核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状

核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状

【摘要】对核电站严重事故下安全壳内氢气燃烧风险相关的火焰加速（FA）与爆燃-爆炸转变（DDT）的关键物理过程、经典分析模型、实验研究进展等进行了介绍。同时，对适用于大尺度空间的燃烧分析软件中存在的问题进行了讨论，对氢气风险研究具有一定参考意义。

【关键词】核电站；严重事故；火焰加速；爆燃-爆轰转变

【Abstract】This paper presents the state of art on Flame Acceleration（FA）and Deflagration Detonation Transit（DDT）researches relate to containment hydrogen combustion risk under nuclear power plant severe accident. Meanwhile，the remained problem in validation of combustion analyzing software is discussed.

【Key words】Nuclear power plant；Severe accident；FA；DDT

0 前言

核电站严重事故条件下，堆芯丧失有效冷却，堆芯余热使得核燃料元件锆包壳不断升温并与水蒸气反应，产生的大量氢气进入安全壳内与空气混合，当氢气浓度等因素满足一

定条件时，即使外界点火源能量较弱，被点燃的可燃混合气也能逐渐由缓慢的层流扩散燃烧逐渐发展为爆燃甚至爆轰，压力载荷可达初始压力的几倍甚至十几倍，这将直接威胁到安全壳的完整性。

三里岛事故（1979）之后，核工业界开始对氢气-空气-水蒸气混合物的燃烧行为开展研究[1]。对于大型干式安全壳，早期的安全分析表明安全壳设计可以承受爆燃（Deflagration）产生的压力冲击。同时，由于导致氢气混合气爆轰（Detonation）所需的能量较高[2]，而安全壳内不存在此类高能火源，因此不可能发生氢气直接爆炸。但在一定条件下氢气燃烧模式可由爆燃转变为爆轰（DDT）。与外点火源引起的爆炸相比，DDT 现象出现不需要点火源提供较高能量，因此更可能在安全壳内发生，但其发生受到混合物组成、几何条件等因素的影响，机理较为复杂，是90年代至今氢气燃烧研究的重点[3]。

本文由火焰加速（FA）及爆燃-爆炸转变（DDT）的基本现象及发展过程出发，介绍了其中涉及的重要的火焰不稳定机制以及经典爆震波理论，同时，对业界开展的大型氢气燃烧实验进行了梳理，并对目前湍流燃烧数值模拟及其在工程中的应用存在的困难进行了分析。

2 火焰加速和爆燃-爆轰转变现象

火焰加速（FA）和爆燃-爆炸转变（DDT）现象本质是

由火焰内在的不稳定性所引起的。火焰加速和爆燃-爆轰过程转变过程的燃烧波分为缓燃波和爆震波，其中缓燃波即通常所说的燃烧，产生的能量通过热传导、热扩散及热辐射作用传入未燃混合物，逐层加热和燃烧，从而实现缓燃波的传播。缓燃波速度较低，一般为几米到几十米，缓燃波使得流体比容增加，但压力变化不大。爆震波是具有化学反应的强激波，由于没有足够时间使压力平衡，因此爆震燃烧过程接近于等容燃烧过程。爆震波传播速度远大于缓燃波传播速度，是一种超声速燃烧波，能产生极高压力（兆帕量级）[4]。

加拿大、法国和美国等在20世纪80年代开展了不同规模的实验研究[5-12]表明：沿扩展火焰传播方向上的障碍物会引起火焰加速现象。FA的机理可定性解释为：当出现障碍物时，产生的湍流可能对燃烧后的气体流动形成扰动，从而增加了火焰区域的表面积并促进了局部质量和能量交换速率。燃烧速率越快，则未点燃气体速率越快，从而造成火焰沿传播方向不断加速，在一定条件下甚至会转变成为爆炸。湍流对火焰传播影响的复杂之处在于其并不总是对燃烧速

率起促进作用。例如当湍流强度过大时，可能导致火焰过度伸展同时燃烧产物和反应物在反应区快速混合，当反应区温度降低到一定程度时，火焰传播将终止。

混合物自缓慢点燃至发生燃爆转变一般会经过层流火焰、蜂窝状火焰、湍流火焰几个阶段。对层流火焰的研究比

较充分，其传播速度由层流火焰燃烧速率和燃烧产物/反应物的密度比决定。随着层流火焰的进一步发展，火焰面积不断增加，由于流动，质能扩散的不稳定性，火焰表面开始出现褶皱，呈现出类似蜂窝状。如果火焰传播过程遇到障碍物，则在产生的湍流作用下火焰将进一步加速直至最终发生燃爆转变，火焰速度可能达到1000～2000m/s。

