核电厂换料、修改和事故停堆管理
1 引 言
1.1概述
1.1.1HAF0300（91）《核电厂运行安全规定》（以下简称《规定》）对核电厂换料、修改和事故停堆提出了原则要求，本附件是对《规定》中有关条款的补充。
1.1.2营运单位必须制订换料的行政管理程序并根据质量保证的要求确保装、卸料的正确和物项的安全。同时，应加强换料期间的辐射防护管理，采取必要的预防措施，确保工作人员的辐照剂量不超过规定限值并做到合理可行尽量低。
1.1.3通常，修改应尽量安排在核电厂换料停堆期间进行。营运单位必须在换料停堆的工作计划中周密、仔细地考虑核电厂的修改。根据需要，不得不在非计划的停堆期间安排修改时，营运单位必须和国家核安全局保持密切联系，使修改及其审批能顺利进行。
1.1.4核电厂在运行期间由于系统或设备的故障、设计上的潜在缺陷、人员失误以及管理上的原因都可能导致核电厂事故停堆。营运单位必须制订专门的管理程序，确定事故停堆的根本原因并在采取了必要的措施后方可按相应程序授权再次启动运行。
1.2范围
1.2.1本附件适用于压水型热中子反应堆核电厂运行期间的换料、修改和事故停堆。
1.2.2本附件包括核电厂换料方面的管理要求:换料报告和有关文件的编制；换料活动以及换料后的启动。
1.2.3本附件包括核电厂修改方面的管理要求:修改申请、审查、批准以及修改后的试验、检查和评价。
1.2.4本附件包括核电厂事故停堆后的管理要求；事件报告、核电厂事故停堆处理计划的编制和实施以及核电厂事故停堆后再启动的申请和审查。
2 换料
2.1概述
核电厂在换料停堆期间除按计划进行换料外，还应对核电厂安全重要构筑物、系统、部件进行有计划的在役检查、定期试验、维修等活动。为防止核电厂换料停堆过程中发生重大安全问题，保证换料后核电厂的启动和运行安全，营运单位应对核电厂换料实施有效的管理并形成文件，以确保换料停堆期间的活动按照核电厂技术规格书与批准的计划、程序和管理规程进行，并在该项活动结束时，保证核电厂处于可接受的状态。
2.2换料文件的提交
2.2.1换料大纲
2.2.1.1营运单位必须根据《规定》的要求制定换料大纲（详见安全导则HAF0310《核电厂堆芯和燃料管理》），必须在机组首次装料前六个月报国家核安全局审查、批准。
2.2.1.2营运单位应对堆芯状况进行监测，并按需要对换料大纲进行复查和修改；如有修改，营运单位必须在换料停堆前两个月向国家核安全局报修改的换料大纲。
2.2.2换料报告
营运单位应在换料停堆前两个月向国家核安全局提交换料报告。该报告应说明换料机组号、第几次换料序号、换料原因、计划的停堆和重新启动的日期、换料期间要完成的主要工作和专项活动。换料报告至少应包括:
（1）换料的行政管理与组织；
（2）换料计划（详见安全导则HAF0310《核电厂堆芯和燃料管理》）；
（3）工作清单，说明换料各阶段需要完成的工作，清单至少应包括下列工作：
-安全重要系统和部件的在役检查，例如压力壳和蒸汽发生器的无损检查等（详见安全导则
HAF0302《核电厂在役检查》）；
-安全重要构筑物、系统和部件的定期试验；
-安全重要系统和部件的维修、修改及性能再确认试验（参见本附件第3章）；
-与换料操作相关的构筑物、系统和部件、装卸料机和工艺运输设备以及堆芯监测仪表的检查、校核和试验；
-燃料装卸和燃料的检查；
-回路压力边界的水压试验；
-换料后、机组启动前的物理试验；
-机组启动、并网和提升功率试验。
换料报告如有修改，营运单位必须在换料停堆前两星期向国家核安全局提交修改的换料报告。
2.2.3换料安全分析报告
营运单位必须在换料停堆前两个月向国家核安全局提交换料安全分析报告，该报告至少应包括如下内容:
（1）堆芯条件的预计.
