关于田湾核电站5、6号机组环境影响报告书(运行阶段)的批复
关于田湾核电站5、6号机组环境影响报告书（运行阶段）的批复
关于田湾核电站5、6号机组环境影响报告书（运行阶段）的批复
江苏核电有限公司：
你公司《关于受理审查田湾核电站5、6号机组环境影响报告书（运行阶段）（B版）的请示》（苏核发〔2020〕107号）收悉。经研究，批复如下：
一、田湾核电站5、6号机组位于江苏省连云港市连云区，是在田湾核电站1至4号机组所在场址上继续建设的两台百万千瓦级压水堆核电机组。
田湾核电站5、6号机组环境影响报告书（运行阶段）格式和内容符合《环境影响评价技术导则核电厂环境影响报告书的格式和内容》（ HJ 808-2016）的要求。报告书编制依据充分，采用的评价标准合适，所执行的标准级别明确；放射性源项分析合理；田湾核电站5、6号机组正常运行状态下的辐射影响和事故工况下的放射性后果满足《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-2011）的要求；环境保护设施完备，具备运行后的环境监测和流出物监测能力。
按照审评意见修订完善后的《田湾核电站5、6号机组环境影响报告书（运行阶段）》，可以作为该项目的审批依据。我部原则同意你公司按照报告书所列的建设项目的性质、规模、地点、采取的环境保护措施开展下一阶段工作。
二、根据流出物排放的相关标准要求，田湾核电站5、6号机组的流出物年排放量如下：气载流出物中，惰性气体为9.09×1013Bq、碘为6.45×108Bq、粒子为7.16×107Bq、碳-14为8.5×1011Bq、氚为5.37×1012Bq；液态流出物中，氚为5.37×1013Bq、碳-14为6.2×1010Bq、其余核素为2.46×1010Bq。
三、在首次装料后应重点做好的工作
（一）严格落实流出物年排放总量控制，综合考虑该项目的“三废”系统和处理工艺、运行管理措施和人员操作能力，并根据运行后5年期间流出物监测结果，进一步开展流出物年排放量申请值的优化工作。
（二）进一步落实中、低放固体废物的最终处置方案。
（三）按照相关承诺开展田湾核电站附近海域温排水遥感监测工作，对取排水的环境影响进行评估。
四、项目建成后按照规定程序实施竣工环境保护验收。
五、我部委托江苏省生态环境厅配合生态环境部华北核与辐射安全监督站，负责该项目的环境保护监督检查工作。
六、你公司应在收到本批复后20个工作日内，将批准后的环境影响报告书分送生态环境部华北核与辐射安全监督站和江苏省生态环境厅。
生态环境部
2020年7月7日
抄送：发展改革委，能源局，江苏省生态环境厅，生态环境部华北核与辐射安全监督站、核与辐射安全中心，中国核工业集团有限公司。
（非正式文本，仅供参考。若下载后打开异常，可用记事本打开）
核电厂电气调试准备与实施
核电厂电气调试准备与实施 发表时间：2018-02-28T15:21:02.017Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第27期作者：郑永刚郁越 [导读] 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组。中国核电工程有限公司田湾项目部江苏连云港 222042 摘要：核电厂对核安全有着特殊要求，所以在系统设备安装和调试时需满足一系列的管理程序要求。基于此，本文分析了核电厂电气安全隐患排查，对核电厂电气调试准备与实施进行了分析。 关键词：核电厂；电气；调试 1工程概况 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组，循环供水采用开式循环供水系统，配套设置1个循环水泵房，规划建设4×600MW超临界燃煤发电机组配套工程。电厂循环泵房内共配置4台立式斜流泵装置。 2核电厂电气安全隐患排查 2.1作业环境 核电厂电气安全隐患作业环境排查需要从厂区环境、地面环境、生产区域采光、应急照明、物料码放、设备布局、库房、叉车、充电区、安全标识等方面进行，进而完成整个核电厂电气安全管理工作的开展。在实际作业环境安全隐患排查的过程中严格按照《安全标志及其使用导则》（GB2894-2008）、《电气安全管理规程》（机械工业部[86]机生字76号）等国家规范性标准对作业环境实施安全隐患排查。 2.2生产设备、设施 就核电厂电气安全生产设备、设施进行隐患排查，其隐患排查的总体内容包含生产设备、设施建设排查、信号和显示器排查、控制系统排查、紧急开关排查、意外启动预防排查、工作位置排查、工作照明排查、特殊要求排查等几个部分。在排查的过程中按照每一项内容的相关国家生产安全标准、设备使用维护标准对其进行基本排查。需要注意的是在对工作位置、照明、特殊要求三项内容进行排查时，需要根据每一项内容的具体操作内容和操作行为对其进行安全隐患排查。其中工作位置安全隐患排查包含位置要求、座位、操纵室、操作姿势几个方面；照明安全隐患排查包含照明亮度和照明插座使用；特殊要求排查主要包含防火与防爆、液压和气压、可动零部件、高速旋转与易飞出物、噪声和振动几个部分。 2.3用电安全 对核电厂电气用电安全隐患实施排查工作，其中包含电工自身安全、绝缘设备安全、值班流程安全和线路、箱柜、设备的安全隐患排查。针对电工自身应该定期对电工的四肢运动功能和身体健康进行检查，以排除安全隐患。针对绝缘设备的使用方面，应该加强对绝缘设备分配、使用年限、定期更换维护等方面的安全隐患排查，以保障设备的整体安全性。针对值班用电安全主要是针对值班变电室的变电安全、操作安全进行安全隐患排查，以保障值班人员的整体安全性。