中华人民共和国核安全法规体系简介 二○○七年六月
中华人民共和国核安全法规体系简介 一、核安全法规文件体系包括： 第一层次：由国务院发布的“行政法规”，共3个； 第二层次：由国家核安全局及相关部门发布的“部门规章”，共21个; 第三层次：由国家核安全局发布的“核安全导则”,共约70个； 第四层次：由国家核安全局发布的“技术文件”，近百个。 其中第一、第二层次的文件通称为“核安全法规”。 二、中华人民共和国核安全法规-—法规是必须遵循的 1995年国家核安全局出版过核安全法规汇编 1998年国家核安全局对1995年版汇编进行了补充和修订，重新进行了编号。 目前的核安全法规共分8个系列：HAF系列 HAF0xx/yy/zz—-通用系列 HAF1xx/yy/zz——核动力厂系列
HAF2xx/yy/zz——研究堆系列 HAF3xx/yy/zz——核燃料循环设施系列 HAF4xx/yy/zz——放射性废物管理系列 HAF5xx/yy/zz-—核材料管制系列 HAF6xx/yy/zz——民用核承压设备监督管理系列
HAF7xx/yy/zz——放射性物质运输管理系列 目前我国共有三个行政法规（核安全法规） HAF001中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 HAF002核电厂核事故应急管理条例 HAF003中华人民共和国核材料管制条例 每个核安全行政法规下又有若干实施细则、实施细则附件等部门规章，目前共有21个部门规章 通用系列： HAF001/01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一—-核电厂安全许可证件的申请和颁发 HAF001/01/01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一 附件——核电厂操纵人员执照颁布发和管理程序 HAF001/02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
https://www.doczj.com/doc/ab8029120.html,/
核电厂1、2号机组（选址阶段）项目社会稳定风险评估报告&国家发改委甲级资 质 1.成功丰富的案例 我们的项目团队已完成多个项目社会稳定风险评估报告编制工作，为客户完满完成了项目社会稳定风险评估，研究项目涉及行业达三十余个，为客户解决了企业融资、对外招商合作、国家发展和改革委（以前的计委）立项、银行贷款、境外投资项目核准等需求。 2.专业撰写的团队 由行业资深专家、博士、高级工程师、注册会计师、造价师、咨询师等专业人士组成的项目小组，为您编制专业、高水准的项目社会稳定风险评估报告。 3.行业专家团队 我们拥有高素质的、专业化的行业研究团队，我们的研究人员具有不同背景和资历，拥有多种专业学历背景：社会学，统计学，心理学，营销，贸易，数学等，其中三分之二以上具有相关行业的多年从业经验，研究员对市场趋势具有敏锐的洞察力。 4.国家发改委甲级资质 按国家发展和改革委相关规定，用于立项审批的社会稳定风险评估报告需要有具有国家发改委颁发的工程咨询资格的单位编写，本机构可提供国家
发改委颁发的甲级工程咨询资质，保证项目顺利的通过发改委审核立项。主要专业资质范围(参考第六章)。 【报告目录】 第一章核电厂1、2号机组（选址阶段）项目基本情况 第一节、项目概况 一、项目单位 二、拟建地点 三、建设必要性 四、建设方案 五、建设期 六、主要技术经济指标 七、环境影响 八、资源利用 九、征地搬迁及移民安置 十、社会环境概况 十一、投资及资金筹措 第二节、评估依据 第三节、评估主体 一、拟建项目的评估主体指定方 二、评估主体的组成及职责分工 第四节、评估过程和方法
中国内陆核电项目建设必须慎而又慎 福岛核电站事故之后，我国核电站建设一度停滞。近期，随着中央高层支持核电建设的态度日益明确，核电项目建设高潮即将到来。而争议更大的内陆核电项目似乎也将开始建设。据《上海证券报》报道，中广核集团已于10日与贵州省发改委、能源局签订投资意向协议，拟投资380亿元在贵州铜仁等地建两座核电站，建设时间为2014年至2020年。其中，铜仁核电站总投资350亿元，为两台125万千瓦核电站，将在德江、思南、沿河县等选址，目前厂址普选报告已通过专家审查。另一项目为两台10万千瓦小型堆核电站，总投资30亿元，将在兴义、镇宁、玉屏等地选址，据悉，目前《贵州核电小型堆核电项目方案》已经完成。不仅是贵州，其他内陆地区也提出要建设核电站。