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1、ICS点击此处添加中国标准文献分类号团体标准T/CNEAXXXXXXXX核电厂事故管理策略AccidentManagementStrategiesforNuclearPowerPlants点击此处添加与国际标准一致性程度的标识（征求意见稿）（本稿完成日期:2023.9.30）XXXX-XX- XX 发布XXXX-XX-XX实施中国核能行业协会发布核电厂事故管理策略1范围本文件规定了核电厂事故管理策略制定和实施的基本原则和要求。本文件适用于压水堆核电厂事故管理策略的制定和实施，其他类型的核电厂可参照使用。2规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本
2、适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。HAF103-2022核动力厂调试和运行安全规定3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3. 1安全功能safetyfunction为了保证设施或活动能够预防和缓解核动力厂正常运行、预计运行瞬态和事故工况下的放射性后果，保证安全而应达到的特定目的。4. 2事故工况accidentconditions偏离正常运行，预计运行事件发生频率低但更严重的工况。事故工况包括设计基准事故和设计扩展工况。5. 3事故管理accidentmanagement事故管理是指在事故演变过程中采取的一系列行动：a）防止升级为严重事故；b）
3、减轻严重事故后果；c）实现长期的安全稳定状态。6. 4应急运行规程emergencyoperatingprocedures（EOP）为缓解会造成核电厂状态超过反应堆保护系统整定值、专设安全系统动作整定值，或其他运行限值的事故和机组瞬态后果，直接指导核电厂操作员执行必要操作的文件。7. 5严重事故管理导则severeaccidentmanagementguidance用于进行严重事故管理的一套可执行的导则文件。8. 1基本目标核电厂应制定事故管理策略，用于指导和规范事故工况下场内事故应急处理工作，从而实现终止事故进程，减轻事故后果，使核电厂达到长期安全稳定状态。8.2 范围4. 2.1事故管理策
4、略应涉及所有运行模式和状态以及所有燃料位置，包括乏燃料水池，并应考虑到可能导致事故的事件组合。事故管理策略应考虑比设计基准更严重的外部危害。5. 2.2应针对每个单独的威胁或电厂薄弱环节制定事故管理策略。这些策略应考虑电厂的能力和对事故现象的理解。6. 2.3事故管理策略应覆盖事故预防阶段和缓解阶段。在预防阶段，应制定策略，以保护基本安全功能，这些功能对于防止反应堆或燃料所在的其他位置的燃料损坏或放射性物质释放非常重要。在缓解阶段，应制定策略，以避免任何早期放射性释放或大量放射性释放。8.3 形式4.3.1在预防阶段，燃料棒没有发生明显损伤之前，事故管理策略应采取规程的形式制定，通常称为应急运
5、行规程（EOP）。规程可基于事件导向或征兆导向诊断或恢复核动力厂状态。4.3.2在缓解阶段，当燃料棒即将或正在发生严重退化时，电厂状态、系统可用性以及行动的时间和结果可能存在很大的不确定性。事故管理策略应采取导则的形式制定，通常称为严重事故管理导则（SAMG）。严重事故管理导则应采取征兆导向的方法，使用表征核动力厂状态的参数，使操作人员在不需要事故诊断的情况下确定最佳恢复办法。4.4策略的优先级在确定事故管理策略的优先顺序时，应特别注意以下几点：a）对防止放射性物质释放的屏障造出威胁的时限和严重性。b）支持功能的可用性及其恢复的可能性。c）电厂的初始运行模式。d）策略在不同阶段的充分性；有些策
6、略在预防阶段是足够的，但由于优先次序的变化，在缓解阶段没有那么重要。例如，当燃料完好无损且安全壳完好无损时，冷却燃料可能是首要任务，当安全壳打开或已损坏时，恢复安全壳的完整性或限制裂变产物的释放可能是首要任务。e）同时实施多个事故管理策略的困难。f）实施事故管理策略的长期影响或关注。4.5策略的验证和确认4.5.1应对事故管理策略进行验证利确认，以评估策略的技术准确性和充分性，以及人员遵守和实施策略的能力。4.5.2事故管理策略的验证和确认可以通过模拟机、桌面推演、现场演练核查等方式进行，验证和确认的内容应包括：a）策略中使用的设备和仪表与电厂实际情况的一致性；b）策略在电厂的实际执行的可行性
