核工业的管理变更-对安全性的影响

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MohamedElBaradei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，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。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：WERATL12-0509一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：MERTYO11-095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：MERPAR10-005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、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：WERATL12-0454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。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-ABBAtom）应急电源柴油机660GA1与GB2启动失败--参考：WERPAR13-0016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660GB2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660GA1还未准备好进入操纵状态。而当时，应急电源柴油机660GC3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WANOJIT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？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，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LER2012-001，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-RXHEADLOC'N）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。计划停堆之后，调查主冷却系统中不明泄漏源（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1.0gpm泄漏速率的约35%。在电厂功率状态下，对安全壳内部的泄漏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。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，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。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，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：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（或其它机组）上的机组设施进行软件安装过程中，软件工程师应随时严阵以待进行即时调配。控制元件组件的上部抓具线圈降解要求电厂停堆。CalvertCliffs核电站1号机组，2012年11月19日事件摘要：2012年11月，在执行进度控制元件组件（CEA）自由运动监督试验时，控制元件组件的上部抓具线圈的电流跟踪显示出一种噪声特性，与以往观测到的在2012年8月上旬CEA意外掉落堆芯之前发生的现象类似。上部抓具线圈的感应系数明显低于预期。确定此现象产生是由于过热。本机组停堆以更换上部抓具线圈组件。没有对人员造成任何影响。