培养核电厂工业安全监督人员

<正>在核电厂建设及运行期间,确保安全是最重要的。核电厂的安全生产工作主要包括核安全及工业安全两方面内容。毋庸置疑,保证核电厂的核安全应处于首要的地位,但工业安全同样对于核电厂的安全起着至关重要的作用。一是工业安全事故有可能导致或者诱发核安全事故;二是工业安全监督是提高核安全水平的重要抓手,核安全风险一般来说看不到,摸不着,很不直观,但工业安全一般很直观,核电厂工业安全水平高的,一般来说     

核电厂运行阶段安全文化评价指标体系研究

为培育良好的核电厂运行阶段安全文化,通过分析核电厂运行特征,总结已有的核安全文化评价指标体系和评价模型,构建核电厂运行阶段安全文化评价指标体系,划分为价值观、行为、系统和环境4个层次,并细分出13个二级指标和61个三级指标;在此基础上,考虑到指标之间的非独立性和可能存在的相互影响关系,提出一种基于决策试验和评价实验法(DEMATEL)以及网络层次分析法(ANP)相结合的综合方法,确定指标体系的权重。结果表明：该方法结合调研数据,可得到核安全文化评价指标权重,并甄别出改善核安全文化的关键在于决策层的安全意识、以身作则等指标,为核电厂运行阶段安全文化的培育提供指导。     

浅谈我国安全文化的现状与发展

"安全文化"一词起源于1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电站发生的爆炸及核泄漏事故。国际核安全咨询组(INSAG)在事故总结报告中首次提出"安全文化"一词,认为安全文化的缺失是该核电站事故的深层次原因,亦即人的因素造成了事故。1988年,在国际核安全咨询组(INSAG)出版的《核电厂基本安全原则》一书中,将安全文化确定为一种重要的安全管理思想和原则。     

核电厂安全文化及其发展

核安全文化的基本概念及起源切尔诺贝利核电站事故后,国际原子能机构(IAEA)通过对事故的分析和讨论,确认事故源于一系列人因失误—有意识违反操作规程:为完成汽轮机试验不顾反应堆将进入不稳定状态,眼看要发生事故还想试着把试验做完,最终酿成了一场人为的核灾难。1986年IAEA国际核安全咨询组(INSAG)提交的《关于切尔诺贝利核电厂事故后审评会议的总结报告》中提出了“安全文化”(Safety Culture)概念,随后在1991发表了一篇专著《安全文化》(INSAG     

法国:如何让核电万无一失

<正>管理:强调独立监督和公众知情从拿破仑时代起,法国人就建立起独立监督和保证公民权利的诉求。在核能安全保护方面,这是一个十分有利的条件。2006年,为确保核安全监督的有效性,法国通过修订法律,设置独立的国家核能安全局(ASN)。该局直接由总统和议会独立任命的5人委员会领导,分别对法国11个大区实施核安全监督,并向每个核电厂派遣劳动监察员,对健康和安全法规的合理实施进行控制。     

建设安全文化也讲方法论

“安全文化”是切尔诺贝利事故后,为确保核电厂安全运营而提出的管理概念。这个创造性概念的提出,虽然只有20年,但作为这种文化本身,它却与人类历史等长,它使人类趋利避害的古老文化有了恰当的语言表达。正因为这样,1992年,当这个概念从国际核安全咨询组引入时,国人便恍然大悟,立即意识到安全文化不限于某一地域、某个民族,也不限于某一方面、某个历史阶段,它是人类追求安全的产物,也是人类获得安全的保障,更是人类薪尽火传的手段。于是,学界和媒体便携手共倡,一面广泛传播安全文化;一面立题研究,跳出“核安全文化”的局限,并为安全文化的本土化寻根溯源。     

