核电站调试与运行思考题
《核电站调试与运行》试题
第一部分:
教材《900兆瓦压水堆核电站系统与设备(第一部分)》(核岛)
1。什么是稳定运行的反应堆控制面板系统？如何选择冷却液的平均温度？2.如何测量蒸汽发生器的水位？
3。蒸汽发生器水位设置如何随负载变化？4.调节蒸汽发生器水位的原理是什么？※什么？
5。如何测量蒸汽发生器给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力和给水-蒸汽总管压差？6.试着描述稳压器的压力控制原理
7。稳压器水位高或低有什么危害？8.如何确定调节器水位设定值？
9.试描述稳压器的水位控制原理。※
10。讨论时变容量系统在正常运行条件、冷停堆和热停堆条件、机组启动、机组停堆和事故条件下的运行
11。尝试描述反应堆硼和水供应系统的正常供应操作模式。※12.余热排出系统的工作范围是什么？
13。余热排出系统进入一回路的主要条件是什么？14.余热排出系统在一次冷却和加热过程中是如何运行的？15.关闭余热排出系统的外部先决条件是什么？
第二部分:
教科书“900兆瓦压水堆核电厂系统和设备(第二部分)”(常规岛) 16。正常运行时，主蒸汽压力、流量和负荷之间的关系是什么？17.
正常运行期间旁路排放系统的状态如何？※什么？18.当发生甩负荷时，旁路排放系统如何运行？
19。什么是反应堆启动和停堆(余热排出系统未投入运行)、热备用和热停堆状态下的旁路排放系统？XXXX前苏联切尔诺贝利核电站事故的分类是什么？※什么？1979年美国三里岛核电站事故的分类是什么？日本XXXX福岛核电站的事故等级是多少？
36。核电厂运行安全性能指标体系的三种主要类型是什么？
第2章核电厂技术规范
37。核电厂的技术规范通常包括哪六个方面？
38。操作模式是什么？根据热力学和反应堆物理特性，核电厂可以将机组的正常运行状态分为哪六种运行模式？
39。在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释每条极限曲线的物理意义。※40.核电站的运行限制和条件有什么影响？※什么？41。根据其性质，操作限制和条件是什么？极限之间有什么关系？第三章压水堆核电厂
42的调试。大型压水堆核电站的建设可以分为哪些阶段？※什么？
43.核电站调试的目的是什么？
44。缩写EC，SUT，EESR，TOB，TOTO，NCC，NSSS，HFT，LOCA，SRC的中文意思是什么？
45。哪个部门负责核电站所有硬件设备的现场安装和施工？哪个部门负责调试已安装的设备和系统，以满足功能和性能方面的设计要
求？46.从安装到调试的责任转移的标志是什么？
47。当系统的责任转移时，将会有一个界面用于在某个区域安装和调试系统和设备。此时必须实施什么？
48。当核电厂的系统处于安装完成阶段且调试即将开始时，安装和调试活动涉及的两个文件是什么？49.安装报告的结尾是什么？※什么？什么应该
50。EESR实现了吗？51.文件的哪两部分做51。包括EESR吗？《核电站调试与运行》试题
52的先决条件是什么。托博？
53之后。TOB签署后，生产部门、调试团队和现场供应承包商的职责是什么？54.EESR和东航的签约时间有什么关系？55.什么是TOTO？※什么？
56。哪个部门应该申请并签署核电厂一个系统(或几个系统)的调试？
57。交接试运行过程的主要步骤是什么？※什么？58.调试可分为哪些阶段？59.基本系统实验的两个部分是什么？
60。单一系统独立测试包括什么？
61。一次和二次系统冲洗测试的目的是什么？
62。在一次和二次系统冲洗测试(NCC)之前，应对一次回路进行哪些准备工作？63.一次和二次系统冲洗试验的主要过程是什么？64.冷功能测试的内容是什么？
65。冷功能测试必须满足哪些条件？
66。冷功能测试过程包括哪些重要阶段？※什么？67.热功能测试的具体测试项目是什么？
68。在热状态功能测试期间，提高主电路系统的温度和压力所需的热量在哪里？69.冷却液系统的热性能测试包括哪些测试项目？※什么？
70。化学和容积控制系统的热性能测试包括哪些测试项目？71.安全壳性能测试的目的是什么？
