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
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。二级概率安全分析确定核电厂可发生放射性释放的途径，并估算其数量及频率，能从放射性释放的严
重性方面对造成芯片损坏的各事故序列的相对重要性提供见解并对改善处理事故的方法提供见解，三级概率安全事故分析估计公众健康风险和其他社会风险，并用侏儒公共健康影响或土壤空气水或实物的污染所表示的有害后果对事故的预防和缓解措施的重要性提供见解。
核电厂运行工况分类：1）正常运行和运行瞬态2）中等频率事故3）稀有事故4）极限事故
事故分析的四项基本假设：1）失去场外电源2）最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置3）仅考虑安全级设备的缓解事故作用，对非安全级设备仅考虑其对事故的不利因素4）需要假设极限的单一故障
三项基本安全功能：1）控制反映性2）排除堆芯热量3）包容放射性物质和控制运行排放，以及极限事故释放。
安全级设备：有些设备不直接完成安全功能，但如果没有这些设备，则安全功能不能完成，这些设备也是安全
级设备，因此一些安全系统的支持系统也是安全的。
失流事故：当反应堆功率运行时，主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫停止运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力。失流事故分为部分失流、全部失流、主泵泵轴卡死、主泵泵轴断裂。
二回路排热减少事故又称为失去热井事故。属于二类工况的范围有：蒸汽压力调节器故障致使蒸汽流量减少、失去外电负荷、汽轮机事故停车、冷凝器真空失效、失去非应急交流电源、和失去主给水等
失水事故造成的危害：1）事故开始时在破口处的冷却剂突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波，这种冲击波以声速在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到破坏。此外冷却剂得猛烈喷放，其反作用会造成管道甩动，破坏安全壳内设施。2）堆芯冷却能力大为下降，使燃料元件受到损坏3）高温高压的冷却剂喷人安全壳会使安全
壳内的压力温度升高，危及安全壳的完整性4）燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸气发生剧烈的反映，所产生的氢积存在安全壳内，在一定条件下会产生爆炸5）反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄露会污染环境。
极限事故工况下典型事故分为四个阶段1）喷放阶段2）再充水阶段3）再淹没阶段4)长期堆芯冷却阶段。
小破口失水事故在物理上的特点：1）只有喷放、在淹没、长期堆芯冷却三个阶段2）降压速度慢，二回路热井在事故早起阶段起着重要的排热作用，大破口几乎不起作用3）在降压过程中有明显的压力略高于二次侧热井压力的压力平台，大破口事故没有。
与LOCA相比，SGTR事故的特征现象;1)事故前后安全壳仪表指示没有变化2）破损SG水位、给水流量异常3）冷凝器排气和SG排污取样系统辐射水平异常。
反应堆冷却剂装量增加包括功率运行时应急堆芯冷却系统误操作和引起反应堆冷却剂装量增加的化学与容积控制系统误操作两种。
中等频率事故范围内的二回路排热增加事故主要有;给水温度下降、给水流量增加、蒸汽流量过增和SG安全阀或释放阀误开等。
弹棒事故：若控制棒驱动机构密封套发生破裂，巨大的压差可将控制棒快速弹出堆芯。
ATWS最突出的特点是反应堆冷却剂系统升温升压，特别是当蒸汽发生器蒸干后，尤其猛烈。其验收准则按工况4考虑。最重要的一条是一回路压力不超过1.2倍的设计值。
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核电站安全性分析报告
核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X
2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：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。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。
关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its
01核电厂安全许可证件的申请和颁发
