核电厂运行风险管理（优选3篇）

核电厂运行风险管理

风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理方法。

核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。

1 大亚湾核电厂风险管理的实践

大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。

1.1 机组状态管理

根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求，界定出不同机组状态必须可用的系统和设备，对每一状态都制定了静态检查点试验规程，对状态变化则制定了动态检查点试验规程。静态检查点试验是对机组停留在某一标准状态时所进行相关的试验，要求操纵员每班(8 h)实施1次，以便通过试验及时发现人因或设备的偏差；动态检查点则是为了确保反应堆状态转变时，安全相关系统和设备满足技术规范的要求。无论是静态检查点还是动态检查点，都是从保障核安全的3大功能来考虑的，控制点的释放必须由安全评价会议或当班安全工程师批准。

在机组换料大修期间，通过实行运行主隔离管理，将机组系统或设备停运、复役和隔离活动用同一主隔离文件反映。即用运行规程控制机组状态，用隔离计划管理系统的隔离与复役，使主控室操纵员在控制机组状态的同时控制系统的主隔离活动。因全部运行活动控制归一，从而杜绝了隔离经理与主控室操纵员信息不一致而可能导致的人因失效。

1.2 风险指引型的核安全监督

大亚湾核电厂安全工程师岗位的设置源于法国核电厂的实践。安全工程师独立于运行值而对机组安全状态实施监督和控制，其职责是通过对核安全功能的监督，对电厂核安全状况进行评价，对运行总则执行情况进行独立检查，跟踪核安全相关问题，对核安全管理提出建议。在实际运作过程中，大亚湾核电厂将安全工程师的职责，从事后的符合性监督向事前风险度监督转变，即由问题指引型监督转向风险指引型监督。风险指引型的安全监督主要表现在，通过事件探测、概率风险分析、对安全关注问题的跟踪、安全指标的趋势分析以及对电厂运行和维修活动的工作申请、计划安排、风险分析等进行独立审查，实现对核电厂安全的控制。

1.3 运行维修活动的风险分析

大亚湾核电厂要求所有与机组运行相关的生产活动必须百分之百通过风险分析。

风险分析涉及两方面内容：

(1) 对各种生产活动执行过程中可能存在或可能产生的对机组状态的影响及其后果进行分析；

(2) 对生产活动过程中的设备和工作环境中存在的危险来源进行分析。

在这里，风险分析主要以生产活动历史和经验反馈为基础，辅之以逻辑分析，即以“事件树”的方法，确定可能产生的后果或影响。

参与风险分析的人员，包括技术准备人员、执行人员、运行人员、工业安全与辐射防护人员和安全工程师。他们从各自的职能出发进行独立分析，以保证能充分识别风险因素和制定有效预防措施。从保证核安全角度来看，运行人员和安全工程师的作用最大。因为运行人员必须对机组状态设置和对运行设备的安全负责，而安全工程师必须对安全质量相关(qsr)系统或设备可能产生的对核安全影响的风险识别负责。

1.4 防止非计划停机停堆计划

对以往非计划停机、停堆事件以及未遂事件的分析发现，电厂非计划停机、停堆大多数是由于设备失效引起的，其中又以常规岛，特别是给水系统流量、给水泵转速调节故障导致的事件比例较高。而人因引发的停机停堆事件中，主要以不良工作习惯为主，如工作前准备不充分、不做风险分析、不遵守规程等。

为了减少和防止非计划停机、停堆，对于人因失效的预防，大亚湾核电厂主要以反对不良工作习惯、加强对员工行为管理作为突破口，在全厂推行“明星自检”方法，同时加强工作过程中的风险管理(监护制、唱票制等)，以提高员工安全文化素养作为贯穿始终的主线。

对于设备失效的预防，以提高设备预防性与预见性维修的有效性，加强设备管理为基础，同时重点组织对全厂系统和设备进行全面分析，确定可能导致停机停堆的设备，并在此基础上制定防止非计划停机停堆计划 。防止非计划停机停堆计划是一项行动计划，更是风险防范和设备故障应对工作指南。

防止非计划停机停堆计划的内容包括：

(1) 关键设备标识。 对所有可能导致停机停堆的设备进行标识，并根据重要程序和故障概率进行排序；

(2) 设备故障预想。按典型故障、本厂设备特殊故障、外厂同类设备的特殊故障等，对具体设备可能的故障模式进行分析和描述；

(3) 风险分析。对每个设备的每一种故障模式进行风险分析，给出直接风险和间接风险；

(4) 制定行动方案。根据故障预想中所有可能的故障模式制定具体的行动方案或应对措施；

(5) 确定工作计划。把每个具体的行动方案或应对措施列入工作计划，以便实施和跟踪。

1.5 一级概率风险分析(pra)的应用

pra是一种系统的工程安全评价技术，是定量评价核电厂风险的手段。它与传统的确定论安全分析的区别在于，pra能给出各种初因事件的事故序列、频率及后果。pra技术应用包括核电厂运行事件分析、定期安全评审、运行风险实时分析等。

pra有3个层次或称为三级 。一级pra是通过对电厂系统和设备失效的评价，确定出堆芯损伤频率；二级pr a以一级pra的结果作为输入，给出严重事故引起的放射性源项和对安全壳响应的评价，确定出安全壳释放序列及其频率；三级pra是以二级pra结果为输入，综合电厂周围环境因素和应急措施，估算出公众风险。

