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核安全论文最终版剖析

核能发展历史及中国核电发展历程

1、第一代核能发电机组

20世纪50年代初开始，利用已有的军用核电技术建造以发电为目的的反应堆，由建造试验堆转入示范阶段

例如，美国西屋电气公司开发的民用压水堆核电厂，希平港（shippingport）核电厂在美国建成；以及通用电气公司（GE）开发的民用沸水堆核电厂，第一个建在美国加利福尼亚湾洪保德湾，以及随后1960年7月建成德累斯顿（Dresden-I）。前苏联1954年在莫斯科附近奥布宁斯克建成第一座ASP-1压力管式石墨水冷核电厂，英国1956年建成第一座产钚、发电两用的石墨气冷核电厂——卡德霍尔核电厂。

这一时期核电的安全性和经济性得到了验证，相对于常规发电系统的优越性明显的显现出来。此时，又是世界各国经济快速发展的时期，电力需求也以十年翻一翻的速度增长，给核电发展提供了一个广阔的市场。核电迅速实现了标准化、批量化的建设和发展。

2、第二代核能发电机组

（1）概况

第二代核能发电是商用核电厂大发展的时期，从上世纪60年代中期到90年代末，即使目前在兴建的核电厂，还大多属于第二代的核能发电机组。前后形成两次核电厂建设高潮，一次是在美国轻水堆核电厂的经济性得到验证之后，另一次是在1973年世界第一次石油危机后，使得各国将核电作为解决能源问题的有力措施。

第二代核电厂的建设形成了几个主要的核电厂类型，他们是压水堆核电厂，沸水堆核电厂，重水堆（CANDU）核电厂，气冷堆核电厂，以及压力管式石墨水冷堆核电厂。建成441座核电厂，最大的单机组功率做到150万千瓦，总的运行业绩达到上万个堆年。期间仅出现过两次较大的事故，即三里岛核电厂事故和切尔诺贝利核电厂事故。

气冷堆核电厂由于其建造费用和发电成本竞争不过轻水堆核电厂，上世纪70年代末已停止兴建。石墨水冷堆核电厂由于其安全性能存在较大缺陷，切尔诺贝利核电厂事故以后，不再兴建。

从上世纪80年代开始，世界核电进入一个缓慢的发展时期。造成这种局面的原因主要有：①1979年世界发生了第二次石油危机，各国经济发展的速度迅速减缓；同时大规模的节能措施和产业结构调整，使得电力需求的增长率大幅度降低，1980年仅增长1.7%，1982年为负增长-2.3%，1983年以前美国共取消了108台核电机组及几十台火电机组的合同。②两次核电厂事故对世界核电的发展产生重大影响，公众接受问题成为核电发展的主要关注点，一些欧洲国家如瑞士、意大利、奥地利、瑞典、德国等相继暂停发展核电；同时严格的审批程序，以及为预防事故所采取的提高安全的措施，使核电厂的建设工期拖长，投资增加，导致核电的经济竞争力下降，特别是投资风险的不确定性，阻碍了核电的进一步发展。

3、第三代核能发电机组

（1）背景

从九十年代开始人们逐渐加大了对化学燃料发电引起的环境污

染，特别是对温室效应引起的全球变暖的关注，使得核能发电重新提上仪事日程。同时，各核工业发达国家从80年代末到90年代初陆续开始积极为核电的复苏而努力，着手制订以更安全、更经济为目标的设计标准规范，理顺核电厂的安全审批程序。其中，美国率先制订了先进轻水堆核电厂的电力公司要求文件（URD），西欧国家相继制订了欧洲电力公司要求文件(EUR)。

为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就成为新一代核电技术开发的核心。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累计约4000堆·年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生概率达到5×10-4/堆·年。这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的；同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。

美国最早开展严重事故的研究，1975年WASH-1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。

在这种背景下，一些发达国家的核电设备供应商利用自己的技术储备和经验积累，开始开发符合《电力公司要求文件》要求的，具备严重事故预防和缓解措施的先进轻水堆核电厂。同时在提高核电厂的经济性方面亦采取了一系列措施，主要有提高单堆容量，降低单位造

价；加深燃耗，延长换料周期，缩短停堆换料时间，提高核电厂的可利用率；延长核电厂的寿命至60年；以及采用模块化设计，缩短建造周期等。

（2）第三代核电机组的设计原则和特点

第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。

统观各国已提出的设计方案，有下列特点：

①在安全性上，满足URD文件的要求，主要是：

堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；

大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年；

应有预防和缓解严重事故的设施。

核燃料热工安全余量≥15%。

②在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争；

机组可利用率≥87%；

设计寿命为60年；

建设周期不大于54个月。

③采用非能动安全系统

即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余

热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。

④单机容量进一步大型化

研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，欧洲法马通、德国电站联盟联合设计的EPR机组的电功率为160万-170万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为150万千瓦的VVER型第三代核电机组，美国西屋公司和燃烧公司也在原单机容量为65万千瓦的AP-600型的基础上改进，设计出单机电功率为110－120万千瓦的AP-1000型机组。

⑤采用整体数字化控制系统

国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。

⑥施工建设模块化以缩短工期

核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，

减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国AP-1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。

（3）第三代核电厂的主要类型

①先进压水堆核电厂

在国际上，目前已比较成熟的第三代核电压水堆有AP-1000、ERP 和ESB-WR、ABWR、AP600与AP1000先进的非能动的压水堆电厂。

紧凑布置的反应堆冷却剂系统。反应堆冷却剂系统采用二环路，各有一台蒸汽发生器、两台屏蔽式电动泵、一条热管段和两条冷管段组成，泵的吸入管直接连在蒸汽发生器下端，省去泵的单独支撑。

非能动的安全系统。由重力、自然循环和储能等按自然规律来驱动的安全系统。包括非能动余热派出系统、非能动安全注射系统，以及非能动的安全壳冷却系统。

非能动余热排出热交换器的进口与反应堆冷却剂系统热管段相连，出口与蒸汽发生器出口腔相连。在冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，将反应堆余热带到安全壳内换料水箱。

非能动安全注射系统有两台堆芯补水箱、两台安注箱和位于安全壳的换料水箱组成。与反应堆冷却剂环路连接并充满硼水，靠重力注射。当正常上充水系统故障时，可应付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终将反应堆冷却剂系统全部淹没。非能动安全壳冷却剂系统以钢安全壳作为传热界面，首先利用位于安全壳屏蔽厂房顶部的水箱，喷淋钢安全壳外表面；随后将空气从安全

壳屏蔽构筑物顶部引入，沿导流板，经安全壳底部，再沿钢安全壳外表面向上流动，导出钢安全壳内部的热量，作为最终热阱。

熔融物堆内滞留。在严重事故下将堆芯熔融物保持在堆内，通过压力容器外表进行冷却是AP1000缓解严重事故的重要策略。反应堆的堆腔设计成能在事故工况下将堆腔淹没到冷却剂环路高度以上，同时在反应堆保温层与压力容器之间设计有通路，水进入通路，带走热量，加热后的水或蒸汽从堆腔上部流出。

在安全壳内设置氢气点火器和氢复合器来防止氢气爆燃。。

EPR欧洲压水堆核电厂是通过对现有技术较为成熟的压水堆加以改进。基本上仍然沿用能动的安全系统，增加其冗余度；降低燃料棒的线功率密度，提高安全余量；加大单机组容量，电功率达到1500-1600MWe，以降低单位功率造价；并采取相应的严重事故预防和缓解措施，其特点如下：

