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反应堆安全分析复习笔记

卷面成绩:64 平时分:85

  1. 冗余度:核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来,用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。
  2. 多样性:采用两个或者多个独立的方法或系统来完成同一个功能。
  3. 独立性:系统设计中通过功能隔离或实体隔离,实现系统布置和设计的独立性。
  4. 故障安全原则 :核系统或部件发生故障时,电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。
  5. 单一故障:导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障,包括由该故障引起的所有继发故障。
  6. 单一故障准则:满足单一故障准则的设备组合,在 其任何部位发生单一故障时仍能保持所赋予的功能。
  7. 始发事件:能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件,都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。
  8. 初因事件:造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。
  9. 核安全;是指对核设施、核活动、核材料和放射性物质采取必要和充分的监控、保护、预防和缓解等安全措施,防止由于任何技术原因、人为原因或自然灾害造成的事故发生,并最大限度地减少事故情况下的放射性后果,从而保护工作人员、公众和环境免受不当的辐射危害。
  10. 核保安:防止、侦查和应对涉及核材料和其他放射性物质或相关设施的偷窃、蓄意破坏、未经授权的接触、非法转让或其它恶意行为。

二、简答题

1. 核电站安全的特殊性?

答:核裂变释热功率的半无限--功率陡升的可能强放射性--辐射损伤

高温高压水--融化和喷放

剩余反应性--潜在的能量来源 衰变热--停堆后继续过热的可能

  • 核反应堆反应性有哪几种控制方式? 答:中子吸收体移动

慢化剂液位控制 燃料富集度控制法反射层控制法

3. 纵深防御基本安全原则应用于核电厂的哪几个阶段?

答:用于核电厂的所经历的全部阶段:选址、设计、建造、安装、调试、运行、维修、退役

4. 核安全管理的主要三种方式?

答:核安全许可证制度、核安全审评、核安全监督

5. 核电厂的三个基本安全功能?

答:反应性控制——反应堆功率可控余热排出——燃料有效冷却

放射性包容——放射性无泄漏

6. 核安全辐射防护目标和技术安全目标?

答:辐射防护目标:确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平,并且低于规定的限值;还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解

  • 牛顿冷却定律公式表达式及各项物理意义? 答:Φ=Ah(tw-tf)

q=h(tw-tf)

h—整个固体表面的平均表面传热系数tw—固体表面的平均温度

tf—流体温度,对于外部绕流。tf 取远离壁面的流体主流温度;对于内部流动,

tf 取流体的平均温度

其中 q 为热流密度,单位是瓦/平米(W/m2)

Φ 为热流,单位是瓦(W)。A:传热面积

8. 对核电厂造成侵害的外部和内部原因有哪些?

答:外部侵害:地震、飞机坠落、工业环境(爆炸等)、水灾、冰冻等

内部侵害:火灾、含高能管道的破裂、来自汽轮机组的飞射物、厂内其他的飞射物、厂内水灾等

9. 辐射防护三原则的内容?

答:①辐射事业的正当化原则:除非对社会确有贡献,否则任何涉及辐射照射的活动都是不合适的

②防护水平的合理最优化原则:辐射剂量必须同时考虑经济和社会因素,做到合理可行尽量低

③个人所受剂量的限量原则(ALARA):个人所受的最高剂量当量不得超过规定限值,并留有一定的余地

10. 内照射有哪些防护措施?

①戴呼吸保护装置(面具、充气防护衣等)

②控制区不吃、不喝、不吸烟

③伤口没密封保护不进控制区

④建立通风与负压系统,减少放射性气溶胶浓度

11. 外照射有哪些防护措施?

