压水堆核电站基础：第八章 专设安全系统
核电基础知识
核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“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把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气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，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
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
核安全文化体系管理制度示范文本
核安全文化体系管理制度 示范文本 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
核安全文化体系管理制度示范文本使用指引：此管理制度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。 为贯彻“理性、协调、并进”的新核安全观，构建坦 诚、公开、透明的核安全文化体系，特制定此制度。 一，院领导带头提升核安全理念。强化领导层和管理 层对核安全的认识和重视程度。通过言传身教促进辐射工 作人员核安全文化的养成， 二，强化全员参与意识，使他们能正确理解核安全要 求，明确执行规章制度的严肃性，养成一丝不苟的良好工 作习惯及寻求一切机会来改善核安全水平的创优精神。 三，健全规章制度。通过组织学习、现场核查等形 式，对发现的问题及时查找分析原因，提出改进措施。并 举一反三，对医院辐射安全管理工作重新梳理，对现行的 规章制度进行必要的修订，对发生过的问题能做到防患于
未然。 四，制定辐射工作人员安全管理奖惩实施办法。鼓励辐射工作人员发现并提出安全相关问题，管理人员应及时对问题进行原因分析、处理及纠正，并将结果反馈到相关科室及当事人。对于及时发现隐患、提出针对性问题和合理化建议的人员给予鼓励措施；对于“弄虚作假”、“违规操作”的人员给予惩戒措施，造成不良后果的，追究当事人和科室负责人的责任。 请在此位置输入品牌名/标语/slogan Please Enter The Brand Name / Slogan / Slogan In This Position, Such As Foonsion
核电厂安全系统冗余度研究
修回日期:2016-08-29基金项目:国家高技术研究发展计划(863计划)资助课题(2012A A 050906)作者简介:吴宇翔(1983 ),男,安徽人,高级工程师,博士,现主要从事核电厂总体设计一第37卷一第3期 核科学与工程V o l .37一N o .3一2017年一6月N u c l e a r S c i e n c e a n dE n g i n e e r i n g J u n .2017 核电厂安全系统冗余度研究 吴宇翔,尚一臣,闫一林,袁一霞 (中国核电工程有限公司,北京100840 )摘要:本文对核电厂安全系统冗余度的概念进行了澄清,认为不能简单地将安全系列的数量机械地等效于冗余度三N+1的冗余度满足单一故障准则的强制性要求,N+2的冗余度是实现在线维修的可选项三进而介绍了国际上主要核电机型的安全系统配置和冗余度,说明了冗余度与运行灵活性的具体关系三在冗余度研究的基础上,对三环路压水堆的两种安全系统配置方案(两个系列带母管和三个独立系列)进行了分析比较三两种方案均为N+1冗余度,但是对非能动部件(母管)单一故障的考虑有所差异三通过对我国和国际核安全法规二用户要求文件及相关标准的研究发现,非能动部件的单一故障问题不应成为这两个方案选择的决定因素三综合考虑安全性利益及经济性代价,两个系列带母管的方案是更加优化更平衡的设计三 关键词:安全系统;冗余度;单一故障;非能动部件 中图分类号:T L 364文章标志码:A 文章编号:0258-0918(2017)03-0413-09 S t u d y o n t h eR e d u n d a n tD e g r e e o fN u c l e a r P o w e rP l a n t S a f e t y S y s t e m WU Y u -x i a n g 1, S H A N GC h e n 2,Y A N L i n 1,Y U A N X i a 2(1.C h i n aN u c l e a rP o w e rE n g i n e e r i n g C o .L t d ,B e i j i n g 1 00840,C h i n a )A b s t r a c t :T h i sa r t i c l e m a k e sac l a r i f i c a t i o nf o r t h ec o n c e p to f t h er e d u n d a n td e g r e eo f n u c l e a r p o w e r p l a n t s a f e t y s y s t e m ,w h i c h c a n n o t b e s i m p l y e q u i v a l e n t t o t h e n u m b e r o f s a f e t y t r a i n s .T h e r e d u n d a n t d e g r e e o fN+1s a t i s f i e s t h e s i n g l e f a i l u r e c r i t e r i aw h i c h i s a m a n d a t o r y r e q u i r e m e n t ,a n dt h er e d u n d a n td e g r e eo fN+2i sa no p t i o nf o r I n -s e r v i c e M a i n t e n a n c e .T h e c o n f i g u r a t i o n sa n dr e d u n d a n td e g r e e so f s a f e t y s y s t e m so f t h em a i n n u c l e a r p o w e r m o d e l s i nt h e w o r l da r ef u r t h e r i n t r o d u c e d ,a n dt h es p e c i f i cr e l a t i o n s b e t w e e n t h e r e d u n d a n t d e g r e e a n d o p e r a t i o n a l