立足核电 核安全文化在心中

立足核电核安全文化在心中

作者：XXXXXXX

核能源具有高效、清洁、低碳环保等优点，不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍。但核能源应用的巨大效益也伴随着核燃料泄漏引起的放射性灾难性危害的隐患。

历史上核电站发生过三次大的事故：美国三里岛事故（INES 5级）、前苏联切尔诺贝利事故（INES 7级）、日本福岛事故（INES 7级）。核电事故的发生给人类敲响了警钟，推动着核能领域安全文化的形成及不断进步。

核电站建造阶段的任何一个环节都必须严格贯彻核安全的目标。我们XXXXX公司作为核电生产建造企业，从设计到施工，从制作到安装，从材料到成品，按照国内建筑行业最完备的质量体系要求、最严密的质量控制方式，我们本着核电建造直接实施者的身份，践行核安全文化。核安全文化的核心理念，离不开“人”，离不开每一个执行者。

核安全文化理念根植于笔者的心中，笔者仅对2个核安全文化管理理念的执行进行分享：1.坚持“四个凡是”

核安全文化需要我们在方方面面下功夫，在日常的工作中要做到“四个凡事”：

1.1凡事有章可循

就是每一项工作，每一项施工都要依据相关方案程序来进行，个人经验不能凌驾于法定程序之上。按照程序执行会起到“事半功倍”的效果，而违反程序则往往会“事倍功半”，甚至造成严重后果。

1.2、凡事有据可查

核电工程任何工作都要有详细记录，形成的资料、文件要妥善保存。方便在以后，有值得推广的做法可以查看原始资料进行提炼，出现了问题可以分清责任，查找原因进行整改，并总结经验教训，避免再次发生。

1.3、凡事有人负责

核电工程项目工程量巨大，技术复杂，完成这样一项工程，必须计划周密，分工细致，权责明确。只有将施工过程中的每一个环节都明确到人，每一个方面都有人负责，这样才能将计划的每一步落实到人来执行，形成一个完整的链条，按照计划去实现工程的总目标。1.4、凡事有人监督

核电工程的一切工作，从前提条件到进行施工再到检查验收的每一个环节都有专人进行

检查，通过检查来发现安全隐患，然后解决问题，保证质量。

2.执行PDCA循环

PDCA循环又叫戴明环，是美国质量管理专家戴明博士提出的，它是质量管理所应遵循的流程。质量管理活动的全部过程，是质量计划的制订和组织实现的过程，这个过程就是按照PDCA循环，不停顿地周而复始地运转的。

PDCA的四个阶段：

——P (计划 PLAN) :从问题的定义到行动计划；

——D (实施 DO) :实施行动计划；

——C (检查 CHECK) :评估结果；

——A (处理 ACT) :标准化和进一步推广。

图2：PDCA循环图

作为一名核电工程技术人员，在此分享核电工程技术PDCA循环管理的理解：

P（计划）：各项施工任务启动前，必须具备设计图纸、设计规格书等相关设计文件，并组织工程、技术、质量、安全等相关部门及人员进行设计文件会审，对设计文件进行熟悉，并针对设计文件进行澄清。具备了完备的设计资源，工程技术人员需要梳理确定工程施工前技术准备资料计划，该计划需充分考虑施工逻辑、施工进度、材料采购周期的提前性，明确工作任务完成时间及责任人员。各职责人员应知晓准备计划，并严格按照计划执行，工作制约要及时与相关领导沟通。工程施工的主要工作指导文件之一即为施工方案，为保证施工方案的合理及安全性，要按照相关管理规定要求，结合施工具体条件，制定专项施工方案，方案内容至少包括：1）编制依据；2）工程概况及特点；3）施工准备；4）施工总体思路及部

署；5）主要施工方法；6）经验反馈；7）质量控制及保证措施；8）安全文明施工及成品保护措施；9）危险源分析；10）附件。

D（实施）：施工活动正式启动前，必须组织对施工技术、质量、安全、工人进行技术安全交底，说明施工技术要求，讲述工程安全注意事项，确保工程施工过程提前预知和可控。施工过程要严格遵照施工方案的指导文件执行，不得违反施工各项管理规定，保证施工过程可控。

C（检查）：工程施工完成，QC（质检人员）根据设计要求及相关检验标准对工程任务进行检验，检验合格后，并通知上游单位见证验收，保证工程过程质量可控。

A（处理）：工程过程存在的问题，或有效的经验，组织进行经验反馈，分析原因，举一反三，有效拓展和改进后期核电施工任务，实现工程质量、安全管理提升。

要做到核工程质量、安全得到保证，必然需要所有参与核电工程的人员了解自身的工作重要性，将“核安全文化”观念贯彻到底，培养和巩固所有人的工作态度，本着“凡事有章可循、凡事有据可查、凡事有人负责、凡事有人监督”的管理理念，应用PDCA管理循环方法，杜绝个人工作隐患因素，为核电建设和核安全的保障添砖加瓦。