实验研究表明，DDT现象总是发生在火焰加速FA过程之后，因此评估DDT发生的可能性，必须首先对影响火焰加速过程的因素进行研究，已开展的研究包括障碍物设置（如间距和阻塞率）、开孔等的影响研究：

美国SANDIA国家实验室在建立了大型氢气燃烧实验装置FLAME，该装置是一个长30.5m，高2.44m，宽1.83m 的矩形管道。点火端密封，远端开口。实验研究[14]表明，障碍物的出现能够明显增加火焰速度、燃烧过程产生的压力上升及DDT出现的可能，而横向的开孔的影响则相反。

层流火焰理论比较成熟，其火焰速度由火焰前沿反应层中的能量和质量传递速率决定，可准确计算。蜂窝状火焰传播过程由一系列复杂的扩散和动力学不稳定性过程决定，模拟起来较困难。蜂窝状火焰的传播由Markstein和Somers[15]给出，其理论分析可参见Clavin[16]等人的文章。从模拟的角度而言，通常引入火焰表面增强因子对蜂窝状火焰进行模拟，该因子通常由实验获得，且仅适用于特定组成的燃烧混

合物。

随着蜂窝状火焰的传播，一旦遇到障碍物，则在火焰前方产生扰动，燃烧模式转变为湍流燃烧。湍流对火焰传播的扰动机制包括Kelvin-Helmholtz或Rayleigh-Taylor不稳定性。湍流火焰形状由湍流扰动强度及燃烧和湍流特征时间尺度

共同决定。如果燃烧过程的特征时间小于湍流特征时间，则可将湍流火焰细分为不同的层流火焰单元，反之，则按照Borghi图[3]对湍流燃烧模式进一步划分。大部分湍流火焰的理论模型都是基于Borghi图和火焰形状进行验证的。

[4]李凤华. 激波和火焰相互作用的数值模拟研究[D]. 南京

航空航天大学硕士学位论文，2007.

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[责任编辑：邓丽丽]

核电站安全性分析报告

核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X

2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。

关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its

我国安全生产事故现状与形势分析报告

重庆科技学院 《事故调查与分析》课程论文 题目我国安全生产事故现状 与形势的分析

院（系）安全工程学院 专业班级安全2015-03 学生姓名周军献学号2015662183 授课教师托罗斯职称副教授 成绩 2016年11 月11 日 目录 前言 (1) 一我国安全生产的进步 (1) (一) 形成了基本的理论体系 (1) (二) 相关法律法规的出台 (1) （三）成立了一系列的法制部门 (2) （四）完善了相应的监督体制体系 (2)

二我国安全生产有待提高的地方 (3) （1）人的安全意识缺失 (3) （2）生产基础有待提高 (3) （3）监管监察及应急救援能力还很差 (4) (4)有效的市场激励机制还没形 (4) (5）安全重视不够、安全投入不足 (4) (6)安全教育培训宣传力度不 (4) 三我的见解 (5) 四改良对策 (5) （1)大力培育安全文化 (5) （2)发展科技、提高效率 (6) （3)以系统工程的角度 (6) （4)加强法制力度 (6) （5)利用综合保险的方法 (6) 五对于事故调查与分析这门课程的学习感悟 (7) 参考文献 (7)

前言 目前,安全生产仍然是世界各国都必须面对和应对的重大问题。对此,我国坚持“安全第一,预防为主,综合治理”的方针。显然,通过对各类安全生产事故的现状和特征分析有助于认识安全生产事故的规律,通过对安全生产事故发展趋势的准确判断有助于对安全生产事故的预防、控制和应对做出有效的决策。 十六大以来，党和国家进一步健全完善了安全生产方针政策和法律法规，并从体制、机制、规划、投入等方面，采取一系列举措加强安全生产；各级党委政府高度重视，加强领导、落实责任；各重点企业和广大生产经营单位依法依规、履行职责；社会各界关注支持、参与监督。经过努力，安全生产的理论、法律、政策体系得到建立和形成，安全监管体制机制不断健全完善，安全生产状况趋于稳定好转。当然还有很多问题待解决。 一我国安全生产的进步

动火作业15种风险分析和安全措施

动火作业15种风险分析和安全措施。 1风险：易燃易爆有害物质 安全措施 ①将动火设备、管道内的物料清洗、置换，经分析合格。 ②储罐动火，清除易燃物，罐内盛满清水或惰性气体保护。 ③设备内通（氮气、水蒸气）保护。 ④塔内动火，将石棉布浸湿，铺在相邻两层塔盘上进行隔离。 ⑤进入受限空间动火，必须办理《受限空间作业证》。 2风险：火星窜入其他设备或易燃物侵入动火设备 安全措施 切断与动火设备相连通的设备管道并加盲板块隔断，挂牌，并办理《抽堵盲板作业证》。 3风险：动火点周围有易燃物 安全措施 ①清除动火点周围易燃物，动火附近的下水井、地漏、地沟、电缆沟等清除易燃后予封闭。