描述：执行控制元件组件（CEA）自由运动监督试验过程中，控制元件组件的上部抓具线圈的电流跟踪显示出一种噪声特性，与2012年7月观测到的在2012年8月上旬CEA意外掉落堆芯之前发生的现象类似。验证上述结果而执行了附加试验，确定在上部抓具线圈发生故障之前对其进行更换。本机组停堆并冷却下来，同时更换受影响的组件。没有对人员造成任何影响。事件后果：控制元件组件的上部抓具线圈发生故障。要求机组停堆以开展维修工作。分析/意见：取证分析确定线圈组件出现故障是由于过热。过热现象的最可能原因判断为控制元件驱动电机冷却系统降解，以及上部抓具线圈高于卖方规定的吸持电压。纠正行动：更换上部抓具线圈。对线圈跟踪执行每周监测。在标准试验程序过程中对线圈跟踪执行每季度监测。连续两月内对控制元件组件（CEA）执行每日监测，以便确定机组上安装的每个热电偶的基准温度。将吸持电压和步进电压降低到卖方设计规范中所规定的要求。人员绩效的下降趋势导致事件后果和潜在事件后果的发生Monticello核电站1号机组，2013年2月19日事件摘要：该核电站在人为绩效方面显示了一种下降趋势，致使发生事件后果和潜在事件后果。经理和主管纵容了一种企业文化的滋生，即实施风险和配置管理原则和行为已不再属于第一要务。因此，工作人员在现场表现出的与相关原则相违背的行为，致使工作人员和设备均处于危险境地。描述：该核电站在人员绩效方面显示了一种下降趋势，致使发生重大事件和潜在重大事件。这些人员绩效问题导致第一级标记事件的发生，组件错位现象破坏了安全系统，致使反应堆功率下降，紧急停堆，职业安全与健康管理（OSHA）可记录伤害，以及一系列低级问题。现场事件后果：核后果：由于人员绩效问题，4-kV总线12锁定致使电厂紧急停堆。放射性后果：目前没有发现因本事件与问题产生的实际或潜在放射性后果。工业性后果：因人员绩效行为而产生了有关工业安全问题的实际事件后果。例如，2012年本核电站已经发生4项OSHA可记录事件；所有事件均与人员绩效行为有关。出现了本可能造成重大事件后果的第一级标记问题，以及一系列具有潜在损害的迹近错失。环境后果：目前没有发现因本事件与问题产生的实际或潜在环境后果。事件后果：人员绩效的下降趋势造成了事件后果和潜在事件后果的发生。分析/意见：经理和主管纵容了一种企业文化的滋生，即实施风险和配置管理原则和行为已不再属于第一要务。因此，工作人员在现场表现出的与相关原则相违背的行为，致使工作人员和设备均处于危险境地。（根本原因）组织机构没有完全意识到现场人员的不合理行为，因为监测程序没有发现这种人员绩效问题的预兆，以致组织机构没有制定和实施纠正策略。这是由于观测模板对识别预兆没有起到协助作用。（直接原因）纠正行动：下述行动将确保电厂人员在现场实施核电站风险与配置管理原则和行为，以缓和电厂和人员的风险。另外，采取措施以提高核电站在及时识别低级人员绩效问题方面的能力。1.实行2分钟演练以确保在工作开始前识别和缓解工作现场的工业安全风险。2.准备材料、制定计划，在RFO之前执行核电站全面停工，以便就其根本原因的调查结果进行交流，加强对支持配置与风险管理原则和行为的期望。3.运行部门、维修部、辐射防护（RP）、化学部、安全部，以及项目/Bechtel工程部门的各经理（OPS）将与电厂经理及副经理约见，以通过其签订的承诺书确认并加强配置与风险管理原则和行为。4.确定一名对配置与风险管理原则和行为进行每周审查的经理。修订PERG议事日程，其中包括以下内容：对过去一周内原则和行为的实施，以及对下一周落实原则和行为的机会进行讨论。5.为各经理（运行、维修、工程（系统、程序，设计）、辐射防护、化学、商务支持、项目等部门）确定年度重复性任务，与主管和工作人员共同执行投运活动，加强对支持配置与风险管理原则和行为的期望。其中包括阈值的期望样品，并通过实例进行证明，即工作人员未关闭电厂运行设施并在主管不在的情况下采取不合理风险等级，导致故障或接近故障的后果。6.在2013年3月，4月和5月，观测计划参与者将各执行一次（1）确保风险与配置管理的月度现场观测行动，落实合理的原则和行为。将观测行动记录在观测方法中。3个月后，本核电站将对所有经理执行最低季度性现场观测频率。这些观测活动属于有危险的重要工作。7.展示目标领导视频，选择各部门（运行部门经理、维修部、人力资源部、工程部），以及一名主管/经理引导讨论以下问题：自满、求捷径，和草率决定等态度问题如何有害于人员绩效表现，主管和工人如何共同工作以缓解现场绩效考核中的下降问题。8.在另一个核电站执行HU与观测培训的正式基准点，并将结果提交绩效评估审查委员会（PARB），建议即将执行的措施。