简化冗余的安全系统结构。安全系统采用n+2的概念，4系列的安注系统，安全壳内设置硼化水储存水箱，余热派出系统与低压安注系统组合在一起。

双层安全壳。内层为金属衬里预应力钢筋混凝土安全壳，外层为钢筋混凝土安全壳，两层之间设有过泸排放系统，以防止安全壳超压，并保护环境。

限制严重事故后果的设计。在稳压器顶部设有专门的卸压阀，其卸压能力可保证一次侧快速减压至5bar,以防止严重事故情况下高压熔堆。堆芯熔融物扩散及捕集，用以在堆芯熔融物在压力容器外扩展

时，收集熔融物，并转运至熔融物冷却区（堆芯捕集器），其下部有循环冷却水通道，用以保护核岛基础底板；换料水箱中的水靠重力注入熔融物，使其冷却固定。安全壳内装有氢复合器，以便在任何时候使氢的平均浓度保持在10%以下，从而避免发生氢爆的危险。

APWR和APWR+（USAPWR）是日本三菱公司与美国西屋公司合作开发的新一代压水堆核电厂。APWR同样是通过对现有四环路压水堆核电厂进行优化改进，采用257个17×17的燃料组件，电功率为1530MWe，其主要特点如下：

四个系列专设安全系统。APWR将应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统均设计成4×50%的机械系列，并将出水管线直接注入压力容器。换料水池设置在安全壳内；安注箱经优化设计，将加大注水范围，以满足早期迅速大量注入冷却水，尽早再淹没堆芯；及至堆芯再淹没后，以较小流量长期注水使堆芯冷却下来。

APWR+是在APWR基础上进行改进，将燃料组件有效长度从3.7米增加到4.3米，核电厂的电功率增加到1750MWe,换料周期为24个月，可利用率的目标为95%。与APWR相比，APWR+有下列特点：将堆芯核仪表改成从反应堆上部插入方式，取消下部仪表管座。安全系统的特点是利用蒸汽发生器二次侧卸压，以导出衰变热；同时使得系统压力可以快速下降，减少一次侧的失水。由于一次侧压力在堆芯有水覆盖的情况下，降到低压安注泵接入压力，因此可以取消高压安注泵。此外，在大破口失水事故时，一回路系统被低压安注泵注入的大量水淹没，破口出来的蒸汽被回路淹没水凝结，其结果有可能

导致取消安全壳喷淋系统。鉴于换料水池位于安全壳运转层上，即使低压安注泵实效，换料水池的水亦能依靠重力非能动地流入堆芯。安全壳通风系统的冷却水源采用多样化设计，以提高其可靠性。在主蒸汽管道破裂时，为了保证堆芯硼酸的注入，硼酸注入箱利用减压沸腾原理维持硼注入箱压力，非能动地注入堆芯.

安全注入系统采用4系列反应堆直接注入方式；并通过安装在安注箱内的流量调节设备,在发生失水事故时，调节安注流量，有效地利用冷却水。采用安全壳内设置换料水池，将稳压器排放管路连接到换料水池，以及非能动氢复合器，熔融物堆内滞留及堆外冷却等缓解严重事故措施。

IRIS堆型

即“国际创新保安反应堆”（International Reactor Innovative and secure）,是由美国、英国、日本、意大利等的工业界，研究院所和高等院校共同推出的一种模块式一体化压水反应堆，其特点是将反应堆堆芯和蒸汽发生器、主泵等一并放置于一个压力容器内，这些设备之间没有管道联接，从而消灭了传统压水堆由于主管道破裂而发生“失水事故”的可能，再加上它设有高度非能动热输出能力的安全系统，又有能耐严重事故下压力值的压力容器和球形安全壳，因而使大量放射性释放环境几乎不可能，可能不需厂外应急。堆芯核燃料一次装料可连续运行4年乃至8年而不需换料，这就有利于防止核扩散，且高放射性废物量也大大减少。这些实际上已在相当程度上符合第四代核电机组的要求，故有的专家认为，IRIS堆可以说是属于第四代的，

或是介于第三代与第四代之间的。

由于一体化，整个核蒸汽供应系统均在一个压力容器内，故可以在设备制造厂内把它作为一个模块制造完成后运往工地安装，以缩短工期。但由于压力容器不能过大，每个模块的功率也受限不能大，一般电功率只300MW左右,故其经济性如何,还是问题。

这种创新型的反应堆必有一系列的技术难点需要解决，故有必要建原型堆考验后，才能商用建造。

②先进沸水堆核电厂

）ABWR是改进型（先进）沸水堆，由美国通用电气公司和日本东芝公司和日立联合开发。已有两个机组在日本柏崎·刈羽核电厂建成，称柏崎·刈羽6号和7号机组，电功率1315MWe，分别在1996年12月和1997年7月投产运行。下图示出ABWR核电厂的模型图。ABWR的主要特点如下：

采用先进的燃料和堆芯设计。采用最新的锆衬垫燃料设计，燃料棒沿轴向采用分区富集度布置，使轴向功率分布趋于均匀。

采用内置式再循环泵。取消堆外再循环系统，简化了结构。采用湿式电机结构，电机的线圈浸在水中，不需要轴密封。

采用电力－水力组合的控制棒驱动机构。正常运行时用电力驱动控制棒，而紧急停堆时利用液压驱动使控制棒迅速插入，从而实现快速停堆和精细调节的功能。

采用三个独立的应急堆芯冷却和余热排出系统，每个系统负责堆芯一个区。每个区都有二个高压堆芯充水系统、一个堆芯隔离冷却系

统、三个余热排出/低压堆芯充水系统。

采用钢筋混凝土结构的安全壳，具有必要的强度，以承受压力，内部衬有钢衬里，保证安全壳的气密性。

ESBWR经济简化型沸水堆。1992年美国通用电气公司开始设计自然循环的沸水堆，其特点系统采用非能动的安全系统，电功率670MWe，称简化型沸水堆（SBWR）。这一开发计划后来改变了，转向设计一个大功率、经济规模的，采用成熟技术和ABWR设备的ESBWR。

ESBWR的设计基于自然循环和非能动安全特性，以提高核电厂的性能和简化设计。下图给出ESBWR的系统示意图，由于容器外区的水与围板以内的水汽混合物的密谋差，加上烟囱效应，构成主冷冷却剂的自然循环。

经济简化型沸水堆核电厂系统图

ESBWR的安全系统是非能动的。它包括：①自动卸压系统，由安装在主蒸汽管道上的10个安全释放阀和8个卸压阀组成，分别将蒸汽排放到抑压池和干井。②重力驱动的冷却系统，在自动卸压系统将反应堆容器卸压后，补给水靠重力流入容器。③分离的冷凝系统，它由4个独立的高压环路组成，每个环路有一台热交换器，在反应堆停闭和全厂失电后，蒸汽将在管侧冷凝，热交换器管束放在安全壳外的大水池中，通过自然循环导出余热。④非能动安全壳冷却系统，由4条安全相关的独立的高压环路组成，每个环路有一台热交换器与安全壳相通，凝结水及释放阀管线淹没在抑压池内，热交换器设置在安全壳外的大水池内，通过自然循环导出失水事故后安全壳内的热量。