据报道，近两年的全国两会上，江西、湖南、湖北核电项目进展较快的中部省份，均提交了重启内陆核电项目的相关建议和提案。今年3月，江西省政府召开常务会议强调要“密切关注国家内陆核电政策，跟进、推动彭泽核电项目”；5月，江西省发改委举行《江西省电力中长期发展规划》新闻发布会，提出“力争2020年投产一台核电机组”的目标。中国的核电项目特别是内陆核电项目建设应当慎重、慎重、再慎重。核电项目的最大隐患是机会风险极大，美国三里岛以及日本福岛核电站事故便是例证。而对于内陆核电项目来说，其机会风险更大，容不得事故的发生。一旦发生事故，其灾难性影响将难以预计。铜仁境内水流属于长江流域的沅江水系和乌江水系，一旦在此建设的核电项目发生事故，将对长江水系产生致命性的破坏，
从而对沿江居民生产、生活将产生无法估量的负面影响。由此来看，中国的核电项目建设应当慎重，内陆核电项目建设更应慎重，应该更多地考虑节能、太阳能、风电、页岩气以及其他的清洁能源来代替核电需求。
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。
YF-ED-J1656 可按资料类型定义编号 核电厂厂址选择安全规定 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
核电厂厂址选择安全规定实用版 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。 1引言 本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。 本规定的范围包括与运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态）有关的厂址的和厂址与核电厂相互影响的各种因素以及对安全有重要影响的所有外部自然事件和人为事件. 本规定的目的是给出适用于运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的
事故状态）的准则和程序，以提出关于下述各项内容的基本要求： （1）规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围； （2）评价推荐厂址，以保证能充分考虑到与厂址有关的自然现象及特征； （3）分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力； （4）确定与厂址有关的设计基准； （5）规定许可证申请者在厂址评价中的任务； （6）说明国家核安全部门在厂址评价中的任务。 本规定3.1条所列总准则用于： （1）选择若干推荐厂址，并评价它们是否
附件 2 核电厂操纵人员模拟机考试实施细则 （征求意见稿） 第一章总则 第一条为进一步规范核电厂操纵人员全范围模拟机考试，根据《核电厂操纵人员培训与执照考核管理办法》《核电厂操纵人员执照考核》等有关规定并结合行业实践，制定本细则。 第二条本细则适用于核电厂操纵人员取照和执照转移考试中的模拟机考试，换照考试可参照执行。 第三条核电厂操纵人员资格审查委员会（以下简称“资审委”）负责： （一）组织审查新建核电厂首批操纵人员取照考试模拟机试题； （二）组织审查新建核电厂首批操纵人员考试用模拟机的适用性； （三）审查模拟机考试考官资格； （四）审查模拟机考试过程文件。 核电厂操纵人员考评委员会（以下简称“电厂考委会”）负责本电厂操纵人员模拟机考试的组织实施工作，主要职责如下：（一）组织编制和审查模拟机考试试题；
（二）根据模拟机考试需求,安排合格且数量充足的考官； （三）提前公布考生分组及模拟机考试安排； （四）确保模拟机的性能满足考试要求； （五）组织模拟机考试的实施与监督。 第二章考试准备 第四条电厂考委会应制定考试准备计划，保障考试需要的人员和资源，应提前2周公布考试计划和考生名单，同时告知核电行业主管部门及核安全监督管理部门。 第五条为了保证考试的公平公正，凡是与模拟机考试相关的人员、文件及实施过程等必须严格保密，保密要求见附录一。 第六条电厂考委会成立试题开发小组、考评组，并保障一定数量的考试支持人员。相关人员的资格与职责见附录二。 第七条考试用全范围模拟机应能真实、全面反映核电厂参考机组的实际情况，因变更而导致的不一致应满足相关法规和标准的要求。模拟机性能具体要求参见附录三。新建核电厂首次考试用模拟机应通过资审委组织的审查,审查报告应作为操纵人员资格审查的支持性文件。 第八条模拟机大厅和远程停堆站（备用停堆站）应配置与参考机组相同的受控文件，如运行规程、管理程序、核事故应急预案、严重事故管理导则、运行流程图、技术规格书等，如果部分文件在模拟机培训和考试期间不使用可以考虑不配置，相应文件的摆放也应尽可能同参考机组。如参考机组采用电子
