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案例分析打印
第一章
反应堆实物案例分析
⏹答题要点
⏹1认真审视题目,答案往往会在题目中有明显提示;
⏹2仔细思考问题,想清楚是在问什么,回答要有明确的针对性;
⏹3要分清直接原因和根本原因的区别;
⏹4对改进建议的回答要简明扼要
⏹较常见的直接原因:
⏹-操作错误;
⏹-仪表失效(未校验、故障、损坏);
⏹-观察错误(读错指示、看不见仪表);
⏹-系统故障;
⏹-外部事件。
⏹较重要的根本原因:
⏹-质保体系不健全、管理不严格;
⏹-核安全文化培育不够,没有树立安全第一的理念;
⏹-规章制度不健全、相关程序不充分;
⏹-培训不充分,相关人员水平不够;
⏹1某压水堆核电厂在满功率运行。
突然,主控室出现安全壳放射性超标报警信号。
操纵员经检查、核实系一回路小破口事故。
根据应急计划及应急行动水平,值长宣布进入厂房应急状态并立即向厂应急总指挥报告,营运单位应急系统启动。
半小时后,破口进一步扩大,喷淋系统故障不能投入,安全壳内压力迅速上升至接近设计压力。
技术支持组分析判断,已有部分燃料元件破损,预测两小时后需对安全壳采取过滤排放措施,以防止安全壳超压失效。
⏹问:
-此时是否需改变应急状态?
如需改变,应按什么程序执行?
⏹-此时应向地方政府应急组织提出什么建议?
⏹-核电厂营运单位此时应采取那些应急措施?
⏹参考答案:
⏹-应改变应急状态,首先核电厂应急总指挥应宣布进入场区应急状态。
⏹-同时向地方政府应急组织报告事故现状及对事故发展的预测,建议进入场外应急状态。
建议地方政府考虑适时采取保护公众措施(撤离、隐蔽、交通管制等)。
⏹-营运单位应采取的措施:
⏹-采取一切必要和可能的措施,保护反应堆安全及安全壳的完整性
⏹-撤离场区非应急人员
⏹-实施场区出入口控制
⏹-实施应急进场监测
2某试验堆燃料元件损坏事故
某试验堆进行一项材料辐照考验。
在考验试验的过程中,水质逐渐变差,甚至达到严重恶化的程度,继而发生运行的不稳定。
但如果根据水质极度恶化就停堆处理,则较长时间的考验就会前功尽弃,经济损失也较大。
考虑到试验已接近尾声,为了不影响进度,在侥幸心理的指使下继续冒险运行。
结果发生了燃料元件损坏事故,造成放射性物质外泄,事故处理发生额外的集体剂量,经济上也有很大损失。
问:
事故的直接原因和根本原因是什么?
⏹参考答案:
⏹直接原因:
水质变坏,流道不畅,保护系统失效,致使元件损坏。
⏹根本原因:
⏹-核安全文化培育差,追求经济利益而违背了安全第一的原则;
⏹-没有健全的质保体系,系统维护不好;
⏹-没有健全的规章制度,系统状态不好却可继续运行;
⏹-运行人员培训不充分,对运行工况判断不清。
3某实验反应堆在满功率运行,实验回路中考验着UO2燃料元件,
回路值班员X发现实验回路流量指示偏高,他就去调节试验回路的出口阀。
为了运行中降低电能消耗,把回路循环泵旁路阀关死,仅用出口阀调节,出口阀调节十分敏感,仅1/8-1/4圈就能满足运行要求。
为使调节过程中不发生低流量停堆,值班员y闭锁了低流量停堆信号。
值班员X调节出口阀。
值班员y监视着流量指示,但未见流量下降,让值班员x再调出口阀。
这时,元件破损检测仪亮起红灯,剂量值班室及试验回路工艺房发生剂量警报信号。
值班长手动紧急停堆,对回路做了降温降压处理。
值班长与X、Y一起检查情况。
检查结果:
(1)流量仪表失灵;
(2)实验回路出口水温升高,超过安全限值;(3)元件破损检测和辐射指示超满量程。
判断为UO2试验元件损伤。
事故造成了向环境的放射性释放,并使处理事故的工作人员受到较大剂量,停产检修,造成重大经济损失。
问题:
从这次事故中应吸取那些教训?
