由核殇看核电站安全之重要性 【摘要】：随着核资源广泛利用，核安全也越来越受到人们的关注。在新的安全形势下，特别是近年来，世界范围内核恐怖事件的潜在危险在不断增加，核设施和辐射设施在运行过程中，由于失误等原因引起事故的可能性是客观存在的，针对核安全和辐射安全存在的隐患，应从应急组织体系建设、监测系统开发、人员培训、基本信息数据库的建立、应急决策支持系统开发、完善法规、加强国际合作等方面提出改善我国核安全与辐射安全现状的相关对策，以不断提高我国核安全和辐射安全的水平。 正文： 何为“核殇”？这是我自己对于核事故所起的 名字，因为核事故只要一发生，不管是大是小，都 会带来让人心痛的后果，是故为“殇”…… 1986年4月26日凌晨1时23分，在现为乌克 兰的前苏联境内的切尔诺贝利核电厂发生核泄露 灾难，距今全球共有20亿人口受切尔诺贝利事故 影响，27万人因此患上癌症，其中致死9.3万人。 右图为核事故后的切尔诺贝利核电厂。 1988年1月6日，美国俄克拉何马州的一座核 电站，由于对核材料筒加热不当引起爆炸，造成1 名工人死亡，100人受伤。 1992年11月，法国发生了最严重的核事故： 三名工作人员未穿防护服进入一座核粒子加速器后 受到污染。 1999年，东京附近的一座核反应堆曾发生辐射泄漏，造成2名工人死亡。 1998年到2002年：印度在四年间核电站共发生了6次核泄漏事故。 2003年12月29日：韩国荣光核电厂5号机组发生核泄漏事故。 2004年8月9日，正值日本长崎市民纪念第五十九个“原子弹被爆日”时，日本中部福井县美滨核电站再次发生蒸汽泄漏事故，导致4人死亡，7人受伤。 2005年5月，英国最大核电站、位于英格兰北部的塞拉菲尔德核电站的热氧再处理电厂因发生放射性液体泄漏事件被迫关闭。 太多太多的事故归根结底是因为核安全技术措施还不够到位，而造成核事故损失巨大的则是因为核辐射，可见提高核安全与辐射安全水平的是紧密相关的，核科学技术获得发展和应用的前提是拥有一个高水平的核安全和辐射安全环境。由于核与辐射突发事件的危害性极大，因此，引起世人关注，关于核安全及其应对策略的研究是时代发展的需要。虽然到目前为止，我国还未发生大型的核事故事件，但是为了预防事故可能性，保证核安全，我建议采取相关措施提高我国核安全与辐射安全水平。 一、加强建立应急组织体系建设。 健全核与辐射事故应急组织体系，明确职责，提高自制指挥快速反应能力，是有效应对核与辐射突发事件的前提。建立国家核应急组织、省（自治区、直辖市）核应急组织和地方单位应急组织的三级应急组织体系，明确各级组织的职责，对全国范围内的核安全实施
核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析 文章结合某核电厂安全壳隔离阀密封性试验，介绍了直接测量法的试验原理、操作方法和验收标准，通过贯穿件隔离阀密封性检测实例对试验的实际操作过程进行了阐述，并对试验结果进行了具体的分析和研究 标签：安全壳；隔离阀；密封性试验 1 概论 某核电厂反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶三部分组成的封闭预应力混凝土结构。反应堆安全壳是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器，也称反应堆保护外壳。核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器。 安全壳内外系统管道的连通是通过机械贯穿件来实现的，贯穿件套筒按要求有不同的直径和厚度，以适应所连接的设备及由它们所传递的机械载荷，贯穿件的套筒焊在一块较厚的环形板上，该环形板则焊在安全壳的钢衬里上。机械贯穿件在安全壳内外两侧根据具体情况分别设置隔离阀门，以保证安全壳的密闭性。 安全壳密封性试验的目的是模拟一回路失水事故工况下，验证安全壳的整体密封性。安全壳密封性试验可以分为A类、B类、C类。其中A类试验是指安全壳整体的密封性试验，B类试验是指设备闸门、人员闸门、燃料通道和电气贯穿件的密封性试验，C类试验是指安全壳上所有的机械贯穿件试验，即贯件壳内外隔离阀的密封性试验。一般来说，C类局部密封性试验在每次换料冷停堆时进行，仅有个别十分可靠的机械贯穿件密封性试验每5个换料周期或10个换料周期进行一次。 2 试验原理和方法 直接测量法是安全壳隔离阀密封性试验的一种检测方法，流量补充法和流量收集法，都采用局部加压方式。试验对象为安全壳内外两侧隔离阀以及位于隔离阀和安全壳之间的支路阀门。试验时，气源通过局部检漏仪向隔离阀和边界阀门之间的管道内充压，由施加压力的方向与隔离阀在执行安全功能时受压方向相同，压力达到安全壳设计压力并稳定后，在保持压力不变的情况下，局部检漏仪通过向管道内补充的气体流量与压力的关系计算出隔离阀的泄漏率，并在显示屏中直接给出结果，单位为Nm3/h。流量收集法试验介质一般为水，试验方法相同，采用液态检漏仪加压，可以在试验阀门下游较低点通过容器收集方法确定该阀门的泄漏率。具体检测方法如下：