案例 4 大亚湾核电站选址 改革开放之初，广东省电力工业发展很快，但由于一次能源的利用及经济增长迅猛等方面的原因，电力仍然出现供不应求，为了逐步满足实现四个现代化对电力的紧迫需要，在发展烧煤、油页岩和水力发电的同时，在广东省兴建核电站是十分必要的。 当时香港九龙地区的电力发展速度一直较快，但由于世界能源危机，某些石油输出国政治上动荡，油价暴涨对港九的电力工业发展也产生了影响，从长远来看，港九在新建烧煤电厂的同时，发展核电在经济上是很有利的。 广东、香港在地理上毗邻，在经济上关系密切，广东省电力公司和中华电力公司于1979年签订了买电协议，实现了广东电网与九龙电网的联网和建立起友好的合作关系，为适应今后双方用电的需要和能源的多样化，同时发展核电是双方共同的愿望，利用广东可兴建核电站的地理条件和利用港九和广东电力销售的市场，合资在广东兴建核电站的前提条件是优越的。 从安全和技术上来分析，核能发电在世界上已经达到了成熟的阶段，从经济上分析，虽然建设时投资较大，但其发电成本低于烧煤电厂，一般比烧油电厂更低得多，世界上一些发达的国家大力发展核电，第三世界的一些燃料资源比较缺乏的国家也相继建设各种类型的核能发电站，因此，在广东合资兴建核电站项目是可行的。 但出于核电站具有核泄漏造成放射性危害的风险，因此，建造核电站的厂址选择至关重要，需考虑地理条件、水源情况、负荷中心、供电香港等特点。 当时，根据核电站的厂址要求，选址小组成员在深圳市、惠阳地区和惠东地区先后踏勘了深圳湾、大鹏湾、大亚湾一带的赤湾、小梅沙、溪冲、土洋、迭福、西冲、长咀角和湖头角等十几个点，经过初步分析、选择了深圳市的土洋、西冲和惠东县的湖头角三个厂址作进一步的选址工作。后由于西冲厂址的地质构造条件较差，故又在深圳市补选了东山厂址，放弃了西冲厂址。 随后，选址小组成员对上述三个厂址开展了地震地质勘探和气象、水文、环境调查等工作，并对各项指标进行了技术条件和经济效果的分析比较。 1.厂址技术条件比较 2．经济比较 （1）三个厂址中湖头角厂址的经济效果比较差，主要是山于 400KV和 500KV输电线路长，比土洋厂址长253公里，比东山厂址长194公里。不仅投资大，而且运行线路损失也大。冷却水采用表层取水，其效果也不及土洋、东山厂址的深层取水方案运行经济性好。 （2）土洋厂址与东山厂址相比，东山厂址的投资较高于土洋厂址，主要表现在：由于东山厂址较土洋厂址远离深圳市和广州市，所以： 400KV和 500KV输电线路增加 59公里； 公路改修长度增加 25公里。 基于厂址总平面布置方案，东山厂址又比土洋厂址增加土石方量约100万立方。 3．对三个厂址的综合评价意见 （1）湖头角厂址由于大埔一海丰断裂在厂址附近通过，厂区内某些小断裂又与主干断裂很近，所以区域地质稳定性可能会受到影响。 （2）土洋厂址和东山厂址的区域地质相对比较稳定，工程地质也满足要求，电站正常和事故情况下放射性排放对广东和香港居民的影响均为安全，其它方面也能满足核电站的要求，作为核电站厂址都是可行的。 （3）从技术条件和经济效果分析，土洋厂址较好于东山厂址。但是土洋厂址也有其不利的
关于M310机组和华龙一号机组余热排出系统的差异分析 发表时间：2019-06-03T11:31:56.060Z 来源：《电力设备》2019年第1期作者：王飞1 黄宇辉1 周海涛2 张少伦2 [导读] 摘要：核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却，反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。 （1 中国核电工程有限公司华东分公司浙江嘉兴 314300； 2 福建福清核电有限公司福建福清 350318） 摘要：核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却，反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。本文主要对余热排出系统在M310机组和华龙一号机组中的差异进行分析，以期对相关人员有所帮助。 关键词：余热排出系统差异分析；调试试验；系统调试引言： 核电厂正常运行时，核反应产生的能量由反应堆冷却剂经蒸汽发生器传递给二回路系统，并通过汽轮发电机转化成电能。反应堆停堆后，堆芯由于裂变产物的衰变，仍然会在很长一段时间内持续释放出功率，加之反应堆冷却剂和设备的显热及主泵运行产生的热量，这些热量都需要排出。