最新核电站系统
浅析核电企业工业安全管理
浅析核电企业工业安全管理 【摘要】核电厂工业安全管理是核电厂总体安全管理体系中的重要组成部分，作为肩负重任的核电生产单位，需要不断完善核电厂工业安全管理体系内容，实践创新安全管理手段，提高安全生产意识，强化工业安全管理能力，以维护员工、财产安全，确保社会健康、稳定发展。 【Abstract】The industrial safety management of nuclear power plant is an important component of the overall safety management system of a nuclear power plant. As a nuclear power production unit with heavy responsibilities，it is necessary to continuously improve the security management system of nuclear power plant industry，practice and innovate the means of safety management，improve the consciousness of safety production and strengthen the ability of industrial safety management，so as to safeguard the safety of employees and property，and ensure the healthy and steady development of society. 【关键词】工业安全；安全管理体系；重要性 【Keywords】industrial safety；security management system；importance
核电站数字化仪控系统简介
https://www.360docs.net/doc/af1114544.html,2010年05月28日13:25:04 查看数：162 摘要在总结不同时期核电站仪表控制系统应用特点和发展趋势的基础上，以两座典型的核电站全数字化仪控系统为例，结合核电站仪控系统的特点及设计准则，进行详细的系统结构和功能分析，并提出我国新世纪核电站数字化仪控系统的改造与设计思路。 关键词过程控制DCS 智能化以太网现场总线 核电站的仪表和控制系统是核电站的重要组成部分，机组的安全可靠、经济运行已经在很大程度上取决于仪表控制系统的性能水平。从我国已经建成的和在建的核电工程来看，核电站的仪控系统经历了三个阶段。第一阶段是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统，如正在运行的我国300 MW秦山核电站主控制系统应用的FOXBORO公司的SPEC200组装仪表，大亚湾2×980 MW核电站主控制系统采用的Baily 9020系统也属于这一类。其模拟量仪表采用小规模集成电路运算放大器为基础的元件来控制，逻辑量仪表采用继电器等硬逻辑电路来控制。因而系统所需要的仪表控制器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重，大部分采用手动操作，主控室布局也显得较大。第二阶段是以模拟量和数字量混合运用的主控制系统，这一类实际是核岛系统仍采用小规模集成电路运算放大器为基础的模拟量元件来控制。而部分常规岛和辅助系统采用PLC自动控制系统，结合软件自诊断技术、冗余技术和网络通信技术，减少很多硬接线和就地控制柜，提高了系统运行可靠性。刚刚建成的广东岭澳核电站（2×980 MW）仪表控制系统就属于这一类。第三阶段称为全数字化仪表控制系统，它将应用成熟的常规电站分布式控制系统（DCS）加以改进并移植过来，全面应用在常规岛、BOP、核岛部分，构成核电站全新数字化仪表控制系统。现阶段应用比较典型的全数字化仪控系统有：日本日立等公司开发的NUCAMM－90系统、法国法马通公司N4控制系统、ABB公司的NUPLEX80 系统、美国西屋公司的Eagle21 WDPFⅡ系统以及我国在建的田湾核电站所采用的德国西门子公司的TELEPERM XP XS系统等。 1 核电站仪控系统的特点及全数字化仪控系统的功能设计原则 核电站仪控系统的特点是由其工艺过程的特点决定的，一般来讲典型的核电站仪控系统特点可以归纳为以下几点： （1）控制对象的工艺流程复杂，监测和控制的参数多而且各种过程参数联系密切，1000 MW典型的核电站仪控系统的参数信息量和指令大约是7000~9000个。 （2）系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系统性能相关。 （3）反应堆工作或停堆后一段时间内，大部分设备人员无法接近。 （4）控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必要性。
核电土石方工程中的安全管理
某阳江核电站位于广东省阳江市东平镇,我葛二公司主要承接了阳江核电的厂平一期和二期工程,工期从2003 年一直到2008 年,现在主要就厂平二期工程的安全管理进行浅析，厂平二期工程开工于2006 年8 月，至2008年6 月完工。厂平工程属于大方量的土石方工程，有很大的特点，阳江核电的厂平二期工程爆破开挖土石方量在800 多万方，工期为一年半，本工程的作业量大，工期短，且工程单价低，这些势必造成人员设备的流动性大，给安全管理带来相当大的难度。 在本工程的施工高峰期，现场人员在600 人左右，其中，外协队人员500 多，对外协队人员的管理也是一个相当大的难点。 我部在建工程为阳江核电前期工程厂平（H期）工程，主要包括：土石方钻爆、开挖、运输、回填，规格石供应，截洪沟施工，护坡等。 主要的临建包括：油库，修理厂，混装炸药地面站，钢筋加工场，混凝土搅拌站，仓库，生活区等。在本工程的安全管理上，主要集中在爆破作业、挖装运输、高临边作业、临时用电、文明施工等方面，以“安全第一，以人为本” 的原则，采取有效措施，尽量实现本质安全，确保工程安全施工。 一．本工程的安全管理指导思想 在本工程的安全管理中我们始终贯彻执行《中华人民共和国安全生产法》，深入贯彻我公司“守法诚信，文明施工保健康；全员参与，节能降耗防污染；持续改进，安全环保双达标”的环境、职业健康安全方针,坚持以“安全第一、预防为主、综合治 理”的基本方针，落实安全生产责任制，健全各项安全规章制度，有效运行职业健康安全管理体系，强化安全生产管理和班组安全建设，落实安全防护措施，加强安全教育和培训,努力营造良好的安全生产环境，预防和控制各类事故发生，确保工程建设顺利进行。 二．本工程安全管理控制目标 1．工伤事故：工伤事故率小于3.5 人/每亿元产值，重伤率小于0.9 人/亿元产值，无死亡事故。 2.机电事故：直接经济损失率控制在0.5 %以内。
