核电工艺系统培训解读
核电工艺系统培训
☆ 安全注入系统（RIS） ☆ 安全壳喷淋系统（EAS） ☆★ 辅助给水系统（ASG）
核辅助安全系统
☆ 化学和容积控制系统（RCV） ☆ 硼和水补给系统（REA） ☆ 余热排出系统（RRA） ☆ 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR） ☆ 设备冷却水系统（RRI） ☆ 重要厂用水系统（SEC）
化学添加箱 化学添加剂泵
安全壳喷淋系统 ——布置
主要设备 泵EAS001/002PO 泵电机EAS001/002MO 热交换器EAS001/002RF 氢氧化钠箱EAS001BA 氢氧化钠混合泵EAS003PO 喷射器EAS001/002EJ
标高 -6.7m -3.4m -6.7m -6.7m -6.7m -6.7m
房间 K010/050(K011/051) K110/150(K111/151)
K016/056 K015/K055 K015/K055 K015/K055
安全壳喷淋系统 ——材料选择
1. 所有接触含硼水或一回路冷却剂的材料都选用奥氏体不锈钢； 2. 热交换器的壳侧用碳钢制造，管侧用奥氏体不锈钢； 3. 化学添加剂系统用奥氏体不锈钢。
标高 -6.7m -3.5m +5.0m +11.5m +8.0m +5.0m
房间 K012/013（K052/053)
R111/121/131 NA312（NB322） NA512（NB522） NA412（NB422）
NA396
安全注入系统 ——材料选择
1. 与反应堆冷却剂接触的不锈钢必须满足晶间腐蚀试验； 2. 除硼酸注入箱用碳钢制造，内部堆焊不锈钢外，RIS系统的所有设备的材料均
第一部分 专设安全系统和核辅助系统介绍
核电厂系统及设备培训
核电厂系统及设备培训1. 引言核电厂是一种利用核能产生电能的设施，它是现代电力系统中重要的组成部分。
核电厂的系统及设备包括反应堆、燃料装载系统、冷却系统、蒸汽发生器、涡轮发电机等，这些设备的性能和工作原理对于核电厂的运行安全和经济性具有重要影响。
为了确保核电厂人员能够熟练操作和维护核电厂的系统及设备，进行培训是必要且重要的。
2. 核电厂系统及设备培训的目的核电厂系统及设备培训的主要目的是使核电厂运行人员具备以下能力： - 熟悉核电厂的各个系统及设备的工作原理和性能参数； - 掌握核电厂的运行操作流程和操作规范； - 能够快速排除系统故障，保证核电厂的运行安全性及稳定性； - 能够进行核电厂设备的日常维护和检修工作。
3. 核电厂系统及设备培训内容核电厂系统及设备培训的内容包括但不限于以下几个方面：3.1 反应堆•反应堆的结构和原理•反应堆的控制系统和安全系统•反应堆的运行指标和性能参数3.2 燃料装载系统•燃料装载系统的结构和作用•燃料装载系统的操作流程和注意事项•燃料装载系统的维护和检修3.3 冷却系统•冷却系统的工作原理和分类•冷却系统的操作流程和运行参数•冷却系统的故障排除和维护措施3.4 蒸汽发生器•蒸汽发生器的结构和工作原理•蒸汽发生器的运行参数和性能指标•蒸汽发生器的维护和检修方法3.5 涡轮发电机•涡轮发电机的结构和工作原理•涡轮发电机的运行参数和性能指标•涡轮发电机的维护和检修方法4. 核电厂系统及设备培训的方法为了确保核电厂人员能够有效地学习核电厂系统及设备的相关知识和技能，培训应采取多种方法： - 组织理论授课，讲解核电厂系统及设备的相关知识； - 安排实际操作训练，让学员能够亲自操作核电厂的系统及设备； - 进行案例分析和模拟演练，让学员能够应对不同的故障情况； - 定期进行考核和评估，检验学员对核电厂系统及设备的掌握程度。
5. 核电厂系统及设备培训的意义核电厂系统及设备培训的意义在于： - 提高核电厂运行人员的专业素质和能力水平； - 提高核电厂系统及设备的运行安全性和稳定性； - 保证核电厂的经济运行和电力供应的可靠性； - 降低核电厂事故的发生概率和事故的后果。
核电厂新员工培训计划
核电厂新员工培训计划一、前言核电厂作为我国清洁能源的重要组成部分，其安全和稳定运行对整个国家的能源供应和环境保护至关重要。
新员工的培训和教育是保障核电厂安全运行的重要环节，也是保障工作人员的职业安全和发展的重要手段。
因此，制定科学合理的新员工培训计划对核电厂的发展和运行至关重要。
二、培训目标1. 熟悉核电厂的相关法律法规和安全规定，了解核电工作的特殊性和风险，确保员工具备相关知识和技能，保障核电厂的安全运行。