目前大亚湾核电厂已建立一级pra技术，并已在生产实践中应用。通过评估和比较与安全相关的各种技术方案对堆芯损伤频率的贡献，帮助进行运行、维修及工程改造项目的决策分析。同时通过对运行机组运行状态定期评估堆芯损伤频率，对电厂安全水平的趋势进行跟踪。

2 风险管理应扩展的领域

在大亚湾核电厂风险管理的实践中，风险分析和防止非计划停机停堆等工作主要是以工程判断和经验反馈为基础的。尽管建立了经验反馈和标准风险分析数据库，但是由于具体的运行机组所处的状态、条件存在许多不同，而且每次参加风险分析的人员以及他们的知识、经验也不尽相同，都会造成风险分析的结果与实际情况存在差异，甚至可能忽视某些风险因素。

风险管理的核心是识别风险和风险衡量，如果风险不能被充分识别，预防措施不能到位，就有可能引发事件。充分发挥pra技术量化分析的优势，在运行、维修等生产活动中实现对核安全的可知、可控应是发展的趋势。

利用pra技术量化分析的优势，可弥补目前的运行技术规范对多系统、设备不可用的安全后果进行分析的不足，并克服因确定论方法带来的保守性，这应是风险管理技术扩展的领域。

2.1 对运行技术规范的优化

运行技术规范中对安全系统或设备的不可用作了定义，并对不可用安全期限(fallback time)、后备状态以及某个安全系统或设备退出运行所要求的机组组合和条件作了规定。这些规定基本上源于工程判断和确定论方法，是不尽合理的，但必须遵守。

由于电厂已经建立pra技术，对于运用风险技术来改进技术规范已经变得越来越现实，利用风险技术可在以下方面改进技术规范：

(1) 将安全期限概念改变为允许停役时间，根据pra对不可用设备或系统的风险计算结果确定允许停役时间；

(2) 通过pra评估找出系统或设备不可用情况下，最安全的反应堆状态和机组组合或运行条件；

(3) 研究多系统或设备不可用的安全管理措施。

由于技术规范是受国家核安全管理当局审查和批准的，并具有法规效力，因此对技术规范的改进必须获得国家核安全管理当局的审查和批准。

对于核电厂来讲，pra技术方法的科学性、成熟性、使用假设的真实性、可靠性、数据的准确性将直接影响风险控制结果，因此保证pra质量是应用风险技术的关键。

2.2 扩大在线维修范围

利用pra对机组运行状态下进行设备维修的风险进行控制，保证在维修而导致设备或系统不可用的情况下，不会降低核电站的安全水平和增加风险，即实现维修下的机组组合的风险管理。

由于不同设备的失效或不可用对核安全的影响程度不一样，传统的定性分析无法用定量的准则来确定这种影响，而用风险依据的决策方法可以对设备的重要度进行排序，找出哪些同时不可用就会导致较高电厂运行风险的组合，从而通过调整维修和试验的计划，来避免这种组合的出现。

机组组合风险管理的直接贡献是，为更广泛地在机组功率运行状态下开展预防性维修，即开展在线维修创造了条件，最终可以提高系统及机组运行的可靠性。通过实现功率期间在线维修，减少换料大修的维修工作量而优化和缩短大修工期。

2.3 优化维修大纲

通过确定对电站风险具有重大影响的系统及设备，制定相应的维修计划，进一步优化维修大纲。

以pra为基础可以提供改进设备可用率所得到的潜在风险利益的定量信息和对设备进行预防性维修而停止服务所产生的风险后果的定量信息。将获得的利益及代价进行比较，可最有效地利用资源来支持电厂高水平的安全和可用率。风险依据的决策方法将帮助维修人员：

(1) 识别需要预防性维修升级(增加维修项目或维修频度)的设备，使其在运行可靠性增加的同时，提高电厂在安全上获得的利益；

(2) 识别可以维修降级(减少维修项目，延长维修周期)的设备，这些设备的原维修频度会导致高风险机组组合的频繁出现，而使电厂的总风险增加；或者提高其可靠性的代价与提高安全水平的收益不相称；

