核工業(yè)的管理變更：對安全性的影響INSAG-18國際核安全咨詢組（INSAG）是國際原子能機構的總負責人的顧問團，其主要職能如下：（1）舉辦研討會，以針對有關具有國際影響的一般性核安全問題進行信息交流；（2）識別當前重要的核安全問題，并以國際原子能機構范圍內的核安全活動的結果，以及其它相關信息為依據總結經驗教訓；（3）就核安全問題可能要求的信息交流和/或相關行動措施提出意見；（4）如果可能的話，制定出共享安全方案。序言，由總經理MohamedElBaradei所作。核工業(yè)正在經歷一個前所未有的變革時期。這種變化源于核工業(yè)操縱所處的政治與商業(yè)環(huán)境—大范圍內電力行業(yè)的重組，以及電力市場失調和競爭性市場的引入--這種變化還源于核工業(yè)本身日益增強競爭力的結果。這些壓力致使核電企業(yè)如何組織產生了顯著的變化。這種變化還可能繼續(xù)下去。所有負責核設施安全性的單位—以至董事會—-必須確保，在計劃并實施組織變更期間以及變更發(fā)生之后，對核安全性造成的潛在影響進行深入分析，同時維持高標準的安全性。如果慎重引入變更并妥善管理，則這種變更可以有效和安全進行，并在效率、競爭力，以及安全性方面取得進展，變更處理不善可能顯著影響事故的發(fā)生率，公司資產面臨風險的程度，以及公司聲譽，因此必須妥善處理變更以避免對安全性造成負面影響。本國際核安全咨詢組（INSAG）報告是為負責核設施總體安全性，以及制定和實施應對變更決策的董事會成員和高級主管而編寫。本報告還為代表公眾的高級監(jiān)管機構而編寫，確保董事會成員和執(zhí)行主管履行其安全職責。本報告討論變更將如何且為何影響高水平安全的維修，以及采取何種措施應對挑戰(zhàn)，并因此取得所有的變更效益。本報告將安全管理工程變更的已確認方案，和落實類似方案以管理組織機構變更的必要性進行對比。此外，針對持照者提出其企業(yè)的組織和管理變更方案，本報告還確定了監(jiān)管機構應予以審核的相關問題。本人很榮幸將此報告向更廣泛的受眾發(fā)布。更重要的是，本人希望此報告會有助于提高對這一重要問題的認識，在各個核電廠進行充分強調。目錄1.簡介2.核工業(yè)中的變更3.變更對安全性的潛在影響3.1.對組織安全性的影響3.2.變更對個人的影響4.監(jiān)管機構的作用5.實踐步驟6.總結參考文件國際核安全咨詢組的成員國際核安全咨詢組出版文件1.簡介1.核工業(yè)正在經歷一個前所未有的變革時期。這種變更起因于有關核工業(yè)的政治與商業(yè)環(huán)境，也是核工業(yè)本身日益增強競爭力的結果。這些壓力對如何組織核電企業(yè)方面形成顯著的變化。這種變化還可能繼續(xù)下去。2.在組織機構變更的整個過程中，以及變更發(fā)生之后，對構成核工業(yè)的各個方面保持高標準安全性是非常重要的。如果慎重引入變更并妥善管理，則這種變更可以有效和安全進行，并在效率、競爭力，以及安全性方面取得進展，經驗證明這不是可以輕易解決的問題。核設施結構非常復雜，需要隨時預見變更對安全性的潛在影響。然而，歷史經驗明確地告訴我們，許多變化不僅對設計中已經內置的安全性，而且對核組織機構的安全素養(yǎng)均產生巨大的潛在影響。變更管理不善將顯著影響事故發(fā)生率，公司資產的風險程度，以及公司聲譽。3.本國際核安全咨詢組（INSAG）報告針對的是負責核設施總體安全性，以及制定和實施應對變更決策的董事會成員和高級主管。本報告還為代表公眾的高級監(jiān)管機構而編寫，確保董事會成員和執(zhí)行主管履行其安全職責。4.本報告討論變更將如何且為何影響高水平安全的維修，以及采取何種措施應對挑戰(zhàn)，并因此取得所有的變更效益。本報告將安全管理工程設計修改的已確認方案，和落實類似方案以管理組織變更的必要性進行對比。此外，本報告還針對持照者提出其企業(yè)組織和管理變更時，監(jiān)管機構需要予以審核的問題進行確定。2.核工業(yè)中的變更5.核工業(yè)中許多變化的發(fā)生源于電廠的結構變化，核電工業(yè)失調，私有化，以及提高工業(yè)競爭力的需要。這些壓力致使電廠及其供應商發(fā)生重大的結構變化，如兼并，壟斷解體，核電廠向新公司的出售，以及核活性生存或終止的決策。例如，關閉核電站的決定對其剩余年限中的安全性具有顯著影響，尤其是關閉時間早于預期計劃，或者因非技術原因產生的關閉。6.提高效率且降低成本的驅動力可能造成具有顯著安全影響的組織變化。舉例如下：—協(xié)調標準與規(guī)程的驅動力，如企業(yè)合并之后；—為提供中心支持服務的配置系統(tǒng)中的變化，如工程支持，采購和人力資源；—對有可能在關鍵領域缺乏專業(yè)技能的辦公室重新布置?！黾泳S護停堆或檢查停堆的時間以提高容量因子。—縮短維護和換料提高停堆時間以提高容量因子?！衅负团嘤枂T工的政策變化?！芾韺拥目s減。7.降低成本的驅動力還可能造成影響安全性的工程改進或電廠運行模式的變更。舉例如下：—從基本載荷到更加靈活的運行模式的改變；—電廠改動，如增加功率輸出；—燃料類型的更改，以及高燃耗系數或載荷系數的改進；—運行政策和原則的改變；—技術規(guī)范的變更。3.變更對安全性的潛在影響3.1.對組織安全的影響8.國際核安全咨詢組（INSAG）強調，至今已經成功實施了許多變更措施，同時對安全的維護或改善進行了適當關注。變更得到妥善管理后，在操縱效率、總體安全性和許多核設施方面均有了顯著改善。本節(jié)以核工業(yè)取得的實際經驗為基礎，針對變更管理不善時，這些變更類型如何對安全造成不利影響進行簡要說明。其中一些影響是本質性的。本報告的第5節(jié)講述了管理這些變更的實際步驟，以取得預期效益和避免不利影響。9.通過列舉一些降低成本的驅動力致使資源短缺的案例，有效保持電廠構件的高度安全可靠性。盡管這些決策對公司的金融狀況實現了短期改善，但長期安全性和盈利性依然受到巨大影響。從這種電廠惡化狀況中恢復所需的成本遠遠超出電廠早期取得的資金儲量。10.一些兼并和接管活動致使董事會和領導層的核相關專業(yè)知識缺失。新的董事和主管會為公司帶來全新的觀念和活力。但是，確保安全性所必需的核專業(yè)知識和原則意識依然是至關重要的。某些有關資源分配的決策在不了解縱深防御的必要因素的情況下制定了出來，而縱深防御對實現高度安全性是至關重要的。在這種情況下，監(jiān)管機構已經采取糾正措施，但公司的聲譽和利益受到了損失。11.規(guī)模縮小和工程重組造成人員配備不足，缺乏優(yōu)秀員工。外包活動在保持承包商必要的實用專業(yè)知識方面產生一定困難，并造成對專業(yè)知識外源的過度信賴，這是無法實現長期保證的。管理層數量的減少可能造成對員工工作的監(jiān)管或監(jiān)督不足。12.成本降低方案致使員工培訓和再培訓所需的有效資源減少。最后的結果是，評估設計變更影響和維護設備關鍵組件所需的有資質員工配備不足。13.采購和庫存政策的變更使得備品備件庫存的減少，以致于在維護過程中采取捷徑措施，尤其是在巨大壓力的情況下縮短了停堆時間。還有一種走捷徑的情況是，董事會和高層主管做出某行動時優(yōu)先考慮的是商業(yè)因素而不是安全性，盡管公司政策已有明確說明。14.以上事例并不是僅針對核工業(yè)。但是，核工業(yè)應比其它任何工業(yè)更加重視這些事例，因為核設施結構非常復雜，并且需要在試運行、操縱和停運過程中保持幾十年持續(xù)、完善和高標準安全性。這些事例說明在任何變更過程中保持警覺是至關重要的，以確保變更效益能夠真正實現，而以往經驗已經證明了其可實現性。3.2.變更對個人的影響15.電廠安全也取決于企業(yè)內部個人的價值觀和安全素養(yǎng)。IAEA安全系列11[1]規(guī)定了最高水平的安全素養(yǎng)，INSAG-15[2]對其進行了進一步探討，以作為公司內所有個人努力提高安全素養(yǎng)的連續(xù)性程序。這就是個人所熟知的“我們能為公司做什么”。16.通常情況下，變更對于公司內的員工來說是一種威脅，可能對其思想、對公司的忠誠度，尤其是對安全素養(yǎng)的貢獻產生顯著影響。如果員工個人感覺到其價值與公司的價值觀不再一致，良好的安全素養(yǎng)的意識，諸如跡近錯失事件匯報，保持挑戰(zhàn)和質疑的態(tài)度，團隊合作以確定并獲得改進機會等，可能（或已經）提早夭折。