③先进坎度（CANDU）型重水堆（ACR）核电厂。

ACR除继续保持CANDU型重水堆的水平压力管，不停堆装卸料，独立的低温、低压重水慢化回路等特点外，在设计上作了如下改进：i）采用低富集度（1.65%）的二氧化铀燃料组件，使燃耗增加三倍，乏燃料减少2/3；ii）采用轻水冷却剂回路，提高蒸汽的压力和温度，提高核电厂的热效率；iii）除了控制棒停堆系统外，还采用了在慢化剂中注入液态硝酸钆的第二停堆系统；iv）将轻水屏蔽水箱作为严重事故时的后备热阱；v）全堆芯具有负的冷却剂空穴系数；vi）安全壳采用钢衬里预应力混凝土结构。

4.第四代核能系统

经济竞争力、核电厂安全性、核废物处理和核武器扩散，是未来核能发展面临的四个主要挑战，经继续受到政府和工业决策者的重视，并成为公众关注的重要部分。考虑到新一代核能系统的发展需要相当长的周期，也由于对新的核能系统的要求已逐渐明确，国际核能界认为有必要启动下一代核能系统—第四代核能系统的研究工作。

第四代核能系统应具有一下特点：

1.具有竞争力的总发电成本。总发电成本是第四代核能系统

的主要经济要求，因为它是未来电力供应中一个最重要的

竞争手段。第四代核能系统的总发电量成本必须比电厂所

在地区或国家的其它发电方式更具有竞争力。此外，第四

代核能系统还应考虑开发除电力以外的广泛的能源产品。

2.可接受的投资风险水平。相对于其它主要的资本投资项目

来说，第四代核能系统必须在投资规模和投资风险两个方

面对投资者都具有足够的吸引力。

3.较短的项目交付与建造时间。第四代核电厂的醒目交付期

必须少于四年，项目建造期必须少于三年。也就是说，必

须及大地缩短核电厂的项目交付和建造周期，才能使核能

重新成为世界电力一个优先选择。

4.非常低的堆芯损坏频率。堆芯融化频率应低于10-6（堆年）

5.不会出现严重堆芯损坏。

6.不需要场外应急。在任何可信的事故序列下，不会出现由

于反射性的释放、为保护公众安全而采取的场外应急。这

是核能安全的一个改革性改进。

7.尽可能小的辐射照射。咋电厂的整个寿期内，第四代反应

堆的设计必须能保证尽可能小的辐射照射。

8.人因错误性能。第四代反应堆对于人因失效必须兼备高度

的容错性能。在目前的核电厂运行中发生的大量事故征兆

和报告的谁家都涉及人因失误，核电厂概率风险也表明人

因失误是核电厂风险的重要组成部分，因此第四代反应堆

必须高度包容人因失误。

9.核废物的完整解决方案。第四代反应堆对于所有的核废物

都必须具有完整的解决方案。

10.核废物的完整解决方案的公众接收性。对所有的核废物（包

括采矿和浓缩厂的废料，来自加工、运行、去污、退役的

放射性废物和非放射性有害废物）都必须有完整的政治上

和公众可接受的解决方案，这些解决方案必须对现有的和

以前的电站都是可行的。

11.废物的最小化。第四代反应堆必须在可信的程度上将废物

的产生量降低到最少的程度。

12.对武器扩散的最少吸引力。

13.内在的和外在的防止核扩散能力。第四代核能系统应当在

设计上最大限度地依赖内在的或固有的机理防止核扩散。

14.评估防止核扩散的能力。必须按照建立的导则对反应堆防

止核扩散的能力进行评估。

2002年，又召开了第二次第四代核能系统国际论坛，提出了应重点关注和发展的第四代的第四代反应堆堆型，共六种，即气冷快堆、钠冷快堆、铅冷快堆、超高温反应堆、融盐堆和超临界水堆。

4.中国第二代压水堆改进型机组特点

我国核电技术的引进是从引进法国机组开始的。法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西屋公司标准312堆型，通过改进批量化建设发展成为标准化的CPY技术。为了提高法国核电的出口竞争力，法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性和经济性较好的M310堆型。大亚湾核电站引进的就是这种新型的M310堆型，同时我国开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。

岭澳一期核电站以大亚湾核电站为参考电站，维持热功率和其它主要运行参数不变，结合经验反馈和核安全技术发展要求，通过37

项技术改进，进一步提高了电站安全水平和技术经济性能，总体性能达到了国际同类型在役核电站的先进水平。

在建的岭澳二期核电站在大亚湾和岭澳一期核电站的技术基础上，根据运行经验反馈和参考法国同类机组批量改造计划，进行了多项技术改进，其中重大改进有15项。岭澳二期工程按“自主设计、部件采购”模式实施。

CRP－1000方案是最近由中广核集团推出的，它以岭澳一期和岭澳二期为参考基础，为进一步满足新版安全法规的要求，相应采纳了一些新技术。在后续项目中，CRP－1000方案仍将结合经验反馈，陆续采用新技术，使其安全性和经济性进一步提高。应该说，CRP－1000是目前国内安全可靠性、成熟性、经济性等各方面有一定竞争力的核电技术方案。是我国可以在“十一五”和“十二五”期间进行建设的百万千瓦级“二代加”改进核电技术方案。辽宁红沿河核电站项目将采用CPR－1000技术方案。

CRP－1000拟采用的主要新技术有：

①为了满足新安全法规、导则的要求，进一步应用的新技术。

②在岭澳二期基础上进一步完善数字化仪控技术。

③事故处理规程由事故定向转为状态定向。

④采用半速汽轮发电机组。原大亚湾与岭澳一期均采用全速汽轮机组，现采用半速汽轮发电机组可具有以下优点：

提高机组效率，继而提升电价竞争力；

半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。

⑤首炉堆芯即采用18个月换料方案。原来大亚湾与岭澳一期的堆芯换料为12个月，换料时间改为18个月后，可减少换料大修次数，降低大修成本，并可提高电站可利用率，增加发电量。