对线路、箱柜、设备安全隐患排查上主要采用的是分区域、分阶段性的立体设备安全隐患排除方法，进而从内而外的保障核电厂用电的安全性。 2.4危险化学品安全 对核电厂电气安全危险化学品隐患排查主要是从药品库房的位置、库房建筑结构、库房地面要求、库房监控系统、库房排风系统、库房液体流散系统等对其进行安全隐患排查工作。首先，针对库房位置需要按照危险化学物品仓库单独建立的方案实施安全隐患排查。此外，对于库房结构、库房地面要求方面需要从可燃性、铁栏高度、防雨、防雷、防静电、防潮等方面对其进行安全隐患的排查工作。在其监控系统安全隐患排查上需要从实时性和对危险物品检测覆盖率两方面进行排查。在其排风系统和防液体流散系统安全隐患排查的过程中侧重的是对化学物品仓库排风的完整性、液体流散的准确性等方面对其进行安全隐患排查，以保障整个危险化学品的安全性。 3核电厂电气调试技术 3.1发电机调试技术 核电厂发电机调试主要内容是对定子绕组绝缘以及直流电阻进行测量与调试。对于定子绕组绝缘电阻而言，需要在发电机出线套管、电流互感器装置安装结束且定子处于冷态以及吹干状态下进行测量工作。测量仪器为2500V兆欧表，共持续测量10.0min，分别对15.0sec、1.0min以及10.0min条件下的绝缘电阻值进行检测。正常情况下，要求的定子绕组吸收比应达到1.6以上，极化指数与出厂值比较因无明显差异，各相绝缘电阻不平衡系数应控制在2.0范围内。还需要特别注意的一点是：在发电机绝缘电阻测试结束后，应充分放电，以及时恢复发电机的安全运行。对于定子绕组直流电阻而言，需要在定子冷态条件下进行测量，对绕组温度进行检测记录。测量仪器为双臂电桥或变压器直流电阻测试仪。正常情况下，外部环境温度与定子绕组温度差值应严格控制在±3.0℃范围内。除此以外，各相直流电阻差异应低于最小值*2.0%，与出厂值相比差值同样应低于2.0%。 3.2变压器调试技术 核电厂变压器调试所涉及的主要内容包括两个方面，第一是针对绕组连同套管所对应直流电阻进行测量，第二是针对变压器所有分接头变压比进行检查。在测量直流电阻的过程中，需要于变压器各分接头上所有位置进行，以变压器直流电阻测量仪或双臂电桥为测量仪器，对绕组温度进行测量与记录。正常情况下，各项测定直流电阻参数相互差值应当低于平均值*2.0%的标准，变压器各分接线实测值相互差值应当低于平均值*1.0%的标准。在对分接头变压器进行检查的过程中，应当对变压比进行准确计算，测量仪器为全自动变压比测试仪或QJ35型变压比电桥。在检测前，必须确保被检测变压器出线端与外界无任何连接。工作人员首先应当确认电厂变压器的接线组别，对接线正确性、合理性进行检查，避免低压、高压绕组出现反接的问题。若采用QJ35型变压比电桥，还应提前对试验电源的火线、零线进行准确区分。经检测，分接头变压比实测值应当变压器制造厂商铭牌参数无明显差异，且与变压比变化规律基本一致。针对电厂电力系統中220.0kV以上电压等级电力变压器，在额定分接头位置下，变压比实测值允许误差应当严格控制在0.5%内。
核电厂运行
1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？ a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装 量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。 b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、 液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。 c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须 要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。 d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过 渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。 e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸 汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。 2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？ 优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性； 2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。 3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。 4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。 缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。 2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。 3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。 3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮 机快速降负荷？ 