07核电厂堆芯的安全设计 3、2、3二氧化碳由于二氧化碳的密度和中子吸收截面均较小，其温度和压力变化对反应性的影响可以忽略。 3、3慢化剂慢化剂的选择和燃料在慢化剂中的配置，应以中子经济性最佳化的需要（及由此引起的燃料耗用量最佳化的需要）和满足工程上的要求为依据。主要堆型采用轻水、重水或石墨作为慢化介质。 3、3、1轻水轻水在压水堆和沸水堆中都同时用作慢化剂和冷却剂。这两种功能不能机械地分割。因此 3、2和 3、2、1中关于添加剂、反应性特性、辐照效应等方面的讨论对二者都适用的。 3、3、2重水在重水冷却和慢化的压力管型反应堆中，慢化剂和冷却剂之间有排管容器的排管和压力管把慢化剂和冷却剂分隔开。有时，慢化剂可能含有可溶性中子吸收剂，用于反应性控制或停堆后的反应性抑制。慢化剂还用于冷却各种反应堆构件，如排管容器本身，仪表支承结构、反应性控制装置及其导向管。尽管压力管和排管破裂的可能性极小，但不能完全排除此种可能。发生爆管致使重水冷却剂射入慢化剂区域时，部分慢化剂被冷却剂所取代。如慢化剂中含有吸收剂而冷却剂不含吸收剂，发生上述替代时堆芯反应性就有可能上升。停堆系统的设计必须提供手段使得在发生这一事故时仍能保持停堆状态。反应堆的结构设计中必须考虑慢化剂的流动和温度（例如水力、温差等）的影响。在重水冷却和慢化的压力容器型反应堆中，堆芯区的慢化剂与冷却剂由冷却通道分隔。然而，冷却剂和慢化剂回路可根据电厂的运行工况（如功率运行或余热排出）分隔或连通。在功率运行时，慢化剂通过少量压力补偿孔和冷却剂连通，慢化剂的运行压力和冷却剂相同，而温度则低于冷却剂。慢化剂温度系由一个独立的高压冷却系统保持，在余热排出运行工况下，冷却剂和慢化剂互相连通，两者的压力、温度或液体毒物浓度均无差异。在重水慢化剂中，氚的比放射性会积累得很高，因此慢化剂系统的设计中必须考虑当慢化系统出现大破口时氚化重水释放的可能性。对慢化剂的辐照分解需要采取措施，以控制腐蚀并防止爆炸，详细的讨论见HAD102/08。在某事故工况下，压力管型反应堆中慢化剂具有储存衰变热的能力。
国家标准 《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》 编制说明 （征求意见稿） 标准编制组 2019年12月
压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范 一、任务来源及计划要求 本标准按照国家重点研发计划课题“基础通用与其它关键技术标准研究”（课题编号2017YFF0208004）任务书的要求以及与核工业标准化研究所签订的合同（合同编号为ISNI-KY-24-2019）内容进行编写。本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编。 按照下达的计划，本标准计划于2019年12月31日前完成征求意见稿；于2020年3月31日前完成送审稿；于2020年6月30日前完成报批稿。 二、标准编制组组成 本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编，编制组成员组成如下，详见表1。 表1：标准编制组成员名单 三、编制过程 3.1 总体过程 本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。 3.2 前期准备（2017年7月-2018年12月） 主要任务是成立标准编制小组，明确分工要求，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。 在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，开展调研和文件收集工作。根据依托项目实施经验，确定了本标准编制的主要依据为ASME 规范NE 分卷，并参考国内压力容器设计规范（GB 150-2011）。此外还参考了相关的SRP 及RG导则进行规范的编制工作。
根据核电标准体系研究的前期工作分析结果，确定本标准的最初框架结构为：前言、目次、范围、术语和符号、总论、材料、设计、制造和安装、检测、试验、超压保护和附录。之后根据多次讨论和修改进行了必要的调整。 3.3 征求意见稿编写（2019年1月-2019年12月） 编制组在对参考文件进行详细分析的基础上，结合我国现状起草了本标准的工作组讨论稿，并在院内征求了专家意见。在具体章节编写过程中，对于标准内容的定位和合理安排问题征求了有关专家的意见，最终形成本标准征求意见稿。 3.4送审稿编写（2020年1月-2020年3月） 待广泛征求行业内的专家意见后，标准编写组将根据收到的专家意见对征求意见稿再进行深入地讨论，并对征求意见稿进行修改，按要求形成并提交送审稿。 3.5 报批稿编写（2020年4月-2020年6月） 届时根据标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》送审稿的审查情况，标准编写组将根据审查意见修改送审稿，完成了报批稿编写。 四、标准现状分析 我国监管机构国家核安全局批准出版的《核动力厂设计安全规定》（HAF 102-2016）和《核电厂反应堆安全壳系统的设计》（HAD102/06-1990），从法规和导则层面提出了核电厂安全壳系统和结构设计所需满足的要求，即要求在核电厂寿期内可能发生的所有荷载条件下，应保持安全壳结构的完整性和限制安全壳的泄漏。 因此，本标准在国内首次系统提出了钢制安全壳用材料技术要求、钢制安全壳设计技术要求和钢制安全壳建造技术要求。用于指导压水堆核电厂钢制安全壳设计、建造、试验和验收。 五、标准制修订背景和原则 5.1标准制修订背景 我国是从AP1000技术引进时，开始接触钢制安全壳这种设备，在之前的核电机组中，我国没有采用过钢制安全壳这种形式，国内相关法规及标准都未有涉及。当前我国第三代先进非能动核电站如依托项目（AP1000）、后续项目和示范项目（国和一号），都采用钢制安全壳设计。钢制安全壳是压水堆核电厂事故发生后的最后一道安全屏障，其功能包括余热排出及放射性废物的包容。在事故工