9.培训经理和主管更加有效地识别出人员绩效预兆，并对行为缺陷进行识别和记录。10.修复现场观测模板以确保识别出预兆行为，提供记录和预测观测行动的方法。使用ICES核动力运行研究院规范。这有助于改善低水平绩效错误，对潜在后果错误的早期警报，以便提前采取组织纠正行动。11.修正HU“每周工具”排序程序以连续数周内在风险与配置管理原则和行为中循环，直到全部完成。首先将这些每周记录按顺序报告之后，继续在整个“每周工具”排序中进行周期性混合。12.与公关经理确定和落实协议，确保每日D-15应包括风险或配置管理原则或行为，并对某组当天或第二天执行的工作相关的原则或行为的至少一个实例进行讨论。这一做法旨在通过一线工作人员与领导之间关于如何将原则和行为应用到工作活动中的互动讨论，加强其原则和行为。安全相关系统中的节流孔板厚度不足Farley核电站（JosephM.）2号机组，2012年9月12日事件摘要：对2号机组汽轮机驱动辅助供水（TDAFW）节流孔板进行外部检查，发现其中3个孔板的厚度为1/8而不是所要求的最低3/8的厚度。采取即时补充措施以确保节流孔执行其正常安全功能。在2013年春季换料大修期间对现有汽轮机驱动辅助供水（TDAFW）节流孔板进行预期更换。此问题是由潜在的结构错误引起的。1990年有一份公告信息报告中说明在几个电厂内发现了厚度为1/8的有缺陷节流孔板，但错失了这次纠正此问题的机会。没有产生直接事件后果。描述：对2号机组汽轮机驱动辅助供水（TDAFW）一系列节流孔板进行外部检查，发现其中3个孔板的厚度为1/8而不是所要求的最低3/8的厚度。执行临时改造措施，以限制汽轮机驱动辅助供水（TDAFW）流量控制阀的行程，降低节流孔板的压降，并确保其执行其正常安全功能。在2013年春季换料大修期间对汽轮机驱动辅助供水（TDAFW）节流孔板进行预期更换。美国核能管制委员会的一份公告信息（IN）90-65，发布于90-10-5，该公告已经识别出在数个电厂内发现的厚度为1/8的有缺陷节流孔板。SNC执行了对公告信息的审查，得出的结论是节流孔板具有防止变形的充分设计标准。未能根据IN90-65公告的关于验证孔板的准确厚度的要求，执行节流孔板的外部检查，以致于错失了寻找和修理尺寸错误的2号机组TDAFW节流孔板的机会。事件后果：本事件源于汽轮机驱动辅助供水系统的节流孔板的缺陷。由于本事件影响电厂安全之前发现了相关状况，因此本事件没有产生后果性影响。分析/意见：此问题的产生是由于潜在的结构错误引起的，而1990年有一份公告信息报告中已经说明在几个电厂内发现了厚度为1/8的有缺陷节流孔板，但错失了这次纠正此问题的机会。纠正行动：执行临时改造措施，以限制汽轮机驱动辅助供水（TDAFW）流量控制阀的行程，降低节流孔板的压降，并确保其执行其正常安全功能。在2013年春季换料大修期间对汽轮机驱动辅助供水（TDAFW）节流孔板进行预期更换。对CAR195856的状况审查对其它安全相关系统内的节流孔板进行识别和评估，以确认合理的设计，必要时执行附加检查以验证其充分性。第三安全壳屏障的完整性缺陷导致660l/h的量化泄漏Cruas核电站4号机组，2012年12月27日事件摘要：在2012年12月27日，化学部门执行自动采样以检查压力器内的硼浓度。采样之后，技术人员使用控制盘关闭核取样系统（REN）内气动隔离阀4REN123VP，这时发现水分依然流过描述：在2012年5月19日，4号机组停堆期间，提出了一个维修请求以检查阀门的中性点，和核取样系统内的挂锁气动隔离阀4REN123VP。自动隔离阀4REN123VP在2012年5月212012年12月，4号机组停堆期间，核取样系统内的自动隔离阀4REN123VPd的扣锁被去掉。在2012年12月27日，化学部门执行自动采样以检查压力器内的硼浓度。化学工程师关闭了围板外侧的阀门4REN132VP，以防止泄漏。化学工程师在反应堆运行过程中提出维修请求，以检查阀门4REN132VP。在2012年12月28日，下午12:30，阀门上发现泄漏问题后，宣布安全壳泄漏监测系统（EPP）与技术规范发生偏离的第1组第1偏差的EPP3。泄漏率约为660l/h。在2012年12月28日，下午8时，进入动力反应堆建筑以检查阀门4REN123VP并调查泄漏源。将阀门调整到中性点，阀门关闭后重新挂锁。在2012年12月29日，晚上8时，宣布第1组第1偏差EPP3。