进行停堆操作、停堆过程中预定试验的操作、备用系统投切、系统和设备的隔离、操纵员的沟通配合演练等，并设计一些异常和故障处理，使操纵员提前进入实战演习，培养和考验操纵员的心理和应变能力，将有助于提高操纵员工作水平，减少人因失误。
让操纵员提前了解大修项目和可能面对的困难，审查关键路径、主隔离、技术规格书隔离窗、冗余系统的状态、纵深防御措施，使操作人员了解检修中的关键设备和参数，加强监控。同时，编制应急操作程序，减少核安全风险。
国外一些电厂采用PSA技术对一些风险因子较高的大修状态进行分析。通过PSA评价，确保风险重要的系统和设备得到足够的重视，使大修活动尽量不增加电厂风险。例如，用PSA确定大修计划的优先顺序，即通过系统和设备的风险重要度来指导维修活动的编排，或用PSA技术监视维修和试验活动带来的风险变化，估计累积堆芯损伤概率（CDF），并预先采取必要的缓解措施。秦山核电厂刚刚完成一级PSA分析，条件成熟后将考虑应用PSA成果到大修中。考虑纵深防御措施是对系统状态实施有效控制的最佳策略，如考虑安全系列、电源序列、关键安全功能的设备的冗余，利用报警和指示向运行人员提醒需要纵深防御的系统的问题，如临时采用UPS和后备交流电源，以减少发生失去电源事件的风险。秦山核电站在日常计划中列出了安全系统和设备状态报告的可用性，以帮助运行人员维持和提高电厂部件和系统的可运行性。
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