核工业的管理变更：对安全性的影响.docx

《核工业的管理变更：对安全性的影响.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《核工业的管理变更：对安全性的影响.docx（77页珍藏版）》请在三一办公上搜索。

1、核工业的管理变更：对安全性的影响INSAG-18国际核安全咨询组（INSAG）是国际原子能机构的总负责人的顾问团，其主要职能如下：（1）举办研讨会，以针对有关具有国际影响的一般性核安全问题进行信息交流；（2）识别当前重要的核安全问题，并以国际原子能机构范围内的核安全活动的结果，以及其它相关信息为依据总结经验教训；（3）就核安全问题可能要求的信息交流和/或相关行动措施提出意见；（4）如果可能的话，制定出共享安全方案。序言，由总经理Mohamed ElBaradei所作。核工业正在经历一个前所未有的变革时期。这种变化源于核工业操纵所处的政治与商业环境大范围内电力行业的重组，以及电力市场失调和竞争性

2、市场的引入-这种变化还源于核工业本身日益增强竞争力的结果。 这些压力致使核电企业如何组织产生了显著的变化。 这种变化还可能继续下去。所有负责核设施安全性的单位以至董事会-必须确保，在计划并实施组织变更期间以及变更发生之后，对核安全性造成的潜在影响进行深入分析，同时维持高标准的安全性。 如果慎重引入变更并妥善管理，则这种变更可以有效和安全进行，并在效率、竞争力，以及安全性方面取得进展，变更处理不善可能显著影响事故的发生率，公司资产面临风险的程度，以及公司声誉，因此必须妥善处理变更以避免对安全性造成负面影响。本国际核安全咨询组（INSAG）报告是为负责核设施总体安全性，以及制定和实施应对变更决策的

3、董事会成员和高级主管而编写。 本报告还为代表公众的高级监管机构而编写，确保董事会成员和执行主管履行其安全职责。 本报告讨论变更将如何且为何影响高水平安全的维修，以及采取何种措施应对挑战，并因此取得所有的变更效益。 本报告将安全管理工程变更的已确认方案，和落实类似方案以管理组织机构变更的必要性进行对比。 此外，针对持照者提出其企业的组织和管理变更方案，本报告还确定了监管机构应予以审核的相关问题。本人很荣幸将此报告向更广泛的受众发布。 更重要的是，本人希望此报告会有助于提高对这一重要问题的认识，在各个核电厂进行充分强调。目录1. 简介2. 核工业中的变更 3. 变更对安全性的潜在影响3.1. 对组

4、织安全性的影响3.2. 变更对个人的影响 4. 监管机构的作用5. 实践步骤6. 总结 参考文件国际核安全咨询组的成员国际核安全咨询组出版文件1. 简介1. 核工业正在经历一个前所未有的变革时期。 这种变更起因于有关核工业的政治与商业环境，也是核工业本身日益增强竞争力的结果。 这些压力对如何组织核电企业方面形成显著的变化。 这种变化还可能继续下去。2. 在组织机构变更的整个过程中，以及变更发生之后，对构成核工业的各个方面保持高标准安全性是非常重要的。 如果慎重引入变更并妥善管理，则这种变更可以有效和安全进行，并在效率、竞争力，以及安全性方面取得进展， 经验证明这不是可以轻易解决的问题。 核设施

5、结构非常复杂，需要随时预见变更对安全性的潜在影响。 然而，历史经验明确地告诉我们，许多变化不仅对设计中已经内置的安全性，而且对核组织机构的安全素养均产生巨大的潜在影响。 变更管理不善将显著影响事故发生率，公司资产的风险程度，以及公司声誉。3. 本国际核安全咨询组（INSAG）报告针对的是负责核设施总体安全性，以及制定和实施应对变更决策的董事会成员和高级主管。 本报告还为代表公众的高级监管机构而编写，确保董事会成员和执行主管履行其安全职责。4. 本报告讨论变更将如何且为何影响高水平安全的维修，以及采取何种措施应对挑战，并因此取得所有的变更效益。 本报告将安全管理工程设计修改的已确认方案，和落实类

6、似方案以管理组织变更的必要性进行对比。 此外，本报告还针对持照者提出其企业组织和管理变更时，监管机构需要予以审核的问题进行确定。2. 核工业中的变更5. 核工业中许多变化的发生源于电厂的结构变化，核电工业失调，私有化，以及提高工业竞争力的需要。 这些压力致使电厂及其供应商发生重大的结构变化，如兼并，垄断解体，核电厂向新公司的出售，以及核活性生存或终止的决策。 例如，关闭核电站的决定对其剩余年限中的安全性具有显著影响，尤其是关闭时间早于预期计划，或者因非技术原因产生的关闭。6. 提高效率且降低成本的驱动力可能造成具有显著安全影响的组织变化。 举例如下：协调标准与规程的驱动力，如企业合并之后；为提