停堆初期堆芯余热仍由蒸汽发生器通过二回路以蒸汽的形式排放，当二回路或蒸汽发生器不能再运行时则由余热排出系统来承担。余热排出系统带出的堆芯热量通过热交换器（设备冷却水系统）、重要厂用水系统传递到电厂的最终热阱—海水，使反应堆进入冷停堆状态[1]。在反应堆冷却剂系统小破口事故下和在冷停堆期间，通过余排系统的卸压阀在一回路超压时泄压，承担安全功能。同时可通过系统低压下泄管道在一回路压力下降到正常下泄系统无法运行时，承担下泄功能，并完成冷却剂的净化。因此，余热排出系统的差异分析和系统试验和系统调试显得尤为重要。 1.余热排出系统的组成及工作原理 余热排出系统由两台并联的6.6KV的电动泵、两台并联的管壳式热交换器、小流量管线、旁路和热交换器管路各一台气动调节阀及相关管道阀门组成。工作原理：系统从反应堆冷却剂系统2环路热段取水，经过余热排出泵，流经旁路和热交换器（通过3个气动调节阀控制通过旁路和热交换器的流量，从而实现升降温速率），经系统出口管道分别流经安全注入系统的安注箱出口管道打入反应堆冷却剂系统1、3环冷段。 2.余热排出系统总体设计差异 M310机组余热排出系统在反应堆厂房内，华龙一号机型系统余热排出系统除了和RCS的接口管道及先导式安全阀外，其余设备和管道均在核辅助厂房-12m。为满足0.3g抗震设计要求，华龙一号机组需要降低主回路标高，从而降低作用在主回路设备上的地震加速度，在反应堆厂房下部的空间被压缩，部分辅助系统物项无法布置，故在华龙一号现有布置空间条件下综合考虑将余热排出系统主要设备布置在辅助厂房，基于壳外布置，为了降低安全壳旁通型LOCA的发生，余热排出系统采用了全压设计，设计压力（6.21 MPa）和设计温度（180℃），采用同等级的材料来确保余排系统壳外部分的能承受反应堆冷却系统运行压力。 M310机组以《RCC-P 法国90 万千瓦压水堆核电站系统设计和建造规则》规定了余热排出系统相关的设计准则和安全要求；华龙一号以《ACP1000核岛主要系统设计准则》为标准规定了余热排出系统的相关设计准则和安全要求。 3.设备差异化分析 3.1 余热排出泵 余热排出泵的数量均为两台单级式电动泵，每台泵均由反应堆冷却剂润滑机械密封，润滑剂通过辅助热交换器由设备冷却水冷却；布置方面均采用卧式。M310机组余排泵额定流量为910 m3/h，再循环流量为120 m3/h，电机为风冷却。华龙一号机组余排泵额定流量为610 m3/h，再循环流量为130 m3/h，电机为设冷水冷却，但余排泵的机封在泵停运时，机封冷却水管道不能形成循环，故设冷水不能完成机封的冷却。 相比于M310机组，华龙一号余排吸入管道总长由3.5m左右延长到75m左右，余排返回管道总长由17m左右增加到130m；经力学计算热应力问题，在贯穿件附近管道布置有多个π型弯头。在额定流量下，基于华龙一号的布置，得出余热排出泵需要克服的阻力增大，初步估算余排系统阻力已经超过原有余排泵扬程77m。此外，在介质已经处于很高流速情况下，余排吸入和返回母管长度增大数倍，且有很多弯头，长距离输送高速流动介质存在很大危险性。一是冲刷腐蚀，管道壁厚逐渐变薄，增大了管道断裂的几率；二是管线如果长期处于振动状态，容易遭受疲劳破坏，进而引发管线破裂。故采用额定流量为610 m3/h的凯士比产的核级泵。余排泵扬程从115m降低到67m，可用汽蚀余量从10.2m提高到16.8m。改进后的RHR泵的设计参数更加合理，降低了泵的电功率，提高了泵运行的安全性和经济性。 3.2 余热排出热交换器 热交换器的数量一致均为两台；类型均为管壳式；M310采用立式布置，设计压力为4.75 MPa.g。华龙一号采用卧式布置，设计压力6.21 MPa.g，在热交换器的上下游各增加了排气排水管道，管侧的进口流量为610m3/h温度60℃，壳侧进口流量1000m3/h温度35℃，根据设备的换热能力进行校核计算后，得到降温速率转折点对应停堆时间9.8h、反应堆冷却剂温度100℃，从一回路开始冷却到一回路冷却至60℃停堆所需时间18.7h。满足20h停堆时间要求。 3.3 安全阀 M310机组余热排出系统设计为2组先导式安全阀，布置在余热排出泵下游，保护阀开启定值4.5、4.0Mpa.a关闭定值4.2、3.7Mpa.a。华龙一号机组余热排出系统设计为3组先导式安全阀，布置在余热排出泵上游，反应堆厂房内，保护阀开启定值3.4、3.5Mpa.a关闭定值 3.1、2.5Mpa.a。华龙一号机组在热交换器下游新增了一个起跳压力为 4.2Mpa.a，排量为2.3m3/h的安全阀。 4.主要控制逻辑差异 通过对比华龙一号RHR系统与M310机型在逻辑方面有所不同：华龙一号机组在自动补水触发后，启动RSI004PO，M310机组自动补水时启动RCV002/003PO。打开RIS013、029VP，关闭RCV034VP。华龙一号机组增加了余热排出系统自动隔离信号的逻辑，自动隔离信号触发后RHR001、021、030、031VP会自动关闭，若RHR001、002PO在运行会自动停运。华龙一号机组余热排出泵，增加了自启动逻辑（在运行中因断电等类似因素造成的停泵，在恢复启泵条件后会自动启动）。 5.调试试验差异分析