7、和有效性；c）执行策略的组织和人员的能力。5基本策略5.1 反应性控制5.1.1 事故工况下应确保堆芯反应性得到有效控制。应充分利用冗余的停堆系统实施有效的停堆。在事故处理中应避免堆芯重返临界。5.1.2 核电厂堆芯反应性控制策略主要包括控制棒调节和化学毒物注入。5.2堆芯冷却5.2.1应建立将衰变热从堆芯或熔融堆芯碎片转移至最终热阱的路径,使堆芯恢复到稳定可控的状态。根据核电厂设计特征，最终热阱包含大气、河流和海水等。5.2.2应筛选带走衰变热至最终热阱的设备组合。针对各类设备组合，应根据其可靠性、排热能力进行排序。对于非能动设备组合，应具备较高优先级。5.2.3针对热阱丧失事故，应尽快切除
8、非必要热负荷并制定替代热阱策略。5.2.4核电厂堆芯冷却途径主要包括：a）通过强迫循环或自然循环的方式利用蒸汽发生器带走堆芯热量；b）通过余热排出系统带走堆芯热量；c）针对一回路破口事故，通过能动或非能动的安全注入系统冲排带走堆芯热量；d）对于堆芯长期冷却，通过安全注入系统再循环将堆芯热量传递至最终热阱；e）通过压力容器外部冷却带走堆芯热量。5.2.5应制定一回路卸压策略，以避免高压熔堆事故发生，并确保更多的低压注水途径实现堆芯冷却。5. 2.6应建立厂区水源获取途径及其优先级，包含常规水源和非常规水源，如含硼水、除盐水、生活水、消防水、湖水、河水、海水等。5.3放射性物质包容5. 3.1应维
9、持三道安全屏障的完整性。在燃料棒发生严重损伤之前，防止燃料损坏是第一要务。在燃料棒发生严重损伤之后，保持安全壳的完整性是最高优先事项，原则上优先考虑解决安全壳完整性面临的严重威胁以及避免重大安全壳旁路的可能性。6. 3.2为保持安全壳的完整性，应制定针对安全壳冷却、降压及可燃气体管理的有效策略，具体可包括：a）通过能动或非能动的安全壳喷淋控制安全壳压力；b）通过安全壳通风系统控制安全壳压力；c）通过安全壳过滤排放降低控制安全壳压力；d）通过点火器或非能动复合器降低可燃气体浓度；e）通过增加水蒸汽含量防止可燃气体燃烧。7. 3.3为缓解安全壳超压导致大量的放射性物质释放，可实施受控的安全壳排放策
10、略。应尽量延后安全壳排放策略的实施，以降低放射性物质对环境的影响。8. 3.4针对安全壳完整性遭受破坏或安全壳旁通的事故，应及时隔离放射性释放途径。对于无法隔离的途径，应采用喷淋的手段降低放射性物质的释放。6支持性策略8.1 机组状态监测8.1.1 应确保机组状态监测的有效性。对于关键安全参数，应具备冗余的监测手段。8.1.2 应确定在严重事故期间监测堆芯、安全壳和乏燃料状况所必需的仪器。在可行的范围内，这些监测功能应在交流电源的长期丧失期间保持。8.1.3 应特别注意由于断电或恶劣环境导致仪表丢失或不正确的情况。在这种情况下，应作出充分保守的决定。如果测量不可用，应通过简单计算或预先计算的图
11、表来估计参数。8.2 电源恢复策略9. 2.1对于失去部分交流电源或直流电源的情况，应利用冗余的电源设计，维持其安全功能。应提前准备断开非必要负载与电池的连接，以延长电池寿命，直到电池可以充电或提供备用电源为止。6. 2.2对于长期失去所有交流电源后失去直流电源的情况，应根据事故管理策略中所使用的能动设备和监测仪表情况，制定电源恢更策略，确定将电源恢友到最低基本功能所需的设备、材料和措施。电源恢复的优先级应与事故管理策略的优先级相匹配。6.3 移动设备使用策略6. 3.1当发生严重事故后，现有设备预计无法长期保持功能，或因交流电源完全丧失或外部危害（比设计考虑的危害更严重）造成的大范围基础设施
12、损坏而无法使用时，应考虑提供额外的移动设备，包括场内和场外应急移动设备作为备用措施。7. 3.2移动设备使用策略可包括一回路补水、二回路补水、安全壳内补水、非能动安全壳冷却系统补水、冷却安全壳、乏燃料水池补水、乏燃料水池喷淋、应急电源供电、道路清障等。8. 3.3当事故管理策略依赖于移动设备时，应评估此类设备在预期条件下以及实际配置和布局的可用性，包括使用的环境条件、补水能力、水源状况、电压等级、燃油供给和人员配备等，以确认其有可能满足事故管理目标。9. 3.4应明确移动设备的调度原则，尤其针对多机组厂址共用移动设备的情况，以保障移动设备的合理使用。6.4 抢修策略当发生大范围设备故障时，应根
