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
核安全局公布的《核动力厂设计安全规定》保持一致并对其技术内容进行补充。
2004年11月，编写组完成《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 Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vie nna(2004)）翻译初稿，并在国家环保总局核与辐射安全中心内部加以讨论，通过一校、二校、三校后形成翻译稿，在此基础上参照新公布的核安全导则（如HAD102/17核动力厂安全评判与验证）以及现行的核安全导则HA D102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1989）和HAD102/09核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1987）的格式和内容，编制完成了《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》安全导则稿。
三．要紧内容
本安全导则的编制考虑了将国家核安全局1989年颁布实施的核安全导则HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年颁布实施的核安全导则HAD102/09《核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统》进行修订与合并。本安全导则将替代以上安全导则。
本安全导则的要紧内容包括：
第一章引言；
第二章反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴；
第三章总的设计原则；
第四章特定的设计要求；
附录A压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统；
附件I反应堆冷却剂系统的要紧部件；
附件II反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图；
附件III安全分级与流体系统的安全级接口装置。
与1989年HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年HAD102/09《核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统》相比：
新的安全导则第一章，概述了该导则的编写目的和范畴，在结构和内容上变化不大。
新第二章对反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴做了修订和重新分类，补充了连接系统、最终热阱。
新第三章对原安全导则总的设计原则进行了合并和修订，取消了原导则关于环境条件和鉴定以及退役的设计考虑事项章节；补充了安全分级、预防可燃气体集合、先进堆的设计等章节。
新第四章为特定的设计要求，取消了原安全导则关于慢化剂系统以及换料机冷却剂供应系统的讲明，另外补充了《核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统》中的相应安全要求。
新安全导则取消了原安全导则第五章关于质量保证的讲明，取消了附件Ⅲ某些国家所采纳的压力容器规范和标准，补充了附录A“压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统”和附件Ⅲ“安全分级与流体系统的安全级接口装置”。
新安全导则有关于原导则HAD102/08增加了有关“不可凝气体排放”方面的要求，其具体内容如下：
“4.2.2.3为了防止破坏反应堆冷却剂的自然循环，应在反应堆冷却剂系统高位设置远距离操作阀以便在事故工况下排出不可凝气体至安全壳厂房。这些阀门应如下设计：
遵循所有安全要求同时习惯其执行预定安全功能期间所处的环境条件的阻碍；应能从操纵室操纵；阀门要有足够的多重性以满足关于排气可靠性的要求（如果有的话）；应使其误开的风险降到最小排气的能力应与冷却剂补给系统的能力相匹配。”
新安全导则对余热排出系统增加了要求，“4.6.5.5余热排出系统低压部分与处于高压状态下的反应堆冷却剂系统的误连接可能导致事故，也确实是接口系统冷却剂丧失事故。应采纳详细的风险指引分析来评估这种事件发生的概率和后果。与反应堆冷却剂系统接口的余热排出系统低压部分应有能力承担反应堆冷却剂系统全部的压力和温度。”
新安全导则还对辅助给水系统安全要求增加了“4.8.4.4由于压水堆二回路管道破口可能会导致堆芯过冷事件，因此辅助给水系统的最大冷却能力应保证堆芯可不能发生重返临界且可不能对反应堆压力容器造成不可同意的热冲击。”
新安全导则对原安全导则进行了修订、合并和补充，使条理更加清晰、内容更加明了。
四．导则适用性讲明
本导则是在《中华人民共和国放射性污染防治法》、《中华人民共和国民用核设施安全监督治理条例》（HAF001）和《核动力厂设计安全规定》（HAF102）的要求的基础上加以编制的。该导则采纳了世界各国核安全事业最新进展成果，并针对我国实际情形加以针对性的修改，以与我国现行核安全法规、导则和技术文件相和谐，习惯于我国核安全监管模式和核能行业的进展现状。它的公布和实施将有力促进我国核能和核安全法规的进展，并为我国核能和核安全事业进展作出应有的奉献。
编写组
2006年11月22日
核安全导则HAD 102/
核动力厂反应堆冷却剂系统及其
有关系统设计
国家核安全局2006年月日批准公布
国家核安全局
北京2006
核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计
(200 年月国家核安全局批准公布)
本导则自200 年月日起实施
本导则由国家核安全局负责讲明
本导则是指导性文件。在实际工作中能够采纳不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采纳的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。
目录
1 引言1
1.1 目的1
1.2 范畴1
2反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴1
2.1 概述1
2.2 反应堆冷却剂系统1
2.3 连接系统2
2.4 有关系统3
2.5 最终热阱3
3总的设计原则3
3.1 概述3
3.2 设计目标4
3.3 反应堆冷却剂系统及其有关系统中的安全系统4 3.4 安全分级5
3.5 设计基准6
3.6 假设始发事件7
3.7 地震考虑事项8
3.8 可靠性9
3.9 材料的选择10
3.10 超压爱护10
3.11 预防可燃气体聚积12
3.12 布置考虑事项12
3.13 接口要求14
3.14 隔离要求15
3.15 外表和操纵系统16
3.16 在役检查、试验和修理的措施16
3.17 多堆核动力厂的考虑事项17
3.18 先进堆的设计17
4 特定的设计要求 18
4.1 概述18
4.2 反应堆冷却剂系统18
4.2.7 管道22
4.3 化学和容积操纵系统（包括沸水堆的净化系统）25
4.4 应急注硼系统27
