核电知识：反应堆的固有安全性
在由于某些原因从外部引入反应性，使中子通量增加（核燃料、冷却剂温度上升）的情况下，反应堆本身具有防止核反应失控的工作特性。我们称这种特性为固有的安全性。固有特性来自反应堆本身所具有的负反应性温度效应、空泡效应、多普勒效应、氙和钐的积累和核燃料的燃耗等。
反应堆内各部分温度升高而再生系数K变小的现象称为负反应性温度效应，对反应堆的稳定性和安全性起决定作用。
反应堆冷却剂中，特别是在沸水堆中产生的蒸汽泡，随功率增长而加大，从而造成相当大的负泡系数，使反应性下降，这个效应叫空泡效应，有利于反应堆运行的安全。多普勒效应是指裂变中产生的快中子在慢化过程中被核燃料吸收的效应。它随燃料本身的温度变化而有很大的变化。特别重要的是这种效应是瞬时的，当燃料温度上升时，它马上就起作用。
在裂变产物中积累起来的氙和钐是对反应堆毒性很大的元素，这两种元素很容易吸收热中子，使堆内的热中子减少，反应性也下降。
一般说来，反应堆长期运行之后，反应性要下降，这是由于燃料的燃耗加深而引起的。
以上这些效应，一般都有利于反应堆运行的安全，但在一定的条件下，也有不利的一面。
在轻水堆情况下，有三个效应是起作用的。第一，由于燃料温度的上
核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X
2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。
关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its
核安全法规 HAF003（91） 核电厂质量保证安全法规 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改） 本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释
目录 第一章引言 (3) 1．1 概述 (3) 1．2 围 (3) 1．3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2．1 概述 (4) 2．2 程序、细则及图纸 (5) 2．3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3．1责任、权限和联络 (6) 3．2 单位间的工作接口 (6) 3．3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4．1 文件的编制、审核和批准 (7) 4．2 文件的发布和分布 (7) 4．3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5．1 概述 (8) 5．2 设计接口的控制 (8) 5．3 设计控制 (8) 5．4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6．1 概述 (9) 6．2 对供方的评价和选择 (10) 6．3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7．1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7．2 装卸、贮存和运输 (11) 7．3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9．1 检查大纲 (11) 9．2 试验大纲 (12) 9．3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9．4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10．1概述 (13) 10．2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12．1质量保证记录的编写 (14) 12．2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13．1 概述 (15) 13．2 监查的计划安排② (15)
核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的： 1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变； 3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能； 4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.
布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 安全分为四级1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类（）：抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史
Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008
CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.
( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 保证核电厂安全有哪些管理措 施(最新版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process
保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版) 管理措施之一——健全的国家监管机构 国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理，即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。 我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。 管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系 国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等，形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。 管理措施之三——实行核设施安全许可证制度 核电厂在不同阶段，其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评，在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。 管理措施之四——严密的质量保证体系
核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲，并严格执行。 另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况，确认起到应有的作用。例如，在建造阶段，要对设备进行监造，对施工进行监理。在运行阶段，要进行预防性检修、在役检查和定期试验，以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。 管理措施之五——对参与单位和人员严格要求 国家对参与核电厂建设的单位，甚至小到零部件制造单位，都要经审查合格后，方可开展相应的活动。 国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训，再通过国家级的考试，领到操纵员执照后，才能上岗。上岗工作以后，还要定期考查和再培训，保证在工作岗位上的人员都合格。 管理措施之六——极其严密的安全保卫系统
核电厂安全知识点参考文 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