核电厂安全许可证件的申请和颁发 （1993年12月31日国家核安全局发布1993年修改） 第一章总则 第一条根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（以下简称《条例》）第二十五条的规定，制定本实施细则。 第二条本实施细则适用于核电厂安全许可证件的申请、申请的审查和评定以及许可证件的批准和颁发。《条例》第二条所列的其他民用核设施的安全许可证件的申请和颁发可参照本实施细则执行。 第二章核电厂安全许可证件的许可事项 第三条根据《条例》第三条和第八条的规定，为实施对核电厂厂址选择、建造、调试、运行和退役五个主要阶段的安全监督管理，国家颁发相应的安全许可证件，规定相应的许可活动及其必须遵守的条件。 第四条核电厂的厂址选择：在国家有关部门批准核电厂可行性报告之前，必须取得国家核安全局《核电厂厂址选择审查意见书》。 第五条核电厂的建造：根据《条例》第九条的规定，国家核安全局颁发《核电厂建造许可证》后，许可营运单位开始核岛基础混凝土浇注。 第六条核电厂的首次装料调试：根据《条例》第十条的规定，国家核安全局颁发《核电厂首次装料批准书》后，许可营运单位首次向堆芯装载核燃料、进行带核的调试和按批准的计划提升功率、进行试运行。 第七条核电厂的运行：根据《条例》第十条的规定，国家核安全局颁发《核电厂运行许可证》后，许可营运单位在遵守《核电厂运行许可证》规定的条件下运行。 第八条核电厂的退役：根据《条例》第三条规定，国家核安全局颁发《核电厂开始退役批准书》后，许可营运单位开始退役活动；颁发《核电厂最终退役批准书》后，批准核电厂最终退役。
第九条《核电厂运行许可证》的有效期限一般为设计寿期，在特殊情况下由国家核安全局另行规定。 第十条在核电厂安全许可证件的有效期内，国家核安全局可根据保证安全的需要，修改核电厂安全许可证条件。核电厂营运单位要求进行许可证条件以外的与核安全有关的变更或要求修改核电厂安全许可证条件时，必须报国家核安全局审批后方可实施。 第三章核电厂安全许可证件的申请 第十一条核电厂建造申请者必须在核电厂厂址选定前六个月向国家核安全局提交《核电厂可行性研究报告》中有关厂址安全内容的文件。 第十二条《核电厂建造许可证》的申请者必须在厂址选定后，开始核岛基础混凝土浇注前十二个月向国家核安全局提交《核电厂建造申请书》（格式见附表一），并同时提交有关文件（第五章中有特殊规定的例外）。 第十三条《核电厂首次装料批准书》的申请者必须在核电厂首次向堆芯装入核燃料前十二个月向国家核安全局提交《核电厂首次装料申请书》（格式见附表二），并同时提交有关文件（第五章中有特殊规定的例外）。 第十四条《核电厂运行许可证》的申请者从核电厂首次达到满功率运行之日起，经十二个月的试运行后，必须及时向国家核安全局提交《核电厂运行许可证申请书》（格式见附表三），并同时提交有关文件（第五章中有特殊规定的例外）。 第十五条《核电厂退役批准书》的申请者必须在核电厂开始退役活动前两年向国家核安全局提交《核电厂开始退役申请书》（格式见附表四--（一））。最终退役前，必须向国家核安全局提交《核电厂最终退役申请书》（格式见附表四--（二）），并同时提交有关文件（第五章中有特殊规定的例外）。 第四章颁发核电厂安全许可证件的审评工作 第十六条为了确定核电厂安全许可证件的申请者所提交的文件资料的内容是否符合国家核安全法规的要求，是否有足够的安全措施保障厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。核电厂安全许可证件申请的审评的目的是：
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)
核电厂系统与设备知识点
核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的： 1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变； 3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能； 4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.
布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 安全分为四级1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类（）：抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史
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.