f l e x i b i l i t y a r e i n t e r p r e t e d .O n t h e b a s i s o f t h e s t u d y ,t h ea n a l y s i sa n dc o m p a r i s o ni s p e r f o r m e df o rt w ok i n d so fs a f e t y s y s t e m c o n f i g u r a t i o n s o f t h r e e -l o o pp r e s s u r i z e dw a t e r r e a c t o r ,i .e .t w ot r a i n sw i t hac o mm o n h e a d e r a n d t h r e e i n d e p e n d e n t t r a i n s .B o t hd e s i g n s a r e o f r e d u n d a n t d e g r e e o fN+1,b u t a r ed i f f e r e n t i nt h e w a y w h e t h e rt oc o n s i d e rt h es i n g l ef a i l u r eo f p a s s i v ec o m p o n e n t 314万方数据
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。
核工业基本知识复习题
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
核电生产安全管理示范文本
核电生产安全管理示范文 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
核电生产安全管理示范文本 使用指引：此管理制度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。 １核电厂是核电安全生产的直接责任单位，必须建 立，健全安全生产责任制度。核电厂必须依法制订和完善 管理核电厂电力安全生产的实施细则；核电厂全体职工必 须层层落实安全生产责任制，遵章指挥，遵章操作。 ２核电厂及其管理部门要明确负责电力生产安全管 理工作的机构并有专人和网或省电力公司的安监机构进行 联系，密切合作。电力部有关安全工作的文件要发至核电 厂，电力行业有关的重大安全活动、专业会议、技术交流 会议应通知核电厂派员参加。 ３并网核电厂及网或省电力公司要采取措施，确保 电网及核电厂的安全。核电厂常规部分的技术问题分析、 电力生产安全管理控制事件的统计、可靠性管理统计等均
要纳入网或省电力管理部门的分析统计之内，以利于总结经验，提高运行水平。 ４核电厂应按调度规定时间报送负荷曲线，并确保带某一稳定负荷（即核电机组在安全范围内的某一稳定负荷）。当发生危及电网及地区供电安全的情况时，核电厂应执行调度命令，及时采取措施，保证电网的安全稳定。 ５当核电机组不能维持稳定负荷运行时，要严格执行最低安全技术出力的规定（由核电厂根据有关规定和保证安全的实际需要确定的最低运行负荷值报电力工业部及网或省电力公司备案）；当最低安全负荷都不能维持时，要及时通知电网调度并做到安全停堆、停机。 ６核电厂要向电网调度部门报送检修计划，待批准后执行（涉及核安全及突发事故除外）；核电厂对设备、系统进行有可能发生突然停机、停堆及其他影响电网稳定的试验、校验前，必须做好严格的安全措施，经核电厂技
先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备鉴定研究
先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备鉴定研究 文章通过对第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统核级设备样机鉴定进行分析，总结出适用于核岛通风空调系统核级关键设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类的样机选择原则、鉴定方法的选择、包络性地震载荷的确定、鉴定的实施和鉴定结论。该鉴定总结对于其他核电站通风空调系统核级设备的鉴定具有较高的参考价值和指导意义。 标签：通风空调系统；设备鉴定；环境鉴定；抗震鉴定；鉴定方法 引言 核电站核岛通风空调系统对于核电站正常运行和环境保护起着重要的作用，是反应堆重要的辅助屏障系统，也是核电站的纵深防御措施之一。通风空调设备是核岛通风空调系统的重要组成部分，对于核安全级（简称核级）的通风空调设备，需要进行鉴定以验证其在规定的使用条件下具备所要求的功能能力。核岛通风空调系统的主要设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类，因设备功能不同，这些设备类别又分为多种系列、型号和规格，选择有代表性的样机进行鉴定成为必然。文章在目前国内在建的某第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统关键设备的研制基础上，对鉴定样机的选择原则、鉴定方法的选择、鉴定输入条件、鉴定内容、鉴定结论进行了分析总结。 1 设备鉴定 1.1 设备鉴定的目的 根据NB/T 20036.1[1]，设备鉴定的目的是证明被鉴定设备在规定的使用条件下具备所要求的功能能力，并产生相应的证据。 1.2 设备的分级 HAF102[2]在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了“必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。”从而根据其安全级别对物项的设计和评定提出相应的鉴定要求。根据TS-X-NIEP-TCYV-DC-20001[3]，第三代先进压水堆核电站核岛通风空调设备功能安全分级、电气分级、地震分级之间的对应关系如表1所示。 1.3 设备鉴定的内容 设备鉴定包括设备的环境鉴定和抗震鉴定，只有经过设备鉴定合格的设备，才能用于核设施。环境鉴定是验证设备在正常与事故环境条件下的性能，环境鉴定包括长期正常运行工况下的老化鉴定和事故环境工况下的LOCA鉴定；抗震鉴定是验证设备在地震载荷的作用下能否正常工作，保持其要求的性能，以履行
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