例如，如果公司的某些措施給人造成的印象是，降低成本遠遠比安全性更重要，那么安全工程師可能不再像以前那樣，敦促要求針對設計變更的完全可接受的安全事例，盡管公司政策已另有明確說明。17.另外，變更管理不善可能在關鍵技術人員中產生有關未來職責，甚至是職業(yè)安全感方面的不必要的顯著的和長期不確定性。這種不確定性可能分散了對安全問題的注意力，甚至致使關鍵技術人員離開本公司。18.因此，向員工實現并保持最高水平安全承諾的公司管理，即使在公司相對穩(wěn)定期間，始終是一項復雜的任務。重大機構變更時期，尤其是提高競爭力的必要推動力下，為保持安全性的最高優(yōu)先級提供了更加具有挑戰(zhàn)性的環(huán)境。因此，在變更期間保持和證明公司對安全和安全素養(yǎng)的承諾是至關重要的，同時，注意變更對員工個人在保持良好安全素養(yǎng)必需的關鍵因素方面的認知觀念的影響。4.監(jiān)管機構的作用19.正如難以管理機構變更對安全性的影響一樣，監(jiān)管機構在理解推進變更的壓力，以及處理其產生的安全影響方面也面臨一些實際挑戰(zhàn)。但是，監(jiān)管機構對公眾有責任確保操縱機構的安全性，因此監(jiān)管機構必須適時參與其中。其參與度取決于組織機構對相關問題的理解程度，以及處理問題時有關規(guī)程的穩(wěn)定性。還有非常重要的一點是，監(jiān)管機構不應妨礙或不必要的減慢有利于安全性的一般或較小的變更，應限制監(jiān)管機構參與到變更對安全的影響過程中。監(jiān)測與評估安全影響的系統(tǒng)不應繁瑣復雜，監(jiān)管機構保持思想開放，不應負責對屬于操縱員的管理問題作出決策。如上所述，員工個體將不斷感受到變更的影響。做出必要變化時嚴重的延誤問題可能對個人的思想狀態(tài)產生非常不利的影響，以致于造成總體安全素養(yǎng)的水平下降。在利用時間制定合理程序和消除不確定性之間應求得平衡。組織機構與高級監(jiān)管機構之間的密切聯系對于實現這種復雜的平衡非常重要。需要明確的是，安全的主要責任在于持照者，監(jiān)管機構的基本職能是確保持照者對預期變化的安全影響進行合理的自我評估，并在實施變更時考慮到這種自我評估的結果。5.實踐步驟20.在過去的數年內，許多電廠面臨重大的機構變更，并已經制定了管理這些變更的制度和規(guī)程序。在某些情況下，監(jiān)管機構提出了一些電廠必須遵循的要求。通過深思熟慮的已管理程序做出變更的具體建議和經驗參見IAEA文件“核電廠的管理變更”[3]，該文件對處理重大工程設計修改問題的影響和程序也進行了相關說明。一些國際核安全咨詢組（INSAG）報告中提出了關于這一活動的要求。本報告明確強調了做出有可能影響安全的變更時需要遵循的基本原理，尤其是機構與個人的安全素養(yǎng)可能受到顯著影響。為管理工程設計修改而制定系統(tǒng)性方法獲得的經驗可用于開發(fā)用以應對機構變更的相關方法。21.國際核安全咨詢組（INSAG）建議各公司應像為工程設計修改時所做的一樣，制定出正規(guī)系統(tǒng)性方案以便對擬定變更進行審查。對于重大變更，以及對安全產生顯著影響的變更，董事會和高級管理層應確保對變更的安全影響進行充分合理的說明。這些問題應在董事會議上展開討論。22.國際核安全咨詢組（INSAG）認為應對有可能影響安全的任何變更進行安全評價。INSAG建議：—機構內部對安全評估進行獨立審查；—組織機構應將正規(guī)程序落實到位，同時根據評估結果考慮到變更對安全的影響?！獙τ诟又卮蟮淖兏?，應向核安全委員會，或者外部人員尋求建議?！獙τ诟又卮蟮淖兏诮浌径聲罱K審批之前，監(jiān)管機構應形成獨立的意見。23.本程序在公司內部得到支持和了解是很重要的，尤其是執(zhí)行新的管理結構之后。國際核安全咨詢組（INSAG）認為，一些處理工程設計修改的原則對于評估安全影響和控制機構變更的影響也是有價值的，如下所述：—操縱機構應根據約定準則對變更的安全意義進行分類?！猩鲜鰯M定變更在某種程度上達成一致后應通知監(jiān)管機構。—操縱員針對擬定變更如何繼續(xù)保持在安全接受水平方面制定案例。包括從舊到新的組織機構配置的過渡過程中的最終崗位和配置。任何具有重大意義的配置應經過管理機構的同意?！獙彶闄C構應確保一系列小的變更不會損害到安全性?！贫ǔ鲆惶子糜诒O(jiān)測計劃性引入重大變更的進展情況的系統(tǒng)，同時對任何缺陷不足進行快速識別以采取補救措施。24.鞏固本程序是與員工和其它利益相關者真誠和公開交流的需要，說明變更的安全影響，詳述所采取的措施，設定適當的信息反饋機制以便于監(jiān)測所實施變更的效果。25.不同變更的相互作用也應加以考慮。每種變更本身可能對安全產生有限影響，但復合變更可能會產生更加重大的影響。國際核安全咨詢組（INSAG）建議，在可能的情況下，應盡量減少有可能影響安全性的不同變更方案的數量，不過對于某些更深入確定的變更，減少其數量有時是不可能的。此外，運行機構在繼續(xù)執(zhí)行運行程序的同時，對所執(zhí)行變更的全部工作量應予以充分重視。26.盡管采取所有預防措施，并考慮到上述提出的原則，某些變更仍然不可避免地對安全產生意想不到的負面影響。因此，充分落實監(jiān)測程序以便對這種趨向進行預警，從而在接近最低可接受安全水平之前采取補救措施。在可能的情況下，這種補救措施應提前進行計劃編制。選擇需要監(jiān)測的措施，以及評估該措施對任何惡化趨向提供預警的有效性時應小心謹慎。對安全水平產生潛在重大影響的變更應予以集中監(jiān)控以便盡早發(fā)現不利跡象。必須考慮到其潛在的有效性，并對某種情況得以恢復的速度進行評估。27.有關這種監(jiān)測程序結果的定期應提交董事會和高級管理層進行研討，這是非常重要的。6.總結28.核工業(yè)發(fā)生變更過程中，面臨著特殊的挑戰(zhàn)。核設施結構復雜，要求高水平的積極上進的勞動力進行安全有效地操縱。電廠運行數十年來，核工業(yè)一直期待一種高水平安全性。安全水平下降，即使是短期內，也是不可接受的。如果出現這種情況，應采取有效的即時行動。29.在過去幾年內，核設施的安全水平和有效性實際上已經得到穩(wěn)定提高。只要有利于核工業(yè)發(fā)展的變更不會違反標準或未來發(fā)展趨勢，這種變更便可以進行充分利用。但是，對于計劃性重大變更，不僅確保工程設計改進安全的系統(tǒng)，而且組織機構系統(tǒng)均應進行嚴格的獨立審查，這是至關重要的。運營公司的董事會必須意識到其安全操縱的責任，董事會與監(jiān)管機構必須確保在任何重大變更過程中，安全和安全意義始終是第一要務。30.變更對實現安全的途徑，以及組織機構和個人的安全素養(yǎng)均具有巨大的壓力。組織機構領導的關鍵任務是，將保持和加強該機構的整體安全素養(yǎng)作為始終強調的最高優(yōu)先級。對于有助于加強安全素養(yǎng)的一些關鍵因素，尤其是在顯著加強企業(yè)的安全承諾以取信于員工的必要性，以及繼續(xù)開誠布公地交流安全問題的必要性方面，應引起高度重視。必須認識到變更對個人承諾的影響，以及對維護良好安全素養(yǎng)的影響。因此，領導在計劃和實施變更活動過程中采取的所有措施應進行測試，以確定這些措施對員工個人的關鍵因素認知的影響，并在無法避免的不確定時期作為穩(wěn)定性的指向標。參考文件[1]國際原子能組織，發(fā)展核活動中的安全素養(yǎng)，有助于發(fā)展的實用性建議，安全報告序列號11國際原子能組織，維也納（1998）。[2]國際核安全咨詢組，加強安全素養(yǎng)的重要實際問題，INSAG-15，國際原子能組織，維也納（2002）。[3]國際原子能組織，核電廠中的管理變更，IAEA-TECDOC-1226，維也納（2001）。潤滑脂的使用潤滑脂使用不當，或潤滑不充分可能造成電廠結構完整性受損，人身傷害，反應堆緊急停堆延誤，以及安全系統(tǒng)不可用。事件核電站名稱：Farley核電站（美國-壓水反應堆-美國西屋公司）臥式環(huán)路安全殼鋼筋束損壞--參考：WERATL12-0509一條臥式環(huán)路鋼筋束電纜從電纜套管內射進樓梯井大約15英尺，撞擊對面的井壁。