3 初步设计 3．1 一般要求 3．1．1 初步设计文件。 1 设计说明书，包括设计总说明、各专业设计说明。对于涉及建筑节能设计的专dk，其设计说明应有建筑节能设计的专项内容； 2 有关专业的设汁图纸； 3 主要设备或材料表； 4 工程概算书； 5 有关专业计算书(计算书不属于必须交付的设计文件，但应按本规定相关条款的要求编制)。 3．1．2 初步设计文件的编排顺序。 1 封面：项目名称、编制单位、编制年月； 2 扉页：编制单位法定代表人、技术总负责人、项目总负责人和各专业负责人的姓名，并经上述人员签署或授权盖章； 3 设计文件目录； 4 设计说明书； 5 设计图纸(可单独成册)； 6 概算书(应单独成册)。 3．2 设计总说明 3 2 1 工程设计依据。 1 政府有关主管部门的批文，如该项目的可行性研究报告、工程立项报告、方案设计文件等审批文件的文号和名称； 2 设计所执行的主要法规和所采用的主要标准(包括标准的名称、编号、年号和版本号)； 3 工程所在地区的气象、地理条件、建设场地的工程地质条件； 4 公用设施和交通运输条件； 5 规划、用地、环保、卫生、绿化、消防、人防、抗震等要求和依据资料； 6 建设单位提供的有关使用要求或生产工艺等资料。 3. 2．2 工程建设的规模和设计范围。 1 工程的设计规模及项目组成； 2 分期建设的情况； 3 承担的设计范围与分工。 3. 2．3 总指标。 1 总用地面积、总建筑面积和反映建筑功能规模的技术指标； 2 其他有关的技术经济指标。 3．2．4 设计特点。 1 简述各专业的设计特点和系统组成； 2 采用新技术、新材料、新设备和新结构的情况。
核电厂建设审批程序的规 定 Prepared on 22 November 2020
关于核电厂建设审批程序的规定 (讨论稿) 第一章总则 第一条为了适应我国核电工业的发展，加强对核电厂规划工作和项目建设的管理，特制定本规定。 第二条核电厂的建设为国家大型重点项目。因此，必须纳入国家计划，由国家统一规划、立项建设。 第三条核电厂建设的基本程序包括项目建设书、可行性研究、项目设计、建设准备、土建施工和安装、调试和试运行，直到竣工险收等过程。除经国家有关部门批准之外，不允许擅自简化程序和超越阶段审查、审批。 第二章项目建议书 第四条核电厂的初步可行性研究报告工作由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责，并委托有资质的工程设计院编制。由国防科工委负责审查和批准。 第五条核电厂的初步可行性研究报告审批前，必须对厂址进行预评审，并将预评审意见作为初步可行性研究报告的附件一起上报。 第六条项目建议书应根据批准的初步可行性研究报告，由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责编制、上报。由国防科工委提出初审意见，报国家计委审批。(即完成立项) 第三章可行性研究
第七条第七条项目建议书批准后，必须为开展可行性研究准备相关的条件，主要包括： (一）立项目法人，建立项目组织管理机构和规章制度； (二）开展现场有关资料的调研、试验、勘察和测量等； (三）与主要设备供应商开展谈判，并签订意向书(正式合同只有在可行 性研究报告书批复后才能签订)。通过谈判确定核电厂的技术方 案； (四）进行总平面设计，并进行评审； (五）局部开展征地和四通一平等前期工程； (六）落实筹资方案等。 第八条可行性研究报告是在项目建议书批准后，由企业法人的营运单位负责组织编制、上报。可行研究报告的编写应选择有资质的工程设计单位参加，其内容和深度应符合有关规定。《厂址选择报告》、《选址阶段环境影响评价报告》应报国家环保总局审查批准。可研阶段的《劳动安全卫生论证报告》由国家劳动部会同国防科工委审查、批准。国防科工委在接到《厂址选择报告》、《选址阶段环境影响评价报告》、《劳动安全卫生论证报告》的审批意见后，对可行性研究报告进行审查、批准。 第九条项目的可行性研究报告书根据批准的可行性研究报告，由营运单位负责编制，并上报国防科工委。由国防科工委审核后报国家计委，由国家计委审批。
第四章核动力厂的设计安全要求 第一节核动力厂安全目标 一、安全目标 总的安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。 总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。 辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。 技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果。对于在设计核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。并保证有严重事故后果的事故发生的概率极低。 安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。 二、安全目标的实现 辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。 在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析。