压水堆核电厂物项的安全分级

压水堆核电厂物项的安全分级 一、基本概念 1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级 (1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级； (2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别； (3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级(也称为设备等级)； (4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。 2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。 3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。 4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。 二、安全等级的划分 1、概述 (1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。 ▲反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。 ▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。 ▲放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。 (2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是： ▲一个组件，如燃料组件(安全级)。 ▲一件设备，如柴油发电机(安全级)；稳压器波动管(安全1级)；换料水箱(安全2级)。 ▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全1级)；主泵飞轮(安全3级)。 (3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则 (4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法 2、承压机械设备的安全分级 (1)、概述 承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。 承压机械设备的安全等级分为安全1级、安全2级、安全3级和非安全级。 承压机械设备的支承件与被支承设备的安全等级相同。 (2)、安全1级物项 构成反应堆冷却剂压力边界而且其失效会引起失水事故的物项。 (3)、安全2级物项

核电厂安全系统冗余度研究

修回日期:2016-08-29基金项目:国家高技术研究发展计划(863计划)资助课题(2012A A 050906)作者简介:吴宇翔(1983 ),男,安徽人,高级工程师,博士,现主要从事核电厂总体设计一第37卷一第3期 核科学与工程V o l .37一N o .3一2017年一6月N u c l e a r S c i e n c e a n dE n g i n e e r i n g J u n .2017 核电厂安全系统冗余度研究 吴宇翔,尚一臣,闫一林,袁一霞 (中国核电工程有限公司,北京100840 )摘要:本文对核电厂安全系统冗余度的概念进行了澄清,认为不能简单地将安全系列的数量机械地等效于冗余度三N+1的冗余度满足单一故障准则的强制性要求,N+2的冗余度是实现在线维修的可选项三进而介绍了国际上主要核电机型的安全系统配置和冗余度,说明了冗余度与运行灵活性的具体关系三在冗余度研究的基础上,对三环路压水堆的两种安全系统配置方案(两个系列带母管和三个独立系列)进行了分析比较三两种方案均为N+1冗余度,但是对非能动部件(母管)单一故障的考虑有所差异三通过对我国和国际核安全法规二用户要求文件及相关标准的研究发现,非能动部件的单一故障问题不应成为这两个方案选择的决定因素三综合考虑安全性利益及经济性代价,两个系列带母管的方案是更加优化更平衡的设计三 关键词:安全系统;冗余度;单一故障;非能动部件 中图分类号:T L 364文章标志码:A 文章编号:0258-0918(2017)03-0413-09 S t u d y o n t h eR e d u n d a n tD e g r e e o fN u c l e a r P o w e rP l a n t S a f e t y S y s t e m WU Y u -x i a n g 1, S H A N GC h e n 2,Y A N L i n 1,Y U A N X i a 2(1.C h i n aN u c l e a rP o w e rE n g i n e e r i n g C o .L t d ,B e i j i n g 1 00840,C h i n a )A b s t r a c t :T h i sa r t i c l e m a k e sac l a r i f i c a t i o nf o r t h ec o n c e p to f t h er e d u n d a n td e g r e eo f n u c l e a r p o w e r p l a n t s a f e t y s y s t e m ,w h i c h c a n n o t b e s i m p l y e q u i v a l e n t t o t h e n u m b e r o f s a f e t y t r a i n s .T h e r e d u n d a n t d e g r e e o fN+1s a t i s f i e s t h e s i n g l e f a i l u r e c r i t e r i aw h i c h i s a m a n d a t o r y r e q u i r e m e n t ,a n dt h er e d u n d a n td e g r e eo fN+2i sa no p t i o nf o r I n -s e r v i c e M a i n t e n a n c e .T h e c o n f i g u r a t i o n sa n dr e d u n d a n td e g r e e so f s a f e t y s y s t e m so f t h em a i n n u c l e a r p o w e r m o d e l s i nt h e w o r l da r ef u r t h e r i n t r o d u c e d ,a n dt h es p e c i f i cr e l a t i o n s b e t w e e n t h e r e d u n d a n t d e g r e e a n d o p e r a t i o n a l f l e x i b i l i t y a r e i n t e r p r e t e d .O n t h e b a s i s o f t h e s t u d y ,t h ea n a l y s i sa n dc o m p a r i s o ni s p e r f o r m e df o rt w ok i n d so fs a f e t y s y s t e m c o n f i g u r a t i o n s o f t h r e e -l o o pp r e s s u r i z e dw a t e r r e a c t o r ,i .e .t w ot r a i n sw i t hac o mm o n h e a d e r a n d t h r e e i n d e p e n d e n t t r a i n s .B o t hd e s i g n s a r e o f r e d u n d a n t d e g r e e o fN+1,b u t a r ed i f f e r e n t i nt h e w a y w h e t h e rt oc o n s i d e rt h es i n g l ef a i l u r eo f p a s s i v ec o m p o n e n t 314万方数据

