核电厂运行概述3

中国核电行业发展现状(2011)

中国核电行业发展现状（2011-3-15） 一、中国核电发展现状 （一）中国核电的发展阶段 1、核能研究阶段 在70年代末，我国已经有了核动力应用的想法，但是由于十年动乱的影响，1969年，原二机部各类学校有的停办，有的撤销，有的交给地方。研究所被精简缩编，名存实亡，研究工作虽然一直没有停顿，但“清查”、批斗使广大科技人员的积极性遭到极大的压抑，影响了工作的进行。一些基础科研项目基本停止，核电的科研工作未能展开。 2、核电技术起步阶段 这一阶段我国的核电技术开始起步，但是由于我国核电政策的徘徊不定，使得我国的核动力研究主要应用于核动力舰艇上，1971年9月，我国自己建造的第一艘核动力舰艇安全下水，试航成功，其后20年，我国核电仍为零。值得一提的是，我国在此期间进行了核电站的概念设计，但是进度缓慢，秦山核电站的设计即从此时开始，但后来停止了，如同整个世界核电的大潮流一样。 1984年我国第一座自己研究、设计和建造的核电站--秦山核电站破土动工，表明中国核电事业的开始。 3、黄金复苏阶段 中国核电从秦山核电开始，大亚湾核电为转折，历经十年，终于迎来了核电春天，各个项目如同雨后春笋，不断开工。 进入新世纪，国家对核电的发展做出新的战略调整。国务院已颁布了《核电中长期发展规划》，提出了到2020年核电装机容量达到4000万千瓦、在建1800万千瓦的目标，这个目标有可能更高。（据新华网2010年3月22日消息称：国家能源局有关负责人于2010年3月22日说，目前我国正在对2020年核电中长期发展规划进行调整。根据目前的工作部署，到2020年我国核电装机目标保守看为7000万千瓦至8000万千瓦。） 中国核电站布局

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

核电站SOP事故规程原理

核电站SOP事故规程原理 【摘要】本文从核电厂EOP事故规程的基本原理开始介绍，根据美国三哩岛核事故的重要反馈，说明了EOP事故规程存在的不足和向SOP过渡的必然性。后对基于状态导向法的SOP事故规程的原理及优缺点做了重点阐述。 【关键词】EOP；三哩岛；SOP；事故规程；优缺点 1 以单一事件为导向的EOP事故规程 大亚湾核电站和岭澳一期核电站目前使用的EOP事故规程（即事件导向法事故规程），其基本原理为：当主控室出现始发事件后，反应堆操纵员、二回路操纵员和协调员同时执行各自的事故规程。他们根据诊断规程的指引并收集控制室提供的信息进行诊断，判断机组当前出现的事故类型，然后进入以下的事故规程采取相应行动处理事故：1）故障和设计基准事故规程；2）用于超设计基准事故的规程；3）用于极限运行工况的应急运行规程。在此期间，值长/安全技术顾问应用他们的故障或事故期间连续监测规程对机组进行定期的不间断的监督。 2 从EOP切换至SOP的必要性 1979年3月28日，美国三哩岛核电站二号堆发生堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故，暴露出EOP程序存在局限性，很难适应复杂或难以确定的情况，在事故处理时可能对核安全带来严重的负面后果。 EOP事故规程主要问题有以下几方面：1）事故处理策略基于初始诊断，当诊断失误时无法采取纠正措施；2）事故工况恶化时难以进行处理（安注或喷淋启动除外）；3）事故处理策略只适用于单一事故，规程本身无法处理叠加事故；4）对于设计时没有考虑到的事故则没有EOP程序可供使用；5）事故处理策略只适用于单一事故，对于设计时没有考虑到的事故则没有EOP程序可供使用；6）很少或者没有考虑在执行规程过程中可能存在的人为失误。 根据美国三哩岛核事故的经验反馈，为了消除EOP程序使用和安全上的局限性，法国在80年代初，开始研究状态逼近法事故规程（SOP），其目标是在事故处理过程中避免以上EOP事故程序存在的问题，即：能够处理叠加事故；在出现诊断失误或人为失误时能进行诊断修正；能使用较少的程序覆盖尽可能多的事故；可以覆盖更严重的事件。 3 基于状态导向法的SOP事故规程 SOP事故规程最主要的特点是LOOP结构（环状结构，如下图所示的SOP 程序的原理图）及对机组状态的定期诊断。通过LOOP结构及定期状态诊断，操纵员可以检查他们是否正在使用正确的程序，当出现非预期的故障时能够及时响应，并能改正自身造成的错误或纠正可能的疏忽。