此种安全分析要考察以下内容，（1）核动力厂所有计划的正常运行模式。（2）发生预计运行事件时核动力厂的性能。（3）设计基准事故。（4）可能导致严重事故的事件序列。 在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急响应的要求。 尽管采取措施将辐射照射控制在合理可行尽量低，并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小，但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括，（1）专设安全设施。（2）营运单位制定的厂内事故处理规程。（3）国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。
Safety is the goal, prevention is the means, and achieving or realizing the goal of safety is the basic connotation of safety prevention. （安全管理） 单位：___________________ 姓名：___________________ 日期：___________________ 辐射防护与核电站安全(标准版)
辐射防护与核电站安全(标准版)导语：做好准备和保护，以应付攻击或者避免受害，从而使被保护对象处于没有危险、不受侵害、不出现事故的安全状态。显而易见，安全是目的，防范是手段，通过防范的手段达到或实现安全的目的，就是安全防范的基本内涵。 辐射存在于整个宇宙空间。辐射防护是研究保护人类和其他生物种群免受或少受辐射危害的应用性学科。辐射分为电离辐射和非电离辐射两类。α射线、β射线、γ射线、X射线、质子和中子等属于电离辐射，而红外线、紫外线、微波和激光则属于非电离辐射。在核能领域，人们主要关心的是电离辐射可能产生的健康影响及其防护。通常将电离辐射简称为辐射或辐射照射。 人类有史以来一直受着天然电离辐射源的照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。事实上，辐射无处不在，食物、房屋、天空大地、山水草木乃至人们体内都存在着辐射照射。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射（约76.58％）和医疗（约20％），核电站产生的辐射剂量非常小（约0.25％）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。 核能应用领域的辐射照射来源于核能产生装置（如核电站）在运
核电工程建设进度控制的关键路径分析 发表时间：2017-06-13T16:19:24.933Z 来源：《电力设备》2017年第6期作者：龙球刘慧[导读] 摘要：文章以某核电工程为例，分析研究核电工程建设进度控制关键路径。 （中核集团中国核电工程有限公司 100840） 摘要：文章以某核电工程为例，分析研究核电工程建设进度控制关键路径。研究结果显示，核电工程建设进度控制关键路径包括：一是核岛土建，二是核岛安装，三是单系统调试，四是联合调试。其中，核岛土建进度控制关键路径是：一是厂房主体施工，二是预应力张拉，三是重点区域的移交，四是关键接口的移交。核岛安装的进度控制关键路径为：一是冷态调试，二是单系统调试，三是联合调试。 关键词：核电工程建设；进度控制；关键路径 不同的核电工程特点不同，建设进度控制的关键路径也就会有所不同，在建设核电工程时可以合理的借鉴和参考其他核电工程进度控制关键路径，提高核电工程建设质量，降低核电工程建设成本。 1核电工程核岛土建进度控制的关键路径分析 1.1核电工程土建主体进度控制关键路径 土建工程进度控制的关键路径是：一是厂房主体建设，二是预应力拉张工程。在核电工程建设过程中，对土建工程安装有较大影响的因素有：一是房间的移交，二是土建接口的移交。对此，在土建工程建设中不仅要对厂房主体进度进行控制，还需要对接口的移交进行控制，特别是在土建工程安装初期，移交工作量非常大。厂房主体是土建工程施工的关键环节，厂房主体的施工阶段有：一是负挖，二是地质检查，三是防水层施工，四是筏基施工，五是贯穿件安装，六是底板安装，七是混凝土施工，八是内部结构施工，九是环吊安装，十一是穹顶预制，十二是穹顶吊装，十三是预应力张拉工程。 其中，环吊支架安装已经成为环吊轨道安装的基础，安装人员一定要严格按照顺序进行安装。预应力工程建设对于贯穿件的安装进度影响较大，也属于进度控制的关键路径。 1.2土建房间移交的进度控制关键路径 土建房间移交建设已经成为土建接口安装的关键体现，以文章某市核电工程为例，该核电工程有土建房间1700个，在土建房间移交的过程中必须保证核岛安装的顺利开展，这也是核电工程建设的根本目的。在土建房间移交进度控制过程中，必须要合理制定土建房间移交进度控制计划，加大土建房间移交建设力度。 1.3土建安装接口的移交 土建安装接口对于整个核电工程建设都有着较大影响。除此之外，核清洁也是核电工程建设进度控制的关键路径之一。核清洁在调试后，关键集中在土建厂房，在核清洁过程中，同时可以展开以下工作：一是核岛安装前的检查工作，二是核岛保温安装，三是阻尼器的安装，四是安全壳打压试验。核清洁需要大概60天的时间，时间相对较短，但是现场协调的难度相对较大，需要安装人员谨慎对待，保证整个核电工程建设进度。核清洁是开展安全壳打压试验的前提和基础。 