潤滑油受迫從井壁射出，落在了第一個著陸的樓梯井上。這些鋼筋束由直徑相同的170根電纜組成。錨-頭開裂導致了這一事件的發(fā)生。要點氫應力開裂致使鋼筋束錨-頭部發(fā)生故障。鋼筋束填充劑（潤滑脂）的中和能力故障對錨-頭創(chuàng)造了負面影響。如果電纜射出的區(qū)域有工作人員，則很可能會嚴重受傷。影響因素潤滑脂在氧化環(huán)境中質量退化將產生化學降解物，如酸和水。這些雜質/產物會形成一個腐蝕電解槽，形成并加速對基底金屬的腐蝕。核電站名稱：Ikata核電站（日本-壓水反應堆-日本三菱）開啟反應堆停堆斷路器的操縱時間延遲--參考：MERTYO11-095在正常操縱期間發(fā)現打開反應堆停堆斷路器的操縱時間出現延遲。斷路器出現缺陷后，反應堆保護系統(tǒng)的其中一套邏輯電路系統(tǒng)（共四套）失效，電廠臨時進入操縱極限工況。要點在定期停堆過程中的反應堆停堆斷路器開關機制的潤滑系統(tǒng)無效，潤滑油沒有滲透到潤滑脂中。因此。潤滑脂發(fā)生氧化降解，潤滑脂粘度增加，停堆壓緊軸和主軋輥的滑動阻力增加，以致于開關操縱時間延遲。影響因素相關程序中未包含周期性大修過程中對開關機構更換潤滑脂的警示信息。核電站名稱：Flamanville（法國-壓水反應堆-法瑪通公司）安全相關閥門的電氣伺服電動機內潤滑脂混合不符合規(guī)定--參考：MERPAR10-005換料大修期間，檢查發(fā)現多個安全相關閥的致動器內存在兩種不同潤滑脂。不同潤滑脂混合事件，最初在另一家核電站曾經發(fā)現過，顯示出共模故障機理，有可能影響到多個核電站。公司工程師決定，每一個核電站均應在下一次換料大修期間進行相關檢查。在flamanville核電站的檢查結果確認，在安全殼噴淋、化學與容量控制、安全噴射、余熱排出系統(tǒng)、組件冷卻系統(tǒng)，以及儀表用空氣系統(tǒng)中安裝的30個安全相關閥內存在不同種類混合的潤滑脂。要點執(zhí)行改造活動更改了致動器內的潤滑脂類型。在改造過程中，舊的潤滑脂沒有徹底清除，造成兩種不同潤滑脂混合事件。影響因素兩種潤滑脂雖屬于同一種功能設計，但不應混合在一起，否則有可能影響閥門的正常操縱。核電站名稱：Gentilly核電站（加拿大-重水-加拿大原子能有限公司）應急柴油發(fā)電機啟動故障--參考：WERATL12-0454機組在88%的功率狀態(tài)下，對柴油發(fā)電機進行測試時，由于啟動時間超時（15秒以上）導致啟動失敗。重復測試時因同一種原因依然啟動失敗。因此宣布此柴油機不可用。要點上一次維修活動執(zhí)行期間，潤滑啟動器時使用了不同種類的潤滑脂。影響因素本程序中沒有對潤滑脂的種類進行明確重申。核電站名稱：Oskarshmn核電站（瑞典-沸水反應堆-ABBAtom）應急電源柴油機660GA1與GB2啟動失敗--參考：WERPAR13-0016機組在冷停堆狀態(tài)下，在檢查性試驗過程中，應急電源柴油機660GB2在兩次啟動嘗試中啟動失?。ü?次）。這臺冗余應急電源柴油機660GA1還未準備好進入操縱狀態(tài)。而當時，應急電源柴油機660GC3和GD4已經準備就緒。要點啟動發(fā)電機內的潤滑脂潤滑位置錯誤。影響因素制造商裝配/建造缺陷重要注意事項（經驗教訓）如何確保在選擇潤滑脂時根據其所暴露的環(huán)境狀況予以充分考慮？如果一臺設備上允許使用不同種類的潤滑脂，采取何種控制措施以確定潤滑脂是否發(fā)生混合？如果不允許不同潤滑脂相混合，那么采取何種控制措施防止其混合？一種潤滑油由另一種進行更換時，有哪些相關要求？誰負責進行評估？設備制造商與潤滑油生產商如何參與到本程序中？潤滑某個組件時，需要及時徹底清除舊的潤滑脂嗎？如果設備結構不允許清除舊的潤滑脂，應采用哪種應急行動？使用哪種潤滑脂分析技術對潤滑分解和異常磨損現象提供早期檢測。對于如何使用潤滑脂，我們有合適的程序及相關警示信息嗎？如何進行適當審查？如何將工業(yè)運行經驗，諸如WANOJIT匯報表之類，納入有關潤滑脂使用的任務和工作包中？如何培訓維修人員掌握應用潤滑脂所需的技能和知識？如何對潤滑脂進行儲存和標識，以避免錯誤使用或混用呢？基于壓力邊界泄漏的退化狀況報告Palisades核電站1號機組，2012年8月12日事件摘要：本機組在供電狀態(tài)下運行時，發(fā)現了不明主冷卻劑泄漏現象。最后，決定停堆本機組?？刂瓢趄寗訖C構的承壓殼體上發(fā)現了蒸汽泄漏。原因：根本原因在于，控制棒上殼套，支撐管，抗震支撐以及相關反應堆頂部貫穿件之間制造不規(guī)范和錯對中造成堆焊區(qū)產生應力?？赡艿闹苯釉蛟谟诖┚Ωg開裂。關鍵詞：控制棒，驅動器，泄漏，錯對中，反應堆冷卻，穿晶，應力腐蝕參考文件摘要由于主冷區(qū)系統(tǒng)不明泄漏測量，Palisades核電站執(zhí)行了控制電廠停堆。停堆后，立即對控制棒驅動機構CRD-24的上殼套泄漏現象進行檢查。PEN48182-Palisades核電站事件報告LER2012-001，基于壓力邊界泄漏的退化狀況報告于2012年10月11日提交核管理委員會。描述在2012年8月12日，CRD-24上發(fā)現了PCS壓力邊界穿墻泄漏（控制棒驅動機構-RXHEADLOC'N）造成運行限制條件3.4.13無線電聯絡工況這要求電廠在36小時內進入第5模式。計劃停堆之后，調查主冷卻系統(tǒng)中不明泄漏源（PCS），主冷卻系統(tǒng)第3模式慢速運行發(fā)現CRD-24的蒸汽泄漏，控制棒驅動機構（CRD），承壓殼體。泄漏位置在控制棒驅動機構（CRD）上方距離反應堆頂部法蘭1英尺處。2012年7月11日，Palisades核電站在受迫停堆后啟動，而在7月19日，注意到主冷卻系統(tǒng)內泄漏率輕微增加，從標稱0.156gpm上升到0.248gpm。操縱程序進入主冷卻泄漏的離位程序，啟動運行決策問題程序，以便向操縱員提供指南和觸發(fā)點以指導進一步行動。主冷卻系統(tǒng)不明泄漏緩慢增加并達到技術規(guī)范操縱極限工況3.4.13中規(guī)定的容許1.0gpm泄漏速率的約35%。在電廠功率狀態(tài)下，對安全殼內部的泄漏狀況進行調查后沒有發(fā)現泄漏源。為調查主冷卻系統(tǒng)不明泄漏源，Palisades核電站于8月12日在第3模式停堆，在反應堆壓力容器頂蓋區(qū)進行檢查后發(fā)現，泄漏來自于CRD-24上殼套區(qū)域。電廠冷卻到第5模式，開始執(zhí)行修復泄漏區(qū)的計劃。事件后果：控制棒驅動機構（CRD）頂部法蘭上檢測到不明主冷卻系統(tǒng)的泄漏現象。本機組停堆以進行調查和修補行動。分析/意見：根本原因1：由于CRD-24上殼套、支撐管、抗震支撐，以及相關反應堆頂部貫穿件/CRDM接管之間的制造缺陷和不對中問題，致使焊縫累積區(qū)產生應力。在其它8臺受測試的上殼套內未發(fā)現開裂現象，發(fā)生故障的CRD-24上殼套含有尚未確定的附加應力。這是CRD-24與其它控制棒驅動上殼套的獨特之處。可能直接原因1：在CRD-24的內部焊縫堆積金屬內部出現穿晶應力腐蝕開裂。首先在焊接金屬內出現穿墻開裂，然后裂紋蔓延到基體金屬內，直到內徑堆焊的底板處的外徑證示段區(qū)域出現泄漏。根據定義，穿晶應力腐蝕開裂（TGSCC）是指要求同時具備3個條件：1）可疑物質；2）腐蝕環(huán)境；3）應力。糾正行動CAPR-1：在工作令323898下，更換控制棒驅動機構CRD-24.的上殼套。CAPR-2：制定并執(zhí)行對1R23及以上控制棒驅動機構（CRD）上殼套的檢驗計劃。至少考慮以下檢驗類型：超聲波探傷&內部探測檢驗。作為分析的一部分，制定推薦的樣品尺寸、頻率和試驗依據。獲得糾正行動審查委員會主席對試驗計劃和范圍的批準。在1R23范圍凍結日期2012年11月6日之前，將1R23范圍增加文檔進行編制并納入到停堆計劃中。條件范圍：在2012年附件根本原因報告高壓汽輪機葉片損壞（布魯斯電廠，4號機組，2012年8月29日）布魯斯電廠，4號機組，2012年8月29日事件摘要：在2012年8月29日，4號機組計劃性大修期間，對其高壓渦輪機進行拆卸以執(zhí)行改造和檢查行動，在其靜葉片和旋轉葉片上發(fā)現了意外損壞現象。原機組啟動之后，制定一項遺留決策以增加汽包運行壓力，從而盡量增加汽輪發(fā)電機輸出。