NB／T 20369-2016标准规范下载简介

NB／T 20369-2016 核电厂严重事故管理导则的编制和实施简介：

NB/T 20369-2016《核电厂严重事故管理导则》是中国核能行业协会发布的一项重要技术导则，其主要目的是指导和规范中国核电厂在面临严重事故时的管理行为，确保在事故情况下能够有效保护公众安全，减小环境影响，保障核设施的安全运行。

该导则主要包含了以下几个方面的内容：

1. 严重事故定义：明确了什么是严重事故，包括可能导致大量放射性释放，对公众健康和环境造成威胁的事件。

2. 事故管理原则：提出了事故管理应遵循的原则，如预防为主、准备充分、快速响应、合作协同等。

3. 事故管理组织：规定了核电厂在严重事故发生时的组织架构，包括决策层、执行层和操作层的职能和责任。

4. 事故应急响应：详细描述了从事故初始阶段的识别、评估，到中期的控制、缓解，再到后期的恢复、善后的全过程管理。

5. 人员培训与演练：要求定期进行严重事故应急演练，提高人员的应急处理能力，确保在真实事故中能快速、准确地采取行动。

6. 信息公开与公众沟通：强调在事故处理过程中，要及时、准确地向公众通报事故信息，以减少公众的恐慌，提高公众对事故处理的信任。

7. 事故后的审查与改进：规定了事故后应进行的审查工作，包括事故原因的分析、经验教训的总结，以及对现有管理导则的修订和完善。

实施这个导则，可以提高中国核电厂的事故应对能力，保障核能的可持续发展，同时也有利于提升公众对核能安全的信心。

NB／T 20369-2016 核电厂严重事故管理导则的编制和实施部分内容预览：

核电厂应编制严重事故管理导贝 表过程中采取一系列行动减轻严重事故的 应以明文规定参与严重事故管理导则使

严重事故管理导则中行动优先级的确定的依据是缓解堆芯损伤带来的一系列后果，而不应是 态损伤。其缓解且标应是：

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a 终止堆芯损伤并返回受控、稳定状态； b) 尽可能长时间地维持安全壳的完整性； c）终止或最大限度降低放射性产物的释放。

严重事故管理导则应以这样的方式编制，责任人员不必为了能够正确实施严重事故管理导则而去识 别事故序列或遵循预先分析的事故。严重事故管理导则的诊断方法应直接基于可测量的电厂参数或通过 简单计算能得出的参数。 注：这种诊断方法通常称为“征兆导向方法”或“状态导向方法”，简单的计算通常称为“辅助计算”

在严重事故管理导则中，应考虑核电厂所有的设计能力，利用安全级系统和非安全级系统，包括在 超出其原设计功能和原预期运行条件的情况下，以及在设计基准之外可能使用的某些系统。对于多机组 核电厂，应在其他机组的安全运行不受损害的条件下，考虑使用其他机组可利用的手段或支持。

对于核电厂配置的任何修改，或者对物理现象研究的新成果可用时，应确认其对严重事故管理导则 的影响，如有需要，应对严重事故管理导则进行修订。如果经验反馈表明需要，同样应对严重事故管理 导则进行修订。

4.7相关安全规定的遵循原则

5严重事故管理导则的形式

严重事故管理导则应尽可能采取8.1中相关责任人员熟悉的形式，使其易于理解，方便执行。 术支持人员使用的导则可采用文字描述并辅以列表的形式，主控室人员使用的导则可采用流程

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严重事故管理导则的详细程度应考虑以下要素： a）针对相应的对策，应提出一系列可能的缓解行动，当原有缓解行动无法实施时允许其他评估和 替代行动； b) 应描述所建议行动的潜在正面和负面后果，包括可获得的相关量化数据，以及足够的信息，以 便核电厂人员能够在事故进展过程中做出适当的决策以采取行动： 应足以支持责任人员在高度紧张的情景下进行审议和决策，并应尽量减少相关信息被删除或被 忽略的可能性： 不必详细到责任人员需要逐字逐句地遵循，除非是要求责任人员严格按照执行语句遵循地动 作； e) 应通过训练和演习来测试严重事故管理导则的整体形式和详细程度。根据演练结果，应判断导 则的形式是否适当，是否需要增加或降低导则的详细程度。

