核动力厂应急条件与水平解析pptx

核动力厂应急初始条件与行动水平解析单击此处添加副标题20XXCONTENTS01引言02D类初始条件与应急行动水平03F类初始条件与应急行动水平04H类初始条件与应急行动水平05S类初始条件与应急行动水平06C类初始条件与应急行动水平CONTENTS07E类初始条件与应急行动水平08总结与展望引言章节副标题01核动力厂应急的重要性核动力厂一旦发生事故，可能释放大量放射性物质，对公众健康造成严重威胁。有效的应急管理能及时采取防护措施，如疏散、隐蔽等，减少公众受到的辐射剂量，保障生命安全。保障公众安全01放射性物质泄漏会污染土壤、水源和空气，破坏生态平衡。通过应急响应，可控制放射性物质的扩散，降低对环境的损害，保护生态环境的稳定。维护环境安全02完善的应急体系能在事故发生时迅速响应，采取措施防止事故恶化，保障核设施的安全稳定运行，减少经济损失和社会影响。确保核设施稳定运行03应急初始条件与行动水平概述应急初始条件是指触发核动力厂应急响应的特定事件或状态，如放射性物质排放超标、系统故障等。行动水平则是对应不同初始条件，规定应采取的应急行动的级别和范围。概念解释在核动力厂应急管理中，初始条件和行动水平为应急响应提供了明确的触发机制和行动指南，有助于快速、准确地采取应对措施，提高应急效率和效果。作用体现根据不同的初始条件和行动水平，核动力厂可制定相应的应急预案，确保在事故发生时能有序开展应急工作，保障人员和环境安全。实际应用D类初始条件与应急行动水平章节副标题02AU1情况分析流出物（如气态排放的流出物）放射性取样分析表明其浓度或释放率大于机组相关排放管理限值的2倍且持续时间达到或超过60分钟。放射性取样分析判定流出物（如气态排放的流出物）辐射监测仪表的读数（包括仪表监测路径上的连续排放与批量排放的情况）大于机组相关排放管理限值的2倍且持续时间达到或超过60分钟。监测仪表读数判定AU1针对非计划排放的流出物放射性水平超过机组相关排放管理限值的2倍且持续时间达到或超过60分钟的情况，表明核动力厂安全水平发生了潜在下降。情况概述AA1情况分析AA1针对非计划排放的流出物放射性水平超过机组相关排放管理限值的200倍且持续时间达到或超过15分钟的情况，意味着核动力厂的安全水平发生了实际的或潜在的重大下降。情况概述流出物（如气态排放的流出物）放射性取样分析表明其浓度或释放率大于机组相关排放管理限值的200倍且持续时间达到或超过15分钟。放射性取样分析判定流出物（如气态排放的流出物）辐射监测仪表的读数（包括仪表监测路径上的连续排放与批量排放的情况）大于机组相关排放管理限值的200倍且持续时间达到或超过15分钟。监测仪表读数判定该情况表明核动力厂的安全水平发生了实际的或潜在的重大下降，需高度重视。对安全水平的影响AS1情况分析使用实际气象条件的剂量评价结果表明场区边界处或场区边界外个人有效剂量大于1mSv或甲状腺待积吸收剂量大于10mGy。剂量评价结果判定AS1针对在实际或预期释放时间内，释放的气态放射性物质导致场区边界处或场区边界外个人有效剂量大于1mSv或甲状腺待积吸收剂量大于10mGy的情况，表明与保护公众相关的一些安全系统失效。情况概述气态流出物的辐射监测仪表的读数大于预先设置的阈值且监测仪表的读数超过阈值的时长持续或超过15分钟。监测仪表读数判定环境辐射监测仪表的读数大于1mSv/h且预期持续时间等于或大于60分钟，或者监测样品分析表明60分钟吸入导致甲状腺剂量超过10mGy等情形。环境辐射监测判定AG1情况分析情况概述 AG1针对在实际或预期释放时间内，释放的气态放射性物质导致场区边界处或场区边界外个人有效剂量大于10mSv或甲状腺待积吸收剂量大于100mGy的情况，表明需要采取保护公众的场外防护行动。 监测仪表读数判定 气态流出物的辐射监测仪表的读数大于预先设置的阈值且监测仪表的读数超过阈值的时长持续或超过15分钟。 