4.5 应急堆芯冷却系统28
4.6 余热排出系统31
4.7 蒸汽和主给水系统33
4.8 辅助给水系统34
4.9 中间冷却回路36
4.10 最终热阱及其输热系统37
附录A 压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统62附件Ⅰ反应堆冷却剂系统的要紧部件62
附件Ⅱ反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图66
附件Ⅲ安全分级与流体系统的安全级接口装置70
名词讲明73
1 引言
1.1 目的
1.1.1 本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的讲明和补充，其目的是给监管当局、核动力厂设计人员和许可证持有者就反应堆冷却剂系统及其有关系统（以下简称“冷却剂系统”）的设计提供建议和指导。
1.2 范畴
1.2.1 本导则要紧适用于为发电或其它供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采纳水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。应该承认，关于其它堆型（包括今后系统的创新性设计），本导则的部分内容可能并不适用，或者需要在采纳时做出一些判定。
1.2.2 本导则适用于包括第2章所定义的最终热阱在内的反应堆冷却剂系统及其有关系统。它包含了对不同堆型，专门是对在本导则1.2.1节所提及的各种堆型都适用的反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计要求。附件A提供了适用于加压重水堆的补充要求。本导则不涉及特定部件（例如泵或热交换器）的具体设计。
2反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴
2.1 概述
2.1.1 反应堆冷却剂系统及其有关系统包含反应堆冷却剂系统、连接系统、有关系统和最终热阱。附件Ⅱ中图Ⅱ-2和图Ⅱ-3给出了压水堆和沸水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统的要紧部件和要紧功能设施。
2.1.2 反应堆冷却剂系统及其有关系统和构筑物之间的接口在第3章论述。
2.1.3 附件Ⅰ列出了反应堆冷却剂系统和部件。附件Ⅱ为反应堆冷却剂系统及其有关系统的典型系统流程图。
2.2 反应堆冷却剂系统
2.2.1 关于各种堆型，反应堆冷却剂系统包括为保证反应堆冷却剂正确流淌所必需的部件，但不包括核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所述的燃料组件和反应性操纵组件。
2.2.2 关于各种水冷堆型，反应堆冷却剂系统承压边界延伸至第一个（从堆芯看）非能动屏障或第一个能动隔离装置1，并包括该屏障或装置。关于间接循环堆型（例如压水堆），反应堆冷却剂系统承压边界还包括蒸汽发生器的一回路侧（见附件Ⅱ）。关于直截了当循环堆型（例如沸水堆），反应堆冷却剂系统还包括一回路冷却剂再循环系统，蒸汽和给水管线延伸至最别处（从堆芯看）的隔离阀，并包括该阀。
2.2.3 附录A提供了针对压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统的补充特性。
2.3 连接系统
2.3.1 “连接系统”是指那些直截了当与反应堆冷却剂系统，或在某些压水堆设计中，与蒸汽发生器二回路侧相连接的系统。“连接系统”与其它系统和部件一起，在正常运行、估量运行事件或设计基准事故工况下执行保持反应堆冷却剂系统完整性的功能。执行这些安全功能的系统包括：—反应性操纵流体系统；
—反应堆冷却剂化学和容积操纵系统（包括反应堆冷却剂净化系统）；
—应急注硼系统（如果设置）；
—应急堆芯冷却系统2；
—余热排出系统；
—压水堆和加压重水堆的主蒸汽和主给水系统；
—压水堆和加压重水堆的辅助给水系统和应急给水系统或类似系统（如果设置）；
—超压爱护系统（包括安全阀和/或卸压阀、阀门排放管线及其它有关设备3）；
1在某些情形下，习惯将附加屏障或装置合并在一起看作是反应堆冷却剂系统的一部分。
2在应急堆芯冷却系统再循环时期，安全壳喷淋系统的部分部件能够用来驱动地坑水的循环，把地坑水注入堆芯，实现堆芯余热的长期排出。
—加压重水堆的重水收集系统（见附录Ⅰ）；
其它接口系统，例如取样系统和乏燃料冷却系统，不在本导则所涉及的范畴内，但在“冷却剂系统”设计中应考虑这些接口系统与反应堆冷却剂系统之间的相互作用。
2.4 有关系统
2.4.1 “有关系统”是指那些对反应堆冷却剂系统和连接系统必需的系统，其功能要紧是将热量传输到最终热阱。这些系统包括：
—设备冷却水系统；
—中间冷却回路；
—重要厂用水系统；
—加压重水堆的慢化剂系统及其冷却系统（见附录Ⅰ）。
2.5 最终热阱
2.5.1 最终热阱通常是指在正常运行、估量运行事件或事故工况下用来导出部分或全部余热的水体、地下水或大气。采纳水作为最终热阱的介质时，应考虑下列因素：
—供水量；
—水源的类型（例如海洋、湖泊、天然或人工的水库或河流）；
—最终热阱的补给水源；
—为反应堆在运行状态、事故工况或停堆条件下提供适宜温度冷却水的必要流量的能力。
3总的设计原则
3.1 概述
3.1.1 本章论述了反应堆冷却剂系统及其有关系统总的安全设计差不多原则与建议。针对第2章中所介绍的每个系统的详细设计原则将在第4章中论述。
3例如，压水堆中稳压器的卸压箱和沸水堆中的冷凝水储存池。
3.2 设计目标
3.2.1 “冷却剂系统”的要紧目标是保证堆芯在各种运行工况和设计基准事故工况期间及其之后都能得到适当流量和品质的冷却剂以排出堆芯中的热量。“冷却剂系统”也能够用来减轻设计基准事故和超设计基准事故的后果。
3.2.2 “冷却剂系统”的其它目标还包括反应性操纵、反应堆冷却剂的化学操纵和排出其它安全系统的热量。
3.2.3 所有的目标都依靠适当的设计措施来实现。这些措施可能随堆型、运行条件和核动力厂厂址（例如在环境条件方面）的不同而有所差异。
3.2.4 为达到以上目标，“冷却剂系统”的设计应满足下列要求：
—在各种运行状态和设计基准事故工况下，提供和保持足够的反应堆冷却剂总量以冷却堆芯，并将产生的热量传输到最终热阱；
—保持足够的冷却剂流量，以保证遵守核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所列的燃料设计限值；
—防止在反应堆冷却剂系统压力边界发生冷却剂装量不可控4丧失；
—保持足够的反应性价值并防止反应性的不可控引入，以保证遵守核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所列的燃料设计限值。
3.2.5 本导则第3.2.1和3.2.2节所规定的“冷却剂系统”的安全目标不应受到“冷却剂系统”部件失效的阻碍。
3.2.6 “冷却剂系统”应当设计成假设的内、外部始发事件可不能升级成为阻碍燃料包壳或反应堆冷却剂系统及其有关系统压力边界完整性的更严峻的核动力厂工况。
3.3 反应堆冷却剂系统及其有关系统中的安全系统
