07核电厂堆芯的安全设计
07核电厂堆芯的安全设计
3、2、3二氧化碳由于二氧化碳的密度和中子吸收截面均较小，其温度和压力变化对反应性的影响可以忽略。
3、3慢化剂慢化剂的选择和燃料在慢化剂中的配置，应以中子经济性最佳化的需要（及由此引起的燃料耗用量最佳化的需要）和满足工程上的要求为依据。主要堆型采用轻水、重水或石墨作为慢化介质。
3、3、1轻水轻水在压水堆和沸水堆中都同时用作慢化剂和冷却剂。这两种功能不能机械地分割。因此
3、2和
3、2、1中关于添加剂、反应性特性、辐照效应等方面的讨论对二者都适用的。
3、3、2重水在重水冷却和慢化的压力管型反应堆中，慢化剂和冷却剂之间有排管容器的排管和压力管把慢化剂和冷却剂分隔开。有时，慢化剂可能含有可溶性中子吸收剂，用于反应性控制或停堆后的反应性抑制。慢化剂还用于冷却各种反应堆构件，如排管容器本身，仪表支承结构、反应性控制装置及其导向管。尽管压力管和排管破裂的可能性极小，但不能完全排除此种可能。发生爆管致使重水冷却剂射入慢化剂区域时，部分慢化剂被冷却剂所取代。如慢化剂中含有吸收剂而冷却剂不含吸收剂，发生上述替代时堆芯反应性就有可能上升。停堆系统的设计必须提供手段使得在发生这一事故时仍能保持停堆状态。反应堆的结构设计中必须考虑慢化剂的流动和温度（例如水力、温差等）的影响。在重水冷却和慢化的压力容器型反应堆中，堆芯区的慢化剂与冷却剂由冷却通道分隔。然而，冷却剂和慢化剂回路可根据电厂的运行工况（如功率运行或余热排出）分隔或连通。在功率运行时，慢化剂通过少量压力补偿孔和冷却剂连通，慢化剂的运行压力和冷却剂相同，而温度则低于冷却剂。慢化剂温度系由一个独立的高压冷却系统保持，在余热排出运行工况下，冷却剂和慢化剂互相连通，两者的压力、温度或液体毒物浓度均无差异。在重水慢化剂中，氚的比放射性会积累得很高，因此慢化剂系统的设计中必须考虑当慢化系统出现大破口时氚化重水释放的可能性。对慢化剂的辐照分解需要采取措施，以控制腐蚀并防止爆炸，详细的讨论见HAD102/08。在某事故工况下，压力管型反应堆中慢化剂具有储存衰变热的能力。
3、3、3石墨改进型气冷堆采用石墨作慢化剂。在这类反应堆中，石墨堆芯系由带有键槽系统的砌块组成，键槽系统保持栅格的对中，堆芯组件配置有约束结构，以保持其外形。这种慢化剂的安全问题如下：（1）不得妨碍停堆装置插入堆芯和保持停堆状态。为了证实满足这一条件，必须评价石墨使堆芯保持稳定位置的能力，而这种能力不会因下列影响而失效：温度；腐蚀；快中子损伤；辐照；尺寸变化。假想的地震条件会影响石墨变形和强度特性的限值，因而必须加以考虑。初始堆芯的慢化剂温度系数接近于零，典型情况是稍偏负值，所以冷态堆芯具有最大的反应性。平衡堆芯状态下，大部分燃料通通中钚已有一定程度的积累，而且慢化剂温度系数为正值。所以平衡堆芯的最大反应性状态与处于热运行温度的慢化剂有关，甚至对保持停堆工况的反应堆也是如此。然而在瞬态工况时，慢化剂温度响应时间比燃燃的要慢。燃料的温度系数是负的，所以就降低了慢化剂正温度系数的重要性；（2）放射性物质向冷却剂回路中的释放应尽可能保持于低的水平。为了做到这点，应限制石墨中杂质（尤其是Mg、Cl和B）的含量；（3）应保证慢化剂在反应堆设计寿期内的完整性。必须在CO2冷却剂中加入甲烷以防止腐蚀，但必须考虑到它的二次效应，并对CO含量加以控制；（4）石墨砌块上的气体分配钻孔和石墨砌块之间气流通道的设计，应为所有砌块提供适当份额的冷却剂，以限制初始堆芯和堆芯整个寿期内所有预计的砌块收缩和生长状态下石墨温度峰值。
3、4反应性控制手段本条讨论《规定》
4、3所提及的正常运行时的反应性控制手段，有关停堆时的反应性控制将在本导则的
3、6中讨论。反应性控制手段必须具有安全地调节功率和功率分布的能力，包括补偿某些反应性变化（如氚浓度变化、冷却剂温度变化、燃料和可燃毒物的燃耗、预计的运行瞬态等引起的反应性变化）的能力，以保持反应堆工艺变量在规定的运行限值内。所采用的仪表和控制系统必须满足HAD102/14的要求。
3、4、1反应性控制手段的类型不同类型的反应堆用于调节堆芯反应性和功率分布的反应性控制手段有如下几种类型：慢化剂温度（压力容器型重水堆）慢化剂液位（压力管型重水堆）；冷却剂流量（慢化剂密度）（沸水堆）；慢化剂或冷却剂中的可溶性吸收剂（压水堆、加压重水堆）；装在管子中的固态中子吸
收棒或液体吸收剂（压水堆、沸水堆、改进型气冷堆、加压重水堆）；带有弥散的或离散的可燃毒物的燃料；燃料组件的轴向移动；换料和装料方式。
3、4、2最大反应性价值和反应性引人速率反应性控制装置的布置，分组、抽出速度和抽出程序，连同所采用的联锁系统，必须按能保证装置在任何可信的异常抽出都不致于造成燃料超过规定状态的要求设计。必须限制反应性控制装置的最大反应性价值或提供联锁系统，以防止在出现压水堆的“弹棒”和沸水堆的“落棒”之类的事故工况时所引起的功率瞬变超过规定的限值。这些限值的选择必须保证：a、可能引起放射性向冷却剂回路释放的燃料包壳的损坏；b、可能损坏堆芯结构并妨碍停堆装置顺利插入的熔融燃料和冷却剂相互作用的风险，处于一个可接受的低水平。必要时，必须为每次换料后的堆芯作出控制装置的最大反应性价值的评价。采用可溶性吸收剂，控制系统必须按堆芯吸收剂浓度的降低不会造成燃料超过规定状态的要求设计。含硼酸的系统所有部分必须设计成能用某种方法防止硼酸沉积。例如对含硼酸溶液的各种部件进行加热(见HAD102/08中的