核电厂选址及环境影响评价应关注的问题 1 引言 伴随我国经济建设的快速发展以及能源需求和环境保护压力的日益增大，从可持续发展的战略考虑，积极发展核电已成为共识。国家《核电发展中长期规划（2005-2020）》的颁布更是在我国掀起了一股核电建设的高潮，到目前为止已有二十余个省份先后开展了核电厂选址工作。由于我国是一个人口众多且人口分布不均匀、经济发展不均衡的国家，在当前核电建设形势下，如何在既满足法规要求的前提下科学合理地开展核电厂选址又使得核电厂与当地经济、社会、环境协调可持续发展，是从事核电厂选址和核安全监管人员共同关注的问题。本文结合笔者在核电厂选址工作中的经验，根据核安全以及环境保护的有关法规要求，重点分析了我国核电厂选址及环境影响评价的特点，并提出了我国核电厂选址及环境影响评价应关注的问题。 2 核电厂选址应关注的核安全和环保问题 笔者参与了多个核电项目的规划选址和初可研报告编制及评审，以下就核电厂选址从核安全和环保角度展开探讨，并提出值得关注的问题。 2.1 关于核电厂选址的法规要求 根据我国《核电厂厂址选择安全规定》，以及国内外核电厂选址有关法规要求，在核电厂选址中需要评价三个方面的基本内容。其一是厂址外部环境对核电厂安全可能产生的影响，包括外部自然和人为事件；其二是核电厂对厂址周围区域环境可能产生的影响，其中包括自然环境和社会环境；第三点是实施应急计划的可行性，即在假定核电厂发生需要采取应急的事故工况下，厂址周围区域特征对实施应急计划的影响。对于一个特定厂址，如果在上述三个方面不存在影响厂址可接受性的因素或者能够通过采取工程措施解决可能存在的不利因素，那么该厂址就具备建设核电厂的厂址条件[1]。 2.2 民用飞机坠毁对核电厂的安全影响 《核电厂厂址选择的外部人为事件》（HAD101/04）中详细说明了飞机坠毁对核电厂安全影响的评价。对于飞机坠毁对核电厂的安全影响，导则指出，对于在核电厂4km范围内经过的航线或起落通道需考虑其造成飞机坠毁的潜在危险。笔者在工作中遇到两个厂址上空航线距厂址小于4km的案例，对其进行的坠机概率评价分析得出：采用近10年的平均事故率计算得出从目前至2020年，厂址区域坠机概率均小于或等于10-8，小于HAD101/04的筛选概率水平10-7。
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
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
附件 核电厂人员行为导致的典型运行事件 一、多个核电厂人员违反程序误操作导致的运行事件 1.宁德核电厂现场操作人员误开阀门导致排气烟囱总β活度短时超化学技术规范限值运行事件 2016年8月30日，宁德核电厂4号机组处于功率运行模式。现场操作人员跟踪硼回收系统（TEP）除气器（4TEP002DZ）状态时，发现除气器压力偏高，在未通知主控人员且无操作指令的情况下，未依据泄压操作程序开启排含氢废气隔离阀（4TEP430VY），而是凭经验在辅助控制室两次错误开启排含氧废气隔离阀（4TEP426VA），导致含氢废气排向废气处理系统（TEG）含氧子系统，经TEG风机进入核辅助厂房通风系统烟囱，触发烟囱排气低量程惰性气体β活度一级、二级报警，违反最终安全分析报告中关于特殊排放的安全承诺。事件发生后，当班值违规补写临时操作指令单，且营运单位并未在第一时间向我局或地区监督站报告该事件，事件原因仍在进一步调查中。 2.宁德核电厂化学人员取样错误导致稳压器液相硼浓度失去定期监测的运行事件 2016年9月6日，宁德核电厂2号机组处于功率运行模式。在进行核取样系统阀门内漏处理过程中，隔离经理查询最近一次稳压器液相定期取样记录时，发现稳压器液相取样阀近期无开启记录。