這種額外壓力造成高壓汽輪機內部數個內部組件產生輕微損壞，而高壓汽輪機處于預期生命周期之內。除影響汽輪機長期效率和完整性之外，也增加了異物侵入高壓汽輪機的組件下游的風險。將所有葉片的碎片清除，并安裝新更換的葉片和密封環(huán)，以使高壓汽輪機返回安全操縱狀態(tài)。組件信息：高壓汽輪機制造商：美國核能研究所Parsons，由Siemens提供支持。型號：（見附件）描述：對4號機組高壓汽輪機進行拆卸以進行改造和檢查，作為機組計劃性低壓汽輪機轉子更換項目的一部分。檢查人員發(fā)現了金屬碎片，高壓缸殼體內出現了汽輪機靜葉片與旋轉葉片，以及密封插件的大部分類似碎片。對損壞組件的取證分析確認了這一結果。事件后果：跡近錯失：葉片碎片的發(fā)現和異物侵入風險對高壓汽輪機的組件下游的操縱造成不利影響。分析/意見：進行調查活動以確定損壞葉片的原因，吸取經驗教訓。在20世紀80年代制定遺贈決策，以便提高汽包操縱壓力，增加汽輪發(fā)電機輸出。本事件的原因在于兩條假設，未經充分驗證。為確保在2004年計劃性大修期間盡快開展維修活動，將一個快速冷卻實踐應用到高壓汽輪機上，加速了靜葉片及其密封環(huán)的降解。后來決定，高壓汽輪機在缺少數個葉片密封環(huán)的情況下繼續(xù)進行操縱。這一決定以一種假設為依據，即輸出效率重于系統(tǒng)安全。汽輪機和輔助設備的設計文件和壽期管理計劃未提供有關在發(fā)現葉片完整性受損或密封件缺失情況下，如何管理風險的具體信息。電廠信息交流：Burleigh院長部門經理，電站配套設施工程–布魯斯A–布魯斯電廠dean.burleigh@1（866）748-4787轉16220糾正行動：臨時行動：-清除所有葉片的碎片，安裝新更換的葉片。-為布魯斯A號汽輪機及其輔助設備發(fā)布壽期管理計劃。-修改設計文件以通過本事件總結的經驗教訓取得設計和運行限值。長期行動：-為汽輪機系統(tǒng)安排盡職的元器件工程師。-將經驗教訓報告分發(fā)到電廠現場。附件：高壓汽輪機結構和故障組件的照片。不符合運行技術規(guī)范（OTS）事件發(fā)生，安全殼空氣取樣完成后，安全殼大氣控制系統(tǒng)未終止釋放程序。Koeberg核電站2號機組，2013年1月22日事件摘要：在準備進入2號機組的安全殼時，安全殼大氣控制系統(tǒng)需要啟動安全殼凈化釋放程序。在凈化過程中，提取了安全殼空氣樣品，以致于發(fā)生第2組事件。宣布進入運行限制條件（LCO），但未遵守運行技術規(guī)范（OTS）中的關于停止釋放的要求。描述：Koeberg核電站2號機組，在安全殼大氣控制系統(tǒng)凈化釋放過程中對安全殼空氣進行采樣。負責凈化包工作的運行安全主管通知高級值班主管，必須到03:30采樣才滿足規(guī)定的8小時要求。關于在活性炭過濾器的下游進行安全殼大氣取樣的要求沒有包含在運行日志中。大約03:00時，化學工程師與控制室聯系，通知值班主管進行取樣。值班經理認為化學工程師指的是活性炭過濾器下游的樣品，但實際上值班化學工程師指的是安全殼大氣樣品。（理解錯誤）化學工程師為更改過濾介質關閉了輻射監(jiān)測泵（碘吸附盒，氚鼓泡管內的水分和紙濾器）。用于停止低流量/流量故障的報警器沒有發(fā)出持續(xù)報警，而泵僅關閉大約10分鐘。泵的關閉刺激了運行技術規(guī)范（OTS）第2組事件。在大約03:35時，值班化學工程師到泵室提取采樣介質時，注意到該泵已停機，便聯系控制室以確定操縱程序是否已經關閉了監(jiān)測泵。第2組事件宣布“反應堆廠房內的氣體活度測量通道，和其它系列泵不可用”。第2組事件的運行技術規(guī)范（OTS）規(guī)定“禁止或停止任何釋放程序，確保系統(tǒng)的隔離”。本應停止的掃氣程序未進行關閉。第2組事件未遵循運行技術規(guī)范（OTS）規(guī)定的停止釋放要求。事件后果：在安全殼大氣控制系統(tǒng)掃氣過程中，進行了安全殼空氣采樣。安全殼空氣樣品誘發(fā)了第2組事件的發(fā)生–宣布運行限制條件（LCO），但未遵循運行技術規(guī)范（OTS）中停止釋放的要求，因此屬于不符合OTS事件。分析/意見：直到2013年1月21日晚班為止，對安全殼大氣活性炭過濾器像以往一樣嚴格遵循8小時采樣要求。而晚班化學工程師沒有注意到有關采樣的以下行為：-沒有帶著質疑的態(tài)度查看日志項-交班時僅交代了安全殼空氣采樣要求高級值班主管與化學工程師進行交流時沒有交代具體信息，即沒有強調在活性炭過濾器的采樣問題。有關安全殼空氣樣品必須在活性炭過濾器下游提取的要求沒有包含在運行日志中。在向化學工程師發(fā)出采樣指令之后，運行值班會議上沒有再進行三方溝通。在03:00時，化學工程師與控制室聯系，通知值班主管進行取樣，他沒有強調必須進行首次核查?？偨Y：運行中沒有意識到安全殼空氣采樣要求直接作為輻射防護轉移到化學日志中。有關所有安全殼采樣要求必須與控制室操縱員協(xié)調。交班開始時，高級值班主管與值班主管確認，必須在03:30前完成采樣才滿足8小時采樣要求?；瘜W工程師參加運行交班過程中，討論了掃氣程序的執(zhí)行，化學工程師被要求在03:00進行采樣。但是，高級值班主管指的是按照釋放工作包的要求在活性炭過濾器下游進行采樣，化學工程師一直認為是安全殼空氣采樣，高級值班經理沒有意識到這一采樣要求。此外，采樣要求沒有包含在運行日志中，而是轉移到了化學日志中（作為常規(guī)實踐啟動采樣要求）。但是釋放程序啟動時，8小時采樣請求日志條目發(fā)送到了化學日志中。有一種可能性是，編制了另一份日志條目（即，03:00時活性炭過濾器的樣品D/S），化學工程師本應質疑這一采樣請求，但采取了僅進行安全殼空氣采樣的決定。化學工程師原以為釋放程序應截止到03:00，她認為在運行值班會議上討論的采樣指的是安全殼空氣采樣。糾正行動：-相關化學程序已經更新，包括所有安全殼采樣必須與控制室操縱員溝通。-將相關說明發(fā)送至所有化學工程師，通知化學工程師以下內容：相關化學程序已更新，所有安全殼采樣必須與控制室操縱員溝通，其他人員無權批準任何安全殼采樣請求。-更新工作指令，其中包括的一項內容是：如果在關閉泵之前，其它有關特定放射性監(jiān)測系統(tǒng)（KRT）泵的操縱正在進行中，化學工程師必須與控制室操縱員進行確認。-將相關說明發(fā)送至所有化學工程師和控制室操縱員，以說明以下內容：不符合運行標準的，不予批準。從其它組發(fā)送至各人員的運行任務/指令必須執(zhí)行三方溝通。-更新相關運行程序，其中包括觀測與輔導表，以明確強調操縱員與其他組員工之間的運行溝通。-值班主管暫停管理，核電站心理學者參與到補救程序中。無其他糾正行動。-改善糾正行動：在相關泵上貼附標簽，警告化學工程師如果其它特定泵的相關釋放程序正在進行中，化學工程師不應關閉泵。在電廠放射性監(jiān)測系統(tǒng)改造安裝過程中，沒有重視運行技術規(guī)范中有關14天維修時間的要求。Koeberg核電站2號機組，2012年12月6日事件摘要：在實施改造活動過程中，由于軟件相關問題，致使放射性監(jiān)測系統(tǒng)上的一臺惰性氣體采樣監(jiān)測器被宣布不可用。運行技術規(guī)范（OTS）中規(guī)定的14天維修時間內沒有解決這個問題，因此OTS要求未受到重視。描述：2012年11月18日，對Koeberg核電站2號機組執(zhí)行05042改造活動期間，由于軟件相關問題，致使放射性監(jiān)測系統(tǒng)上的一臺惰性氣體采樣監(jiān)測器被宣布不可用。如果其它機組的放射性監(jiān)測器可操縱，但需要14天的維修時間，本程序要求啟動第2組事件（LCO）。采樣監(jiān)測器不可用時間長達34天，超出了運行限制條件20天。安裝有關維修和系統(tǒng)設置文件和計算機硬件更新的改進軟件（MASS2）。但是，運轉失常的警報依然間歇性發(fā)出。由于計算機周期性重新啟動致使故障發(fā)生，致使反映所有有效通信端口的重新設置信號缺失。隨后，安裝了Ramvision軟件、Ramcalcul軟件、通信初始化程序，和MGPNetserverMP的最新軟件包。此系列干預措施處理了計算機的周期性重新啟動問題。