核电厂主要生产系统
核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。
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
核电站系统与设备复习资料
一回路部分： 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护，熟悉我国 各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。 基本组成：核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP） 工作原理：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→蒸汽发生器安全设计：严格遵守核电站安全三要素：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则 环境保护：对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽；设臵放射性废物处理系统；严格遵守核废物处理的原则：分类处理，尽量回收，把排放量和放射性水平减至最小。 核电发展战略：坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成，各功能组件的组成、原理等；压力容器内冷 却剂的流动方向等。 基本结构：1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构 组成：堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数 等，自然循环的原理。 系统主要功能：1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用 系统组成：由反应堆和与其相连的三个环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用，经波动管连接在一环路的热管段上。
运行参数：系统运行压力14.7~15.7MPa（常用15.5MPa）——指什么地方压力？（稳压器汽腔压力）（1）反应堆进口冷却剂温度280~300℃（2）反应堆出口冷却剂温度310~330℃（3）反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理：蒸汽发生器位置高于反应堆的位置，在蒸汽发生器中，冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能，系统组成、设计流程（管线），投入条 件，已经相互之间的连接关系，会看图分析。 1）化学和容积控制系统（RCV） 主要功能：是与核安全有关的系统之一；实现容积控制、化学控制和反应性控制。 流程：包括：、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。 组成：1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF（非再生式热交换器） 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件：1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2）反应堆硼和水补给系统（REA） 主要功能：为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制 和反应性控制所需的各种流体。 (1) 提供除盐除氧含硼水，以保证RCV系统的容 积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系 统的化学控制功能；(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证 RCV系统的反应性控制功能。 组成：一、补水回路 两个除盐除氧水贮存箱，两个机组共用 四台除盐除氧水泵，每个机组两台 两个化学物添加箱，每个机组一个 二、硼酸补充回路 一个硼酸溶液配制箱，两个机组共用 三个硼酸溶液贮存箱，每个机组各用一个， 第三个为共用四台硼酸溶液输送泵，每个机组两台 流程：正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线 投入条件： 3）余热排出系统（RRA）
核电站安全管理新思路