3.3.1 “冷却剂系统”中部分连接系统和有关系统是用来缓解设计基准事故后果的，因此它们被看作是安全系统。如何将安全功能分配给不同的系统具有相当的灵活性，这取决于设计上的选择。例如，在某些压水堆设计中辅助给水系统是用来缓解设计基准事故后果的，因此是安全系统，而
4反应堆冷却剂系统压力边界发生冷却剂装量不可控丧失的一个实例是反应堆冷却剂系统管道破裂事件或压力容器泄漏。然而，开释阀的开启属于反应堆压力边界内冷却剂装量受控缺失。
在其它的一些设计中辅助给水系统并不是用来缓解设计基准事故后果的。尽管连接系统和有关系统安全功能的分配可能各不相同，然而“冷却剂系统”中每个安全系统都应具有下述共同的属性，以对其足以执行预定的安全功能提供高度的置信水平：
（1）足够的性能。安全系统应具有足够的性能以执行其预定的功能，并提供高度的置信水平以保证燃料和反应堆冷却剂系统的设计限值可不能被超出。为了确定安全系统所需的性能，应考虑安全系统预期运行的最不利工况。
（2）单一故障准则。安全系统应当设计成任何单一故障都可不能阻碍执行其或其它安全系统预定的安全功能。
（3）电源及应急动力供应。应由适当的应急动力系统（直流或交流）为安全系统的触发或运行所必需的部件提供所需的应急动力。
（4）对外部事件和内部灾难的防护。安全系统应当设计和布置成在设计中考虑到的外部事件或内部灾难（诸如管道破裂和水淹）可不能阻碍该系统执行其预定的安全功能。专门是在设计中考虑到的最严峻地震条件下安全系统或其部件的性能应能得到保证。
（5）机械设计的安全分级、规范、标准及评估。安全系统应按照核安全监管部门认可的规范或标准进行安全分级和设计。安全系统应能承担核动力厂整个寿期内各种估量运行工况所导致的载荷及环境条件。
（6）环境合格鉴定。安全系统应能在估量运行的最苛刻环境条件下运行。
（7）在正常运行的情形下应能对安全系统的状态和备用状况实施监测。如果显现第4章所述的情形，在事故期间也应能对安全系统实施监测。
（8）功率运行工况下定期试验、监督和修理。见本章3.16节有关在役检查、试验和爱护的条款。
（9）手动操纵。应能从主控室或辅助操纵室（如果合适的话）对安全系统进行手动操纵。
3.4 安全分级
3.4.1 《核动力厂设计安全规定》第5.1.1条规定“必须第一确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括外表和操纵软件，然后按照其安全功能和安全重要性分级。它们的设计、建筑和修理必须使其质量和可靠性与这种分级相习惯”。
3.4.2 《核动力厂设计安全规定》第5.1.2条规定“划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须要紧基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判定，同时考虑如下因素：
（1）该物项要执行的安全功能；
（2）未能执行其功能的后果；
（3）需要该物项执行某一安全功能的可能性；
（4）假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或连续运行时刻。”
3.4.3 至少应对“冷却剂系统”中执行下列安全功能的构筑物、系统和部件的功能和安全重要性进行分级：
—保持反应堆冷却剂系统压力的部分，其失效可引起超过反应堆冷却剂正常补给能力的冷却剂丧失事故；
—裂变产物屏障；
—排出堆芯热量；
—保证应急堆芯冷却（用冷却剂直截了当注入堆芯）；
—引入负反应性补偿堆芯次临界度或保持堆芯在次临界状态。
3.4.4 有关安全分级的要求见核安全导则《核动力厂安全评判与验证》。附件Ⅲ给出了安全分级的实例。
3.5 设计基准
3.5.1 为确定“冷却剂系统”的设计基准（验收准则）应对假设始发事件（详见本章3.6节）进行分析。
3.5.2 “冷却剂系统”的构筑物、系统和部件的设计、制造、安装、建筑、试验和监测应符合现行有效的规范和标准，并与所执行安全功能的重要性相匹配。
3.5.3 “冷却剂系统”部件的设计（诸如压力容器、管道、泵和阀门）应按照经批准的最新的或当前适用的规范、标准，其设计必须是此前在相
当使用条件下验证过的；同时这些物项的选择必须与安全所要求的核动力厂可靠性目标相一致（详见《核动力厂设计安全规定》第3.3.1条）。
3.5.4 “冷却剂系统”安全重要构筑物、系统和部件的设计应考虑到核动力厂在各种运行状态和设计基准事故工况下可能会遇到的外部灾难，如：地震（详见本章第3.7节）、龙卷风、飞射物、洪水和飓风。
3.5.5 “冷却剂系统”及其部件的设计基准（设计条件和要求）应规定如下内容：
—正常运行工况下核动力厂外表和操纵系统假定发挥作用的程度；
—在正常运行工况下需投运的核动力厂系统执行其预定功能的可信度；
—必要的操作员动作的范畴及可信度；
—要求核动力厂爱护系统和反应堆爱护系统发挥作用的程度；
—要求安全系统发挥作用的程度；
—应对故障的适当裕度。
3.5.6 “冷却剂系统”最常用的设计方法是确定论方法，因此构筑物、系统和部件的设计要符合有关导则的要求。这种方法通常辅以概率风险分析（概率风险分析的目的是验证在核动力厂设计中不存在任何不可同意的弱项）。
3.5.7 为了达到良好的设计平稳，系统和部件应适当考虑采取多重性和多样性。对安全系统来讲，这种设计必须基于确定论方法（例如采取单一故障准则），适当时辅以风险指引方法5。
3.5.8 在设计中应考虑设备停运（见《核动力厂设计安全规定》第5.3. 5节）。
3.6 假设始发事件
5风险指引是指核动力厂在进行执照基准的特定变更的决策时运用的一种概率风险评判的方法。当“冷却剂系统”的设计运用风险指引治理原则时，其它涉及到纵深防备、安全裕度、堆芯损害频率、放射性物质开释的规定限值和性能监测的设计都必须进行重新评判。因此，风险指引的方法能够用于保证设计遵守安全规定的充分性。如果风险研究指出需要额外的要求，那么就必须制定这些要求以保证设计的充分性并与风险目标保持一致。
3.6.1 应确定一份假设始发事件清单，以供“冷却剂系统”进行安全分析时使用。应考虑这些事件发生的可能性和可能的后果。关于预备在功率运行时进行预防性修理的核动力厂，应评估考虑与安全系统一个系列的修理相一致的假设始发事件的必要性。
3.6.2 为了确定假设始发事件清单，应遵照《核动力厂设计安全规定》对“冷却剂系统”设计的有关事件组合进行考虑。
3.6.3 对“冷却剂系统”设计可能产生重大阻碍的假设始发事件包括：
—一、二次侧管道破旧；
—汽轮机事故爱护停车、冷凝器真空丧失、主蒸汽隔离阀关闭（沸水堆）和蒸汽压力调剂器故障；
—反应堆冷却剂流量减少（例如由于泵失效）；
—卸压阀意外开启；
—操纵棒掉落（沸水堆），操纵棒弹出（压水堆）或硼稀释事故（压水堆）；
—厂外电源丧失；
—压水堆热交换器传热管失效（例如蒸汽发生器传热管破裂）；
—内部飞射物；
—内部水淹；
—火灾；
—地震；
—外部飞射物；
—洪水及其它自然事件；
—人员动作的结果或后果（包括有意破坏）。
3.7 地震考虑事项
3.7.1 应对“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件进行适当的抗震分类。属于完成下列功能之一所需的“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件，不论其属于哪个安全等级都应按抗震Ⅰ类考虑：
—保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性；