(3) 识别只要求进行纠正性维修的设备，其不可用不会导致风险增加，且其维修对机组状态无特殊的要求。

2.4 对维修有效性进行评价

一个有效的维修大纲，应保证电厂中具有安全功能的所有系统、设备的可靠性、有效性水平能满足设计要求，保证电厂安全状态不受影响。有效的维修将为关键的结构、系统、设备(sscs)执行其设计功能提供合理的保证。而电厂的概率风险评估的结果以及安全、运行性能指标反过来可以考察维修的有效水平。

对此，核电厂除了建立整体的安全、运行性能指标(如7 000临界小时非计划紧急停堆次数、安全系统可靠性、非计划能力损失因子等)外，风险指标(如堆芯损坏频度、早期大量释放度)是评价核电厂安全水

平和公众影响的常用指标。系统或设备的失效对电厂整体性能的影响可以定性评价维修的有效性，而其对风险指标的贡献，可以用来定量地分析、评价维修的有效水平。

为了有效利用电厂资源，应采用风险技术来确定有重大风险影响的sscs和不存在重大风的sscs。对重大风险影响的sscs，建立风险指标标准，进行长期跟踪评价；对于超出标准的sscs，找出原因，制定改进措施。

2.5 实现电厂在线风险管理

研究、开发电厂在线风险管理系统，自动完成电厂系统和设备状态的实时数据采集、处理，并通过快速的pra计算，得到核电厂实时风险值，从而为保证核电厂的安全运行提供决策参考功能，使运行、维修、管理人员随时了解所进行的操作活动对系统和电厂安全带来的影响，并可通过已采集到的各类系统数据，知悉反应堆的实际状态，从而减少运行风险。(丁震行)

核电厂运行风险管理：核电厂老化管理的内容

秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。

所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。

1 秦山第二核电厂废物流管理程序

秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外，还遵循秦山第二核电厂的管理程序。

为了使废物流的处理和排放满足国家标准，除在系统的设计中严格执行国家标准外，秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序：

放射性废物管理大纲

放射性废气排放程序

放射性废液排放程序

放射性废液和废气系统的运行管理

废液和废气处理设备的一般运行原则

放射性固体废物的跟踪

放射性固体废物的管理

工业废物的管理

放射性废物进出控制区管理规定

以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责，制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施，并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。

2 三废处理方法和系统运行管理

秦山第二核电厂采用世界上成熟的三废处理方法，含氢废气采用贮存衰变法降低其放射性，废液根据其所含化学成分和放射性水平采取蒸发、过滤或除盐方法，固体废物一般用水泥固化，对于低计量率的废树脂和可压缩固体废物则压缩在标准金属桶中。三废处理系统的运行经历了1号机组一个完整的燃料循环周期，运行实践证明，三废处理系统有能力收集、处理和排放两个机组运行时的正常废物流，特别是含氢废气处理系统，在运行人员和调试人员的共同努力下，使废气的产生量大大低于设计值。

2.1 放射性废气处理系统

放射性废气处理系统根据废气成分的不同分为含氧和含氢废气处理子系统。含氢废气来自一回路冷却剂容器的排气和硼回收系统脱气塔的排气，含氢废气处理系统通过贮存衰变的方法降低其放射性。试运行以来系统运行良好，未发生任何异常的废气排放。实践表明，含氢废气的产生主要是机组达到冷停堆状态期间的扫气和从冷停堆启动时的排气，这些气体几乎占全年废气产生量的50%，而且废气的产生速率较大。因此合理计划扫气程序和有效控制扫气过程是减少含氢废气量的首要措施。秦山第二核电厂在1号机组第一次停堆换料期间合理地进行了一回路冷却剂系统和相关系统的扫气，使吹扫过程尽可能少产生不必要的废气。

含氢废气系统是两个机组共用的，它的设计不考虑两个机组同时进行冷启动或冷停运工况，一旦出现这种工况，对现有的含氢废气处理系统构成威胁，所以如何有效控制扫气量显得尤为重要。因此在主回路氮气吹扫时必须控制吹扫流量、持续时间和间隔时间，以便在充分吹扫的前提下尽可能产生较少的废气。

各压水堆核电厂的运行资料显示，在烟囱向环境释放的废气中，连续排放所占的放射性比例最大，占90%以上，安全壳排放和含氢废气处理系统排放的放射性仅占总量的3%和2%。因此，控制气体放射性向环境的释放首先应考虑降低包括反应堆厂房在内的各厂房中空气的剂量率。

2.2 放射性废液处理和排放系统

废液处理系统是两个机组共用的，为核岛疏水排气系统来的不可复用的废液提供独立的前端贮存、监测和处理功能。来自核岛疏水排气系统的废液按其放射性和化学成分的不同分别收集在工艺废水贮槽、地面废水贮槽和化学废水贮槽。对工艺废水一般采取除盐处理，地面废水一般经直接过滤后排往废液排放系统，化学废水进行蒸发处理，蒸馏液经检测合格后排往废液排放系统，浓缩液送往固体废物处理系统水泥固化。