7、供中心支持服务的配置系统中的变化，如工程支持，采购和人力资源；对有可能在关键领域缺乏专业技能的办公室重新布置。增加维护停堆或检查停堆的时间以提高容量因子。缩短维护和换料提高停堆时间以提高容量因子。招聘和培训员工的政策变化。 管理层的缩减。7. 降低成本的驱动力还可能造成影响安全性的工程改进或电厂运行模式的变更。 举例如下：从基本载荷到更加灵活的运行模式的改变；电厂改动，如增加功率输出；燃料类型的更改，以及高燃耗系数或载荷系数的改进；运行政策和原则的改变；技术规范的变更。3. 变更对安全性的潜在影响3.1. 对组织安全的影响8. 国际核安全咨询组（INSAG）强调，至今已经成功实施了许多变更措施

8、，同时对安全的维护或改善进行了适当关注。 变更得到妥善管理后，在操纵效率、总体安全性和许多核设施方面均有了显著改善。 本节以核工业取得的实际经验为基础，针对变更管理不善时，这些变更类型如何对安全造成不利影响进行简要说明。 其中一些影响是本质性的。 本报告的第5节讲述了管理这些变更的实际步骤，以取得预期效益和避免不利影响。9. 通过列举一些降低成本的驱动力致使资源短缺的案例，有效保持电厂构件的高度安全可靠性。 尽管这些决策对公司的金融状况实现了短期改善，但长期安全性和盈利性依然受到巨大影响。 从这种电厂恶化状况中恢复所需的成本远远超出电厂早期取得的资金储量。10. 一些兼并和接管活动致使董事会和

9、领导层的核相关专业知识缺失。 新的董事和主管会为公司带来全新的观念和活力。 但是，确保安全性所必需的核专业知识和原则意识依然是至关重要的。 某些有关资源分配的决策在不了解纵深防御的必要因素的情况下制定了出来，而纵深防御对实现高度安全性是至关重要的。 在这种情况下，监管机构已经采取纠正措施，但公司的声誉和利益受到了损失。 11. 规模缩小和工程重组造成人员配备不足，缺乏优秀员工。 外包活动在保持承包商必要的实用专业知识方面产生一定困难，并造成对专业知识外源的过度信赖，这是无法实现长期保证的。 管理层数量的减少可能造成对员工工作的监管或监督不足。12. 成本降低方案致使员工培训和再培训所需的有效资

10、源减少。 最后的结果是，评估设计变更影响和维护设备关键组件所需的有资质员工配备不足。13. 采购和库存政策的变更使得备品备件库存的减少，以致于在维护过程中采取捷径措施，尤其是在巨大压力的情况下缩短了停堆时间。 还有一种走捷径的情况是，董事会和高层主管做出某行动时优先考虑的是商业因素而不是安全性，尽管公司政策已有明确说明。14. 以上事例并不是仅针对核工业。 但是，核工业应比其它任何工业更加重视这些事例，因为核设施结构非常复杂，并且需要在试运行、操纵和停运过程中保持几十年持续、完善和高标准安全性。 这些事例说明在任何变更过程中保持警觉是至关重要的，以确保变更效益能够真正实现，而以往经验已经证明了

11、其可实现性。3.2. 变更对个人的影响15. 电厂安全也取决于企业内部个人的价值观和安全素养。 IAEA安全系列11 1规定了最高水平的安全素养，INSAG-15 2对其进行了进一步探讨，以作为公司内所有个人努力提高安全素养的连续性程序。 这就是个人所熟知的“我们能为公司做什么”。 16. 通常情况下，变更对于公司内的员工来说是一种威胁，可能对其思想、对公司的忠诚度，尤其是对安全素养的贡献产生显著影响。 如果员工个人感觉到其价值与公司的价值观不再一致，良好的安全素养的意识，诸如迹近错失事件汇报，保持挑战和质疑的态度，团队合作以确定并获得改进机会等，可能（或已经）提早夭折。 例如，如果公司的某些

12、措施给人造成的印象是，降低成本远远比安全性更重要，那么安全工程师可能不再像以前那样，敦促要求针对设计变更的完全可接受的安全事例，尽管公司政策已另有明确说明。17. 另外，变更管理不善可能在关键技术人员中产生有关未来职责，甚至是职业安全感方面的不必要的显著的和长期不确定性。 这种不确定性可能分散了对安全问题的注意力，甚至致使关键技术人员离开本公司。18. 因此，向员工实现并保持最高水平安全承诺的公司管理，即使在公司相对稳定期间，始终是一项复杂的任务。 重大机构变更时期，尤其是提高竞争力的必要推动力下，为保持安全性的最高优先级提供了更加具有挑战性的环境。 因此，在变更期间保持和证明公司对安全和安全