2核电工程核岛安装的进度控制关键路径 2.1核岛安装工程量的分析 文章某核电工程内部设置有12个机电安装包，结合实际情况合理借鉴了法国机电安装包的安装模式，主要以“点”为安装计算单位，每个点值都代表了工人一小时的安装量。核岛安装包括：一是辅助管道安装，二是电气设备安装。其中，辅助管道安装量占核岛安装工程量的45%，电气设备安装量占核岛安装工程量的35%。对此，辅助管道安装和电气设备安装都是核电安装中需要谨慎对待的。在辅助管道安装完成之前还需要设置633个回路检查和实验工作，这也是辅助管道安装的关键内容。无论是辅助管道安装还是电气设备安装对于安装技术的要求都比较高，建设企业必须引进先进的安装技术，并保证安装技术应用的合理性。 2.2核岛安装进度控制关键路径分析 核岛安装进度控制关键路径受到以下几个因素的影响：一是核岛安装工程量，二是土建房间移交特性，三是联合调试系统实际需求，四是土建房间系统的分布情况。核岛安装进度控制关键路径包括：一是回路蒸汽系统，二是轨道安装，三是环吊安装试验，四是主回路设置，五是水管线安装，六是区管道安装，七是常规岛安装，八是发生器安装，九是试验。核岛安装过程中需要涉及以下几个系统：一是反应堆厂房吊装系统，二是冷却剂系统，三是核回路冲洗系统，四是余热排除系统。核电安装进度控制路径和土建工程进度控制路径紧密相联，其中，环吊移交是进度控制关键路径中最为关键的，环吊安装又是穹顶安装的基础和前提，技术难度相对较大。 核电安装的另一个进度控制路径为：一是设备冷却系统的安装，二是泵房安装，三是混凝土管道安装，四是设备管道安装。这一核电安装进度控制路径所涉及到的系统有：一是消防水生产系统，二是水泵房通风系统，三是机电房通风系统，四是设备冷却水系统，五是盐水分配系统，六是通风系统，七是注射系统。 核岛调试也是进度控制关键路径，核岛调试方式有以下几种：一是单系统调试，二是系统联调。调试人员要先调试单系统，然后再进行系统联调，顺序不能改变。不同的系统功能和特性不同，对调试的要求也会有所不同。 结语： 不同的核电工程特点不同，建设进度控制的关键路径也就会有所不同，在土建工程建设中不仅要对厂房主体进度进行控制，还需要对接口的移交进行控制。环吊支架安装已经成为环吊轨道安装的基础，预应力工程建设对于贯穿件的安装进度影响较大，安装人员一定要严格按照顺序进行安装。在土建房间移交进度控制过程中，必须要合理制定土建房间移交进度控制计划，土建安装接口对于整个核电工程建设都有着较大影响。核清洁也是核电工程建设进度控制的关键路径之一，核清洁需要大概60天的时间，时间相对较短。辅助管道安装和电气设备安装都是核电安装中需要谨慎对待的，无论是辅助管道安装还是电气设备安装对于安装技术的要求都比较高，建设企业必须引进先进的安装技术。核电安装进度控制路径和土建工程进度控制路径紧密相联，环吊安装又是穹顶安装的基础和前提，技术难度相对较大。核电工程建设进度控制对于技术人员的专业水平和综合素质都提出了较高的要求，企业必须加强技术人员培训，提高技术人员的专业水平。 参考文献： [1]刘鑫. 基于关键链方法的充电站建设项目进度管理研究[D].华北电力大学（北京），2016. [2]陈山根. 华能石岛湾高温堆示范电站进度控制研究[D].哈尔滨工业大学，2016.
( 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
核电厂的安全壳设计 1 引言 为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。安全壳是实现上述改进的一个关键设施。它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。 2 AP1000 安全壳设计概述 AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。 如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。 安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。 安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。
美国核管会，10 CFR Part 50, Appendix A，核电厂设计总则 Appendix A to Part 50--General Design Criteria for Nuclear Power Plants Table of Contents ?Introduction ?Definitions o Nuclear Power Unit o Loss of Coolant Accidents o Single Failure o Anticipated Operational Occurrences CRITERIA
Introduction Pursuant to the provisions of § 50.34, an application for a construction permit must include the principal design criteria for a proposed facility.