完成换料后堆芯条件的预计（详见安全导则HAF0310《核电厂堆芯和燃料管理》2.2.4节），并提供堆芯预计的结果（包括堆芯参数的计算值）。
（2）堆芯的安全分析
通过对堆芯预计结果与核电厂技术规格书要求的分析比较，论证在整个新的燃料循环周期内满足核电厂所有适用的运行条件和限值要求，在正常和事故工况下反应堆有预定的停堆裕度。
换料安全分析报告如有修改，营运单位必须在临界前15天向国家核安全局提交修改的换料安全分析报告。
对于涉及到堆芯结构变化、使用的裂变材料改变或延长燃料循环周期要求降功率运行的，应按本附件第三章“修改”的要求办理。
2.3换料管理
2.3.1换料的行政管理和组织
（1）营运单位应制定核电厂换料的行政管理程序，该程序应明确营运单位内各部门在换料期间的责任和接口关系，并规定各部门需要的文件、资料的审查、审批和传递分发的要求。
（2）核电厂换料时应由专设的组织具体管理换料期间的各项工作，保证换料计划的实施。营运单位应为该组织配备足够数量的合格人员，指派负责人，给负责人必要的权力和支持，并明确其职责。
（3）对于从事换料操作的人员应进行技术培训和资格考核。
（4）换料的关键工作和重要专项活动的验证应由得到授权的不直接从事该项活动的人员担任。 （5）当营运单位从其他单位取得某些技术服务时，应在营运单位内为管理、控制和监督这些服务明确职责。所有从事服务的工作人员应在行政管理、质量保证要求、辐射防护和适用的应急程序等方面得到充分的培训。
（6）应作好换料期间堆芯和燃料管理记录（详见安全导则HAF0310《核电厂堆芯和燃料管理》
和HAF0601《核材料管制条例实施细则》。
2.3.2换料活动
2.3.2.1换料前检查营运单位应检查换料质量管理方面的组织安排和换料先决条件，确认至少满足下列各项要求：
（1）已建立换料的专设组织；
（2）换料的指挥调度程序已确立；
（3）换料工作区人员出入管理制度已建立；
（4）换料操作区清洁度满足要求，清洁区管理制度已建立；
（5）放射性工作管理制度已建立，卫生出入口已正常使用，临时卫生设施已设置；
（6）工作人员个人剂量管理制度已建立；
（7）已按应急计划作好应急准备；
（8）燃料操作、工艺运输系统的操作规程已建立，操作人员已经培训和考核；
（9）换料有关的各项定值已确立；
（10）意外临界预防措施；
（11）所有要求的系统已处在规定状态；
（12）为确立核电厂换料条件进行的各项检查已完成并达到要求。这些检查包括:
-乏燃料池冷却系统和堆芯燃料冷却系统的检查；
-安全壳及贯穿件的状态；
-乏燃料池和安全壳通风系统检查；
-换料机、环吊、桥吊以及工艺运输系统机械设备的检验以及工艺运输、燃料装卸系统的联合试车和安全联锁检查；
-通讯系统检查；
-堆芯参数监测仪表的标定；
-换料场地和乏燃料池放射性监测和放射性安全报警联锁系统功能性检查；
-放射性监测仪和记录器的标定；
-破损燃料检测系统的检查（必要时）；
-换料水池和乏燃料池水位监测和棚浓度取样检查装置的检查；
-实物保护系统的检查。
2.3.2.2换料
在换料过程中，营运单位应：
（1）按照核电厂技术规格书和批准的换料程序及燃料装卸规程要求，验证换料有关的设备和系统的可运行性；
（2）验证燃料装卸操作是否按照核电厂技术规格书和批准的程序进行；
（3）验证是否保持核电厂技术规格书所要求的换料条件，
（4）验证在换料工作区域，保持良好的场地管理和对松动物的控制；
（5）验证人员配备是否符合核电厂技术规格书和批准的程序的要求；
（6）严密监测有关区域的放射性水平，确保核电厂换料条件符合限值要求；检查辐射防护大纲的执行情况。 换料后，在压力壳封盖前，按书面程序核实燃料装载和堆芯布置，保证每个燃料组件和其他堆芯部件都已安装在正确的位置。
2.3.2.3换料后机组启动试验；
（1）机组启动前，检查经维修和修改的系统的可运行状态；
（2）按照试验计划和批准的试验程序检查换料停堆后机组的启动、升温、接近临界以及堆芯物理试验。
2.4换料后的启动
2.4.1启动报告
核电厂换料后，机组重新启动前一周营运单位必须向国家核安全局提交启动报告。启动报告包含如下内容：
（1）换料报告的执行情况；
（2）换料报告的变更及其技术论证，特别是装载计划的变更；
（3）换料期间发现的、对启动安全有影响的问题及其解决的措施；
2.4.2临界申请
核电厂换料后，机组首次临界前，营运单位必须向国家核安全局提交临界申请，经国家核安全局审查批准后，方可临界运行。
2.5换料总结
营运单位应在换料工作结束后四个月内完成换料总结，并向国家核安全局提交以下报告： （1）换料停堆总结报告。报告应包括如下内容:
-换料计划实施情况的综合说明（特别是当堆芯条件的预计结果与堆芯测定参数有明显偏差时，则应详细说明产生偏差的原因分析和处理方案）和实际时间表；
-换料的技术和行政管理履行情况；
-完成的主要工作，遇到的异常情况及其解决措施；
-试验和检查的概述；
-辐射防护。
（2）试验、检查和维修报告。对有关的安全重要构筑物，系统、部件所进行的试验、检查和维修的报告应包括:
一燃料和控制棒的检查结果；
一在役检查和定期试验结果；
一安全壳系统的泄漏试验结果（必要时）；
一安全重要系统、部件的维修和修改及其性能再确认试验的结果；
一回路压力边界的水压试验报告（必要时）。
（3）物理试验总结报告。如果物理试验结果和核电厂技术规格书要求不符，应及时将试验结果和处理方案提交国家核安全局。
（4）启动总结报告。包括从压力壳封盖，机组启动到额定功率运行的启动过程中机组性能的总结。
3修改
3.1概述
根据《规定》10.1条，核电厂运行期间的修改包括：构筑物、系统和部件的修改，运行限值和条件的修改规程和程序的修改。
3.2修改的分类
3.2.1修改项目分为安全重要修改和一般修改。营运单位必须根据《规定》10.2条，把对影响到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件的修改和运行限值和条件的修改以及原先由国家核安全部门批准的程序和其它文件的修改规定为安全重要修改。
3.2.2除3.2.1以外的所有修改，属一般修改。
3.3修改的管理
3.3.1制订修改管理程序
营运单位必须对核电厂运行期间的修改制订管理程序。管理程序必须明确规定下列责任： （1）修改的申请、分类、审查、批准和实施；
（2）修改项目的协调（包括审查的接口关系）；
（3）修改项目的文件编制及发送。
3.3.2修改的申请
3.3.2.1对安全重要修改，营运单位必须向国家核安全局提交修改申请，修改申请应包括： （1）修改起因的描述（包括预计运行事件的评价和报告）；
（2）修改计划；
（3）修改的设计论证；
（4）修改的安全分析资料；