对核安全文化的理解与认识

对核安全文化的理解与认识 一、对核安全文化的总体认识 核电工程项目是一项投资巨大、技术复杂、单位众多、物流密集、接口频繁、场地集中的特大型工程项目。核电工程项目技术密集复杂，包括核岛、常规岛、辅助设施各类专业，系统复杂，接口繁多，而且建设周期很长。由于核电工程项目的复杂性和长期性．使得其安全风险因素众多，影响关系错综复杂，有直接的或间接的．显性的或隐性的，突发性的或惯性的．而且各风险因素引起的后果也各不相同。核电工程建设是一个危险性大、事故突发性强、容易发生伤亡事故的生产过程。同时，核安全要求和环境要求特别高，公众的敏感性特别强。为对公众负责，政府专门设置独立的核安全监督机构，通过推行核安全法规和标准、实施多项许可证制度，以及定期的、经常的安全检查，对核电厂建设的全过程及建成后的运行实行严格的监督。像这样由政府部门对工程质量和安全实行如此严格的监督和管理，是任何其他工程建设项目所没有的。对核安全与质量的特殊要求构成了核电工程项目管理的最突出的特点。安全是核电建设过程中的高压线，任何人不得触碰这条底线。在这样一种情况下，核安全文化作为一项基本管理原则加以推广，提升全体对核安全的重视与关注，帮助我们形成正确的思维习惯和良好的工作作风，最大限度的提高安装质量和减少安全事故，是非常有必要的。 质量是企业的生命，“安全第一、质量第一”是核电建设的总方针，也是

核电工程项目管理和控制的基本原则。安全与质量就像一对孪生子，总是联系在一起。任何一个安全事故都会给我们造成各方面的影响和损失，安全不能保证，我们什么也做不了，更不用谈质量了。工程质量出现问题，核安全就得不到保证，即使问题暂时没有暴露，但已留下安全隐患，时间越久，危害越大。安全与质量直接关系着企业的效益，不注重安全与质量的企业，国内有三鹿，国外有丰田，迟早会走向衰败。作为国内走在前列的核电安装单位，我们始终把安装质量放在首位，保证施工安全，产品安全，将核安全文化贯穿于整个工程建设中，做到工程质量让业主满意，工程安全让业主放心，才会获得最大的企业效益，才能在竞争日益激烈的核电安装行业始终立于不败之地。 在工程建设和项目管理过程中，要确保工程质量与安全，就必须严格按照各方案程序进行施工，严格遵守各项规章制度，“四个凡事”则是我们在实际工作中应牢牢遵循的原则。“四个凡事”是核电行业几十年积累下来的宝贵经验凝练而成，也一直是我公司所宣贯的，无论哪个部门、专业在实际工作中要做到符合安全、质量标准，必须严格遵守“四个凡事”。 二、“四个凡事” 核安全文化既是态度问题，又是体制问题，既和单位有关，也和个人有关，是核电建设人员共同的价值取向和行为方式。 核电厂任何问题在某种程度上都源于人为错误。核电站超过50%的安

卓越核安全文化的八大原则

目录 欧阳学文 前言2 背景3 第一章安全文化的内涵4 第二章卓越核安全文化的八大原则5 2.1 核安全人人有责6 2.2领导体现安全承诺6 2.3企业内部充满信任7 2.4决策体现安全第一8 2.5认识核技术的特殊性和独特性9 2.6培养质疑的态度9 2.7倡导企业的学习精神10 2.8核安全经受持续检验10

前言 “卓越核安全文化的八大原则”描述了健康的核安全文化（以下简称“安全文化”）的重要特征，目的是为全世界核电行业创建一个公开讨论和持续提升安全文化的框架，本导则所描述的原则和相关特征都以核电厂事件为基础。 本导则仅陈述基本原则，而不是制定一个具体的大纲或实施办法。如果很好地采用这些原则和特征，将会影响核电厂的价值观、假设、经验、行为、观念和规范。它们描述了在一个核电厂中可能起作用的因素和如何开展工作。原则用黑体显示。特征用于澄清原则的本意。 本导则鼓励核电厂经理将日常规定和做法同这些原则进行深入的比较，利用它们之间的差异作为改进的依据。 所有人员，包括非核电厂员工均应纳入安全文化提升

的管理范围。安全文化意识和对核安全的重要性以及对企业价值观的认识均应反映在所有员工的行为中。 本导则是对先前发布文件的补充，应与先前文件结合使用。本文件包含的概念与WANO的其它相关文件保持一致，如“有效运行决策的原则”（WANOGL01）、“卓越人员绩效原则”（WANOGL02）、“有效的自我评估和纠正行动计划的原则”（WANOGL07）。 本导则由WANO成员制定，并广泛采纳了全世界核行业的信息。 背景 多年来，许多有深远影响的事件一直推动着核电行业的安全文化建设。1979年发生的三里岛事故第一次震惊了核电界，其后在1986年发生的切尔诺贝利事故，使人们更进一步加深了对核能风险的认识。全球核电行业和监管机