核电站安全管理新思路 发表时间：2017-05-12T15:40:21.950Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年1月下作者：袁家德[导读] 文章针对笔者在对标学习国外某核电站安全管理后，总结了国外核电站的先进安全管理理念和具有实效的安全管理方法。 三门核电有限公司浙江三门 317112 摘要：文章针对笔者在对标学习国外某核电站安全管理后，总结了国外核电站的先进安全管理理念和具有实效的安全管理方法，从四个方面入手，结合国内核电站现行安全管理状况、分析差距，查找不足，进而提出新的安全管理工作思路。关键词：核电站；安全管理；新思路 1综述 笔者对标学习的国外核电站，其安全管理组织机构设置与国内核电有着根本性的差别，800人左右的一个核电站，仅配置1名安全管理人员。但此核电站的安全业绩却好得惊人，2005年至2015年，平均每年仅发生3起可记录的的人生伤害事故。而在2016年，此核电站更是实现了其梦想已久的“零事故”目标，全年未发生一起可记录的人生伤害事故。 据笔者长期的观察与学习交流，可以看出，此核电站在安全管理上的关注点在“人”，其采用先进的安全管理方法，重点提升每位员工的个人安全意识和能力来不断追求卓越，以实现“零事故”目标。 总体对比，国内核电站有自己的安全管理理念，但电站向员工传递安全理念的方式、采用的安全管理方法却没有国外核电站的奏效。国内核电站在安全相关的管理程序上并不存在明显的缺陷，但在人员安全能力与意识的提升上却缺乏有效的方式、方法，全员安全意识和安全技能提升缓慢，安全局面不容乐观。 2国外某核电站的先进安全管理理念与方法 2.1 “安全第一”理念的传递 电站安全管理最直接的对象就是“人”，从新员工入厂的第一天起且在第一时刻便开始了对新员工进行安全理念的灌输，让“安全第一”的烙印最先且最深地留在员工记忆中。 电站新员工入厂培训第一天，将接受约1个小时的电站基本情况介绍，介绍的第一部分内容就是电站的“安全第一”理念、零事故目标和安全基本信息与要求，电站的“安全第一”理念、零事故目标和安全基本信息与要求由电站安全部门人员来向新员工传递，时间大约需要20分钟左右。 之后，电站再通过安全理论课自学与考核、辅导人员对新员工半年时间的一对一安全辅导、工作中高密度的人员安全行为观察与指导、开展各种提升人员安全意识的活动等形式，逐渐将电站员工培养成为人人懂安全、人人具有良好安全意识的高能力人群。 2.2 安全管理“正向激励” 电站在“人员安全行为”管理上没有处罚制度，主要是通过采取“多样性”的“正向激励”方式来鼓励员工注重安全，持续提升员工的安全意识，继而持续保持电站良好的安全业绩。 1）者观察过程中如发现员工履行了良好的安全行为，可向员工发放“Target Zero coins”。每个coin价值$7.00, “Target Zero coins”可以用来在电站的餐厅买饭，一般可以买一顿餐。 2）当电站达到某项与安全有关的里程碑时，里程碑的贡献者将获得精神鼓励或者物质奖励。这种精神鼓励或者物质奖励由电站的领导来确定。 3）当电站打破南方电力公司设定的“无OSHA recordable天数”的一个新记录时，电站所有员工都将会获得一份安全奖赏。 2.3 新员工安全能力培养 电站在新员工安全能力培养上制定了《安全导师制度》。安全导师是指由新员工的主管指派的用来帮助新员工熟悉现场安全政策和规定的有经验的员工。安全辅导主要介绍及工作内容如下： 1)安全导师辅导一名新员工的时间一般是6个月，依据《安全导师制度》中给出的辅导内容开展对新员工的辅导工作，但不限于制度中规定的辅导内容。 2)新员工接受安全导师的辅导前，必须是已完成所有进入现场所必须接受的基本安全培训和特别需求的安全培训。 3)新员工在其接受辅导期间，安全帽上要张贴体现其本人是新员工的特殊标志（如：红色字体的员工姓名标签），或者在员工的员工卡上张贴红色的标识符。 4)新员工和安全导师不需要形影不离始终在一起工作，但每周都要有接触来传递必要的安全信息。 5)新员工的主管与新员工和安全导师至少每月讨论一次新员工的安全能力进步情况。 6)辅导结束前，安全导师要与新员工的主管会面，向其汇报新员工对现场和部门/岗位相关的安全规定掌握情况。主管根据新员工的安全能力提升实际情况，可以调整辅导时间。 7)安全辅导过程被新员工的主管评估确认成功完成后，部门将分别给新员工和安全导师发“证”，证明新员已成功接受安全辅导,已获得岗位必须的安全知识；证明安全导师已成功完成安全辅导工作。 2.4 安全目标 电站制定极高的安全目标，通过多种途径进行宣传，安全目标深入每位员工的内心。 电站的OSHA(职业安全与卫生)目标:可报告事故/事件为“零”。 目标的宣传：电站厂区随处可以见到电站的安全目标，如每位员工办公位，办公楼和培训中心内的走廊墙壁、会议室墙壁上，控制区、保护区的入口处，餐厅内的显示屏幕上，各别办公楼层走廊内的电脑显示屏上。另外，电站员工的电脑背景也设置为带有“零事故目标”的画面。 3分析国内核电厂安全管理不足
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
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
核电厂系统与设备 复习题
一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX：安全壳厂房 KX：燃料厂房及换料水池 1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。 2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统
核电设备名词及主要系统简介
核电设备名词及系统简介 1、装备制造业名词：RCC-M 来源：发改委 RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。这就是RCC系列标准的由来。自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。 RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装臵设备（NB、NC、ND、NG、NF）
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
2020核电建设安全管理之体会(四篇)
工作总结参考范本 核电建设安全管理之体会(四篇)目录： 核电建设安全管理之体会一 核电生产安全管理二 水电建设安全管理基本要点三 风场建设安全管理四 - 1 -