—实现和坚持余热排出；
—实现和坚持停堆；
—减轻地震的后果。
3.7.2 应按照适合于厂址的地震地面运动及其所属抗震类别来设计“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件。应当设置适当的约束件、支承件和阻尼器，以满足应力和位移方面的限值及“不丧失功能”准则。
3.7.3 按照安全分析进行设计时，应考虑到由于地震引起的流体不稳固性的动态阻碍和动力学载荷（如水锤现象）。应通过运用《核动力厂设计安全规定》第Ⅰ.14—Ⅰ.18节所述的方法，考虑某些地震与其它可能独立于地震发生的假设始发事件的组合，并为这种组合制定适当的措施。
3.7.4 设计中应保证不按抗震Ⅰ类设计的“冷却剂系统”或其他系统的构筑物、系统和部件的故障可不能导致按抗震Ⅰ类设计的系统的故障。
3.8 可靠性
3.8.1 执行安全功能所依靠的系统应具有与所执行的安全功能相匹配的足够的可靠性。在评估系统可靠性时应适当考虑多重性和多样性。
3.8.2 由于存在共因故障，单靠多重性不能提供足够的可靠性；多样性可能能够补偿那个缺点。在评估多样性的这种潜在利益时应考虑下列几点：—不同运行工况的后果；
—不同的制造工艺对部件可靠性的阻碍；
—基于不同物理方法的不同工作流程对部件可靠性的阻碍；
—修理复杂性的增加和（或）万一发生事故运行人员负担加重导致的潜在危害。
3.8.3 由于多重性或多样性的系统也可能受到可导致共因故障的事件（如火灾、洪水）的威逼，因而应尽可能地采纳合适的实体屏障、实体隔离或者两者的结合。
3.8.4 概率分析的方法可用来证明系统的可靠性是适当的。
3.8.5 当采纳确定论的方法时，不必规定一个系统和部件的可靠性必须达到的特定数值。然而，系统和部件的可靠性要与它们的安全重要性相符。
3.8.6 任何用于安全分析的运算机程序都应通过评判和验证。运算机程序所用的运算方法应适合其使用目的。
3.8.7 操纵员的差错可能对执行安全功能的系统和部件的可靠性产生要紧阻碍，因此在设计“冷却剂系统”时应充分考虑减少人为差错的可能性。
3.8.8 如果在瞬态初期要求操纵员动作，应对操纵员当时的延迟和（或）差错的后果进行评估，其结果应在预先确定的可同意限值内。
3.9 材料的选择
3.9.1 “冷却剂系统”承压边界采纳的材料应与冷却剂、连接材料（例如焊接材料）、相邻部件或材料，例如滑动面、芯轴、填料函（填料箱）、覆盖层或辐射分解产物相容。“冷却剂系统”所采纳的特定材料的性能应符合有关规范要求，包括但不限于下列特性和特点：
—抗热载荷性能；
—强度、蠕变和疲劳特性；
—抗腐蚀和抗冲蚀性能；
—抗应力腐蚀裂纹性能；
—耐辐照性能；
—抗回火脆化性能；
—延性（包括裂纹增长速率）；
—断裂韧性（脆性破裂）特点；
—易加工性（包括可焊性）；
—抗金属和水反应性能。
3.9.2 在各种运行状态和设计基准事故工况下，选择的材料应习惯预期的工作条件。
3.9.3 采纳不符合标准化材料的技术条件的材料时，应通过分析、试验、运行体会反馈及分析，或联合采纳上述几种方法论证其合理性。
3.10 超压爱护
3.10.1 “冷却剂系统”所有承压部件应按照适用的规范和标准进行超压爱护。
3.10.2“冷却剂系统”所有承压部件在设计时应具有足够的安全裕量，以保证在运行状态或设计基准事故工况下压力边界可不能被破坏同时燃料设计限值可不能被超过。
3.10.3 反应堆冷却剂系统的设计应采取足够的超压爱护设施，即应具备处理反应堆冷却剂系统内蒸汽和液体的能力。设计时应当设置安全阀和（或）卸压阀。
3.10.4 超压爱护应采纳纵深防备的原则。反应堆冷却剂系统的超压爱护中应采纳多样性原则，以减少共因故障的可能性。超压爱护装置的设计应体现其自身的安全重要性，同时应与其在极限假设始发事件时所要求的性能相匹配。
3.10.5反应堆冷却剂压力边界的超压爱护能够通过下列措施或行为得到满足：
—系统压力监测；
—操纵系统压力在运行限值内的方法（例如使用装量操纵系统）；
—超压开释装置（例如安全阀或卸压阀）；
3.10.6 反应堆爱护系统。
—降低和（或）操纵反应堆冷却剂系统压力的措施如下：
—稳压器喷淋（压水堆）；
—稳压器卸压阀（压水堆）或排放阀（加压重水堆）的开启；
—安全阀的开启；
—汽轮机旁路阀的开启；
—主蒸汽管道卸压阀的开启；
—反应堆爱护系统引起的停堆；
—防止冷却剂的过量注入（例如在加压重水堆反应堆冷却剂系统不带稳压器运行的升温过程中）；
—在反应堆启动和停堆期间，通过“冷却剂系统”或压水堆化学和容积操纵系统的下泄功能进行的反应堆冷却剂的排放。
3.10.7 在反应堆冷却剂系统、稳压器（压水堆）及其它相连容器（如果设置）的安全阀和（或）卸压阀的设计和布置过程中，应考虑单一故障
核电数字化仪控远程智能运维系统的应用研究
核电数字化仪控远程智能运维系统的应用研究 摘要：在我国快速发展的过程中，数字化仪控系统在核电厂中的应用，为核电 厂工作人员提供了更加精准的电路信息，从而促进了核电厂的正常运行。在核电 厂数字化仪控系统中，通信网络系统占据核心地位，为控制系统的建立和各个控 制站间的数据交互提供可实现的基础前提。本文主要分析了当前我国常见的几种 核电厂数字化仪控系统中的通信网络，并对各类型通信网络进行了性能对比，探 讨在核电厂数字化仪控系统中适用性最强的通信网络。 关键词：核电厂；数字化仪控系统；通信网络 引言 概率安全分析（ProbabilisticSafetyAnalysis，PSA）是一种系统工程方法，其采用系统可靠性评估技术和概率安全分析方法，综合分析复杂系统各种可能事故的 发生和发展过程，从而全面研究系统设计和运行的风险。数字化仪控系统通过计 算机硬件和控制系统软件平台执行各种复杂的核电厂控制功能。与纯硬件系统相比，数字化设备具备时间动态特性，有不同的故障模式，并且计算机软件具有冗 余性。虽然传统的PSA对数字化系统风险的评估有一定的作用，但目前建模和分 析仍然采用传统的静态方法。使用传统的PSA方法对数字化仪控系统进行建模时，常常不能完整地解释核电厂的物理过程与触发或随机逻辑事件的动态交互作用， 因而可能造成忽略一些事故后果的状况。传统的ET/FT方法在处理数字化仪控系 统时的不足可总结为以下6点：①事件序列设定问题；②闭环控制的影响；③ 多重顶事件冲突；④设备失效数据的转换问题；⑤分析结果的不确定性问题； ⑥人因故障分析的不足。因此，可靠性模型如何更准确、更全面地反映系统的复杂动态交互特性，如何对核电厂数字化仪控系统的安全性和可靠性进行定性与定 量评估，成为相关领域的研究热点。目前，NRC和NASA已经批准并推荐了分析 包含软件的数字化仪控系统可靠性问题的方法，主要是动态可靠性分析方法。 1概述 核电数字化仪控系统（DigtalInstrument&ContralSystem,简称DCS）是整个核 电厂的“中枢神经”系统，对保证核电站的安全、可靠、稳定运行发挥着重要作用。运维作为核电站生命周期的关键阶段，是保证核电站安全、高效、可靠运行的重 要手段。随着新建核电站不断投运，已有的核电站不断升级，核电站目前已经普 遍使用数字化仪控系统实现核电站的运行、控制和保护。数字化仪控系统产品因 大规模集成电路等的应用、智能化程度不断提高，核电DCS运维的复杂性和多样 性日趋提高。传统的人员纠正性维修、预防性维修、备件预留库存等方式已经无 法满足核电DCS的维护要求，亟待进一步提高运维技术及运维管理水平。同时， 核电站数字化仪控系统产品设备维护需要维护人员介入，在现场维修窗口申请、 平台深层次问题分析方面需要投入大量工作，综合成本较高。DCS产品自身故障 严重依赖控制系统产品提供商的分析，采用的方式维护人员现场拷贝故障数据， 发送给DCS厂家进行分析，不能对DCS系统状态进行实时在线评估，问题处理时 效性差。而DCS产品本身的设备运行状态数据资产也没有得到有效开发利用。随 着大数据、互联网等技术发展，平行理论、数字双胞胎理论的应用，可通过信息化、网络化、智能化等先进技术实现与运维服务的结合，建立DCS远程智能运维 系统平台，获取核电站DCS自诊断、环境等数据后，通过安全网络传输至DCS远