核电厂设备安全分级

核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的 重要性分级的概念。这种安全功能分级称为摪踩燃。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性, 又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能: 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段; 为停堆后从堆芯导出余热提供手段; 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。

为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则［2- 5 ］中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。

概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。安全分级 安全一级 安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。 安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。 安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为 A 组。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。 具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME规范第m篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。

卓越核安全文化的原则和特征

卓越核安全文化的原则 和特征 集团公司文件内部编码：（TTT-UUTT-MMYB-URTTY-ITTLTY-

卓越核安全文化的原则和特征卓越核安全文化的本质 核安全文化是一个组织的价值观和行为，它以领导为楷模，并内化为员工的行为，致力于使核安全处于最高优先的地位。 2002年，全球核电界重新审视和强化核安全文化建设并形成导则，国内将其编译为《卓越核安全文化八大原则》。卓越核安全文化是有形的，它明确组织、领导和个人在建设卓越核安全文化过程中所需承担的责任和义务，同时强调核电企业全员的价值观和行为的统一，强调追求卓越和高标准，强调卓越核安全文化没有终点。 卓越核安全文化的本质，就是要求核电企业全员能够主动将核安全文化要求“内化于心、外化于形”，能够形成核安全文化力（磁场），传授并持续影响着进入组织的新成员。 通过认真理解、强化和维持卓越核安全文化原则和特征的内涵，能够提升核电企业的核安全文化管理水平。 八大原则与特征

核安全人人有责。规定从董事会成员到每个员工的核安全责任及权限，每个岗位都以书面的形式对其任务、职责和权限做出规定，并为在岗人员所理解。非生产直接相关的部门也应明白它们在核安全管理中的作用。员工及其专业能力、价值观和经验应被视为核电厂最宝贵的资源。人员配备水平应与维持核电厂安全可靠运行的需求相一致。董事会成员和公司领导采取措施定期强化核安全，包括现场巡视，以便直接评估核安全管理的有效性。从总经理开始的指挥管理体系是核电厂唯一的指挥渠道。来自指挥体系之外的建议不能淡化或转移指挥体系的权力和责任。所有员工认识到遵守核安全标准的重要性。各级组织对未能达到标准的领域负相应的责任。核电厂与各上级部门之间的关系不得模糊或削弱核安全责任的界限。奖惩制度不但要与核安全政策的关注重点一致，同时还应能不断强化期望的行为和业绩。 领导做安全的表率。经理和主管的作用体现在通过现场关注问题，指导、监督和强化标准，及时纠正偏离电站期望值的行为等方面。管理层在理解和分析问题时要考虑员工的观点。经理和主管应适当监督与安全相关的重要试验和活动。经理和主管参与高质量的培训，始终如一地强化期望的员工行为。管理层应认识到，如果沟通不当，生产目标可能会对核安全重要性发出误导信息。他们要敏锐地察觉和避免这样的误解。把重要运行决策的依据、预期的后果、潜在的问题、应急预案以及行动中止的准则及时传达给员工。鼓励企业内有较大影响力的资深员工

(完整版)化学品生产单位八大特殊作业安全-规范考试题

化学品生产单位八大特殊作业安全规范试题 部门：姓名：分数： 单选题：（每题1分，共100分） 1.下列作业中不需要办理动火作业许可证的是（A）： A.化验室中的电炉加热作业； B.乙炔气柜附近使用砂轮作业； C.氨合成装置区内进行气割作业； D.汽油罐区进行焊接作业。 2.当被测气体或蒸气的爆炸下限大于等于4%时，动火分析的合格标准是:其被测浓度应不大于（A）。 A.0.5%（体积百分数）； B.0.2%（体积百分数）； C.2%（体积百分数）； D. 5%（体积百分数）。 3.在500m3的甲醇储罐内中上部位进行动火作业，应对( D )进行监测分析。 A.上部； B.中部； C.下部； D.以上所有部位均需分析。 4.（B）天气，原则上禁止露天动火作业。 A. 四级风以上（含四级）； B. 五级风以上（含五级）； C. 六级风以上（含六级）； D.七级风以上（含七级）。 5.5月25日，某地六级大风，该地一企业甲醇精馏装置区域内冷凝器循环冷却水管线破裂，需要动火，以下说法正确的是（B）。 A.有监护人在就可以动火； B.可以动火，但应升级管理； C.只要车间主任签字即可动火； D.环境化验分析合格即可动火。 6.作业中断时间超过( C )，应重新分析，每日动火前均应进行动火分析；特殊动火作业期间应随时进行监测； A.30min； B.45min； C. 60min； D.无限制。 7.在生产运行状态下的易燃易爆生产装置、输送管道、储罐、容器等部位上进行的动火作业，是（A）。 A.特殊动火作业； B.一级动火作业； C.二级动火作业； D.三级动火作业。 8.当被测气体或蒸气的爆炸下限小于等于4%时，动火分析的合格标准是:其被测浓度应不大于（B）。 A.0.5%（体积百分数）； B.0.2%（体积百分数）； C.2%（体积百分数）； D.5%（体积百分数）。 9.动火过程中，监护人确需离开现场时，监护人可做以下处理（A）： A.收回作业证，暂停动火； B.指派作业人员进行监护； C.交待安全须知后离开； D.继续动火作业。 10.在设备外部动火，应在不小于动火点（C）范围内进行动火分析。