①减少受照时间

②增大人与放射源的距离

③在人和放射源之间设置屏蔽体

  1. GB18871 对职业照射和公众照射的剂量限值有哪些规定? 职业照射(成年人):

应对任何工作人员的职业照射水平进行控制 20mSv

①由审管部门决定的连续 5 年的年平均有效剂量 20mSv

②任何一年中的有效剂量 50mSv

③眼晶体的年当量剂量 150mSv

④四肢手和足,或皮肤的年当量剂量 500mSv

职业照射(未成年人):

年龄为 16 岁-18 岁接受涉及辐射照射就业培训的徒工和年龄为 16 岁-18  岁在学习过程中需要使用放射源的学生

①由审管部门决定的连续 5 年的年平均有效剂量 6mSv

②眼晶体的年当量剂量 50mSv

公众照射:

实践使公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值

①由审管部门决定的连续 5 年的年平均有效剂量 1mSv

②任何一年中的有效剂量 5mSv

③眼晶体的年当量剂量 15mSv

④四肢手和足,或皮肤的年当量剂量 150mSv

13. SWISS 奶酪模型的主要内容?

①每块奶酪代表一个防御层次,奶酪圆孔代表系统潜在的缺陷或实现故障。

②恰好某一时刻每一层保护屏障上都出现漏洞,则危害正好通过每层屏障上的漏洞贯穿,整个奶酪,酿成事故,造成损失。

第二章

  1. 剩余反应性:堆芯没有控制毒物时的反应性。
  2. 停堆余量深度全部毒物都投入堆芯时,反应堆芯达到的负反应性。
  3. 单根控制元件的反应性当量:一根控制元件完全插入后在堆芯内引起的反应性变化定义为单根控制元件的反应性当量

1. 反应性的控制的三种类型?

紧急停堆控制、功率控制、补偿控制

2. 反应性的控制的四种方法?

1)中子体吸收移动 2)慢化剂液位控制 3)燃料控制法 4)反射层控制法

3. 事故工况下参与核电厂第三道放射性屏障功能的系统?

  • 安全壳自动隔离
  • 安全壳喷淋系统,用于降低安全壳内压和减少放射性碘
  • 氢气复合装置,消除失水事故情况下产生的氢气,防止可能出现的氢爆
  • 砂堆过滤器,防止安全壳超压,过滤和减少外泄物质的放射性
  • 碘过滤器及核岛排气及疏水系统收集安全壳内废液及废气 。

4. 反应堆的基本安全功能(3C 功能)?

有效地控制反应性、确保堆芯冷却、包容放射性产物

5. 专设安全设施的功能?

(1)发生失水事故时,向堆芯注入含硼水; (2)阻止放射性物质向大气释放;

(3)阻止氢气在安全壳中浓集; (4)向蒸汽发生器应急供水。

6.专设安全设施的设计原则?

(1)设备高度可靠

(2)系统要有多重性(3)系统必须各自独立(4)系统应能定期检查

(5)系统必须备有可靠电源(6)系统必须具有充足的水源

7. AP1000 非能动堆芯冷却系统含有哪 3 个水源?

3 个非能动水源:换料水箱,堆芯补水箱,安注箱

8.PWR 安全壳直接喷淋和间接喷淋对应的 2 个取水水源?

直接喷淋->换料水箱 间接喷淋->地坑

一、中国核安全与辐射环境的横向监管机构主要包括哪些部门?

环保,公安,卫生,运输,海关,商务

二、国家核安全局)环境保护部作为核安全主管部门的主要职责有哪些?

  1. 负责放射源的生产、进出口、销售、使用、运输、贮存和废弃处置安全的统一监管。
  2. 制订和组织实施放射源安全的法律法规和技术标准;
  3. 建立并实施放射源登记管理制度;
  4. 根据涉源单位提供的环境影响评价报告书(表)、辐射安全评价报告书和职业病危害评价报告书等核发放射源安全许可证,并通报同级公安部门;
  5. 负责放射源的生产、销售、使用、贮存和废弃处置领域从事辐射安全关键岗位工作的专业技术人员的资格管理;
  6. 负责放射源的放射性污染事故的应急、调查处理和定性定级工作,并将有关情况通报国家核事故应急协调委员会;
  7. 协助公安部门监控追缴丢失、被盗的放射源;组织开展放射源安全技术科学研究。

三、 中国核安全与辐射环境纵向监管机构的设置情况?