反应堆主冷却剂泵
冷却剂泵 一概述 冷却剂泵的功能 反应堆冷却剂泵，简称主泵，其主要功能是使一回路冷却剂形成强迫循环，从而把反应堆中产生的热量传送至蒸汽发生器，以产生蒸汽，推动汽轮机做功。它是压水堆核电站的关键设备之一，也是反应堆冷却剂系统中唯一的回转机械设备。 冷却剂泵的基本要求 a.能够长期在无人维护条件下安全可靠的工作 b.便于维修，辅助系统简单 c.主泵转动组件能提供足够转动惯量，以便在全厂断电情况下，利用主泵惰性提供足够冷却剂流量，使反应堆堆芯得到适当的冷却 d.过流零部件表面采用奥氏体不锈钢，或者其它同等耐腐蚀材料 e.带放射性的冷却剂泄漏要尽量少 冷却剂泵的分类 a.密封泵，也称屏蔽泵或无填料泵，泵的叶轮和电机转子连成一体，并装在同一密封壳体内，消除了冷却剂外漏的可能性，密封性能非常好 b.立式单级离心泵，泵的电动机与水泵泵体分开组装，中间以短轴相接。能基本保证一回路与环境的密封，电动机顶部装有惯性飞轮，在电源失去情况下，可延长主泵的惰转时间 密封泵存在的问题 a.密封泵效率低，一般泵组效率只有50~70% b.密封电动机大部分使用耐腐蚀材料制造，造价昂贵，难度较高 c.密封电机若设飞轮，液体的阻力将使泵机组效率降到不可接受的程度，因此密封泵无飞轮，转动惯量通常很小，为保障反应堆安全，必须对主泵供电的可靠性做更严格的要求 d.维修不方便 立式单级离心泵的优点 a.采用常规的鼠笼式感应电机，成本降低，效率提高，效率一般比密封泵高10~30% b.电机部分装有很大的飞轮，大大提高了机组的惰转性能，提高了发生断电事故时堆芯的安全性 c.轴密封技术可以同样严格控制一回路冷却剂泄漏量，一般控制在200立方厘米/h d.维修方便，轴封结构更换仅需十小时左右 二冷却剂泵的结构 冷却剂泵的结构组成 a.水力机械部件 b.轴密封部件 c.电动机驱动部件 1.水力机械部件 a.泵体 包括泵壳、导叶、进水导管、叶轮、泵轴承，形状近似圆球形，材料为不锈钢 b.热屏 安装在叶轮上方，阻止反应堆冷却剂的热量向泵上部传导，避免轴承以及水力机械部件的轴封受到损坏。由紧固法兰、防护套筒、蛇形管换热器及蛇形管进出口管嘴组成，蛇形管内流有35度的冷却用水，由设备冷却水系统（RRI）提供，使得热屏以上部件的温度工作在90度左右的环境中 c.泵轴承 位于热屏与轴封之间，为泵提供径向支承和对中。用水润滑轴承，浸没在水中 d.轴封水 来自化学和容积控制系统的高压冷水用作轴封、轴承润滑和冷却
核电站安全保障系统
编订：__________________ 审核：__________________ 单位：__________________ 核电站安全保障系统 Deploy The Objectives, Requirements And Methods To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level. Word格式 / 完整 / 可编辑
文件编号：KG-AO-3322-58 核电站安全保障系统 使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对目的、要求、方式、方法、进度等进行具体的部署，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作，使日常工作或活动达到预期的水平。下载后就可自由编辑。 为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健康，核电站必须始终坚持“质量第一，安全第一”的原则。 核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则，从设备、措施上提供多等级的重迭保护，以确保核电站对功率能有效控制，对燃料组件能充分冷却，对放射性物质不发生泄漏。纵深防御原则一般包括五层防线，即第一层防线：精心设计、制造、施工，确保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序，严格的制度，对核电站工作人员有高水平的教育和培训，人人注意和关心安全，有完备的软件环境。第二层防线：加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障。第三层防线：在严重异常情况下，反应堆正常的控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差
错造成事故。第四层防线：发生事故情况时，启用核电站安全系统，包括各外设安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大，保护反应堆厂房（安全壳）。第五层防线：万一发生极不可能发生的事故，并伴有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划，努力减轻事故对周围居民和环境的影响。 按照纵深防御的原则，目前的设计在核燃料和环境（外部空气）之间设置了四道屏障（指中国目前使用的压水堆核电站）。即第一道屏障：燃料芯块，核燃料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变产物和气体产物98％以上保存在芯块内。第二道屏障：燃料包壳，燃料芯块密封在锆合金制造的包壳中，构成核燃料芯棒，锆合金具有足够的强度，且在高温下不与水发生反应。第三道屏障：压力管道和容器（冷却剂系统），将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中，避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。第四道屏障：反应堆安全壳，用预应力钢筋混凝土构筑，壁厚近100cm，内表面加有0.6cm的钢衬，可以抗御
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
压水堆核电厂安全注入系统(RIS)12页