核安全文化的建设

核安全文化的建设 INSAG-4认为，“安全文化既是态度问题，又是体制问题，既和单位有关，又和个人有关”。并且认为，安全文化主要由两个方面构成，“第一是体制，由单位的决策和管理者的活动所确定；第二是每个人的响应”。 1核安全文化的组织建设 管理学认为，一个组织的决策层与管理层的价值观与态度，对形成什么样的组织文化起着决定性的作用。核安全文化作为核电厂组织的一个价值观，它的形成，很大一部分是受核电厂组织决策与管理层的影响。核电厂组织的决策与管理层对安全的认识与态度，很大程序上决定了核电厂形成什么样的核安全文化。只有在核电厂的决策层与管理层具有“安全第一、质量第一”的价值观，在处理安全相关问题时，才能以“风险分析”为基础，进行“保守决策”。同时，要求决策过程科学化，即依据“程序化决策”和“安全评价结果决策”，而不依据决策与管理层职位高低进行决策。为了保证决策过程科学化，核电厂成立有专门的安全管理委员会，专门讨论安全管理方面的事项。在核电厂各级管理会议与核电厂管理人员的工作计划中，核安全事项始终排在首位。决策层与管理层所制定的安全政策中，必须清楚地表明“安全第一、质量第一”的立场和足够的透明度。

2核安全文化的制度建设 在核电厂谈到的词汇中最多的就是“纵深防御”。纵深防御包括从管理机构和程序上的多重设防，到设备和系统的多重屏障，以防止由于人因差错和设备失效而造成的放射性向环境的释放。它还包括由于核电站设备以及屏障本身的失效和一旦这些屏障不完全有效时，减少对公众和环境的危害，即事故预防和事故缓解两个方面。 核电厂运行期间，安全管理制度是建立在“纵深防御”和“程序管理”的安全管理思想上的，即认为设备、人和管理都是可能出现失效的，为把这种失效的可能性减为最小，除提高设备质量、人员素质和改进管理外，还必须采取一系列的防范措施，即预防、监督和在万一出现失效时必要的响应对策。同时，为防止执行过程中人为失误，工作过程须程序化，工作须严格按程序进行。 核电厂在“纵深防御”和“程序管理”的安全管理思想指导下，建立了技术管理安全制度和安全监督与质量保证制度。 在技术管理上的“纵深防御”安全制度。它可分为：①预防措施。核电厂制定了《核电厂运行技术规范》，通过对运行技术规范的遵守，以保证反应堆始终在设计允许的范围内运行；②监督措施。制定了详细的

卓越核安全文化的八大原则

目录 前言 (1) 背景 (2) 第一章安全文化的内涵 (3) 第二章卓越核安全文化的八大原则 (4) 2.1 核安全人人有责 (4) 2.2领导体现安全承诺 (4) 2.3企业内部充满信任 (5) 2.4决策体现安全第一 (6) 2.5认识核技术的特殊性和独特性 (7) 2.6培养质疑的态度 (7) 2.7倡导企业的学习精神 (8) 2.8核安全经受持续检验 (8)

“卓越核安全文化的八大原则”描述了健康的核安全文化（以下简称“安全文化”）的重要特征，目的是为全世界核电行业创建一个公开讨论和持续提升安全文化的框架，本导则所描述的原则和相关特征都以核电厂事件为基础。 本导则仅陈述基本原则，而不是制定一个具体的大纲或实施办法。如果很好地采用这些原则和特征，将会影响核电厂的价值观、假设、经验、行为、观念和规范。它们描述了在一个核电厂中可能起作用的因素和如何开展工作。原则用黑体显示。特征用于澄清原则的本意。 本导则鼓励核电厂经理将日常规定和做法同这些原则进行深入的比较，利用它们之间的差异作为改进的依据。 所有人员，包括非核电厂员工均应纳入安全文化提升的管理范围。安全文化意识和对核安全的重要性以及对企业价值观的认识均应反映在所有员工的行为中。 本导则是对先前发布文件的补充，应与先前文件结合使用。本文件包含的概念与WANO的其它相关文件保持一致，如“有效运行决策的原则”（WANO-GL-2002-01）、“卓越人员绩效原则”（WANO-GL-2002-02）、“有效的自我评估和纠正行动计划的原则”（WANO-GL-2002-07）。 本导则由WANO成员制定，并广泛采纳了全世界核行业的信息。

新版八大作业规程(参考模板)