13、素养的承诺是至关重要的，同时，注意变更对员工个人在保持良好安全素养必需的关键因素方面的认知观念的影响。4. 监管机构的作用19. 正如难以管理机构变更对安全性的影响一样，监管机构在理解推进变更的压力，以及处理其产生的安全影响方面也面临一些实际挑战。 但是，监管机构对公众有责任确保操纵机构的安全性，因此监管机构必须适时参与其中。 其参与度取决于组织机构对相关问题的理解程度，以及处理问题时有关规程的稳定性。 还有非常重要的一点是，监管机构不应妨碍或不必要的减慢有利于安全性的一般或较小的变更，应限制监管机构参与到变更对安全的影响过程中。 监测与评估安全影响的系统不应繁琐复杂，监管机构保持思想开放，不

14、应负责对属于操纵员的管理问题作出决策。 如上所述，员工个体将不断感受到变更的影响。 做出必要变化时严重的延误问题可能对个人的思想状态产生非常不利的影响，以致于造成总体安全素养的水平下降。 在利用时间制定合理程序和消除不确定性之间应求得平衡。 组织机构与高级监管机构之间的密切联系对于实现这种复杂的平衡非常重要。 需要明确的是，安全的主要责任在于持照者，监管机构的基本职能是确保持照者对预期变化的安全影响进行合理的自我评估，并在实施变更时考虑到这种自我评估的结果。5. 实践步骤20. 在过去的数年内，许多电厂面临重大的机构变更，并已经制定了管理这些变更的制度和规程序。 在某些情况下，监管机构提出了一

15、些电厂必须遵循的要求。 通过深思熟虑的已管理程序做出变更的具体建议和经验参见IAEA文件“核电厂的管理变更”3，该文件对处理重大工程设计修改问题的影响和程序也进行了相关说明。 一些国际核安全咨询组（INSAG）报告中提出了关于这一活动的要求。 本报告明确强调了做出有可能影响安全的变更时需要遵循的基本原理，尤其是机构与个人的安全素养可能受到显著影响。 为管理工程设计修改而制定系统性方法获得的经验可用于开发用以应对机构变更的相关方法。21. 国际核安全咨询组（INSAG）建议各公司应像为工程设计修改时所做的一样，制定出正规系统性方案以便对拟定变更进行审查。 对于重大变更，以及对安全产生显著影响的变

16、更，董事会和高级管理层应确保对变更的安全影响进行充分合理的说明。 这些问题应在董事会议上展开讨论。 22. 国际核安全咨询组（INSAG）认为应对有可能影响安全的任何变更进行安全评价。 INSAG建议：机构内部对安全评估进行独立审查；组织机构应将正规程序落实到位，同时根据评估结果考虑到变更对安全的影响。对于更加重大的变更，应向核安全委员会，或者外部人员寻求建议。对于更加重大的变更，在经公司董事会最终审批之前，监管机构应形成独立的意见。23. 本程序在公司内部得到支持和了解是很重要的，尤其是执行新的管理结构之后。 国际核安全咨询组（INSAG）认为，一些处理工程设计修改的原则对于评估安全影响和控

17、制机构变更的影响也是有价值的，如下所述：操纵机构应根据约定准则对变更的安全意义进行分类。所有上述拟定变更在某种程度上达成一致后应通知监管机构。操纵员针对拟定变更如何继续保持在安全接受水平方面制定案例。 包括从旧到新的组织机构配置的过渡过程中的最终岗位和配置。 任何具有重大意义的配置应经过管理机构的同意。审查机构应确保一系列小的变更不会损害到安全性。制定出一套用于监测计划性引入重大变更的进展情况的系统，同时对任何缺陷不足进行快速识别以采取补救措施。24. 巩固本程序是与员工和其它利益相关者真诚和公开交流的需要，说明变更的安全影响，详述所采取的措施，设定适当的信息反馈机制以便于监测所实施变更的效果

18、。25. 不同变更的相互作用也应加以考虑。 每种变更本身可能对安全产生有限影响，但复合变更可能会产生更加重大的影响。 国际核安全咨询组（INSAG）建议，在可能的情况下，应尽量减少有可能影响安全性的不同变更方案的数量，不过对于某些更深入确定的变更，减少其数量有时是不可能的。 此外，运行机构在继续执行运行程序的同时，对所执行变更的全部工作量应予以充分重视。26. 尽管采取所有预防措施，并考虑到上述提出的原则，某些变更仍然不可避免地对安全产生意想不到的负面影响。 因此，充分落实监测程序以便对这种趋向进行预警，从而在接近最低可接受安全水平之前采取补救措施。 在可能的情况下，这种补救措施应提前进行计划