参考答案:
(1)培育核安全文化,使员工都能真正贯彻安全第一的原则。
(2)制定严格的运行规程,建立严格的质量保证体系。
杜绝违章操操作。
(3)对系统作认真分析改造。
运行方式上,为了降低电能消耗,将回路循环泵旁路阀关死,是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。
以保证有较高的可靠性,并应重视定期检查。
(4)值班员缺乏核安全、堆工及热工水力知识。
值班员应进行严格的培训,考试合格后才可上岗。
4某核电厂在堆芯装入核燃料后,对主系统补水的过程中,操纵员误将换料水箱2100ppm的硼水当作硼酸制备系统7000ppm的硼水与清水混合,补入了主系统。
造成了一起硼稀释事件。
幸而从硼浓度表指示发现问题,及时停止了补水过程,事件没有造成严重后果。
事件后调查发现,由于核电厂过于关心进度,在大量系统尚未完成调试的情况下急忙装料,导致许多系统尚未移交主控制室,使主控制室人员对核电厂整体状态缺乏了解和控制,因而并不知道系统状态已经改变,补水用的硼酸补给泵已从硼酸制备系统切换到换料水箱,造成了差错。
问:
从这一事件的发生应吸取哪些经验教训?
参考答案:
-在管理工作中应树立“安全第一”的思想,不能因赶生产进度,而出现危及安全的情况;
-健全质量保证体系,严格工作接口程序;
-操纵员应该有风险意识,对会产生硼稀释事件的设备,重点予以核实。
-系统应改进,使系统切换时主控制室应有所反映。
51979年美国三哩岛事故,始发事件为失去主给水,停堆后,又因阀门误关闭,不能得到辅助(应急)给水,在系统升温升压过程中,稳压器释放阀自动打开卸压,恢复了辅助给水后,系统压力降低,但释放阀卡在开始位置,不能回座关闭,成为一个一回路的破口,冷却剂不断流失,系统压力持续下降,自动触发高压安全注射泵(简称高压安注),为主系统补充冷却剂。
此时,操纵员看到稳压器水位上升,认为一回路水量过多,不需要高压安注,因此关闭了高压安注。
试评价操纵员的这一操作。
参考答案:
这一操作是错误的。
此时系统温度在升高,堆芯因冷却不足而汽化,导致了稳压器水位上升。
操纵员当安全系统自动启动时,应弄清系统情况,而不能随意把安全系统关闭。
此时操纵员可以从系统在升温的现象上知道系统是缺水的,可以从系统降压的现象上知道系统有破口。
让高压安注继续工作,并采取其他正确的操作。
(此时正确的操作是关闭释放阀)。
⏹6某在建核电厂进货验收时发现一个核级电动泵包装箱内没有抗震鉴定资料。
⏹问:
这个泵是否可直接使用?
核级泵有什么抗震要求?
如何进行抗震鉴定?
⏹参考答案:
⏹1)没有抗震鉴定文件的是不可直接使用的。
⏹2)核级设备必须满足抗震要求,即在设计基准地震下满足运行要求,在安全停堆地震下可保证其安全功能。
⏹3)应要求该泵的制造商提供相应的抗震鉴定结果。
进行抗震鉴定的方法包括:
-分析法
⏹-试验法
⏹-分析和试验相结合的方法
⏹-利用经验数据。
核电厂把核裂变产生的热能变成电
压水堆
核岛和常规岛总体布置
核安全专业实物
第二章复习要点
教材
内容
要点
引言
铀钍矿工业的性质、意义
铀矿采冶工业是开放性放射性作业;内外照射并存;内照射主要危害是Rn和Rn子体;放射性与非放射性危害并存;职业病是矽肺和肺癌;矿工集体受照剂量占核燃料循环的67.8;铀矿环境公众集体受照剂量占核燃料循环的91.5%;Rn及子体的贡献矿工占96%;公众占89.8%。
1§
防护、环保目的要求
保障工人和公众安全和健康;保护环境生态良性循环;两个三同时;防护三原则;硬件和软件建设;放射性和非放射性防护;严格执法。
矿井有两个独立出口;铀矿通风量比非铀矿高5—8倍;管理和检查。
2§
7§
国家法规、标准
行业规定、标准
劳动、安全、卫生、职业病防治法;防护、放射性废物分类、放射性物质运输等标准。
铀矿冶安全、辐射防护、防护设计、矿井排Rn技术、尾矿库安全、铀矿冶产品原始、个人剂量监测、地堆浸环保、铀钍矿废物安全等规定。
矿井:
Rn2.7kBq/m3;子体5.4μJ/m3。
总入风口:
Rn0.1kBq/m3;子体0.5μJ/m3。
选冶厂:
Rn1.1kBq/m3;子体1.6μJ/m3。
环境:
室内(旧建筑)400Bq/m3室内(新建筑)200Bq/m3。
3§
核素浓集、转移
矿石、废石、尾矿、各种天然铀产品中的铀含量(铀化学浓缩物铀含量为70%)。
铀选冶厂:
铀尾Rn析出率为1.65—26.53Bq/m2s;未稳定的尾矿堆Rn析出率高于稳定的30%,比土壤高200倍。
钍厂区γ辐射剂量率比对照点高10倍;钍射气α潜能比对照点高100倍.