②电缆沟动火，清除沟内易燃气体、液体，必要时将沟两端隔绝。4风险：泄漏电流（感应电）危害 安全措施 5电焊回路线应搭接在焊件上，不得与其它设备搭接，禁止穿越下水道（井）。 6风险：火星飞溅 安全措施 ①高处动火办理《高处作业证》，并采取措施，防止火花飞溅。 ②注意火星飞溅方向，用水冲淋火星落点。 7风险：气瓶间距不足或放置不当 安全措施 ①氧气瓶、溶解乙炔气瓶间距不小于5m，二者与动火地点之间均不小于10m。 ②气瓶不准在烈日下曝晒，溶解乙炔气瓶禁止卧放。 8风险：电、气焊工具有缺陷 安全措施

动火作业前，应检查电、气焊工具，保证安全可靠，不准带病使用。9风险：作业过程中，易燃物外泄 安全措施 动火过程中，遇有跑料、串料和易燃气体，应立即停止动火。 10风险：通风不良 安全措施 ①室内动火，应将门窗打开，周围设备应遮盖，密封下水漏斗，清除油污，附近不得有用溶剂等易燃物质的清洗作业。 ②采用局部强制通风。 11风险：未定时监测 安全措施 ①取样与动火间隔不得超过30min，如超过此间隔或动火作业中断时间超过30min，必须重新取样分析。 ②做采样点应有代表性，特殊动火的分析样品应保留至动火结束。 ③动火过程中，中断动火时，现场不得留有余火，重新动火前应认真检查现场条件是否有变化，如有变化，不得动火。

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析 文章结合某核电厂安全壳隔离阀密封性试验，介绍了直接测量法的试验原理、操作方法和验收标准，通过贯穿件隔离阀密封性检测实例对试验的实际操作过程进行了阐述，并对试验结果进行了具体的分析和研究 标签：安全壳；隔离阀；密封性试验 1 概论 某核电厂反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶三部分组成的封闭预应力混凝土结构。反应堆安全壳是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器，也称反应堆保护外壳。核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器。 安全壳内外系统管道的连通是通过机械贯穿件来实现的，贯穿件套筒按要求有不同的直径和厚度，以适应所连接的设备及由它们所传递的机械载荷，贯穿件的套筒焊在一块较厚的环形板上，该环形板则焊在安全壳的钢衬里上。机械贯穿件在安全壳内外两侧根据具体情况分别设置隔离阀门，以保证安全壳的密闭性。 安全壳密封性试验的目的是模拟一回路失水事故工况下，验证安全壳的整体密封性。安全壳密封性试验可以分为A类、B类、C类。其中A类试验是指安全壳整体的密封性试验，B类试验是指设备闸门、人员闸门、燃料通道和电气贯穿件的密封性试验，C类试验是指安全壳上所有的机械贯穿件试验，即贯件壳内外隔离阀的密封性试验。一般来说，C类局部密封性试验在每次换料冷停堆时进行，仅有个别十分可靠的机械贯穿件密封性试验每5个换料周期或10个换料周期进行一次。 2 试验原理和方法 直接测量法是安全壳隔离阀密封性试验的一种检测方法，流量补充法和流量收集法，都采用局部加压方式。试验对象为安全壳内外两侧隔离阀以及位于隔离阀和安全壳之间的支路阀门。试验时，气源通过局部检漏仪向隔离阀和边界阀门之间的管道内充压，由施加压力的方向与隔离阀在执行安全功能时受压方向相同，压力达到安全壳设计压力并稳定后，在保持压力不变的情况下，局部检漏仪通过向管道内补充的气体流量与压力的关系计算出隔离阀的泄漏率，并在显示屏中直接给出结果，单位为Nm3/h。流量收集法试验介质一般为水，试验方法相同，采用液态检漏仪加压，可以在试验阀门下游较低点通过容器收集方法确定该阀门的泄漏率。具体检测方法如下：

【2019年整理】煤矿生产安全事故统计分析

煤矿生产安全事故统计分析 一、11月份事故及生产情况 11月发生煤矿事故8起，死亡11人，事故起数与死亡人数同比减少12起、11人，分别下降%和%。发生较大事故1起（煤与瓦斯突出），死亡4人，同比增加1起、4人。11月全省煤炭产量（快报数）万吨，同比减产万吨。11月百万吨死亡率，同比上升%。 二、1-11月份事故及生产情况 1.事故总量：1-11月共发生煤矿事故116起，死亡196人，同比减少76起、31人，分别下降%和%。其中：在建矿井（新建、技改扩能、资源整合矿井）事故45起，死亡56人，分别占事故总量的%和%，同比减少52起、58人，分别下降%和%；生产矿井事故71起，死亡140人，分别占事故总量的%和%，事故起数同比减少24起，下降%，死亡人数同比增加27人，上升%。 2.较大事故：4起，死亡19人，事故起数同比持平，死亡人数同比增加2人、上升%。