6严重事故管理导则的编制

6.1严重事故管理导则编制步骤

缩编制严重事故管理导则应至少执行以下四个步骤： a）识别核电厂的薄弱环节，找出可能对安全功能造成威胁的机理； b) 识别安全功能和裂变产物屏障受到威胁时核电厂的能力，包括设备和人员缓解这些威胁的能 力： 制定适当的严重事故缓解策略，以应对所识别的薄弱环节； d）编制执行这些策略的导则。

6.2.2薄弱环节分析

2.2.1应获得严重事故过程中核电厂 识别核电厂在发生严重事故时 节。应研究特定的事故将如何威胁安全功能，以及如果这些安全功能丧失且不能及时恢复时， 到怎样的损坏，以及裂变产物其他屏障的完整性将会受到怎样的威胁，从而识别出薄弱环节。

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6.2.2.2对威胁的见解应包括识别可能发生的现象以及这些现象发生的时间和严重程度。同时应将这 些见解收集并整理在技术支持报告中。技术支持报告应包含严重事故管理导则中给出的策略、流程、定 值和仪控等信息的技术背景，使其成为执行和培训严重事故管理导则时的可供使用的参考文件。 6.2.2.3应利用适当的分析工具来获取这些见解。还应利用其他方面的知识，如严重事故的研究结果、 其他核电广获得的见解以及工程判断。在应用这些见解时，应考虑严重事故以及所作假设中存在的 不确定性。

6.3核电厂能力的识别

6. 3. 1 缓解能力

6.3.1.1应调查核电厂可用于缓解严重事故的所有能力，包括利用非安全专设系统、非常规的设备组 合和临时连接（软管、可移动或便携式设备）以及在超出设计基准的情况下使用的某些系统，即使在严 重事故状态下使用这些系统、设备可能会导致其损坏。还应考虑能否恢复已经失效的系统投入使用，由 此能再次用以缓解事故。当识别要使用非常规的设备组合和临时连接时，应考虑设备的可用性。 6.3.1.2严重事故管理导则中的措施应是鲁棒的，即这些措施应明确地为相关部件结构失效提供足够 的裕量，从而避免结构失效（例如，应及时地淹没蒸汽发生器到一定水位，以便有足够裕量避免蒸汽发 生器传热管螨变失效；应在一定压力下实施安全壳排气，以便仍有足够的裕量避免安全壳失效）。如采 取的措施不能避免结构失效，则应尝试延迟失效的时间。 6.3.1.3应调查核电厂人员利用非常规措施来缓解核电厂薄弱环节的能力，包括在恶劣环境条件下的 人员行为和可靠性。如果必须执行这些任务，应提供保护措施并规定执行此类任务所进行的培训。 6.3.1.4对于严重事故下的专用设备，应足够可靠，应证明其在严重事故工况下执行所需功能的能力。 对于非专设或已有的设备，也应论证其在严重事故工况下的可用性，为严重事故管理导则的编制提供分 析支持。如无法确保某些设备的可用性，应识别替代设备来执行所需功能。

