核电厂分类
核电站按照反应堆形式分类
1. 压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站.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路等系统,其形式与常规火电厂类似.
2. 沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站）
以沸水堆为热源的核电站.沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂、并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆.沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀做燃料.沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽—给水系统;反应堆辅助系统等.
3. 重水堆核电站（如中国秦山III期核电站）
以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类.
重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.
4. 快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉）
由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站.快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖.
5. 石墨气冷堆
以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。
压水堆核电厂物项的安全分级
压水堆核电厂物项的安全分级
一、基本概念
1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级
(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级；
(2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；
(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级(也称为设备等级)；
(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。
2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。
3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。
4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。
二、安全等级的划分
1、概述
(1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。
▲反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。
▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。
▲放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。
(2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：
▲一个组件，如燃料组件(安全级)。
▲一件设备，如柴油发电机(安全级)；稳压器波动管(安全1级)；换料水箱(安全2级)。
AP1000核电厂质量保证分级方法探讨
２０１２年第１期 Ｎｏ．１．２Ｏ１２ 髻 《誊蓦爨 鼍誊曩 ０ ｌ 蓦骛蓦 核安全 Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ 荽誊 誊¨毫¨ ＿誊善曩 囊曩 曩 墓誊 簪 ＡＰＩＯ００核电厂质量保证分级方法探讨 罗水云，张清川 （中电投江西核电有限公司，九江３３２０００） 摘要：以西屋公司ＡＰ１０００分级为基本原则，参考国内ＡＰ１０００自主依托化项目 质量保证分级方法，综合质量保证分级考虑因素，满足国内核安全法规和标准对质量保 证分级的要求，提出了后续ＡＰ１０００项目质量保证分级的方法。 