4、5)。
3、4、3整体功率和局部功率控制用反应性控制手段对堆芯功率进行整体或局部控制时，堆芯任何部位的燃料的线功率峰值和通道功率不得超过设计限值。控制系统的设计必须考虑由氙振荡、冷却剂状态变化、堆内探测器位置变化和堆内探测器本身的特性变化引起的局部反应性变化所造成功率分布变化。进一步的说明见
3、8和附录II。
3、4、4可燃毒物的影响必须对堆芯可燃毒物燃耗引起的反应性增加作出评价，并使用其他反应性控制手段加以补偿。为了保持慢化剂温度系数为负值，设计人员可以减少慢化剂中所需吸收剂的数量，通过增加燃料中的可燃毒物以弥补所要求的吸收效果，可燃毒物还能用于展平功率分布和减少燃料燃耗期间反应性变化。
3、4、5辐照效应反应性控制手段的设计中必须考虑到辐照效应，诸如燃耗、物理性能的变化、气体产生和液体回路边界的污染。
3、5堆芯监测系统须提供监测仪表来监测堆芯参数，诸如堆芯功率（水平、
分布和短时变化），冷却剂和慢化剂的物理状态和反应性控制手段的状态，以便能采取必要的纠正行动。必须监测冷却剂中裂变产物的放射性水平，以验证其不超过设计限值。有些设计采用能够在功率运行时指出破损燃料组件位置的系统。破损燃料位置监测装置对采用带负荷换料的堆芯特别有效，因为有可能较容易地取出破损的燃料，从而使冷却剂的放射性保持于低水平。破损燃料监测装置的另一优点是能给出冷却剂流道堵塞或其他实体损坏的早期警报。所有监测系统的精度、响应速度、量程和可靠性必须与其所执行的功能相适应（见安全导则HAD102/14《核电厂保护系统和有关设施》和安全导则HAD102/14《核电厂安全有关的仪表和控制系统》），必要时监测系统还必须附设能进行连续或定期试验的设施。对事故监测方面的指导见HAD102/14中的
4、9、3。大的堆芯中，可能有必要采用堆内中子探测器或γ温度计对功率的空间分布进行监测。为保证足够的安全裕度而在堆芯内的部位测量局部功率，并提供燃料最佳利用的数据。在此种情况下，探测器测点应按下述原则布置，即尽可能减少当局部功率密度超标时而又未探测到的可能性。为安全目的，在不同部位进行监测的参数有：中子通理；冷却剂温度；水位；系统压力；冷却剂的放射性。从上述监测到参数可推导出其他一些与安全有关的参数，例如：中子通量倍增时间；中子通量变化率；堆芯内通量差；反应性；跨越堆芯的过冷度。监测参数的选择取决于反应堆的类型。根据HAD102/10和HAD102/14的要求，设计必须保证信号及其传递线路具有必要的多重性、多样性和独立性。在有些反应堆启动期间，采用通量测量系统与反应性控制装置联锁相组合，以保证对特定的通量范围选用最合适的监测装置。在反应堆启动时，特别是首次启动时，中子通量远远低于满功率运行时的通量，所以需要用更为灵敏的、临时的中子探测器来监测中子通量。为使中子通量水平提高到启动中子通量监测器的量程之内还可能需要使用中子源。中子源的设计必须保证：中子源在其计划寿期内有良好的功能；中子源与燃料组件及其支承结构相容。中子噪声和噪声的分析对堆芯部件的松动零件和早期的机械失效可提供有用的信息。
3、6反应堆停堆手段本条论述在运行工况或事故工况下使反应堆进入并保侍在次临界状态的手段（见《规定》
4、4）。必须提供手段用以保证堆芯在一个对堆芯反应性有最大影响的停堆
装置不能插入堆芯时的最大反应性状态下，能使反应堆进入次临界并保侍在次临界状态。对于运行工况和事故工况，燃料和反应堆冷却剂系统压力边界都不得超过规定的状态。如《规定》所要求，反应堆停堆手段必须包括两种不同的系统，每种系统在发生单一故障时都能执行其功能，其中至少有一个系统必须能独自使反应堆从运行工况和事故工况进入次临界状态，并具有足够的停堆深度，它的作用在和其他系统的工作相结合时，可防止燃料发生不可接受的损坏。此外，即使在堆芯处于最大反应性状态时，至少有一个系统必须能单独使堆芯从正常运行工况进入次临界，并在事故停堆后，在足够长的时间内保持停堆状态。为了适应长期保持停堆状态的要求，必须查明在停堆工况下能增加反应性的各种预定的操作，诸如维修和换料操作时吸收体的移动，以保证考虑到了堆芯的最大反应性状态。设计停堆系统时，必须认识预计运行事件后及在事故工况对停堆的重要性。因此，设备设计必须具有必要的可靠性，以便能在所有假设始发事件进行停堆，以满足安全要求。为了按要求完成安全停堆必须使停堆系统与电厂工艺系统和控制系统具有必要的独立性并能防御假设始发事件引起的后果，以便能按要求进行停堆。停堆手段的设计必须尽可能符合故障安全原则，并使之具有此类安全系统所需的高度可靠性。如果保持停准系统的操作是手动或部分手动的，则必须满足手动操作的先决条件（见HAD102/08中的
7、3、2）。停堆手段可部分用于正常运行时的反应性控制和通量整形（见 3、4）。这种正常运行时的使用不得危及停堆系统的功能，更详细的讨论见HAD102/10中的
7、8、4。