2月事故8起21人，同比增加2起、15人，分别上升%和%。3月事故11起12人，同比减少11起、11人，分别下降%和%。4月事故17起17人，同比减少5起、6人，分别下降%和%。5月事故14起18人，同比减少8起、10人，分别下降%和%。

6月事故11起12人，同比减少3起、5人，分别下降%和%。 7月事故12起14人，同比减少5起、3人，分别下降%和%。 8月事故21起69人，事故起数同比减少2起，下降%，死亡人数同比增加28人，上升%。9月事故4起12人，同比减少12起、7人，分别下降%和%。 10月事故4起4人，同比减少8起、9人，分别下降%和%。 11月事故8起11人，同比减少12起、11人，分别下降%和%。 6.事故类别：

安全事故分析制度

安全事故分析制度 安全工作，只有起点没有终点，各队组要高度重视，精心组织，切实搞好安全生产工作，实实在在针对本队组实际情况掌握现场安全重点环节，科学组织。为了进一步促进项目部安全管理工作，切实解决在工程施工过程中发生的各类安全事故隐患，使项目部能持续稳定发展，特制定安全事故分析制度。 一、安全事故分析组 组长：孟维波王文晋 副组长：张俊政 成员：石建恩朱伟正武飞张玉祥王来玉闫明以及相关队队长、书记、安全队长和事故班组人员 资料收集记录人员：王来玉 二、分析组工作内容 负责现场安全工作检查指导管理、召开发生安全事故专项分析会议，对安全工作进行考核等。 三、安全事故专项分析 安全事故分析是将某一时间段某一巷道发生的安全事故、安全违章、重大安全隐患问题等情况进行根源分析，制定下一时间段采取的有效措施和需要注意的安全事项，提出安全事故处理意见和防范措施，使安全隐患消除在萌芽，保障项目部的整体安全生产。 1、组织专项分析例会。发生安全事故在当班班后必须立即召开专项分析会议，分析组成员和发生安全事故队组的有关人员参加，对发生的安全事故进行专项分析，并在全项目部进行通报。 2、通过分析查找出安全事故发生的原因，落实到责任队组、责任人，具体到岗位和个人，举一反三，教育全体员工认真汲取事故教训，不断提高安全意识，认识到安全工作

是我们生存的根本，没有安全就没有幸福。 3、安全事故专项分析会要对本次会议专项分析内容分析后，要制定出整改措施，并对责任队组和责任人进行考核，考核依照公司及项目部安全管理考核办法执行，认真考核，严格兑现，兑现额并入月末项目部大考核内容中。 4、会议组织形式：分析会议由领导组副组长牵头主持分析，如副组长因故不能主持会议的，由当日值班长或安监站的主要负责人主持召开。 5、专项安全事故分析例会要有专门的会议记录本，记录内容包括：分析会内容、时间、地点、参加人员、分析查找原因、制定整改措施及方案、处罚结果。 6、安全事故专项分析会议结果由资料员负责汇总上报项目部办公室，每月在安全例会上公布。 四、汇报程序 在安全事故发生后，当班事故队组人员必须在30分钟之内汇报到本工地值班调度，值班调度员接到汇报后立即向当日正值班长和分析组领导汇报情况，并启动事故分析程序，确定分析会的开会时间和参加人员，组织安全事故分析组成员进行分析。 本规定自二0一五年一月一日起执行。 矿建第五项目部 2015年1月1日

JSA风险分析 危害辨识及安全控制措施

JSA风险分析、危害识别及安全措施河北瑞鹏建筑装饰工程有限公司

目录 一、范围与应用领域 二、参考文件 三、术语和定义 四、成立小组各成员职责 五、管理要求 六、程序流程 1、成立JSA小组 2、工作准备 3、危害辨识 4、风险评价

5、风险控制 一、范围与应用领域 1、目的 为规范工作安全分析，识别工作中每个工序、每个环节、每个阶段的风险因素，提出保护措施以消除风险或将风险降至可接受的程度，确保作业人员健康和安全，制定本程序。 2、适用范围 本程序适用于河北瑞鹏建筑装饰工程有限公司（以下简称“公司”)，所属的各施工项目部、临时施工现场、以及各施工班组。 二、参考文件 1、公司工作安全分析管理程序