2. 培养新员工的团队合作意识和责任感，提高员工的工作积极性和主动性，培养员工对核电工作的认同感和责任感。
3. 掌握核电厂的相关设备、系统和工艺，了解核电厂的工作流程和操作规程，具备相关技术和操作技能，为工作顺利开展提供支持。
4. 培养员工的安全意识和应急处理能力，提高员工对突发问题和危险情况的应对能力，保障核电厂的安全生产。
5. 促进员工的个人发展和职业规划，提高员工的综合素质和专业水平，为员工的职业发展和晋升提供良好的基础。
三、培训内容1. 理论培训1.1 核电厂相关法律法规和安全规定的学习1.2 核电工作的特殊性和风险的了解1.3 核电厂设备、系统和工艺的学习1.4 核电厂工作流程和操作规程的学习1.5 安全意识和应急处理能力的培养1.6 个人发展和职业规划的学习2. 技能培训2.1 核电厂设备、系统和工艺的实际操作2.2 安全操作规程的实际操作演练2.3 应急处理能力的实际演练2.4 个人技能和能力的提升培训3. 实践培训3.1 到核电厂现场进行实地观摩和学习3.2 参与核电厂安全演练和实际工作3.3 实际操作和应急处理能力的考核3.4 实践指导和师傅辅导四、培训计划新员工培训计划将分为初级培训、中级培训和高级培训三个阶段进行，共计3个月的时间。
具体培训计划如下：1. 初级培训（1个月）第1周：核电厂相关法律法规和安全规定的学习第2周：核电工作的特殊性和风险的了解第3周：核电厂设备、系统和工艺的学习第4周：核电厂工作流程和操作规程的学习2. 中级培训（1个月）第5周：安全意识和应急处理能力的培养第6-7周：核电厂设备、系统和工艺的实际操作第8周：安全操作规程的实际操作演练第9周：应急处理能力的实际演练3. 高级培训（1个月）第10-11周：个人发展和职业规划的学习第12周：实践指导和师傅辅导在培训期间，还将进行多次实地观摩、安全演练和实际工作，以检验新员工的学习成果和能力水平。
核电厂系统及设备培训课程
核电厂系统及设备培训课程一、课程概述核电厂系统及设备培训课程是针对核电行业从业人员设计的一门专业培训课程。
本课程旨在帮助学员全面了解核电厂系统及设备的基本概念、工作原理和操作流程，提升其在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
二、课程目标本课程的主要目标是培养学员掌握核电厂系统及设备的基本知识和操作技能，以及核电厂的安全管理要求，让学员能够胜任核电厂的相关工作岗位并保证工作安全。
三、课程大纲1. 核电厂系统及设备概述•核电厂定义和分类•核电厂系统组成和功能•核电厂设备分类和作用2. 核能原理与反应堆类型•核能原理概述•常见核反应堆类型及特点•核反应堆的工作原理3. 核电厂关键系统概述•反应堆系统•输电系统•供水系统•紧急停堆系统4. 核电厂设备操作与维护•设备操作规程与流程•设备监测与维护要点•常见故障处理方法5. 核电厂安全管理•核能安全基本原理•核电厂事故案例分析•核电厂安全设施和措施四、课程评估方式本课程的评估方式主要包括课堂笔记、课程作业和期末考试。
学员需要根据老师的要求完成课堂笔记和作业，并参加期末考试。
根据学员在学习过程中的表现和考试成绩，评估其对核电厂系统及设备的掌握程度。
五、课程资料本课程将提供以下资料：•课程讲义：包括课程内容的详细介绍和教学演示•参考书籍：提供与核电厂系统及设备相关的专业参考书籍•实践案例：通过实际案例分析，帮助学员更好地理解核电厂的运行和管理六、适用人群本课程适用于核电行业从业人员、核能研究人员、核电厂管理人员以及对核能技术感兴趣的学生等。
学员需要具备基本的科学知识和相关专业背景，以更好地理解本课程的内容。
七、总结核电厂系统及设备培训课程旨在提升学员在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
通过系统地学习核电厂的基本概念、工作原理和操作流程，学员能够更好地理解核电厂的运行和管理，并胜任相关工作岗位。
本课程将为学员提供丰富的课程资料和实践案例，帮助其更好地掌握核电厂系统及设备的知识和技能。
【7A文】核电质量保证-质量体系培训
（四）、凡事有据可查 －必须实施完整有效的记录制度
• 记录是各项活动实现质量的客观证据， 也是评定质保体系运转有效性的依据。 保存好记录，就使分析质量、评价质 量和改进质量工作，做到“ 凡事有据 可查”。 • 记录非常重要，且量大、细致、繁琐， 非有足够认识并有一套制度不能做好。 为此秦山二核曾经吃过亏的。