3、6、1停堆手段的类型不同类型的反应堆可采用不同的手段把负反应性引入反应堆堆芯，这些手段包括：在慢化剂中注入硼；在慢化剂中注入钆；注入氮；慢化剂排放；不锈钢棒、管或字形棒中装入硼和镉；锆合金导管中装入铪棒和钢棒；注入硼玻璃珠；管中装入液态吸收剂。表1列出了不同堆型所采用的多样性停堆手段的例子。表1停堆手段反应堆类型第一系统第二系统沸水堆钢管中的B4C注入慢化剂/冷却剂的硼溶液压水堆钢管中的Ag-In-Cd或B4C注入慢化剂/冷却剂的硼溶液加压重水堆钢管中加入的Cd注入慢化剂的Cd；慢化剂排放；管中装入的液态吸收剂加压重水堆（压力容器型）锆合金管中的铪棒和钢棒注入
慢化剂的硼改进型气冷堆硼钢棒加不锈钢棒注入堆芯冷却剂的氮以及注入堆芯的硼玻璃珠
3、6、2可靠性为了使停堆手段高度可靠，必须综合采用如下措施：（1）采用尽量简单的系统；（2）尽可能采用故障安全的设计（1）；（3）考虑触发机构的故障模式并在触发机构中采用多重性和多样性（例如用于探测停堆需求及为此做出响应的探测器或触发装置）；（4）使停堆系统尽可能功能隔离和实体分隔（包括控制和停堆功能的分隔），以适应可信的故障（包括共因故障）模式；（5）保证停堆手段在运行工况和事故工况的堆内环境影响下易于进入堆芯；（6）按便于维修、在役检查和运行试验的要求设计；（7）选用巳经验证的设计和具有高度可靠性的设备；（8）提供在制造、安装和调试期间进行综合性试验的手段。（1）设计中常用的故障安全设计原理的最简单形式是停堆装置以能动手段保持在堆芯上方。如果停堆装置导向结构未被阻塞，则在能动保持手段失去动力供应时，例如保持电磁线圈断电时，停堆装置在重力作用下落入堆芯。
3、6、3停堆和保侍停堆的有效性设计必须保证即使堆芯处于最大反应性状态时
HAF003核电厂质量保证安全规定
核安全法规 HAF003（91） 核电厂质量保证安全法规 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改） 本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释
目录 第一章引言 (3) 1．1 概述 (3) 1．2 围 (3) 1．3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2．1 概述 (4) 2．2 程序、细则及图纸 (5) 2．3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3．1责任、权限和联络 (6) 3．2 单位间的工作接口 (6) 3．3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4．1 文件的编制、审核和批准 (7) 4．2 文件的发布和分布 (7) 4．3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5．1 概述 (8) 5．2 设计接口的控制 (8) 5．3 设计控制 (8) 5．4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6．1 概述 (9) 6．2 对供方的评价和选择 (10) 6．3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7．1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7．2 装卸、贮存和运输 (11) 7．3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9．1 检查大纲 (11) 9．2 试验大纲 (12) 9．3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9．4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10．1概述 (13) 10．2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12．1质量保证记录的编写 (14) 12．2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13．1 概述 (15) 13．2 监查的计划安排② (15)
核电厂常规岛常用气体消防系统设计分析