（5）安全重要物项修改后的试验项目及受影响的相关系统和设备的功能和性能重新验证项目； （6）修改期间的辐射防护措施；
（7）营运单位对修改方案的审查意见；
（8）国家核安全局要求的其他资料。
3.3.2.2对一般修改，按照核电厂修改管理程序申请。
3.3.3修改的审查和批准
3.3.3.1营运单位根据修改涉及的范围，按管理程序的要求进行逐级（直至提交核电厂安全委员会）审查。
3.3.3.2营运单位应根据本章3.2修改的分类，尽快审查和评定急需进行的安全重要修改项目，但处理这类紧急活动不得削弱安全程度。
3.3.3.3营运单位必须把安全重要修改提交到国家核安全局进行审查，并且在实施前必须得到国家核安全局的批准。国家核安全局对修改申请中确定的重要试验项目，可选择见证点。
3.3.3.4对一般修改，只需按3.3.3.l的要求审查，按核电厂修改管理程序批准实施。在国家核安全局认为需要时，营运单位应把修改方案送国家核安全局备案。
3.3.3.5所有修改的审查和批准都要形成文件。
3.3.4修改后试验和检查
3.3.
4.1营运单位必须对修改后的构筑物、系统和部件在恢复正常运行前进行全面、认真的试验，以保证修改的目的已达到并满足其运行限值和条件。
3.3.
4.2营运单位对修改了运行限值和条件的构筑物、系统和部件同样必须规定试验要求，以验证它们的功能和性能与修改后的运行限值和条件相容。
3.3.
4.3营运单位对安全重要修改，如反应堆冷却剂压力边界、堆芯修改等，在复用前必须进行类似调试阶段所作的有关试验（详见安全导则HAF0304《核电厂调试程序》）。
3.3.
4.4修改后的检查要求应包括:
（1）试验的先决条件与修改有关的图纸、规程和程序及其它文件应作相应的修改，是否得到有关人员的批准。
（2）作了重大修改的运行规程、试验规程，在实施前应对操纵员进行培训。
（3）应由授权人员按批准的程序，对修改后的构筑物、系统和部件的功能和性能及其修改后的运行限值和条件进行检查。
（4）应对修改后系统和部件重新检验（详见安全导则HAF0302《核电厂在役检查》），其检验
结果将作为以后在役检查的新的依据。
（5）对修改试验期间的辐射防护计划实施情况，如试验过程中辐射安全、工作人员剂量监测、排出流的管理等应全面、认真地进行检查。
3.3.
4.5国家核安全局选择的见证试验项目，营运单位应提前通知国家核安全局，以便派核安全监督员对试验内容、试验结果进行见证检查和评价。
3.3.
4.6营运单位必须保存所有修改试验和检查的记录。
3.3.5修改结果的评价
3.3.5.1营运单位必须对修改的结果进行评价，确认修改已按预期要求完成。其中安全重要修改项目的评价报告应在修改结束后一个月内报送国家核安全局。
3.3.5.2评价报告的内容必须包括：
（1）运行限值和条件修改的论证及验证；
（2）修改后的构筑物、系统和部件的功能和性能；
（3）确认规程和程序的修改遵守《核电厂质量保证安全规定》4.3节中“文件修改管理”的要求；
（4）确认修改的结果达到修改申请和详细的设计文件中描述的水平。评价修改试验的结果必须包括与验收准则作比较；
（5）评价修改是否遵循有关设计、材料、采购、建造、试验以及文件、图纸的管理等方面的质量保证要求。
（6）评价实施修改期间的辐射防护措施的执行情况（详见安全导则HAF0311《核电厂放射性排出流和废物管理》和HAF0305《核电厂运行期间的辐射防护》）。
4事故停堆
4.1概述
4.1.1核电厂在运行期间，由于某些运行事件的发生，可能会导致核电厂事故停堆。对此，营运单位必须妥善处理，确保核电厂再启动的安全。
4.1.2营运单位必须在查明事故停堆的根本原因并采取相应措施，由厂长或厂长授权批准后方可使核电厂再次启动运行。
4.1.3导致超过安全限值的事故停堆以及国家核安全局认为重要的核电厂事故停堆，需报经国家核安全局审查、批准后方可使核电厂再次启动运行。
4.2事故停堆事件报告
4.2.1营运单位应根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二-核设施的安全监督》附件一所规定的报告准则，在事件发生后24小时内口头通告所在地区监督站，3日内向国家核安全局提交事件书面通告及在事件发生后30日内提交事件报告。
4.2.2营运单位应全面、完整地保存停堆事故期间的运行日志、仪表记录、厂区内和厂区外的监测记录，特别是自动保护系统动作时的数据，不得随意删除、替换，以备国家核安全局在必要时核查。
4.2.3国家核安全局认为事件通告或事件报告不足以反映实际情况时，营运单位应按照要求提交事件通告或事件报告的补充通告，必要时还要提交有关的专项技术资料。
4.3事故停堆后的处理
4.3.1行政管理与组织
4.3.1.1营运单位应组织有关专家和专业人员负责核事件的评价与分析。
4.3.1.2营运单位应制订专门的行政管理程序，以便在核电厂事故停堆后、反应堆再启动前有效地确定事故停堆的根本原因并采取必要的纠正措施。
4.3.1.3营运单位应负责核电厂事故停堆处理计划的制订、实施、检查及事故处理期间新发现问题的处理，并负责协调事故处理期间各有关部门的接口关系。
4.3.1.4营运单位应保证核电厂事故停堆处理计划能按计划和规定的程序实施（详见安全导则HAF0301《核电厂人员的配备和运行人员的招聘、培训和授权》。
4.3.1.5营运单位应按质量保证的要求对核电厂事故停堆处理计划的执行情况和有效性进行审
查和监查。
4.3.1.6营运单位应负责组织核电厂应急状况的实施，以便快速、有效地控制事故，并使其后果尽可能减到最小程度（详见安全导则HAF0701《核动力厂营运单位的应急准备》）。
4.3.2核电厂事故停堆处理计划
4.3.2.1导致超过安全限值的事故停堆以及国家核安全局认为重要的事故停堆，营运单位应针对事故停堆的根本原因及其后果制订相应措施及处理计划并提交国家核安全局。该计划至少包括如下方面:
（1）工作清单及其时间进度安排。工作清单是指事故处理期间要完成的工作和有关活动。如检修、修改、更换、在役检查和试验等。特别要说明处理工作和有关活动所采用的操作规程或管理规程。列入工作清单中的安全重要构筑物、系统、部件的修改应满足本导则修改条款的有关要求。（2）辐射防护。应全面、细致地考虑停堆事故中造成的、或在事故处理过程中会遇到的辐射防护问题。如对工作人员的进出及其照射剂量的监测、污染扩散、放射性物项的搬移、放射性废物的累积及处置等都要采取必要的措施。
（3）说明参与事故停堆处理计划的工作人员及资格要求。当聘请核电厂外人员参与事故处理工作时，必须确认其工作人员具备从事该项工作的资格要求。
4.3.2.2应对事故停堆处理计划进行严格审查，以确保该计划的实施不会再危及安全或增加辐射后果。