经进一步查询得知，自2016年8月15日，稳压器液相取样阀无开启记录。经查，化学人员在进行取样过程中，开启了化学和容积控制系统除盐床取样阀，导致稳压器液相硼浓度取样错误，自2016年8月15日后失去定期监测，违反了化学与放射化学技术规范的相关规定。排查发现，1、4号机组也存在稳压器液相硼浓度失去定期监测的类似问题。 3.阳江核电厂调试人员误操作公用机组防火分区风门动作按钮导致已运行机组碘排风回路不可用的运行事件 2016年5月25日，阳江核电厂3号机组处于功率运行模式，4号机组处于热态功能试验准备阶段。调试人员在进行4号机组安全壳环廊通风系统（DVW）逻辑试验时，因未遵守多机组相互影响工作管理的相关规定，在未经核实情况下，主观认为3、4号机组之间的数字化仪控系统（DCS）通讯没有建立，通过4号机组主控操作公用机组防火分区风门动作按钮（8SFZ520KG）发出关闭指令，导致3号机组碘排风回路风门关闭，碘排风回路全部不可用，产生DVW随机第一组I0，违反运行技术规范。 4.宁德核电厂维修人员误拔通讯柜光纤插头导致电站计算机信息和控制系统（KIC）不可用的运行事件 2016年5月1日，宁德核电厂3号机组处于功率运行模式。工作人员在处理主控制室系统（KCS）A列通讯柜Ⅱ系CPU（COM-A-Ⅱ系）与堆芯监测机柜B系CPU通讯故障时，由于工作文件包不完善、重复工作过程验证失效及风险分析不足等原因，在插拔Ⅱ系光纤插头进行故障定位过程中，误拔临近的I系CPU光纤插头，导致4个
核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 1、简述压水堆核电站基本组成及工作原理？ 基本组成：以压水堆为热源的核电站。主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）三大部分组成。 工作原理： （一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。 一回路冷却剂循环：反应堆冷却剂泵反应堆 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 （二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。 1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； 2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进 行热量交换，不进行能量的转变； 3、汽轮机：将饱和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。 能量传递过程为：裂变能→热能→传递→机械能→电能。 2、厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5） 厂房的识别定义：厂房的识别一般用3个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义：房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。 3、设备的识别符号如何定义？ 设备识别用9个符号来表示。这9个符号又分为两个 大组，前4个符号为功能组符号，表示该设备属于哪 台机组，哪个系统。后5个符号为设备组符号，表示 是什么设备及设备的编号。（L—字母，N—数字） I-第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成？ 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类：（1）黑棒组：由24根吸收剂棒组成，吸收能力强；（2）灰棒组：由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱。采用一部分灰棒束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类：控制棒组件可分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类，每类又分为若干组。正常运行时，功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度，用于调节反应堆功率；温度调节捧在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？ 可燃毒物功能：新堆第一次装料的后备反应性过大，为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能过高，所以装入66束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能：用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平，使堆外测量仪表可以监测达临界过程。