安全注入系统（RIS） 安全注入系统由高压安注（HHSI）、中压安注（MHSI）和低压安注（LHSI）三个分系统组成。高压安注和低压安注（LHSI）的流程如图1，中压安注（MHSI）如图2所示。 高压安注和低压安注为能动注入分系统，具有足够的设备和流道冗余度，即使发生单一能动或非能动故障，仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。中压安注为非能动注入分系统，它包括两条单独的安注箱排放管线，每条连接到反应堆压力容器的一条注入管线上。 一、RIS系统的功能 1.1主要功能 在反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽系统发生管道破裂事故时，安全注入系统（RIS）完成堆芯应急冷却功能。 （1）在失水事故情况下，通过向堆芯注入冷却水，防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的几何形状和完整性； （2）在主蒸汽管道破裂事故工况下，本系统向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿由于不可控地产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起地容积变化和反应性的增加，从而可以使反应堆迅速安全停堆，并防止反应堆重返临界； （3）在失水事故后的再循环注入阶段，本系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。 1.2 辅助功能 （1）在换料冷停堆期间，向反应堆换料水池充水； （2）对反应堆冷却剂系统进行水压试验； （3）在失去全部电源时，向反应堆冷却剂泵注入密封水。 二、高压安注分系统 高压安注分系统包括： ——三台HHSI泵(卧式多级离心泵)和相关的管道； ——硼注入箱、缓冲罐、硼酸再循环泵（屏蔽式离心泵）及相关管道； ——通向RCP系统的注入管线； ——高压安注泵从PTR 001 BA的吸水管道。 131
在一回路出现小泄漏或二回路蒸汽管道破裂引起一回路温度和压力下降到一定值时，立即投入高压安注系统，以补偿泄露并注入浓硼酸溶液。 1.高压安注泵（RCV001、002、003PO） 高压安注泵是利用RCV系统的三台上充泵。在电厂正常运行时，它们作为RCV系统上充泵用于正常充水，其一台运行、一台备用、一台在维护。在事故工况下，转入RIS系统，由两台泵运行（一台在维护），在当时一回路压力下，从换料水箱通过硼注入箱向一回路注水。 高压安注泵为卧式多级离心泵，其额定流量为34m3/h，额定流量下的总压头为1760~1802mLC，轴输入功率（最大）700kW。 2. 硼注入箱（RIS 004 BA） 硼注入箱（BIT）位于高压安注泵的出口，使用容积 3.4 m3。正常运行时它充满C B=21000ppm的浓硼酸溶液。在事故情况下，根据安注信号打开隔离阀，由高压安注泵将硼溶液注入一回路冷段。 由于箱内C B=21000ppm的硼结晶温度为63℃，为防止硼结晶，硼注入箱隔热，并由两组分别由A、B系列电源供电的电加热器加热，保持温度在72℃—82℃之间。 3. 硼注入箱再循环泵（RIS021，022PO） 为了保持硼注入箱内温度和硼浓度的均匀性，设有由再循环泵和缓冲箱组成的再循环回路。再循环泵为屏蔽式离心泵，泵轴承由泵送的流体润滑，其额定流量 4.6m3/h，轴输入功率（最大）8.8 kW。一台泵连续运行，一台泵备用。泵设在隔热的箱体内由冗余的电加热器加热。为了在需要时能迅速启动，备用泵也充满水并连续加热。 132
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势 申伽奇
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势申伽奇 发表时间：2019-07-02T14:38:54.683Z 来源：《防护工程》2019年第6期作者：申伽奇 [导读] 核能作为体积小能量大同时开发成本较低的能源，得到越来越多的国家和地区的青睐。 中核高温堆控股有限公司北京 100081 摘要：核能作为体积小能量大同时开发成本较低的能源，得到越来越多的国家和地区的青睐。为确保核电厂安全有效运行，利用数字化仪表及控制系统对核电厂进行合理监控十分必要。数字化仪表可以使核电厂运作状况完美呈现于工程师眼前，控制系统可以确保核电厂及时规避安全事故发生，保障周边地区安全环境。文本将以未来核电厂数字化以及控制系统进行分析，为核电厂未来发展提供更多可参考建议。 关键词：核电厂；数字化仪表；控制系统 引言 过去核电厂数字化仪表控制系统是单机测控系统，但是随着计算机技术的飞速发展，其已经发展成为集散控制系统，并且在通信技术飞速发展的背景下出现了全数字化仪表控制系统。全数字化仪表控制系统的优点是在现场总线控制系统以及可编程控制器中融入了常规电厂集散控制系统，其应用领域更加广泛，比如应用在常规岛、BOP以及核岛的全过程控制，确保核电厂安全稳定运行。 1.核电厂数字化仪表与控制系统概述 基于数字计算机技术完成自动控制与保护、信息显示以及网络通信来实现核电厂的监测与控制功能，履行该功能的所有硬件设备和软件就被称为核电厂数字化仪表与控制系统。该系统的主要功能分为信息处理与显示功能和控制功能。其特点是实现全厂信息管理和过程控制以及复杂的控制规律的综合控制。核电厂数字化仪表与控制系统提供了一个集成的计算机系统，其信息、控制和监测功能覆盖了核电厂的所有过程系统。核电厂数字化仪表与控制系统的类型主要分为集中型和集散型。集中型计算机控制系统具有能集中显示操作、利用率高等特点。但是集中型控制系统网络控制、分散控制的优点体现不出来，还需使用大量的控制电缆，灵活性、扩展性较差。另外，系统可靠性也是一个主要的问题，即所谓的危险集中，通常是采用多重冗余计算机的方式提高系统的可靠性。 2.核电厂运用数字化操作系统的原由 众所周知，核电厂利用核能进行发电[1]。核能在地球上储量十分丰富，可以为人类提供的能量要远远超过传统化石能源数十万倍，同时核能在性价比上也要远远高于传统能源，其体积小而能量释放却要高于化学能源数百万倍，同时由于其开采成本低，利用核聚变反应技术更是可以利用海水作为核电厂能源燃料，这就使得核电厂发电成本极低。据相关部门实验与统计，传统火电站在工作运营状态下排放出的二氧化硫，以及氧化氮等物质会严重污染周边地区环境质量。而核电厂由于在工作状态下严密保护，为防止核能泄漏会设置层层壁垒使得其对外基本零排放污染物质，即使是有其污染程度也要远小于传统火电站。权威部门认证核电站在工作运营状态下，向空气排放的污染物一整年对周边居民影响程度，还远不及居民做一次X光受到的辐射剂量。因此目前世界超过16%的电能皆由世界各国的核电厂提供，有9个国家接近半数的电量直接来源于核能。数字化仪控操作系统基于电子信息技术的控制以及安全防护，能够通过核电厂能量平衡性，以及核能的爆发状态数字化显示，帮助工程师对核电厂全局进行有效控制，从而履行其监控职能。同时数字化仪表控制可以高效处理核电厂工作大数据，通过集成数字化内容，帮助工程师及时测量和检测整个电厂的工作运营装填，保障其可以实现核能利用率高，信息监控系统集中化显示，降低核电厂工作操作难度，减缩工作流程。所以为有效确保核电能源的安全性质，对核电厂运行情况实时掌握，必须利用数字化仪表对核电厂做到24小时工作状态有效监控。 3.核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状 3.1 提供更加智能化的人机界面 随着科学技术不断发展，我国核电厂建设程度逐渐加深，但在过去几十年中核电厂运行过程中发生各种事故，其主要原因是由于人为失误造成的。著名的三哩岛事故以及切尔诺贝利事故经调查显示是由于人为失误导致事故发生的主要原因。这就意味着，核电厂必须开展人机界面的重要改革。