运行核电厂经验反馈管理办法 试行

附件： 运行核电厂经验反馈管理办法 (试行) 国家核安全局 —3—

一、目的 为规范我国运行核电厂经验反馈工作的管理，指导、监督并促进经验反馈活动的有效开展，增进核电厂运行经验和信息的交流、共享与应用，共同确保中国核电的安全、可靠、稳定运行，国家核安全局制定并发布本管理办法。 二、适用范围 本办法适用于核电厂首次装料至退役的整个运行阶段的运行经验反馈和信息交流活动。 三、依据文件 （一）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则（HAF001）； （二）《核电厂核事故应急管理条例》（HAF002）; （三）《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其导则； （四）《核动力厂设计安全规定》（HAF102）及其导则； （五）《核动力厂运行安全规定》（HAF103）及其导则等。 四、组织机构与职责 本办法规定的运行核电厂经验反馈活动，由国家核安全局组织和管理。环境保护部核与辐射安全中心、地区监督站、核电厂营运单位及其他技术支持单位按职责分工开展相关工作。各单位职责如下： （一）国家核安全局职责 国家核安全局负责运行核电厂经验反馈工作的组织和管理，其主要职责包括： —4—

1．组织制定、发布并进行修订运行核电厂经验反馈管理办法以及相关的管理和技术文件； 2．组织编制监管部门的运行核电厂经验反馈工作规划和计划，审查运行核电厂经验反馈工作报告等文件； 3．策划、组织和协调运行核电厂经验反馈各项活动，定期组织召开核电厂运行经验交流会议； 4．组织收集、分析、发布必要的经验反馈信息，并发布监管要求； 5．组织收集、分析核电厂运行安全性能指标数据，评价核电厂安全状况，并结合运行核电厂的运行状况，确定监管重点，发布监管要求； 6．组织对运行核电厂核与辐射安全相关重大事件及事故进行调查和评价； 7．组织运行核电厂经验反馈相关人员的培训工作； 8．对运行核电厂经验反馈活动进行专项检查，指导、监督运行核电厂经验反馈体系的有效运转。 （二）核与辐射安全中心职责 核与辐射安全中心作为国家核安全局技术后援单位，在经验反馈体系中的主要职责包括： 1．承担编写运行核电厂经验反馈相关管理和技术文件； 2．负责编制核与辐射安全中心运行核电厂经验反馈工作规划、计划和运行核电厂经验反馈工作报告； 3．承办运行核电厂经验反馈相关活动及运行核电厂经验反馈交流会议； —5—

核电厂运行风险管理详细版

文件编号：GD/FS-4593 （管理制度范本系列） 核电厂运行风险管理详细 版 The Daily Operation Mode, It Includes All Implementation Items, And Acts To Regulate Individual Actions, Regulate Or Limit All Their Behaviors, And Finally Simplify The Management Process. 编辑：_________________ 单位：_________________ 日期：_________________

核电厂运行风险管理详细版 提示语：本管理制度文件适合使用于日常的规则或运作模式中，包含所有的执行事项，并作用于规范个体行动，规范或限制其所有行为，最终实现简化管理过程，提高管理效率。，文档所展示内容即为所得，可在下载完成后直接进行编辑。 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证

明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理 根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求，界定出不同机组状态必须可用的系统和设备，对每一状态