2、GWDCD1/EMS205-2008 环境因素识别和评价控制程序 3、GWDCD1/HSEMS206-2008 对危害因素识别、风险评价和风险控制的策划控制程序 4、GWDCD1/HSEMS237-2008 健康安全与环境管理方案控制程序 5、GWDCD1/HSMS3023-2008 “两书一表”管理规定 三、术语和定义 1、工作安全分析（Job Safety Analysis简称JSA）注：以下正文中均使用该简称。 指：事先或定期对某项工作任务进行风险评价，并根据评价结果制定和实施相应的控制措施，达到最大限度消除或控制风险目的的方法。 2、暴露频率 每单位时间某事件发生的(或估计发生）次数。 3、严重性 可能引起的后果的严重程度。 4、可能性 后果事件发生的概率。 5、危害 能引起人员的伤害或对人员的健康（环境）造成负面影响的情况。（危害＝暴露频率×严重性） 6、风险 事件后果严重程度和发生的可能性的综合度量。（风险＝危害×可能性） 四、成立小组各成员职责 1、公司安全管理科组织制定、管理和维护本办法，其他职能部门和所属单位组织推行、实施本办法，并提供资源保障。

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范-编制说明

国家标准 《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》 编制说明 （征求意见稿） 标准编制组 2019年12月

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范 一、任务来源及计划要求 本标准按照国家重点研发计划课题“基础通用与其它关键技术标准研究”（课题编号2017YFF0208004）任务书的要求以及与核工业标准化研究所签订的合同（合同编号为ISNI-KY-24-2019）内容进行编写。本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编。 按照下达的计划，本标准计划于2019年12月31日前完成征求意见稿；于2020年3月31日前完成送审稿；于2020年6月30日前完成报批稿。 二、标准编制组组成 本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编，编制组成员组成如下，详见表1。 表1：标准编制组成员名单 三、编制过程 3.1 总体过程 本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。 3.2 前期准备（2017年7月-2018年12月） 主要任务是成立标准编制小组，明确分工要求，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。 在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，开展调研和文件收集工作。根据依托项目实施经验，确定了本标准编制的主要依据为ASME 规范NE 分卷，并参考国内压力容器设计规范（GB 150-2011）。此外还参考了相关的SRP 及RG导则进行规范的编制工作。

根据核电标准体系研究的前期工作分析结果，确定本标准的最初框架结构为：前言、目次、范围、术语和符号、总论、材料、设计、制造和安装、检测、试验、超压保护和附录。之后根据多次讨论和修改进行了必要的调整。 3.3 征求意见稿编写（2019年1月-2019年12月） 编制组在对参考文件进行详细分析的基础上，结合我国现状起草了本标准的工作组讨论稿，并在院内征求了专家意见。在具体章节编写过程中，对于标准内容的定位和合理安排问题征求了有关专家的意见，最终形成本标准征求意见稿。 3.4送审稿编写（2020年1月-2020年3月） 待广泛征求行业内的专家意见后，标准编写组将根据收到的专家意见对征求意见稿再进行深入地讨论，并对征求意见稿进行修改，按要求形成并提交送审稿。 3.5 报批稿编写（2020年4月-2020年6月） 届时根据标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》送审稿的审查情况，标准编写组将根据审查意见修改送审稿，完成了报批稿编写。 四、标准现状分析 我国监管机构国家核安全局批准出版的《核动力厂设计安全规定》（HAF 102-2016）和《核电厂反应堆安全壳系统的设计》（HAD102/06-1990），从法规和导则层面提出了核电厂安全壳系统和结构设计所需满足的要求，即要求在核电厂寿期内可能发生的所有荷载条件下，应保持安全壳结构的完整性和限制安全壳的泄漏。 因此，本标准在国内首次系统提出了钢制安全壳用材料技术要求、钢制安全壳设计技术要求和钢制安全壳建造技术要求。用于指导压水堆核电厂钢制安全壳设计、建造、试验和验收。 五、标准制修订背景和原则 5.1标准制修订背景 我国是从AP1000技术引进时，开始接触钢制安全壳这种设备，在之前的核电机组中，我国没有采用过钢制安全壳这种形式，国内相关法规及标准都未有涉及。当前我国第三代先进非能动核电站如依托项目（AP1000）、后续项目和示范项目（国和一号），都采用钢制安全壳设计。钢制安全壳是压水堆核电厂事故发生后的最后一道安全屏障，其功能包括余热排出及放射性废物的包容。在事故工