事件后果：实际后果：由于阀隔离问题产生的第三安全壳屏障的完整性缺陷，致使泄漏率达到660l/h。.潜在后果：为确保第三安全壳屏障的完整性，安全壳泄漏监测系统（EPP）的自动阀必须在关闭之后功能正常，即关闭且锁定。贯穿件的其中一个隔离阀（共两个）不能关闭和锁定，这对第三屏障的可靠性产生了威胁，尤其是在发生冷却液流失事故（LOCA）的情况下。分析/意见：核取样系统（REN）的阀门4REN123VP属于气动阀。因此能够对压力器内的硼浓度进行检查。现场执行调查活动时发现，本事件的原因如下：-检查结果发现，该阀没有处在中性点位置，致使阀门关闭时，液体依然流出。.-2012年5月21日，在4号机组停堆期间，没有按照程序要求将阀门4REN123VP调节到中性点位置。-阀门4REN123VP的中性点位置没有进行彻底检查。核企业工程保障单位的反馈组将对与中性点问题有关的下述事件进行分析：-Tricastin核电站2号机组，2011年4月30日-化学与容积控制系统（RCV）上充线路的部分无效性现象。-Saint-Alban核电站1号机组，2011年10月6日-在反应堆硼与钝水补给系统（REA）REA002定期试验期间发现阀门1REA057VB的无效事件。-Penly核电站1号机组，2012年2月6日-主蒸汽系统（VVP）的阀门1VVP122VV的无效事件。-Bugey核电站3号机组，2012年6月13日-两种高于230l/h不定量泄漏率的组合影响。-Fessenheim核电站2号机组，2012年2月13日-手动控制中性点失调之后，核取样系统（REN）的围板内部气动阀2REN102VP泄漏。-Cruas核电站4号机组，2012年6月3日-泄漏率超过2,300l/h之后，根据运行规程执行单相热态停堆。-Golfech核电站1号机组，2012年8月30日-组件冷却系统（RRI）的RRI阀门（B列）关闭故障。纠正行动：现场执行的纠正措施：-快速反馈报告（RER）发送至核电站其它现场和核企业工程保障单位。-进入运行中的反应堆厂房，检查阀门4REN123VP，并调查泄漏源。-将阀门调整到中性点，且阀门关闭后再重新密封。-在运行部门的操纵员与化学工程师辅助下执行事件任务报告。棒控模块发生全长度故障后，RCS平均温度的上限值超过0.4°C，长达7小时54分钟。Tricastin核电站3号机组，2012年12月19日事件摘要：2012年12月19日，上午10:16，一次侧控制室操纵员执行监测规程时，检测到温度控制棒R组通过8个跨距自动抽出（RCP），这是由主冷却系统的自动温度控制程序进行控制的。这是由于控制全长控制棒所使用的控制放大器模块3RGL401AM发生故障引起的。本机组在主冷却系统的平均温度为305.8°C的情况下运行了7小时54分钟（比技术规范所要求的305.4°C高出0.4°C）。描述：2012年12月19日，上午10:16，一次侧控制室操纵员执行监测规程时，检测到温度控制棒R组通过8个跨距自动抽出（RCP），这是由主冷却系统的自动温度控制程序进行控制的。主冷却系统的平均温度开始缓慢上升。该操纵员根据指令要求开始将R组调整到期望值。主冷却系统的平均温度为305.8°C，比运行技术规范所要求的最大阈值305.4°C高出0.4°C。为通过主冷却系统温度调节的方式确定R组控制棒抽出的原因，运行班组请求获得仪控系统部门的支持。自动化技术人员执行调查活动，发现一个超过参考温度值约1°C的移动现象进入控制。用于控制全长控制棒的控制放大器模块3RGL401AM的正常运行受到威胁。在大约下午5时，通过主管、安全工程师，以及仪控系统部门的共同分析发现，在某一点主冷却系统的最大平均温度达到306°C（最大允许阈值为305.4°C）。运行经理做出决定后，操纵员手动注入硼和插入R组控制棒，降低了主冷却剂温度。下午6:12，主冷却剂平均温度恢复到反应堆运行范围内。晚上7:30：更换和限定控制模块3RGL401AM。事件后果：实际后果：由于主冷却平均温度上限值问题而与RCS运行范围（P，T）的偏差。本机组在主冷却系统的平均温度比技术规范所要求的305.4°C高出0.4°C情况下运行了7小时54分钟，在某一点达到最大值306°C。潜在后果：主冷却系统的最高平均温度达到306°C，依然低于安全研究假设中需要考虑的温度值。分析/意见：仪控技术人员执行调查活动后，确定了本事件的原因：-控制全长控制棒所使用的控制放大器模块3RGL401AM发生故障。-大约高于参考温度1°C的移动进入控制。-运转失常造成R组控制棒通过8个跨距抽出。