4§
监测方法
U:
荧光法;分光光度法;能谱法。
Ra:
化学法;射气法。
Th:
中子活化法;分光光度法。
α:
直接法;间接法。
5§
Rn及子体监测方法
Rn:
电离室—静电计法;闪烁法;双滤膜法。
子体:
Kusnetz;Markov法;气球法;累积测量法(径迹蚀刻法、活性炭法、热释光法)。
Rn析出率:
静态法;动态法。
个人剂量:
有源式测量法如KF603;无源式测量法如KF606B。
6§
矿山降Rn方法
矿石Rn析出规律:
1、射气系数:
与矿石粒度、矿石含水率有关;
2、析出率:
与铀品位、粒度、含水率有关;
矿井Rn释放量:
爆破时的Rn浓度为爆破前的3倍。
留矿法比充填法Rn析出率高9倍;
通风降Rn特点:
风量计算按排Rn及子体进行;正压比负压降Rn效果好(可减少Rn析出率3.7Bq/m2s),压入式通风可以减少20%Rn析出量;Rn子体浓度与通风体积及换气次数有关;采空区和废旧巷道影响大;矿坑水Rn析出量占不小比例。
降Rn方法:
合理的采矿方法;完整通风系统;充足的风量(备用系数可取20%);科学的通风建构筑物;封闭采空区和废旧巷道(巷道密闭防Rn效果可达80%);防Rn保护层可减少Rn析出率达60%;严格的监测和管理制度;坚持连续通风(停风3—5分钟即升至最高),(通风成本占总成本的15%);及时排除矿坑水;次用分区通风;清除坑道矿石等。
9§
10§
选冶厂防护要求
选冶厂防护环保技术
选冶工艺简况:
选矿废石选出率为20%。
铀水冶回收率为90%。
三废危害:
Rn子体α气溶胶表面污染铀尘废水尾矿。
选矿岗位的破碎、筛分、震动筛、选矿机处:
Rn子体α气溶胶
水冶岗位:
酸、碱、α气溶胶、表面污染。
纯化工序的干燥、煅烧、冷却、包装岗位:
铀尘比活度可比标准高100—1000倍。
防护技术:
选厂址、密闭、通风、净化、湿法作业物料加湿(7—12)%、全面换气(6—10)次/h、放射性去污:
淋浴去污率为90%、工作服去污率为70%。
环保技术:
废气净化、废水处理(物理法、化学法—化学沉淀(除铀率卡可达80%、离子交换、电渗析(除铀率可达70%)、反渗透等法)、生物法、尾矿(渣)处置:
石灰中和后储存在尾矿(渣)库内。
8§
12§
废石场、尾矿库稳定要求
废石场、尾矿库稳定化技术
尾矿库事故占各类重大灾害事故的18位;尾矿(渣)中的放射性核素为原矿的98%,其中30%为极长寿命;铀废石、尾矿中的核素比本底高2—3个数量级。
尾矿库影响范围在1—1.5km。
事故原因:
暴雨、山洪、地震、风蚀、工程质量有问题、人为破坏等,造成洪水漫顶、基础渗漏、坝体失稳、溢洪工程失效、人为破坏可发生垮坝、尾矿泥石流、污染江河土地、人员伤亡。
尾矿库稳定措施:
勘察设计(坝体安全系数1.05;坝体安全超高5—10m);库的安全运行;坝体安全检查、观测(沉陷、隆起、管涌、滑坡开裂);库区检查、观测(溢洪道、闸门、水位);尾矿库泄洪等级比非铀矿山高一级,设计按100年一遇洪水设计、千年一与洪水校核。
尾矿废水处理:
石灰乳中和法除铀、中和氧化沉淀瀑气法除铀;氯化钡、软锰矿除镭。
尾矿(渣)库关闭整治技术:
坝体加固;溢洪设施建造;废石、尾矿(渣)堆覆盖治理(Rn析出率小于0.74Bq/m2s);尾矿(渣)库滩面稳定化有物理法、化学法、植被法、综合法。
11§
堆浸、地浸的环境要求和治理技术
堆浸:
地表堆浸:
产生的废水为常规水冶的7—20%;
原地爆破浸出:
地表的废石、尾渣量为常规采冶的30%。