化工企业厂区作业安全规程 1 受限空间作业安全规范 1.1范围： 本标准规定了化学品生产单位受限空间作业安全要求、职责要求和《受限空间安全作业证》的管理。本标准适用于化学品生产单位的受限空间作业。 1.2规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB/T 13869 用电安全导则 GBZ 2 工作场所有害因素职业接触限值 AQ 3022-2008 化学品生产单位动火作业安全规范 AQ 3025-2008 化学品生产单位高处作业安全规范 1.3术语和定义 本标准采用下列术语和定义： 1.3.1 受限空间confined spaces 化学品生产单位的各类塔、釜、槽、罐、炉膛、锅筒、管道、容器以及地下室、窨井、坑（池）、下水道或其它封闭、半封闭场所。 1.3.2 受限空间作业operation at confined spaces 进入或探入化学品生产单位的受限空间进行的作业。 1.4受限空间作业安全要求 1.4.1受限空间作业实施作业证管理，作业前应办理《受限空间安全作业证》（以下简称《作业证》）。 1.4.2安全隔绝 1.4. 2.1受限空间与其他系统连通的可能危及安全作业的管道应采取有效隔离措施。 1.4. 2.2管道安全隔绝可采用插入盲板或拆除一段管道进行隔绝，不能用水封或关闭阀门等代替盲板或拆除管道。 1.4. 2.3与受限空间相连通的可能危及安全作业的孔、洞应进行严密地封堵。 1.4. 2.4受限空间带有搅拌器等用电设备时，应在停机后切断电源，上锁并加挂警示牌。 1.4.3清洗或置换

核电厂设备安全分级.doc

第四节核电厂设备安全功能及分析 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大,因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为“安全等级”。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性,又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性,执行安全功能的系统执行下列功能： 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段； 为停堆后从堆芯导出余热提供手段； 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段,以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。 为实现上述要求,国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中,我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后,将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级,可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。 概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法,通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果,可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效

核安全文化参考资料

部门姓名得分 一、填空题（有50个试题，共50分，每空0.5分） 1.《民用核安全设备监督管理条例》是2007年以国务院500号文发布，从2008年1月1 日正式实施。 2.HAF 601由国家哪个部门发布的？国家环境保护部（国家环境保护总局）。 3.我们常说的“HAF”表示核安全法规。 4.核安全设备在制造活动开始前，项目质量保证大纲应该由核电营运单位（核电厂）批准； 报国家核安全局备案。 5.对违反《民用核安全设备监督管理条例》规定，被依法吊销许可证的单位自吊销许可证之 日起1年内不得重新领取许可证？ 6.我国的核安全法律法规体系的总方针是安全第一，质量第一。 7.质量保证文件包括三个层次：第一层次文件是质量保证大纲；第二层次文件是一 套质量保证大纲程序；第三层次文件包括作业程序、细则、图纸等实施质量活动的依据文件。 8.民用核安全设备在制造过程中出现重大质量问题，应当在 24小时内向国家核安全 监管部门报告。 9.产品制造中质量控制点一般有 H、W、R点。 10.核电设备产品制造外部接口的联络以书面形式方式进行。 11.质量保证大纲按HAF003的要求建立，总经理对核电厂设备制造质量负全责。 12.总经理每年组织进行管理部门审查、保证大纲的适用性。 13.文件的分发包括受控和非受控。 14.中广核的不符合项分为I和E 类两种。 15.中核的不符合项分为内部、Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ四种。 16.不符合项的最终处置决定有照原样接收（照用）、返工、返修、报废。 17.质量保证记录的分为永久性和非永久性两大类。 18.在工序执行到“H”点时必须停止，只有在指定H点的机构到达现场以后工作方可恢复， 除非事先已得到该机构签发的书面放弃认可单。 19.根据国家核安全局文件国核安函（2008）89号文件要求，对于核安全1级设备，按照不符 合项分类方法将最高级别和次一级别的不符合项在开启后 3 个工作日上报。

八大危险作业安全管理制度

八大危险作业安全管理制度 （一）动火安全管理制度 1.目的 建立动火证办理和使用，落实动火证中的安全措施程序，确保动火作业中的人身和设备安全。 2.适用范围 适用于厂内一切动火作业。 3.职责 3.1安全部负责动火证的办理，以及监督检查动火单位在动火作业中对动火证上要求的安全措施的落实情况。 3.2动火单位负责在动火前对作业证上的安全措施进行落实，确保动火安全。 4.工作程序 4.1禁火区的划分 公司安全部门登记审批划定“固定动火区”，固定动火区以外，一律为禁火区。在禁火区动火，必须办理动火证制度。 4.2动火许可证的办理、使用 4.2.1在禁火区，除生产工艺用火外，其他可产生火焰、火花和赤热表面的作业均属动火作业，必须办理动火手续，严禁无动火证动火，否则从严论处，电工必须持有效动火证后，接电焊机，否则从严论处。 4.2.2申请动火单位，应根据动火安全规定落实动火中的各项动火措施，安排好动火监护人（不得少于2人且至少有一名男职工）后方可申请动火。 4.2.3动火证由申请动火单位指定专人或动火项目负责人办理，动火证由公司安全部门审批，特别危险区动火，报分管生产副总审批。 4.2.4安全部门向动火负责人及其了解动火前准备工作情况时，都必须如实回答，否则，从严处理。 4.2.5必须在动火证批准有效时间和区域内进行动火工作，凡延期或补充动火都有必须重新办理“动火证”。 4.2.6动火人到达动火地点后，首先要检查动火证中的各项措施是否落实，如有