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告 一、预习报告 实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟 实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用； 2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象； 3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。 实验仪器设备： 电脑、仿真软件 实验内容： 1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和 方法。 2、加载运行工况，然后加载事故工况。 3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故 中产生响应的参数进行图表记录。 实验原理和背景材料: PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。 在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。组
合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作起来十分方便。所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。 PCTRAN现有的模型: · GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment · GE ABWR and ESBWR · Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) · Westinghouse AP1000 三门或海阳 · Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400 · B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR · ABB BWR’s (TVO) · Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92
核电站化学品安全管理(通用版)
( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 核电站化学品安全管理(通用 版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process
核电站化学品安全管理(通用版) 根据统计，在核电厂的生产活动中，涉及的化学品种类有上千种，主要是液体消耗品、气体、各类树脂、活性炭等，在这些化学品中，还有部分是危险化学品。为了管理的便捷性，很多核电厂把生产期间所使用的各类化学品归为两大类，分别是工艺系统化学添加物和化学辅助材料。工艺系统化学添加物是指电厂生产活动中使用的，直接进入工艺系统或与流体接触的各类气态、液态、固态化学物质，包括水处理用化学品、工艺系统用化学添加物、树脂、活性炭等。化学辅助材料是指电厂生产活动中与工艺系统内的介质有可能接触的化学物质，如：密封剂、粘结剂、清洗剂、在役检查用试剂、放射性去污剂等。 另外大多数的化学品都有着显著的两面性，即：特定应用性和潜在危害性。在电厂的生产活动中，如果化学品管理不善，使用不当，往往会造成水质的恶化、材料的腐蚀、机组的停运甚至是人员
的伤亡等。在核电厂运行中，我们要力求最大限度地发挥化学品可应用特性的一面，尽量避免和降低危害性的一面，这就要求对化学品进行有力的控制。 1.0化学品管理的重要性 依据国家有关法规和政策的要求，同时为了确保核电站的长期安全、稳定、经济的运行，必须对核电厂的所有化学品进行控制和管理。 化学品在核电厂的应用不仅广泛，而且种类复杂。无序、不谨慎、不规范的化学品领用和使用，常常会造成核电厂系统水质的恶化，设备的腐蚀，机组的停运，环境的污染，甚至是人员的伤亡。因此化学品管理的好坏既关系到电厂系统设备的安全、稳定、经济运行，又关系到电厂工作人员的安全，还涉及到对周围环境的影响。面对化学品可能造成的巨大危害，在核电厂建立一个有效、可行、规范的化学品管理平台是非常重要的。 2.0化学品管理目标 最大限度减少化学品危害性的一面，最大限度发挥化学品应用
第三代核电站的要求
第三代核电站的要求 美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站（即第三代核电站）的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计。 第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下： 改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。 非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。 第三代主要先进堆型介绍：按照URD和和其他相关文件要求，近十年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可以分为改进型和革新型。主要有三种核电堆型：AP1000、EPR、ABWR。 3.1 AP1000 AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路，电功率为1117MW的第三代先进型PWR机组，他是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600的设计，主要特征是高水平非动能安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电成本。AP1000主要有以下几个特点：a.采用了既先进又成熟的技术，如反应堆采用Model 314技术和IFBA燃料组件，反应堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵）等； b.采用非动能的安全系统，如非能动的堆芯冷却系统、非能动的安全壳冷却系统、主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非动能安全设计和实施实现其功能； c.反应堆冷却系统进行了若干改进以使其更可靠和便于维修； d.采用先进的全数字化仪控系统设计； e.设计改进大大简化了AP1000核电厂。使建造周期大大缩减。 3.2 欧洲先进压水堆EPR 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREVA集团的子公司）。
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.