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。

核电厂运行阶段的技术状态管理体系的建立

核电厂运行阶段的技术状态管理体系的建立 发表时间：2018-05-14T16:55:04.020Z 来源：《电力设备》2017年第35期作者：裴倩 [导读] 摘要：技术状态管理目的在于维持电厂的设计要求、实体配置和配置信息这三个要素的一致性，从而实现电厂安全可靠地运行。 （三门核电有限公司浙江台州 317112） 摘要：技术状态管理目的在于维持电厂的设计要求、实体配置和配置信息这三个要素的一致性，从而实现电厂安全可靠地运行。在INPO、IAEA等机构对技术状态管理研究的基础上，结合三门核电一期工程实际情况和对标成果，探讨了如何建立核电厂运行阶段的技术状态管理体系，为其它电厂的技术状态管理提供一定的参考和借鉴。 关键词：技术状态管理；设计要求；实体配置；配置信息；基准技术状态 1概述 技术状态是指某个产品或项目在其整个生命周期内的功能特性和物理特性的集合。近年来，技术状态管理逐渐在核电领域开始推广和应用。20世纪末，为了改进核电厂的对标效果，美国核能研究所（NEI）、电力公司成本管理组织（EUGG）和核电运行研究所（INPO）合作定义并发布了标准核电业绩模型（Standard Nuclear Performance Model，SNMP），对技术状态管理流程进行了描述[1][2]。IAEA已分别在2003和2010年的报告中建议将技术状态管理应用于核电领域，并强调了技术状态管理对电厂安全的影响[3][4]。对于运行电厂来说，技术状态管理目的在于提供一种规范的管理方法，维持核电厂设计要求（Design Requirements）、实体配置（Physical Configuration）和配置信息（Facility Configuration Information，FCI）这三个要素的一致性（如图1-1所示），以使业主、运行人员和监管部门对于构筑物、系统和设备（SSCs）能实现其功能并支持电厂安全可靠运行具有足够的自信，并使电厂实现其在公众安全和环境保护方面的承诺。技术状态管理主要包括基准技术状态（Reference Configuration，RC）管理和技术状态流程管理即变更管理两大部分内容。 技术状态标识的目的在于确认技术状态项，并用文件等记录形式表示出其功能特性和物理特性的过程，电厂的技术状态项为构筑物、系统和设备（SSCs）相关的设计信息和配置信息。 设计信息分为以下四个层次：设计准则（Design Criteria）、法规、标准、分析等，设计基准（Design basis），设计要求，设计输出。 配置信息（Facility Configuration Information，FCI）用于记录与设计要求或设计基准相关的数据或结果的信息，及其他与电厂构筑物、系统和部件相关信息。 电厂配置信息的管理内容包括配置信息范围的确定和分级管理方法。按电厂配置信息的内容可将电厂配置信息分为两类，第一类是设备信息、计算机软件清单、定值清单、标志标牌等基本配置数据或数据库，第二类为工程设计、采购规格书、运行规程、维修规程、试验、培训等应用配置信息。电厂配置信息也可以以文件、数据库或信息系统等方式存在。根据失效对安全的影响和后果等潜在风险因素，以及对电厂运行和维修支持的重要性，将电厂配置信息分为关键和非关键两类。当配置信息需要变更时，为提高资源管理效率，在实体配置变更之后，构筑物、系统和设备恢复之前（复役前）更新关键FCI，而非关键FCI可以在电厂实体配置已经变更后更新。 3.变更管理流程 结合技术状态管理基本流程，三门核电一期工程实际情况和对标电厂实践经验，开发了以下技术状态管理的具体流程即变更管理流程，如图3-2所示，主要包括变更申请、变更的开发和审查审批、变更实施和验收、影响文件修订和关闭等几个基本环节。 按流程不同将变更分为以下5大类：配置信息（FCI）变更、等效性变更、重要设计变更、小设计变更和临时变更。配置信息（FCI）变更是指只修改电厂的配置信息，不影响设计要求和实体配置的变更。等效性性变更是指不涉及设计变更的物项替代。设计变更是当用于确保执行设计基准功能或/和确保与执照基准一致的技术要求发生变更时采用设计变更，根据变更的复杂程度、变更范围和费用等可将设计变更分为重要设计变更和小设计变更，如变更在短期内将要移除则为临时变更。 4.总结 国内大部分电厂目前一般只有变更管理的流程，但没有建立完整的技术状态管理体系，在基准技术状态管理方面尤其欠缺。本文从INPO、IAEA和国外对标电厂对技术状态管理的研究和经验中总结出了一套适用于运行电厂的技术状态管理方法，涵盖了基准技术状态管理、变更流程管理两大部分内容等内容。为核电厂运行阶段的技术状态管理体系建立以及AP1000群堆电厂的技术状态管理提供一定的参考

世界核电发展概述中国核电建设简史

世界核电发展概述中国核电建设简史 中国核电建设历程 （一）世界核电进展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年要紧国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年要紧国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。要紧内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。

1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严峻事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典关心，大火七天扑灭。其缘故是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，同意国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津产生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个把握的国家。