核电厂IE级氢气监测仪及测量系统

核电工业是我国的新兴工业.随着我国改革、开放的步伐加快,核电在发展我国国民经济中越来越显示出强大的作用.这10几年来,我国先后建起了大亚湾核电厂和秦山核电厂,目前,连云港核电厂、秦山二、三期核电厂、大亚湾二、三期核电厂也都正在建设中.我国建造的核电厂已出口到巴基斯坦.发展核电将是21世纪能源发展的一个重要部分,我国计划到下个世纪初将建成一批大型核电厂.IE级氢气监测仪及测量系统的研制成功无疑将成为保证核电厂安全运行的既可靠又经济的安全仪器,同时又可为国家节约大量外汇.核电厂的安全是关系生态、环保等国计民生的大事,一旦出现事故将会给国家、人民带来巨大的灾难,并造成极其恶劣的国际影响.因此,保障核电站的安全运行关系重大.如当反应堆发生失水事故时,由于锆水反应会放出氢气,因此只要连续监测安全壳内的氢气浓度,就可以及时了解安全壳内的事故状况,以便采取相应措施,防止更大事故的发生.所以,在美国,连续监测氢气浓度已由原子能管理委员会列为减少潜在爆炸的必要条件.在我国已被国家核安全局列为核电厂设计、制造、投产发必不可少的安全措施.秦山核电一期工程30万kW压水堆核电厂是我国第1座自行设计、制造的核电厂.1986年我所承担了核安全级(即IE级)防爆式氢浓度监测仪的研制任务.该项任务于1989年通过核工业部鉴定和验收.1990年初在现场安装调试完毕.该核电厂在1991年正式并网发电.至今我所生产的IE级氢浓度监测仪仍在秦山核电一期工程中使用.1993年我所又承担了我国出口巴基斯坦恰希玛核电厂IE级防爆式氢浓度监测仪的研制生产任务,该项目在秦山一期的基础上从机械结构设计、电路设计上做了大量改进,使其更能满足核电厂的使用要求,于1997年1月正式通过验收,并在1997年10月从上海港运往巴基斯坦恰希玛核电厂投入使用.1996年我所又承接了秦山二期工程核电厂IE级氢浓度监测仪的研制任务.该核电厂计划在2002年正式并网发电.届时,我所研制、生产的IE级氢浓度监测仪将在这些核电厂安全运行中起着重要的作用.我所的IE级氢浓度监测仪的质保等级为Q1级.在研制中,制定了<质保大纲>、<质量计划>,对重要环节设定质量见证点,在整个研制过程中做到对每个环节的可追述性.使IE级氢浓度监测仪完全符合国家核安全局规定的质保等级要求.取得了核电秦山联营有限公司质保部门认可的生产核安全级氢分析仪的资格认证.经过10余年的研究、试制,该仪器的各项技术指标完全达到了设计要求.传送器的防爆设计按国标GB3836.1-83通过了国家防爆电气     

构建企业安全文化，为安全生产保驾护航

一、安全文化的概念 安全文化最先由国际核安全咨询组（INSAG）于1986年针对核电站的安全问题提出的。其核心定义为：安全文化是存在于单位和个人中的种种素质和态度的总和。其实质是：安全文化是安全理念、安全意识以及在其指导下的各项行为的总称。     

云计算在核安全分析中的应用研究

在进行核安全分析时,需要考虑核反应堆设计、运行、管理及计算评估等诸多方面的复杂问题。而人员进行风险评估会在很大程度上影响核电站的正常运行时间,并带来人因失误的不确定性增大。利用云计算,可以有效地解决核安全分析面临的资料繁杂,模型构造麻烦和信息不共通等缺点。提出核安全云的概念,将云计算与核安全分析结合起来,借助计算机平台对核电厂的选址定点、建造、调试、运行及退役过程中可能产生的风险进行分析计算,更全面的分析各种不利条件,及时地做出决策,可以有效的降低风险发生的概率以及降低计算成本,可更准确地实现核电站安全分析的目标。     