RG1.172 核电厂安全系统中使用的数字计算机软件的软件需求规格书 1997
September 1997 U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION REGULATORY GU OFFICE OF NUCLEAR REGULATORY RESEARCH REGULATORY GUIDE 1.172 (Draft was DG-1058) SOFTWARE REQUIREMENTS SPECIFICATIONS FOR DIGITAL COMPUTER SOFTWARE USED IN SAFETY SYSTEMS OF NUCLEAR POWER PLANTS A. INTRODUCTION In 10 CFR Part 50, "Domestic licensing of Pro duction and Utilization Facilities," paragraph 55a(a)(1) requires, in part,1 that systems and components be de signed, tested, and inspected to quality standards com mensurate with the safety function to be performed. Criterion 1, "Quality Standards and Records," of Ap pendix A, "General Design Criteria for Nuclear Power Plants," to 10 CFR Part 50 requires, in part,1 that appropriate records of the design and testing of systems // and components important to safety be maintained by or under control of the nuclear power unit licensee throughout the life of the unit. Appendix B, "Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants," to 10 CFR Part 50 describes cri teria that a quality assurance program for systems and components that prevent or mitigate the consequences of postulated accidents must meet. In particular, besides the systems and components that directly pre vent or mitigate the consequences of postulated acci dents, the criteria of Appendix B also apply to all activi ties affecting the safety-related functions of such systems and components as designing, purchasing, t in this regulatory guide, many of t he regulations have been paraphrased; see 10 CFR Part 50 for the full text. IDE installing, testing, operating, maintaining, or modify ing. A specific requirement is contained in 10 CFR 50.55a(h), which requires that reactor protection sys tems satisfy the criteria of IEEE Std 279-1971, "Crite ria for Protection Systems for Nuclear Power Genera ting Stations."2 Paragraph 4.3 of IEEE Std 279-19713 states that quality of components is to be achieved through the specification of requirements known to promote high quality, such as requirements for design, inspection, and test. Several of the General Design Criteria (GDC) of Appendix A, including Criteria 12, 13, 19, 20, 22, 23, 24, 25, and 28, describe functions that are part of the de sign bases of nuclear power plants and that would be in cluded in the software requirements specification (SRS) of any digital computer software that is part of basic components that perform these functions. In addi tion to the criteria of Appendix A, Appendix B to 10 CFR Part 50 provides quality assurance criteria that 2 Revision I of R egulatory Guide 1.153, "Criteria for Safety Systems," en dorses IEEE Std 603-1991,"Criteria for Safety Systems for N uclear Pow er Generating Stations," as a method acceptable to the NRC staff for s atis fying the NRC's regulations with respect to the design, reliability, qualifi cation, and testability of the power, instrumentation, and control portions of the safety systems of nuclear power plants. 31EEE publications may be obtained from the IEEE Service Center, 445 Hoes Lane, Piscataway, NJ 08854. USNRC REGULATORY GUIDES The guides are lesued In t he following ton broad divisions: Regulatory Guides awe itsued to describe and make a"ailable to the public such i*rma lion as methods acceptable to the NRC stff or implementing specific partsof ftCom- 1. PooerReactors 6. Products In*on5s regulations, tscmques used bythestaff evaluating specific problems or ps- 2. Research aid Test Reactors 7. Transportation lulated accidents, end data needed by the NRC Iitafflis review of applitio for Per .Fuets and Materials Facilities 8. Occupational Health mits and licenses. Regulatory guides n stus lor egiitori, n compilan. e 4. FJMrontentald. anarFcini Review with them Is n ot raqtird. MeZthods ando beons differe 5o. hosa OUtheg 5 Matedals and Plant Protection 10 General wi be acceptable If t hey provide a basis for the findings requisite to the issuance or con Inuence of a permit or license by the Commission. Single copies of regulatory guides may be obtained k of charge bywing the Printing, Ths guLide was Issued after consideration of comments receved from the publc. Com- Graphics ard Disaibuton Brnch, O1ce ofAdministrallon, U.S. Nular eguatory mentsandsuggestions forimproveme Intiheseguldes wemecouraged atall tlhs, ad mission, Washington, DC 20555-0001; or by fax at (301)415-5272. es will be revised. es appropriate, to accommodste comments and to reflect new in = on r oerlece.issued guides may also be purchased from the National Techiwical Information Service on Written comments may be aubmitted to t he Rues Review mid Directives Branch, DFIPS, a standing o rder basis. Detalls on this service may beIobtained by writingN? S , 5285 Port ADM, U.S. Nuclear Regulatory Comnmissicn, Washington, DC 20555-0001. Royal Road, Springfield. VA22161.