⑥反应堆压力容器设计寿命为60年。原来法国（包括美国）的反应堆压力容器设计寿命均为40年，提高到60年后对核电站总的经济效益有很大提高。

⑦堆坑注水技术：有利于防止或延迟RPV熔穿；防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿等。

⑧主回路应用LBB设计理念。

⑨工程建设采用可视化进度控制。

⑩采用三维辅助设计。

建筑工程质量事故分析报告.doc

一、工程实例分析济南某五层砌体结构住宅楼位于小清河旁，平面呈“一”字形，东西长37m，南北宽9m，建筑面积1721m，采用无埋深筏板基础。在建筑场地平整后，先铺C10素混凝土垫层，厚100mm、在其上浇筑C20的钢筋混凝土筏板基础，筏板厚300mm，在筏板基础上砌砖墙。当主体工程施工至第五层时，发现东起第五开间中部筏板基础南北向整块横向断裂。经检查，从勘察报告、设计（依据勘察报告）和施工中均找不到原因，而是未处理好地基勘察、基础处理和建筑总平面的关系。对该楼地基土层重新进行勘察，新查明的地基土层和历史变迁如下：（1）表层为杂填土，西半部厚度1.1～2.4m，东半部厚度2.4～5.5m。（2）第二层为稻壳灰及淤泥层土，其中稻壳灰占70％～80％。淤泥极为弱：孔隙比高达e ＝2.12～2.60；液性指数IL=1.57～2.47；天然重度很小，仅为γ=14.3～15.2kN／m3，标准压缩系数a1-2=2.05MPa-1，属于超高压缩性土，厚度2.0～2.9m，分布在场地西半部，杂填土下面。（3）第三层为淤泥层．厚度为1.3～1.5m。此淤泥层也分布在场地西半部，场地东半部无此淤泥软弱土层。（4）第四层为份土及粉细砂层，场地内普遍分布，层厚4～5m，土质良好。（5）经深入调查得知该场地原为一南北长70m、东西宽40～50m的水塘。附近餐饮业用户用稻壳作燃料后将稻灰倾倒在塘内，不久塘被填平，还曾用作烧砖窑场。该工程开工前半年多方平整场地修建住宅楼。由于该楼西半部置于原水塘内，东半部位于塘外岸上，塘内外土质突变是造成钢筋混凝土筏板基础受力不合理断裂，从而导致上部结构破坏的主要原因。本人参与下曾提供四个处理方案进行比较：方案一，将住宅楼五层全部拆至四层，并在四层顶部，加设钢筋混凝土封闭圈梁。方案二，在方案一的基础上，东半部场地土质较好，东部四间仍修复至五层。方案三，保留住宅楼为五层，自上至下拆除基础开裂这一开间，将一幢楼房分成东、西两幢楼。这样处理后，减小了建筑物的长高比．相对增加建筑物的刚度；并使东西两幢楼可以自由沉降。方案四，暂缓处理，待进一步沉降观测后，再分析处理。上述四个方案各有利弊。经多次研究讨论，最后采用卸荷处理方案，即将原设计建造的五层住宅楼，全部拆至四层，即采用方案一。后又进一步卸荷，将住宅楼全部拆成至三层。在该住宅楼已使用多年，观察到该按原来筏板基础断裂的裂缝已经稳定，没有再继续发展。住户已放心，消除了忧虑。但由于这一事故处理，拆除两层楼房，损失建筑面积40％。如不用卸荷处理方案，改用锚杆静压桩加固场地西半部软弱地基，则可在保证住宅楼安全的前提下，保持住宅楼五层不变。地基与基础质量，对建筑物的安全使用和耐久性影响甚大。基础或地基的质量事故，常常带来地面的塌陷、各种梁的拉裂、墙体开裂、柱子倾斜等。轻则使人对建筑有不安全感，重则影响建筑物的使用，甚至于危及人们的生命。据有关单位对43起房屋过大不均匀沉降原因调查分析得知，属于设计不周者占21％，属于施工问题者占70％，属于使用单位管理不善者占9％。由此可见，尽管事故产生的原因是多方面的，而注意施工质量，则是避免事故发生的重要措施。现浇钢筋混凝土结构由于多方面原因往往会出现一些裂缝，因此，鉴别裂缝、分析裂缝、控制裂缝的产生和发展，并对裂缝的产生进行有效的防治，对保证混凝土结构的整体性及正常使用具有重要的意义。外荷载引起的裂缝：外荷载作用下产生的结构裂缝一般具有很强的规律性，通过计算分析就可以读出正确的结论。如：矩形楼板板面裂缝成环状，沿框架梁分布，板底裂缝成十字或

安全事故案例及原因分析

安全事故案例及原因分析冲床事故事故经过 1998年10月，某厂冲压车间吴某，在60吨冲床上冲件时，不用取放工具，而直用手取放工件，吴某的手还未从冲头底下退出时，制动机构突然失灵，冲头下降，把吴某右手食指冲掉一节，中指冲掉2节的重伤事故。原因分析：吴某不用取放工具，用手直接放取工件，制动机构失灵造成断指事故。对操作者进行安全教育，严格遵守操作教程，严禁用手直接放取工件，要经常监督检查违章行为。有关部门要对冲床进行安全检查，特别是制动机构的检查，发现失灵，要立即检修，确保冲床处于安全运行状态。事故经过 1976年11月3日，某中板厂精整车间职工孙某（男、25岁）在用钢卷尺对3号剪床上的钢板进行测量时，已停止动作的剪床突然动作，将孙某右手臂从关节处切断，造成三级伤残。原因分析： 1、设备控制系统失灵，意外动作； 2、设备维护、点检不认真，对存在的隐患没及时发现。安全点检，是杜绝或减少事故发生的有效手段。马马乎乎，敷衍了事，终将逃脱不了灾难的惩罚电焊事故事故经过某厂有位焊工到室外临时施工电焊，焊机接线时因无电源插座，便自己将电缆每股导线头部的漆皮刮掉，分别弯成小钩挂到露天的电网线上，由于错把零线接到火线上，当他调节焊接电流用手触及外壳时，即遭电击身亡。原因分析：机外壳本来是接到电源零线的，由于焊工不熟悉有关电气安全知识，将零线和火线错接，导致焊机外壳带电，造成触电死亡事故。事故经过某造船厂有一位年轻的女电焊工，正在船舱烧电焊，因船舱内温度高而且通风不好，身上大量出汗，帆布工作服和皮手套已湿透。在更换焊条时触及焊钳口，因痉挛后仰跌倒，焊钳落在颈部未能摆脱，造成电击，事故发生后经抢救无效而死亡。原因分析 1、焊机的空载电压较高超过了安全电压。。 2、船舱内温度高，焊工大量出汗。人体电阻降低，触电危险性增大 3、触电后，未能及时发现，电流通过人体的持续时间较长，使心脏、肺部等重要器官受到严重破坏，所以，抢救无效。事故经过

建筑工程质量事故案例分析论文

建筑工程质量事故案例分析论文马佳栋 31201102017 11建筑工程技术某市玻璃厂1999 年4月为增加生产规模扩建厂房，在原来天然坡度约22°的岩石地表平整场地，即在原地表向下开挖近5m，并距水厂原蓄水池3m左右，该蓄水池长12m、宽 9m、深8.2m，容水约900m3.玻璃厂及水厂厂方为安全起见，通过熟人介绍，请了一高级工程师对玻璃厂扩建开挖坡角是否会影响水厂蓄水池安全作一技术鉴定。该高工在其出具的书面技术鉴定中认定：“该水池地基基础稳定，不可能产生滑移形成滑坡影响安全；可以从距水池3m处按5％开挖放坡，开挖时沿水池边先打槽隔开，用小药量浅孔爆破，只要施工得当，不会影响水池安全；平整场地后，沿陡坡砌筑条石护坡；……本人负该鉴定的技术法律责任”。最后还盖了县勘察设计室的“图纸专用章”予以认可。工程于7月初按此方案平基结束后，就开始厂房工程施工，至9月6日建成完工。然而，就在9月7日下午5时许，边坡岩体突然崩塌，岩体及水流砸毁新建厂房两榀屋架，其中的工人3死5伤，酿成了一起重大伤亡事故。该工程边坡岩体属于裂隙发育、遇水可以软化的软质岩石，虽然属于中小型工程，但环境条件复杂，施工爆破、水池渗漏、坡体卸荷变形等不确定的不利影响因素甚多，在没有基本的勘察设计资料的前提下采用直立边坡，破坏了原边坡的稳定坡角，而且未采用任何有效的支挡结构措施，该边坡失稳是必然会发生的。若有正确的工程鉴定，并严格按基建程序办事，采用经过勘察设计的岩石锚桩（或锚杆）挡墙和做好水池防渗处理措施则是能够有效保证工程边坡安全的。该高工的“技术鉴定”内容过于简略，分析评价肤浅、武断，未明确指出及贯彻执行现行勘察设计技术规范规定的技术原则及技术方法，主要结论建议缺乏技术依据，尽管其中有关地基施工中关于松动爆破和开槽减震的建议是正确的，也是有针对性的，但未经设计计算的有关边坡稳定的结论是不恰当的。有关用条石挡墙护坡的建议也不是该工程边坡条件下能确保边坡安全的有效支挡结构技术措施，而有关采用坡度为1：0.05的放坡建议，则更是没有贯彻现行规范的基本规定，缺少相应的论证分析，它的误导为该工程事故埋下了安全隐患。该“技术鉴定”虽然盖有县勘察设计室的“图纸专用章”，但却无一般勘察、设计单位通常执行的“审核”、“批准”等技术管理和质量保证体系，从技术鉴定