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）

运行核电厂生产事故调查规程

运行核电厂生产事故调查规程中国核工业集团公司

运行核电厂生产事故调查规程 目录 1 总则 2 事故（事件） 2.1 事故分类 2.2事故等级表 2.3事故归属 3 事故调查 3.1前期工作 3.2事故调查组 3.3调查程序 4.事故报告 4.1 即时报告 4.2 事故调查报告 4.3 报告期限 5.附则 附件1: 国际核事件分级表 附件2: 辐射事故分级表

1 总则 1.1 为贯彻"安全第一，预防为主"的方针，通过对核事故（事件）、辐射事故、人员伤亡事故、火灾和设备损坏事故的调查分析和统计，总结经验教训，研究事故规律，采取预防措施，减少事故发生，特制定本规程。 1.2本规程适用于中国核工业集团公司（以下简称集团公司）所管理的核电厂安全生产事故的调查。 1.3事故调查处理应当按照实事求是、尊重科学的原则，及时、准确地查清事故原因，查明事故性质和责任，总结事故教训，提出整改措施，并对事故责任者提出处理意见。 1.4事故报告要及时、准确、完整；事故分析应与设备可靠性分析相结合，全面评价安全水平。 1.5任何单位和个人不得阻扰和干涉事故调查处理工作，对违反本规程、隐瞒事故或阻碍事故调查的行为有权越级反映。 1.6本规程用于集团公司内部安全管理，其事故定义、调查程序和考核项目不作为处理和判定民事责任的依据。 1.7 核电厂应根据本规程的要求，制定相应的安全生产事故调查程序。 2 事故（事件） 2.1 事故分类： 2.1.1核事故（件）：指符合IAEA国际核事故（件）INES分级表（见 附件1）中2级及以上的事故（件）；或集团公司和核电厂根据事件的性质及其后果确定为对安全、经济有影响的重大事件，

中国核电发展概况

中国核电发展概况（截止2010年） 1我国核电产业未来前景 我国目前的电力供应依然以火力发电为主，水电、风电、核电等规模非常小，电力结构极为不合理，一方面带来能源的极大浪费，另一方面也带来了严重的环境问题。为此国家提出了发展新能源发电，鼓励核能等清洁能源的综合利用政策。 中国核电发展进程大约比全球核能发展进程相对滞后约20年。七十年代中国开始对核电的探索，八十年代中国核电开始“起步”，九十年代至2006年为中国核电的“发展期”，至今大约30年时间。中国核电的“发展期”正处于世界核电发展之“低谷期”。尽管如此，中国核电在不利的条件下仍取得了较大的成绩。到2006年底为止中国投运的核电机组共11台，870万千瓦，约占全国发电总装机容量的1.4％。特别是2000年至今中国投运机组8台，占全球同期投运机组数的1/4。与此同时，中国建立了较为完备全面的核电体系，基本掌握了第二代核电技术，并开始了第三代和第四代核电技术的基础研发工作。这一切，为下一步的跨越发展做好了全方位的准备。 2010年，我国正在制定的《新兴能源产业发展规划》着眼于中国新兴能源产业中长期发展目标，在2011年－2020年间，核能、水能以及煤炭的清洁化利用将是政策支持的重点，也将是5万亿投资的重点支持对象。因此，国家有关部门正在积极调整我国的核电中长期发展规划，提出到2020年中国的核电装机容量将由原来的4000万千瓦提高到7000万千瓦以上。而且有消息称，国家能源局正在制定的《核电管理条例》有望于2010年底前上报国务院。《核电管理条例》将重点体现对未来核电开发的支持，其中将大力推动内陆核电站的开发建设。 为实现规划目标，在“十二五”期间提高核电站开工量是核电产业规划的重点任务之一。原因是，核电站的建设周期长达四五年，要实现核电装机容量到2020年达到7000万千瓦以上的目标，必须在2015年开工至少60个100万千瓦的核电站，2010年开始展开前期规划。因此，未来5年，将是核电企业们迎来大量订单的黄金期。