后來發(fā)現故障的原因在于通信端口以及人機界面屏或VISU屏的凍結，這時改變閾值設定值和確認報警的接口啟動。安裝間諜軟件以識別軟件程序中的錯誤。相關數據返回原設備制造商（OEM）進行分析，并安裝修改的ACQ（征集）軟件。所有通信端口均確認可用。另一個故障是人機界面VISU屏間歇性凍結。12月10日，所有警報器在控制室通過驗證說明，這一故障對輻射監(jiān)測器報警能力的監(jiān)測操作沒有直接影響。屏幕凍結的原因被查明是采集處理機和VISU應用程序之間的通信故障。隨后，對VISU軟件進行修改，而對于VISU2，尋找屏幕的凍結故障。自2012年12月18日，繼以上軟件改進之后，采樣監(jiān)測器沒有關于其它功能故障的記錄。注意：針對上述軟件問題執(zhí)行單獨調查。事件后果：-不符合特殊規(guī)范中的14天維修時間要求。-如果必須超出14天維修時間限值，則必須通知各個委員會和監(jiān)管機構。-必須實行緩解行動以提供核安全保障。分析/意見：在Koeberg操縱指導委員（KOSC）上做出了有關所忽略的運行技術規(guī)范（OTS）要求的陳述。操縱指導委員（KOSC）請求通知國家核監(jiān)管機構（NNR）。隨后相關通知發(fā)送至國家核監(jiān)管機構（NNR）以識別出問題并警告運行限制條件（LCO）可能性擴展。這些通知規(guī)定了合理的緩解措施，以確保盡量避免對人員的危險。超出運行技術規(guī)范（OTS）要求的維修時間之后，安全工程師請求項目組提出問題通知（PN）以便在Koeberg核電站電子問題管理系統(tǒng)（EPMS）上強調和陳述本事件的趨勢，從而在以后追蹤到潛在負面趨勢。總結如果因某種原因不能滿足運行限制條件（LCO）規(guī)定的時間要求，則必須進行合理管理，并與相關方進行溝通以提供核安全保障。糾正行動：立即實施措施-將通知發(fā)送至國家核管理監(jiān)管機構（NNR）。緩解行動：-對相應1號機組惰性氣體采樣監(jiān)測器給予特別關注，以便在修復2號機組采樣監(jiān)測器（軟件/硬件修復）的過程中確保其功能正常。-通過采用局部區(qū)域監(jiān)測器對核輔助建筑（NAB）內部的各種周圍活度進行檢測。-提醒工作人員更加警惕在核輔助建筑（NAB）內部配備的電子紙顯示屏（EPD）。糾正行動：-在對Koeberg核電站1號機組（或其它機組）上的機組設施進行軟件安裝過程中，軟件工程師應隨時嚴陣以待進行即時調配。控制元件組件的上部抓具線圈降解要求電廠停堆。CalvertCliffs核電站1號機組，2012年11月19日事件摘要：2012年11月，在執(zhí)行進度控制元件組件（CEA）自由運動監(jiān)督試驗時，控制元件組件的上部抓具線圈的電流跟蹤顯示出一種噪聲特性，與以往觀測到的在2012年8月上旬CEA意外掉落堆芯之前發(fā)生的現象類似。上部抓具線圈的感應系數明顯低于預期。確定此現象產生是由于過熱。本機組停堆以更換上部抓具線圈組件。沒有對人員造成任何影響。描述：執(zhí)行控制元件組件（CEA）自由運動監(jiān)督試驗過程中，控制元件組件的上部抓具線圈的電流跟蹤顯示出一種噪聲特性，與2012年7月觀測到的在2012年8月上旬CEA意外掉落堆芯之前發(fā)生的現象類似。驗證上述結果而執(zhí)行了附加試驗，確定在上部抓具線圈發(fā)生故障之前對其進行更換。本機組停堆并冷卻下來，同時更換受影響的組件。沒有對人員造成任何影響。事件后果：控制元件組件的上部抓具線圈發(fā)生故障。要求機組停堆以開展維修工作。分析/意見：取證分析確定線圈組件出現故障是由于過熱。過熱現象的最可能原因判斷為控制元件驅動電機冷卻系統(tǒng)降解，以及上部抓具線圈高于賣方規(guī)定的吸持電壓。糾正行動：更換上部抓具線圈。對線圈跟蹤執(zhí)行每周監(jiān)測。在標準試驗程序過程中對線圈跟蹤執(zhí)行每季度監(jiān)測。連續(xù)兩月內對控制元件組件（CEA）執(zhí)行每日監(jiān)測，以便確定機組上安裝的每個熱電偶的基準溫度。將吸持電壓和步進電壓降低到賣方設計規(guī)范中所規(guī)定的要求。人員績效的下降趨勢導致事件后果和潛在事件后果的發(fā)生Monticello核電站1號機組，2013年2月19日事件摘要：該核電站在人為績效方面顯示了一種下降趨勢，致使發(fā)生事件后果和潛在事件后果。經理和主管縱容了一種企業(yè)文化的滋生，即實施風險和配置管理原則和行為已不再屬于第一要務。因此，工作人員在現場表現出的與相關原則相違背的行為，致使工作人員和設備均處于危險境地。描述：該核電站在人員績效方面顯示了一種下降趨勢，致使發(fā)生重大事件和潛在重大事件。這些人員績效問題導致第一級標記事件的發(fā)生，組件錯位現象破壞了安全系統(tǒng)，致使反應堆功率下降，緊急停堆，職業(yè)安全與健康管理（OSHA）可記錄傷害，以及一系列低級問題?，F場事件后果：核后果：由于人員績效問題，4-kV總線12鎖定致使電廠緊急停堆。放射性后果：目前沒有發(fā)現因本事件與問題產生的實際或潛在放射性后果。工業(yè)性后果：因人員績效行為而產生了有關工業(yè)安全問題的實際事件后果。例如，2012年本核電站已經發(fā)生4項OSHA可記錄事件；所有事件均與人員績效行為有關。出現了本可能造成重大事件后果的第一級標記問題，以及一系列具有潛在損害的跡近錯失。環(huán)境后果：目前沒有發(fā)現因本事件與問題產生的實際或潛在環(huán)境后果。事件后果：人員績效的下降趨勢造成了事件后果和潛在事件后果的發(fā)生。分析/意見：經理和主管縱容了一種企業(yè)文化的滋生，即實施風險和配置管理原則和行為已不再屬于第一要務。因此，工作人員在現場表現出的與相關原則相違背的行為，致使工作人員和設備均處于危險境地。（根本原因）組織機構沒有完全意識到現場人員的不合理行為，因為監(jiān)測程序沒有發(fā)現這種人員績效問題的預兆，以致組織機構沒有制定和實施糾正策略。這是由于觀測模板對識別預兆沒有起到協(xié)助作用。（直接原因）糾正行動：下述行動將確保電廠人員在現場實施核電站風險與配置管理原則和行為，以緩和電廠和人員的風險。另外，采取措施以提高核電站在及時識別低級人員績效問題方面的能力。1.實行2分鐘演練以確保在工作開始前識別和緩解工作現場的工業(yè)安全風險。2.準備材料、制定計劃，在RFO之前執(zhí)行核電站全面停工，以便就其根本原因的調查結果進行交流，加強對支持配置與風險管理原則和行為的期望。3.運行部門、維修部、輻射防護（RP）、化學部、安全部，以及項目/Bechtel工程部門的各經理（OPS）將與電廠經理及副經理約見，以通過其簽訂的承諾書確認并加強配置與風險管理原則和行為。4.確定一名對配置與風險管理原則和行為進行每周審查的經理。修訂PERG議事日程，其中包括以下內容：對過去一周內原則和行為的實施，以及對下一周落實原則和行為的機會進行討論。5.為各經理（運行、維修、工程（系統(tǒng)、程序，設計）、輻射防護、化學、商務支持、項目等部門）確定年度重復性任務，與主管和工作人員共同執(zhí)行投運活動，加強對支持配置與風險管理原則和行為的期望。其中包括閾值的期望樣品，并通過實例進行證明，即工作人員未關閉電廠運行設施并在主管不在的情況下采取不合理風險等級，導致故障或接近故障的后果。6.在2013年3月，4月和5月，觀測計劃參與者將各執(zhí)行一次（1）確保風險與配置管理的月度現場觀測行動，落實合理的原則和行為。將觀測行動記錄在觀測方法中。3個月后，本核電站將對所有經理執(zhí)行最低季度性現場觀測頻率。這些觀測活動屬于有危險的重要工作。7.展示目標領導視頻，選擇各部門（運行部門經理、維修部、人力資源部、工程部），以及一名主管/經理引導討論以下問題：自滿、求捷徑，和草率決定等態(tài)度問題如何有害于人員績效表現，主管和工人如何共同工作以緩解現場績效考核中的下降問題。8.在另一個核電站執(zhí)行HU與觀測培訓的正式基準點，并將結果提交績效評估審查委員會（PARB），建議即將執(zhí)行的措施。9.培訓經理和主管更加有效地識別出人員績效預兆，并對行為缺陷進行識別和記錄。10.修復現場觀測模板以確保識別出預兆行為，提供記錄和預測觀測行動的方法。使用ICES核動力運行研究院規(guī)范。