  1. 国家生态环境部
  2. 省级生态环境厅
  3. 市级生态环境局
  4. 区县生态环境局

四、中国核安全管理有哪三种主要的方式?

  • 核安全许可证制度
  • 核安全审评
  • 核安全监督

五、截止 2018 9 1 日,全国人民代表大会常务委员会讨论通过,主席令颁

布通过了的 2 部与核安全、辐射环境监管要相关的法律名称?

《中华人民共和国放射性污染防治法》《中华人民共和国核安全法》

六、 中国放射性污染防治的 16 字方针?

预防为主、防治结合、严格管理、安全第一

七、新建、改建、扩建放射工作场所的放射防护设施需满足哪几个三同时的要  求?

应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用

八、 单位对闲置、废弃放射源的处理应怎样做才符合核与辐射安全法规的要求?

生产放射源的单位,应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定回收和利用

废旧放射源;使用放射源的单位,应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定将废旧放射源交回生产放射源的单位或者送交专门从事放射性固体废物贮存、处置的单位。

九、 放射性污染防治法中对放射性废气、废液、固体废物处理的有哪些规定?

  1. 向环境排放放射性废气、废液,必须符合国家放射性污染防治标准。
  2. 产生放射性废气、废液的单位向环境排放符合国家放射性污染防治标准的放射性废气、废液,应当向审批环境影响评价文件的环境保护行政主管部门申请放射性核素排放量,并定期报告排放计量结果
  3. 产生放射性废液的单位,必须按照国家放射性污染防治标准的要求,对不得向
  • 低、中水平放射性固体废物在符合国家规定的区域实行近地表处置。高水平放射性固体废物实行集中的深地质处置。α 放射性固体废物依照前款规定处置。禁止在内河水域和海洋上处置放射性固体废物。

十、审批环境影响评价文件的环境保护行政主管部门对未编制环境影响评价文  件,或者环境影响评价文件未经环境保护行政主管部门批准,擅自进行建造、运  行、生产和使用等活动的单位,采取哪些处罚措施?

由审批环境影响评价文件的环境保护行政主管部门责令停止违法行为,限期补办手续或者恢复原状,并处一万元以上二十万元以下罚款。

十一、 核安全法中规定应对核设施、核材料及相关放射性废物采取哪些措施, 以防止由于技术原因、人为原因或者自然灾害造成核事故,最大限度减轻核事故情况下的放射性后果?

采取充分的预防、保护、缓解和监管等安全措施,

十二、中国核安全工作的原则?

坚持安全第一、预防为主、责任明确、严格管理、纵深防御、独立监管、全面保障

十三、核设施营运单位为具备保障核设施安全运行的能力,需符合哪些条件?

(一)有满足核安全要求的组织管理体系和质量保证、安全管理、岗位责任等制度;

(二)有规定数量、合格的专业技术人员和管理人员;

(三)具备与核设施安全相适应的安全评价、资源配置和财务能力;

(四)具备必要的核安全技术支撑和持续改进能力;

(五)具备应急响应能力和核损害赔偿财务保障能力;

(六)法律、行政法规规定的其他条件。

十四、核设施建造前,核设施营运单位应当向国务院核安全监督管理部门提出建  造申请,应提交哪些材料?

(一)核设施建造申请书;

(二)初步安全分析报告;

(三)环境影响评价文件;

(四)质量保证文件;

(五)法律、行政法规规定的其他材料。

十五、为防止核材料被盗、破坏、丢失、非法转让和使用,保障核材料的安全与  合法利用,核安全法核设施营运单位和其他有关单位有哪些具体要求?