秦山第二核电厂1号机组投运后的一年里，三废处理系统经历了各种运行工况，实践证明，系统运行稳定，有足够的能力接收和处理各类不可复用的废水。废液处理系统一年所处理的三类废水量中，工艺废水、化学废水和地面废水的废水量分别占年设计量的31.5%、46.1%和77.1%。

三废系统的年设计处理能力远大于年设计废水接收量，即使来水量偏大，系统仍有足够的能力处理一定的过量废水。当放射性远大于废水排放标准时必须采取必要的措施，以便在满足处理能力的前提下尽可能减少固体废物的产生，此类现象一般发生在停堆大修初期。在此期间，工艺废水由于一回路设备和系统的疏水使放射性明显大于功率运行期间工艺废水的放射性，地面废水的放射性很可能超过排放标准，化学废水的接收量和放射性与平时基本一致。因此，在此期间更要合理计划三类废水的处理路线，由于压水堆冷却剂中含有较高浓度的硼，且停堆以后达到最大值，冷却剂的疏水和泄漏同时使工艺废水放射性升高和硼浓度增加，如果将这时的废水蒸发处理，则产生较多的浓缩液，从而增加了固体废物的体积，因此在一个燃料循环周期的换料大修前最好更换除盐床，以便尽可能通过除盐床循环处理。地面废水来水量相对较大，功率运行期间放射性均低于排放标准，但换料大修初期少量的放射性废液都会污染地面废水，给废水处理带来困难，因此要从核电厂放射性管理目标值来确定处理方案。一般情况下，核电厂每月排放的放射性远低于管理目标值，当地面废水的放射性超标不严重时（例如15 mbq/m3），可以考虑有计划地向废液排放系统排放，避免地面废水进行蒸发而引起蒸发单元系统故障和浓缩液成分的复杂化。

核岛废液排放系统为核电站产生的核岛废液提供贮存、监测和排放能力，并能控制排放体积和排放流量。该系统收集的废液主要来自硼回收系统、废液处理系统、蒸汽发生器排污系统、核岛疏水和排气系统、放射性污水回收系统等。

秦山第二核电厂通过液态途径排放的放射性远低于国家批准的年排放限值，全年放射性废液中除氚以外的放射性排放量占年排放限值的1.1%，氚排放量占年排放限值的13.7%，排放废液的放射性比活度均控制在管理限值以下。

2.3 放射性固体废物处理系统

放射性固体废物处理系统收集两台机组产生的各类放射性固体废物，并将其贮存衰变、分拣、压缩、水泥固化、整备和中期贮存，使其满足最终处置的需要。

固体废物按其来源和特性可分为工艺废物和服务废物（也称技术废物），工艺废物包括废树脂、浓缩液、过滤器芯子、通风过滤器、碘吸附器废活性炭、地坑淤泥和废弃的设备部件等，采用水泥固化和固定的方法将其包装；服务废物主要是可压缩的杂项废物，一般压缩打包在金属桶中。

从秦山第二核电厂年废物桶的数量来看，金属桶是废物的主要来源，但从废物的体积来看，水泥桶所占的废物体积远大于金属桶。因此，决定废物最终体积的是工艺废物所产生的水泥桶，而且这类废物只能进行最终处置，而不能通过现有途径改变其形态。因为水泥固化法使初始固体废物增容，而金属桶的压缩打包使可压缩废物减容，而且金属桶的废物还可采取超级压缩或焚烧的方法达到进一步减容的目的。因此，降低工艺废物的产生量是固体废物管理的首要任务，其次是服务废物，这部分废物中的大部分可作为工业废物处理。

3 实施三级管理、全员参与的放射性废物管理体系

三废管理的实际效果是衡量核电厂营运水平的一项重要指标，减少三废排放不仅降低了核电运行成本，也减少了对周围环境的污染。

核电厂产生的放射性废物量首先取决于主工艺系统和三废处理工艺系统，其次取决于三废管理，一个核电厂运行以后的废物量取决于后者。因此，秦山第二核电厂成立了三级管理、全员参与的废物管理体系。

从事放射性工作的任何个人都有可能产生放射性工艺废物和服务废物，三废治理不仅仅是管理层的任务，更需要从事放射性工作的全体人员，他们是废物的直接产生者、整备者和处理者；同时，他们需要获得废物流的管理措施和管理目标，而这些管理措施和管理目标值需要三废管理工作者根据国家法规和标准、机组运行状况和参考电站的运行经验，在总结实践经验的基础上合理制定。所以，核电厂的三废管理应实施三级管理、全员参与的放射性废物管理体系：

