核安全工程师-核安全案例分析反应堆工程案例.docx
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1、核安全工程师-核安全案例分析反应堆工程案例问答题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(江南博哥)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,营运单位应急组织启动。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。问题:(1)此时是否需改变应急状态?如需改变,应按什么程序执行?(2)此时应向地方政府应急组织提出什么建议?(3)核电厂营运单位此时应采取哪些
2、应急措施?正确答案:(1)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。(2)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、服用碘片、交通管制等)。(3)营运单位应采取的措施:应急组织全面启动;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;发布场区应急报警信号;场区人员服用碘片并开始撤离场区非应急人员;实施场区出入口控制;开展应急监测;评估事故发展及环境后果。问答题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
3、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。结果发生了因流道不畅导致燃料元件损坏事故,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。问题:(1)事故的直接原因和根本原因是什么?(2)此事故应属INES几级?正确答案:(1)直接原因:水质变坏,流道不畅,继续运行致使元件过热损坏。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
4、。(2)此事故应定INES4级。问答题3.某实验反应堆实验元件熔化事故某实验反应堆在满功率运行,实验回路中考验着U02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。为了加快试验过程,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1/8T/4圈就能实现全流程调节。为避免试验过程中发生低流量停堆,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,便让值班员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。
5、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)辐射指示超满量程。判断为U02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,造成较大经济损失。问题:从这次事故中应吸取那些教训?正确答案:(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,杜绝违章操作;对设备、仪器定期检查、标定,确保其可靠性;(3)对系统作认真分析改造。运行方式上,改进旁路阀及主阀调节特性,以保证有灵活的调节性能及较高的可靠性,并应重视定期检查;(4)对值班员应进行严格的培训,使其具有较充分的核安全、
6、堆工及热工水力学知识。问答题4.某核电厂硼稀释事件某核电厂在对主系统升压补水的过程中,操纵员误将换料水箱中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。后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。由于系统调试工作分散,使主控制室人员对核电厂整体状态,特别是系统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,而从事补水操作的操纵员并不知道。问题:(1)按国际核事件分级表(INE
7、S),本事件应定为几级?(2)应汲取哪些经验教训?正确答案:(1)根据纵深防御准则,该事件出现了超出规定运行范围的异常情况,事件分级应定为INESI级;(2)必须加强核安全文化教育,真正树立“安全第一”的思想,不能因赶生产进度,而不认真执行调试及监控程序,导致出现危险操作,危及安全;健全质量保证体系,严格工作接口程序;加强培训,操纵员应该有风险意识,对会产生硼稀释事件的操作,对相关条件应事先予以核实;系统应改进,使相关硼系统切换时主控制室应有所反映。问答题5.1979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
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