4.3.2.3营运单位在实施事故停堆处理计划时，国家核安全局可根据情况在该计划中选定控制点和见证试验项目。
4.3.2.4营运单位需要修改或补充事故停堆处理计划时，应向国家核安全局提交该计划的修改或补充报告。
4.3.3试验
4.3.3.1营运单位根据事故停堆处理计划中确定的试验项目在反应堆再启动前必须全面完成预
定的试验内容，以验证安全重要物项，特别受停堆事故影响的安全重要构筑物、系统和部件满足原设计要求和有关准则并消除停堆事故对其功能造成的潜在影响。对于安全重要物项的修改试验要满足本导则修改条款的有关要求。
4.3.3.2事故停堆处理计划中由国家核安全局选定的见证试验项目的试验时间如有变更，营运单位必须在见证试验项目开始试验前2日通知国家核安全局。
4.3.3.3营运单位必须根据质量保证的要求，对试验的先决条件、执行的试验程序及试验结果的完整性和正确性进行严格审查和评价，以保证所完成的试验能充分证明其构筑物、系统和部件满
足原设计要求。
4.3.3.4试验项目结束后，营运单位及时写出试验报告。
4.4核电厂再启动
4.4.1启动申请
4.4.1.1导致超过安全限值的事故停堆以及国家核安全局认为重要的核电厂事故停堆，营运单位在完成核电厂事故停堆处理计划并确认核电厂能安全运行时，应尽可能早地向国家核安全局提交启动申请，以保证国家核安全局有足够的时间进行审查。
4.4.1.2营运单位提交的启动申请应包括如下方面：
（1）核电厂事故停堆处理计划完成情况；
（2）事故处理期间发现的问题及其解决措施；
（3）安全重要试验项目的结果及评价；
（4）核电厂再次启动的工作安排及时间进度。
4.4.2启动审查
4.4.2.1国家核安全局审查营运单位提交的启动申请时，如认为启动申请不足以反映核电厂的安全状态时，营运单位应根据国家核安全局的要求提交启动申请的补充报告及专项技术资料。
4.4.2.2国家核安全局可要求营运单位对受到停堆事故影响的某个或某些安全重要构筑物、系统、部件进行功能性试验，以验证其可运行性。
4.4.2.3国家核安全局在审查营运单位启动申请的同时，可根据情况组织核安全专家及现场核安全监督员对核电厂再启动前的安全状态及准备工作进行检查。
4.4.2.4国家核安全局审查启动申请，经确认核电厂具备再启动条件，并批准启动申请后，营运单位方可使核电厂启动、运行
核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状 【摘要】对核电站严重事故下安全壳内氢气燃烧风险相关的火焰加速（FA）与爆燃-爆炸转变（DDT）的关键物理过程、经典分析模型、实验研究进展等进行了介绍。同时，对适用于大尺度空间的燃烧分析软件中存在的问题进行了讨论，对氢气风险研究具有一定参考意义。 【关键词】核电站；严重事故；火焰加速；爆燃-爆轰转变 【Abstract】This paper presents the state of art on Flame Acceleration（FA）and Deflagration Detonation Transit（DDT）researches relate to containment hydrogen combustion risk under nuclear power plant severe accident. Meanwhile，the remained problem in validation of combustion analyzing software is discussed. 【Key words】Nuclear power plant；Severe accident；FA；DDT 0 前言 核电站严重事故条件下，堆芯丧失有效冷却，堆芯余热使得核燃料元件锆包壳不断升温并与水蒸气反应，产生的大量氢气进入安全壳内与空气混合，当氢气浓度等因素满足一
定条件时，即使外界点火源能量较弱，被点燃的可燃混合气也能逐渐由缓慢的层流扩散燃烧逐渐发展为爆燃甚至爆轰，压力载荷可达初始压力的几倍甚至十几倍，这将直接威胁到安全壳的完整性。 三里岛事故（1979）之后，核工业界开始对氢气-空气-水蒸气混合物的燃烧行为开展研究[1]。对于大型干式安全壳，早期的安全分析表明安全壳设计可以承受爆燃（Deflagration）产生的压力冲击。同时，由于导致氢气混合气爆轰（Detonation）所需的能量较高[2]，而安全壳内不存在此类高能火源，因此不可能发生氢气直接爆炸。但在一定条件下氢气燃烧模式可由爆燃转变为爆轰（DDT）。与外点火源引起的爆炸相比，DDT 现象出现不需要点火源提供较高能量，因此更可能在安全壳内发生，但其发生受到混合物组成、几何条件等因素的影响，机理较为复杂，是90年代至今氢气燃烧研究的重点[3]。 本文由火焰加速（FA）及爆燃-爆炸转变（DDT）的基本现象及发展过程出发，介绍了其中涉及的重要的火焰不稳定机制以及经典爆震波理论，同时，对业界开展的大型氢气燃烧实验进行了梳理，并对目前湍流燃烧数值模拟及其在工程中的应用存在的困难进行了分析。 2 火焰加速和爆燃-爆轰转变现象 火焰加速（FA）和爆燃-爆炸转变（DDT）现象本质是
核电厂核事故应急管理条例实施细则之一 核电厂营运单位的应急准备和应急响应 (HAF002/01) 日国家核安全局批准发布） ） （1998年5月12日国家核安全局批准发布 第一章总则 第一条根据《核电厂核事故应急管理条例》的有关规定，制定本实施细则。 第二条本实施细则适用于核电厂营运单位的应急准备和应急响应活动，以 及国家核安全部门对这些活动的审评和监督。 第三条对核电厂营运单位的应急准备和应急响应进行审评、监督的依据是：（一）国家核安全法规。 （二）国家的与原子能、辐射防护、环境保护、公安、卫生和交通等有关的法律与法规。 （三）国家核安全部门审查认可或批准的文件以及发布的其他指令。 第四条国家核安全部门的监督并不减轻核电厂营运单位对核电厂应急准备、应急响应所承担的责任。 第二章应急计划及相关文件的制定与审评 第五条在核电厂不同阶段对核电厂营运单位及有关单位应急准备和应急响 应的要求： （一）可行性研究阶段 在可行性研究报告中，应分析推荐厂址区域的人口特点、地理特征及其他环境特征和在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力。 （二）设计阶段