随着核电厂应用数值化仪表与控制系统，真正提供更加智能化的人机界面，真正改变信号的显示内容与显示方式，同时有效避免控制室显示信号过多，且过于分散以及工作面过大的状况。通过数字化仪表与控制系统，有效缓解操作员的观察、分析以及判断负担，在事故工况下，减轻操作员正确决策的依赖，为操作员提供有利的决策支持，以及操作引导功能。 3.2 高度的自动化 现代的核电厂需要实现高度的自动化运行。一方面为了进行负荷跟踪发电和全厂综合协调控制运行，使核电厂运行在最佳状态，以达到更好的经济性；另一方面，使各种操作尽可能自动执行，所有保护动作都自动触发自动完成，在预计运行事件或设计基准事故开始后30min时间内，不需要操纵员的干预，使核电厂的运行性能和安全不直接依赖于操纵员的立即响应，也使操纵员有比较充裕的时间进行冷静、全面的分析和判断，从而可以大大减少误判和盲目处置的概率。 3.3 高度的可靠性 仪表和控制系统的问题，如控制特性不好、信号传输过程中的干扰、重要设备故障是引起堆处、不安全状态或计划外停堆的重要原因，因此需要仪表和控制系统达到高度的可靠性。 3.4 高度可维护性 核电厂数字化仪表与控制系统本身就是一个十分复杂且庞大的系统，确保其开展长期、连续、可靠的工作状态，从而确保核电厂的安全、正常运行。核电厂数字化仪表与控制系统是一项工作量巨大，同时技术性很强的工作，对于核电厂的正常营运来说具有一定的负担，因此，核电厂数字化仪表与控制系统具备高度可维护性，从而为核电厂数字化仪表与控制系统的正常、安全运行打下坚实基础，真正促进核电厂健康持续发展。 4.核电厂数字化仪表与控制系统的发展趋势 随着科学技术不断发展，我国电子、仪表以及控制设备领域中发生了翻天覆地的变化，数字化技术在各个领域中应用的程度逐渐加
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
对核电厂数字仪表及控制系统的发展研究
对核电厂数字仪表及控制系统的发展研究 发表时间：2018-01-06T15:39:52.750Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第21期作者：杨榛梁攀 [导读] 本文将对核电厂数字仪表及控制系统的发展进行分析，为我国核电事业发展奠定重要基础。 中国核电工程有限公司北京 100840 摘要：随着我国经济水平的发展，核电厂的发展速度也是日新月异，其数字化技术得到了广泛运用。本文将对核电厂数字仪表及控制系统的发展进行分析，为我国核电事业发展奠定重要基础。 关键词：核电厂；数字仪表；控制系统；发展研究 核电厂仪表与控制系统在核电厂运行中起到至关重要的影响，对核电厂的发展给予了一定促进作用。经笔者研究，核电厂仪表与控制系统是基于计算机技术、电子技术以及网络通信技术的发展而形成的。笔者将分别从：数字仪表及控制系统优点、核电厂数字仪表及控制系统的应用与发展，两个方面来阐述。 一．数字仪表及控制系统优点 数字仪表及控制系统使核电厂保护方案得到了有效调整，精确算法极易实现。通过数字仪表及控制系统能促进核电厂输出功率的有效提升，为核电厂带来一定的经济效益。举个例子：将数字堆芯保护计算系统应用到反应堆保护系统中，能有效提升保护定值，使反应堆输出功率逐渐增加。 此外，数字技术的运用还能有效克服外界的干扰，使控制精度得到较大程度的提高，光纤通讯具有传输速度快、光缆容量大、抗干扰力强等特点，使接地问题得到有效改善，其精度也有所提升，在实际应用中，将两根冗余光缆分散在各地传感器中，不仅能起到有效的敷设作用，还能有效降低故障发生率。 数字仪表及控制系统的运用能实现故障安全设计，将光纤通信技术运用到安全通道与非安全通道间，能实现设备配置的隔离。另外，数字仪表及控制系统还具备诊断功能，可定期对系统硬件及信号进行检测，能降低停堆诱发的误差率的发生，与此同时实现对故障的自动定位。数字化技术的运用不仅能缩短校准时间，还能缩短故障查找时间。 数字仪表及控制系统的运用使人机接口功能得以改善，使信息数据存贮能力得以提升，在实际运用中可对报警信息清晰显示，避免大量报警信息一涌而发，使操纵人员负担逐渐减轻，而数据则能及时归档，实现对核电厂的监视与预测。 二．核电厂数字仪表及控制系统的应用与发展 就目前来看，我国核电厂数字仪表及控制系统以得到了逐渐应用，但依然处于起步阶段，与国外相比依然处于落后水平。为促进核电厂数字仪表及控制系统的应用及发展，应采取多种对策。详情如下。 （一）更新观念，加快步伐 随着我国信息技术的发展，核电厂工作运行效率得到极大提升，就目前来看，核电厂相关人员思想观念落后于技术发展，看重传统技术，没有足够的创新意识，为促进核电厂运行效率提升，相关技术人员应更新技术观念，将数字化技术运用其中，使其成为主流的发展方向，对落后的传统技术应及时丢弃，促进新技术的有效发展，这也是我国核电厂数字仪表及控制发展应解决的问题。 （二）积极试点，项目驱动 为了促进核电厂数字仪表及控制系统的有效运用，相关部门应积极试点，推动项目发展。值得注意的是，简单的数字化难以发挥其优势，为落实数字仪表及控制系统的应用，还应对经费问题加以解决，以具体项目来推动核电厂数字仪表及控制系统的实施。举个例子：在科研项目研究中，应积极进行数字化及控制系统试点工作，再取得相关经验后，再予以推行。 （三）慎重对待改造项目 基于核电厂数字仪表及控制系统，国外早已着手研究，对于老一代核电厂数字仪表及控制系统应秉着谨慎态度，与我国国情相结合，选择与实际情况相符合的技术。举个例子：部分核电厂保护系统未发生过误动，控制系统可靠性相对较高，因此不能过于追求全数字化及控制系统，根据实际情况和经济实力，只改造需要改造的系统。 （四）提升工作人员的技能 核电厂运行设备的维护工作十分重要，为了能够有效提升核电厂运行设备的运行效率，相关技术的工作技能需要在不断提升，从而在日常维护以及管理工作中都可以针对各种故障进行处理，同时还可以采取良好的预防措施。因此，这就需要水利单位安排好相关技能的培训工作，例如根据设备安装以及运行情况而分批安排工作人员学习，不断提升他们掌握先进技术的能力。除此之外，核电厂运行设备维护工作中还可以进一步提升综合能力，例如在对于实践操作人员而言，需要不断总结自己的实践操作情况，进而不断提升自己的综合能力，并能够自主处理核电厂运行设备中所发生的其他故障。再者，核电厂运行设备的维护工作还需要工作人员用极强的责任心，从而提升核电厂运行设备的运行效率。 结束语 在核电厂的运行管理工作中，核电厂数字仪表的自动化控制技术对其核电厂的相关的管理工作有着重要的意义，加强核电厂数字仪表的参数数据的管理，有效的避免参数故障的发生，从而影响运作工作的发展。因此，在核电厂的运行开展的工作中，加强核电厂数字仪表的自动化控制技术的发展，提高全面性的技术发展，才能够有效的促进工作的监督管理。 参考文献 [1]商海龙，李海煌. 核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状及发展趋势[J]. 科技传播，2017，9（10）：27-28. [2]刘中明，陆荆，李红英. 核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势[J]. 中小企业管理与科技（下旬刊），2016，（03）：244. [3]. IEC 62645 ed1.0核电厂仪表和控制系统基于计算机系统的安全程序要求[J]. 核标准计量与质量，2015，（02）：16.