原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆 引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%； 功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。 4、核电厂的运行工况有哪些 a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态 b)Ⅱ类工况：中等频度事件 c)Ⅲ类工况：稀有事件 d)Ⅳ类工况：极限事故 5、运行模式的分类（温度一栏舍去） 模式K eff额定热功率/% 冷却剂平均温度 /℃ 1. 功率运行≥0.99 ＞5 ≥176.6 2. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.6 3. 热备用＜0.99 0 ≥176.6
建设项目环境影响报告书(表)编制能力建设指南
附件2 建设项目环境影响报告书（表）编制能力建设指南 （征求意见稿） 第一条为保证建设项目环境影响报告书和环境影响报告表(以下简称环境影响报告书（表）)编制质量，指导编制单位开展能力建设，根据《建设项目环境影响报告书（表）编制监督管理办法》（以下简称《监督管理办法》），制定本指南。 第二条编制单位可自愿按本指南开展能力建设，并在全国环境影响评价信用平台公开本单位实际达到的各项能力建设情况。 第三条编制单位的能力建设包括专业技术人员配备、技术成果和保障条件等三方面。 第四条专业技术人员配备方面的能力建设主要包括下列内容：（一）配备一定数量具备环境影响评价技术能力的全职人员，包括环境影响评价工程师和其他专业技术人员； （二）相关人员接受继续教育的学时满足国家关于专业技术人员继续教育的相关规定； （三）编制重点项目环境影响报告书的单位配备的环境影响评价工程师中，有主持编制过相应重点项目环境影响报告书的人员。重点项目清单详见附。 第五条技术成果方面的能力建设主要包括下列内容：
（一）近4年内主持编制过建设项目环境影响报告书（表）； （二）编制重点项目环境影响报告书的单位，近4年内主持编制过相应重点项目环境影响报告书； （三）近4年内承担过生态环境领域科学研究、标准或者技术规范制修订等相关工作。 第六条保障条件方面的能力建设主要包括下列内容： （一）有固定的工作场所； （二）有地表水、地下水、大气、噪声等环境影响评价专业技术软件。 第七条本指南所称全职人员是指符合《监督管理办法》第四十二条第一款相关规定的人员。 第八条本指南所称环境影响评价工程师是指具备环境影响评价工程师职业资格的人员。 附：重点项目清单
核电站工作原理
核电站的工作原理 核电站就是在一座或若干座动力反应堆中将原子核裂变释放的核能转换成热能来发电或发电兼供热的动力设施。它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统。核电站利用核能产生蒸汽的系统称为“核蒸汽供应系统”，这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽。从原理上讲，核电站实现了核能一热能一电能的能量转换。从设备方面讲，核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。目前世界上核电站采用的反应堆有压水堆、沸水堆、快堆以及高温气冷堆等，但比较广泛使用的是压水反应堆，约占核电总装机容量的７０％。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。 1．核电站工作原理 核电厂用的燃料是铀。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。当铀-23 5的原子核受到外来中子轰击时引起原子核裂变，，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子，新产生的中子引起新的原子核裂变，裂变反应连续不断地进行下去，如此持续进行就是裂变的链式反应，用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生连续裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的循环水(或其他物质)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。 核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 2．核电站内部 核反应堆由浓度低一些的铀建造。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控制棒从铀燃料组件中升起。要使热量减少，则降低控制棒以插入到铀燃料组件中。在发生事故或者更换燃料时，控制棒还能被完全插入铀燃料组件中以关闭核反应堆。 3．核电站采用的反应堆 3.1 压水堆核电站 为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。 电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并
核电厂维修规则实施大纲编制指南