在核电厂设计阶段，应对核电厂事故状态（包括严重事故）及其后果作出分析，对厂内的应急设施、应急设备和应急撤离路线作出安排。 在初步安全分析报告（PSAR）有关运行管理的章节中，应提出应急计划的 初步方案，其内容包括应急计划的目的、依据的法规和适用范围，营运单位所设置的应急组织及其职责的框架，应急计划区范围的初步测算及其环境（人口、道路、交通等）概况，主要应急设施与设备的基本功能和位置，撤离路线。相关资料可引用PSAR的其他章节的有关内容。 （三）建造阶段 若新建核电厂厂址的邻近已有正在运行的核电厂，则新建核电查供应云单位应针对正在运行的核电厂在事故编制相应的应急准备程序并进行适宜的应急准备。如正在运行的核电厂发生意外事故影响场外时，新建核电厂营运单位应有效实施应急响应，以保证工作人员的安全。 （四）装料前阶段 营运单位的场内应急计划经主管部门审查后应作为独立文件，与最终安全分析报告一并上报国家核安全部门审批，并按本实施细则第六条第（二）款第6 项的规定，进行装料前的应急演习。在运行开始前核电厂营运单位必须做好全部应急准备。 新建的核电厂只有在其场内和场外核事故应急计划被审查批准后，方可装料。 （五）运行阶段 在整个核电厂运行阶段，应急准备应做到常备不懈；应急状态下需要使用的设施、设备和通信系统等须妥为维护，处于随时可用状态。应定期进行核事故应急演习和对应急计划进行复审和修订。 在核电厂出现应急状态时，应有效实施应急响应，及时向国家核安全部门报告事故情况并与场外应急机构协调配合，以保证工作人员、公众和环境的安全。 （六）退役阶段
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
核电厂仪表与控制 第一章： 1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。 2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种：监视功能、控制功能、保护功能。 3.控制功能包括： 1)反应堆控制系统：包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。 2)蒸汽旁路排放控制系统：为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的，它是功率控制系统的辅助系统，在常规岛发生短暂事故时，为了不使反应堆停堆，可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。 3)稳压器压力和液位调节系统：为了调节维持一回路的工作压力不变，同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。 4)蒸汽发生器水位调节系统：作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上，以便消除各种扰动，保证二回路系统的正常运行。 5)汽轮机调节系统：通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。 4.对安全级设备，必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。 第二章： 1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科，自动控制原理是该学科的基础理论。所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下，利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。 2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈，则叫做开环控制系统。凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。 3.一般闭环控制系统：P9 4.阶跃相应的几个动态性能指标: 调节时间Ts：也称为过度过程时间。指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为±5%（或±2%）范围为Δ，并且不再越出这个范围的时间，记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。 衰减比n和衰减率φ：衰减比表示振荡过程衰减的程度，是衡量过度过程稳定程度的动态指标。 5.前馈控制的原理是：当系统受到扰动时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动时被控制量的影响。 6.在DDC系统中，除了被控制过程、检测变送器和执行器以外，就是由硬件部分和软件部分构成的计算机系统。 7.集散控制系统又称分布式控制系统，该系统以网络为基础，采用分布式结构，将控制功能分散，而把操作管理和显示功能集中。它由现场控制站、操作站和高速通信总线等组成。 第三章： 1.核功率是与反应堆的平均中子注量率成正比，而在反应堆中，中子注量率是空间位置的函数。定义：在核电厂中，反应堆释放出来的能量传给了冷却剂，所以，反应堆的热功率，就是由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率。 2.气体探测器的工作原理：以气体探测器的工作原理为基础，气体探测器是一个圆柱形内部充气的密闭容器，容器内有两个相互绝缘的电极，金属圆筒是阴极，圆筒中心的金属丝是阳极，两极之间加有直流高压，当带电粒子，如α粒子在穿过容器内的气体时，可以使其电离产生自由电子和正离子（即离子对）。离子对在极间电场的作用下输出电信号，可以被测量。信号大小能反映粒子能量的强弱。
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。
国家核应急预案 颁布单位：国务院 1总则 1.1根据国务院《核电厂核事故应急管理条例》（以下简称《条例》）和《国家突发公共事件总体应急预案》的规定，为使我国政府在核设施一旦发生严重核事故时，能迅速采取必要和有效的应急响应行动，保护工作人员、保护公众和保护环境，制定本应急预案（也称应急计划）。 1.2本预案主要适用于国家针对核电厂可能发生严重核事故的应急准备和应急响应。我国其它核设施、核活动发生的核或辐射事故和其它国家发生的对我国造成或可能造成辐射影响的核或辐射事故，参照本预案实施。
1.3实施本预案要认真贯彻执行我国核应急管理工作“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”的方针。 1.4本预案是我国进行核应急准备和响应的工作文件，有关地区、部门和单位要遵照执行。 1.5本预案定期进行复审和修订。 2技术基础 2.1应急状态分级 2.1.1核电厂 核电厂的应急状态分为四级，即：应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急（总体应急）。 （1）应急待命。出现可能危及核电厂安全的工况或事件的状态。宣布应急待命后，应迅速采取措施缓解后果和进行评价，加强营运单位的响应准备，并视情况加强地方政府的响应准备。 （2）厂房应急。放射性物质的释放已经或者可能即将发生，但实际的或者预期的辐射后果仅限于场区局部区域的状态。宣布厂房应急