这是用于控制全长控制棒的这种控制放大器模块3RGL401AM第一次运转失常。核企业工程保障单位将查看这种放大器模块的故障情况。纠正行动：现场执行的纠正措施：-快速反馈报告（RER）发送至核电站其它现场和核企业工程保障单位。-对故障控制模块3RGL401AM进行更换和调整。对撤离现场设备执行放射性检查活动时，集装箱装卸区内承包商受伤事件。Blayais核电站1号机组，2012年12月19日事件摘要：在2012年12月19日，一名Techman承包商的员工，在放射防护部门任职，负责在集装箱离开现场时对其进行放射防护检查。对撤离现场设备执行放射性检查活动时，这名员工被集装箱装卸区内用于装卸集装箱的叉车撞倒。描述：在2012年12月19日，叉车司机正在驾驶DMA90号叉车时（16-公吨Kalmar），他被运输控制厂房内的另一辆叉车DMA116的司机拦住（事实上，叉车DMA116是一种配备U型臂的叉车，用于移动集装箱而无法吊装。这名司机驾驶叉车DMA90到放射防护区后，与Techman技术人员交谈，但未下车。Techman技术人员解释说，如果要检查集装箱的下部，必须将其移到混凝土基座上。叉车DMA116的司机将该集装箱放置到了地面上，以便另一辆叉车DMA90进行吊装。准备此操纵活动时，叉车DMA90的司机将车轮转向90°后，开始前行。叉车DMA90的车轮转到右方，从而致使叉车后部移动到左方，这时轮胎旋转，从底盘伸出大约60cm。当时，Techman技术人员正站在吊装叉车DMA90的后面，且背对着叉车，因此他被其中一个车轮撞到，压伤了双脚。当时立即启动应急计划，将伤者带到Blaye医院，对其双脚进行手术。采取措施，停止吊装设备在放射防护区的移动。事件后果：实际后果：Techman技术人员的双脚严重受伤，致使不得不进行手术。潜在后果：此次事故本可能更加严重，甚至造成致命后果。分析/意见：核电站工业安全与放射防护部门执行调查活动时，确定了两种偏差。-叉车DMA90的驾驶员没有看到Techman技术人员站在叉车的后面。-尽管相关指令要求一名主管在现场进行装卸作业，当时同一区域内有数辆装卸设备，但是主管当时不在现场。-这名受伤的工作人员不参与装卸作业，但却站在了放射防护区内。不过，这名人员已经习惯于在检查区内工作，尽管该区域存在有关并行作业（装卸/放射防护检查）带来的危险。-另外，叉车DMA116在进行装卸作业过程中，这名受伤的工作人员以为在只有另一项作业完成后，叉车DMA90才可开始执行其任务，因此当时并没有远离叉车DMA90。纠正行动：现场执行的纠正措施：-快速反馈报告（RER）发送至核电站其它现场和核企业工程保障单位。-在临时集结区进行装卸作业时，禁止进行任何放射防护检查。-在数辆机械参与的装卸作业进行过程中，必须有一名运行主管在场。-以本事件为基础，提升工作人员对这两天规则的认识。-重申NPP机械装卸要求中安全规则指令。-研究引进一种旨在降低或消除盲点的装卸设备系统的可能性。-研究放射防护区的功效学以调查潜在改进部分。-向公司和可能受影响的部门陈述本事件反馈情况。核企业工程保障单位的风险预防组将在2013年2为核辅助厂房内通风设备的电厂放射性监测系统供料的吸入泵过滤器发生阻塞，不符合运行技术规范。NogentS/Seine核电站2号机组，2012年12月14日事件摘要：2012年12月13日，晚上7:36，核辅助厂房内通风设备（DVN）的两台泵2DVN526PO和2DVN527PO由于吸入泵过滤器的高压差造成同时解扣。这两台泵用于为核辅助设备（BAN）烟囱的电厂放射性监测系统（KRT）的辐射测量通道供料。此次解扣造成DVN烟囱的所有低量程高放射性测量通道损失，即2KRT002MA、2KRT005MA、2KRT084MA和2KRT089MA，长达12小时44分钟，不符合2004年12月29日的法国放电法令第12条，不符合运行技术规范规定的6小时维修时间要求。描述：2012年12月13日，晚上7:36，核辅助厂房内通风设备（DVN）的两台泵2DVN526PO和2DVN527PO由于吸入泵过滤器的高压差造成同时解扣。这两台泵用于为核辅助设备（BAN）内烟囱的电厂放射性监测系统（KRT）的辐射测量通道供料。此次解扣造成DVN烟囱的所有低量程高放射性测量通道损失，即2KRT002MA、2KRT005MA、2KRT084MA和2KRT089MA。因此，宣布组合1KRT2与技术规范产生偏差。这些规范规定了6小时维修要求，并禁止任何气态排出废物。