安全生产事故案例分析学习资料概要

第一章安全生产事故预防基本知识第一节危险、危害因素辨识的基本知识危害：可能造成人员伤害、职业病、财产损失、作业环境破坏的根源或状态。危险：特定危险事件发生的可能性与后果的结合。危险、危害因素：能造成人员伤亡或影响人体健康、导致疾病和对物造成突发性或慢性损坏的因素。危险因素强调突发性和瞬间作用；危害因素强调在一定时间范围内的积累作用。一、生产活动中主要危险、危害因素的类别（一）危险、危害因素的产生 1、能量、有害物质： 2、失控： 1）故障：系统、设备、元件等在运行中由于性能（含安全性能）低下而不能实现预定功能（包括安全功能）的现象。 2）人员失误：人在生产中产生不良后果的行为。有如下十三种： ⑴操作失误（忽视安全、忽视警告） ⑵安全装置失效 ⑶使用不安全设备 ⑷手代替工具操作 ⑸物体存放不当 ⑹冒险进入危险场所 ⑺攀座不安全位置 ⑻在吊物下作业（停留）

⑼机器运转时加油（修理、检查、调整、清扫） ⑽有分散注意力行为 ⑾不使用必要的个人防护用品或用具 ⑿不安全装束 ⒀对易燃易爆品等危险品处理错误 3）管理缺陷管理缺陷是影响失控的重要因素 4）环境因素环境因素是发生失控的间接因素（二）危险危害因素的类别 1、按导致事故和职业危害的直接原因进行分类（6类）《生产过程危险和有害因素分类与代码》（GB/13816-1992） 1)物理性危险、有害因素 ⑴设备、设施缺陷（强度不够、刚度不够、稳定性差、密封不良、应力集中、外形缺陷、外露运动件、制动器缺陷、设备设施其他缺陷） ⑵防护缺陷（无防护、防护装置和设施缺陷、防护不当、支撑不当、防护距离不够、其他防护缺陷） ⑶电（带电部位裸露、漏电、雷电、静电、电火花、其他电危害） ⑷噪声（机械性噪声、电磁性噪声、流体动力性噪声、其他噪声） ⑸振动（机械性振动、电磁性振动、流体动力性振动、其他振动） ⑹电磁辐射（电离辐射：X射线辐射、γ射线、α粒子、β粒子、质子、中子、高能电子束等；非电离辐射：紫外线、激光、射频辐射、超高压主电场）⑺动力物（固体抛射物、液体飞溅物、反弹物、岩土滑动、料堆垛滑动、气流卷动、冲击地压、其他运动物危害）

质量事故调查报告内容

质量事故调查报告内容篇一：质量事故调查报告质量事故(转载于: 小龙文档网:质量事故调查报告内容)调查报告篇二：工程质量事故调查报告的主要内容有( )。 A.质量事故发生的地点B.质一、整体解读试卷紧扣教材和考试说明，从考生熟悉的基础知识入手，多角度、多层次地考查了学生的数学理性思维能力及对数学本质的理解能力，立足基础，先易后难，难易适中，强调应用，不偏不怪，达到了“考基础、考能力、考素质”的目标。试卷所涉及的知识内容都在考试大纲的范围内，几乎覆盖了高中所学知识的全部重要内容，体现了“重点知识重点考查”的原则。 1．回归教材，注重基础试卷遵循了考查基础知识为主体的原则，尤其是考试说明中的大部分知识点均有涉及，其中应用题与抗战胜利70周年为背景，把爱国主义教育渗透到试题当中，使学生感受到了数学的育才价值，所有这些题目的设计都回归教材和中学教学实际，操作性强。 2．适当设置题目难度与区分度选择题第12题和填空题第16题以及解答题的第21题，

都是综合性问题，难度较大，学生不仅要有较强的分析问题和解决问题的能力，以及扎实深厚的数学基本功，而且还要掌握必须的数学思想与方法，否则在有限的时间内，很难完成。 3．布局合理，考查全面，着重数学方法和数学思想的考察在选择题，填空题，解答题和三选一问题中，试卷均对高中数学中的重点内容进行了反复考查。包括函数，三角函数，数列、立体几何、概率统计、解析几何、导数等几大版块问题。这些问题都是以知识为载体，立意于能力，让数学思想方法和数学思维方式贯穿于整个试题的解答过程之中。篇三：质量事故调查报告 NPR 仪征工厂工程基础质量事故调查、分析、处理报告中国核工业华兴建设公司NPR仪征工程项目部二00五年三月二十三日一、质量问题发生时间： XX年3月19日、23日二、质量问题发生部位及情况： NPR仪征工厂主厂房Ⅰ区XX年3月16日第一次浇筑的1-B1-C、1-D/1-2～1-7轴、XX年3月20日第二次浇筑的