后，营运单位应迅速采取行动缓解事故后果和保护现场人员。（3）场区应急。事故的辐射后果已经或者可能扩大到整个场区，但场区边界处的辐射水平没有或者预期不会达到干预水平的状态。宣布场区应急后，应迅速采取行动缓解事故后果和保护场区人员，并根据情况作好场外采取防护行动的准备。 （4）场外应急。事故的辐射后果已经或者预期可能超越场区边界，场外需要采取紧急防护行动的状态。宣布场外应急后，应迅速采取行动缓解事故后果，保护场区人员和受影响的公众。 2.1.2其它核设施 其它核设施的应急状态一般分为三级，即：应急待命、厂房应急、场区应急。潜在危险较大的核设施可能实施场外应急。 2.2应急计划区划分 2.2.1核电厂 应急计划区划分为烟羽应急计划区和食入应急计划区。前者针对放射性烟羽产生的直接外照射、吸入放射性烟羽中放射性核素产生的内照射和沉积在地面的放射性核素产生的外照射；后者则针对摄入被事故
核设施核事故应急预案与应急准备 [摘要] 介绍以IAEA的要求为指导，以国家相关标准和规定为依据的适应核设施营运单位开展核事故应急工作的相关内容，为开展核设施核事故应急工作提供帮助。 随着科学技术的发展，核安全的要求越来越高，完善核设施核事故应急预案和应急准备，进一步提高核事故应急响应能力是十分重要的。 1 背景 1986-04-26前苏联切尔诺贝利核电站发生了严重的反应堆事故，导致核电站向环境释放了前所未有的放射性核素。这些放射性核素沉降在欧洲、亚洲和北美洲广大地区，引起了明显的放射性污染。事故发生后，苏联政府紧急启动了事先制定的应急预案，疏散了核电站周围30 km范围内的11.6万居民，及时对核电站厂区和周边进行了放射性污染清理。 2011-03-11发生在东北地区太平洋洋面地震和由地震引起的海啸，袭击了日本东京电力公司的福岛核电站，引发了历史以来大规模且长时间的核电站事故。事故发生后，日本政府紧急成立了以首相为部长的核现场应急响应总部，开展了辐射环境应急监测，设定了室内躲避区域，采取了一系列应急响应行动，目前仍在继续实施中。 核设施核事故引起了世界各国的高度关注，认真总结切尔诺贝利和福岛核事故的经验教训，核事故应急准备是否充分、应急响应是否及时是缓解和处理核事故的关键。事先制定切实有效的应急预案是十分必要的，已经成为世界各国的共识。 20世纪70年代美、苏等国就开始了应急预案的研究和应急准备，IAEA从1981年起提出了应急预案的要求[1-2]，出版了系列安全丛书。我国从实行核设施运行许可证制度开始，就将核事故应急预案与应急准备作为运行许可的主要条件之一，将其视为核设施安全屏障的最后一道防线，先后了发布了GB/T17680《核电厂应急计划与准备准则》[3]、GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》[4]、HAD002/06《研究堆应急计划和准备》[5]等标准和规定。 2 核事故应急体系的构成和核事故应急 2.1 核事故应急体系的构成核事故应急体系由3个方面构成。 2.1.1 文件系统建立一个应急体系必须依据国家的相关法规，按照国家和主管部门的有关标准要求，结合营运单位的实际情况，编制适合营运单位核事故应急工作需要的应急预案和具体的执行程序，明确各应急响应小组的应急响应行动。 2.1.2 组织系统一个良好的应急体系必须由训练有素、相互协调的应急组织来构成，并能实施有效的响应行动。应急组织由各学科的专业人员构成，具备在应急响应时胜任相应工作
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目） 先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验 Virtual Reality for Operation and Typical Accidents of Advanced Pressurized Water Reactor 实验指导书 （在线实验版） Experiment Manual（online） 简介 先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导 请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：https://www.doczj.com/doc/8d7264104.html,/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。点击“操作实验”进入在线实验页面。 注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。 插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。 装载完毕后，显示实验开始界面。 点击开始后，进入在线实验界面。分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾 在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。 (1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示； 图 核电站原理展示系统 (2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操 作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。 图核电站运行原理模拟机界面
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制 过 2.过程控制主要是指对热传输的压力液位、流 等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排 等的控制。 3.调节核电厂功率的手段有功率补偿棒组 调节棒组硼溶液的稀释和加硼 4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是 平均温度的折中方案 5.控制棒根据用途的不同，分为安全棒补偿棒 调节棒 6.稳压器压力调节的控制手段有 稳压器水空间内电加热器 的加热、稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的 保护排放 7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响，它取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量 8.正常情况下，蒸汽发生器给水流量由给水泵_______ 和给水 调节阀控制，蒸汽流量则取决于向汽轮机输送的蒸汽 流量，但此流量还受到回路传递热量而产生的 蒸汽产量限制。 9.汽轮机调节系统通过调节汽轮机讲汽阀来调节