(一)建立专职机构或者指定专人保管核材料;

(二)建立核材料衡算制度,保持核材料收支平衡;

(三)建立与核材料保护等级相适应的实物保护系统;

(四)建立信息保密制度,采取保密措施;

(五)法律、行政法规规定的其他措施。

十六、 放射性废物处置设施有出现哪些情况,应当依法办理关闭手续,并在划定的区域设置永久性标记?

(一)设计服役期届满;

(三)所在地区的地质构造或者水文地质等条件发生重大变化,不适宜继续处置放射性废物;

(四)法律、行政法规规定的其他需要关闭的情形。

十七、 国务院核安全监督管理部门应当依法公开与核安全哪些信息?

与核安全有关的行政许可,以及核安全有关活动的安全监督检查报告、总体安全状况、辐射环境质量和核事故等信息

十八、国务院核安全监督管理部门和其他有关部门进行核安全监督检查时,有权  采取哪些措施?

(一)进入现场进行监测、检查或者核查;

(二)调阅相关文件、资料和记录;

(三)向有关人员调查、了解情况;

(四)发现问题的,现场要求整改。

十九、 辐射安全许可证包括哪些主要内容?有效期为多长?

(一)单位的名称、地址、法定代表人;

(二)所从事活动的种类和范围;

(三)有效期限;

(四)发证日期和证书编号。有效期 5 年

二十 、根据辐射事故的性质、严重程度、可控性和影响范围等因素,从重到轻将辐射事故分为哪几类?

特别重大辐射事故、重大辐射事故、较大辐射事故和一般辐射事故四个等级

二十一、辐射工作单位建立的放射性同位素与射线装置台帐应包含哪些内容?

  1. 放射性同位素的核素名称、生产厂家、出厂时间和活度、编码和类别、来源和去向。
  2. 射线装置的名称、型号、主要技术参数、射线种类、类别、来源和去向。

二十二、放射性同位素与射线装置的安全和防护状况进行年度评估报告主要包  括哪些内容?

(一)辐射安全和防护设施的运行与维护情况;

(二)辐射安全和防护制度及措施的制定与落实情况;

(三)辐射工作人员变动及接受辐射安全和防护知识教育培训情况;

(四)放射性同位素进出口、转让或者送贮情况以及放射性同位素、射线装置台账;

(五)场所辐射环境监测和个人剂量监测情况及监测数据;

(六)辐射事故及应急响应情况;

(七)核技术利用项目新建、改建、扩建和退役情况;

(八)存在的安全隐患及其整改情况;

(九)其他有关法律、法规规定的落实情况。年度评估发现安全隐患的,应当立即整改。

二十三 哪些工作人员应接受中级或者高级辐射安全培训?证书的有效期为几年?

(一)生产、销售、使用Ⅰ类放射源的;

(二)在甲级非密封放射性物质工作场所操作放射性同位素的;

(三)使用Ⅰ类射线装置的;

(四)使用伽玛射线移动探伤设备的。有效期:四年

LOCA [loss-of-coolant accident] 失水事故

LOFW loss of boiler feedwater 丧失蒸汽发生器给水

LPIS low pressure injection system 低压安注系统

LOFA loss of flow accident  失流事故

LOOP Loss Of Offsite Power 完全失去外电源

SGTR Steam Generator Tube Rupture 蒸汽发生器传热管破裂ANSI American National Standards Institute 美国标准协会NRC Nuclear Regulatory Commission 美国核管理委员会

DNBR Departure from nuclear boiling ratio 最小偏离泡核沸腾比

MSLB main steam line break 蒸汽管道破裂事故

ECCS emergency core coolant system injection 应急堆芯冷却系统注入

ESF Engineered Safeguard Features 专设安全设施RIA reactivity initiated accident 反应性引入事故CHF Critical Heat Flux 临界热流密度

SBLOCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故

CSS Containment spray system 安全壳喷淋系统

ATWS anticipated transient without scram 未紧急停堆的预期瞬态

RCP Reactor Coolant Pump 主泵

EOL end of life 寿期末

BOL beginning of life 寿期初

BDBA beyond design basics accident 超设计基准事故ESD emergency shutdown system 紧急停堆系统MSIV main steam isolation valve 主蒸汽隔离阀

CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒驱动机构

HPIS high pressure injection system 高压安注系统

BDBA beyond design basics accident 超设计基准事故EFS emergency feedwater supply system 应急给水系统EFW emergency feed water system 紧急给水

RCS Reactor Coolant System  反应堆冷却剂系统

AFP auxiliary feedwater pump 辅助给水泵名词解释

核燃料线功率密度:单位长度的核燃料在单位时间内产生的热量热阱 :吸收热量的物体。

简答题

核电厂第Ⅰ类和Ⅱ类工况的验收准则

燃料芯块的最高温度不超过 2260℃,与燃料末期燃料芯块的熔化温度 2590℃相比,留有大于 300℃裕量;

  • 燃料线功率不超过 59.0kW/m,压水堆平均线功率约为 17.8kW/m,可知堆芯热点因子Fq 不得大于 3.3;
  • 最小偏离泡核沸腾比 DNBR 在W-3 公式中不得小于 1.3,这样可以保证在 95%
  • 的置信度下 95%的燃料元件不发生烧毁 ;
  • 燃料元件包壳外壁温度不超过 425℃。

2. 核电厂第Ⅳ类工况的验收准则

3. 轻水堆中子通量监测的三个量程

源量程:(source ranges SR)中间量程(intermediate range IR)功率量程(Power range )DR

4. 核电厂的 8 大设计基准事故 DBA

  • 反应性引入事故
  • 失流事故
  • 热阱丧失事故
  • 蒸汽发生器传热管破裂事故
  • 蒸汽管道破裂事故
  • 给水管道破裂事故
  • 冷却剂丧失事故
  • 未能紧急停堆的预期瞬态

5. 大破口失水事故的 4 个过程

喷放、再灌水、再淹没、长期堆芯冷却

6. ANSI 对核电厂事故的 4 大分类

  • 正常运行和运行瞬态
  • 中等频率事件(预期运行事件)
  • 稀有事故
  • 极限事故(假想事故)

7. ANSI 对核电厂事故的分类中的 6 大稀有事故

  • 一回路系统管道小破裂
  • 二回路系统蒸汽管道小破裂
  • 燃料组件误装载
  • 满功率运行时抽出一组控制棒组件
  • 全厂断电(反应堆失去全部强迫流量)
  • 放射性废气、废液的事故释放

8. ANSI 对核电厂事故的分类中的 6 大极限事故

  • 一回路系统主管道大破裂
  • 二回路系统蒸汽管道大破裂
  • 蒸汽发生器传热管断裂
  • 一台冷却剂泵转子卡死
  • 燃料操作事故
  • 弹棒事故第五章

名词解释

  1. 核应急:核应急是需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态,又称“核紧急状态”。
  2. 应急计划:应急计划又称应急响应计划。在应急计划中规定核设施营运单位、地方破府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务。

一、核电厂事故管理的基本任务 

  1. 预防堆芯损坏
  2. 中止已经开始的堆芯损坏过程,将燃料滞留于主系统压力边界以内
  3. 在一回路压力边界完整性不能确保时,尽可能长时间地维持安全壳的完整性
  4. 万一安全壳完整性了不能确保,尽量减少放射性向厂外的释放

二、国家核事故应急的任务 

  1. 应急准备
  2. 应急对策和应急防护措施
  3. 应急状态的终止和恢复措施
  4. 资金和物质保障

三、核电厂和地方政府的应急计划内容 

  • 定义
  • 区域和应用(3)核电厂概况(4)应急计划区(5)应急状态分级(6)组织

(7)通知和通信(8)设施和设备(9)评价活动

  • 主要防护措施
  • 公众教育和公众信息发布(12)培训和演练
  • 应急终止和恢复活动
  • 附件:应急计划执行各种合同书或协议书四、我国核电厂应急状态的 4 个等级 
  • 应急待命
  • 厂房应急
  • 厂区应急
  • 场外应急 