一级：由电厂生产副经理和相关处室负责人组成辐射防护委员会的决策层，负责三废治理方面的总体政策，督促各处室二级管理层的工作，及时传达国家、总公司和地方在三废治理方面的法规、标准或精神。

二级：由各相关专业或科室（包括三废运行、辐射防护、化学和物理分析、机械维修、服务科、核清洁）负责人组成，二级人员是三废治理的主要力量。负责三废治理政策的落实；总结实践经验、修订三废运行和管理程

序；制定三废管理目标值，并报一级审核批准；二级管理层指导三级管理人员的工作，并传达有关精神；及时向一级管理层汇报三废治理状况，为一级管理层的决策提供三废治理的基础数据。

三级：由现场运行人员、维修处服务科以及核清洁和放射性监测人员组成，是现场三废治理工作的直接参与者和监督者。每个运行值应指定专人负责三废系统的运行监督和设备的及时维修与跟踪。核清洁人员按三废管理大纲的要求监督维修活动中的服务废物。

全员参与是三废治理的宗旨，只有从事放射性工作的全体人员从思想上认识减少废物的重要性并从自身做起，三废治理工作才会真正有效。

4 贯彻alara 原则，减少放射性源项

放射性是核电厂废物的特点，废物流中放射性活度和放射性废物量的控制应遵循合理、可行、尽量低的（alara）原则，在满足辐射防护和环境保护的条件下，核电厂三废处理系统的运行和管理成本应尽可能低。

首先应严格执行已生效的管理程序、运行规程和临时运行指令，保证系统运行安全、稳定；其次要合理管理废物流，尽可能减少废物量。秦山第二核电厂初步采取以下措施来减少放射性固体废物的产生量。

工艺废水收集一回路设备的疏排水，含硼量较高，且放射性大于排放标准（3.7 mbq/m3），这样的废水经树脂床循环处理后可通过监测槽排放到ter贮槽，若将其蒸发，势必产生大量浓缩液，造成固体废物处理和处置成本的增加。

树脂床的反洗也是减少废物量的重要措施之一。实践证明，除盐床的失效首先表现为床层压降超过了运行限值，如果立即更换，将产生大量废树脂，从而增加了打包废物。因此必须采用有效的反洗方法来降低床层压降，使除盐床继续投入使用，直到床层穿透失效或床层反洗无效时更换新树脂。

过滤器装桶方式的修改也可以降低最终固体废物的体积。按照设计规范，一个水泥桶只固化一个水过滤器芯子，结果产生较多的水泥固化废物。秦山第二核电厂已通过多次试验和装桶改造，现已实现了一桶多芯的打包方法，从而实现了废物减容的目的。

通风过滤器也是核电厂的一大类固体放射性废物，可以采用过滤介质和框架分离的方法，过滤介质是可压缩废物，可根据其表面剂量率将具有放射性的废物压缩装桶，其它则作为工业废物处理。

固体废物的分拣和预处理也是减少废物量的有效途径之一。控制区产生的许多固体废物不一定都是放射性废物，大多数只是放射性污染废物，可通过去污来降低其表面污染，从而减少废物量。预处理也是近年来各国广泛采用的减容技术，有超级浓缩、超级压缩、高浓度吸附和多功能焚烧技术。随着我国核电事业的不断发展，固体废物的数量和体积将越来越大，这些技术将会得到广泛应用。

5 低、中放固体废物的处理和处置展望

5.1 低、中放固体废物的处理

随着新的放射性废物处理技术的不断进展，传统的废物处理工艺已不能达到有效减容的目的。如前所述，水泥固化技术使浓缩液和废树脂的体积增大了至少15倍，可压缩且可燃废物的低压压缩不能使废物得到进一步减容。因此许多新型工艺如废树脂热解、浓缩液再处理、多用途焚烧炉和超级压缩等工艺已在低、中放固体废物处理领域得到广泛应用。

热解工艺通过严格控制耗氧量来分解碳氢有机废物，该工艺用来处理碳氢含量较高的中放废物，如废离子交换树脂、tbp－煤油溶剂等。热解过程的最终产物具有很好的化学稳定性，可经过常规压缩和强力压缩等转型工艺后暂存。

压水堆核电厂所产生的蒸发浓缩液含有较多的硼酸，根据环境保护与经济性要求，这部分硼酸应尽可能回收再利用。过滤－吸附法是比较理想的处理工艺之一，它用来分离蒸发浓缩液中的放射性核素，使处理后的废液能够直接排放。德国已开发了硼酸回收工艺，其回收的硼酸纯度在99%以上，比放大约为100 bq/kg。