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制 过
10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施 功率控制、频率控 字 转换为模拟量 拟量 转换为数字量 。 13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采 样，采样频率是否越高越好？为什么? 经验告诉我们，采样频率越高，取样结果的离散模拟信 号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号，但是，如果采 样频率过高，在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采 样上，而失去了实时控制机会。 频率不小于模拟频谱的最高频率的 现场总线技术控制系统 16.DCS 英文和中文各是什么？并详述 DCS 的结构体系及其功 能。 Distributed control system 集散控 压力控制 应力控制 11.D/A 转换器称为 数字模拟转换器 ,它是把数 12.A/D 转换器称为 模拟数字转换器 ,它是把仝 14.采样定理也叫 香农采样定理 证明如果采样后的 信号可以精确的复原为原来的输入信号，则必须满足 采样 15.数字化计算机监控系统的类型， 随着技术的发展，基本可 以分为直接数字控制系统 集散控制系统 DCS 的结构
编号：SM-ZD-44831 确保核电站安全的措施Through the process agreement to achieve a unified action policy for different people, so as to coordinate action, reduce blindness, and make the work orderly. 编制：____________________ 审核：____________________ 批准：____________________ 本文档下载后可任意修改
确保核电站安全的措施 简介：该方案资料适用于公司或组织通过合理化地制定计划，达成上下级或不同的人员之间形成统一的行动方针，明确执行目标，工作内容，执行方式，执行进度，从而使整体计划目标统一，行动协调，过程有条不紊。文档可直接下载或修改，使用时请详细阅读内容。 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。
核电厂核事故应急管理条例 第一条为了加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害，制定本条例。 第二条本条例适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故（以下简称核事故）应急管理工作。 第三条核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。 第二章应急机构及其职责 第四条全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是：（一）拟定国家核事故应急工作政策； （二）统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作； （三）组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划； （四）适时批准进入和终止场外应急状态； （五）提出实施核事故应急响应行动的建议； （六）审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。 必要时，由国务院领导、组织、协调全国的核事故应急管理工作。
第五条核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责是： （一）执行国家核事故应急工作的法规和政策； （二）组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作； （三）统一指挥场外核事故应急响应行动； （四）组织支援核事故应急响应行动； （五）及时向相邻的省、自治区、直辖市通报核事故情况。 必要时，由省、自治区、直辖市人民政府领导、组织、协调本行政区域内的核事故应急管理工作。 第六条核电厂的核事故应急机构的主要职责是： （一）执行国家核事故应急工作的法规和政策； （二）制定场内核事故应急计划，做好核事故应急准备工作； （三）确定核事故应急状态等级，统一指挥本单位的核事故应急响应行动； （四）及时向上级主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况，提出进入场外应急状态和采取应急防护措施的建议； （五）协助和配合省级人民政府指定的部门做好核事故应急管理工作。