核电建设安全管理之体会一 安全生产是核电产业的永恒的主题，安全文化已成为核电文化的重要组成部分，并起着越来越重要的作用。日本福岛核电站安全事故发生后，国人对于核电的安全性产生了深深的疑虑。作为一名核电建设土建管理人员，个人更是觉得重担在肩，因为核电建设的安全任务是双重的：既要对施工建设过程进行安全管理，又要确保核电站建成后的质量和安全功能按设计要求完全实现。 如何履行自己的职责，保障安全精神和安全行为贯彻在核电建设中，是每个核电建设管理者需不断思考、不断探索的主题。通过这几年来的工作和学习，总结业内其他单位的经验和教训，本人觉得做好安全生产工作，要以建立良好的企业安全文化为起点，设置工程施工项目安全生产管理机构、完善相关安全管理制度，以一整套安全管理机制来指导核电站的建设。 形成有效的安全生产文化理念 企业安全文化是企业在安全生产的实践中，以从事安全管理、安全生产、安全宣传教育等形式,逐步形成的为全体员工所认同、共同遵守，带有本企业特点的价值观念、工作作风、管理准则、企业精神、职业观念和安全目标等的总和。如何形成全新的安全文化理念，使安全文化理念深入人心，应注重以下几个方面： 一是要树立以人为本的观念。坚持以人为本，打造安全文化是全面贯彻安全第一、预防为主方针的新举措，是企业保障员工人身安全与健康的的新探索。以人为本的安全生产管理，就是指企业生产的过程中把员工的生命摆在一切工作的首位，贯穿以人为本、珍惜生命、 2 / 20
第二章-核电站简介1
本文由vol_cc贡献 ppt文档可能在WAP端浏览体验不佳。建议您优先选择TXT，或下载源文件到本机查看。 第二章压水堆核电站热力系统 1 2.1 核电站简介 ★核电厂系统简图 2 ★核电优势 ●核电厂是高能量、少耗料的电厂。核燃料的能量密度非核电厂是高能量、少耗料的电厂。常高，以铀-235为例，1kg铀-235裂变产生热量约相当于为例，裂变产生热量约相当于2700吨常高，以铀为例铀裂变产生热量约相当于吨标准煤燃料释放的热量。标准煤燃料释放的热量。●核电厂也是特殊核燃料生产厂。核燃料在反应堆内燃烧核电厂也是特殊核燃料生产厂。过程中还能使一部分铀238或钍转化为新的可裂变燃料，经或钍232转化为新的可裂变燃料转化为新的可裂变燃料，过程中还能使一部分铀或钍加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。使自然界中的铀、加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。使自然界中的铀、钍矿藏可获得充分利用。矿藏可获得充分利用。●大多数国家核电成本低于火电。大多数国家核电成本低于火电。电厂每度电的成本 建造投资费燃料循环费 >火电厂 <<火电 <<火电 运行维修费不相上下 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约－ %3 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约15－50%。 4 世界核电厂分布图 截止2002年截止2002年1月，全世界运行的核电站有438 个，总发电全世界运行的核电站有438 量为353 还有32核电站正在建设中核电站正在建设中。量为353 GW(e) 。还有32核电站正在建设中。我国从2002年装机万KW到2020年要发展到我国从年装机200万到年要发展到4000万KW 万年装机年要发展到 5 ●国际能源贮备资源石油天然气煤核能●核电是安全可靠并且清洁的。核电是安全可靠并且清洁的。▲核电厂严格按国际安全规范设计建造；核电厂严格按国际安全规范设计建造；▲运行时严格控制三废排放；运行时严格控制三废排放；▲对放射性排放经严格处理。即使从放射性排放来对放射性排放经严格处理。看，核电厂对环境的污染也比火电厂小 6 可使用年限 37 60 200 250 1000兆瓦电厂每年释放 1000兆瓦电厂每年释放 SO2 CO2 煤天然气石油核能 SO2千吨/年千吨/ 70 0 30 0 CO2千吨/年千吨/ 6000 3000 5000 0 7 1000兆瓦电厂每年释放 1000兆瓦电厂每年释放 NOX
核电厂系统与设备复习题
《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么？ 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ 压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？ 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
核电站安全保障系统
核电站安全保障系统 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。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之间设置了四道屏障。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，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，可以抗御来自内部或外界的飞出物，防止放射性物质进入环境。 核电站配置的外设安全系统包括：①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来，主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门，收集厂房内泄漏物质，将其过滤后再排出厂外。②注水系统，在反应堆可能“失水”时，向堆芯注水，以冷却燃料组件，避免包壳破裂，注入水中含有硼，用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气，在无电流和无人操作情况下，在一定压力下可自动注水。③事故冷却器和喷淋系统，用来冷却厂房以降低厂房的压