(一)、凡事有章可循 ——必须建立一套内容完整、层次分明 的体系文件并加强执行力
首先要内容完整
即所有与质量相关的工作都应编制程序， 不能有的编，有的不编，以便“凡事有章可 循”。当然这个完整是个渐进的过程。所有 程序均要有编、审、批，确保编制质量和有 效。此外，所有程序都要定期审查，及时修 订和升版。
（七）、注重质保作用 －重视质保部门的作用和地 位，不断改进和完善质保体系
核电厂为了取得良好的经济效益，必须把核安 全放在首位，同时注意可利用率。核电厂是以高质 量来保证核安全和可利用率的。从设计、土建安装 施工、设备制造、调试到运行均力求高质量。通常 核电厂质量方针和安全方针是基本相同的。为了求 得高质量，必须采用先进的质量理论，即建立一个 置信度高的质保体系，并使之处于良好的运转状态。 而建立质保体系并维护体系的运转是质保部门的基 本任务。因而，相对于其它工程来说，核电工程更 加“注重质保作用”。
责任不转移
• 核电工程建造过程中，采用多层次的验 证，主要是为了确保质量，即确保核安 全。但这种验证，即使层次再多，也不 能免除或减轻实施者在完成自身工作中 所应负的质量责任。即不能因为QC/QA 人员参与了，实施者就没有责任了或者 责任减轻了；同样如果验证者没有查出 来，那也得承担责任。这里各有各的责 任，所有责任都是不能转移的。
记录分永久性记录和非永久性记录
核电厂系统及设备培训课程
运行成本：包括燃 料成本、维护成本、 人力成本等
经济效益：发电量、 电力销售收入、税 收等
社会效益：环保、 安全、就业等 Nhomakorabea综合效益评估：考 虑各种因素，评估 核电厂的总体效益
调整：根据监控数据，及时调 整运行参数，优化设备性能， 提高运行效率
运行监控：实时监测核电厂系 统及设备的运行状态，确保安 全稳定
应急处理：在出现异常情况时， 迅速采取应急措施，防止事故 扩大
培训内容：介绍核电厂运行监 控与调整的相关知识、技能和
注意事项
运行效率提升：通过改进操作流程和设备维护方式，提高核电厂运行效率 安全管理强化：加强安全监管和风险控制，确保核电厂安全稳定运行
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汇报人：
核电厂设备介绍
反应堆类型：轻水堆、重水堆、快中子堆等 反应堆结构：压力壳、燃料组件、控制棒等 反应堆控制系统：调节反应堆功率、控制反应性等 反应堆安全设施：安全壳、应急冷却系统等
蒸汽发生器： 将核反应堆产 生的热能转化 为蒸汽，为汽 轮机提供动力
蒸汽管道：将 蒸汽从蒸汽发 生器输送到汽 轮机，以及从 汽轮机输送到
辐射防护：加强辐射防护措施，确 保员工和周边居民的健康与安全
核电厂运行与管理
核电厂运行计划：制定、执行和监控核电厂的运行计划，确保安全、经济和高效运行 调度管理：协调核电厂与电网之间的调度，确保电力供应的稳定和可靠 应急预案：制定和执行核电厂应急预案，应对突发事件和事故情况 运行人员培训：对核电厂运行人员进行培训，提高其技能水平和操作能力
核电厂安全与防护
国家核安全法 规和标准
核电厂操纵员培训内容
热工水力学
80
1.热力学单位和特性、温度、显热、比热等热力学基础
2.理想气体的性质、理想气体比热力学能与比焓等热力学过程
3.卡诺循环、朗肯循环、热力循环效率等热力循环及核电厂主要热力过程
4.导热、对流、换热等传热学基础
5.流体性质、伯努利方程等流体力学
6.核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性
7.反应堆内的释热：核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布、燃料棒和堆芯释热计算等
16.系统相关的工业安全注意事项
17.潜在设备失效模式以及设备失效行业经验反馈
18.机组启动与停运
19.反应堆运行物理
20.日常/大修化学控制要求、运行操作及异常处理等
2
运行技术
规格书
8
1.运行技术规格书的定义、作用及适用范围
2.运行技术规格书的结构、相关要求
3.运行技术规格书的正常运行限值和条件、安全系统整定值、监督要求、设计特征、行政管理等
4.核电厂过程参数监测仪表
5.核电厂反应堆控制系统
6.反应堆冷却剂系统过程参数的控制
7.蒸汽转换系统过程参数的控制
8.汽轮机的控制和保护
9.反应堆保护系统
10.集中和分散控制系统
11.核电厂主控室和信息系统等
合计
360
二、
系统与运行培训（培训学时：不少于180学时）
序号
培训项目/课程