核电厂维修规则实施大纲编制指南 前言 国家核安全局发布的《改进核电厂维修有效性的技术政策（试行）》，对核电厂营运单位维修有效性评价体系建立与应用提出了指导。为使技术政策的有关要求得到有效实施，核电厂营运单位宜制定《核电厂维修规则实施大纲》，对维修规则的具体方法、实施流程以及职责等内容进行规定。 国家核安全局制定《核电厂维修规则实施大纲编制指南》，旨在指导与规范核电厂营运单位《核电厂维修规则实施大纲》，以及《核电厂维修有效性定期评价报告》《核电厂维修活动风险分析与管理评价表》等核电厂维修有效性评价体系的其它相关文件的编制。 本指南适用于压水堆核电厂，其它类型核动力厂也可参考。— 2 —
1 大纲的目的 本章应简要描述核电厂营运单位编制维修规则实施大纲的目的。 2 大纲中的术语、定义与缩略语 本章应描述维修规则实施大纲中涉及的主要术语，并给出定义。如维修规则、维修有效性等。 本章还应列出维修规则实施过程中各技术流程以及报告中涉及的缩略语，具体可参考如下格式： 缩略语英文中文MREP Maintenance Rule Expert Panel 维修规则专家组MRC Maintenance Rule Coordinator 维修规则协调人 概率安全评价/分析PSA Probabilistic Safety Assessment （Analysis） 3 大纲的适用范围 本章应描述核电厂维修规则实施大纲的适用范围，确定维修规则在核电厂的实施范围，包括机组、系统以及相关的管理体系等信息。 4 组织与职责 本章应描述核电厂营运单位实施维修规则的组织机构及其职责。 4.1 组织机构 本节应描述核电厂营运单位为开展维修规则工作所建立的组织 — 3 —
核电厂污染控排
■文│上官志洪 张晓峰 黄彦君 我国现行核电厂放射性流出物的排放管理主要遵循国际上通用的可合理达到尽量低条件下的公众剂量约束管理，同时辅以明确的年排放总量管理要求，对于排放浓度的管理则是间接的，可操作性相对较差。随着我国核电产业的发展，内陆核电厂的建设势在必行，作为内陆核电厂受纳水体的河流或湖泊存在诸多的环境敏感点，特别是可能涉及公众饮用水的安全，因此核电厂液态放射性流出物的排放管理面临着更高的要求。 液态污染物控排手段 在污染物排放管理中排放浓度控制和年排放总量控制是两个最重要的管理指标。我国常规项目相关的污染物排放标准针对不同的区域环境特征，对每一类污染物的排放浓度均制定了明确的定量控制要求，同时对于一些重要的污染物则提出了更高的年排放总量控制目标。但是，我国现行的核电厂放射性流出物的排放管理与常规项目污染物的排放管理则稍有差别，核电厂放射性流出物的排放管理主要遵循国际上通用的可合理达到尽量低条件下的公众剂量约束管理，同时辅以明确的年排放总量管理要求，对于排放浓度的管理则是间接的，可操作性相对较差。其中对于核电厂液态放射性流出物的排放，要求必须实 现可控的槽式排放，监测合格后才允 许排放，同时在排放管线上实现两级 报警，将报警与自动锁闭排放管线相 连锁，避免误排放。 关于核电厂放射性流出物排放的 控制，我国现行法律和标准中提出了 明确要求。《中华人民共和国放射性 污染防治法》第四十条规定，向环境 排放放射性废气、废液，必须符合国 家放射性污染防治标准。《电离辐射 防护与辐射源安全基本标准》第8.6 条规定，向环境排放放射性物质时， 注册者和许可证持有者应保证，排放 不超过审管部门认可的排放限值， 包括排放总量限值和浓度限值；在 其所负责源的运行期间，应使所有放 射性物质的排放量保持在排放管理限 值以下可合理达到的尽量低的水平。 针对核电厂的专项环境标准《核电厂 环境辐射防护规定》（以下简称《规 定》）则明确针对核电厂正常运行的 流出物排放，首先从公众辐射剂量方 面提出了剂量约束管理的要求，其次 则规定了每一个核电厂址的各类放射 性流出物的年排放总量控制标准。但 对于公众所关注的流出物排放浓度的 控制，该标准给出了间接的控制要 核电厂污染控排 ◆田湾核电站
核电站基础知识
[核电站概括] 核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。 核电站一般分为两部分： 利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和 利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。 中国现有的核电站包括： 秦山核电站（运营中） 大亚湾核电站（运营中） 岭澳核电站（运营中） 田湾核电站（建设中） 三门核电站（建设中） [核能及其机理] 1. 原子的组成 原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。 2. 原子核的结构 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。 3. 同位素 质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。
核电站项目技术研发工程师简历
XXX专业个人简历 男 姓名：***性另 V： 岀生日期：1980-01-02籍贯：四川 目前城市：上海市工作年限：三年以上 目前年薪：5-6万人民币联系电话： E-mail : （邮件&MSN）请换成自己的真实信箱！ 回1应聘方向 求职行业：机械/设备/重工 应聘职位：区域销售经理，销售工程师，售前/售后技术支持工程师 求职地点：上海市 薪资要求：面议 1回1工作经历 2005/07 —现在***公司 所属行业：机械/设备/重工 技术中心/核电项目部技术研发工程师 主要职责： 主要从事新产品的设计开发与技术支持工作，完成公司新产品引进图纸的 吸收及改进。协助生产部门完成新产品的试制及技术准备工作，解决产品 生产现场及使用过程中岀现的各类技术问题。前期在技术中心，曾参与 KDY多级中开泵、KCZ化工流程泵整个系列的研发和设计，还对双吸泵产 品进行改进性能和结构改进，取得不错效果。中后期调入公司核电项目 部，参与核级泵的开发与设计。 反项目经验 2007/06 —至今：核电站核级用泵设计开发 软件环境：使用二维及其三维绘图软件进行设计开发 项目描述：以秦山核电站二期工程为依托，先后对秦山一期及其二期工程 中核电站主循环泵进行测绘，并参照相关资料进行核主泵模型泵的设计试 制。然后针对方家山，福清核电站核级泵技术规格书的要求，对核 电站核级，非核级用泵进行前期的模型设计及其试制。以核二，三级泵