The principal design criteria establish the necessary design, fabrication, construction, testing, and performance requirements for structures, systems, and components important to safety; that is, structures, systems, and components that provide reasonable assurance that the facility can be operated without undue risk to the health and safety of the public. These General Design Criteria establish minimum requirements for the principal design criteria for water-cooled nuclear power plants similar in design and location to plants for which construction permits have been issued by the Commission. The General Design Criteria are also considered to be generally applicable to other types of nuclear power units and are intended to provide guidance in establishing the principal design criteria for such other units. The development of these General Design Criteria is not yet complete. For example, some of the definitions need further amplification. Also, some of the specific design requirements for structures, systems, and components important to safety have not as yet been suitably defined. Their omission does not relieve any applicant from considering these matters in the design of a specific facility and satisfying the necessary safety requirements. These matters include: (1) Consideration of the need to design against single failures of passive components in fluid systems important to safety. (See Definition of Single Failure.) (2) Consideration of redundancy and diversity requirements for fluid systems important to safety. A "system" could consist of a number of subsystems each of which is separately capable of performing the specified system safety function. The minimum acceptable redundancy and diversity of subsystems and components within a subsystem, and the required interconnection and independence of the subsystems have not yet been developed or defined. (See Criteria 34, 35, 38, 41, and 44.) (3) Consideration of the type, size, and orientation of possible breaks in components of the reactor coolant pressure boundary in determining design requirements to suitably protect against postulated loss-of-coolant accidents. (See Definition of Loss of Coolant Accidents.) (4) Consideration of the possibility of systematic, nonrandom, concurrent failures of redundant elements in the design of protection systems and reactivity control systems. (See Criteria 22, 24, 26, and 29.)