学时
主要培训内容
5
核电厂水化学
24
1.水化学基础理论
2.腐蚀及其防护
3.化学补偿控制
4.冷却剂辐射化学
5.系统的水化学准则
6.水处理工艺和系统
7.水化学分析和监测等
6
核电厂通用
核电站质量保证和质量控制培训课件
03
强调可持续发展和环保
国际核电站质量保证和质量控制越来越注重可持续发展和环保，通过优
化设计和生产工艺，降低能耗和排放，提高资源利用效率。
我国核电站质量保证和质量控制的发展现状和挑战
发展现状
我国核电站质量保证和质量控制经过多年的发展，已经取得 了一定的成果，建立了较为完善的质量管理体系和技术标准。
建议
加强人才培养和技术研发，完善质量管理体系和技术标准，加强安全监管力度， 推动核电站质量保证和质量控制持续发展。
THANKS
感
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核电站质量保证和质量控制的基本概念和原则；
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核电站质量事故的预防与处理。
核电站质量保证和质量控制培训的方法和形式
01
02
03
04
方法
采用理论授课、案例分析、实 践操作相结合的方式，注重培
养员工的实际操作能力。
课堂讲授
讲解核电站质量保证和质量控 制的基本概念和原则；
核电站质量控制的标准和流程
要点一
总结词
要点二
详细描述
核电站质量控制的标准和流程
核电站质量控制的标准包括国际原子能机构（IAEA）的相 关标准和国内的相关法规和标准等。核电站质量控制流程 一般包括策划、实施、检查和改进等阶段，涉及到的文件 包括质量计划、质量检查单、质量评估报告等。这些标准 和流程能够有效地规范和指导核电站的质量控制工作，确 保其符合相关法规和标准的要求。
案例分析
分析核电站质量事故的原因、 处理及预防措施；
实践操作
在模拟机上进行实际操作，掌 握核电站各环节的质量控制要
求和方法。
核电站质量保证和质量控制培训的效果评估和改进
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房间 K010/050(K011/051) K110/150(K111/151) K016/056 K015/K055 K015/K055 K015/K055
安全壳喷淋系统 ——材料ห้องสมุดไป่ตู้择
1. 所有接触含硼水或一回路冷却剂的材料都选用奥氏体不锈钢； 2. 热交换器的壳侧用碳钢制造，管侧用奥氏体不锈钢； 3. 化学添加剂系统用奥氏体不锈钢。
安全壳喷淋泵 安喷热交换器 化学添加箱 化学添加剂泵
主要设备 泵EAS001/002PO 泵电机EAS001/002MO 热交换器EAS001/002RF 氢氧化钠箱EAS001BA 氢氧化钠混合泵EAS003PO 喷射器EAS001/002EJ
标高 -6.7m -3.4m -6.7m -6.7m -6.7m -6.7m
辅助给水系统 ——功能
主要功能： 1. 辅助给水系统(ASG)作为正常给水系统的备用，在丧失主给水系统时，向蒸汽 发生器二次侧提供给水。在下列情况下代替主给水系统(ARE)和启动给水系统 (APD)运行： 反应堆启动和反应堆冷却剂系统升温； 热停堆； 将反应堆冷却到余热排出系统(RRA)能投入运行的状态。 2. 利用辅助给水电动泵给蒸汽发生器二次侧充水 (初次充水和冷停堆后的再充
安全注入系统 ——材料选择
1. 与反应堆冷却剂接触的不锈钢必须满足晶间腐蚀试验； 2. 除硼酸注入箱用碳钢制造，内部堆焊不锈钢外，RIS系统的所有设备的材料均 采用奥氏体不锈钢； 3. 填充金属（焊条、焊丝等）的机械性能和化学成分与母材相容； 4. 所有材料都不含低熔点元素，如铅、锌、镉、锡、汞和铋； 5. 加工和清洁材料、工具、油漆、润滑剂等也不含有低熔点物质；假如这些物 质可以从所有表面清除掉，则可以作为加工和清洁材料使用；在制造、试验 或使用期间，必须在暴露于超过环境温度的任何温度之前进行上述清除；
第一部分
专设安全系统和核辅助系统介绍
系布与布置设计所 丁亮 2011-11-20
主要内容
专设安全系统
☆ 安全注入系统（RIS） ★ ☆ 安全壳喷淋系统（EAS） ☆ 辅助给水系统（ASG）
核辅助安全系统
☆ 化学和容积控制系统（RCV） ☆ 硼和水补给系统（REA）
☆ 余热排出系统（RRA）