核电厂安全知识点参考文本 使用指引：此安全管理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。 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物 质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量 的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的 种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观 念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重 视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组 织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过 培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性 和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性
能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方 法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执
核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二
核电汽轮机介绍 1. 由上海电气供货的我国首台出口325MW 核电汽轮机用于哪个哪个国家？ （ 3.0 分） A. 印度 B. 土耳其 C. 巴基斯坦 2. 上海电气百万等级核电机组26 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（ 3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： B √答对 3. 上海电气百万等级核电机组适用于AP1000 的高压缸模块型号为？（ 3.0 分） A. IDN70 B. IDN80 C.IDN90 我的答 B √答对 4. 上海电气百万等级核电汽轮机组转速？（ 3.0 分）
A. 1500RPM B. 3000RPM C.3600RPM 我的答 A √答对 5. 上海电气百万等级核电机组20 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： A √答对 6. 上海电气的山东石岛湾200MW 项目是什么堆型？（3.0 分） A. M310 B. 华龙一号 C. 高温气冷堆 我的答案： C √答对 7. 上海电气出口巴基斯坦的300MW 等级核电汽轮机共有几台？（ 3.0 分） A. 2 台 B. 3 台 C. 4 台 我的答案： C √答对 8. 至2018 年 6 月，上海电气已投运核电汽轮机多少台？（ 3.0 分）
A. 10 台 B. 11 台 C. 12 台我的答案： C √答对 9. 上海电气百万等级核电机组30 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： C √答对 10. 上海电气百万等级核电汽轮机高压缸模块运输方式为?（3.0 分） A. 整缸发运 B. 散件发运 C. 其他 我的答案： A √答对 1. 以下哪些为高温气冷堆堆核电汽轮机特点？（ 4.0 分）） A. 进汽参数高 B. 无MSR C.低压缸加强除湿 我的答ABC √答对 2. 以下哪项说法是错误的？（ 4.0 分）） A. 2008 年上海电气获得阳江和防城港CPR1000 核电汽轮机订单 6 台
核电厂安全知识点(通用版) Safety management refers to ensuring the smooth and effective progress of social and economic activities and production on the premise of ensuring social and personal safety. ( 安全管理) 单位：_______________________ 部门：_______________________ 日期：_______________________ 本文档文字可以自由修改
核电厂安全知识点(通用版) 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习
惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、
未来十年核电先进堆型介绍 未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade 杨孟嘉1任俊生1周志伟2 （1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124； 2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084） 摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。 关键词先进反应堆核电商业计划 Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture. Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower 在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。 本文简略介绍这两类核电堆型。 1ABWR 先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。
编号：SY-AQ-06441 ( 安全管理) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电站化学品安全管理 Chemical safety management in nuclear power plant
核电站化学品安全管理 导语：进行安全管理的目的是预防、消灭事故，防止或消除事故伤害，保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中，虽然都是为了达到安全管理的目的，但是对生产因素状态的控制，与安全管理目的关系更直接，显得更为突出。 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
第四代核电站与中国核电的未来 核电是世界三大支柱能源之一，具有清洁、安全、高效的特性。在20世纪末21世纪初的几年里，发生了对世界核电发展产生深远影响的三件大事：美国政府发起了第四代核电站的技术政策研究；俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上，发出了推动世界核电发展的倡议；美国总统布什颁布了美国新的能源政策，把扩大核能作为国家能源政策的主要组成部分。 1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。 同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上10国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。核电站的分代标志 第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
核电EPR技术简介 2010-01-09 10:21 前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。 欧洲先进压水堆EPR技术 1. 欧洲先进压水堆发展情况简介 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 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆现已进入建设阶段。 截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。 2.欧洲先进压水堆EPR设计特点 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括： （1）安全性和经济性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。 （2）严重事故预防与缓解措施 EPR设计中考虑了以下几类严重事故： 高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。 为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的卸压过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。 对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低在进行中。 对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。 对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系统物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。 （3）仪控系统和主控室设计 EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。 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