五、核事故应急辐射防护监测内容、方式 

监测内容:烟羽特性、地面辐射水平、空气中放射性气体和微尘的浓度。监测方式:固定监测网、空中监测、车载监测、船载监测、实验室分析。六、核电厂场外应急的主要措施 

  1. 隐蔽
  2. 服用稳定碘
  3. 控制通道
  4. 控制食物水源
  5. 撤离迁移
  6. 人员去污
  7. 区域去污
  8. 医学处理
  9. 发布公众信息
  1. 更深入地拓宽事故处理规程的内涵以增加其应用范围和有效性
  2. 在模拟机上对操作人员进行规定的再培训,使他们不仅熟悉正常操作运行工况, 也能应付各种不同的事故工况
  3. 改善主控室人机接口
  4. 将必要的信息集中在安全监督盘系统(KPS),操作员、安全工程师、应急支持中心各拥有一个终端
  5. 在主控室增加必要的参数监督和欠热度测量仪
  6. 更换稳压器安全阀,使其在水-汽并存的工作环境下仍能回座

八、RBMK 反应堆的设计缺陷 

  1. 对于一个充分慢化的石墨堆,它可能具有正的反应性系数,不允许以 20%以下的功率运行,正反应性效应就不能被多普勒系数的负反应性效应所抵偿。
  2. 由于反应堆体积巨大(高 7 米,直径 12 米),氙-135 引起的不稳定因素使得该堆的控制变得很复杂
  3. 很低的控制棒插入速度(0.4m/s)使得紧急停堆系统难以跟踪快速瞬变,为此,运行规则要求堆内始终有一定数量(30 根)的控制棒插入到一定深度,堆内低于15 根控制棒时必需立刻停堆
  4. 该核电站没有安全壳 

九、切尔诺贝利核事故经验教训 

  • 设计缺陷,RBMK 型反应堆缺乏固有安全性,控制棒和安全棒存在设计错误,在低功率不稳定的工况下,流量的变化诱发了这次反应性暴涨事故;
  • 没有一个整体有效的安全壳来包容核岛部分;
  • 安全分析使用了没有经过验证的计算机程序;
  • 缺乏安全文化;
  • 安全监管不力;
  • 对严重事故的预防和缓解没有重视。

十、切尔诺贝利核事故操作员的主要违章操作 

  1. 减少了规定的后备反应性,即把反应堆活性区中吸收剂和控制棒的数量降到了允许值以下。
  2. 突然降低反应堆的功率,然后使反应堆运行在低于实验计划中所规定的热功率水平。
  3. 把全部 8 台循环泵与反应堆连接,超过了操作规程所规定的单线程流量。这一错误在实验计划中已经存在了。                                     4)切除了两台汽轮发电机蒸汽信号的反应堆保护装置。
  4. 切除了在汽鼓汽水分离器中的水位和蒸汽压力的反应堆保护装置。
  5. 切除了产生最大设计事故时规定要求用的应急堆芯冷却系统。

十一、核应急管理工作方针 

  1. 常备不懈
  2. 积极兼容
  3. 统一指挥
  4. 大力协同
  5. 保护公众
  6. 保护环境

一、日本福岛核电站事故发生原因?

二、日本福岛核电站的干井主要包括哪些系统与设备?

干井包容反应堆压力容器、控制棒驱动机构、外部循环泵,以及连接管道和阀门。

三、日本福岛核电站经验教训?