建设安全文化 全面提升企业安全管理水平——访中南大学特聘教授王秉

记者:请您结合经验谈谈,在新时代应急管理的大背景下,该如何理解和定位安全文化?王秉:安全是人的基本需要,是人类永恒的追求,安全文化是人类文化的一种元文化,自古有之。但安全文化概念的正式提出要追溯至1986年,国际核安全咨询组首次提出安全文化术语,并于1991年首次提出安全文化的定义。     

核电站FDA安全管理信息流系统模型的构建研究

为了从安全信息的角度完善核电站的事故致因机理，并在实践中加强核电站的安全管理，首先以安全信息为视角，以系统安全行为链为主线，建立核电站FDA安全管理信息流系统模型，该模型由运行操作人员、核电站企业、国家核安全局3条子链和1条必要安全信息主链构成；然后结合模型和核电站具体工作流程，分析得到3个子事故域和1个总事故域，并归纳出核电站安全运行各阶段所需的必要安全信息；最后结合事故域，分析模型在核电站安全管理中的实际应用价值。     

海外核电工程安全文化建设的实践

安全文化是企业文化的重要组成部分,有效的安全文化建设,对企业文化的管理和运行具有良好的促进作用。文章以海外核电某项目部的文化建设为例,以文化体系建设的安全文化管理模式、安全文化教育模式、安全文化检查模式、安全文化宣传模式、安全文化激励模式、安全文化科技模式、安全文化技能模式和安全文化专题模式来探讨海外核电某项目在安全文化建设的具体做法,为其他海外工程项目提供借鉴,不断提升企业软实力,提高中国核电走出去的安全管理水平。     

核电营运安全文化主体考

提出并论述了核电营运单位是核电安全文化的主体 ,核电营运单位是核电安全的全面的法定负责者 ;阐明了核电营运安全文化的特性 ;介绍了核电安全文化的考核 ,重点说明了以WANO关于核电厂综合性能指标量化的考核。     

基于STAMP模型的核动力蒸汽发生器水位控制系统安全性分析

核电厂蒸汽发生器(SG)水位控制系统的安全可靠运行是保证核电厂安全性和经济性的关键因素,其控制对象具有高度复杂、非线性的特点。由于复杂系统的安全性是特定环境下由系统相关要素交互作用所产生的一种涌现特性,运用系统理论,以STAMP模型为基础对SG水位控制系统进行安全性分析,以利于在设计早期阶段发现影响该系统安全运行的潜在风险因素,预防危险事故。该方法将系统理论用于核电厂关键系统和设备安全性分析,为核电厂安全运行提供了新的技术手段支持。     

Assessing safety culture in the Spanish nuclear industry through the use of working groups

This paper presents the design and the implementation of a methodology for measuring and improving safety culture at a nuclear power plant (NPP). The study has involved the completion of a pilot project aimed at seeing how to make use of the RADAR logic (Results, Approach, Deployment, Assessment and Review) of the EFQM model as a tool for the self assessment of safety culture in a nuclear power plant. The work was aimed at finding evidence of the safety culture that was in place at the plant and at identifying both the strengths of that culture and any areas in which it could be improved. The score obtained from an analysis of those strengths and areas for improvement has made it possible to prioritise the actions to be taken. The identification of perceptions and evidence, the agreement on the strong points and areas for improvement and the quantification of the safety culture have been performed by groups comprising volunteers who work at the NPP. The advantages of this methodology are assessed in the paper.     

基于层次分析方法的核电火灾风险评估研究

核电火灾是现代消防安全的重要部分。依据核电厂的实际组成构造对其进行了层次划分,建立了由堆本体、一次冷却系统、化容控式系统堆安全系统、汽轮发电机组和燃料操作系统为中间层的核电火灾危险性评价指标体系。结合收集到的相关核电事故数据资料,运用层次分析法对核电厂各系统部位引发火灾造成的核电安全风险进行了评估,确定了各组分的统计权重,得到了针对核电厂各构造部位的火灾危险性层次评价模型。并利用评价打分的方法对核电厂进行调查模拟评价,计算出核电厂各组成部分消防安全状况的危险指数,所得结果比较符合核电火灾实际统计。     