关键词：ＡＰＩＯ００；安全级；质量保证；分级 １核电厂质量保证分级管理 鉴于安全的重要性，核电厂的设计、建造 和运行标准高、要求严、投资大，涉及的物项 和活动数量巨大，但不同物项或活动对核电厂 的安全和可靠运行的重要性不同。从质量保证 方面，根据各种物项或活动对安全和可用率的 重要性，执行不同的质量保证要求，合理控制 质量成本，提高质量保证活动的效益，具有重 要意义。所以，质量保证分级是核电厂质量保 证工作的一项重要、基础性工作之一。 １．１质量保证分级的作用 核电厂安全是通过保守设计、系统和设备 的可靠性及人因工程（包括核安全文化）等 来保证的。日本福岛核事故后，人们对核电的 安全性要求进一步提高，这就要求对设计、系 统和设备的可靠性和人因工程等提出更高的要 求，而质量保证正是为保证物项或服务能够满 足质量要求提供足够的可信度所进行的计划性 的和系统性的活动 。对物项或服务实施合适 的质量保证活动，是保证物项可靠性重要 手段。 就本文而言，需提高系统和设备的可靠 性，就需对系统和设备进行合适的质量保证分 级，通过相应的质量保证水平使物项在设计、 材料选择、制造和安装、检验、试验、超压保 护等方面以足够的置信度符合法规和标准的要 求，从而保证系统和设备的质量，达到保证系 统和设备的可靠性 。
图１质量保证分级作用 一
Ｏ一 ２０１２年第１期 ＮＯ．１．２０１２ １．２质量保证分级考虑的原则和因素ｎ．２ｌ４】 （１）质量保证分级考虑的原则 根据核安全法规导则规定，物项质量保 证分级根据物项的失灵或服务的差错对核电 厂安全和可靠运行造成影响为主要原则。即 该物项执行的功能及未被执行的后果；需要 执行该物项某一功能的可能性（即失效的可 能性）。 （２）质量保证分级同时应考虑的因素 ａ．物项或服务的复杂性（例如工艺复杂 性、接口复杂性）、独特性和新颖性。 ｂ．工艺、方法和设备是否需要特殊的控 制、管理和检查。 Ｃ．功能要求能在多大程度上通过检查和 试验进行证实。 ｄ．物项、服务、工艺的质量史和标准化 程度。 ｅ．本单位或实施人员对该物项、服务和 工艺实施的经验或熟练程度。 ￡物项在安装后，其维修、在役检查、更 换和事故工况下的可达性。
我国热力发电厂种类划分及概述
我国热力发电厂种类划分及概述
热力发电厂是将燃料的化学能转化为热能，热能转化为机械能，最终将机械能转化为电能的工厂，也即将自然界的一次能源转化为洁净、方便的二次能源的工厂。电厂的形式大致可以这样分类：
一、按供出产品品种分类
(一)发电厂
只生产电能向外供给的工厂，即凝汽式发电厂。根据国家的能源政策，今后建设的发电厂的单机容量必须在125MW以上，单机容量50MW及以下的现役常规火电机组将在2003年底以前逐步停止运行，关停确有困难的个别机组，关停时间可适当推迟，但必须经国家经贸委批准。对单机容量100MW的机组国家正在研究停运意见和措施。我国发电厂的主力机组也将由目前的单机容量300MW逐步转移到600MW。
国家鼓励综合利用煤矸石(发热量12550kJ／kg以下)、煤泥、石煤、垃圾等低热值燃料和利用余热、余压、生物质能、沼气、煤层气、高炉煤气等综合利用资源的发电工程，其单机容量不受限制。
(二)热电厂
既向外供电、也向外供热(热水、蒸汽)的工厂。根据国家计委、经贸委、原电力部等部委规定，建设热电厂应符合下列指标：
1．电厂总热效率年平均大于45％；
2．单机容量50MW以下的热电机组，其热电比年平均应大于100%；
3．单机容量50~200MW以下的热电机组，其热电比年平均应大于50％；
4．单机容量200MW及以上抽汽凝汽两用供热机组，在采暖期其热电比应大于50％。
二、按主要设备品种分类
(一)常规火力发电厂
由常规煤粉炉、凝汽式汽轮发电机组为主要设备组建的发电厂，这是火力发电厂的基本类型。
它由热力系统，燃料供应系统，除灰系统，化学水处理系统，供水系统，电气系统，热工控制系统，附属生产系统组成。 (1)热力系统：是常规火电厂实现热功转换热力部分的工艺系统。它通过热力管道及阀门将各热力设备有机地联系起来，以在各种工况下能安全经济、连续地将燃料的能量转换成机械能。
联系热力设备的汽水管道有主蒸汽管道、主给水管道、再热蒸汽管道、旁路蒸汽管道、主凝结水管道、抽汽管道、低压给水管道、辅助蒸汽管道、轴封及门杆漏汽管道、锅炉排污管道、加热器疏水管道、排汽管道等。
核电厂安全相关的组织因素分类