這有助于改善低水平績效錯誤，對潛在后果錯誤的早期警報，以便提前采取組織糾正行動。11.修正HU“每周工具”排序程序以連續(xù)數周內在風險與配置管理原則和行為中循環(huán)，直到全部完成。首先將這些每周記錄按順序報告之后，繼續(xù)在整個“每周工具”排序中進行周期性混合。12.與公關經理確定和落實協(xié)議，確保每日D-15應包括風險或配置管理原則或行為，并對某組當天或第二天執(zhí)行的工作相關的原則或行為的至少一個實例進行討論。這一做法旨在通過一線工作人員與領導之間關于如何將原則和行為應用到工作活動中的互動討論，加強其原則和行為。安全相關系統(tǒng)中的節(jié)流孔板厚度不足Farley核電站（JosephM.）2號機組，2012年9月12日事件摘要：對2號機組汽輪機驅動輔助供水（TDAFW）節(jié)流孔板進行外部檢查，發(fā)現其中3個孔板的厚度為1/8而不是所要求的最低3/8的厚度。采取即時補充措施以確保節(jié)流孔執(zhí)行其正常安全功能。在2013年春季換料大修期間對現有汽輪機驅動輔助供水（TDAFW）節(jié)流孔板進行預期更換。此問題是由潛在的結構錯誤引起的。1990年有一份公告信息報告中說明在幾個電廠內發(fā)現了厚度為1/8的有缺陷節(jié)流孔板，但錯失了這次糾正此問題的機會。沒有產生直接事件后果。描述：對2號機組汽輪機驅動輔助供水（TDAFW）一系列節(jié)流孔板進行外部檢查，發(fā)現其中3個孔板的厚度為1/8而不是所要求的最低3/8的厚度。執(zhí)行臨時改造措施，以限制汽輪機驅動輔助供水（TDAFW）流量控制閥的行程，降低節(jié)流孔板的壓降，并確保其執(zhí)行其正常安全功能。在2013年春季換料大修期間對汽輪機驅動輔助供水（TDAFW）節(jié)流孔板進行預期更換。美國核能管制委員會的一份公告信息（IN）90-65，發(fā)布于90-10-5，該公告已經識別出在數個電廠內發(fā)現的厚度為1/8的有缺陷節(jié)流孔板。SNC執(zhí)行了對公告信息的審查，得出的結論是節(jié)流孔板具有防止變形的充分設計標準。未能根據IN90-65公告的關于驗證孔板的準確厚度的要求，執(zhí)行節(jié)流孔板的外部檢查，以致于錯失了尋找和修理尺寸錯誤的2號機組TDAFW節(jié)流孔板的機會。事件后果：本事件源于汽輪機驅動輔助供水系統(tǒng)的節(jié)流孔板的缺陷。由于本事件影響電廠安全之前發(fā)現了相關狀況，因此本事件沒有產生后果性影響。分析/意見：此問題的產生是由于潛在的結構錯誤引起的，而1990年有一份公告信息報告中已經說明在幾個電廠內發(fā)現了厚度為1/8的有缺陷節(jié)流孔板，但錯失了這次糾正此問題的機會。糾正行動：執(zhí)行臨時改造措施，以限制汽輪機驅動輔助供水（TDAFW）流量控制閥的行程，降低節(jié)流孔板的壓降，并確保其執(zhí)行其正常安全功能。在2013年春季換料大修期間對汽輪機驅動輔助供水（TDAFW）節(jié)流孔板進行預期更換。對CAR195856的狀況審查對其它安全相關系統(tǒng)內的節(jié)流孔板進行識別和評估，以確認合理的設計，必要時執(zhí)行附加檢查以驗證其充分性。第三安全殼屏障的完整性缺陷導致660l/h的量化泄漏Cruas核電站4號機組，2012年12月27日事件摘要：在2012年12月27日，化學部門執(zhí)行自動采樣以檢查壓力器內的硼濃度。采樣之后，技術人員使用控制盤關閉核取樣系統(tǒng)（REN）內氣動隔離閥4REN123VP，這時發(fā)現水分依然流過描述：在2012年5月19日，4號機組停堆期間，提出了一個維修請求以檢查閥門的中性點，和核取樣系統(tǒng)內的掛鎖氣動隔離閥4REN123VP。自動隔離閥4REN123VP在2012年5月212012年12月，4號機組停堆期間，核取樣系統(tǒng)內的自動隔離閥4REN123VPd的扣鎖被去掉。在2012年12月27日，化學部門執(zhí)行自動采樣以檢查壓力器內的硼濃度。化學工程師關閉了圍板外側的閥門4REN132VP，以防止泄漏?；瘜W工程師在反應堆運行過程中提出維修請求，以檢查閥門4REN132VP。在2012年12月28日，下午12:30，閥門上發(fā)現泄漏問題后，宣布安全殼泄漏監(jiān)測系統(tǒng)（EPP）與技術規(guī)范發(fā)生偏離的第1組第1偏差的EPP3。泄漏率約為660l/h。在2012年12月28日，下午8時，進入動力反應堆建筑以檢查閥門4REN123VP并調查泄漏源。將閥門調整到中性點，閥門關閉后重新掛鎖。在2012年12月29日，晚上8時，宣布第1組第1偏差EPP3。事件后果：實際后果：由于閥隔離問題產生的第三安全殼屏障的完整性缺陷，致使泄漏率達到660l/h。.潛在后果：為確保第三安全殼屏障的完整性，安全殼泄漏監(jiān)測系統(tǒng)（EPP）的自動閥必須在關閉之后功能正常，即關閉且鎖定。貫穿件的其中一個隔離閥（共兩個）不能關閉和鎖定，這對第三屏障的可靠性產生了威脅，尤其是在發(fā)生冷卻液流失事故（LOCA）的情況下。分析/意見：核取樣系統(tǒng)（REN）的閥門4REN123VP屬于氣動閥。因此能夠對壓力器內的硼濃度進行檢查。現場執(zhí)行調查活動時發(fā)現，本事件的原因如下：-檢查結果發(fā)現，該閥沒有處在中性點位置，致使閥門關閉時，液體依然流出。.-2012年5月21日，在4號機組停堆期間，沒有按照程序要求將閥門4REN123VP調節(jié)到中性點位置。-閥門4REN123VP的中性點位置沒有進行徹底檢查。核企業(yè)工程保障單位的反饋組將對與中性點問題有關的下述事件進行分析：-Tricastin核電站2號機組，2011年4月30日-化學與容積控制系統(tǒng)（RCV）上充線路的部分無效性現象。-Saint-Alban核電站1號機組，2011年10月6日-在反應堆硼與鈍水補給系統(tǒng)（REA）REA002定期試驗期間發(fā)現閥門1REA057VB的無效事件。-Penly核電站1號機組，2012年2月6日-主蒸汽系統(tǒng)（VVP）的閥門1VVP122VV的無效事件。-Bugey核電站3號機組，2012年6月13日-兩種高于230l/h不定量泄漏率的組合影響。-Fessenheim核電站2號機組，2012年2月13日-手動控制中性點失調之后，核取樣系統(tǒng)（REN）的圍板內部氣動閥2REN102VP泄漏。-Cruas核電站4號機組，2012年6月3日-泄漏率超過2,300l/h之后，根據運行規(guī)程執(zhí)行單相熱態(tài)停堆。-Golfech核電站1號機組，2012年8月30日-組件冷卻系統(tǒng)（RRI）的RRI閥門（B列）關閉故障。糾正行動：現場執(zhí)行的糾正措施：-快速反饋報告（RER）發(fā)送至核電站其它現場和核企業(yè)工程保障單位。-進入運行中的反應堆廠房，檢查閥門4REN123VP，并調查泄漏源。-將閥門調整到中性點，且閥門關閉后再重新密封。-在運行部門的操縱員與化學工程師輔助下執(zhí)行事件任務報告。棒控模塊發(fā)生全長度故障后，RCS平均溫度的上限值超過0.4°C，長達7小時54分鐘。Tricastin核電站3號機組，2012年12月19日事件摘要：2012年12月19日，上午10:16，一次側控制室操縱員執(zhí)行監(jiān)測規(guī)程時，檢測到溫度控制棒R組通過8個跨距自動抽出（RCP），這是由主冷卻系統(tǒng)的自動溫度控制程序進行控制的。這是由于控制全長控制棒所使用的控制放大器模塊3RGL401AM發(fā)生故障引起的。本機組在主冷卻系統(tǒng)的平均溫度為305.8°C的情況下運行了7小時54分鐘（比技術規(guī)范所要求的305.4°C高出0.4°C）。描述：2012年12月19日，上午10:16，一次側控制室操縱員執(zhí)行監(jiān)測規(guī)程時，檢測到溫度控制棒R組通過8個跨距自動抽出（RCP），這是由主冷卻系統(tǒng)的自動溫度控制程序進行控制的。主冷卻系統(tǒng)的平均溫度開始緩慢上升。該操縱員根據指令要求開始將R組調整到期望值。