我国生产安全事故统计数据的应用与实践

龙源期刊网 https://www.wendangku.net/doc/066077285.html, 我国生产安全事故统计数据的应用与实践 作者：沈轶馨 来源：《中国集体经济》2020年第24期 摘要：在生产经营活动中，如何做好安全管理，提高生产安全成效，降低相关事故，是实际管理活动中普遍性提升生产质量和效果，保障经济效益最为关键、最为核心的措施。为了有效进行管理，提高管理效果，有效预防和减少相关事故发生率和发生风险，积极开展实际性的生产安全事故统计十分关键。现阶段数据统计应用和实践过程中，仍然存在一些不足之处，需要积极进行有效改进。 关键词：生产安全事故;统计数据;应用;实践;现存不足;应对策略 生产安全事故数据统计，对于有关活动风险规避、降低安全事故发生率来说有着积极价值和实际意义，所起到作用也相对较为明显，尤其有助于提高整体生产安全效果，能够起到一个较为积极的作用。在数据收集统计时，其自身具备一定标准性，只有伴随相应标准规范约束情况下，才可以有效进行数据的收集和使用，让数据起到一个基础的规范性作用，优化最终质量效果等多方面情况，由此可见具体应用首先要对其安全事故统计数据标准充分了解。 一、我国生产安全事故统计数据指标分析 （一）特别重大与重大事故 特别重大事故一般指的是三十人及以上死亡，或者存在一百人及以上的人员重伤，例如急性工业中毒等。除此之外，如满足经济损失在一亿元及以上的标准，也称之为特别重大事故。这样的事故是在分级过程中等级最高、产生影响最恶劣、带来经济损失最大的一种，涉及到很多安全与经济、人身方面的问题。 而重大事故相较而言比前者稍轻一点，主要是造成十人及以上三十人以下的死亡，或者五十人及以上，一百人以下的重伤者。除此之外，如果没有满足这两个标准其中之一，则直接经济损失在五千万元及以上一亿元以下，也属于此级别事故。这两项事故所产生的影响十分恶劣，除此之外还有两个级别，要比这两个级别事故问题更轻一些，也需要对其判定等级标准充分的认识。 （二）较大与一般事故 较大事故与一般事故相比前两个等级标准相对较轻，但仍然是不容忽视的标准部分，其自身在等级评定过程中也具备较强的价值和意义，要结合实际情况充分了解。就实际情况来说，较大事故主要指的是三人及以上十人以下死亡，或者超過十人以上五十人以下的重伤，如

核电厂安全分析

Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008

CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.

生产安全事故现状及预防对策

编号：SM-ZD-95647 生产安全事故现状及预防 对策 Organize enterprise safety management planning, guidance, inspection and decision-making, ensure the safety status, and unify the overall plan objectives 编制：____________________ 审核：____________________ 时间：____________________ 本文档下载后可任意修改

生产安全事故现状及预防对策 简介：该安全管理资料适用于安全管理工作中组织实施企业安全管理规划、指导、检查和决策等事项，保证生产中的人、物、环境因素处于最佳安全状态，从而使整体计划目标统一，行动协调，过程有条不紊。文档可直接下载或修改，使用时请详细阅读内容。 近年来，随着国家经济总量不断的扩大，工业生产规模、企业数量和从业人数的也随之相应增加，各地各部门争取招商、投资的积极性高涨，虽然安全生产工作取得了明显成效，安全生产已呈现出总体稳定、趋于好转的态势，由粗放型向集约型的经济模式还没有根本转变，每年生产安全事故仍时有发生，再加上现在职业病等伤害，每年各类生产安全事故导致的伤亡人数有百万之数，而生产安全事故造成的直接经济损失高达数亿，间接损失更是无法估计，影响和制约安全生产的诸多深层次的问题尚未解决，这是一些行业重特大事故多发频发、一些地区生产安全状况不稳定、一些时段还会出现反弹的主要原因。根据生产安全事故发生的现状来看，可以分为人的不安全行为、物的不安全状态和管理上的不到位，要搞好安全生产、预防生产安全事故，人是最直接的、也是最重要的决定因素。通过近几年的生产安全事故分析不难看出：人的不安全行为是导致这些事故发生的最主要的原

我国安全事故统计分析

1995-2004年 我国安全事故统计分析 全国各类事故中，道路交通死亡人数最多，占75.91 %。工矿商贸企业中，煤矿企业事故死亡人数最多，占40.85 %，其次是非矿山企业，占40.47 %。 1995-2004年各类事故总死亡人数所占比例图 7.04%0.49% 火灾 二、全国特大事故情况 全国一次死亡10人以上事故中，工矿商贸企业所占比例最大，起数占48.48 %，死亡人数占55.17 %。工矿商贸企业中，煤