第１４卷第１期 ２０１１年２月 工业工程 Ｉｎｄｕｓｔｒｉａｌ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｊｏｕｒｎａｌ Ｖｏｌ｜１４ Ｎｏ．１ Ｆｅｂｒｕａｒｙ ２０１１ 核电厂安全相关的组织因素分类 戴立操 ２，李鹏程２，张 力２ （１．中南大学信息物理工程学院，湖南长沙４１００８３；２．南华大学人因研究所， 湖南衡阳４２１００１；３．湖南工学院，湖南衡阳４２１００３） 摘要：通过收集现有的组织因素分类并结合问卷调查，基于组织管理过程发展了一种比较全面的组织因素分类，其 主体框架包括组织的目标和策略、组织结构、组织文化三大类，基本克服原有分类的缺陷。基于此分类框架，对某核 电厂２０００～２００３年发生的７１件人因事件报告进行再分析，通过描述性统计分析，识别出核电厂存在的主要组织管 理缺陷。经Ｒ型聚类分析，得到影响核电厂安全的组织因素分类。 关键词：组织因素；Ｒ型聚类分析；核电厂 中图分类号：Ｘ９２８ 文献标志码：Ａ 文章编号：１００７－７３７５（２０１１）０１—０００１—０５ Ｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ Ｏｒｇａｎｉｚａｔｉｏｎａｌ Ｆａｃｔｏｒｓ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔ Ｓａｆｅｔｙ Ｄａｉ Ｌｉ．ｃａｏ 一．Ｌｉ Ｐｅｎｇ．ｃｈｅｎｇ ，Ｚｈａｎｇ Ｌｉ ’ （１．Ｓｃｈｏｏｌ ｏｆ Ｉｎｆｏ—ｐｈｙｓｉｃｓ ａｎｄ Ｇｅｏｍａｔｉｃｓ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，Ｃｅｎｔｒａｌ Ｓｏｕｔｈ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｃｈａｎｇｓｈａ ４１００８３，Ｃｈｉｎａ； ２．Ｈｕｍａｎ Ｆａｃｔｏｒ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ ｏｆ Ｓｏｕｔｈ Ｃｈｉｎａ，Ｈｅｎｇｙａｎｇ ４２１００１，Ｃｈｉｎａ； ３．Ｈｕｎａｎ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ ｏｆ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇ３ｒ，Ｈｅｎｇｙａｎｇ ４２１００３，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ａ ｃｏｍｐｒｅｈｅｎｓｉｖｅ ｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｆｒａｍｅｗｏｒｋ ｏｆ ｏｒｇａｎｉｚａｔｉｏｎａｌ ｆａｃｔｏｒｓ ｉｓ ｄｅｖｅｌｏｐｅｄ ｂｙ ｃｏｍｂｉｎｉｎｇ ｔｈｅ ｅｘｉｓｔｉｎｇ ｃａｔｅｇｏｒｉｅｓ ａｎｄ ｔｈｏｓｅ ｆｒｏｍ ｑｕｅｓｔｉｏｎｎａｉｒｅｓ．Ｔｈｅｒｅ ａｒｅ ｔｈｒｅｅ ｍａｉｎ ｃａｔｅｇｏｒｉｅｓ：ｏｒｇａｎｉｚａｔｉｏｎａｌ ｓｔｒａｔｅ－ ｇＹ ａｎｄ ｇｏａｌｓ，ｏｒｇａｎｉｚａｔｉｏｎａｌ ｓｔｒｕｃｔｕｒｅ，ａｎｄ ｏｒｇａｎｉｚａｔｉｏｎａｌ ｃｕｌｔｕｒｅ．Ｗｉｔｈ ｔｈｅ ｐｒｏｐｏｓｅｄ ｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｆｒａｍｅ－ ｗｏｒｋ，７１ ｒｅｐｏｒｔｓ ｏｆ ｈｕｍａｎ ｆａｃｔｏｒ ｉｎｃｉｄｅｎｔｓ ｉｎ ａ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ ｆｒｏｍ ２０００ ｔｏ ２００３ ａｒｅ ａｎａｌｙｚｅｄ．Ｂａｓｅｄ ｏｎ ｔｈｅ ａｎａｌｙｓｉｓ，ｔｈｅ ｃｒｉｔｉｃａｌ ｆａｃｔｏｒｓ ａｒｅ ｉｄｅｎｔｉｆｉｅｄ．Ｍｏｒｅｌ３ｖｅｒ，ｔｈｅ ｃａｔｅｇｏｒｉｅｓ ｏｆ ｏｒｇａｎｉｚａｔｉｏｎａｌ ｆａｃｔｏｒｓ ｒｅｌａｔｉｖｅ ｔｏ ｓａｆｅｔｙ ａｖｅ ｏｂｔａｉｎｅｄ ｗｉｔｈ Ｒ—ｔｙｐｅ ｃｌｕｓｔｅｒｉｎｇ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｏｒｇａｎｉｚａｔｉｏｎａｌ ｆａｃｔｏｒｓ；Ｒ—ｔｙｐｅ ｃｌｕｓｔｅｒ ａｎａｌｙｓｉｓ；ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔｓ 随着核电厂技术水平的不断提高，电厂技术系 统安全的主要关注点已由硬件失效和个体人因失误 转移到组织管理领域的潜在失效…。核电厂概率安 全评价（ｐｒｏｂａｂｉｌｉｓｔｉｃ ｓａｆｅｔｙ ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ，ＰＳＡ）中已经 开始考虑组织因素对系统安全的影响 引，相关标准 正逐步建立 。但是，由于采用不同的数据收集方 法（如有些基于工作过程，有些基于问卷调查等）进 行分类，致使这些分类存在以下问题：１）不全面，不 具体，存在复合型分类；２）存在交叉和重复的分类。 