1、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提 示7种） 压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、 2、压水堆核电站有什么优点？ ①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟 ②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关 ③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少 3、按照相关规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？ 由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障 4、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？ 燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件 5、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？ 压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置） 6、核反应堆第三道安全屏障由哪些部件构成？ 反应堆厂房或安全壳、构成安全壳延伸的某些管道、安全壳隔离系统
管道、其他 7、如何保证安全壳的完整性？ 可以通过改进安全系统以减轻施加在安全壳上的载荷，以及加强安全壳结构，使放射性物质的释放量减小到最低程度；加强其在设计、建造、运行和监督等环节的安全质量把关工作 8、核电厂一般设置哪几级防御？（5级） ①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行 ②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题 ③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放 ④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策 ⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众 9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？ 核蒸汽供应系统 ①压水堆及一回路主系统和设备 ②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统
确保核电站安全的措施 四道屏障 为防止放射性物质处逸设置了四道屏障： 1、燃料芯块； 2、密封的燃料包壳； 3、坚固的压力容器和密闭的一回路系统； 4、安全壳。 多重保护 在出现可能危及设备和人身安全的情况时： 1、进行正常停堆 2、因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆； 3、如因任何原因控制棒未能插入，高深度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。 对一切重要设备都采取了类似的多种保护措施，如设置了两路独立的可靠的外电源，当一路外电源因事故停电时，可自动切换到另一路供电。万一两路外电源同时断电怎么办？不要紧。核电站里还有由柴油发电机提供的紧急备用电源。 专设安全设施
人们常用“万无一失”来形容一件事物的安全可靠，而核电站为这极不可能出现的“一失”出作了周密准备，这就是专设安全设施。 我们可以设想这“一失”是管壁很厚的一回路主管道断裂了。这时专设安全设施投入工作，首先向堆内高压注水，防止堆内“烧干”；压力降低后，低村注水系统工作，继续向堆内注水冷却。与此同时，安全壳与外界自动隔离；安全部顶的喷淋系统自动喷淋冷水，降低安全壳的温度和压力；消氢系统投入工作，除去可能引起爆炸的氢气。 质量保证体系 核电站有着严密的质量保证体系。 对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每项具体活动都有单项的质量保证大纲。 另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲和初稿情况和是否起到应有的作用。质量保证体系对参加核电站工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好，有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电站模拟机和核电站实际运行培训，再通过国家级的考试领取操纵员执照，然后才能上岗。上岗工作以后，还要进行再培训和定期考核，不合格都将被吊消执照。 国家为保证核电站安全采取的措施
核电厂燃料富集度提升后硼浓度调整策略分析陈路标 摘要：核电厂的最终安全分析报告规定了所要装载的燃料的富集度，如果进行 富集度的调整则根据安全分析需要改变主辅助和安全系统的硼浓度。机组正常运 行工况下需要遵守运行技术规范的要求，否则可能导致安全相关设备的不可用， 系统进行硼浓度调节的过程也会导致系统设备的不可用，或者需要进行必要的安 全分析，或者在机组状态对相关设备没有要求的情况下开展调硼工作，论文根据 工程的实践，详细分析了调硼涉及系统设备包括技术规范的要求，调硼需要的步 骤及其风险关注事项，给出了两种调硼的窗口和方式，为后续调硼工作提供了经 验借鉴。 关键词：富集度硼浓度调硼换料水箱乏燃料水池 1.硼浓度提升的背景 1.1富集度提升 M310设计的核电厂最终安全分析报告中有相关描述“反应堆堆芯由燃料组件 排列构成，所有燃料组件为带改进型格架的AFA 3G型，它们在机械设计上是相 同的，只是燃料富集度不同。第一循环堆芯采用三种富集度的燃料，布置在堆芯 的三个区域里，其富集度分别为1.8%、2.4%、3.1%。换料燃料富集度为3.2%”， 为了提高铀的利用率并减少核废料的产生，例如福清核电厂机组计划从第二燃料 循环开始，将工程设计的换料堆芯燃料组件富集度由3.2%提高至3.7%。 提高换料燃料富集度的设计修改，原则上其技术规范、设计限值和安全限值 与原FSAR 报告保持一致，但是由于堆芯换料燃料235U 富集度变化及相关参数的 改变，需要对新堆芯燃料管理策略所涉及到的堆芯核设计、热工水力设计、事故 安全分析、燃料及系统容量等相关参数值的变化重新进行必要的设计分析和论证，通过论证重新确定FSAR 中的相关参数值，为电厂在该燃料管理策略下安全可靠 运行提供依据。而根据事故分析结果，实施提高换料燃料富集度管理策略后，换 料水箱水容积维持原设计值不变，而硼浓度需要由原设计值2200 mg/kg ±100mg/kg 提高至2400 mg/kg ±100mg/kg。 1.2硼浓度提升 换料水箱的硼浓度应至少能保证在换料期间或者LOCA事故再循环阶段地坑 水的硼浓度（低限），使得堆芯处于次临界状态，同时也要保证LOCA事故时， 从安全注入切换到再循环阶段前10小时内避免堆芯内的硼结晶（高限）。以换 料水箱硼浓度取值2300ppm低限和2500ppm高限进行LOCA长期效应的包络性 验证，可以看出进行冷热段同时安注切换时（事故后9.6h）的地坑硼浓度均高于 所有循环、所有燃耗的重返临界的硼浓度限值，同时切换后地坑硼浓度不再降低，堆芯硼浓度不再增加，堆芯内和地坑内的硼浓度趋向于一个均匀的平均值，没有 堆芯硼结晶的风险。 2.硼浓度调整范围 根据富集度提升后硼浓度变化的论证，结合电厂系统设计的功能特点，考虑 其提升硼浓度的窗口和方法，需要进行下面两项工作分析： 1)分析出需要提升硼浓度的系统和设备。 2)含硼系统和设备的运行技术规范要求，以便于后续分析在合适的窗口进行 硼酸浓度的提升，或者开展浓酸溶液的置换工作。 具体如下： 1)乏燃料水池