主冷卻系統(tǒng)的平均溫度為305.8°C，比運行技術規(guī)范所要求的最大閾值305.4°C高出0.4°C。為通過主冷卻系統(tǒng)溫度調節(jié)的方式確定R組控制棒抽出的原因，運行班組請求獲得儀控系統(tǒng)部門的支持。自動化技術人員執(zhí)行調查活動，發(fā)現一個超過參考溫度值約1°C的移動現象進入控制。用于控制全長控制棒的控制放大器模塊3RGL401AM的正常運行受到威脅。在大約下午5時，通過主管、安全工程師，以及儀控系統(tǒng)部門的共同分析發(fā)現，在某一點主冷卻系統(tǒng)的最大平均溫度達到306°C（最大允許閾值為305.4°C）。運行經理做出決定后，操縱員手動注入硼和插入R組控制棒，降低了主冷卻劑溫度。下午6:12，主冷卻劑平均溫度恢復到反應堆運行范圍內。晚上7:30：更換和限定控制模塊3RGL401AM。事件后果：實際后果：由于主冷卻平均溫度上限值問題而與RCS運行范圍（P，T）的偏差。本機組在主冷卻系統(tǒng)的平均溫度比技術規(guī)范所要求的305.4°C高出0.4°C情況下運行了7小時54分鐘，在某一點達到最大值306°C。潛在后果：主冷卻系統(tǒng)的最高平均溫度達到306°C，依然低于安全研究假設中需要考慮的溫度值。分析/意見：儀控技術人員執(zhí)行調查活動后，確定了本事件的原因：-控制全長控制棒所使用的控制放大器模塊3RGL401AM發(fā)生故障。-大約高于參考溫度1°C的移動進入控制。-運轉失常造成R組控制棒通過8個跨距抽出。這是用于控制全長控制棒的這種控制放大器模塊3RGL401AM第一次運轉失常。核企業(yè)工程保障單位將查看這種放大器模塊的故障情況。糾正行動：現場執(zhí)行的糾正措施：-快速反饋報告（RER）發(fā)送至核電站其它現場和核企業(yè)工程保障單位。-對故障控制模塊3RGL401AM進行更換和調整。對撤離現場設備執(zhí)行放射性檢查活動時，集裝箱裝卸區(qū)內承包商受傷事件。Blayais核電站1號機組，2012年12月19日事件摘要：在2012年12月19日，一名Techman承包商的員工，在放射防護部門任職，負責在集裝箱離開現場時對其進行放射防護檢查。對撤離現場設備執(zhí)行放射性檢查活動時，這名員工被集裝箱裝卸區(qū)內用于裝卸集裝箱的叉車撞倒。描述：在2012年12月19日，叉車司機正在駕駛DMA90號叉車時（16-公噸Kalmar），他被運輸控制廠房內的另一輛叉車DMA116的司機攔?。ㄊ聦嵣希孳嘍MA116是一種配備U型臂的叉車，用于移動集裝箱而無法吊裝。這名司機駕駛叉車DMA90到放射防護區(qū)后，與Techman技術人員交談，但未下車。Techman技術人員解釋說，如果要檢查集裝箱的下部，必須將其移到混凝土基座上。叉車DMA116的司機將該集裝箱放置到了地面上，以便另一輛叉車DMA90進行吊裝。準備此操縱活動時，叉車DMA90的司機將車輪轉向90°后，開始前行。叉車DMA90的車輪轉到右方，從而致使叉車后部移動到左方，這時輪胎旋轉，從底盤伸出大約60cm。當時，Techman技術人員正站在吊裝叉車DMA90的后面，且背對著叉車，因此他被其中一個車輪撞到，壓傷了雙腳。當時立即啟動應急計劃，將傷者帶到Blaye醫(yī)院，對其雙腳進行手術。采取措施，停止吊裝設備在放射防護區(qū)的移動。事件后果：實際后果：Techman技術人員的雙腳嚴重受傷，致使不得不進行手術。潛在后果：此次事故本可能更加嚴重，甚至造成致命后果。分析/意見：核電站工業(yè)安全與放射防護部門執(zhí)行調查活動時，確定了兩種偏差。-叉車DMA90的駕駛員沒有看到Techman技術人員站在叉車的后面。-盡管相關指令要求一名主管在現場進行裝卸作業(yè)，當時同一區(qū)域內有數輛裝卸設備，但是主管當時不在現場。-這名受傷的工作人員不參與裝卸作業(yè)，但卻站在了放射防護區(qū)內。不過，這名人員已經習慣于在檢查區(qū)內工作，盡管該區(qū)域存在有關并行作業(yè)（裝卸/放射防護檢查）帶來的危險。-另外，叉車DMA116在進行裝卸作業(yè)過程中，這名受傷的工作人員以為在只有另一項作業(yè)完成后，叉車DMA90才可開始執(zhí)行其任務，因此當時并沒有遠離叉車DMA90。糾正行動：現場執(zhí)行的糾正措施：-快速反饋報告（RER）發(fā)送至核電站其它現場和核企業(yè)工程保障單位。-在臨時集結區(qū)進行裝卸作業(yè)時，禁止進行任何放射防護檢查。-在數輛機械參與的裝卸作業(yè)進行過程中，必須有一名運行主管在場。-以本事件為基礎，提升工作人員對這兩天規(guī)則的認識。-重申NPP機械裝卸要求中安全規(guī)則指令。-研究引進一種旨在降低或消除盲點的裝卸設備系統(tǒng)的可能性。-研究放射防護區(qū)的功效學以調查潛在改進部分。-向公司和可能受影響的部門陳述本事件反饋情況。核企業(yè)工程保障單位的風險預防組將在2013年2為核輔助廠房內通風設備的電廠放射性監(jiān)測系統(tǒng)供料的吸入泵過濾器發(fā)生阻塞，不符合運行技術規(guī)范。NogentS/Seine核電站2號機組，2012年12月14日事件摘要：2012年12月13日，晚上7:36，核輔助廠房內通風設備（DVN）的兩臺泵2DVN526PO和2DVN527PO由于吸入泵過濾器的高壓差造成同時解扣。這兩臺泵用于為核輔助設備（BAN）煙囪的電廠放射性監(jiān)測系統(tǒng)（KRT）的輻射測量通道供料。此次解扣造成DVN煙囪的所有低量程高放射性測量通道損失，即2KRT002MA、2KRT005MA、2KRT084MA和2KRT089MA，長達12小時44分鐘，不符合2004年12月29日的法國放電法令第12條，不符合運行技術規(guī)范規(guī)定的6小時維修時間要求。描述：2012年12月13日，晚上7:36，核輔助廠房內通風設備（DVN）的兩臺泵2DVN526PO和2DVN527PO由于吸入泵過濾器的高壓差造成同時解扣。這兩臺泵用于為核輔助設備（BAN）內煙囪的電廠放射性監(jiān)測系統(tǒng)（KRT）的輻射測量通道供料。此次解扣造成DVN煙囪的所有低量程高放射性測量通道損失，即2KRT002MA、2KRT005MA、2KRT084MA和2KRT089MA。因此，宣布組合1KRT2與技術規(guī)范產生偏差。這些規(guī)范規(guī)定了6小時維修要求，并禁止任何氣態(tài)排出廢物。與各個待命部門班組聯系，以執(zhí)行診斷和維修活動。2012年12月14日，凌晨1:37：1KRT2組的偏差維修期限已過。調查與運行部門未能在規(guī)定時間內修復放射性監(jiān)測系統(tǒng)（KRT）通道問題。2012年12月14日，早上8:20：測量通道2KRT002MA、2KRT005MA和2KRT089MA再次正?？捎谩Ｐ嫉谝唤M偏差KRT2。事件后果：實際后果：所有氣態(tài)排放進入2號機組煙囪的監(jiān)控損失長達12小時44分鐘，不符合2004年12月29日的法國放電法令第12條，不符合運行技術規(guī)范規(guī)定的6小時維修時間要求。潛在后果：放射性測量通道2KRT002MA、2KRT005MA、2KRT082MA和2KRT084MA不可利用時間內，未對潛在的失控氣態(tài)排放進行探測，其活動超出2004年12月29日法國放電法令規(guī)定的監(jiān)管閾值。分析/意見：運行部門，儀控部門和化學部門執(zhí)行的調查活動確定了本事件發(fā)生的原因：-本事件發(fā)生時，相關系統(tǒng)沒有執(zhí)行運行或維修活動。-BAN通風設備（DVN）的兩臺泵2DVN526PO與2DVN527PO的吸濾器，以及DVN（電廠輻射監(jiān)測系統(tǒng)）煙囪的放射性監(jiān)測系統(tǒng)（KRT）通道的抽吸發(fā)生堵塞現象。-拆卸并檢查過濾器。發(fā)現了過濾器但沒有發(fā)生堵塞。由于溫度從-6°C到+6°C糾正行動：現場執(zhí)行的糾正措施：-快速反饋報告（RER）發(fā)送至核電站其它現場和核企業(yè)工程保障單位。-與各個待命部門班組聯系，以執(zhí)行診斷和維修活動。