19、编制。 选择需要监测的措施，以及评估该措施对任何恶化趋向提供预警的有效性时应小心谨慎。 对安全水平产生潜在重大影响的变更应予以集中监控以便尽早发现不利迹象。 必须考虑到其潜在的有效性，并对某种情况得以恢复的速度进行评估。27. 有关这种监测程序结果的定期应提交董事会和高级管理层进行研讨，这是非常重要的。6. 总结28. 核工业发生变更过程中，面临着特殊的挑战。 核设施结构复杂，要求高水平的积极上进的劳动力进行安全有效地操纵。 电厂运行数十年来，核工业一直期待一种高水平安全性。 安全水平下降，即使是短期内，也是不可接受的。 如果出现这种情况，应采取有效的即时行动。29. 在过去几年内，核设施的安

20、全水平和有效性实际上已经得到稳定提高。 只要有利于核工业发展的变更不会违反标准或未来发展趋势，这种变更便可以进行充分利用。 但是，对于计划性重大变更，不仅确保工程设计改进安全的系统，而且组织机构系统均应进行严格的独立审查，这是至关重要的。 运营公司的董事会必须意识到其安全操纵的责任，董事会与监管机构必须确保在任何重大变更过程中，安全和安全意义始终是第一要务。30. 变更对实现安全的途径，以及组织机构和个人的安全素养均具有巨大的压力。 组织机构领导的关键任务是，将保持和加强该机构的整体安全素养作为始终强调的最高优先级。 对于有助于加强安全素养的一些关键因素，尤其是在显著加强企业的安全承诺以取信于

21、员工的必要性，以及继续开诚布公地交流安全问题的必要性方面，应引起高度重视。 必须认识到变更对个人承诺的影响，以及对维护良好安全素养的影响。 因此，领导在计划和实施变更活动过程中采取的所有措施应进行测试，以确定这些措施对员工个人的关键因素认知的影响，并在无法避免的不确定时期作为稳定性的指向标。参考文件1国际原子能组织，发展核活动中的安全素养，有助于发展的实用性建议，安全报告序列号 11国际原子能组织，维也纳（1998）。2国际核安全咨询组，加强安全素养的重要实际问题，INSAG-15，国际原子能组织，维也纳（2002）。3国际原子能组织，核电厂中的管理变更，IAEA-TECDOC-1226，维也

22、纳（2001）。润滑脂的使用 润滑脂使用不当，或润滑不充分可能造成电厂结构完整性受损，人身伤害，反应堆紧急停堆延误，以及安全系统不可用。 事件核电站名称：Farley核电站（美国-压水反应堆-美国西屋公司） 卧式环路安全壳钢筋束损坏-参考：WER ATL 12-0509 一条卧式环路钢筋束电缆从电缆套管内射进楼梯井大约15英尺，撞击对面的井壁。 润滑油受迫从井壁射出，落在了第一个着陆的楼梯井上。 这些钢筋束由直径相同的170根电缆组成。 锚-头开裂导致了这一事件的发生。要点 氢应力开裂致使钢筋束锚-头部发生故障。 钢筋束填充剂（润滑脂）的中和能力故障对锚-头创造了负面影响。 如果电缆射出的区域

23、有工作人员，则很可能会严重受伤。 影响因素 润滑脂在氧化环境中质量退化将产生化学降解物，如酸和水。 这些杂质/产物会形成一个腐蚀电解槽，形成并加速对基底金属的腐蚀。 核电站名称：Ikata核电站（日本-压水反应堆-日本三菱） 开启反应堆停堆断路器的操纵时间延迟-参考：MER TYO 11-095 在正常操纵期间发现打开反应堆停堆断路器的操纵时间出现延迟。 断路器出现缺陷后，反应堆保护系统的其中一套逻辑电路系统（共四套）失效，电厂临时进入操纵极限工况。 要点 在定期停堆过程中的反应堆停堆断路器开关机制的润滑系统无效，润滑油没有渗透到润滑脂中。 因此。润滑脂发生氧化降解，润滑脂粘度增加，停堆压紧轴

24、和主轧辊的滑动阻力增加，以致于开关操纵时间延迟。 影响因素 相关程序中未包含周期性大修过程中对开关机构更换润滑脂的警示信息。 核电站名称：Flamanville（法国-压水反应堆-法玛通公司） 安全相关阀门的电气伺服电动机内润滑脂混合不符合规定-参考：MER PAR 10-005 换料大修期间，检查发现多个安全相关阀的致动器内存在两种不同润滑脂。 不同润滑脂混合事件，最初在另一家核电站曾经发现过，显示出共模故障机理，有可能影响到多个核电站。 公司工程师决定，每一个核电站均应在下一次换料大修期间进行相关检查。 在flamanville核电站的检查结果确认，在安全壳喷淋、化学与容量控制、安全喷射、