采用参与观察法对某石油化工厂安全文化的研究

安全文化是高风险组织安全控制理论研究的热点问题,特指高风险组织成员共享的价值观与行为规范系统,尤其强调安全的重要性。为探讨该类组织成员的行为规范,笔者采用参与观察方法对某石油化工厂进行研究。持续观察103天,记录现场发生的行为及其背景,然后把观察记录制成行为卡片,通过3名专家对现场观察行为进行分类发现,组织成员主要遵循包括:安全承诺、对规则的看法、对人性的看法、关系取向和权力影响等5类行为规范。其中:安全承诺,尤其是管理对安全的承诺是高风险组织安全文化的关键因素;中国的传统文化,如情境取向、关系取向对员工的不安全行为具有重要影响。     

煤矿企业安全文化影响因素的实证研究

煤矿企业安全文化以煤矿企业安全观念为核心,安全制度、安全行为与安全物态围绕安全观念相互影响交错融合,研究员工安全需要、安全意识、社会安全价值观、沟通系统、社会安全需要、教育培训系统、安全事故、行业特点、国家安全法规、管理参与、奖惩系统、组织承诺、生产力发展水平、社会经济文化等因素对煤矿企业安全文化系统的关系,结果表明,除员工授权外,其他因素对煤矿企业安全文化系统都有一定的影响,从而提出相应的政策建议。     

Optimization of test interval for ageing equipment: A multi-objective genetic algorithm approach

Reducing the unavailability of safety systems at nuclear power plants, by utilizing the probabilistic safety assessment (PSA) methodology, is one of the prime goals in the nuclear industry. In that sense, optimization of test and maintenance activities, which are defined within the technical specifications, represents quite popular and interesting domain. Obtaining optimal test and maintenance schedule is of great significance for improving system availability and performance as well as plant availability in general.On the other side, equipment aging has gradually become a major concern in the nuclear industry since the number of safety systems components, that are approaching their wear-out stage, is rising fast. Nuclear power plants life management programs, considering safety components aging, are being developed and employed. The immense uncertainty associated to the available component aging rates databases poses significant difficulties in the process of incorporation and quantification of the aging effect within the PSA and, subsequently, in the decision-making process.In this paper, an approach for optimization of surveillance test interval of standby equipment with highly uncertain aging parameters, based on genetic algorithm technique and PSA, is presented. A standard standby safety system in nuclear power plant is selected as a case study. A Monte Carlo simulation-based approach is used to assess uncertainty propagation on system level. Optimal test interval is derived on the basis of minimal system unavailability and minimal impact of components aging parameters uncertainty. The results obtained in this application indicate the fact that risk-informed surveillance requirements differ from existing ones in technical specifications as well as show the importance of considering aging data uncertainties in component aging modeling.     

Safety analysis approach based on thermodynamic and chemical reactions modelling

Safety analysis of nuclear and chemical/petrochemical facilities is the systematic process that is carried out throughout the design process to ensure that all the relevant safety requirements are met by the proposed design of the plant. Safety analysis should incorporate both deterministic and probabilistic approaches. These approaches have been shown to complement each other and both should be used in the decision making process on the safety and ability of the plant to be licensed.This paper deals with the deterministic safety approach in order to distill the experience of nuclear and chemical/petrochemical protection engineering through a safety analysis approach aiming at analysis of chemically reacting processes including thermodynamic and chemical reactions modelling that are present in both industries. For instance, there are some similarities between the Bhopal disaster and Three Mile Island-Fukushima-like H₂ deflagration-detonation scenarios in nuclear containments. The phenomenology is similar in that the temperature and the pressure caused by exothermic reactions had increased dramatically leading to a loss of containment.The study aims to translate and adapt to general chemically reacting modelling, major features of the equivalent analysis inside the nuclear containments. Compartment containment for H₂ deflagrations has been translated and adapted, with fixed tools, to the methyl-isocyanate storage tank 610 of the Bhopal plant.