剂量评价结果判定 使用实际气象条件的剂量评价结果表明场区边界处或场区边界外个人有效剂量大于10mSv或甲状腺待积吸收剂量大于100mGy。 环境辐射监测判定 环境辐射监测仪表的读数大于10mSv/h且持续时间等于或超过60分钟，或者现场监测样品分析表明60分钟吸入导致甲状腺剂量超过100mGy等情形。 需采取的场外防护行动 鉴于该情况对公众安全的威胁，必须采取相应的场外防护行动来保护公众。AU2情况分析AU2针对辐照过的燃料上方水位非计划下降的情况，主要指换料路径上（反应堆水池、燃料传输通道、乏燃料水池）辐照过的燃料上方水位下降同时导致辐射水平升高。情况概述该状态可能是更为严重的事态的先兆，表明了核动力厂安全水平的潜在下降。对安全水平的潜在影响AA2情况分析AA2针对辐照过的燃料上方水位发生显著下降或者辐照过的燃料发生严重损坏的情形，主要指辐照过的燃料组件即将或者已经受到了损坏以及乏燃料池的水位严重下降的状态。情况概述1234包括位于反应堆换料路径上辐照过的燃料的裸露、辐照过的燃料组件损伤导致放射性物质泄漏、乏燃料水池水位下降到人员辐射屏蔽水位下限位 置。具体情形有可能引发放射性物质向环境的释放，导致核动力厂安全水平发生了实际或潜在的重大降级。对环境的威胁该类事件威胁到核动力厂员工的安全，可能使员工暴露在高辐射环境中。对员工安全的威胁AS2情况分析AS2针对乏燃料池的水位发生重大下降导致需要立即补水的情况，主要指乏燃料池的水装量控制和补水能力严重丧失导致燃料元件即将裸露的情形。这表明核动力厂保护公众的安全功能严重失效，对应的水位阈值一般指的是乏燃料仍然保持覆盖但需要立刻进行补水的水位值。情况概述反映的安全功能失效问题AG2情况分析将导致燃料损坏和放射性物质向环境释放，对环境和公众安全造成严重威胁。可能导致的后果AG2针对乏燃料池的水位下降到导致乏燃料裸露的高度且持续时间超过60分钟或更长时间的情况，主要指乏燃料池的水装量控制和补水能力严重丧失导致燃料元件长期裸露。情况概述AA3情况分析AA3针对区域辐射水平异常导致无法正常实施操作以致影响了核动力厂的正常运行、冷却或者停堆的情况，表明核动力厂的安全水平发生了实际或者潜在的重大降级。情况概述01在需要连续停留以维持核动力厂正常运行、实施正常冷却或者停堆的区域（如主控室）的剂量率大于0.15mSv/h。判定条件 - 剂量率判定02异常事件导致相关区域辐射水平增加使得进入这些区域实施上述操作的行动延迟或者无法实施的情形。判定条件 - 异常事件影响判定03该情况表明核动力厂的安全水平发生了实际或者潜在的重大降级，需及时处理。对安全水平的影响04F类初始条件与应急行动水平章节副标题03F类概述F类初始条件和应急行动水平表征了反应堆堆芯中裂变产物屏障受到威胁的程度，该程度体现在屏障的损坏程度（丧失或潜在丧失）和同时受威胁的屏障数目。F类适用于反应堆功率运行、启动、热备用、热停堆模式。与裂变产物屏障相关的应急待命初始条件在系统故障类（S类）中考虑。威胁程度表征适用运行模式裂变产物屏障介绍燃料包壳屏障包括所有堆芯燃料芯块的包壳，是裂变产物的第一道屏障。燃料包壳屏障01RCS压力边界屏障包括RCS一回路侧、稳压器安全阀、泄压阀，直至一回路隔离阀及其上游的所有连接管线和阀门。反应堆冷却剂系统压力边界屏障02安全壳屏障包括安全壳构筑物，安全壳隔离阀及其上游的所有部件。还包括主蒸汽管线、给水管线、吹除管线，二次侧隔离阀及其上游的所有连接部件。安全壳屏障03F类判定依据F类初始条件和应急行动水平的判定主要依赖于核动力厂运行模式下指示安全系统状态的监测系统能力。监测系统能力依赖当运行模式为功率运行、启动、热备用、热停堆时，所有屏障正常，仪表和应急设施按技术规格书的要求使用，通常由仪表读数或定期取样来识别一道或多道屏障是否受到威胁。功率运行等模式适用情况当核动力厂进入冷停堆和换料、卸料运行模式时，RCS压力边界或安全壳可能开放，对裂变产物的屏障能力下降，基于仪表读数的F类初始条件和应急行动水平可能不适用。