25、余热排出系统、组件冷却系统，以及仪表用空气系统中安装的30个安全相关阀内存在不同种类混合的润滑脂。要点 执行改造活动更改了致动器内的润滑脂类型。 在改造过程中，旧的润滑脂没有彻底清除，造成两种不同润滑脂混合事件。 影响因素 两种润滑脂虽属于同一种功能设计，但不应混合在一起，否则有可能影响阀门的正常操纵。 核电站名称：Gentilly核电站（加拿大-重水-加拿大原子能有限公司） 应急柴油发电机启动故障-参考：WER ATL 12-0454 机组在88%的功率状态下，对柴油发电机进行测试时，由于启动时间超时（15秒以上）导致启动失败。 重复测试时因同一种原因依然启动失败。 因此宣布此柴油机不可用。

26、要点 上一次维修活动执行期间，润滑启动器时使用了不同种类的润滑脂。 影响因素 本程序中没有对润滑脂的种类进行明确重申。 核电站名称：Oskarshmn核电站（瑞典-沸水反应堆-ABB Atom） 应急电源柴油机660 GA1与GB2启动失败-参考：WER PAR 13-0016 机组在冷停堆状态下，在检查性试验过程中，应急电源柴油机660 GB2在两次启动尝试中启动失败（共3次）。 这台冗余应急电源柴油机660 GA1还未准备好进入操纵状态。 而当时，应急电源柴油机660 GC3和GD4已经准备就绪。要点 启动发电机内的润滑脂润滑位置错误。 影响因素 制造商装配/建造缺陷 重要注意事项（经验教

27、训） 如何确保在选择润滑脂时根据其所暴露的环境状况予以充分考虑？ 如果一台设备上允许使用不同种类的润滑脂，采取何种控制措施以确定润滑脂是否发生混合？ 如果不允许不同润滑脂相混合，那么采取何种控制措施防止其混合？ 一种润滑油由另一种进行更换时，有哪些相关要求？ 谁负责进行评估？ 设备制造商与润滑油生产商如何参与到本程序中？ 润滑某个组件时，需要及时彻底清除旧的润滑脂吗？ 如果设备结构不允许清除旧的润滑脂，应采用哪种应急行动？ 使用哪种润滑脂分析技术对润滑分解和异常磨损现象提供早期检测。 对于如何使用润滑脂，我们有合适的程序及相关警示信息吗？ 如何进行适当审查？ 如何将工业运行经验，诸如WANO

28、JIT汇报表之类，纳入有关润滑脂使用的任务和工作包中？ 如何培训维修人员掌握应用润滑脂所需的技能和知识？ 如何对润滑脂进行储存和标识，以避免错误使用或混用呢？ 窗体顶端基于压力边界泄漏的退化状况报告 PALISADES核电站1号机组，2012年8月12日 事件摘要：本机组在供电状态下运行时，发现了不明主冷却剂泄漏现象。 最后，决定停堆本机组。 控制棒驱动机构的承压壳体上发现了蒸汽泄漏。 原因：根本原因在于，控制棒上壳套，支撑管，抗震支撑以及相关反应堆顶部贯穿件之间制造不规范和错对中造成堆焊区产生应力。 可能的直接原因在于穿晶应力腐蚀开裂。 关键词：控制棒，驱动器，泄漏，错对中，反应堆冷却，穿晶

29、，应力腐蚀 参考文件摘要由于主冷区系统不明泄漏测量，Palisades核电站执行了控制电厂停堆。 停堆后，立即对控制棒驱动机构CRD-24的上壳套泄漏现象进行检查。 PEN48182-Palisades核电站事件报告LER 2012-001，基于压力边界泄漏的退化状况报告于2012年10月11日提交核管理委员会。描述在2012年8月12日，CRD-24上发现了PCS压力边界穿墙泄漏 （控制棒驱动机构- RX HEAD LOCN）造成运行限制条件3.4.13无线电联络工况 这要求电厂在36小时内进入第5模式。 此工况有必要向核管理委员会报告。 本报告为8小时非应急报告。计划停堆之后，调查主冷却系