关于核电厂建设审批程序的规定 (讨论稿) 第一章总则 第一条为了适应我国核电工业的发展，加强对核电厂规划工作和项目建设的管理，特制定本规定。 第二条核电厂的建设为国家大型重点项目。因此，必须纳入国家计划，由国家统一规划、立项建设。 第三条核电厂建设的基本程序包括项目建设书、可行性研究、项目设计、建设准备、土建施工和安装、调试和试运行，直到竣工险收等过程。除经国家有关部门批准之外，不允许擅自简化程序和超越阶段审查、审批。 第二章项目建议书 第四条核电厂的初步可行性研究报告工作由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责，并委托有资质的工程设计院编制。由国防科工委负责审查和批准。 第五条核电厂的初步可行性研究报告审批前，必须对厂址进行预评审，并将预评审意见作为初步可行性研究报告的附件一起上报。
第六条项目建议书应根据批准的初步可行性研究报告，由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责编制、上报。由国防科工委提出初审意见，报国家计委审批。(即完成立项) 第三章可行性研究 第七条第七条项目建议书批准后，必须为开展可行性研究准备相关的条件，主要包括： (一）立项目法人，建立项目组织管理机构和规章制度； (二）开展现场有关资料的调研、试验、勘察和测量等； (三）与主要设备供应商开展谈判，并签订意向书(正式合同只有在可行 性研究报告书批复后才能签订)。通过谈判确定核电厂的技术方 案； (四）进行总平面设计，并进行评审； (五）局部开展征地和四通一平等前期工程； (六）落实筹资方案等。 第八条可行性研究报告是在项目建议书批准后，由企业法人的营运单位负责组织编制、上报。可行研究报告的编写应选择有资质的工程设计单位参加，其内容和深度应符合有关规定。《厂址选择报告》、《选址阶段环境影响评价报告》应报国
安全壳隔离系统（EIE） 一、作用 安全壳隔离系统（EIE）用在事故发生时，放射性裂变产物有可能从堆芯释放出来的情况下，确保安全壳的密闭。 隔离装置的目的是应保持安全壳封闭体整体的完整性，保证在正常运行和事故发生时安全壳的完整。或将有缺陷的系统与其压力源隔离。 二、系统的描述 安全壳隔离系统（EIE）使用以下类型的隔离阀门。及其配置情况（见图1.3.3-1）：（1）安全壳内侧一只手动闭锁阀，外侧一只手动闭锁阀。 （2）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只手动闭锁阀。 （3）安全壳内侧一只手动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。 （4）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。 （5）安全壳内侧一只止回阀，外侧一只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于进入管线）（6）安全壳外侧两只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于安全壳内闭合管线） 在各隔离阀之间的管段中，当阀门关闭时，由于留在其中液体的热膨胀可能会形成超压，一般是在绕过安全壳内隔离阀的反向管线上放置止回阀或泄压阀进行超压保护。 三、系统的运行 安全注射时，安全壳第I阶段隔离，对以下系统发生作用： （1）安全注射系统（RIS）：试验管线； （2）化学和容积控制系统（RCV）：下泄管线，轴封水回程管线和上充管线； （3）反应堆硼和水的补给系统（REA）：补充水分配管线； （4）核岛排气及疏排水系统（RPE）：反应堆冷却剂排放管线，工艺排水管线，地面排水管线，含氢排放管线； （5）设备冷却水系统（RRI）：稳压器泄压箱和过剩下泄热交换器管线； （6）蒸汽发生器排污系统（APG）； （7）安全壳内大气监测系统（ETY）； （8）核岛氮气分配系统（RAZ）； （9）核取样系统（REN）：除反应堆冷却剂取样所需管线外的所有管线。 安全壳喷淋系统启动时，实施第II阶段隔离，对以下系统发生作用： 152