19个经典的安全相关事故案例

有关事故案例生命是宝贵的，健康是重要的，不可能每个员工都去亲身体验事故，因此，学习事故案例，从中得到启迪，设想危险，未雨绸缪，是防止事故发生的好方法。为从这些以鲜血和生命为代价的事故中吸取教训，使这些事故成为前车之鉴，预防类似事故的重复发生，并能举一反三，进一步促进公司安全生产，给公司营造一个良好的工作环境，特搜集了与我公司相关的一些事故案例汇集成册供公司员工学习。每个案例均有事故经过、事故原因、责任分析、教训及防范措施，以科学的态度，从理论上探讨其起因，并提出了防止事故发生的对策。案例的陈述力求简捷、清晰、突出主要线索和问题，注重实用性。案例一操作车床违章未戴工作帽伤害事故 2004年6月8日，湖南某机械加工厂一名女工，在操作车床时严重违反安全规定，未戴工作帽，致使长发被旋转的工件缠绕，造成严重伤害事故。一、事故经过 6月8日是星期天，应该是休息的日子，但是某机械厂由于实行了新的计件工资制，许多工人自发组织加班，以求增加收入。机加工车间女车工尹某，在车间领导安排她加班而她本人没有时间的情况下，擅自请在本厂当铸造工的丈夫替代操作车床。这天11 时许，尹某从市场买菜回来，因考虑到丈夫车工技术不熟练怕出废品，连忙去车间探望。来到车间后不久，尹某发现车床刀架紧固螺钉松动，她在未停机的情况下，违章伸手去帮忙拧螺钉。由于尹某未按安全操作规程要求戴工作帽，致使自己的长发被卷入车床丝杆上，待其丈夫发现时又不知道如何关掉车床电源开关，而是抱着尹某身体向后拉，结果头发越绞越紧。当另一工人发现并关掉车间总闸时，尹某满头秀发连同头皮已被全部撕掉，左耳也撕去一块，造成一起惨不忍睹的重伤事故。二、事故分析造成这起事故的直接原因是一连串的违章，首先是尹某违反有关规定，擅自让其丈夫代替自己操作车床；其次是在未停机的情况下紧固螺钉，这也是安全操作规程严格禁止的；再次是操作车床不戴工作帽，导致长发被车床丝杆缠绕，造成严重伤害事故。造成事故的间接原因，则是该厂安全管理工作太差，一连串的违章无人纠正、无人制止，估计在当天工人加班的情况下，工厂、车间领导可能无人到场，如果确实这样，就属于严重失职。三、事故教训与防范措施类似于这样的事故，一般出现在规章制度和安全管理都不严格的中小企业，或者出现在加班、夜班等特殊的情况下，在这种情况下安全管理比较松懈，作业人员也比较容易马虎，不严格执行操作规程，由此而比较容易发生事故。事物之间是相互关联的，一项政策或制度的推出，特别是与职工经济利益密切相关的政策或制度的推出，必然会引起一连串的反应。例如实行计件工资，如果没有相应的质量保证办法，会造成残次品增加、质量下降；如果没有相应的安全管理办法，会造成忽视安全事故增多。这是从这起事故中应该吸取的一个教训。应采取的防范措施有： 1、切实落实安全生产责任制，加强安全管理，对违反安全操作规程的行为及时制止，并给予必要的处罚，同时加强对职工的安全教育，提高职工的安全意识。 2、要求车工必须按规定穿好紧身合适的防护衣服，把袖口扣紧或者把衣袖卷起，把上衣扎在裤子里，腰带端头不应悬摆。不要穿过于肥大、领口敞开的衬衫或外套。留有长发时要戴防护帽或头巾，头巾或领带的端头要仔细塞好。 3、车床操作工在开动机床前，要详细检查机床上危险部件的防护装置是否安全可靠，润滑机床，并作空载试验。

反应堆安全分析整理资料

核反应堆安全分析英文缩写 ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆 APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆 AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂 ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构 AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵 ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams 安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会 ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆 BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故 BOL Beginning Of Life 寿期初 CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆 CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统 CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度

核反应堆安全分析复习内容

核反应堆安全分析 Ch1: 1.1安全总目标与两个辅助目标 1.2安全设计的基本原则 1.3核安全文化的定义和含义 1.4不要求 Ch2： 2.1四种安全性因素 2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现 2.3专设安全设施的功能及设计原则 Ch3：不要求 Ch4： 4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图 4.2：看看吧 4.3：P66页的图看懂，反馈的作用 4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧 4.10：大体看看吧 Ch5： 5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点 5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程 5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区 Ch7：单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。安全的总的目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害。辅助目标：辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。安全分析的内容：所有计划的正常运行模式；在预计运行事件下的核电厂性能；设计基准事

质量事故反思心得体会_质量事故分析报告范文

质量事故反思心得体会_质量事故分析报告范文几年前，我在一家制药公司担任质量负责人。对公司发生的一起药品生产质量事故，我至今记忆犹新。当时，公司生产部为加快生产进度，在洁净厂房和生产设备清洁消毒不彻底、尚未拿到质量部出具的环境卫生监测报告且未取得QA清场合格放行的情况下投料生产，导致产出的一批头孢拉丁颗粒微生物限度超标。事故发生后，公司召集相关部门人员商讨对策。我提出，由于头孢拉丁受光照、温度、湿度、水分等影响极易遭到破坏，采取任何灭菌措施都无济于事。但为了减少损失，公司还是决定把这批物料运到北京进行辐射灭菌。事与愿违，经辐射灭菌后，这批物料颗粒外观发生显著变化，公司质量部在进行稳定性考察后得出结论——物料必须销毁。这次事故给公司造成直接经济损失数十万元。如今，我仍在药品生产企业从事质量管理工作，也经常会反思当年那起药品生产质量事故的教训。由于各种各样的原因，现在国内部分药品生产企业把GMP文件只当作一种形式，一旦通过认证，便将文件束之高阁，GMP执行不力，直接导致岗位操作的随意，给药品质量控制带来了较大隐患。 “药品质量是生产出来的，而不是检验出来的”。这就是说，在药品生产过程中，单靠事后把关必然会增加质量风险，给企业造成不可挽回的经济损失，甚至影响到公众用药安全。因此，GMP管理的重心应由产品最终检验转移到“预防为主”上来。在此，我想提醒同行们，在实施GMP过程中一定要加强各种操作规程和管理规程的培训，严格执行各种GMP文件。尤其是影响药品质量的关键物料、关键工序，必须严格执行相应的放行规程，决不能为加快生产进度而违反规定。要做到不合格的物料不得进厂;不合格的中间产品不得流入下道工序;清场或清洁不彻底的生产设备不得投入使用;待验或监测不合格的生产环境区域不得投料生产;未经QA放行的任何工序不得继续;不合格成品不得出厂。新修订的药品GMP今年就要发布施行了，其内容与原版相比有较大变化，对药品生产企业的硬件、软件都提出了更高要求。作为企业，要始终如一地严格执行。只有这样，才能从根本上控制药品质量风险，对公众健康负责、对企业自身负责，生产出质量合格的药品。在当今这个资讯高度发达的社会，不论是制造业企业还是商业企业，要想在日益激烈的市场竞争中立于不败之地，就必须高度重视提高产品服务质量，否则，将会被市场无情淘汰。因此，注重提高产品质量是一个现代成功企业发展的必由之路。

核反应堆物理分析名词解释及重要概念整理

第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子， E c 称为分界能或缝合能。第三章—中子扩散理论中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。第四章—均匀反应堆的临界理论反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；

反应堆安全分析期末考试复习资料

冗余度：核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。多样性：采用两个或者多个独立的方法或系统来完成同一个功能。独立性：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，实现系统布置和设计的独立性。故障安全：核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一故障时仍能保持所赋予的功能。核安全文化：安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电站安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。始发事件：能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件，都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。初因事件：：造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。停堆余量（深度）：全部毒物都投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。热流量：单位时间传递的热量。热通量（热流密度）：单位时间通过单位面积传递的热量。传热系数：单位时间、单位面积、温度差为1℃时传递的热量，即单位传热量。对流换热系数h：当流体与壁面温度相差1度时、每单位壁面面积上、单位时间内所传递的热量。大容器沸腾：由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾饱和沸腾：液体主体温度达到饱和温度，壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾称为饱和沸腾。热管：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出、最小冷却剂流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。热点：堆芯集中了所有关于核的和合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点。在堆芯内最危险的燃料元件上的点。偏离泡核沸腾：冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流量qDNB与该点的实际热流量的比值子通道模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着整个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量交换。比放射性活度：单位质量或体积的放射性核素的放射性活度。核燃料线功率密度：单位长度的核燃料棒所释放的功率。热阱：接受反应堆排除余热的场所。核应急：是需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。应急计划：又称应急响应计划。在应急计划中规定核设施营运单位、地方破府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务。