为突破口，争取再三年内拿到核级用泵合格供应商资质。 责任描述：本人主要在课题组主要负责人的带领下，从水力、整体结构设计 开始，一直到最后的加工试制，全程辅助核电办总工进行核电产品的研发设 计，主要结构图及零件图纸的绘制以及试制过程中的现场问题的解决！ g教育培训 2001/09 —2005/07 : 西华大学热能与动力工程本科 学习流体机械（水泵、水轮机、灌排设备等）和流体工程的相关知识。 毕业设计为单级离心泵的水力及其整体结构设计，包括附属给排水管道的整 体设计 2007/06 —至今：**业集团民用核电设备规范及标准 针对民用核电站设备的生产、制造，对相关的标准、规范进行系统培训。反职业技能 外语：英语：良好 g自我评价 3年半以上工作经验。熟悉泵类产品，可以处理常见现场技术问题。熟悉与泵相关产品的配 套。具有一定的泵类设计研发经验。有着温和、谦虚、开朗的个性特点，认真的态度和团队协作 精神，积极进取。遇事冷静、乐观上进，有较强的接受能力、适应能力；对待工作认真负责，处理事情讲究方法，善于与人沟通，注重团队合作
浠水核电厂环评报告简本
浠水核电厂一、二号机组 环境影响报告书 （选址阶段） （简本） 湖北核电有限公司 二○一○年七月
项目名称：浠水核电厂一、二号机组 环境影响报告书（选址阶段）（简本） 评价单位：苏州热工研究院有限公司 法人代表：束国刚 证书编号：国环评证甲字第 1904 号
目录第一章概述 1.1 核电厂概况 1.2 建设目的 1.3 环境影响报告书的编制依据 1.4 评价标准 第二章厂址与环境 2.1 厂址地理位置 2.2 人口分布 2.3 土地利用及资源概况 2.4 气象 2.5 水文 2.6 地质地震 2.7 环境质量现状 第三章电厂 3.1 厂区规划及平面布置 3.2 反应堆和蒸汽-电力转换系统 3.3 电厂用水和散热系统 3.4 输电系统 3.5 专设安全设施 3.6 放射性废物系统和源项 3.7 化学物质排放 3.8 生活废物 3.9 放射性物质运输 第四章电厂施工建设过程对环境的影响
第五章电厂运行的环境影响 5.1 散热系统和其它非放射性因素的环境影响5.2 正常运行的辐射影响 第六章电厂事故的影响 6.1 最大可信事故辐射影响 6.2 放射性物质运输事故 6.3 其它事故 6.4 制定和实施应急计划的可行性 第七章流出物监测和环境监测 7.1 运行前的环境监测 7.2 运行期间的环境监测 7.3 运行期间流出物监测 第八章厂址筛选 第九章电厂建设和运行的效益分析 第十章公众参与 第十一章结论
第一章概述 1.1核电厂概况 浠水核电厂规划建设四台百万千瓦级压水堆核电机组，采用“一次规划，分批建 设”的模式，一期工程（一、二号机组）建设两台AP1000核电机组。浠水核电厂一期工程初步拟定于2013年5月31日一号机组主体工程浇筑第一罐混凝土（FCD）；单台机组建设周期为56个月，两台机组间隔8个月，第1台机组商运时间为2018年1月，第2台为2018年9月。 浠水核电厂一期工程由中国广东核电集团有限公司为控股投资方，并委托中广核工程有限公司负责建设管理，深圳中广核工程设计有限公司负责前期工作及设计工 作。 本报告书对浠水核电厂一期工程（一、二号机组）两台AP1000核电机组开展环境影响评价。 1.2建设目的 （1） 建设浠水核电厂符合发展低碳经济的时代要求； （2） 符合国家“积极推进核电建设”的能源战略； （3） 满足湖北省电力负荷增长的需要； （4） 优化湖北省的电源结构和电网结构； （5） 满足环境保护的需要； （6） 是拉动地方经济快速发展及提高发电企业效益的重要举措。 1.3环境影响报告书的编制依据 （1）国家相关法规、标准和导则； （2）相关管理和技术文件。 1.4 评价标准 1.4.1 放射性影响评价标准 （1） 正常运行工况（包括预计运行事件）下的剂量约束值 浠水核电厂的规划建设规模为四台百万千瓦级核电机组，考虑到二期工程两台机
核电科普知识(田湾核电版)
核电科普知识 核科普篇 一、什么是核能 1．用于发电的能源有哪些？ 生产电能的一次能源可分为再生能源和非再生能源。 2．用于发电的一次能源主要有哪些？ 化石（石油、天然气、煤）能源、水能和核能是发电的主要能源。火电、水电和核电是世界电能供应的三大支柱。 3，什么是核反应和原子能？ 某种微观粒子与原子核相互作用时，使核的结构发生变化，形成新核，同时放出一个或几个粒子的过程叫核反应（包括重核裂变和轻核聚变）。原子能实际上是指原子核能，即原子核结构发生变化时释放出的能量。原子能通常指重核裂变或轻核聚变时所释放的能量。物质所具有的原子能比化学能大几百万倍以至上千万倍。 4．什么是核裂变？ 以铀235为例，铀235原子核在中子轰击下裂变成两个（或三个）较轻的原子核，同时产生2～3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量，这个反应过程叫核裂变反应。 5．什么是核聚变？ 两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，