中国的核电站有哪些 中国的核电站情况到目前，中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。 一、秦山核电站（中核） 秦山核电站地处浙江省海盐县。 一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。 二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2×65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使我国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。扩建工程（3#、4#机组）是在其设计和技术基础上进行改进，2006年4月28日开工，3#机
组计划于2010年12月建成投产，4#机组力争2011年年底投产。 秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。 二、广东大亚湾核电站（中广核） 大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。 三、岭澳核电站（中广核） 岭澳核电站位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。 一期工程，采用中国CPR1000压水堆技术，装机容量2×99万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约30%，于1997年5月开工建设，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。 二期工程，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，1号和2号机组综合国产化率分别超过50%和70%，于2005年12月开工建设，两台机组计划于2010年至2011年建成投入商业运行。 三期工程，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，预计2011年开工建设。
关于进一步规范核电厂操纵人员岗位管理的通知
国家核安全局文件 国核安发[2010]86号 关于进一步规范核电厂操纵人员岗位管理的通知 中国核工业建设集团公司、中国广东核电集团有限公司、国家核电技术公司、中国电力投资集团公司，各核电厂营运单位： 为了进一步规范核电厂操纵人员岗位管理，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》和《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》等相关法规，现将有关要求通知如下： 一、国家核安全局对同一营运单位中操纵相同设计核电厂反应堆的操纵人员执照实行统一管理。 二、直接操纵核反应堆控制系统的值长和操纵人员按运行岗位人员管理，应持有《高级操纵员执照》或《操纵员执照》；模拟机教员和相关法规或安全分析报告要求的其他持照岗位可持有《高级操纵员执照》（非运行岗位）或《操纵员执照》（非运行岗位）。 值长应持有《高级操纵员执照》，且至少应有4000小时作为《操纵员执照》持有人员或1500小时作为《高级操纵员执照》持有人员在核电厂运行的经历。 持有《高级操纵员执照》或《操纵员执照》的人员每12个月在运行岗位值班时间不得少于400小时，其中每6个月在运行岗位值班时间不得少于150小时。 三、核电厂的每个运行值中应至少有一名值长。对于同时运行一座反应堆以上的，运行值高级操纵员人数至少应比运行的反应堆数多一人。 四、《高级操纵员执照》或《操纵员执照》持有人员同级别转移至不同营运单位并准备运行不同设计核电厂反应堆的，应由拟聘营运单位向国家核安全局提出申请，并满足以下要求： （一）已完成拟聘营运单位操纵人员培训大纲规定的相应培训，且成绩合格；