焚烧是理想的处理可燃废物的工艺过程，不论是固体废物还是液体废物，只要是可燃的，就可用该工艺处理，以实现体积减容的目的。焚烧过程的优点是具有较大的减容比。该工艺通过化学的方法去除了废物中的非放部分，从而大大降低了废物的体积；焚烧炉的另一优点是多用性，除了能处理可燃干放射性废物外，还能处理有机液体废物和湿基固体废物，在一定程度上也能处理含水的液体废物，因而大大减少了贮置费用。秦山第二核电厂投运以来已产生大量可燃废物，每年达60 m3（压缩在200 l金属桶内），这些废物可通过焚烧进一步减容。

超级压缩也指高压或超高压压缩，现已得到广泛应用。超级压缩中可使用金属桶或箱型桶，所形成的废物块可再打包装入整个废物包中，并且密封以便长期贮存或处置。一般压缩强度为1000~5000 t，产生的废物块密度可达1700 kg/m3（中、低压压缩为500~1000 kg/m3）。强力压缩可以处理广泛的废物，包括不可燃金属废物。大多数废物（除大量的塑料和橡胶）经强力压缩后，其回弹要比低压压缩小，因为高压压缩中压缩的是装有废物的金属桶，它本身是一个抗反弹的容器。

5.2 低、中放固体废物的处置

秦山第二核电厂的中低放固体废物贮存在qt厂房，设计贮存能力为贮存核电厂运行五年所产生的各类废物桶，共计7 000 m3。根据固体废物的设计年产量，到____年，低、中放固体废物将达到10 000 m3；按照实际运行情况，到____年，两台机组所产生的低、中放固体废物将达到5 000 m3。随着秦山第二核电厂3、4号机组的建成投运，固体废物量将增加一倍，到____年，废物暂存库最多还能贮存两年的固体废物。因此，低、中放固体废物的最终处置问题应尽快列入秦山核电基地的未来发展计划中，同时必须考虑核电厂投运以来积累的大量可燃废物和废树脂的焚烧或预处理。

据有关资料，尽管在过去的几年里，国家有关部门对秦山核电基地放射性废物的最终处置方向进行过多次协商，对华东处置场的选址已进行过多次论证，但直到目前，仍然没有达成一致意见。秦山地区中、低放固体废物的最终处置已迫在眉睫。选择华东处置场还是西北处置场来处置秦山地区的废物是目前争论的焦点。选择华东处置场具有运输方便、运输成本低等优势，而且在处置场的选址、建造和营运方面，国内已积累了相当的经验，国外已有成熟的经验，所以华东地区建造中、低放废物处置场是可行而且安全的。

核电厂运行风险管理：核电厂全寿期的集成化管理

随着我国核电事业的迅速发展，核电建设与发展中的管理问题显得日益重要。核电厂传统的管理模式一般将核电厂设计、建造、生产运行以及设备管理和维修等过程及环节分开。其缺点是在核电厂全寿期中，各阶段、部门、过程与环节之间缺乏足够的信息交流与反馈，并不同程度地存在着“自动化孤岛”与“信息孤岛”，各阶段的资源尤其是信息资源得不到充分地集成和利用，造成了较大的资源浪费。为解决核电厂传统管理方法的不足，全面优化核电厂的活动与资源管理，节约成本，提高效率，构建核电厂科学的管理体系是非常必要的。针对核电厂设计、建造以及生产的特点和核电厂的特殊性，本文以计算机与现代集成制造系统(cims)的“集成”思想和技术为基础，提出核电厂全寿期集成化管理的新方法，并对核电厂实施全寿期集成化管理关键问题进行研究。

1、核电厂全寿期集成管理方法

核电厂的集成化管理以cims的“集成”思想和信息集成技术为基础，并充分利用集成技术、信息技术、计算机技术、网络技术、管理技术以及系统工程等技术，以系统和全局的观点，从核电厂全寿期管理的角度出发，建立完善、高效而透明的信息获取、传输、访问、分析与管理机制，实现核电厂设计、建造以及运行与维修等不同阶段中各种资源的优化配置与管理，确保核电厂全寿期中各项工作高效、协调、经济而有序地进行。

实施核电厂全寿期集成化管理的关键问题包括面向核电厂全寿期的信息集成、并行工程的实施、敏捷供需管理以及集成管理系统的开发等方面。

2、面向核电厂全寿期管理的信息集成

核电厂全寿期集成管理以信息集成为基础，其首要工作是实现核电厂异构环境(heterogeneous environment)下的信息集成。为全面获取与充分利用各种信息资源，从核电厂设计开始就要考虑核电厂全寿期的信息集成。

从宏观上看，面向核电厂全寿期的信息集成主要包括两个方面的内容：

(1) 核电厂全寿期中各阶段信息集成；

(2) 核电厂全寿期中跨阶段信息集成。

因为在面向核电厂全寿期的信息集成中，信息的获取上存在着时间与空间上的差异，所以信息集成从总体上可以分阶段进行，而前一阶段的信息自动并入当前阶段。面向核电厂全寿期的信息集成分为设计、建造、调试、运行以及维修等几个阶段，其总体方案如图1所示。必要时可以对集成阶段作适当的增加或调整。