对地下水影响有待进一步研究。
原地浸出:
没有废石、尾矿(渣),不需建造废石场、尾矿库;基本没有废水,废物量极少;工艺采用抽大于注1—3%,减少浸出液扩散;尽管如此,对地下水影响较大,必须加强对地下水的观测。
地下水进行修复(复原)技术:
地下水清除法、反渗透法、电渗析法、自净法、纳米铁法、还原沉淀法。
13§
事故应急
工业安全事故:
水害、火灾、片帮、冒顶、跑车、炮烟中毒、酸碱烧伤、爆炸
辐射事故:
辐射剂量严重超标、大量放射性物质泄漏造成环境污染严重超标
尾矿库事故:
垮坝、尾矿泥石流、尾矿废水泄漏
应急原则:
安全第一、预防为主;建立应急计划和编制应急预案;长备不懈、统一指挥、大力协同;应急监测;应急演练;与地方政府保持密切联系。
应急措施:
1建立事故应急领导小组和完善的应急体系、具有精干的应急办事机构、机动灵活的指挥能力、与地方保持密切联系;
2具有足够的应急抢险物质准备,如交通车辆、工具、必备物质,医药救护设施;
3通畅的通讯联络和调度系统;
4各类应急抢险救灾人员配备和调度;
5实用的应急程序;
6必要的应急演练。
核安全专业实物
第四章复习要点
教材
内容
要点
1§
核技术利用建设项目的行政审批程序和要求
行政审批程序(4条)
环境影响报告书的内容要求(建设项目环境影响报告书应当附具对有关单位、专家和公众参与意见)
对建设项目的要求(12项)
需提交的材料(9项)
2§
放射源与放射性同位素
放射源分类;基本参数辐射类型(α、β、γ、n)、活度(1Ci=3.7×1010Bq);放射源使用期限的确定主要考虑放射源的安全性;放射性同位素铀:
天然同位素235U,238U,236Ra,232Th,222Rn,40K和14C等;人工同位素(反应堆和加速器生产的放射性同位素已达1000多种。
如60Co,137Cs,125I,198Au等);放射性事故对人体可能产生的危害主要是两种,外照射,内照射;体内放射性核素的排出(生物半排期、有效半减期);典型的污染源项分析。
3§
加速器辐射危害与辐射防护基本要求
加速器的类型(直流高压型、电磁感应型、直线共振型和回旋共振型);加速器的危害(瞬发辐射(χ射线、γ射线和中子等)。
感生放射性(β、γ等),辐射防护要求(设计屏蔽、屏蔽门设计、通风管道、电缆管道、辐照材料传输、安全连锁、警告目视装置如:
状态指示灯、放射性标志、声响装置、警告装置和闭路电视监视装置)、辐射监测等。
4§
监测方法及防护技术
监测方法(环境监测、工作场所监测、外照个人剂量监测、内照监测、核素识别),γ监测至少在10米直径的范围内巡测的数据不应有显著的差异;测量点离周围建筑物的距离应大于30米,雨后六小时内不进行测量;探测器的探测中心应在离地面1.0±0.1米高的位置。
测仪器(种类、性质);监测要点和要求;使用密封型放射源和射线装置单位的环境监测,运行前的调查一般只需要进行环境γ辐射本底的调查。
监测评价为了安全和方便起见,可假定工作人员整个工作都处于剂量当量率最高的那一点,而不考虑他在工作场所活动情况。
、
辐射防护技术(辐射防护三原则、β、γ、n防护措施、内照射防护措施)。
外照射的防护,可从以下三个方面着手:
(1)控制时间
(2)控制距离(3)增加屏蔽;内照射防护式控制放射性物质经各种途径(吸入、食入、皮肤渗透、伤口)进入体内。
5§
放射源使用、贮存的安全管理和保安要求