核电厂常规岛常用气体消防系统设计分析 发表时间：2019-07-18T15:09:42.480Z 来源：《城镇建设》2019年第8期作者：王亚彬白新鹏 [导读] 核电厂一直都是一个危险性比较高的行业，但是在运行的过程中非常容易出现火灾， 万纳神核控股集团有限公司浙江省嘉兴市 314300 摘要：核电厂一直都是一个危险性比较高的行业，但是在运行的过程中非常容易出现火灾，不仅会在之后影响核电厂的运行，还会引发安全事故。虽然核电厂是由不同区域构成，但是常规岛的危险性很大。因此，研究和设计常规岛显得尤为重要。本文主要对核电厂常规岛常用气体消防系统的设计进行分析。 关键词：核电厂；常规岛；常用气体；消防系统；设计分析 引言： 核能发电一直在能源开发的过程中发挥着重要的作用，也属于我国发展的重要课题。随着我国核电事业步入快速发展的阶段，整个核电站整体发展的过程也逐步走上了正轨。因此，充分地了解国内和国外防火规范势必会发挥着重要的作用。因此，对核电自主化设计显得尤为重要。本文主要就核电厂常规岛常用气体消防系统的设计进行分析。 1.核电厂常规岛概述 1.1核电厂常规岛的概念 常规岛指的是核电装置中的汽轮发电机组和配套设施的组合。常规岛的功能是能够将核岛中产生的蒸汽热能转化成汽轮机的机械能量，再直接通过运用发电机来转化成电能。常规岛内部的工艺系统也会被称为核电厂二回路系统。此系统主要可以由蒸汽系统、主给水系统、汽水分离再热系统、凝结水系统、高压加热水系统和其他系统组成。 1.2核电厂常规岛的功能 常规岛能够将核蒸汽供应系统内部的热能直接转化为机械能，并存储于汽轮机内部。核电厂常规岛将会直接带动发电机进行转动，从而转化成电能[1]。如果在中间发生了事故，核电厂常规岛又可以直接作为核反应堆的可靠冷源，从而能够让整个反应堆更好地运行。 2.常规岛中不同气体消防系统设计分析 2.1模型 在建设核电厂的过程中，设计常规岛消防系统显得格外重要。在实际操作时，需要综合厂房的实际情况和安全需求来进行设计，这样才能够保证整个消防系统能够更好地运行。在实际设计的过程中，需要随时关注常规岛内部气体消防房间内部的参数，并充分结合包括房间标高层和保护容积等要素进行设计，最终才能古设计出合理的消防系统。在实际设计的过程中，需要同时关注火系统内部的浓度和保护区内部的温度。如果将气体确定在101kPa状态下时，一定要确定这些参数之后才能够更好地确定一个稳定的气体消防系统。 在标高层为9m的电器电子设备、自动化电子设备间和工程师站为基础，将其内部的保护容积确定为333.81、329.45和195.83。该模型的电缆夹层的标高分别可以设定为5m，并将其保护容积确定为874.73和875.65。380V低压配电间和配电间的标准高度层分别处于-10m 的距离，且面积分别设定为159.13、1007.32和293.62。发电机的小间、380V低压配电间和凝结水配电间的标高层处于-10m的位置，其面积分别可以设定为560.50、995.20和125.42。 3.实际案例 目前，IG541系统和FM-200灭火系统可以在实际核电站常规岛的常用其他消防系统中有效地运用。其主要的特点主要如下： 2.1IG541系统的特点 整个系统的压力较高，且可以被用于长距离的运输过程中，但是又由于内部的浓度较高，所以需要运用较多的钢瓶。 2.2 FM-200系统的特点
07核电厂堆芯的安全设计
07核电厂堆芯的安全设计 3、2、3二氧化碳由于二氧化碳的密度和中子吸收截面均较小，其温度和压力变化对反应性的影响可以忽略。 3、3慢化剂慢化剂的选择和燃料在慢化剂中的配置，应以中子经济性最佳化的需要（及由此引起的燃料耗用量最佳化的需要）和满足工程上的要求为依据。主要堆型采用轻水、重水或石墨作为慢化介质。 3、3、1轻水轻水在压水堆和沸水堆中都同时用作慢化剂和冷却剂。这两种功能不能机械地分割。因此 3、2和 3、2、1中关于添加剂、反应性特性、辐照效应等方面的讨论对二者都适用的。 3、3、2重水在重水冷却和慢化的压力管型反应堆中，慢化剂和冷却剂之间有排管容器的排管和压力管把慢化剂和冷却剂分隔开。有时，慢化剂可能含有可溶性中子吸收剂，用于反应性控制或停堆后的反应性抑制。慢化剂还用于冷却各种反应堆构件，如排管容器本身，仪表支承结构、反应性控制装置及其导向管。尽管压力管和排管破裂的可能性极小，但不能完全排除此种可能。发生爆管致使重水冷却剂射入慢化剂区域时，部分慢化剂被冷却剂所取代。如慢化剂中含有吸收剂而冷却剂不含吸收剂，发生上述替代时堆芯反应性就有可能上升。停堆系统的设计必须提供手段使得在发生这一事故时仍能保持停堆状态。反应堆的结构设计中必须考虑慢化剂的流动和温度（例如水力、温差等）的影响。在重水冷却和慢化的压力容器型反应堆中，堆芯区的慢化剂与冷却剂由冷却通道分隔。然而，冷却剂和慢化剂回路可根据电厂的运行工况（如功率运行或余热排出）分隔或连通。在功率运行时，慢化剂通过少量压力补偿孔和冷却剂连通，慢化剂的运行压力和冷却剂相同，而温度则低于冷却剂。慢化剂温度系由一个独立的高压冷却系统保持，在余热排出运行工况下，冷却剂和慢化剂互相连通，两者的压力、温度或液体毒物浓度均无差异。在重水慢化剂中，氚的比放射性会积累得很高，因此慢化剂系统的设计中必须考虑当慢化系统出现大破口时氚化重水释放的可能性。对慢化剂的辐照分解需要采取措施，以控制腐蚀并防止爆炸，详细的讨论见HAD102/08。在某事故工况下，压力管型反应堆中慢化剂具有储存衰变热的能力。
核电厂安全分析
Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008
CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.