30、统中不明泄漏源（PCS），主冷却系统第3模式慢速运行发现CRD-24的蒸汽泄漏，控制棒驱动机构（CRD），承压壳体。 泄漏位置在控制棒驱动机构（CRD）上方距离反应堆顶部法兰1英尺处。 2012年7月11日，Palisades核电站在受迫停堆后启动，而在7月19日，注意到主冷却系统内泄漏率轻微增加，从标称0.156gpm上升到0.248gpm。 操纵程序进入主冷却泄漏的离位程序，启动运行决策问题程序，以便向操纵员提供指南和触发点以指导进一步行动。 主冷却系统不明泄漏缓慢增加并达到技术规范操纵极限工况3.4.13中规定的容许1.0 gpm泄漏速率的约35%。 在电厂功率状态下，对安全壳内部的泄漏

31、状况进行调查后没有发现泄漏源。 为调查主冷却系统不明泄漏源，Palisades核电站于8月12日在第3模式停堆，在反应堆压力容器顶盖区进行检查后发现，泄漏来自于CRD-24上壳套区域。 电厂冷却到第5模式，开始执行修复泄漏区的计划。 事件后果：控制棒驱动机构（CRD）顶部法兰上检测到不明主冷却系统的泄漏现象。 本机组停堆以进行调查和修补行动。分析/意见：根本原因1：由于CRD-24上壳套、支撑管、抗震支撑，以及相关反应堆顶部贯穿件/CRDM接管之间的制造缺陷和不对中问题，致使焊缝累积区产生应力。 在其它8台受测试的上壳套内未发现开裂现象，发生故障的CRD-24上壳套含有尚未确定的附加应力。 这

32、是CRD-24与其它控制棒驱动上壳套的独特之处。 可能直接原因1：在CRD-24的内部焊缝堆积金属内部出现穿晶应力腐蚀开裂。 首先在焊接金属内出现穿墙开裂，然后裂纹蔓延到基体金属内，直到内径堆焊的底板处的外径证示段区域出现泄漏。 根据定义，穿晶应力腐蚀开裂（TGSCC）是指要求同时具备3个条件：1）可疑物质；2）腐蚀环境；3）应力。 纠正行动CAPR-1：在工作令323898下，更换控制棒驱动机构CRD-24.的上壳套。 CAPR-2：制定并执行对1R23及以上控制棒驱动机构（CRD）上壳套的检验计划。 至少考虑以下检验类型：超声波探伤&内部探测检验。 作为分析的一部分，制定推荐的样品尺寸、频

33、率和试验依据。 获得纠正行动审查委员会主席对试验计划和范围的批准。 在1R23范围冻结日期2012年11月6日之前，将1R23范围增加文档进行编制并纳入到停堆计划中。 条件范围：在2012年8月电厂停堆期间，在其它控制棒驱动机构的另外8个上壳套上执行超声波检查。 附件 根本原因报告 高压汽轮机叶片损坏（布鲁斯电厂，4号机组，2012年8月29日） 布鲁斯电厂，4号机组，2012年8月29日 事件摘要：在2012年8月29日，4号机组计划性大修期间，对其高压涡轮机进行拆卸以执行改造和检查行动，在其静叶片和旋转叶片上发现了意外损坏现象。 原机组启动之后，制定一项遗留决策以增加汽包运行压力，从而尽量

34、增加汽轮发电机输出。 这种额外压力造成高压汽轮机内部数个内部组件产生轻微损坏，而高压汽轮机处于预期生命周期之内。 除影响汽轮机长期效率和完整性之外，也增加了异物侵入高压汽轮机的组件下游的风险。 将所有叶片的碎片清除，并安装新更换的叶片和密封环，以使高压汽轮机返回安全操纵状态。 组件信息：高压汽轮机 制造商：美国核能研究所Parsons，由Siemens提供支持。型号：（见附件）描述：对4号机组高压汽轮机进行拆卸以进行改造和检查，作为机组计划性低压汽轮机转子更换项目的一部分。 检查人员发现了金属碎片，高压缸壳体内出现了汽轮机静叶片与旋转叶片，以及密封插件的大部分类似碎片。 对损坏组件的取证分析确

35、认了这一结果。 事件后果：迹近错失：叶片碎片的发现和异物侵入风险对高压汽轮机的组件下游的操纵造成不利影响。 分析/意见：进行调查活动以确定损坏叶片的原因，吸取经验教训。 在20世纪80年代制定遗赠决策，以便提高汽包操纵压力，增加汽轮发电机输出。 此决策忽略了对设备长期完整性的风险，应用核电站工程变更控制程序进行管理。 本事件的原因在于两条假设，未经充分验证。 为确保在2004年计划性大修期间尽快开展维修活动，将一个快速冷却实践应用到高压汽轮机上，加速了静叶片及其密封环的降解。 后来决定，高压汽轮机在缺少数个叶片密封环的情况下继续进行操纵。 这一决定以一种假设为依据，即输出效率重于系统安全。 汽