一项不落实，有权拒绝动火。 4.2.7“动火证”由动火人随身携带，不得转让，不得涂改或转移动火地点。4.2.8动火证审查批准，必须到现场审查，确认安全，可靠，方能开具“动火证”。 4.3动火中落实的安全措施 4.3.1将动火设备内的可燃、易燃物质彻底清理干净，然后用蒸气或空气吹扫或水洗，并保持足够的时间和次数，保证容器内无可燃、爆气体或液体，最后还要放满清水。 4.3.2切断动火容器设备相连管道，并加设备盲板，进行彻底隔绝动火，车间易燃易爆物料必须清理干净。 4.3.3进入塔、油罐容器动火，应作爆炸分析和含氧量测定，合格后方可动火，并必须到安全部门开具罐内安全审批单，方可进入容器。 4.3.4能拆下的管道，阀门、水容器等应尽量拆下，拿到安全地带动火，更换下的设备、仪表、配件如需重新使用，在动火期间安装的，应清洗干净后方可进行。 4.3.5动火前应整体考虑，与制造部门联系，如有威胁的动火安全的相邻部门及其他，制造部门应通知采取安全措施。 4.3.6动火前动火负责人应定出应急措施，备好监火灭火器材，监火一律使用指定专用灭火器，如需动用其他灭火器，需经安保科同意。 4.3.7动火工具必须完好，安全附件齐全良好，符合安全要求，氧气瓶和乙炔瓶离明火10米以上，乙炔瓶与氧气瓶应距在5米以上，如违反规定出现事故，由动火人员负责。 4.3.8动火附近的下水井、水沟、电缆沟、排水沟应清除易燃、易爆物或予封闭隔离，5级以上大风不准室外高处作业。 4.3.9电焊回路线应接在焊件上，如不能直接接在焊件上，应尽量缩短回路线距离。动火过程中跑、冒、滴、漏易燃物等其他紧急情况时，应停止动火。恢复正常，且应批准后方可继续动火。 4.3.10室内动火应将门窗打开，周围设备遮盖，附近不准有石油醚、酒精等挥发性强的易燃物，用于生产或敞开存放，擦洗设备等，同时易燃易爆物料在动火期间不得通过动火现场。一个车间动火，相邻车间需做好相应的防护措施，防止火灾蔓延。 4.3.11非特殊情况，严禁带料，带压和开车动火。

核安全分级

9 核安全分级 9.1 概述 岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M 规范分级和抗震分类。 设备核安全分级关系如下图所示：

机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示： 一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。 系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。 9.2 核安全分级应用的原则 机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容： ——反应堆停堆； ——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却； ——事故后防止放射性物质扩散。 9.2.1 承压设备的核安全分级 构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。 流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。 9.2.1.1安全1级 安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。 安全1级包括： a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于10.6mm的水管线或内径大于21.9mm 的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；

“八大”危险作业安全规范考试试题

“八大”危险作业安全考试试题 一、填空题（本题共计55分，每空１分） 1、动火作业：能直接或间接产生明火的工艺设置以外的非常规作业，如使用电焊、气焊（割）、喷灯、电钻、砂轮等进行可能产生（火焰）、（火花）和（炽热表面）的非常规作业。 2、特殊动火作业：在生产运行状态下的（易燃易爆）生产装置、（输送管道）、储罐、容器等部位上及其它特殊危险场所进行的动火作业。（带压不置换）动火作业按（特殊动火）作业管理。 3、使用气焊、气割动火作业时，乙炔瓶应直立放置；氧气瓶与乙炔气瓶间距不应小于（5）m，二者与动火作业地点不应小于（10 ）m，并不得在烈日下曝晒。 4、动火作业完毕，动火人和监火人以及参与动火作业的人员应清理现场，（监火人）确认（无残留火种）后方可离开。 5、取样与动火间隔不得超过（30 ）min，如超过此间隔或动火作业中断时间超过（30 ）min，应重新取样分析。特殊动火作业期间还应随时进行监测。 6、（动火人）应随身携带《动火安全作业证》。 7、特殊动火作业和一级动火作业的《作业证》有效期不超过（8 ）h。 8、一级动火作业的《作业证》由主管（安全防火）部门审批。 9、《动火作业证》实行（一个动火点、一张动火证）的动火作业管理。 10、进行动火作业时，（监火人）应坚守岗位，不准脱岗；在动火期间，不准兼做其它工作。 11、凡距坠落高度基准面（2 ）m及其以上，有可能坠落的高处进行的作业，称为高处作业。距坠落高度基准面10m的高度，其防坠落半径为（4）米。 12、高处作业中的安全标志、工具、仪表、电气设施和各种设备，应在作业前加以检查，确认其（完好）后投入使用。 13、雨天和雪天进行高处作业时，应采取可靠的（防滑）、防寒和（防冻）措施。 14、高处作业人员不得在高处作业处（休息）。 15、作业人员在作业中应正确使用防坠落用品与登高器具、设备。安全带不得（低挂高用）。系安全带后应检查扣环是否扣牢。