与各个待命部门班组联系，以执行诊断和维修活动。2012年12月14日，凌晨1:37：1KRT2组的偏差维修期限已过。调查与运行部门未能在规定时间内修复放射性监测系统（KRT）通道问题。2012年12月14日，早上8:20：测量通道2KRT002MA、2KRT005MA和2KRT089MA再次正常可用。宣布第一组偏差KRT2。事件后果：实际后果：所有气态排放进入2号机组烟囱的监控损失长达12小时44分钟，不符合2004年12月29日的法国放电法令第12条，不符合运行技术规范规定的6小时维修时间要求。潜在后果：放射性测量通道2KRT002MA、2KRT005MA、2KRT082MA和2KRT084MA不可利用时间内，未对潜在的失控气态排放进行探测，其活动超出2004年12月29日法国放电法令规定的监管阈值。分析/意见：运行部门，仪控部门和化学部门执行的调查活动确定了本事件发生的原因：-本事件发生时，相关系统没有执行运行或维修活动。-BAN通风设备（DVN）的两台泵2DVN526PO与2DVN527PO的吸滤器，以及DVN（电厂辐射监测系统）烟囱的放射性监测系统（KRT）通道的抽吸发生堵塞现象。-拆卸并检查过滤器。发现了过滤器但没有发生堵塞。由于温度从-6°C到+6°C纠正行动：现场执行的纠正措施：-快速反馈报告（RER）发送至核电站其它现场和核企业工程保障单位。-与各个待命部门班组联系，以执行诊断和维修活动。-更换BAN通风设备（DVN）的两台泵2DVN526PO和2DVN527PO，以及DVN烟囱的电厂辐射监测系统的吸滤器。辅助柴油发电机预热系统的搅混泵的泵锚一般性不符合要求Flamanville核电站2号机组，2012年12月6日事件摘要：在Flamanville核电站2号机组，Nogent核电站2号机组和Paluel核电站2号机组，锚定缺陷影响应急柴油发电机LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的预热系统的电动搅混泵及其相连接管道的抗震能力。这些事件属于本质一般性事件。可能潜在影响法国电力集团（EDF）的1,300MWe机组。描述：在2012年8月27日对Paluel核电站2号机组执行机组合规检查范围内的检查活动过程中，发现应急柴油发电机LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的预热系统的电动搅混泵框架的锚定出现故障。用于支撑应急柴油发电机LHP140POandLHQ140PO的预热系统的电动搅混泵的框架的嵌入混凝土的螺纹杆缺失，这种螺纹杆用于防震。本来应使用4只螺纹杆和M16螺母进行连接。2012年8月在Paluel核电站2号机组发现偏差现象。-发现问题后，Nogent电厂立即于2012年10Nogent电厂1号机组评估：1LHP140PO：使用的是4只M12螺栓而不是4只M16螺纹杆。2012年12月20日，周四，在现场执行检查活动时发现，泵锚没有完全嵌入混凝土内。1LHQ140PO：失去一个螺钉，还有一只没有正确拧入，另外采用了2个M12螺钉，而不是4个M16螺纹杆。Nogent电厂1号机组评估：2LHP140PO：采用4只M16螺纹杆。2LHQ140PO：使用的是4只M16螺钉栓而不是4只M16螺纹杆。2012年12月20日执行检查活动时发现（机组停堆，反应堆压力容器内没有燃料，不需要柴油发电机组），4只M16螺钉拧到10mm处，没有完全嵌入混凝土内。对两台Nogent机组的泵LHP140PO和LHQ140PO的锚定进行返工。在2012年10月12日，-Flamanville电厂执行双机组泵锚检查，结果确定了应急柴油发电机LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的预热系统的搅混泵的锚定存在以下问题：Flamanville核电站1号机组评估：应急柴油发电机1LHQ140PO：采用的是4只M12螺纹杆而不是4只M16螺纹杆，一只螺母未拧进，另一只丢失。Flamanville核电站2号机组评估：应急柴油发电机2LHP140PO：采用的是4只M12螺纹杆而不是4只M16螺纹杆，一只螺母未拧进。应急柴油发电机2LHQ140PO：采用的是4只M12螺纹杆而不是4只M16螺纹杆，两只螺母未拧进。对两台Nogent机组的泵LHP140PO和LHQ140PO的锚定进行返工。