36、轮机和辅助设备的设计文件和寿期管理计划未提供有关在发现叶片完整性受损或密封件缺失情况下，如何管理风险的具体信息。 电厂信息交流：Burleigh院长部门经理，电站配套设施工程布鲁斯A布鲁斯电厂dean.burleigh 1（866）748-4787转16220纠正行动：临时行动： -清除所有叶片的碎片，安装新更换的叶片。-为布鲁斯A号汽轮机及其辅助设备发布寿期管理计划。-修改设计文件以通过本事件总结的经验教训取得设计和运行限值。 长期行动： -为汽轮机系统安排尽职的元器件工程师。 -将经验教训报告分发到电厂现场。 附件： 高压汽轮机结构和故障组件的照片。 不符合运行技术规范（OTS）事件发生，

37、安全壳空气取样完成后，安全壳大气控制系统未终止释放程序。 KOEBERG核电站2号机组，2013年1月22日 事件摘要：在准备进入2号机组的安全壳时，安全壳大气控制系统需要启动安全壳净化释放程序。 在净化过程中，提取了安全壳空气样品，以致于发生第2组事件。 宣布进入运行限制条件（LCO），但未遵守运行技术规范（OTS）中的关于停止释放的要求。描述：Koeberg核电站2号机组，在安全壳大气控制系统净化释放过程中对安全壳空气进行采样。 负责净化包工作的运行安全主管通知高级值班主管，必须到03:30采样才满足规定的8小时要求。 关于在活性炭过滤器的下游进行安全壳大气取样的要求没有包含在运行日志中。

38、 大约03:00时，化学工程师与控制室联系，通知值班主管进行取样。 值班经理认为化学工程师指的是活性炭过滤器下游的样品，但实际上值班化学工程师指的是安全壳大气样品。 （理解错误）化学工程师为更改过滤介质关闭了辐射监测泵（碘吸附盒，氚鼓泡管内的水分和纸滤器）。 用于停止低流量/流量故障的报警器没有发出持续报警，而泵仅关闭大约10分钟。 泵的关闭刺激了运行技术规范（OTS）第2组事件。在大约03:35时，值班化学工程师到泵室提取采样介质时，注意到该泵已停机，便联系控制室以确定操纵程序是否已经关闭了监测泵。 第2组事件宣布“反应堆厂房内的气体活度测量通道，和其它系列泵不可用”。 第2组事件的运行技术

39、规范（OTS）规定“禁止或停止任何释放程序，确保系统的隔离”。 本应停止的扫气程序未进行关闭。第2组事件未遵循运行技术规范（OTS）规定的停止释放要求。事件后果：在安全壳大气控制系统扫气过程中，进行了安全壳空气采样。 安全壳空气样品诱发了第2组事件的发生宣布运行限制条件（LCO），但未遵循运行技术规范（OTS）中停止释放的要求，因此属于不符合OTS事件。分析/意见：直到2013年1月21日晚班为止，对安全壳大气活性炭过滤器像以往一样严格遵循8小时采样要求。 而晚班化学工程师没有注意到有关采样的以下行为：- 没有带着质疑的态度查看日志项- 交班时仅交代了安全壳空气采样要求高级值班主管与化学工程师

40、进行交流时没有交代具体信息，即没有强调在活性炭过滤器的采样问题。有关安全壳空气样品必须在活性炭过滤器下游提取的要求没有包含在运行日志中。在向化学工程师发出采样指令之后，运行值班会议上没有再进行三方沟通。在03:00时，化学工程师与控制室联系，通知值班主管进行取样，他没有强调必须进行首次核查。总结：运行中没有意识到安全壳空气采样要求直接作为辐射防护转移到化学日志中。 有关所有安全壳采样要求必须与控制室操纵员协调。 交班开始时，高级值班主管与值班主管确认，必须在03:30前完成采样才满足8小时采样要求。化学工程师参加运行交班过程中，讨论了扫气程序的执行，化学工程师被要求在03:00进行采样。 但是

41、，高级值班主管指的是按照释放工作包的要求在活性炭过滤器下游进行采样，化学工程师一直认为是安全壳空气采样，高级值班经理没有意识到这一采样要求。此外，采样要求没有包含在运行日志中，而是转移到了化学日志中（作为常规实践启动采样要求）。 但是释放程序启动时，8小时采样请求日志条目发送到了化学日志中。 有一种可能性是，编制了另一份日志条目（即，03:00时活性炭过滤器的样品D/S），化学工程师本应质疑这一采样请求，但采取了仅进行安全壳空气采样的决定。 化学工程师原以为释放程序应截止到03:00，她认为在运行值班会议上讨论的采样指的是安全壳空气采样。 纠正行动：- 相关化学程序已经更新，包括所有安全壳采样