这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。 6．什么是链式核裂变反应？ 核裂变反应产生的新中子再引起第二代核裂变反应，如此代代相传，形成核裂变反应链，称为链式核裂变反应。 二、核能、核辐射的应用 1．核能有什么用途？ 原子弹是核能的一种应用。科技的进步使人们实现了可控的链式核裂变反应。1954年人类首次实现了核能的和平利用。核电开始进入人类的生活。核能还可以用作卫星或船舰的动力，使卫星和核潜艇的续航能力大大提高。 2．核能有什么特点？ 能量大和反应速度快是核能的两大特点。原子弹是人类利用核能的一个创举，可惜成为战争工具。在人们心目中留下了核恐怖的阴影。 3．什么是核辐射？它是有害的吗？ 从原子核中释放出的辐射称之为核辐射。核辐射和核能是核反应产生的一对孪生兄弟。人类就生活在辐射环境中，但过量的核辐射是有害的，它可能使人致病、致死。 4．核辐射有什么用途？ 当今，核辐射已广泛用于工业、农业、医疗等各方面。例如：物质材
田湾核电站实习报告doc
田湾核电站实习报告 篇一：核电站实习报告 目录 1. 实习目的 ................................................ .. (2) 2.实习内容 ................................................ .. (2) 2.1 概述 ................................................ (2) 2.2反应堆结构 ................................................ . (7) 2.3 堆芯组成 ................................................ .. (14) 2.4 蒸汽发生器结构 ................................................ .. (16) 2.5 汽轮机结
构 ................................................ . (17) 2.6 除氧器 ................................................ (19) 2.7田湾全数字化仪控系统 ................................................ . (21) 3. 实习总结 ................................................ (22) 1. 实习目的 （1）训练从核电站业设计、施工、监理及系统运行管理等工作所必须的各种基本技能和实践动手能力； （2）了解核电站整体的运行情况，以及各个设备的工作原理与工作过程。 （3）培养理论联系实际、从实际出发分析问题、研究问题和解决问题的能力； （4）培养学生热爱劳动、不怕苦、不怕累的工作作风。 2.实习内容 2.1 概述 核动力装置的组成及工作原理
核电厂建设审批程序的规定
关于核电厂建设审批程序的规定 (讨论稿) 第一章总则 第一条为了适应我国核电工业的发展，加强对核电厂规划工作和项目建设的管理，特制定本规定。 第二条核电厂的建设为国家大型重点项目。因此，必须纳入国家计划，由国家统一规划、立项建设。 第三条核电厂建设的基本程序包括项目建设书、可行性研究、项目设计、建设准备、土建施工和安装、调试和试运行，直到竣工险收等过程。除经国家有关部门批准之外，不允许擅自简化程序和超越阶段审查、审批。 第二章项目建议书 第四条核电厂的初步可行性研究报告工作由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责，并委托有资质的工程设计院编制。由国防科工委负责审查和批准。 第五条核电厂的初步可行性研究报告审批前，必须对厂址进行预评审，并将预评审意见作为初步可行性研究报告的附件一起上报。
第六条项目建议书应根据批准的初步可行性研究报告，由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责编制、上报。由国防科工委提出初审意见，报国家计委审批。(即完成立项) 第三章可行性研究 第七条第七条项目建议书批准后，必须为开展可行性研究准备相关的条件，主要包括： (一）立项目法人，建立项目组织管理机构和规章制度； (二）开展现场有关资料的调研、试验、勘察和测量等； (三）与主要设备供应商开展谈判，并签订意向书(正式合同只有在可行 性研究报告书批复后才能签订)。通过谈判确定核电厂的技术方 案； (四）进行总平面设计，并进行评审； (五）局部开展征地和四通一平等前期工程； (六）落实筹资方案等。 第八条可行性研究报告是在项目建议书批准后，由企业法人的营运单位负责组织编制、上报。可行研究报告的编写应选择有资质的工程设计单位参加，其内容和深度应符合有关规定。《厂址选择报告》、《选址阶段环境影响评价报告》应报国
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。
核电厂选址及环境影响评价应关注的问题