72。安全壳性能测试包括哪两部分测试？73.安全壳强度测试的主要测量方法是什么？※什么？74.安全壳泄漏测试的两个部分是什么？75。在整个装载过程中，应该掌握控制的哪两个方面？76.在装载过程中，核心状态的监督是什么？※什么？77.平装方法的特点是什么？78.在阈值之前应该做什么测试？
79。初始关键测试的具体步骤是什么？80.低功率物理测试的主要内容是什么？※什么？
81。控制棒的微分值和积分值是多少？82.描述控制棒价值和硼价值测定的主要过程。※83.什么是炸弹事故和模拟炸弹事故测试？84。什么是最小停堆深度验证，在什么条件下？※什么？85.在增加功率的过程中应该进行哪些测试？※什么？86.二次回路热功率测量的原理是什么？
87。什么是功率校准测试？在什么情况下开始？测量哪些参数？88.功率因数是多少？如何确定？
89。如何测量功率条件下的慢化剂温度系数？※什么？
90。什么方法可以用于反应堆冷却剂的流量测量？91.如何确定蒸汽发生器出口处的湿蒸汽含量？
92。在压水堆核电厂中，通常使用什么样的示踪剂来测量主蒸汽的湿度？
93。中毒曲线测量是在什么条件下开始的？※什么？简要描述测量过程
《核电站试运行》试题
94。碘坑曲线测量是在什么条件下开始的？简要描述测量过程95。应分别进行哪些不同功率水平的负载摆动测试？测量哪些热参数？96.甩负荷试验的判断标准是什么？97.什么是停堆和不停堆试验？
98。发电厂全功率关闭试验的验收标准是什么？※什么？99.什么是净电力？
100。发电厂的净效率是多少？※什么？第四章核电厂的正常运行101。压水堆核电站的冷启动和热启动是什么？※什么？
102。从冷停堆到热备用的主要过渡阶段是什么？103.冷却剂系统压力和加热(冷却)速率的极限是什么？※什么？
104。在运行中应采取什么措施来防止危险循环中的启动事故？105.如何正确估计反应堆的亚临界度？106.调整条组的调整范围是什么？
107。主要的稳定功率运行特性是什么？他们的特点是什么？108.次级电路已经投入运行的几个重要阶段？※什么？109.限制电力分配
的相关标准是什么？
110。什么是自动控制模式和自动控制模式？每种方法的优缺点是什么？
111。如何控制冷却剂压力、体积、硼浓度、蒸汽排放系统、蒸汽发生器给水等。在电力运行期间？※什么？
112。什么是核电站的关闭？※什么？停止手术的两种方法是什么？113.正常关机的两种类型是什么？
114。当热关断发生时，维持一次和二次回路温度的能量来自哪里？115.冷停堆期间的主要操作是什么？
116。压水堆在停堆后如何释放衰变热？
117。从毒物积累阶段、最大碘坑阶段和消毒阶段开始，应注意哪些问题？118.加油的主要操作过程是什么？※什么？119.换料操作的主要阶段是什么？※什么？
核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“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把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气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，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
核电基础知识授课讲稿 Ting Bao was revised on January 6, 20021