核电厂堆芯中子通量测量失效分析预防措施
核电厂堆芯中子通量测量失效分析预防措施 摘要：近年来，核电厂中频发堆芯中子通量测量失效等异常事件，对此耗费了大量人力物力进行故障分析，影响电机组调试进展的同时增加了安全隐患。在日常运行及维护过程中，核电廠的堆芯中子通量测量系统故障频发，而且在同类型机组上重复发生的异常事件存在一定的共性，于是通过对典型的失效数据和反常数据进行收集及分析，发现在堆芯中子通量测量系统中存在的失效事件主要包括三类，指套管磨损深度超标、闪发密封组件泄露报警及中子通量测量探头卡涩问题，为了提高核电机组的可靠性，本文根据处理原则及经验分析总结失效及异常事件发生的原因，并给出有效的预防措施及防护策略，从选材源头开始重视每一处细节，并做好应对措施，以及时发现并避免以上测量失效事件的再次出现。 关键词：核电厂；堆芯中子；失效分析；预防措施； 引言 堆芯中子通量测量系统只是堆芯测量系统的一部分，堆芯测量系统中包含三个子系统，分别是中子通量测量系统、温度测量及反应堆压力容器水位测量，三个测量系统之间的接口较少，并且功能相对独立。堆芯测量系统的主要功能有，提供反应堆堆芯中子通量分布图、燃料组件出口反应堆冷却剂的温度以及反应堆压力容器水位的测量数据。通过堆芯中子通量系统可以获得堆芯中子注量率分布统计图，但是如果堆芯通量测量系统中有40%的通道发生的堵塞或故障，则认为系统不可用，此时产生的堆芯中子通量结果图可靠性不高，则认为此时的堆芯中子通量测量系统为失效状态。 1. 系统简介 1.1 系统功能
堆芯中子通量测量系统的功能实现是完全自动化的，由计算机控制将中子测量探头进入不同的通道中，实现系统的测量，将获得的数据进一步处理分析后，得到整个堆芯的中子注量率分布图。但是在反应堆运行及启动时，堆芯中子通量测量系统的测量功能的侧重点有所不同，在反应堆的启动阶段，此时反应堆功率升高，系统功能侧重点如下： （1）检查堆芯燃耗的功率与设计是否相符； （2）校准堆外中子测量探测器中的电离室； （3）检查热点因子设置是否过于保守； （4）监督并预警反应堆启动过程中堆芯装料可能发生的故障； 在反应堆的运行阶段，系统功能的主要侧重点是： （1）监督燃料耗损情况； （2）检查堆芯燃料耗损功率与设计是否相符； （3）校准堆外核仪表的刻度； （4）监督并预警反应堆运行过程中可能发生的故障； 一般来说堆芯中子通量测量系统的基本功能是获得堆芯中子通量的数据，并加以处理分析后建构堆芯功率分布图及燃料管理所需信息，在不同的核电厂中，堆芯中子通量测量系统的功能因被测反应堆的具体特性及系统的具体监测控制要求不同而不同，大亚湾、岭澳一期及二期、秦山二期及海南昌江核电站中子通量测量系统都涵盖以上基本功能，但是近年来国内外部分核电厂堆芯中子通量测量系统的功能都有所扩展，例如田湾核电站的堆芯中子通量测量系统出了基本功能之外，还具备在线监测线功率密度及DNBR等重要参数，并提供相应的堆芯保护措施的功能【1】。 1.2 系统结构 如上文所述，堆芯中子通量测量系统中包含多个测量通道，分布在不同位置，每个通道内分
4. 核电厂的设计安全要求
第四章核动力厂的设计安全要求 第一节核动力厂安全目标 一、安全目标 总的安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。 总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。 辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。 技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果。对于在设计核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。并保证有严重事故后果的事故发生的概率极低。 安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。 二、安全目标的实现 辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。 在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析。此种安全分析要考察以下内容，（1）核动力厂所有计划的正常运行模式。（2）发生预计运行事件时核动力厂的性能。（3）设计基准事故。（4）可能导致严重事故的事件序列。 在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急响应的要求。 尽管采取措施将辐射照射控制在合理可行尽量低，并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小，但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括，（1）专设安全设施。（2）营运单位制定的厂内事故处理规程。（3）国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。
HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统
HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统 及其有关系统 《核动力厂反应堆冷却剂系统及其 有关系统设计》编写讲明 （征求意见稿）
《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》 编写讲明 一．编写工作背景 随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和治理方面体会的积存，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。随后，IAEA连续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Desig n of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Po wer Plants”确实是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。 为了提升我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。 二．编写简况 IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA 聘请各国专家在总结各核电先进国家体会的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Asso ciated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G -1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的和谐，并力图确保本导则与2004年国家