核反应堆安全分析考试要点

一、安全的总目标：核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护纵深防御目的1：防止偏离正常运行及系统故障 2：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。 5、减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果三道屏障：1燃料元件包壳：2一回路压力边界3安全壳安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。四确保反应堆安全的四种安全性要素：(1) 自然的安全性。2非能动的安全性。 (3) 能动的安全性。。(4) 后备的安全性。固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。四、反应堆安全设施有特定的安全功能：在所有情况下，正常运行或反应堆停闭状态1有效地控制反应性，2确保堆芯冷却，3包容放射性产物五、专设安全设施的原因及功能原因，当反应堆运行发生异常或事故工况下，仅仅依靠正常的控制保护系统仍不足以保障堆芯的冷却在压水堆核电厂中，一旦发生因冷却系统管道破裂的失水事故是及时反应堆紧急停闭也可以是燃料包壳烧毁，甚至熔化同时会危及安全壳的完整性。功能：1发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；2. 阻止放射性物质向大气释放3.阻止氢气在安全壳中浓集4向蒸汽发生器应急供水。

质量事故分析论文

钢筋混凝土结构常见质量事故分析及处理摘要：混凝土工程是建筑施工中一个最主要的工种工程。无论是工程量、材料用量，还是工程造价所占建筑工程的比例均较大。造成质量事故的可能性也较大。因而，在实际的建筑施工管理过程中，必须高度重视混凝土工程质量，并了解混凝土工程可能出现的质量事故。着重于实际工作中混凝土工程可能存在的质量事故进行总结分析，以避免在施工过程中发生质量事故，提高施工人员对混凝土结构工程的质量的理论认识。关键词：混凝土质量事故分析预防 1.前言混凝土是一种由砂石骨料、水泥、水及其他外加材料混合而形成的非均质脆性材料。由于混凝土施工和本身变形、约束等一系列问题，硬化成型的混凝土中存在着众多的微孔隙、气穴和微裂缝，正是由于这些初混凝土建筑和构件通常都是带缝工作的，由于裂缝的存在和发展通常会使内部的钢筋等材料产生腐蚀，降低钢筋混凝土材料的承载能力、耐久性及抗渗能力，影响建筑物的外观、使用寿命，严重者将会威胁到人混凝土裂缝产生的原因很多，有变形引起的裂缝：如温度变化、收缩、膨胀、不均匀沉陷等原因引起的裂缝；有外载作用引起的裂缝；有养护环境不当和化学作用引起的裂缝等等。在实际工程中要区别对待，根据实际情况解决问题。 2．混凝土结构产生裂缝成因

2.1.材料方面有些构件裂缝是由材料质量引发的，如水泥安定性差，两种水泥混用，砂、石含泥量大，骨料粒径过小，外加剂质量差或加入量过大等。 2.2.地基变形当地基发生不均匀下沉时，在结构内部必然产生极大的应力。当应力超过构件抗力时，将不可避免地出现裂缝，裂缝的形状、方向、宽度决定于地基变形的情况。 2.3 .设计方面构造处理不当，主次梁交合处主梁未设加强箍筋或附加吊筋；大截面梁未设腰筋；构件断面突变或因开洞、留槽引起应力集中等因素，均可导致构件裂缝的出现。 2.4.结构荷载方面结构因承受荷载而产生裂缝的原因很多，施工中或使用中都可能出现。例如构件早期受到震伤，拆除承重模板过早，施工荷载过大，构件堆放、运输、吊装时，垫木或吊点位置不当，预应力张拉值过大或放张不规范等，均可能产生裂缝。较为常见的是钢筋混凝土梁、板等受弯构件，在使用荷载作用下，出现不同程度的裂缝。早期微裂一般不易发现，规范规定有些构件允许出现

安全事故案例分析

安全事故案例分析生命是千山盛开的鲜花，生命是万里奔腾的长河，生命是驰骋大地的列车。人们歌颂大地，歌颂生命的宝贵。然而生命是脆弱的，安全事故就像一张血盆大口时刻都有将其吞噬的危险，那些用鲜血写成的教训，使我们能感悟到生命的宝贵，安全的重要。为了提高全体员工的安全意识和素质，增加安全知识，掌握安全技能，提高杜绝违章作业和违反劳动纪律、抵制违章指挥的主动性和积极性，把抓安全、促生产的思想深入人心。特总结以下安全案例，教育员工。案例分析一事故经过： 2018年6月28日，我中心注水工齐牧休假到期后，在回岗位途中与胡延林等人在采油队清424注水站聚众饮酒。因饮酒过多，齐牧与胡林二人在发生口角后出现斗殴事件，事件造成齐亨然面部毁容，胡延林右臂骨折。事故原因及处理结果：齐牧与胡林二人严重违反安全管理制度（出勤纪律管理制度和特殊违规及处理方式管理制度），在正常上班期间相互串岗并违反“禁止饮酒”禁令，导致发生斗殴事件且造成严重后果。该事件最终由警方（派出所）立案和查后，作出决定：1、由胡林一人承担事故全部责任，共计赔偿齐牧医药费十六万元并承担个人全部医药费；2、该事件给带来恶劣的负面影响，经会议研究决定，将齐牧与胡林二人开除出本单位。事故教训及防范措施： 1.加强相关管理制度的落实，提高注水工的安全责任意识； 2.管理人员管理不到位，未能在日常工作检查中了解驻站人员的生活动态； 3.提高区队安全管理质量，保证生产安全和安全生产双轨道运行。案例分析二事件回放 2018年8月，注水工李牧、韩幕和韩每因没有严格按照注水站巡检制度正常巡检，导致未能及时发现水处理管线断裂漏水，最终致使冒罐漏油流入周围农民林地，产生坏境污染事件。事件原因及处理方式

质量事故调查报告范文

质量事故调查报告范文质量事故就是一个物体不能满足使用要求和使用程度，而造成经济损失，人员伤亡，或者其他损失的意外情况，那么质量事故调查报告要怎么写呢?下面是为大家带来的质量事故调查报告范文，仅供参考。质量事故调查报告范文1： PO# 发生数量C154344 60 产品代号缺陷描述46118-03 桶头榫槽加工反事故发生工序事故定级柜桶线一级立即纠正措施：将右中闸板导轨垫板B 拆掉，改装在由侧旁上(参照首检样板) 事故发生原因：10 月22 日46118-03 的桶头主板在柜桶线打法式燕尾榫槽时榫槽加工反。原因为1、因榫槽不是左右对称，车间员工未能区分主板的木皮纹理方向所要求对应的榫槽，导致加工反。2、2、首检责任人武稿生也未看清图纸，导致错误未能发现。3、PE 巡检漏验。事故处理结果直接责任人：处理办法：请责任单位酌情考核。管理责任人：

间接责任人：预防措施：落实首检跟踪责任制，降低看图失误率。提高巡检的频率，杜绝漏检现象品管QA：主管确认：品管经理：质量事故调查报告范文2：公司调查报告事故发生部门：发生时间：事故级别：事故调查报告事故类别发生时间涉及产品涉及人员 □质量 □安全 □生产时分) 事故级别发生地点涉及设备

□一般 □严重 □重大年月日( 1-2-14 原则：1 指 1 个工作日完成D1-D2 内容;2 是指 2 个工作日内完成D3;14 是指14 个工作日内完成D4-D5 内容。事故/问题描述： D1 情况说明负责人：组长(负责人)：日期： D2 调查小组小组成员：主管：部门：日期：措施内容： D3 临时措施实施日期：发生过程描述：负责人：