RG1.172 核电厂安全系统中使用的数字计算机软件的软件需求规格书 1997

September 1997 U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION REGULATORY GU OFFICE OF NUCLEAR REGULATORY RESEARCH REGULATORY GUIDE 1.172 (Draft was DG-1058) SOFTWARE REQUIREMENTS SPECIFICATIONS FOR DIGITAL COMPUTER SOFTWARE USED IN SAFETY SYSTEMS OF NUCLEAR POWER PLANTS A. INTRODUCTION In 10 CFR Part 50, "Domestic licensing of Pro duction and Utilization Facilities," paragraph 55a(a)(1) requires, in part,1 that systems and components be de signed, tested, and inspected to quality standards com mensurate with the safety function to be performed. Criterion 1, "Quality Standards and Records," of Ap pendix A, "General Design Criteria for Nuclear Power Plants," to 10 CFR Part 50 requires, in part,1 that appropriate records of the design and testing of systems // and components important to safety be maintained by or under control of the nuclear power unit licensee throughout the life of the unit. Appendix B, "Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants," to 10 CFR Part 50 describes cri teria that a quality assurance program for systems and components that prevent or mitigate the consequences of postulated accidents must meet. In particular, besides the systems and components that directly pre vent or mitigate the consequences of postulated acci dents, the criteria of Appendix B also apply to all activi ties affecting the safety-related functions of such systems and components as designing, purchasing, t in this regulatory guide, many of t he regulations have been paraphrased; see 10 CFR Part 50 for the full text. IDE installing, testing, operating, maintaining, or modify ing. A specific requirement is contained in 10 CFR 50.55a(h), which requires that reactor protection sys tems satisfy the criteria of IEEE Std 279-1971, "Crite ria for Protection Systems for Nuclear Power Genera ting Stations."2 Paragraph 4.3 of IEEE Std 279-19713 states that quality of components is to be achieved through the specification of requirements known to promote high quality, such as requirements for design, inspection, and test. Several of the General Design Criteria (GDC) of Appendix A, including Criteria 12, 13, 19, 20, 22, 23, 24, 25, and 28, describe functions that are part of the de sign bases of nuclear power plants and that would be in cluded in the software requirements specification (SRS) of any digital computer software that is part of basic components that perform these functions. In addi tion to the criteria of Appendix A, Appendix B to 10 CFR Part 50 provides quality assurance criteria that 2 Revision I of R egulatory Guide 1.153, "Criteria for Safety Systems," en dorses IEEE Std 603-1991,"Criteria for Safety Systems for N uclear Pow er Generating Stations," as a method acceptable to the NRC staff for s atis fying the NRC's regulations with respect to the design, reliability, qualifi cation, and testability of the power, instrumentation, and control portions of the safety systems of nuclear power plants. 31EEE publications may be obtained from the IEEE Service Center, 445 Hoes Lane, Piscataway, NJ 08854. USNRC REGULATORY GUIDES The guides are lesued In t he following ton broad divisions: Regulatory Guides awe itsued to describe and make a"ailable to the public such i*rma lion as methods acceptable to the NRC stff or implementing specific partsof ftCom- 1. PooerReactors 6. Products In*on5s regulations, tscmques used bythestaff evaluating specific problems or ps- 2. Research aid Test Reactors 7. Transportation lulated accidents, end data needed by the NRC Iitafflis review of applitio for Per .Fuets and Materials Facilities 8. Occupational Health mits and licenses. Regulatory guides n stus lor egiitori, n compilan. e 4. FJMrontentald. anarFcini Review with them Is n ot raqtird. MeZthods ando beons differe 5o. hosa OUtheg 5 Matedals and Plant Protection 10 General wi be acceptable If t hey provide a basis for the findings requisite to the issuance or con Inuence of a permit or license by the Commission. Single copies of regulatory guides may be obtained k of charge bywing the Printing, Ths guLide was Issued after consideration of comments receved from the publc. Com- Graphics ard Disaibuton Brnch, O1ce ofAdministrallon, U.S. Nular eguatory mentsandsuggestions forimproveme Intiheseguldes wemecouraged atall tlhs, ad mission, Washington, DC 20555-0001; or by fax at (301)415-5272. es will be revised. es appropriate, to accommodste comments and to reflect new in = on r oerlece.issued guides may also be purchased from the National Techiwical Information Service on Written comments may be aubmitted to t he Rues Review mid Directives Branch, DFIPS, a standing o rder basis. Detalls on this service may beIobtained by writingN? S , 5285 Port ADM, U.S. Nuclear Regulatory Comnmissicn, Washington, DC 20555-0001. Royal Road, Springfield. VA22161.