  • 严重事故是有可能发生的;
  • 必须深入研究地震、水淹、海啸、飓风和火灾等自然灾害带来的影响,提高电厂对其的防范能力;
  • 要重视电厂对全厂断电事故的处理能力;
  • 必须确保反应堆、安全壳和乏燃料池的冷却功能; (5)必须有全面的事故管理措施;

(6)多机组核电厂事故的应急响应; (7)加强预防氢爆炸的措施;

(8)提高仪表性能和强化辐射照射管理系统; (9)改善事故响应的环境;

(10)加强环境监测; (11)加强安全监管。第六章

名词解释

一、核安全

核安全是指对核设施、核活动、核材料和放射性物质采取必要和充分的监控、保护、预防和缓解等安全措施,防止由于任何技术原因、人为原因或自然灾害造成的事故发生,并最大限度地减少事故情况下的放射性后果,从而保护工作人员、公众和环境免受不当的辐射危害。

二、 核安全文化

核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性的总和,它建立一种超出一切之上的观念,即核电站(电离辐射)的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。问答题

一、杜邦公司安全文化十大信念

  • 一切事故都可以防治;
  • 管理层要抓安全工作,同时对安全负有责任;
  • 所有危害因素都可以控制;
  • 安全地工作是雇佣的一个条件;
  • 所有员工都必须经过安全培训;
  • 管理层必须进行安全检查;
  • 所有不良因素都必须马上纠正;
  • 工作之外的安全也很重要;
  • 良好的安全创造良好的业务;
  • 员工是安全工作的关键
  1. 组织问题
  2. 解决问题不恰当:竞争压力,反复出现危机、纠正措施积压,纠正行为不能保证优先和问题根本原因论证失误。
  3. 观念狭隘:自满,停止内部改革和进步。
  4. 开放性差:管理者拒绝交流、不愿意与人分享受自己的经验,不去利用别人的经验来改善自己的状况。
  5. 管理问题

1.纠正行为不力 2 难题的解决模式不佳 3 程序的不完善 4 分析和改正问题的质量

很差 5 独立安全审评的不足或失效 6 真实性不符 7 违章 8 反复申请不执行管理要求

  • 雇员问题 1 过长的工作时间 2 未受过适当培训的人数比例偏高 3 在使用适合

的、有资格的和有经验的人员方面出现失误 4 对工作的理解差 5 对承包人的管理差

  • 技术问题 1 技术方面的记录和存档材料贫乏或缺乏管理 2 设备维修不及时 3

对安全事件的收集、监督和处理不当 4 自我检查和自我评价体制不健全。

三、核安全文化的培育和实践中的八个要素?

(一)决策层的安全观和承诺。

(二)管理层的态度和表率。

(三)全员的参与和责任意识。

(四)培育学习型组织。

(五)构建全面有效的管理体系。

(六)营造适宜的工作环境。

(七)建立对安全问题的质疑、

(八)创建和谐的公共关系

四、 核安全文化中持续改进中有哪几个重要理念?

1个原则:预防为主,正确工作,一次做对,精益求精;

2个第一:安全第一,质量第一

3个认真:事前认真计划,事中认真操作,事后认真检查;

4个凡事:凡事有章可循, 凡事有人负责,凡事有人监督, 凡事有据可查;

五、 核安全文化持续改进中对监管部门、辐射单位、从业人员有哪些具体要求?

监管部门:

根本方针:安全第一质量第一

监管原则:

依靠科技 持续改进

监管理念:

独立、公开、法治、理性、有效

辐射单位:

1 凡事有章可循 2 凡事有据可查 3 凡事有人负责 4 凡事有人监督

从业人员:

1 质疑的工作态度 2 严谨的工作方法 3 沟通的工作习惯

六、国家核安全局核安全文化的良好实践有哪 8 个支撑?

1 审评许可支撑

2 监管执法支撑

3 辐射监测支撑

4 事故应急支撑

5 经验反馈支撑

6 技术研发支撑

7 公众沟通支撑

8 国际合作支撑

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