在核电厂全寿期的不同阶段中，信息的来源与获取方式不同。在图1所示的方案中，信息获取采用以下方法：

(1) 各阶段建立完善的信息获取与传输机制，充分做好信息的收集、交流与反馈，以获得本阶段完整的核电厂信息。

(2) 每个阶段除完整地获取本阶段和前期阶段的信息外，要尽可能多地获取后期阶段的信息反馈。但是，在前期阶段中，要获取后期的信息反馈往往是比较困难的，因此，后期阶段的信息主要来自于外部。

(3) 最大限度地获取外部信息。外部信息是指国内外其它核电厂信息以及与本核电厂工作有关的各种信息资源。

在具体实施中，采用数据库技术和工程数据管理技术(pdm)实现核电厂全寿期的信息集成。为实现数据共享、保证系统的一致性并为核电厂信息集成提供基础，在cims环境下，必须对共享数据统一设计为共享信息的数据库结构。数据库系统采用分布式数据库体系结构，系统中的数据分布在多个数据库服务器上，在逻辑上构成一个整体。

为支持核电厂全寿期中的各种信息管理，实现核电厂异构与分布环境下的信息集成、功能集成和过程集成，在核电厂集成管理系统设计中充分利用pdm技术。以pdm为集成框架，实现pdm系统与cax/dfx工具以及与erp(enterprise resources planning)的应用集成，并利用pdm系统建立分布式企业间的信息集成。利用pdm的集成框架功能和协调控制功能，实现核电厂全寿期的信息管理，协调控制核电厂中工作流和各项工作进展。在全核电厂范围内建立基于pdm的并行的协同工作环境，以便在并行的基础上将集成思想应用到核电厂的设计、建造、调试以及运行和维修等各个环节。将核电厂的设计信息、建造信息和过程信息有机地集成起来，做到将正确的信息在正确的时间以正确的方式传递给正确的人，从而实现核电厂多部门、多学科领域专家群体协调工作。

3、核电厂建设与生产过程中的敏捷供需链管理

在核电厂的建设中，为适应国内、国际经济形势与市场的发展变化，必须合理地组织和有效地利用核电厂的资源，以最低的成本、最短的时间和最好的质量满足核电厂建设与生产对物资的需求。实现这一目标的有效方法是充分利用敏捷供需链管理技术，构建核电厂敏捷供需链管理系统(agile supply chain management system，ascms)。

敏捷供需链管理系统是在竞争、合作、动态的环境中，由若干供应商(供方)、需方(即核电厂)等自主实体构成的快速相应环境变化的动态供需网络系统。它是充分利用系统工程、计算机和信息技术等现代科学技术手段，建立在internet/intranet、分布对象和电子商务的基础上的，用来协调敏捷供需链，以满足核电厂不同时期、不同部门、不同环节与过程的物资需求。

核电厂的敏捷供需链管理建立在实体共享信息的基础上，采用基于协调决策中心的供需管理模式，对系统中的物流、信息流和资金流进行有效的计划、协调、调度与控制。基于协调决策中心的核电厂敏捷供需管理模式以核电厂为核心，包括部门需求、供应商、协调决策中心、分布式库存等部分组成，如图2所示。

4、核电厂设计建造过程的优化管理

核电厂全寿期集成化管理的一个重要内容是实现核电厂设计与建造过程的优化管理。传统的设计方式是一个串行的开发过程，即前一个部门完成某个功能后将设计结果移交给下一个部门进行下一步的工作。其不足之处是不同的设计部门之间缺乏足够的交流，每个部门仅考虑其局部的功能要求。在设计建造的早期阶段不能很好地考虑后续部门要求和设计建造周期中的各种因素，而往往会导致后期工作的困难。在这种情况下，有时需要从头开始修改设计。这不仅造成电厂设计建造周期的延长，而且会造成大量的人力、物力和资金的浪费。为解决串行设计的不足，1988年美国的r.i.winner提出了并行工程方法，解决了传统的设计方式的不足，取得了显著的经济效益。

核电厂建设中并行工程的实施，在完成电厂协同工作环境的建设与电厂的信息集成的基础上，可按照下述步骤进行。

(1) 由电厂设计筹备专家组对电厂设计进行需求分析，确定电厂设计项目，并制定相应的设计目标。

(2) 按照电厂功能系统的分类分别建立跨部门、多学科和多功能的电厂集成设计团队（integrated design team-idt），实现核电厂人力资源的集成、优化与协调。idt按照并行工程设计的要求进行工作与组织协调。工作方式既可以是一地协同设计，也可以是网络环境支持下的异地协同设计，以减少电厂设计更改、错误和返工，实现设计的一次性成功。