核电厂系统与设备一回路复习题
核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电1、 站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）三大部分组成。 工作原理： （一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。 一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 （二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。 1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； 2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为 饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； 3、汽轮机：将饱和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。能量传递过程为：裂变能→热 能→传递→机械能→电能。 厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5 ）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属 2、
于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机
表示该设备属于哪台机组，哪个系统。后 5 个符号为设备组符号，表示是什么设 备及设备的编号。 （L —字母， N —数字） 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成？ 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类： （ 1）黑棒组：由 24 根吸收剂棒组成，吸收能力强； （2） 灰棒组：由 8 根吸收剂棒和 16 根不锈钢棒组成，吸收能力弱。采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类： 控制棒组件可分为功率调节棒、 温度调节棒和停堆棒三 类，每类又分为若干组。 正常运行时， 功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度， 用于调节反应堆功率； 温度调节捧在堆芯上部一定范围移动， 用于控制冷却剂温 度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？ 可燃毒物功能： 新堆第一次装料的后备反应性过大， 为了保证慢化剂温度系数为 负值，其硼浓度又不能过高，所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能： 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平， 使堆外3、 组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表 示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义： 房间的识别一般用三个数字符号来表示， 第一个数字表示楼层， 第二、三个数字表示房号。 设备的识别符号如何定义？ 设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又 分为两个大组，前 4 个符号为功能组符号，
核电厂安全知识点(通用版)
核电厂安全知识点(通用版) Safety management refers to ensuring the smooth and effective progress of social and economic activities and production on the premise of ensuring social and personal safety. ( 安全管理) 单位：_______________________ 部门：_______________________ 日期：_______________________ 本文档文字可以自由修改
核电厂安全知识点(通用版) 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、
核电站安全保阵系统(正式版)
文件编号：TP-AR-L4900 In Terms Of Organization Management, It Is Necessary To Form A Certain Guiding And Planning Executable Plan, So As To Help Decision-Makers To Carry Out Better Production And Management From Multiple Perspectives. （示范文本） 编订：_______________ 审核：_______________ 单位：_______________ 核电站安全保阵系统(正 式版)
核电站安全保阵系统(正式版) 使用注意：该安全管理资料可用在组织/机构/单位管理上，形成一定的具有指导性，规划性的可执行计划，从而实现多角度地帮助决策人员进行更好的生产与管理。材料内容可根据实际情况作相应修改，请在使用时认真阅读。 为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健 康，核电站必须始终坚持“质量第一，安全第一”的 原则。 核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原 则，从设备、措施上提供多等级的重迭保护，以确保 核电站对功率能有效控制，对燃料组件能充分冷却， 对放射性物质不发生泄漏。纵深防御原则一般包括五 层防线，即第一层防线:精心设计、制造、施工，确 保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序，严格 的制度，对核电站工作人员有高水平的教育和培训， 人人注意和关心安全，有完备的软件环境.第二嘱防
线:加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障。第三层防线在严重异常情况下反应堆正常的控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故。第四层防线:发生事故情况时，启用核电站安全系统包括各外设安全系统加强事故中的电站管理，防止事故扩大保护反应堆厂房安全壳。第五层防线万一发生极不可能发生的事故并伴有放射性外泄启用厂内外应急响应计划努力减轻事故对周围居民和环境的影响。 按照纵深防御的原则，目前的设计在核燃料和环境外部空气)之间设置了四道屏障指中国目前使用的压水堆核电站。即第一道屏障燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中并使得大部分裂变产物和气体产物 9s%以上保存在芯块内。第二道屏障:嫌料包壳，燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合
核电厂非安全级数字化控制系统-出厂、现场测试规范 征求意见稿编制
NB/T XXXX—XXXX 核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范 编制说明 （征求意见稿） 2012年2月10日
核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范 一、任务来源及计划要求 本标准制订任务源自能源局2011年下达的标准制修订计划（国能科技[2011]48号文），项目编号能源2011H082。 计划要求制定《核电厂非安全级数字化控制系统（硬件）——出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范》，制定后的标准名称为：核电厂非安全级数字化控制系统——出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范。 注： 考虑到数字化控制系统在验收测试时需要综合使用硬件和软件，根据方案评审会和初稿评审会两次会议的讨论结果，报主管部门批准后，删除原标准中“硬件”二字。 二、编制过程 （1）概述 本标准参考GB/T 25928-2010《过程工业自动化系统出厂验收测试（FAT ）、现场验收测试（SAT ）、现场综合测试（SIT）规范》，结合我国核电工程的实际情况，对GB/T 25928-2010中的不适用以及遗漏内容进行了修订和补充。本标准由深圳中广核工程设计有限公司主编，苏州热工研究院有限公司、北京广利核系统工程公司、上海核工程研究设计院参加起草。 （2）大纲评审稿 2011年6月3日召开了本标准的大纲评审稿专家讨论会，包括来自中国电力顾问集团公司、华东电力设计院、西北电力设计院、广东电力设计院、江苏核电有限公司、宁德核电有限公司以及本标准的主编和参编单位的专家共15人参加本次讨论会。本次会议中对本标准的编制方向以及编制过程中遇到的主要问题进行了讨论，为本标准的制定指明了方向。 （3）初稿 2011年10月20日召开了本标准的初稿讨论会，包括来自中国电力企业联合会、中国电力顾问集团公司、华东电力设计院、广东电力设计院、东方电气自
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
一、填空题（共20分，每题2分） 得分 1.通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。 2.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。 3.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。 4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。 5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。 6.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收系统的任务。 8.专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。 9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。 10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。 11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。 12.核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。 13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。 14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。 15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构 16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管，其长度较短，约20 cm 17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__ Ag-In-Gr(银-铟-镉)___，灰棒材料为___不锈钢__，控制棒驱动采用___电磁步进式______方式； 18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器； 19.天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235 ； 20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵； 21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左右; 22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种: 立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环
核电厂安全题库与答案
1、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提 示7种） 压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、 2、压水堆核电站有什么优点？ ①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟 ②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关 ③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少 3、按照相关规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？ 由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障 4、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？ 燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件 5、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？ 压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置） 6、核反应堆第三道安全屏障由哪些部件构成？ 反应堆厂房或安全壳、构成安全壳延伸的某些管道、安全壳隔离系统
管道、其他 7、如何保证安全壳的完整性？ 可以通过改进安全系统以减轻施加在安全壳上的载荷，以及加强安全壳结构，使放射性物质的释放量减小到最低程度；加强其在设计、建造、运行和监督等环节的安全质量把关工作 8、核电厂一般设置哪几级防御？（5级） ①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行 ②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题 ③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放 ④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策 ⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众 9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？ 核蒸汽供应系统 ①压水堆及一回路主系统和设备 ②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统