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。
用FPGA实现核电厂安全级I&C系统过程中的V&V
Computer Knowledge and Technology 电脑知识与技术计算机工程应用技术本栏目责任编辑：梁书 第8卷第31期(2012年11月)用FPGA 实现核电厂安全级I&C 系统过程中的V&V 董治国1，姚光霖2 （1.中国核电工程有限公司，北京100840；2.北京中核东方控制系统工程有限公司，北京00176） 摘要：该文在最近发布的IEC 62556标准基础上，比照既有的以计算机为基础的仪控系统的实现经验，分析了独立的确认和验证（V&V ）方法对以FPGA/PLD 技术开发核电厂安全级仪控系统的重要性，同时，也给出了具体开发过程中V&V 的实践建议。最后，简要指出了实现过程中的难点和注意事项。 关键词：FPGA ；V&V ；安全级；I&C 中图分类号：TP311文献标识码：A 文章编号：1009-3044(2012)31-7578-03 1基于传统计算机技术的V&V 实践 从软件生命周期模型或者软件开发过程模型的角度说，核电厂安全级软件的开发采用的是W 模型。所谓W 模型，就是在V 模型基础上，增加软件开发各个阶段应同步进行的测试〔包括准备工作〕，测试的对象不仅仅是程序，需求、功能和设计同样需要测试。和V 模型相比，W 模型强调测试伴随着整个软件开发周期，需要“尽早地和不断地进行软件测试”。 图1 图1所示的是一个完整的软件生命周期。但是，从工程的角度说，系统设计、软硬件供货，软件开发，现场的系统调试都是由不同的行业来分担。具体意义上核电厂安全级软件的软件供货方仅仅完成的是其中一部分的工作。 参照AREVA 公司的工程实践，图2中，给出了一个典型的核电厂安全级软件的软件开发和V&V “验证和确认”〔虚线的下侧部分〕。 1.1起点 软硬件分拆后所形成的软件部分，通过转化，形成软件开发放所认可的标准样式，这个样式主要包括模块的抽象定义方法，由此才开始了软件开发方的“软件寿命周期”。 1.2终点 在软件下载到实际的硬件实体，启动起来，通过自动或者手动的方式，完成了软硬件的联合调试实验，软件开发方的“软件寿命周期”也已结束。 1.3独立的V&V 小组 软件的开发是V 形，测试也是与此相并行的V 。IEEE 1012对软件的测试进一步补充、细化，并分成“确认”、“验证”两个层面收稿日期：2012-10-11 E-mail:kfyj@https://www.360docs.net/doc/4d14161535.html, https://www.360docs.net/doc/4d14161535.html, Tel:+86-551-56909635690964ISSN 1009-3044Computer Knowledge and Technology 电脑知识与技术Vol.8,No.31,November 2012.7578
保证核电厂安全管理措施 - 制度大全_1
保证核电厂安全管理措施-制度大全 保证核电厂安全管理措施之相关制度和职责，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... 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 核电厂安全保卫工作的主要任务是:保障核材料的合法使用,防止丢失或被窃;保卫核设施,防止人为的破坏;阻止非法入侵。 核电厂的安全保卫工作采取技术防范与人员防范相结合的方式,其基本原则是“纵深防御”和“均衡防御”相协调。 安全保卫工作采用分区管理模式。核电厂设置三道实体屏障,划分四个不同等级安全保卫区域。在区与区之间的周界上,设置功能完备的实物保护系统,包括出入控制系统、周界监测系统和中央控制系统。 此外,核电厂还有完善的安全保卫政策、程序体系和快速有效的突发事件处置和应急机制。在现场应急和突发事件处置指挥部的指挥下、常驻电厂的武警部队、公安民警、保卫干部和治安队伍,形成统一的特勤力量,按预先编制的反恐预案和突发事件处置流程快速响应,确保核电厂安全保卫的有效性。
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
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