在2012年12月6日，事件后果：实际后果：Flamanville电厂机组，锚定缺陷致使应急柴油发电机LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的预热系统的电动搅混泵及其相连接管道的抗震能力受到威胁。这些事件属于本质一般性事件。可能潜在影响法国电力集团（EDF）的1,300MWe机组。潜在后果：Flamanville核电站1号机组，附带工序受到轻微影响。核电站停堆并保持在安全状态下。Flamanville核电站2号机组，其最坏情况是，两台应急柴油发电机组同时损失（全厂断电或SBO），机组将处在供电完全丧失的状态下（PTAE情况），因此应根据运行技术规范的要求通过呼吁最低要求系统进行机组停堆（又名“H3”或SBO）。分析/意见：应急柴油发电机组通过永久混合进行预热，通过冷却剂再热进行控制，保持在最低温度阈值以上。现场执行调查活动后确定了以下原因：-根据核企业工程保障单位的备忘录，要求所有现场对应急柴油发电机LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的预热系统的电动搅混泵的框架的所有泵锚进行检查，并发现了存在的问题。-该问题源于电厂建立时，应急柴油发电机LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的预热系统的电动搅混泵的框架装配质量差造成的。-对急应柴油发电机LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的预热系统的电动搅混泵的框架的泵锚，没有相关基本的预防性维修和检查程序。本事件影响了法国电力集团的1,300MWe机组，属于本质一般性事件。纠正行动：现场执行的纠正措施：-快速反馈报告（RER）发送至核电站其它现场和核企业工程保障单位。-对Flamanville核电站两台NPP机组的泵LHP140PO与LHQ140PO的锚定进行返工。-根据对上述问题的反馈信息，核企业工程保障单位正在编制基本的预防性维修与检查程序，适用于对应急柴油发电机LHP140PO（A列）和LHQ140PO（B列）的预热系统的电动搅混泵的框架的所有泵锚。承包商爬梯时受伤Chinon核电站2号机组，2012年12月4日事件摘要：在2012年12月4日，一名承包商技术人员在攀爬通向脚手架的通道竖梯时，失足从约1.5米处，掉落到地上，左脚压在下面。现场医疗队对受伤者进行急救。随后，受伤者被送入描述：在2012年12月4这名技术人员在攀爬通向脚手架的通道竖梯时，失足从约1.5米处，掉落到地上，左脚压在下面。.现场医疗队对受伤者进行急救。随后，受伤者被送入Chinon医院，对其左脚进行X光检查发现，脚后跟骨折。事件后果：实际结果：脚后跟骨折，请假11天。潜在后果：严重事故风险。分析/意见：现场分析表明：-工作人员的脚在扶梯上的其中一个梯级上打滑。-这名工作人员手拿一把螺丝刀，无法保持站稳。-这名工作人员习惯于在爬梯时，仅两点接触扶梯，这违反了安全指令的要求。纠正行动：现场执行的纠正措施：-快速反馈报告（RER）发送至核电站其它现场和核企业工程保障单位。-现场正在研究某些携带工具到达工作地点的安全方法（如，使用工具腰带）。-对此工作人员已经进行了安全爬梯的培训。-发布有关安全使用扶梯的传单（安全传单12在第44周发布，可以在PRISMe企业内部网上查到），强调爬梯时双手紧紧扶住梯级，双手不应携带其它工具，如果可能的话，所穿的鞋及鞋跟必须符合规定，鞋跟完全接触每个梯级，上下扶梯时不应匆忙，且至少保持3点接触，将双脚放置在梯级的中间。工作人员执行净化作业时受到污染。Dampierre核电站4号机组，2012年11月29日无事件摘要：2012年11月29日，下午4:30，放射防护与工业安全部门（SPR）的承包商工作人员净化乏燃料贮存基坑的传送管后，在进入更衣室之前，通过服装污染监测器出入口C1监测到自己受到污染。监测过程中描述：2012年11月29日，下午4:30，放射防护与工业安全部门（SPR）的承包商工作人员净化乏燃料贮存基坑的传送管后，在进入更衣室之前，通过服装污染监测器出入口C1时监测到自己受到污染。污染位于这名工作人员的头部左侧。保健物理班组清洗了该工作人员的头部。2012年11月30日，下午3时，现场医生初步分析的剂量为285mSv，超过年度标准剂量限值500mSvEDF公司服务团队根据皮肤剂量协议，对其皮肤的剂量执行再次分析。2012年12月3日，下午2:30：.现场医生确认了总体剂量的评估结果。现