核电厂初步设计消防专篇内容及深度规定
核电厂初步设计消防专篇内容及深度规定 为提高核电厂工程初步设计消防专篇编制质量，进一步规范核电厂工程初步设计消防专篇内容与深度，根据《中华人民共和国消防法》《核电厂消防安全监督管理暂行规定》和能源行业标准《核电厂初步设计文件内容深度规定》（NB/T 20401-2017）等法规标准，制定本规定。 I.总体编制要求 一、核电厂初步设计消防专篇应在初步设计阶段编制，应包括专篇所需的说明书和图纸。文件应齐全，应注明版本、签署人员和签署日期。 二、说明书中应包括核电厂工程建（构）筑物和设施的消防设计、消防设施布置、设备和材料选型、设计计算等内容。图纸应符合国家相关制图标准，应清晰、比例适当。说明书和图纸均应使用中文，若使用外文应进行中文内容标注。 三、当核电厂消防设计由两家及以上设计院承担时，应明确消防总体设计院，并由其负责消防专篇的编制和协调工作。 四、核电厂初步设计消防专篇的主要内容应包括：法规标准、火灾危害性分析、火灾危险性分类及耐火等级、防火间距、消防车道、防火分区、消防疏散、建筑构造、工艺系统防火、通风防火、消防给水、灭火设施、消防供电及应急照明、火灾自动报警、防烟
和排烟、消防站和消防组织等。 II.图纸及计算书编制要求 一、图纸内容及深度要求 （一）防火分区图 核岛子项防火分区图。应标注防火区类型、防火区边界、耐火极限、该防火区内的房间名称、编号。 （二）总图部分 1．全厂总体规划图，比例为1:5000～1:10000。应表示全厂总体规划内容和分期建设情况。 2．厂区总平面布置图，比例为1:1000。应标注各子项间的最小安全间距。 3．厂区消防通道布置图，比例为1:2000。应表示全厂消防通道路径和最小转弯半径。 （三）消防给水及灭火系统 1．全厂消防系统总平面布置图，比例为1:1000。应表示消防系统总体分区及相关接口，包括区域名称、水源、消防水池或水箱、消防水泵、稳压泵、干管平面布置、联络检修阀门等重要附件；应表示消防水泵等主要设备一览表。 2．核岛消防给水系统流程图。应表示核岛室外、室内消火栓给水系统，自动喷水和水喷雾系统，包括管路系统、阀门、喷头和消火栓布置等。 3．常规岛（含自动灭火系统）消防给水系统流程图，厂区消
保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版)
( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 保证核电厂安全有哪些管理措 施(最新版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process
保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版) 管理措施之一——健全的国家监管机构 国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理，即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。 我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。 管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系 国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等，形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。 管理措施之三——实行核设施安全许可证制度 核电厂在不同阶段，其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评，在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。 管理措施之四——严密的质量保证体系
核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲，并严格执行。 另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况，确认起到应有的作用。例如，在建造阶段，要对设备进行监造，对施工进行监理。在运行阶段，要进行预防性检修、在役检查和定期试验，以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。 管理措施之五——对参与单位和人员严格要求 国家对参与核电厂建设的单位，甚至小到零部件制造单位，都要经审查合格后，方可开展相应的活动。 国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训，再通过国家级的考试，领到操纵员执照后，才能上岗。上岗工作以后，还要定期考查和再培训，保证在工作岗位上的人员都合格。 管理措施之六——极其严密的安全保卫系统
核电厂安全知识点参考文本
核电厂安全知识点参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月
核电厂安全知识点参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物 质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量 的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的 种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观 念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重 视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组 织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过 培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性 和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性
能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方 法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执
HAD003-06 核电厂设计中的质量保证