矿所占比例最大，起数占78.13 %，死亡人数占77.48 %。 全国一次死亡30人以上事故中，工矿商贸企业所占比例最大，起数占71.43 %，死亡人数占76.19 %。工矿商贸企业中，煤矿所占比例最大，起数占81.58 %，死亡人数占75.02 %。 2001-2004年一次死亡10人以上事故起数所占比例 33.27%0.57% 煤矿 2001-2004年一次死亡10人以上特大事故死亡人数所占比例图 工矿

2001-2004年一次死亡30人上特别重大事故死亡人数所占比例火灾 工矿 三、全国各类事故特点 1995-2004年全国各类事故和道路交通事故情况 20000 40000 60000 80000 100000 120000140000 160000 1995199619971998199920002001200220032004年 死亡人数 （

1995-2004年工矿企业事故情况 5000 10000 1500020000 250001995199619971998199920002001200220032004年 死亡人数 （ 1995-2004年全国火灾、铁路交通和水上交通事故情况 1000 2000 3000 4000 5000 6000 70008000 9000 10000 19951996199719981999 20002001200220032004 年死亡人 数

动火作业风险分析及安全对策

编号：AQ-JS-08518 ( 安全技术) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 动火作业风险分析及安全对策 Risk analysis and safety countermeasures of hot work

动火作业风险分析及安全对策 使用备注：技术安全主要是通过对技术和安全本质性的再认识以提高对技术和安全的理解，进而形成更加科学的技术安全观，并在新技术安全观指引下改进安全技术和安全措施，最终达到提高安全性的目的。 序号 风险分析 安全对策 1 易燃易爆有害物质 1)将动火设备、管道内的物料清洗、置换，经分析合格。 2)储罐动火，清除易燃物，罐内盛满清水或惰性气体保护。 3)设备内通（氮气、水蒸气）保护。 4)塔内动火，将石棉布浸湿，铺在相邻两层塔盘上进行隔离。 5)进入受限空间动火，必须办理《受限空间作业证》。 2 火星窜入其它设备或易燃物侵入动火设备 切断与动火设备相连通的设备管道并加盲板可靠隔断，挂牌，

并办理《抽堵盲板作业证》。 3 动火点周围有易燃物 1)清除动火点周围易燃物，动火附近的下水井、地漏、地沟、电缆沟等清除易燃后予封闭。 2)电缆沟动火，清除沟内易燃气体、液体，必要时将沟两端隔绝。 4 泄漏电流（感应电）危害 电焊回路线应搭接在焊件上，不得与其它设备搭接，禁止穿越下水道（井）。 5 火星飞溅 1)高处动火办理《高处作业证》，并采取措施，防止火花飞溅。 2)注意火星飞溅方向，用水冲淋火星落点。 6 气瓶间距不足或放置不当

AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计 1 引言 为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。安全壳是实现上述改进的一个关键设施。它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。 2 AP1000 安全壳设计概述 AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。 如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。 安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。 安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。

(安全生产)我国安全事故统计分析

1995-2004年 我国安全事故统计分析 一、全国各类事故情况 1995年全国发生各类事故346868起，死亡103543人；2004年全国发生各类事故803571起，死亡136755人。1995年至2004年全国平均每年发生各类事故702173起，死亡118843人（历年伤亡事故情况见附表1）。其中： 1、工矿商贸企业平均每年发生15102起，死亡15688人。其中： 煤矿企业平均每年发生4341起，死亡7288人。 非煤矿山企业平均每年发生1782起，死亡2072人。 非矿山企业平均每年发生8979起，死亡6328人。 2、火灾事故（不含森林、草原火灾）平均每年发生170821起，死亡2514人。 3、道路交通事故平均每年发生495839起，死亡90239人。 4、水上交通平均每年发生870起，死亡585人。 5、铁路交通平均每年发生12748起，死亡8368人。 6、民航飞行平均每年发生3起，死亡36人。

7、农业机械平均每年发生6569起，死亡1150人。 8、渔业船舶平均每年发生128起，死亡111人。 全国各类事故中，道路交通死亡人数最多，占75.91 %。工矿商贸企业中，煤矿企业事故死亡人数最多，占40.85 %，其次是非矿山企业，占40.47 %。 二、全国特大事故情况 2001年全国发生10人以上特大事故140起，死亡2556人；2004年全国发生各类事故129起，死亡2530人。2001年至2004年全国一次死亡10人以上特大事故平均每年发生132起，死亡2498人（全国一次死亡10人以上事故情况见附表2）。其中：一次死亡30人以上特别重大事故平均每年发生14起，死亡755人。 1、工矿商贸企业一次死亡10人以上特大事故平均每年发生

压水堆核电厂安全壳隔离系统(EIE)