42、必须与控制室操纵员沟通。 - 将相关说明发送至所有化学工程师，通知化学工程师以下内容：相关化学程序已更新，所有安全壳采样必须与控制室操纵员沟通，其他人员无权批准任何安全壳采样请求。 - 更新工作指令，其中包括的一项内容是：如果在关闭泵之前，其它有关特定放射性监测系统（KRT）泵的操纵正在进行中，化学工程师必须与控制室操纵员进行确认。 - 将相关说明发送至所有化学工程师和控制室操纵员，以说明以下内容：不符合运行标准的，不予批准。从其它组发送至各人员的运行任务/指令必须执行三方沟通。 - 更新相关运行程序，其中包括观测与辅导表，以明确强调操纵员与其他组员工之间的运行沟通。 - 值班主管暂停管理，核

43、电站心理学者参与到补救程序中。 无其他纠正行动。 - 改善纠正行动：在相关泵上贴附标签，警告化学工程师如果其它特定泵的相关释放程序正在进行中，化学工程师不应关闭泵。 在电厂放射性监测系统改造安装过程中，没有重视运行技术规范中有关14天维修时间的要求。 KOEBERG核电站2号机组，2012年12月6日 事件摘要：在实施改造活动过程中，由于软件相关问题，致使放射性监测系统上的一台惰性气体采样监测器被宣布不可用。 运行技术规范（OTS）中规定的14天维修时间内没有解决这个问题，因此OTS要求未受到重视。 描述：2012年11月18日，对Koeberg核电站2号机组执行05042改造活动期间，由于软

44、件相关问题，致使放射性监测系统上的一台惰性气体采样监测器被宣布不可用。 如果其它机组的放射性监测器可操纵，但需要14天的维修时间，本程序要求启动第2组事件（LCO）。采样监测器不可用时间长达34天，超出了运行限制条件20天。安装有关维修和系统设置文件和计算机硬件更新的改进软件（MASS2）。 但是，运转失常的警报依然间歇性发出。由于计算机周期性重新启动致使故障发生，致使反映所有有效通信端口的重新设置信号缺失。 随后，安装了Ramvision软件、Ramcalcul软件、通信初始化程序，和MGPNetserverMP的最新软件包。 此系列干预措施处理了计算机的周期性重新启动问题。后来发现故障的原

45、因在于通信端口以及人机界面屏或VISU屏的冻结，这时改变阈值设定值和确认报警的接口启动。 安装间谍软件以识别软件程序中的错误。 相关数据返回原设备制造商（OEM）进行分析，并安装修改的ACQ（征集）软件。 所有通信端口均确认可用。另一个故障是人机界面VISU屏间歇性冻结。 12月10日，所有警报器在控制室通过验证说明，这一故障对辐射监测器报警能力的监测操作没有直接影响。 屏幕冻结的原因被查明是采集处理机和VISU应用程序之间的通信故障。 随后，对VISU软件进行修改，而对于VISU2，寻找屏幕的冻结故障。自2012年12月18日，继以上软件改进之后，采样监测器没有关于其它功能故障的记录。注意：

46、针对上述软件问题执行单独调查。事件后果：- 不符合特殊规范中的14天维修时间要求。- 如果必须超出14天维修时间限值，则必须通知各个委员会和监管机构。- 必须实行缓解行动以提供核安全保障。分析/意见：在Koeberg操纵指导委员（KOSC）上做出了有关所忽略的运行技术规范（OTS）要求的陈述。 操纵指导委员（KOSC）请求通知国家核监管机构（NNR）。 随后相关通知发送至国家核监管机构（NNR）以识别出问题并警告运行限制条件（LCO）可能性扩展。 这些通知规定了合理的缓解措施，以确保尽量避免对人员的危险。 超出运行技术规范（OTS）要求的维修时间之后，安全工程师请求项目组提出问题通知（PN）以

47、便在Koeberg核电站电子问题管理系统（EPMS）上强调和陈述本事件的趋势，从而在以后追踪到潜在负面趋势。 总结 如果因某种原因不能满足运行限制条件（LCO）规定的时间要求，则必须进行合理管理，并与相关方进行沟通以提供核安全保障。纠正行动：立即实施措施- 将通知发送至国家核管理监管机构（NNR）。缓解行动：- 对相应1号机组惰性气体采样监测器给予特别关注，以便在修复2号机组采样监测器（软件/硬件修复）的过程中确保其功能正常。 - 通过采用局部区域监测器对核辅助建筑（NAB）内部的各种周围活度进行检测。 - 提醒工作人员更加警惕在核辅助建筑（NAB）内部配备的电子纸显示屏（EPD）。 纠正行动：- 在对Koeberg核电站1号机组（或