6.3.2仪器仪表和控制

6.3.2.1因为严重事故管理导则的执行依赖于对多个关键电厂参数的评估能力，应识别事故缓解措施 所需要的核电厂参数。应识别所有这些参数能否从核电厂仪器仪表中得到。如果仪器仪表能够用非专用 方式提供关于事故进程的信息，也应研究这种可能性并纳入导则中（比如，堆外中子探测器读数受压力 容器中堆芯碎片的位置和剩余水量的影响，因此可用这些读数来获得事故进程的信息）。 6.3.2.2应考虑相关仪器仪表的现有鉴定，识别这些设备在超过其鉴定条件时的运行能力。获取必要 信息的首选方法是使用通过在预期环境下鉴定的仪器仪表。在首选仪器仪表不可用或不可靠时，应识别 可替代的仪器仪表。在替代仪器仪表仍不可用的情况下，应制定可替代方法，例如辅助计算。还应考虑 从就地仪器仪表或利用非常规方法导出重要核电厂参数的能力（例如，可以从蒸汽管道和蒸汽发生器排 污管线的就地压力测量来导出蒸汽发生器的水位）。 6.3.2.3应识别严重事故条件下的仪器仪表可预期的失效模式以及由此产生的仪器仪表显示（例如， 超量程高、超量程低、漂移等）“。在仪器仪表的指示出现误差时，应利用其它可直接得到或导出的指 示对严重事故管理导则中用于诊断核电厂状态的所有指示进行标定”，以减小错误读数带来的风险。 6.3.2.4在评估仪器仪表的能力时，应清楚地认识用于严重事故管理的各种仪器仪表的精度要求。在 许多情况下，仪器仪表指示出正确的发展趋势可能比指定出精确数更为重要

6.3.3设备更新和设计改进

2 仪器仪表可以通过具有相同功能的不同仪器仪表相互核查，或者根据类似功能的仪器仪表的读数经简单地 进行标定。

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6.3.3.1应对严重事故缓解重要的设计特性进行评估，考虑决定是否增加或更新现有设备或仪器仪表。 如综合考虑成本效益比决定增加或更新设备或仪器仪表。建议这类设备或仪器仪表的设计规范应能确保 其适当独立于现有的系统，并且该设备或仪器仪表有足够裕量以确信在预期工况下使用时能恰当执行其 功能。一且增加或更新设备或仪器仪表，必要时，应对严重事故管理导则进行修订。可为这些设备或仪 表制定严重事故工况下专门的运行规程

a) 严重事故中的安全壳隔离，包括防止安全壳旁通： b) 监督安全壳参数，以便对机组状态包括裂变产物和氢气浓度进行早期诊断； c) 在严重事故后的合理时间内确保安全壳密封性，包括保持安全壳隔离装置、贯穿件和人员舱门 的功能； d) 利用安全壳热量移出系统控制安全壳内的压力和温度： e) 控制严重事故过程中释放的可燃气体、裂变产物和其它物质的浓度； f) 安全壳超压和负压保护； g) 预防高压熔堆； h) 预防压力容器熔穿； i) 预防和缓解堆芯熔融物熔穿安全壳底板； n 监测和控制安全壳泄漏。

6.4严重事故缓解策略的制定

6. 4. 1制定策略的范围

6.4.2缓解策略的目标

《城镇污水处理厂工程质量验收规范 GB50334-2017》严重事故缓解策略的目标见4.2。

6.4.3缓解策略的应用

特定缓解策略的应用应基于核电厂某一损坏状态的单个参数或一组参数的指示。核电厂损坏状态反 映事故发展过程中严重程度不断上升的不同阶段。它们标识了核电厂裂变产物屏障威胁相关的堆芯状态 和安全壳状态。例如，对堆芯而言：压力容器内堆芯的冷却和被淹没、压力容器内堆芯的过热和严重损 坏、压力容器外的堆芯冷却和被淹没、压力容器外的堆芯过热等；对于安全壳而言：受控的稳定状态、 受控的不稳定状态（即需要新的策略但裂变产物不会立即释放）、受威胁状态（立刻需要新的策略）、 以及正在释放等。

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6.4.4缓解策略的评估

应开发对可能使用的策略进行系统化评估的方法。应对不同策略进行优先分级，并在背景文档中记 录优先级选择的依据。应对不同策略的正面和负面影响进行评估，为在给定核电厂损坏状态下进行策略 的选择提供决策基础。应尽可能获取事故发展过程中的核电厂损坏状态的见解，利用这些见解协助选择 策略。

GB∕T 26733-2011 玻璃纤维湿法毡6.5严重事故管理导则的内容