(3) 对电厂的系统和设备进行数字化定义和信息建模。应用idef0、idef1x等工具，按照cims的思想定义电厂系统设计过程的功能模型，构造电厂各功能系统的数据流图和全局信息模型。

(4) 多学科专家设计组对电厂系统进行数据收集、系统设计分析，改进电厂系统设计开发流程，将传统的串行设计方式转化为并行设计方式。通过对电厂系统设计过程的重组与流程的改进实现设计过程的集成与优化。

(5) 应用cax、dfx等计算机辅助工具进行电厂功能系统与部件的概念设计、结构设计、详细设计以及工艺过程等设计，实现核电厂系统的全数字化设计。在设计早期尽快发现下游的各种问题。应用质量保证与管理系统对电厂系统与设备的设计进行管理、控制和改进，利用pdm系统协调idt的工作和设计信息共享。

(6) 利用计算机仿真与虚拟现实等技术进行系统调试、验证和系统预装配，并将结果反馈到早期的设计过程和设计人员。

核电厂并行设计方案如图3所示。并行工程方法不但可以应用于核电厂设计建造过程，而且可推广应用于换料和设备维修等过程。

5、核电厂全寿期集成管理系统的体系结构

为充分考虑核电厂设计、建造与生产等不同阶段的特点和全寿期管理需要，设计核电厂集成管理系统时，先将核电厂的所有工作按阶段和性质分为不同的类型，然后在总集成系统下设计若干个分系统，每个分系统完成一种类型的管理工作。在基于cims的集成环境下，每个系统既相对独立又相互联系，通过全局信息共享系统实现信息共享。核电厂集成管理系统由以下几个分系统组成。

(1) 基于internet/intranet的核电厂原型系统。

(2) 核电厂管理信息系统（mis）。该系统包括核电厂人事管理、erp以及核电厂经营决策支持系统等。

(3) cax/pdm集成系统。cax集成系统完成计算机辅助系统如cad、cae、caq、capp、cam以及dfx等工具的集成。

(4) 核电厂设计管理系统。该系统完成整个核电厂设计工作的管理，由设计信息管理系统、设计过程管理系统、设计进度管理系统以及设计试验验证管理等子系统组成。针对核电厂总体设计、系统设计、设备设计与工程设计等实际设计过程，以cims为基础，支持核电厂并行设计方案。

(5) 核电厂建造管理系统。该系统完成核电厂建造工作的管理，对核电厂建造中各项工作和各项工程从计划、设计、工程进展、合同管理以及工程验收等多个方面实施管理，协调核电厂的工作流和工程进度，提高工程质量和效率。

(6) 核电厂调试管理系统。该系统对核电厂的调试从准备到具体实施进行全面管理。包括调试组织管理，核电厂从建造到调试的交接管理，调试人员管理，调试计划、方案与大纲管理，调试物资器材供应与设施保障管理，以及调试信息管理（包括设备调试信息、系统调试信息以及整个核电厂调试信息的管理）等子系统组成。

(7) 核电厂生产管理系统。该系统完成核电厂日常生产运行的管理工作，确保核电厂正常、经济地运行。包括核电厂的运行监督与管理、核电厂生产的控制与协调、核电厂运营决策以及核电厂运行状态的监测与故障诊断等。

(8) 核电厂在役检查与设备管理系统。该系统对核电厂设备从全寿期的角度对其进行管理。

(9) 敏捷供需链管理系统。

(10) 质量保证系统（qas）。该系统通过高效、完善的质量保证与信息反馈机制，对核电厂全寿期中各项工作实施质量管理。

(11) 资金管理系统（fms），由2个子系统组成：①财务管理子系统，根据财务管理制度建立完善、规范的财务管理与账务处理体系，实现财务管理的标准化、规范化和自动化，提高财务管理的效率；②资金分析子系统，在该子系统中，采用多种分析方法，建立完善的资金分析体系，定期对核电厂的资金使用情况进行分析和总结，并提供资金使用分析报告，为决策层对资金使用决策提供依据，以实现核电厂资金资源的优化和充分利用。

此外，还包括换料管理系统、行政管理系统、退役管理系统以及系统维护等部分。

核电厂集成管理系统的体系结构如图4所示。需要指出的是，该系统是一个开放的系统，可以根据核电厂管理的需要进行修改和扩充。

整个系统可利用cims应用集成平台环境中开发设计，并可通过网络系统与其它应用系统进行信息交流。

对核电厂实施全寿期的集成化管理，不仅为构建核电厂科学的管理体系提供了一个新思路，而且可以充分优化核电厂的人力、物力和信息资源，缩短核电厂的设计、建造周期，节约成本，提高核电厂的工作效率和经济效益。