安全壳隔离系统（EIE） 一、作用 安全壳隔离系统（EIE）用在事故发生时，放射性裂变产物有可能从堆芯释放出来的情况下，确保安全壳的密闭。 隔离装置的目的是应保持安全壳封闭体整体的完整性，保证在正常运行和事故发生时安全壳的完整。或将有缺陷的系统与其压力源隔离。 二、系统的描述 安全壳隔离系统（EIE）使用以下类型的隔离阀门。及其配置情况（见图1.3.3-1）：（1）安全壳内侧一只手动闭锁阀，外侧一只手动闭锁阀。 （2）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只手动闭锁阀。 （3）安全壳内侧一只手动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。 （4）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。 （5）安全壳内侧一只止回阀，外侧一只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于进入管线）（6）安全壳外侧两只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于安全壳内闭合管线） 在各隔离阀之间的管段中，当阀门关闭时，由于留在其中液体的热膨胀可能会形成超压，一般是在绕过安全壳内隔离阀的反向管线上放置止回阀或泄压阀进行超压保护。 三、系统的运行 安全注射时，安全壳第I阶段隔离，对以下系统发生作用： （1）安全注射系统（RIS）：试验管线； （2）化学和容积控制系统（RCV）：下泄管线，轴封水回程管线和上充管线； （3）反应堆硼和水的补给系统（REA）：补充水分配管线； （4）核岛排气及疏排水系统（RPE）：反应堆冷却剂排放管线，工艺排水管线，地面排水管线，含氢排放管线； （5）设备冷却水系统（RRI）：稳压器泄压箱和过剩下泄热交换器管线； （6）蒸汽发生器排污系统（APG）； （7）安全壳内大气监测系统（ETY）； （8）核岛氮气分配系统（RAZ）； （9）核取样系统（REN）：除反应堆冷却剂取样所需管线外的所有管线。 安全壳喷淋系统启动时，实施第II阶段隔离，对以下系统发生作用： 152

核电厂安全知识点

核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二

安全事故调查报告范文

安全事故调查报告范文 xx单位“x月x日”xx(事故类别)事故调查报告 x年x月x日x时x分，位于xx市xx路xx号的xx单位发生一 起起重伤害事故，造成x人死亡，直接经济损失xx万元。 事故发生后，根据《生产安全事故报告和调查处理条例》(国务 院令第493号)相关规定，经xx市政府同意，成立了由xx市安全监管局、监察局、公安局、总工会及xx部门组成的事故调查组，对该 起事故进行调查。事故调查组通过现场勘查、专家鉴定和多方取证，查清了事故发生的经过、原因和性质。 一、事故基本情况 此部分内容是事故调查中管理责任认定的事实依据，包括以下几方面内容： 1.事故发生单位及相关责任单位的基本情况; 2.单位及相关人员资质情况; 3.事故点事发前的不安全状况; 4.单位安全管理情况; 5.所在地政府及相关负有职责的部门的安全监管情况。 二、事故发生经过及救援情况 1.事故发生经过 客观地描述事故发生、抢救直至救出最后一名遇难者(或伤者)为止的整个过程。 重点描述事故演变过程中事故触发、发展、扩大的状态; 场所、设施、设备、装置的变化状态;人的违章违规行为。

2.应急救援情况 简单介绍事故应急救援情况，如有必要也可简单介绍善后处理情况。 三、事故造成的人员伤亡和直接经济损失 1.伤亡人员情况 2.事故直接经济损失 四、事故发生原因和事故性质 1.事故发生的原因 (1)直接原因 主要从现场勘察和事故经过中概括出物的不安全状态和人的不安全行为。 (2)间接原因 主要从报告的第一部分“基本情况”中概括出事故单位安全管理及部门监管方面存在的缺陷。 2.事故性质 主要认定事故是责任事故还是非责任事故。 五、对有关责任人员和单位的处理建议 1.建议移送司法机关处理的责任人员; 2.建议给予党纪和行政处分的责任人员; 3.建议给予行政处罚的责任单位和责任人员; 4.建议依企业内部规章制度处理的责任人员。 责任人员的责任认定按下列模式表述：姓名、政治面貌、现任职务、分管业务、任职时间、违法违规事实(多条分号隔开)、负何种责任、根据何规定(条款)、建议给予何种处分(处罚)。

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化 管理示范文本 使用指引：此管理制度资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 摘要：在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管 理文献资料的基础上，介绍了仪控电缆的组成及老化机 理，叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等 方面的内容，希望对国内开展此项工作有所帮助。 仪控；电缆；老化；安全壳；核电厂 Abstract: Based on surveying the documents of the management of ageing of in-containment instrumentation and control cables used in NPPs, this paper briefly introduces the I&C cable construction and degradation mechanism, and describes