核电厂选址及环境影响评价应关注的问题 1 引言 伴随我国经济建设的快速发展以及能源需求和环境保护压力的日益增大，从可持续发展的战略考虑，积极发展核电已成为共识。国家《核电发展中长期规划（2005-2020）》的颁布更是在我国掀起了一股核电建设的高潮，到目前为止已有二十余个省份先后开展了核电厂选址工作。由于我国是一个人口众多且人口分布不均匀、经济发展不均衡的国家，在当前核电建设形势下，如何在既满足法规要求的前提下科学合理地开展核电厂选址又使得核电厂与当地经济、社会、环境协调可持续发展，是从事核电厂选址和核安全监管人员共同关注的问题。本文结合笔者在核电厂选址工作中的经验，根据核安全以及环境保护的有关法规要求，重点分析了我国核电厂选址及环境影响评价的特点，并提出了我国核电厂选址及环境影响评价应关注的问题。 2 核电厂选址应关注的核安全和环保问题 笔者参与了多个核电项目的规划选址和初可研报告编制及评审，以下就核电厂选址从核安全和环保角度展开探讨，并提出值得关注的问题。 2.1 关于核电厂选址的法规要求 根据我国《核电厂厂址选择安全规定》，以及国内外核电厂选址有关法规要求，在核电厂选址中需要评价三个方面的基本内容。其一是厂址外部环境对核电厂安全可能产生的影响，包括外部自然和人为事件；其二是核电厂对厂址周围区域环境可能产生的影响，其中包括自然环境和社会环境；第三点是实施应急计划的可行性，即在假定核电厂发生需要采取应急的事故工况下，厂址周围区域特征对实施应急计划的影响。对于一个特定厂址，如果在上述三个方面不存在影响厂址可接受性的因素或者能够通过采取工程措施解决可能存在的不利因素，那么该厂址就具备建设核电厂的厂址条件[1]。 2.2 民用飞机坠毁对核电厂的安全影响 《核电厂厂址选择的外部人为事件》（HAD101/04）中详细说明了飞机坠毁对核电厂安全影响的评价。对于飞机坠毁对核电厂的安全影响，导则指出，对于在核电厂4km范围内经过的航线或起落通道需考虑其造成飞机坠毁的潜在危险。笔者在工作中遇到两个厂址上空航线距厂址小于4km的案例，对其进行的坠机概率评价分析得出：采用近10年的平均事故率计算得出从目前至2020年，厂址区域坠机概率均小于或等于10-8，小于HAD101/04的筛选概率水平10-7。
核电工作几年之后经验之谈
核电工作几年之后经验之谈 本文系转载，希望对向往核电的同学有点帮助 谨以此文献给那些即将进入核电工作的师弟师妹们 在核电大发展的今天，越来越多的人梦想进入核电工作，想乘着国家发展核电的大好契机实现个人人生价值，这种想法无可厚非，既顺应了国家的发展趋势，又能实现个人目标，何乐而不为呢？再者，在金融危机的大背景下，高校就业压力也越来越大，找个一般的工作有时候都很难，更不要说进入核电工作了。在外在的国家的号召和内心渴望的驱动下，很多师弟师妹们进入了核电工作。学生毕竟是学生，对:) 核电的运作机制也不太了解，等 到进入核电工作又感觉核电站的生活不是自己追求的生活的时候，想反悔都难了，大部分情形是骑虎难下。下来就通过简单的介绍，试图让师弟师妹们能对核电有个大致完整的了解。（有点大言不惭吧，^_^） 一．核电待遇。大家找工作最关心的就是待遇薪水，而核电站丰厚的待遇可能是吸引 大家来核电最大的动力了。客观的说核电待遇在社会阶层中算是中等偏上水平。每个公司不一样，有点工资高些，有的福利高些，但是总数基本上相差不大，这样主要是怕因为待遇问题造成人才流失，尤其是一个集团内部的电站之间，待遇是相差不大的。基本工资高的公司，福利就稍微逊色点，反之，工资低的话，其他福利补贴会略高一些。至于工资具体数额不便透露，原因有二：首先，工资数额是每个公司的商业秘密，其次，要是有些师弟师妹冲着工资来的，结果工资又没兑现，岂不是误人子弟？想了解详情的，可以找一些在你“目标电站”工作的校友私下里打听下。 二．核电工作内容。在核电工作，具体是干什么的，通常说来核电站前期有：生产准 备部、人力资源部、总经理部、采购处、设计管理处、工程建设处等等。前期主要是生产准备部的工作，比如说是操纵员的培养、技术人才的储备都是这个部门管理，而师弟师妹们去新开工的核电站工作，也基本上是去这些部门工作，随着工程的进展，这些大部门都会细化分成运行、维修、仪器控制、设计等处室。下面具体介绍这些处室： 运行：负责核电站的日常运行，相当于开车的司机，主要负责开车，他们关注的是如 何安全高效经济的让车满负荷运行以实现核电站的效益。运行人对电站工艺系统了解的很透彻，理论知识也很全面但对设备的具体结构和设计原理了解的不是很多 维修：就是负责电站设备的维护，还是以开车做比方，车子有问题了，你要能及时处 理问题缺陷，车子停下来了，维修的就更忙了，几乎所有设备都要修理，当然维修几百号人是不能完成这么庞大的任务的，通常每个电站都有很多承包商，这些承包商有来自核动力院的、也有来自常规电站检修工程公司的。 仪控：核电站的是个复杂的系统，如何让这些系统相互配合顺利工作，就是仪器控制 的主要工作。仪表的维护、控制系统的优化、工艺保护的实现都是仪器控制的主要工作。对于二回路的控制，中国的技术已经很成熟了，常见的DCS系统都能搞定，上海的新华、南 瑞都是我们国家比较厉害的企业。 三核电工作模式。核电的生活比较严谨，其主要工作是保证核安全，其次才是发电， 因为一旦出现核事故，不仅仅影响的是一个核电站，而是对整个中国核电的发展的进程造成影响。在这种大背景下，核电的工作效率没有外企那么高的，推诿扯皮的事情也有，又加上核电的国企出身，整个机构运作起来会慢一些，比如调试期间一个两小时能完成的试
核电站运行-复习大纲整理版