核电基础知识 第一节 反应堆物理基础 一． 原子和原子核 1． 原子的基本概念 世界上任何物质都是由原子组成的。原子是进行化学反应的最小单位。 原子是由质量相对较大、体积较小位于原子中心的原子核和绕其高速运转的轨道电子组成。 在所有稳定原子中，轨道电子数等于核内质子数，原子作为一个整体是不带电的。 当原子得到或失去电子，便会得到或失去负电荷。呈负电性或 正电性的原子称为离子。 2． 原子核的基本概念 原子核由A 个核子组成（A 是核内的核子数，又称质量数），其中有Z 个带有正电荷的质子（Z 是原子序数，即原子核中质子的数量）和N 个（N 表示核内中子数，N=A-Z ）电中性的中子。任何一个原子核X 都可用符号 N A Z X 来表 示，例如，He z 42，O 1688，U 238 92146等等。实际上，只要简写为X A ，它已足以 代表一个特定的核素。 原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量非常小，不方便用克或千克作其质量的单位。一般用原子质量单位（u ）来表示微观粒子的质量。对原子来说就是原子量。1u 是一个碳-12原子质量的十二分之一即×10-27Kg 。质子的静止质量为，中子的静止质量为，电子的静止质量为。一个质量数为A 的原子其原子量近似为A 。 原子核带正电，电荷量为＋Ze 。 电子 质子 中子 图1-1 原子结构示意图
原子核周围的电子是按一定规律分层排列的，层之间具有能量的差别。 质子和中子在结合成原子核的过程中要损失一部分质量（质量亏损），这部分质量以能量的形式（E=△mc2）释放出来。反之，要使原子核内质子中子分开，必须施加与之相等的能量，此能量叫结合能。 由于能量和质量有内在的联系，在原子物理学中，经常用能量来表示其质量，如1u 对应的能量为。 二． 原子核的放射性 原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一类原子称为核素。某种元素有多少种同位素就有多少种核素。核素有的稳定，有的不稳定。不稳定的原子核，总是自发地以释放出粒子（α、β、n ）或γ光子的形式释放能量以逐步达到稳定状态，这个过程称为衰变。 在衰变过程中放出粒子和光子的现象叫放射性。 具有放射性的核素叫放射性核素。原子序数大于84的核素都有放射性。 所有的由一个或多个放射性核素构成的物质叫放射源。 三． 核裂变 裂变现象的发现，引起了人们极大的注意。这不仅是因为在裂变过程中释放出巨大的能量，而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。这些中子将使裂变自动地继续下去，形成链式反映，从而使原子能大规模利用成为可能。 在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变，而在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象成为诱发裂变。 1． 自发裂变 自发裂变的一般表达式 →X A Z 212 211Y Y A Z A Z + 在自发裂变刚发生的瞬间满足如下的关系：A=A1＋A2；Z=Z1+Z2，即粒子数守恒。其中，A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。 自发裂变能Q f,s =T Y1(Z1,A1)+T Y2(Z2,A2)
核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养凌尔凯 发表时间：2019-11-04T09:42:30.703Z 来源：《基层建设》2019年第23期作者：凌尔凯 [导读] 摘要：为使电站系统设备在长时间建设、安装和调试运行过程中能够保持保持较好的性能，必须在核电厂建设期间，特别是调试期间，根据已制定的方案有序地开展设备维护与保养工作，从而保证核电厂投入运行后系统设备能保持相对较高的可利用率。 中国电建集团核电工程有限公司 250100 摘要：为使电站系统设备在长时间建设、安装和调试运行过程中能够保持保持较好的性能，必须在核电厂建设期间，特别是调试期间，根据已制定的方案有序地开展设备维护与保养工作，从而保证核电厂投入运行后系统设备能保持相对较高的可利用率。本文在对核电厂调试期间的设备维护和保养管理手段进行了初步研究和探索。 关键词：核电厂；安装与调试调试；设备维护保养 前言：通常来说，核电厂的地理位置往往处于沿海地带，其所处的大气环境具有特殊的高湿度、高盐度特性，因此具有较强的腐蚀性；同时，在核电厂安装与调试阶段，其环境控制系统尚未能够完全投入使用并发挥正常功能（如排风机未投运、土建孔洞封堵未完成导致雨水天气设备淋雨等），所以此时的环境状况往往较为复杂，所以在这个时期设备维护保养工作至关重要。 