-更換BAN通風設備（DVN）的兩臺泵2DVN526PO和2DVN527PO，以及DVN煙囪的電廠輻射監(jiān)測系統(tǒng)的吸濾器。輔助柴油發(fā)電機預熱系統(tǒng)的攪混泵的泵錨一般性不符合要求Flamanville核電站2號機組，2012年12月6日事件摘要：在Flamanville核電站2號機組，Nogent核電站2號機組和Paluel核電站2號機組，錨定缺陷影響應急柴油發(fā)電機LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的預熱系統(tǒng)的電動攪混泵及其相連接管道的抗震能力。這些事件屬于本質一般性事件。可能潛在影響法國電力集團（EDF）的1,300MWe機組。描述：在2012年8月27日對Paluel核電站2號機組執(zhí)行機組合規(guī)檢查范圍內的檢查活動過程中，發(fā)現應急柴油發(fā)電機LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的預熱系統(tǒng)的電動攪混泵框架的錨定出現故障。用于支撐應急柴油發(fā)電機LHP140POandLHQ140PO的預熱系統(tǒng)的電動攪混泵的框架的嵌入混凝土的螺紋桿缺失，這種螺紋桿用于防震。本來應使用4只螺紋桿和M16螺母進行連接。2012年8月在Paluel核電站2號機組發(fā)現偏差現象。-發(fā)現問題后，Nogent電廠立即于2012年10Nogent電廠1號機組評估：1LHP140PO：使用的是4只M12螺栓而不是4只M16螺紋桿。2012年12月20日，周四，在現場執(zhí)行檢查活動時發(fā)現，泵錨沒有完全嵌入混凝土內。1LHQ140PO：失去一個螺釘，還有一只沒有正確擰入，另外采用了2個M12螺釘，而不是4個M16螺紋桿。Nogent電廠1號機組評估：2LHP140PO：采用4只M16螺紋桿。2LHQ140PO：使用的是4只M16螺釘栓而不是4只M16螺紋桿。2012年12月20日執(zhí)行檢查活動時發(fā)現（機組停堆，反應堆壓力容器內沒有燃料，不需要柴油發(fā)電機組），4只M16螺釘擰到10mm處，沒有完全嵌入混凝土內。對兩臺Nogent機組的泵LHP140PO和LHQ140PO的錨定進行返工。在2012年10月12日，-Flamanville電廠執(zhí)行雙機組泵錨檢查，結果確定了應急柴油發(fā)電機LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的預熱系統(tǒng)的攪混泵的錨定存在以下問題：Flamanville核電站1號機組評估：應急柴油發(fā)電機1LHQ140PO：采用的是4只M12螺紋桿而不是4只M16螺紋桿，一只螺母未擰進，另一只丟失。Flamanville核電站2號機組評估：應急柴油發(fā)電機2LHP140PO：采用的是4只M12螺紋桿而不是4只M16螺紋桿，一只螺母未擰進。應急柴油發(fā)電機2LHQ140PO：采用的是4只M12螺紋桿而不是4只M16螺紋桿，兩只螺母未擰進。對兩臺Nogent機組的泵LHP140PO和LHQ140PO的錨定進行返工。在2012年12月6日，事件后果：實際后果：Flamanville電廠機組，錨定缺陷致使應急柴油發(fā)電機LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的預熱系統(tǒng)的電動攪混泵及其相連接管道的抗震能力受到威脅。這些事件屬于本質一般性事件?？赡軡撛谟绊懛▏娏瘓F（EDF）的1,300MWe機組。潛在后果：Flamanville核電站1號機組，附帶工序受到輕微影響。核電站停堆并保持在安全狀態(tài)下。Flamanville核電站2號機組，其最壞情況是，兩臺應急柴油發(fā)電機組同時損失（全廠斷電或SBO），機組將處在供電完全喪失的狀態(tài)下（PTAE情況），因此應根據運行技術規(guī)范的要求通過呼吁最低要求系統(tǒng)進行機組停堆（又名“H3”或SBO）。分析/意見：應急柴油發(fā)電機組通過永久混合進行預熱，通過冷卻劑再熱進行控制，保持在最低溫度閾值以上?，F場執(zhí)行調查活動后確定了以下原因：-根據核企業(yè)工程保障單位的備忘錄，要求所有現場對應急柴油發(fā)電機LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的預熱系統(tǒng)的電動攪混泵的框架的所有泵錨進行檢查，并發(fā)現了存在的問題。-該問題源于電廠建立時，應急柴油發(fā)電機LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的預熱系統(tǒng)的電動攪混泵的框架裝配質量差造成的。-對急應柴油發(fā)電機LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的預熱系統(tǒng)的電動攪混泵的框架的泵錨，沒有相關基本的預防性維修和檢查程序。本事件影響了法國電力集團的1,300MWe機組，屬于本質一般性事件。糾正行動：現場執(zhí)行的糾正措施：-快速反饋報告（RER）發(fā)送至核電站其它現場和核企業(yè)工程保障單位。-對Flamanville核電站兩臺NPP機組的泵LHP140PO與LHQ140PO的錨定進行返工。-根據對上述問題的反饋信息，核企業(yè)工程保障單位正在編制基本的預防性維修與檢查程序，適用于對應急柴油發(fā)電機LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的預熱系統(tǒng)的電動攪混泵的框架的所有泵錨。承包商爬梯時受傷Chinon核電站2號機組，2012年12月4日事件摘要：在2012年12月4日，一名承包商技術人員在攀爬通向腳手架的通道豎梯時，失足從約1.5米處，掉落到地上，左腳壓在下面?，F場醫(yī)療隊對受傷者進行急救。隨后，受傷者被送入描述：在2012年12月4這名技術人員在攀爬通向腳手架的通道豎梯時，失足從約1.5米處，掉落到地上，左腳壓在下面。.現場醫(yī)療隊對受傷者進行急救。隨后，受傷者被送入Chinon醫(yī)院，對其左腳進行X光檢查發(fā)現，腳后跟骨折。事件后果：實際結果：腳后跟骨折，請假11天。潛在后果：嚴重事故風險。分析/意見：現場分析表明：-工作人員的腳在扶梯上的其中一個梯級上打滑。-這名工作人員手拿一把螺絲刀，無法保持站穩(wěn)。-這名工作人員習慣于在爬梯時，僅兩點接觸扶梯，這違反了安全指令的要求。糾正行動：現場執(zhí)行的糾正措施：-快速反饋報告（RER）發(fā)送至核電站其它現場和核企業(yè)工程保障單位。-現場正在研究某些攜帶工具到達工作地點的安全方法（如，使用工具腰帶）。-對此工作人員已經進行了安全爬梯的培訓。-發(fā)布有關安全使用扶梯的傳單（安全傳單12在第44周發(fā)布，可以在PRISMe企業(yè)內部網上查到），強調爬梯時雙手緊緊扶住梯級，雙手不應攜帶其它工具，如果可能的話，所穿的鞋及鞋跟必須符合規(guī)定，鞋跟完全接觸每個梯級，上下扶梯時不應匆忙，且至少保持3點接觸，將雙腳放置在梯級的中間。工作人員執(zhí)行凈化作業(yè)時受到污染。Dampierre核電站4號機組，2012年11月29日無事件摘要：2012年11月29日，下午4:30，放射防護與工業(yè)安全部門（SPR）的承包商工作人員凈化乏燃料貯存基坑的傳送管后，在進入更衣室之前，通過服裝污染監(jiān)測器出入口C1監(jiān)測到自己受到污染。監(jiān)測過程中描述：2012年11月29日，下午4:30，放射防護與工業(yè)安全部門（SPR）的承包商工作人員凈化乏燃料貯存基坑的傳送管后，在進入更衣室之前，通過服裝污染監(jiān)測器出入口C1時監(jiān)測到自己受到污染。污染位于這名工作人員的頭部左側。保健物理班組清洗了該工作人員的頭部。2012年11月30日，下午3時，現場醫(yī)生初步分析的劑量為285mSv，超過年度標準劑量限值500mSvEDF公司服務團隊根據皮膚劑量協(xié)議，對其皮膚的劑量執(zhí)行再次分析。2012年12月3日，下午2:30：.現場醫(yī)生確認了總體劑量的評估結果。現