冷停堆和换料等模式适用情况初始条件矩阵解读场外应急情况厂房应急情况0103FG1表示有两道裂变产物屏障丧失，且第三道裂变产物屏障丧失或潜在丧失，适用条件为功率运行、启动、热备用、热停堆。FA1表示燃料包壳或RCS压力边界屏障丧失或潜在丧失，适用条件为功率运行、启动、热备用、热停堆。02FS1表示有两道裂变产物屏障丧失或潜在丧失，适用条件为功率运行、启动、热备用、热停堆。场区应急情况裂变产物屏障判据分析涵盖一回路或蒸汽发生器传热管泄漏、热量导出能力不足、一回路活度与安全壳放射性、安全壳完整性与安全壳旁路等判据，像丧失1.A针对一台蒸汽发生器泄漏或传热管破裂，且该存在泄漏或破裂的蒸汽发生器不能隔离（向安全壳外的排放）的情况。安全壳屏障判据涉及RCS或蒸汽发生器传热管泄漏、热量导出能力不足、一回路活度与安全壳放射性等判据，例如丧失1.A针对一回路出现破口尺寸足够大的不可隔离的RCS泄漏，使得应急堆芯冷却系统自动或手动启动的情况。RCS压力边界屏障判据包括RCS或蒸汽发生器传热管泄漏、热量导出能力不足、一回路活度与安全壳放射性等方面的判据，如潜在丧失1.A针对反应堆压力容器水位下降导致燃料包壳破损的情况。燃料包壳屏障判据H类初始条件与应急行动水平章节副标题04H类概述H类初始条件和应急行动水平依据可能或即将发生的危害和其他事件对核动力厂安全的损害程度来确定相应的应急状态等级。依据标准01H类适用于核动力厂的全部运行模式，能全面保障不同运行阶段的安全。适用模式02初始条件矩阵分析如HU1为经确认的安保事件或威胁，使核动力厂设施安全水平潜在降级；HA1是控制区内的敌对行动或30分钟内将对厂址发生空中攻击威胁；HS1为保护区内的敌对行动；HG1是敌对行动导致对设施的实体控制丧失。安保事件HU2指发生大于厂址OBE（SL - 1）的地震事件；HA2是发生影响当前运行模式所需安全系统的地震事件。地震HU3为发生导致核动力厂安全水平潜在下降的强风、外部洪水等灾害事件；HA3是发生影响当前运行模式所需安全系统的灾害事件。灾害事件HU4指发生导致核动力厂安全水平潜在下降的火灾或爆炸；HA4是发生影响核动力厂安全系统运行的火灾或爆炸。火灾或爆炸初始条件矩阵分析HU5为确认发生危及正常核动力厂运行的有毒、腐蚀性等气体释放；HA5是气体释放阻碍进入维持核动力厂正常运行等所需操作设备的区域。有毒气体HU7是根据应急指挥判断需批准进入应急待命的其他条件；HA7是批准进入厂房应急的其他条件；HS7是批准进入场区应急的其他条件；HG7是批准进入场外应急的其他条件。应急指挥判断HA6是主控室撤离导致核动力厂控制转移到备用场所；HS6是在主控室外任意一项关键安全功能的控制未能建立。主控室撤离S类初始条件与应急行动水平章节副标题05S类概述S类初始条件和应急行动水平表征了系统故障对核动力厂安全的影响，依据核动力厂执行安全功能的系统、监测安全功能的系统及执行安全功能系统的支持系统的故障程度确定相应的应急状态等级。系统故障影响1系统故障识别类S按照核动力厂运行工况的不同可分为热态（功率运行、启动、热备用、热停堆运行模式）和冷态（冷停堆、换料、卸料运行模式）。本文件中将识别类S（热态）归为识别类S，识别类S（冷态）归为识别类C。适用运行工况分类2初始条件矩阵解读交流电源故障 应急待命（SU1）：应急母线的所有场外交流电源丧失，时间达到或超过15分钟；厂房应急（SA1）：应急母线的交流电源只剩一路，时间达到或超过15分钟；场区应急（SS1）：应急母线丧失所有场外和场内交流电源，时间达到或超过15分钟；场外应急（SG1）：应急母线长期丧失所有场外和场内交流电源。 控制监测能力丧失 应急待命（SU2）：机组主控室安全系统参数指示非计划丧失，时间达到或超过15分钟；厂房应急（SA2）：机组主控室安全系统参数指示非计划丧失，且处于重大瞬态过程中，时间达到或超过15分钟。 