（二）通过拟聘营运单位组织的差异性笔试、模拟机考试和口试； （三）在拟聘营运单位相同岗位监护下，参与拟聘营运单位运行值班不少于100小时。 对于转移至不同营运单位运行相同设计核电厂反应堆的，需满足上述（一）、（三）两项的相关要求；对于转移至同一营运单位并运行不同设计核电厂反应堆的，需满足上述（二）、（三）两项的相关要求。 五、新建核电厂首批《高级操纵员执照》申请人员，应有3000小时等效运行经历，并至少有300小时在核电厂运行岗位工作和600小时在新建核电厂主控室进行调试的经历。 新建核电厂首批值长应有1000小时作为《高级操纵员执照》持有人员在核电厂的运行经历。 新建核电厂执照申请人员，若持有《高级操纵员执照》或《操纵员执照》，且脱离运行岗位不满4年的，其同级别的笔试可由差异性笔试代替。 六、《高级操纵员执照》或《操纵员执照》持有人员，可转持《高级操纵员执照》（非运行岗位）或《操纵员执照》（非运行岗位）。曾持有《高级操纵员执照》或《操纵员执照》三年以上的，也可向国家核安全局申请持有相同核电厂，相同级别的《高级操纵员执照》（非运行岗位）或《操纵员执照》（非运行岗位）。 《高级操纵员执照》（非运行岗位）或《操纵员执照》（非运行岗位）持有人员转至不同核电厂的，应由拟聘核电厂向国家核安全局提出申请，并通过拟聘核电厂组织的差异性笔试、口试和模拟机考试。 七、持《高级操纵员执照》（非运行岗位）或《操纵员执照》（非运行岗位）人员欲转至运行岗位，可向国家核安全局提出换照申请，并满足以下要求：（一）脱离运行岗位不满四年，持照期间未脱离运行相关岗位； （二）体检证明无运行岗位禁忌症； （三）已完成拟聘核电厂操纵人员培训大纲规定的相应培训，且成绩合格； （四）通过拟聘电厂组织的模拟机考试和口试； （五）通过模拟机考试和口试后，在相同岗位操纵人员监护下，参与运行值班不少于100小时。 八、各核电厂营运单位应按以下要求加强对操纵人员的管理：
核电站规划限制区不应含超万人乡镇 16日，环境保护部发布《核动力厂环境辐射防护规定》(以下简称《规定》)。按照《规定》要求，我国核动力厂包括核电厂在选址时，必须综合考虑厂址所在区域的地质、地震等厂址周围的环境特征，必须考虑厂址所在区域内可能发生的自然或人为的外部事件对核动力厂安全的影响。《规定》同时要求，核动力厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点。 选址必须考虑自然事件影响 日本福岛核电站因建在地震带上并最终酿成至今难以预料的危机。驶入建设快车道的中国核电建设该如何避免类似日本福岛危机，规范核电厂选址被认为是从源头上控制核危机发生的一个重要举措。 环境保护部称，由该部与国家质监总局联合发布的《规定》就对核电厂的选址明确提出了多项要求。 “在核动力厂厂址选择的过程中应避开饮用水水源保护区、自然保护区、风景名胜区等环境敏感区。”《规定》在评价核动力厂包括核电厂厂址的适宜性时，一连提出了4个“必须”，即必须综合考虑厂址所在区域的地质、地震、水文、气象、厂址周围人口密度及分布等环境特征；必须考虑厂址所在区域内可能发生的自然的或人为的外部事件对核动力厂安全的影响；必须充分论证核动力厂放射性流出物排放、热排放及化学流出物排放对环境、当地生态系统和公众的影响；必须考虑新燃料、乏燃料及放射性固体废物的贮存和转运。 尽量选址人口密度相对较低地区 除了在选址时必须考虑地震等自然因素外，《规定》还提出，核电厂必须在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区。非居住区和规划限制区边界的确定应考虑选址假想事故的放射性后果。
“不要求非居住区是圆形，可以根据厂址的地形、地貌、气象、交通等具体条件确定，但非居住区边界离反应堆的距离不得小于500米；规划限制区半径不得小于5公里。”《规定》特别提出，核动力厂包括核电厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点。 按照《规定》，规划限制区范围内如有1万人以上的乡镇，厂址半径10公里范围内如有10万人以上的城镇等都不适宜建设核动力厂包括核电厂。 这一《规定》将于2011年9月1日起实施，1986年发布的《核电厂环境辐射防护规定》(GB6249-1986)届时将废止。 据《法制日报》报道 新闻延伸 亚洲在建核电37个 我国占了21个 据专家介绍，目前，我国核电发展也已驶入快车道。 “自2007年发改委发布《核电中长期发展规划(2005-2020)》以来，我国核电事业进入了较大发展阶段。”北京大学核科学与技术研究院核政策与法律研究中心主任、北京大学环境法教授汪劲此前在接受记者采访时曾透露，按照发改委这一规划，到2020年，我国核电运行装机容量争取达到4000万千瓦；核电年发电量达到2600至2800亿千瓦时。 汪劲说，这就意味着，在目前在建和运行核电容量1696.8万千瓦的基础上，新投产核电装机容量约2300万千瓦。