☆ 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR） ☆ 设备冷却水系统（RRI） ☆ 重要厂用水系统（SEC）
安全壳喷淋系统 ——组成
两个系列的共用部分： 化学添加系统，包括一个贮存箱和一台混合泵； 与换料水箱相连接的试验管线； 换料水箱（PTR001BA）。
安全壳喷淋系统 ——组成
PTR水箱 H4管线 喷淋环管 安喷泵 热交换器
安全壳隔离阀
喷射器
小流量试验管线
安全壳喷淋系统 ——布置
喷头及喷淋 环管
安全注入系统 ——组成
安全注入系统
高压安注 子系统
中压安注 子系统
低压安注 子系统
水压试验 子系统
硼酸再循环 子系统
硼酸再循环子系统 中压安注子系统 低压安注子系统 高压安注子系统 水压试验子系统
安全注入系统 ——组成
硼酸注入箱 硼酸波动箱 安注箱
安全注入系统 ——布置
硼酸再循环泵 低压安注泵 水压试验泵
主要内容
专设安全系统
☆ 安全注入系统（RIS） ☆ 安全壳喷淋系统（EAS） ☆ 辅助给水系统（ASG） ★
核辅助安全系统
☆ 化学和容积控制系统（RCV） ☆ 硼和水补给系统（REA）
☆ 余热排出系统（RRA）
☆ 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR） ☆ 设备冷却水系统（RRI） ☆ 重要厂用水系统（SEC）
发生火灾蔓延；
2. 在冷停堆期间，如果反应堆换料水箱的水温超过40℃，可以用安全壳喷淋系 统对它进行冷却。
安全壳喷淋系统 ——组成
EAS由两个相同的系列（A、B）组成，两个系列基本是实体隔离的，仅有
化学添加部分共用。
每个系列包括： 一台喷淋泵 一台化学添加剂喷射器 一台热交换器 位于安全壳穹顶下不同高度的两个喷淋环管 一条泵试验管线 H4连接管线 地坑过滤器 各设备之间的连接管道以及相应的仪表
安全壳喷淋系统 ——功能
主要功能： 通过喷淋水冷凝蒸汽，使安全壳内的压力和温度降低到可以接受的水平，确 保安全壳的完整性，并降低安全壳内气载放射性水平。 EAS系统是专设安全设施中唯一有冷源的系统。
安全壳 内热量 EAS 系统 RRI 系统 SEC 系统
海水
辅助功能： 1. 当反应堆冷停堆时，若消防系统失效，EAS可用于消防，防止在反应堆厂房
安全注入系统 ——功能
主要功能： 1. 在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降 低而引起冷却剂收缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位； 2. 在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制 燃料元件温度的上升； 3. 在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼溶液，以补偿由于一回路 冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。 辅助功能： 1. 在换料停堆期间，低压安注泵可用来为反应堆水池充水； 2. 用RIS011PO进行RCP系统的水压试验； 3. 在失去全部电源时为主泵提供轴封水； 4. 在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，RIS在安全壳外的管段 成为第三道屏障的一部分。
6. 对于与反应堆冷却剂接触的奥氏体不锈钢，钴含量低于2000ppm。
主要内容
专设安全系统
☆ 安全注入系统（RIS） ☆ 安全壳喷淋系统（EAS） ★ ☆ 辅助给水系统（ASG）
核辅助安全系统
☆ 化学和容积控制系统（RCV） ☆ 硼和水补给系统（REA）
☆ 余热排出系统（RRA）
☆ 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR） ☆ 设备冷却水系统（RRI） ☆ 重要厂用水系统（SEC）
主要设备 低压安注泵RIS001/002PO 安注箱RIS001/002/003BA 硼酸注入箱RIS004BA 硼酸波动箱RIS021BA 硼酸再循环泵RIS021/022PO 水压试验泵RIS011PO
标高 -6.7m -3.5m +5.0m +11.5m +8.0m +5.0m
房间 K012/013（K052/053) R111/121/131 NA312（NB322） NA512（NB522） NA412（NB422） NA396