放射源的使用和贮存要求及相关规定(辐照装置处于工作状态时,必须有明显的标志,进口处设有联锁装置,确保源不在安全位置人员进不去;辐照室要有固定式监测仪表);设备要定期检修;在操作中必须充分利用时间、距离和屏蔽防护;工作人员应佩带个人剂量计和报警器;放射源的库存量和使用量要定期盘存。
放射源的保安要求及技术措施。
6§
大型辐照装置安全管理的基本要求
计上的安全要求:
应结合当地的气象、地形、水文、地质等条件以及附近居民分布情况合理选址、布局,把生产科研区、行政管理区和生活区明确分开。
放射源要求:
必要时应考虑冷却措施。
工农业和科研用的γ辐射源平时置于井下贮存,源必须准确定位;安全措施要求(观察、联锁、报警、强迫降源、剂量监测、通风等安全装置和设施,以确保辐照安全);辐照工作安全要求:
要有专职或兼职的组织机构和人员来管理,工作人员出入制度,钥匙要由专人保管,在专业人员监督下进行辐射源的装卸。
7§
放射性流出物的排放要求和控制措施
放射性流出物的排放要求:
排放不超过审管部门认可的排放限值,包括排放总量限值和浓度限值,含放射性物质的废液是采用槽式排放。
放射性流出物的控制措施:
排放前必须进行监测,禁止利用渗井、渗坑、天然裂隙、溶洞排放放射性废液。
放射性气体或气溶胶的排放要采用有组织的排放,不得无组织排放。
要安装过滤装置,具备条件的还应安置在线放射性气态流出物的排放量、活度和核素的监测系统。
8§
放射性废物的安全管理措施
放射性废物分类(按其放射性活度水平:
豁免废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物、高水平放射性废物;按其物理性状:
气载废物、液体废物、固体废物);安全管理措施:
严格遵守“放污法”和其他法律和法规的有关规定;遵循“废物最小化和减量化”的原则;放射性废物送贮要求:
提出书面申请、承担送贮费用、表面剂量率和表面污染限值应满足标准规定要求。
9§
10§
事故应急处理预案和应急监测手段
放射性废源返回生产厂家或送贮的政策
事故应急处理预案应包括的内容:
有效的组织机构、通畅的通信联络系统、事故报告程序和信息发布制度、事故处理和监测流程及方法、专家技术支持系统、必要的放射源或放射性污染物处理方案和对策、应急车辆、监测仪器、个人防护用品等;应急监测手段:
应急监测车、便携式χ-γ剂量率仪、α、β表面污染监测仪、中子监测仪、便携式大流量空气采样器、应急电源等。
将废旧放射源交回生产放射源的单位或者送交专门从事放射性固体废物贮存、处置的单位。
废放射源是指不打算用于初始目的的放射源,实际上并不意味着一定是废物,只有预期没有使用用途的废放射源才应作为废物进行暂存、处置。
向城市放射性废物库送贮政策只收贮核技术利用单位产生的废旧放射源。
11§
核技术应用放射性废物贮存库场址选择的特点和基本要求
核技术应用放射性废物贮存库特点:
不盈利为目的的城市基础设施
;是暂存库性质,要满足具备放射性废物的回取技术要求;少量的核技术应用放射性;只收贮核技术应用领域产生的放射性废物。
场址特点:
工程地质状态稳定,地质构造较简单,地震烈度要较低;
场址要交通便利,基础设施齐备;与露天水源和河流保持一定距离,远离居民区(村庄)和风景、旅游和文物保护区。
废物库的场址基本要求:
满足废物库的建造、运行、扩建和退役的需要;保证在设计寿期内为放射性废物提供与公众、环境间有足够的隔离和良好的包容性;能考虑对当地社会、经济发展的制约因素和废物库建造与运行的经济合理性。
废物库选址的步骤(8条)
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