第一章绪论 1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。 （1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽 2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。 压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。 好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变； 大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。 代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制； 增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。 3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。 定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。 目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。 4. 核电厂运行工况的分类。 正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故 5. 核安全文化的概念。 安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 6. 核电厂运行规程的构成。 正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程 7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。 9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行 6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料 第二章核电厂技术规格书 1. 术语及定义： 动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动 停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量 轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。 象限功率倾斜比：上半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值，或下半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值，取大者 运行模式：①功率运行；②启动；③热备用；④热停堆；⑤冷停堆；⑥换料 2.反应堆堆芯和系统压力的安全限值及其保护的目标。 反应堆堆芯：热功率，稳压器压力和运行环路最高冷却剂温度的组合不得超过图2-1所给出的限值（保护核电厂第一道安全屏障的一个必要条件） 应堆冷却剂系统压力：反应堆冷却剂系统压力不得超过18.9MPa（对于Shearon Harris Unit1）（保护核电厂第二道安全屏障的一个必要条件） 3. 最小偏离泡核沸腾比DNBR：临界热流密度与实际热流密度的比值
《中广核广东太平岭核电厂一期工程 环境影响报告书(选 …
《中广核广东太平岭核电厂一期工程环境影响报告书（选址阶段）》 简本 建设单位：中广核惠州核电有限公司 评价单位：苏州热工研究院有限公司 2015年7月
中广核广东太平岭核电厂一期工程环境影响报告书（选址阶段）简本 目录 一、建设项目概况 (1) 1、建设项目的地点和相关背景 (1) 2、建设项目主要建设内容、生产工艺、生产规模、建设周期和投资 (2) 3、建设项目选址方案比选，与法律法规、政策、规划等的相符性 (3) 3.1 厂址比选 (3) 3.2 与法律法规、政策、规划等的相符性 (3) 二、建设项目周围环境现状 (5) 1、建设项目所在地的环境现状 (5) 1.1 人口分布 (5) 1.2 土地利用及资源描述 (5) 1.3 气象 (8) 1.4 水文 (8) 1.5 地质地震 (9) 2、建设项目环境影响评价范围 (9) 2.1 评价范围 (9) 2.2 评价标准 (10) 三、建设项目环境影响预测及拟采取的主要措施与效果 (13) 1、建设项目的主要污染物类型、排放浓度、排放量、处理方式、排放方式和途径及其达标排放情况，对生态影响的途径、方式和范围 (13) 1.1 建设期 (13) 1.2 运行期 (13) 2、建设项目评价范围内的环境保护目标分布情况 (15) 3、建设项目的主要环境影响及其预测评价结果 (17) 3.1 施工期的环境影响预测和评价 (17) 3.2 运行期的环境影响预测和评价 (17) 4、污染防治措施、执行标准、达标情况及效果，生态保护措施及效果 (18) 4.1 电厂施工期的主要污染防治措施 (18)
中广核广东太平岭核电厂一期工程环境影响报告书（选址阶段）简本 4.2 核电厂运行期污染的主要防治措施 (20) 5、环境风险分析预测结果、风险防范措施及应急预案 (21) 5.1 风险分析预测结果 (21) 5.2 风险防范措施 (22) 6、建设项目环境保护措施的技术、经济论证结果 (25) 7、建设项目对环境影响的经济损益分析结果 (26) 7.1 环境效益 (26) 7.2 经济效益 (26) 7.3 社会效益 (26) 8、建设项目防护距离内的搬迁所涉及的单位、居民情况及相关措施 (27) 9、建设单位拟采取的环境监测计划及环境管理制度 (27) 9.1 非放射性环境监测计划 (27) 9.2 放射性环境监测计划 (27) 四、公众参与 (29) 五、环境影响评价结论 (30) 六、联系方式 (31)