13、据事故管理策略的重要程度确定设备抢修优先级。7组织和人员6.5 组织6.5.1 为实施事故管理策略，应建立应急响应组织，并具备足够的人员配置水平和人员资质。6.5.2 应根据事故管理策略的更杂性和决策的潜在后果明确组织内部各小组职责和权限，保障事故管理策略顺利执行。6.5.3 分配给应急响应组织成员的角色在事故预防和缓解阶段可能不同，在这种情况下，应明确规定职责和权限的过渡。6.6 培训与演练6.6.1 应对执行事故管理策略的人员进行适当的培训，以获得执行其任务所需的知识、技能和熟练程度。培训内容应与其角色和职责相称。7. 2.2培训应包括多种形式的结合，如课堂培训、演习、桌面推演和模拟工具的
14、使用。8. 2.3决策者应接受培训，了解其决策中固有的后果和不确定性。评估人员应确保他们了解其建议所依据的技术基础。实施者应该确保他们理解所采取的行动。9. 2.4应对所有策略开展定期的演习和演练。演习场景应具有足够的真实性和挑战性，以使负责事故管理的人员能够应对可能发生的情况。附录A（资料性附录）压水堆典型事故管理策略本附录提供了压水堆核电厂典型事故管理策略。所考虑的策略不完全适合各种类型的机组，因为不同堆型的核电厂事故处理方法是不同的，可能需要一些附加的或不同的策略。A.1恢复电源及仪表恢复电源及仪表策略主要目的是为了保障电厂能动设备的可用性，恢复电厂监视与控制能力。具体策略包括：a）利用
15、母联恢复应急母线电源；b）利用应急柴油机恢更应急母线电源；c）利用移动电源车恢兔应急母线电源；d）利用蓄电池恢复直流电源；e）利用移动式仪表恢复关键参数监视。A.2向蒸汽发生器注水向蒸汽发生器注水主要目的是为了建立二回路热阱，防止蒸汽发生器传热管蠕变失效，减少从破损的蒸汽发生器传热管释放的裂变产物。具体策略包括：a）利用主给水泵向蒸汽发生器注水；b）利用启动给水泵向蒸汽发生器注水；c）利用辅助给水泵向蒸汽发生器注水；d）利用凝结水泵向蒸汽发生器注水；e）利用消防水泵向蒸汽发生器注水；f）利用移动设备向蒸汽发生器注水。A.3反应堆冷却剂系统卸压反应堆冷却剂系统卸压主要目的是为了防止高压熔堆，增强
16、水源注入到反应堆冷却剂系统的能力，防止蒸汽发生器传热管在蒸汽发生器蒸干时蠕变失效。具体策略包括：a）利用稳压器安全阀或泄压阀卸压；b）利用稳压器喷淋卸压；c）利用二回路冷却或蒸汽排放卸压；d）利用爆破阀卸压。A.4向反应堆冷却剂系统注水向反应堆冷却剂系统注水主要目的是为了带走堆芯衰变热，防止或延缓压力容器失效，洗涤裂变产物。具体策略包括：a）利用安注系统向反应堆冷却剂系统注水；b）利用上充泵向反应堆冷却剂系统注水；c）利用安全壳喷淋泵向反应堆冷却剂系统注水；d）利用非能动堆芯注入系统向反应堆冷却剂系统注水；e）利用移动设备向反应堆冷却剂系统注水。A.5向安全壳注水向安全壳注水主要目的是为了建立
17、能够延迟压力容器失效的外部冷却,防止或减轻与堆芯-混凝土相互作用相关的后果，建立安注再循环。具体策略包括：a）利用安全壳喷淋系统向安全壳注水；b）利用堆腔注水系统向安全壳注水；c）利用移动设备向安全壳注水。A.6控制氢气的可燃性控制氢气的可燃性主要目的是为了减轻因氢气燃烧对安全壳完整性造成的严重威胁。具体策略包括：a）利用氢气点火器降低氢气浓度；b）利用非能动氢气复合器降低氢气浓度；c）利用稳压器安全阀排放蒸汽防止氢气燃烧；d）降低安全壳内/外喷淋防止氢气燃烧；e）利用排气降低氢气总量。A.7控制安全壳状态控制安全壳状态主要目的是为了防止安全壳超压或真空导致安全壳失效，减少放射性裂变产物释放。
18、具体策略包括：a）利用安全壳喷淋系统控制安全壳压力；b）利用安全壳通风系统控制安全壳压力；c）利用非能动安全壳冷却系统控制安全壳压力；d）利用移动设备喷淋控制安全壳压力；e）利用安全壳排放系统控制安全壳压力。A.8减少放射性裂变产物释放减少放射性裂变产物释放主要目的是为了保护公众的健康和安全。具体策略包括：a）隔离裂变产物释放路径；b）降低裂变产物所在空间压力；c）利用安全壳喷淋系统洗涤裂变产物；d）利用过滤通风系统降低裂变产物；e）裂变产物释放处利用消防水进行喷淋。A.9控制乏燃料水池状态控制乏燃料水池状态主要目的是淹没和冷却乏燃料水池中的燃料,减少乏燃料厂房内的以及向环境释放的裂变产物。具体策略包括：a）建立燃料厂房的强迫通风或自然通风；b）建立乏燃料水池冷却循环；c）向乏燃料水池注水或喷淋。