附件4： 2018年度广东省科学技术奖公示表 项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用 主要完成单位中山大学 中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学 主要完成人（职称、完成单位、工作单位）1. 陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 2. 张小英（教授、中山大学、中山大学） 3. 展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 4. 刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 5. 杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 6. 张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 7. 梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 8. 李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学） 9. 王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 10. 王彪（教授、中山大学、中山大学） 11．林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15．段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 项目简介 项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序；形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。主要技术创新包括： 1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。 2.建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5
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
一、核电厂仪表与控制系统概述 1、压水堆核电厂主要有哪些测量系统和控制系统？ 测量系统:核仪表系统、堆芯中子注量率测量系统、反应堆堆芯温度测量系统、反应堆堆芯水位测量系统、控制棒棒位测量系统、汽轮机监测系统、电厂辐射监测系统以及压力测量系统、硼浓度测量系统、机械位移、转速和振动测量系统等 控制系统：反应堆功率调节系统、冷却剂平均温度调节系统、化学和容积控制系统、汽轮机调节系统、蒸汽旁路排放控制系统、稳压器压力调节系统、稳压器水位调节系统、蒸汽发生器水位调节系统、给水流量调节系统、发电机励磁调节系统和除氧器调节系统等 2、压水堆核电厂仪表与控制系统的主要功能是什么？ 系统的功能：监视功能、控制功能、保护功能 3、压水堆核电厂仪表和控制系统的工作特点有哪些？ （1）传感器工作环境恶劣：工作环境中子注量率高、温度压力高、安装空间狭小、要求抗震；（2）设置有安全系统：为保护反应堆安全设置有一系列专设安全系统（例：反应堆保护系统、安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统）必要时启动专设安全设施，保护堆芯安全；（3）核测量仪表的特殊性：a.核探测器输出信号幅值低，现场干扰大，常需采用一些特殊措施以提高信噪比；b.多数探测器都有很高的内阻，可以把他看成一个电流源。要求电路具有高的输入阻抗；c.要测量的中子注量率范围宽，用一种探测器和测量电路难于满足要求，需采用多种探测器；d.信号电缆长，工作环境恶劣，要求具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘特性； 4、压水堆核电厂仪控系统的设备在安全重要性上分哪些级？哪些属于安全级设备？ 安全级设备；是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反应堆排出热量所必须的，或是防止放射性物质向环境过量排放所必须的 安全有关的设备；在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接地作用 非安全重要设备。在实现或保持核电厂安全方面无明显作用 二、自动控制与调节基本知识 1、什么是开环控制系统？其优缺点是什么？ 开环控制系统:系统的输出量与输入量之间不存在反馈。优点是装置简单、成本低、调节快；缺点是调节精度低，抗干扰能力差。 2、什么是闭环控制系统？其优缺点是什么？ 闭环控制系统：凡是系统输出量对控制系统作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。优点是控制精度高，抗干扰能力强；缺点是系统较为复杂，成本高，可能存在振荡现象。 3、请画出闭环控制系统的方框图，并说明其工作原理。
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
核电厂核事故应急管理条例(doc 13页)
核电厂核事故应急管理条例 第一条为了加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害，制定本条例。 第二条本条例适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故（以下简称核事故）应急管理工作。 第三条核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。 第二章应急机构及其职责 第四条全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是： （一）拟定国家核事故应急工作政策； （二）统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作； （三）组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划；
（四）适时批准进入和终止场外应急状态； （五）提出实施核事故应急响应行动的建议； （六）审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。 必要时，由国务院领导、组织、协调全国的核事故应急管理工作。 第五条核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责是： （一）执行国家核事故应急工作的法规和政策； （二）组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作； （三）统一指挥场外核事故应急响应行动； （四）组织支援核事故应急响应行动； （五）及时向相邻的省、自治区、直辖市通报核事故情况。 必要时，由省、自治区、直辖市人民政府领导、组织、协调本行政区域内的核事故应急管理工作。 第六条核电厂的核事故应急机构的主要职责是： （一）执行国家核事故应急工作的法规和政策； （二）制定场内核事故应急计划，做好核事故应急准备工作；
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处