燃料包壳降级 应急待命（SU3）：一回路放射性高于技术规格书限值。 反应堆冷却剂系统压力边界降级 应急待命（SU4）：一回路泄漏，时间达到或超过15分钟。 停堆系统失效 应急待命（SU5）：自动或手动停堆失效；厂房应急（SA5）：自动或手动停堆失效，并且随后从反应堆控制台进行手动操作也无法成功停堆；场区应急（SS5）：反应堆无法停堆造成堆芯和一回路的热量无法充分排出。初始条件矩阵解读应急待命（SU6）：场内或场外通信能力全部丧失。通信能力丧失01应急待命（SU7）：安全壳隔离失败或安全壳压力失去控制。安全壳降级02场区应急（SS8）：失去所有关键直流电源，时间达到或超过15分钟；场外应急（SG8）：失去所有交流电源，并且关键直流电源全部丧失，时间达到或超过15分钟。直流电源失效03场区应急（SS9）：设备冷却水系统（RRI）/重要厂用水系统（SEC）全部丧失；场外应急（SG9）：设备冷却水系统（RRI）/重要厂用水系统（SEC）全部丧失且堆芯冷却降级。冷源丧失04C类初始条件与应急行动水平章节副标题06C类概述C类初始条件和应急行动水平主要表征冷态工况下系统故障对核动力厂安全的影响。冷态工况涵盖冷停堆、换料、卸料等运行模式，在这些模式下，系统故障可能导致核动力厂安全水平下降。C类适用的事件类别包括冷却剂装量丧失、交流电源系统故障、余热排出能力丧失、直流电源系统故障、通信能力丧失等。这些事件的发生可能引发不同程度的安全问题。冷态工况下的影响适用的事件类别初始条件矩阵分析冷却剂装量丧失 冷却剂装量丧失事件中，应急待命状态为一回路的冷却剂装量非计划丧失；厂房应急是出现对燃料冷却能力不足的征兆；场区应急是影响到堆芯余热排出能力；场外应急是影响到燃料包壳完整性，同时安全壳完整性受到威胁。 交流电源系统故障 交流电源系统故障方面，应急待命是应急母线交流电源减少到只有一路电源供电，时间达到或超过15分钟；厂房应急是应急母线场内和场外交流电源全部丧失，时间达到或超过5分钟。 余热排出能力丧失 余热排出能力丧失时，应急待命为一回路冷却剂系统温度非计划升高；厂房应急是不能使核动力厂维持在冷停堆工况。 直流电源系统故障 直流电源系统故障的应急待命状态是所需的关键直流电源丧失，时间达到或超过15分钟。 通信能力丧失 通信能力丧失的应急待命情况是场内或场外通信能力全部丧失，适用于冷停堆、换料、卸料模式。E类初始条件与应急行动水平章节副标题07E类概述E类初始条件和应急行动水平主要表征已装载乏燃料的贮存容器的损坏对核动力厂安全的影响，这种损坏可能引发一系列安全问题。影响表征01E类适用于核动力厂的全部运行模式，无论处于何种运行状态，贮存容器损坏都需关注。适用模式02初始条件分析E类初始条件聚焦于已装载乏燃料的贮存容器的损坏事件，如容器出现破裂、变形等情况。损坏事件界定通过对乏燃料贮存容器表面放射性水平测量确定其是否损坏，当表面放射性水平超过技术规格书限值的2倍时，可判定为损坏。判定条件贮存容器损坏会导致乏燃料贮存容器安全水平降级，产生向环境的潜在或实际的排放途径，威胁核动力厂安全。安全水平影响总结与展望章节副标题08总结准确识别各类初始条件并及时采取相应行动水平的措施，对于保障核动力厂安全、保护公众健康和环境至关重要。有效的应急管理能降低事故风险，减少放射性物质释放对周边的影响。应急管理重要性应急行动水平分为应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急。不同类别初始条件对应不同的应急行动水平，如A类中AU1可能对应应急待命，AA1可能对应厂房应急等，为应急响应提供明确指引。行动水平分级核动力厂应急初始条件涵盖多个类别，如A类关注流出物放射性水平超标及持续时间，F类聚焦反应堆堆芯裂变产物屏障受威胁程度，H类涉及安保、地震等危害事件，S类针对系统故障，C类考虑冷态工况系统故障，E类关注乏燃料贮存容器损坏。各类初始条件要点谢谢Thank you