HAD003/06 核电厂设计中的质量保证 （1986 年10 月30 日国家核安全局批准发布） 1 引言 在核电厂设计中制订和执行质量保证大纲，是为了保证在设计中充分地体现全部有关的准则、规范和标准，并保证设计达到所要求的质量，达到信得过的程度。 在本导则中， 技术和管理过程。 本导则中各项要求和建议的应用范围，主要决定于服务中的差错或物项的失灵对安全的影响。需要考虑的其他因家包括： （1）所设计的物项的复杂性、独特性和新颖性； （2）物项的标准化程度； （3）物项被安装在电厂后，其维护、在役检查或更换的可达性。 1.1 范围 本导则对核电厂物项的设计的质量保证提出了要求和建议。 本导则的要求必须按需要程度应用于核电厂工程的设计、制造、建造、调试和运行等各项活动。这些要求和建议必须根据情况由责任单位或由它所指定的代表实施：当这些要求和建议涉及待制造物项的设计活动时，要由参与该活动的设计单位、工程公司或制造厂来实施；涉及现场的工程活动时，要由现场施工单位来实施；涉及电厂交付使用后，有关修改或备件选择、零件更换的设计活动时，要由电厂运行人员或其他单位来实施；涉及在核电厂工程的不同阶段会影响其他设计单位的任何活动时，要由相应的有关单位来实施。 本导则对核电厂物项的设计的质量保证提出了要求和建议。这些要求和建议将在核电厂不同阶段，根据具体情况由责任单位或由它所指定的代表实施，包括设计单位、工程公司、制造厂、现场施工单位、电厂运行人员或其他单位。 1.2 责任 对核电厂负全面责任的单位（以下简称责任单位）必须对制订和实施核电厂物项设计中的质量保证大纲负责。该单位可以委托其他单位来制订和实施设计中的质量保证大纲或其中的一部分，但必须对大纲总的有效性负责，并且不改变设计者的义务和（或）法律责任。在电厂设计中，责任单位或其指定的代表负责确定适用本导则不同条款的构筑物、系统和部件及这些条款的应用范围。每一承包单位的责任是：保证贯彻与本身所承担的责任有关的条款，并保证承担与设计有关的服务的分包单位也切实贯彻应负责的条款。
三门核电厂堆芯轴向功率分布的控制策略及异常分析
三门核电厂堆芯轴向功率分布的控制策略及异常分析 摘要：压水堆核电机组堆芯轴向功率分布控制的有效性直接关系到机组运行的 安全性和经济性。三门核电是采用AP1000技术的第三代压水堆核电机组，其运 行控制模式与传统压水堆存在较大的差异，这也给堆芯轴向功率分布控制带来了 新的挑战。本文介绍了AP1000机组机械补偿（MSHIM）运行策略下的轴向功率 分布控制特点，同时结合三门核电实际运行过程中遇到的轴向功率分布控制异常 问题，给出对应的原因分析和应对建议。 关键词：AP1000；轴向偏移；功率分布；MSHIM 1.引言 堆芯轴向功率分布是反应堆核设计及安全分析假设的输入条件，并与堆芯线功率密度直 接相关，因此良好的堆芯轴向功率分布控制，是压水堆核电机组安全稳定运行的前提。国际 上不乏由于反应堆轴向堆芯功率分布异常而影响电站运行安全性与经济性的例子，据EPRI的 统计结果，在2000至2004年间，国际范围内多个核电厂出现轴向功率分布异常案例。本文 介绍了AP1000核电机组堆芯功率分布控制的特点，同时结合三门1号机组首循环观察到的 轴向功率分布异常现象，予以评估分析并给出控制措施，为后续识别、预防和应对类似问题 提供参考和借鉴。 2.轴向功率分布简介 2.1轴向功率分布表征 压水堆中通常使用轴向偏移（Axial Offset，简称AO）来表征轴向功率分布不均匀的程度，轴向偏移（AO）定义为堆芯上半部与下半部功率的差与反应堆总功率之比（单位：%），即：其中，PT、PB分别为堆芯上、下部功率。 2.2轴向功率分布异常的定义 反应堆在运行过程中，出现堆芯轴向功率分布的实测值与预测值之间偏差较大的情况 （大于3%），称为轴向功率分布异常。为方便后续描述，引入以下概念： √M-AO：在标准状态下（参考棒位、满功率、平衡氙），基于在线堆芯功率分布监测系 统（BEACON），测量计算得到的AO。 √P-AO：堆芯核设计（在标准状态下）预测得到的AO。 √D-AO：M-AO与P-AO的偏差。正的D-AO表示实测AO比预测AO更正，功率分布向堆 芯上部倾斜；负的D-AO表示实测AO比AO更负，功率分布向堆芯下部倾斜。 由于制造公差、设计偏差等因素，M-AO与P-AO存在一定差异，但偏差通常不超过3%（在核设计时已考虑3%的不确定性）。如果|D-AO|>3%，则此偏差不能仅认为是设计中的不 确定性，必须进行额外地分析评估。 2.3 AP1000机组轴向功率分布控制要求
核电厂安全知识点
核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二
核电厂系统及设备课程设计
第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变： 18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴； 20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气； 20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构； 21世纪主要能源：核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954～1960年：试验阶段； 1961～1969年：实用化阶段； 1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段； 二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段； 二十一世纪开始：复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计
秦山三期CANDU核电厂堆芯结构
秦山三期CANDU核电厂堆芯结构 摘要：详细描述了秦山三期CANDU核电厂的堆芯结构,堆内构件的组成及其功能。这些堆内构件包括排管容器、堆腔室、燃料通道组件和反应性控制组件。关键词：坎杜堆，排管容器，堆腔室，燃料通道组件，反应性控制组件 1堆芯结构概述 CANDU26反应堆堆芯的总体布置如图1所示。反应堆堆芯组件包括:一个水平安置的不锈钢排管容器,排管容器内贯穿排列着380个排管,反应性控制机构在排管之间垂直或水平方向穿过排管容器。整个反应堆组件安装在混凝土的排管容器室即堆腔室,并且由堆腔室两头的端屏蔽墙支撑。 图1CANDU26反应堆堆芯总体布置图 1———排管容器;2———排管容器外壳;3———排管容器管;4———嵌入环;5———换料机栅格板;6———端屏蔽延伸管;7———端屏蔽冷却管;8———进出口过滤器;9———钢球屏蔽;10———端部件;11———进水管;12———慢化剂出口;13———慢化剂入口;14———通量探测器和毒物注入;15———电离室;16———抗震阻尼器;17———堆室壁;18———通到顶部水箱的慢化剂膨胀管;19———薄防护屏蔽板;20———泄压管;21———爆破膜;22———反应性控制棒管嘴;23———观察口;24———停堆棒;25———调节棒;26———控制吸收棒;27———区域控制棒;28———垂直通量探测器;29———排管容器管板 2排管容器和堆腔室 图2是排管容器结构简图,排管容器的两头由端屏蔽墙封闭和支撑。每个端屏蔽包括内管板和外管板,380根排管及内含的燃料通道贯穿通过,排管以中心间