因此，本文对现存的组织管理因素分类收集并结合 问卷调查，发展比较全面的组织因素分类，统一术 语，使分类尽量全面、具体，尽量避免复合型分类。 然后基于事件报告分析，识别核电厂中存在的主要 组织管理缺陷。最后通过Ｒ型聚类分析最终得到影 响核电厂安全的组织管理因素分类，使之能有效结 合到实际的安全分析中。 １ 组织管理因素分类的收集与分析 １．１ 现存的组织管理因素分类 本文收集了两类组织管理因素分类：现有的不 同高风险行业领域的组织因素分类框架以及人误分 析和人的可靠性分析中使用的组织因素分类。 １）不同高风险行业领域的组织因素分类。现有 的不同高风险行业领域的组织因素分类如表１。 收稿日期：２０１０—０２—１６ 基金项目：国家自然科学基金资助项目（７０８７３０４０）；湖南省哲学社会科学基金资助项目（０９ＹＢＢ３４４） 作者简介：戴立操（１９６９－），男，湖南省人，副教授，博士研究生，主要研究方向为核电人因工程．
压水堆核电厂物项的安全分级 2
压水堆核电厂物项的安全分级
一、基本概念
1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级
(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级； (2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；
(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级 (也称为设备等级 )；
(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。
2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。
3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。
4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制 “核电厂物项分级清单 ”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。
二、安全等级的划分
1、概述
(1)、安全等级划分的依据 --三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。
▲ 反应性控制： “必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态 ”。
1 / 5
▲ 余热排出： “必须提供排出余热的手段，使停堆后 (包括事故工况停堆后 )
从堆芯排出余热 ”。
▲ 放射性物质包容： “必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保
证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值 ”。
(2)、安全级划分的单元 --以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是： ▲一个组件，如燃料组件 (安全级 )。
▲ 一件设备，如柴油发电机 (安全级 )；稳压器波动管 (安全 1 级)；换料水箱(安全 2 级)。
核电厂备件的分类及库存控制
核电厂备件的分类及库存控制
茆平 福建宁德核电有限公司 福建福鼎 ３５５２００
【摘要】核电厂的库存控制，是核电厂采购供应链管理中重要的一环，而且是核电厂生产成本控制的重要组成部分。做好核电厂的备件库存控制 工作，对保障核电机组的安全高效运行和满足维修需求的意义重大。但核电厂运行的维修需求与备件的库存控制之间又是一对矛盾体，库存控制的 工作的本质就是平衡、缓解直至消除这一对供需矛盾。本文针对核电厂库存备件的特点，主要从备件的分类控制方面阐述了库存控制的主要方法。 这些方法对国内不同堆型的核电厂的备件库存管理有普遍的适用性和一定的借鉴意义。 【关键词】核电厂备品库存分类控制 中图分类号：ＴＬ４文献标识码：Ａ文章编号：１００９．４０６７（２０１４）０２．２３６．０２
引言
核电厂的产品是电能，生产物资库存不同于一般生产企业原材料的
库存；核电厂的库存也不同于常规能源火电厂的库存——化石燃料，核
电厂的核燃料是一次陛装入反应堆堆芯，１２个月至ｌ８个月才换一次燃
料，每次更换三分之一，消耗量是基本固定的，在发电总成本中所占的
比例也比火电厂低得多。另一方面，核电厂如果因等、缺备件原因造成
的机组停运、大修工期延长而造成的发电损失则是巨大的，缺备件代价
高昂，因而核电厂的库存突出地表现为机组运行、维修期间所需的备品