1核电厂安装与调试期间进行设备维护保养的必要性 在核电厂安装与调试期间，由于以下原因使设备的维护和保养显得尤为重要： 大部分设备经历了仓储期、安装期及建安向调试的移交期，虽然在仓储期和安装期都有相应的成品保护程序，但从国内工程实践的经验来看，项目建设期间的设备保养效果往往差强人意；核电厂调试期间的现场环境比较恶劣，支持设备正常运行的通风、供暖、制冷系统往往在调试到一定阶段后才能投入使用； 调试期也是设备缺陷的集中爆发期，调试或维修人员往往疲于应付比较着急的纠正性维修工作而忽略设备的正常预防性维修及保养工作；工程建设期，维修人员的技能水平和维修管理水平也在不断积累完善中。在人员技能水平有限和管理体系逐步完善期间，设备保养工作往往由于体系、流程等问题而不能及时、有效的进行。 基于以上原因，在核电站建设和安装调试过程中，务必高度重视调试期间的设备预防性维护和保养工作。调试期间如果机械设备得不到专业维护，将使系统设备在预运行初期就会出现大量故障，从而影响整个项目调试的进展及机组的安全稳定运行。 2核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养的技术管理建议 在核电厂的维修大纲中明确安装和调试期间进行设备和系统专业化维护保养的范围、内容和要求以及与安装、调试、运行和维修的接口关系，并建立此阶段完整的技术管理文件体系。 2.1文件和记录管理 应制定管理文件，如：《机组维护、保养、检查和试验暂行管理规定》、《机组维护保养大纲》、《机组维护、保养总体计划》、《机组二回路的系统设备保养实施方案》、《循环水系统保养方案》、《汽轮机保养方案》。 在安装和调试期间，维护保养执行部门应在《机组维护保养大纲》中规定的原则下，细化和完善自己的责任范围内工作，并且针对不同的设备和系统，根据设备说明书和系统运行规程编写相应的维护保养程序。从管理上保证设备保养、维护、检查、定期试验工作的落实，并做详细的记录，立案成册，为设备和系统进行全寿期维护管理创造条件，同时为通过国家核安全局等管理部门审查做好准备，以保证和证明设备处于完好可用状态。 2.2设备和系统维护保养一般方法 核电厂设备在进入安装现场前由供货厂家提供保养，在安装和调试期间就应注意根据设备技术文件和系统特点结合现场环境采取适当的维护保养方法。 2.2.1厂房内大气环境维持 由于大多核电厂建在滨海区域，空气中有卤素元素含量较高的海水水汽，在安装和调试阶段核岛内空气环境差，整个核岛内很难达到设备和系统所要求的清洁度的要求，不能有效地形成好的保持设备和系统正常功能的环境。如在压水堆核电厂在安装和调试期间设备闸门不能及时投用，导致不能有效控制含卤素海水的空气进入安全壳，加速大部分设备外表面的腐蚀，同时也可能导致已安装就位而未采取适宜保护措施的主设备产生腐蚀。因此，在建造安装期间应尽快投入通风系统，并建立设备闸门管理制度，加大核清洁区的建设力度，控制人员进出核岛，严格管理和清理核岛的工程尾项和调试工作。同时必须严格管理调试尾项处理工作，对于任何有可能产生粉尘、烟雾以及物品可能跌落到开口系统或设备的施工或调试工作应建立起严格的隔离空间，必要时应采用小型风机排出粉尘、烟雾。 2.2.2设备保养内容及方法 核电厂主要分为机械、电气、仪表控制三大类设备，具体常见有管道、容器、阀门、仪表、泵、风机、电气柜等，根据设备材质以及功能的不同，往往采取的维护保养的方法也不同，核电厂常采用方法包含干保养、湿保养、定期运转、润滑、表面清洁和防腐、保温与防冻、电化学保护、定期校验（主要指的安全阀和仪表有效期校验）。缺陷管理正是处理一切异常问题，其中就包含维护保养中产生的问题，凡是调试过程中发现设备部件存在制造、设计、安装及其它不满足功能要求的异常问题都应及时按照缺陷流程进行处理，使缺陷得到及时有效地消除，这其中就包含保养过程发现的问题。 2.2.3设备保养的实施方式 核电厂调试阶段现场保养维护是一个动态过程，核电系统及设备在运行过程中性能存在不确定性，必须建立有效的保养维护方案。