典型安全事故及应急救援案例分析学习资料

典型安全事故及应急救援案例分析一.目的通过此次学习培训，规范现场操作，增强全体人员的安全意识。通过对特定案例的分析总结，增强全体员工事故发生时的应对能力。二.典型事故类别、特定案例分析（一）触电对经过或靠近施工现场的外电线路没有或缺少防护，在施工作业过程中，碰触这些线路造成触电；在电焊机使用过程中，由于不注重安全防护，电线破损，没有接零或接地保护措施，导致的触电事故；以及使用各类电器设备触电；因电线破皮、老化，又无开关箱等触电。案例1：广东揭阳一工地发生特大触电事故12人惨死事件经过： 2004年4月8日，中润钢铁有限公司为扩建厂房，在该厂毗邻的围墙外扩大用地面积，目前已进入打桩阶段。晚上7时许，打桩承包人陈邓领（音）将一批打桩物资拉到工地北面的地方。为看管这些物资，中润钢铁有限公司副总经理陈少鹏叫本公司的10名工人，连同工地的十几名工人，一起将位于工地南面的铁结构的阿望亭搬到北面。他们大约搬移了200米，阿望亭的上端碰到在工地东北面处的3条东西走向的万伏高压线，从而导致了惨剧的发生事故原因： 1、中润钢铁有限公司未及时处理高压线方面的安全隐患。高压线架设采用的是12米电杆，架设后的高压线与原地面距离有7米以上，因厂方进行“三通一平”填土，致使高压线距现地面的高度减少，再加上厂方未及时与供电部门联系，且该片土地毗邻原有厂房，场地较为隐蔽，未向有关部门申办手续，从而逃避了有关部门监控，使重大安全隐患未能及时排除。 2、该公司副总经理陈少鹏违章指挥，在不了解情况和打桩承包人在场的情况下，擅自要求该厂工人搬动阿望亭至东北方向（该亭长2.5米、宽2.3米、高5.3米） 3、工人缺乏安全用电常识和自我保护的安全意识，在搬动阿望亭时，只顾下面，不顾上面，致使高达5.3米的阿望亭触到高压线，导致触电。案例2

质量事故调查报告格式

质量事故调查报告格式 %出口。2003年出口合格率为xx%，2004年1-6月份出口合格率为95%，比去年同期增长6.01%。多年来，从生产和质量管理上积累了较丰富的经验。公司有一套与生产相适应的质量管理体系，有专职质量管理和检验人员200人，占全公司在职人数的13.3%，由厂长和工程师主抓质量工作。质量检查科具体负责各车间的产品质量，各生产车间的关键环节均设有质量检查网点。同时，由质量检查科派出人员专职监督和抽查，实行三级检验，并在原传统的管理基础上吸取了先进的全面质量管理方法，把质量工作同经济责任制结合起来，同时建立了百分考核制，并在中层科室和车间干部中举办了全面质量管理学习班。二、质量保证措施为对以后的试产提供依据，公司从原料、原纱一进厂就进行化验、测试，同时为严格控制保证产品质量，特制定了。产品质量分析报告。在新产品试制中，全厂充分发挥车间和[[职能科室]]的配合作用和各检测网点的把关作用，同时广泛宣传防静电新产品的意义，启发员工的主人翁责任感。每周定期召开一次质量分析会，预测分析和处理生产中发生的问题。为了及时了解到新产品的质量情况，xx纺织科学研究所xx总工程师亲访用户，及时把质量信息反馈给色织厂。三、质量水平分析 (一)下机质量及入库质量(略) (二)物理指标(略)

(三)染色牢度(略) (四)防静电性能指标(略) 上述情况说明，本产品的主要指标达到了纺织工业部的标准，防静电性能指标明显优于日本同类产品，具有良好的防静电性能。因此，防静电仿毛华达呢的生产工艺是可行的，试制是成功的，水平是先进的。四、问题和方向防静电仿毛华达呢的试制虽然取得了较好的效果，但也还存在一些问题。例如，初试时由于批量较小，受加工条件和经验的限制，在后整理加工中出现了一些色差，使制成品并不十分完荚，没有百分之百的达到预期目标。目前，此问题已找到解决的办法。今后工作重点是在严把质量关的基础上，加大对产品的结构、性能方面的研究，增加[[产品功能]]使之更适应市场需求。小练习：建设工程施工质量事故调查报告的主要内容应当包括（）。 A．工程概况、事故概况 B．质量事故的处理依据 C．事故调查中的有关数据、资料 D．事故处理的建议方案 E．事故处理的结论【答案】：ACD 【建设工程教育网名师权威解析】：本题考查的是施工质量事故

调查报告产品质量事件调查报告

产品质量事件调查报告产品质量事件调查报告1 一、事故概述 xx年6月26日，墨西哥客户委托专业检验人员对我司所生产的产品进行抽样检验，现对客户抽检过程中发现的质量问题综述如下： 1、RAxx批1100.F状态，5.16x914x2438型号铝板产品，长度尺寸边最大可达12mm，报废量大; 2、RAxx批1100F 12.7x914x2438型号铝板产品，板面极脏且有明道压坑； 3、4.19mm型号铝板产品板面很多泪痕印、亮辊印（支撑辊印痕）； 4、2.11mm型号铝板产品板面汽油印痕矫直辊印痕、麻面明显； 5、0.47mm型号铝板产品垛板不齐，边部出折印。二、原因分析 1、综述以上产品质量问题，全部是明显已见的低级质量问题，尽管在质量管理规定上已经三令五申，要求有自检、复检、专检、包装前必捡，但由于质量管理松懈，没有按照规定进行生产，是发生此次产品质量事故的主要原因。 2、部分主操或班长、质检人员没有经过必要严格的质量管理体系培训是发生以上事故的次要原因。三、应对措施为了避免再次发生类似的错误，生产部在xx年6月27日下午召开了中层干部及车间管理人员质量分析报告会，大家都发表了意见，

汇总如下： 1、强化在制品过程检验，不接受不良、不制造不良、不传递不良，严把成品终检关。各生产工序严格按照首料必检，中间抽检，尾料必检的原则；以各工序主操、班长自检为主，为本工序的第一责任人；下道工序主操或班长复检为主，为本工序的第一责任人；各车间质检员及车间主任抽检为辅，为第二责任人；成品包装前质检员必须进行专检的产品质量管理体系。 2、经检验合格后由质检员加盖产品合格章后，方可入库；凡不盖章入库者，本班班长或组长为产品质量事故的第一责任人，仓库管理人员为第二责任人；凡盖章入库质量不合格者，质检员为不合格产品的第一责任人，班长或组长为不合格产品的第二责任人；属批量事故的，车间主任负连带责任；属重大质量事故的，生产部负连带责任。 3、生产部要求各车间、各部门重新审核本车间、本部门的生产质量管理检验规程，对职工加强培训，对需要注意的事项定期进行培训（每月一次），争取做到人人懂工艺，人人懂检验，人人懂规矩，只有这样全员参与，才是最终减少质量问题的最好办法。四、事故总结此次产品质量事故对公司造成的损失是远远不能弥补的，同时也反映了我公司各级管理人员及车间管理人员、主操、班长、质检人员质量意识淡薄、麻痹大意、质量检验经验不足等因素给公司造成了名誉上和经济上不可挽回的的损失，在以后的质量管理工作中，我们一

核安全 论文 最终版剖析