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

核电厂运行风险管理

核电厂运行风险管理 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理

根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求，界定出不同机组状态必须可用的系统和设备，对每一状态都制定了静态检查点试验规程，对状态变化则制定了动态检查点试验规程。静态检查点试验是对机组停留在某一标准状态时所进行相关的试验，要求操纵员每班(8 h)实施1次，以便通过试验及时发现人因或设备的偏差；动态检查点则是为了确保反应堆状态转变时，安全相关系统和设备满足技术规范的要求。无论是静态检查点还是动态检查点，都是从保障核安全的3大功能来考虑的，控制点的释放必须由安全评价会议或当班安全工程师批准。 在机组换料大修期间，通过实行运行主隔离管理，将机组系统或设备停运、复役和隔离活动用同一主隔离文件反映。即用运行规程控制机组状态，用隔离计划管理系统的隔离与复役，使主控室操纵员在控制机组状态的同时控制系统的主隔离活动。因全部运行活动控制归一，从而杜绝了隔离经理与主控室操纵员信息不一致而可能导致的人因失效。 1.2 风险指引型的核安全监督 大亚湾核电厂安全工程师岗位的设置源于法国核电厂的实践。安全工程师独立于运行值而对机组安全状态实施监督和控制，其职责是

中国核电发展现状及未来发展趋势

中国核电发展现状及未来发展趋势 山东大学 能源与动力工程学院 公元1964，中国西北，罗布泊的一声巨响，向世界宣告，中国拥有了自己的核武器。 1970年12月26日，中国第一艘核潜艇下水，代表我国开始使用核动力。 1991年12月15日，我国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站——秦山核电站正式并网发电，代表着中国在和平利用核能的道路上迈出了坚实的第一步。 漫漫征途，从中国第一次核试验，到第一核电机组并网发电，中国核能利用已经走过了近三十年。在党中央、国务院的正确领导下，我国核电经过20多年的发展，取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成。三十年风风雨雨，三十年艰苦历程。中国核电从无到有，为共和国的华美乐章添加了最美妙的音符。 我国核电现状 从上世纪80年代起，经过起步和小批量两个阶段的建设，我国目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。截至到2004年9月，我国共有9台核电机组投入运行，装机容量达到700万千瓦。2003年底，我国核电装机容量和核发电总量，分别占我国电力总装机容量和发电量的1.7%和2.3%。在浙江、广东两省，2003年核发电量均超过本省总发电量的13%，核电成为当地电力供应的重要支柱。 与此同时，通过引进与自主研发，我国在核电站维护运营及设计方面都有了很大的的进步：秦山一期核电站已经安全运行13年，在2003年结束的第七个燃料循环中创造了连续安全运行443天的国内核电站最好成绩，2003年世界核电运营者协会（WANO）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平。秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站的重大跨越，比投资1330美元/千瓦，国产化率55%，经受住了初步运行考验，表现出了优良的性能，实现了较好的经济效益和社会效益。秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站的多项纪录。 广东大亚湾核电站投运10年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好的经济效益。广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好的运行业绩。江苏田湾核电站1号机组正在调试过程中。此外，我国出口巴基斯坦的恰希玛核电站2000年6月并网发电，2003年负荷因子达到85%。 我国核电当前技术水平与发展情况 进入二十一世纪，传统能源的利用程度已经接近极限，而且，由于工业革命以来，人类对化石能源的过分利用，对环境造成了难以消除的影响。今天，面对油价高涨，能源短缺，各国都在寻找能源的解决办法。中国科学院学部核能发展战略咨询组起草的一份战略研究报告指出，我国能源供应面临三大挑战：第一，能源发展需求与我国能源资源人均拥有量不足之间的矛盾；第二，以煤为主的能源结构不合理，大量燃煤造成严重的环境污染和温室气体问题；第三，能源利用效率不高，能源浪费比较严重。为应对上述挑战，我国将强化节能和提高能效作为基本国策放在首位，并逐步调整和优化能源结构，逐步降低化石能源的消耗份额，提高新能源的份额。而“在各种替代能源中，只有核能既是一种经济、安全、洁净的能源，又可大规模地替代化石能源。只有积极发展核

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

核电厂运行风险管理实用版

YF-ED-J7728 可按资料类型定义编号 核电厂运行风险管理实用 版 In Order To Ensure The Effective And Safe Operation Of The Department Work Or Production, Relevant Personnel Shall Follow The Procedures In Handling Business Or Operating Equipment. （示范文稿） 二零XX年XX月XX日

核电厂运行风险管理实用版 提示：该管理制度文档适合使用于工作中为保证本部门的工作或生产能够有效、安全、稳定地运转而制定的，相关人员在办理业务或操作设备时必须遵循的程序或步骤。下载后可以对文件进行定制修改，请根据实际需要调整使用。 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗 门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各 经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此 基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来 综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理 方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中 而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂 安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源 发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在

设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理