距为28.6cm的正方形栅格排列,管板同周边的壳体联结。两头的端屏蔽墙一起为排管容器和燃料通道提供支撑,每个端屏蔽的内外管板之间填充有钢球和轻水,为工作人员提供屏蔽。端屏蔽冷却是堆腔室冷却系统的一部分。 排管容器内充满低温低压的重水慢化剂,重水慢化剂从两边对应且呈扇形分布于壳体侧边的管嘴进入排管容器,从排管容器底部的两个出口排出。排管容器整个安在衬有钢覆面并充满轻水的预应力混凝土堆腔室之内。 尽管部分慢化剂系统是按照3类要求制造的,而排管容器是严格按照2类要求制造的,其制造标准是根据加拿大标准协会N285.0-95以及“CANDU核电厂承压系统和部件的一般要求”,并且参照ASME有关锅炉和压力容器标准的第三节“核电厂部件建造准则”以及第NC子节“2类部件准则”等的要求进行的。 排管容器用不锈钢制造,其主壳体的直径是7.65m,堆芯内侧长5.94m,壳体壁厚28.6mm。放置排管容器的堆腔室是一个矩形的钢筋混凝土结构,顶部开口由反应性控制机构平台封闭。 反应性控制机构平台是填充混凝土的钢制箱体结构,设有很多开口,以便反应性控制装置可从中穿过。该平台起着支承反应性控制机构的上端部、驱动机构、屏蔽、连接管道和电缆的作用。 3燃料通道组件 380个燃料通道构成主热传输系统的堆内部分。一个燃料通道组件包括锆铌合金压力管、Zr22合金排管、不锈钢端配件(两端部)、屏蔽塞(每端内外夹板之间)、端密封塞(端配件顶部)、以及四个位于压力管和排管之间的环形定位圈。每个压力管容纳12个燃料棒束,并沿轴向排列于堆内。压力管和与之共轴的排管之
核电厂设备安全分级
第四节核电厂设备安全功能及分析 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为“安全等级”。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能： 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段； 为停堆后从堆芯导出余热提供手段； 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。 为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。 概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后
核电站化学品安全管理
编号：SY-AQ-06441 ( 安全管理) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电站化学品安全管理 Chemical safety management in nuclear power plant
核电站化学品安全管理 导语：进行安全管理的目的是预防、消灭事故，防止或消除事故伤害，保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中，虽然都是为了达到安全管理的目的，但是对生产因素状态的控制，与安全管理目的关系更直接，显得更为突出。 根据统计，在核电厂的生产活动中，涉及的化学品种类有上千种，主要是液体消耗品、气体、各类树脂、活性炭等，在这些化学品中，还有部分是危险化学品。为了管理的便捷性，很多核电厂把生产期间所使用的各类化学品归为两大类，分别是工艺系统化学添加物和化学辅助材料。工艺系统化学添加物是指电厂生产活动中使用的，直接进入工艺系统或与流体接触的各类气态、液态、固态化学物质，包括水处理用化学品、工艺系统用化学添加物、树脂、活性炭等。化学辅助材料是指电厂生产活动中与工艺系统内的介质有可能接触的化学物质，如：密封剂、粘结剂、清洗剂、在役检查用试剂、放射性去污剂等。 另外大多数的化学品都有着显著的两面性，即：特定应用性和潜在危害性。在电厂的生产活动中，如果化学品管理不善，使用不当，往往会造成水质的恶化、材料的腐蚀、机组的停运甚至是人员
的伤亡等。在核电厂运行中，我们要力求最大限度地发挥化学品可应用特性的一面，尽量避免和降低危害性的一面，这就要求对化学品进行有力的控制。 1.0化学品管理的重要性 依据国家有关法规和政策的要求，同时为了确保核电站的长期安全、稳定、经济的运行，必须对核电厂的所有化学品进行控制和管理。 化学品在核电厂的应用不仅广泛，而且种类复杂。无序、不谨慎、不规范的化学品领用和使用，常常会造成核电厂系统水质的恶化，设备的腐蚀，机组的停运，环境的污染，甚至是人员的伤亡。因此化学品管理的好坏既关系到电厂系统设备的安全、稳定、经济运行，又关系到电厂工作人员的安全，还涉及到对周围环境的影响。面对化学品可能造成的巨大危害，在核电厂建立一个有效、可行、规范的化学品管理平台是非常重要的。 2.0化学品管理目标 最大限度减少化学品危害性的一面，最大限度发挥化学品应用
核电厂反应堆炉心设计
技術及溝通 爐心設計精進效益顯著 爐心設計精進效益顯著 鍾振榮吳正璽王德義 核能發電處核心營運組 一、前言 核二廠兩部機組近十年來分別發生多次的燃料受損事件，因此常需要於大修期間甚至週期中停機進行開蓋來移除及更換破損燃料，而造成公司營運上的損失。因此核發處核心組與燃料供應廠家AREV A公司設計小組針對如何防止燃料破損的議題持續討論，期間並收集國外相關電廠及核二廠的燃料破損資料，並與包括核一廠在內沒有發生燃料破損電廠的運轉數據進行比對分析。分析結果發現許多的燃料破損都是因燃料丸與護套作用(Pellet Cladding Interface, PCI)所造成，而且其中多次的燃料破損都發生在週期燃耗在3,000 MWd/MTU前(約前1/4週期)，這顯示機組大修起動及第一次控制棒佈局更換似乎是造成燃料破損的重要時機。因此之前已先提出機組起動升載使用緩和升載(Soft Operation)的策略，並於核一廠及核二廠實施。經過核一、二廠各2個週期的運轉數據評估，發現對保護燃料的完整性頗有成效。除此之外，資料分析也發現機組於起動階段，如果升載速度過快或是爐心佈局造成高功率尖峰(power peaking)都比較容易導致燃料破損，而且高功率尖峰也會造成控制棒抽出不易且須提早執行燃料封套預調節策略(Precondition Process)，而影響到達滿載的時程及機組容量因數。因此開始根據分析結果進行爐心設計精進，從爐心燃料佈局及控制棒佈局著手，以降低燃料升載時燃料護套所受應力為手段，以期達到保護燃料的目的。 經由本公司與AREV A公司爐心設計小組多次討論，收集兩個電廠四部機以往的升載記錄，配合最近幾個週期的soft operation升載策略，對於爐心設計已有最佳化設計雛型概念，並且應用於爐心設計(含爐心燃料佈局及控制棒佈局)，實施4個週期(核二廠3個週期及核一廠1個週期)以來成效顯著。除了有效保護燃料完整性以外，也提昇電廠的容量因數，而減少機組不必要的停機損失且增加發電量，對公司整體營運而言有實質上的幫助。以核一廠2號機週期24為例，因大修後起動升載無需遞次升載(Ramping)及降載調整棒位，總計該週期初(CS2BOC24)較前週期初(CS2BOC23)起動至滿載期間多出約7685MWHe發電量。 二、過去爐心設計的作法