备件（以下简称“备件”）的库存。鉴于上述特点，核电厂库存控制策略
的总体目标可以描述为，在满足设备故障性维修和预防性维修需求（提
供符合质量、时间、数量要求的备件）的前提下，建立合理可靠、经济
高效的库存，尽可能减少占用资金，促进核电运营成本的降低。
为了实现核电厂库存控制的总体目标，必须有所侧重，区别对待，
因而需对备件进行分类管理，采取不同的控制管理策略。
一、核电厂备件的分类及其对应的库存控制策略
对于核电厂来说，备件的分类有多种方法，库存管理中最常用的ＡＢＣ
分类法（根据备件的库存金额和数量的关系），也称帕累托分析法或“二、
核电厂安全重要物项的分级识别概述
第 33
卷第 1
期 机电 #$%&'()
Vol.33,No.1
2020
年 1
月
Development & Innovation of Machinery & Electrical Products Jan$,2020
文章编号
：1002-6673
(2020
) 01-049-03
核电厂安全重要物项的分级识别概述
邱春辉，
顾剑峰，
马静娴，
宋 强，
谭 坤
(中机生产力促进中心，北京100044
)
摘 要
：论文介绍了国内核安全法规和现有标准中基于确定论方法的核电厂安全相关物项分级方法
，以及美
国核电领域基于风险指引的安全重要物项分级和筛选识别方法。通过美国核电厂基于风险指引物项分级的应
用实例，说明开展安全重要物项分级的意义和必要性
$
关键词
：物项分级
&风险指引
&安全重要
中图分类号
：TK0)
文献标识码
：A doi:10.3969/j.issn.1002-6673.2020.01.017
Review of Categorizing and Identifying Structures,
Systems,
and Components in NPPS
According to Their Safety Significance
QIU Chun-Hui,
GU Jian-Feng,
MA Jing-Xian,
SONG Qiang,
TAN Kun
"China Productivity Center for Machinery
,Beijing 100044
,China
)
Abstract
: This paper introduces the categorization method of safety-related SSCs based on deterministic method in China's nuclear safety
regulations and standards
,and introduces the risk-informed categorization and identification methods for safety—significant SSCs in the U.S.
核电厂安全相关的组织因素分类 2
核电厂安全相关的组织因素分类
戴立操;李鹏程;张力
【摘 要】A comprehensive classification framework of organizational
factors is developed by combining the existing categories and those from
questionnaires. There are three main categories: organizational strategy
and goals, organizational structure, and organizational culture. With the
proposed classification framework ,71 reports of human factor incidents in
a nuclear power plant from 2000 to 2003 are analyzed. Based on the
analysis, the critical factors are identified. Moreover, the categories of
organizational factors relative to safety are obtained with R-type
clustering.%通过收集现有的组织因素分类并结合问卷调查,基于组织管理过程发展了一种比较全面的组织因素分类,其主体框架包括组织的目标和策略、组织结构、组织文化三大类,基本克服原有分类的缺陷.基于此分类框架,对某核电厂2000～2003年发生的71件人因事件报告进行再分析,通过描述性统计分析,识别出核电厂存在的主要组织管理缺陷.经R型聚类分析,得到影响核电厂安全的组织因素分类.
【期刊名称】《工业工程》
【年(卷),期】2011(014)001
核电厂的电缆分类与软件应用
应用
科学SILICONLLEY荡纂姿
核电厂的电缆分类与软件应用
张瑾(中国核工业第五建设公司浙江海盐314300)
〔摘要〕通过介绍电缆施工管理软件的设计信息和施工信息，对秦山第二核电厂的电缆分类及软件应用进行总结。〔关键词」电缆敷设软件信息应用中图分类号:TM7文献标识码:A文章编号:1671-7597(2008)0110044-02
秦山第二核电厂电缆敷设采用法国CEGELEC公司的电缆施工管理软件，它通过汇集设计信息与施工信息，对电缆敷设进行综合控制和管理，是一种全新、有效的施工管理手段。
一、电级设计值息
包括:电缆编号;电缆特性;版本;通道颜色;电缆识别标记;起始房间;终止房间;起点设备;终点设备;起点端子;终点端子;电缆长度:路径状态及电缆路径(包括经过的托盘段号和孔洞号)等
内容。(一)电缆路径是指导电缆敷设的重要设计依据，它列出了每根电缆所要经过的水平托盘段号、竖梯段号、次托盘段号及孔洞号。现
以竖梯段号“IL2JD4A”为例，描述其含义:
1L2JD4A
流水段号托盘层号轴线号(两位)楼层代码(一位)厂房代码(一位)单元代码(一位)
1.单元代码:0,1,2,9。其中1,2分别表示#1机及#2机;9表示两台机组公用部分;0表示全厂公用部分。
2.厂房代码:L,M,P等。分别表示电气厂房、常规岛厂房、循
泵房等。3.楼层代码:0^900表示一7.0米层;1表示一3.4米层依次类推。
(二)电缆的设计信息通过E-mail发送到现场，由现场软件管理员加载至电缆敷设软件的现场模块中，只有已加载的设计电缆，才能
实现电缆的动态管理。
二、电组旅工，息
(一)电缆盘信息为适应电缆敷设软件的要求，对于每一盘入库的电缆必须进行信
息录入。相关的信息包括:电缆盘编号、电缆特性代码(反映电缆的
规格)、电缆长度(以电缆验收单为准)、交付日期、供货单位、合格证号等11项内容。这些信息为电缆从生产到安装、到使用提供了跟
踪和追述的依据，并为合理使用、管理现场电缆创造了条件。
核电行业
3G核电上路 核电万亿投资裂变(附股)
导读：
三门核电开工：3G核电中国上路
第八届 中国国际核电工业展开幕
中国正兴建24个核电机组 主要分布在沿海省份
核电万亿投资"裂变"：设备生产巨头受益最多
核电大发展受益股一览
三门核电开工：3G核电中国上路
为期三天的2009年世界核能部长级大会在京召开前一天，承载着中国核电"自主化梦想"的国内首个三代核电自主化依托项目--浙江三门核电一期工程19日开工。三门核电一期工程将于2013年8月并网发电，这将是全球第一座采用第三代核电技术AP1000建造的核电站。
**中央政治局常委、国务院副总理李克强出席开工仪式时强调，新能源产业正孕育着新的经济增长点，也是新一轮国际竞争的战略制高点，当前国际金融危机为新能源产业发展带来了机遇，要把发展新能源作为应对危机的重要举措，加快用新能源和节能环保技术改造传统产业，推进能源乃至整个产业结构的调整。
三门核电工程位于浙江台州三门县，一期工程将建设两台125万千瓦级核电机组，总投资450亿元，其中今年计划投资25亿元。
三门核电一期工程将采用从美国西屋公司引进的全球最先进的第三代压水堆（AP1000）核电技术。这是中国首个核电自主化依托项目，也是迄今为止中美能源合作建设的最大项目--这正是该工程引起各方关注的主要原因所在。
根据2007年7月中美签署的合同，中国将从美国采购4台AP1000核电机组（包括浙江三门和山东海阳两个项目）核岛的设计和部分主设备，美方则承诺转让AP1000的全部设计、设备制造和建造技术。这意味着，和以前的"引进"不同，此次是"买断"了AP1000技术。三门核电将在此基础上消化吸收再创新，终期建成6台百万千瓦级机组。今后，中国就拥有了这个机组的自主知识产权和出口权。
根据计划，三门核电一期工程的1号机组将于2013年8月并网发电，2号机组及在山东海阳建设的两台机组将陆续于2014年先后投产。该4台机组的国产化率平均将达60%，从第5台机组开始，可基本实现国产化。