实施方案通常采用两种形式：（1）编制保养方案形式，主要指核岛系统泵、蒸汽发生器、二回路高低加热器、汽轮机高低压缸、海水系统以及发电机等重要设备，需要编制专门保养计划和方案，按照保养方案严格实施；（2）巡检记录形式，通常包含重要设备/通用设备保养记录、阀门检查记录、化学取样记录、电加热器投运检查记录、电气盘柜检查记录，通常这些记录根据具体情况又详细编制具体的检查内容。 2.2.4其他建议 ①在对设备进行维护保养期间应加强对湿保养和干保养的介质化学成分的控制和监督；②加强施工和仓储存放的设备保养管理；③做好维护保养工作的记录，建立好设备档案，强化维护保养工作，同时也为国家核安全局的检查做好准备工作；④加强防异物管理，同时要
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
HAD003/09 核电厂调试和运行期间的质量保证 (2) 1 引言 (2) 1. 概述 (2) 1.2 范围 (2) 1.3 责任 (2) 2 调试期间的质量保证大纲 (3) 2.1 质量保证大纲的制定和文件 (3) 2.2 质量保证大纲的实施 (4) 3 运行期间的质量保证大纲 (9) 3.1质量保证大纲的制定和文件 (9) 3.2 组织 (13)
3.3 文件管理 (14) 3.4 运行管理 (14) 3.5应急管理 (15) 3.6采购管理 (15) 3.7 材料和设备管理 (15) 3.8 检查、监督和试验 (17) I.9不符合项管理 (19) 3.10 纠正措施 (20) 3.1 评定、审查和监查 (20) 3.12记录 (22) 4 退役期间的质量保证大纲 (22)
4.1 概述 (22) 4.2 范围 (22) HAD003/09 核电厂调试和运行期间的质量保证 （1988年1月28日国家核安全局批准发布） 1 引言 1. 概述 《质量保证规定》和《运行规定》列有核电厂调试、运行和退役期间的质量保证和行政管理要求。为执行这两个《规定》的有关要求，本安全导则对这些要求加以补充，提出建议并叙述实施办法。 为便于调试人员引用，本导则用单独一章（第2章）叙述专用于调试的质量保证。但应指出，调试和运行阶段不能截然分开。在第3章提出的质量保证措施有很大一部分也适用于调试期间；适用时，必须予以遵循。 概括性术语“质量保证”用于核电厂运行时，包括所有为保证核电厂按规定要求进行运行时所必需的有计划和有组织的活动。这些活动由下述两类人员来进行：从事该项工作的人员和被指定从事验证该项工作是否全部和很好完成的人员或小组。 必须在各种活动开始之前建立已经批准的管理制度、有关的程序及组织机构。必须采取措施使管理工作从设计、建造有秩序地转人调试和运行。在核电厂从运行转入退役前，必须制定详细的退役大纲。 1.2 范围
核电厂电气调试准备与实施 发表时间：2018-02-28T15:21:02.017Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第27期作者：郑永刚郁越 [导读] 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组。中国核电工程有限公司田湾项目部江苏连云港 222042 摘要：核电厂对核安全有着特殊要求，所以在系统设备安装和调试时需满足一系列的管理程序要求。基于此，本文分析了核电厂电气安全隐患排查，对核电厂电气调试准备与实施进行了分析。 关键词：核电厂；电气；调试 1工程概况 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组，循环供水采用开式循环供水系统，配套设置1个循环水泵房，规划建设4×600MW超临界燃煤发电机组配套工程。电厂循环泵房内共配置4台立式斜流泵装置。 2核电厂电气安全隐患排查 2.1作业环境 核电厂电气安全隐患作业环境排查需要从厂区环境、地面环境、生产区域采光、应急照明、物料码放、设备布局、库房、叉车、充电区、安全标识等方面进行，进而完成整个核电厂电气安全管理工作的开展。在实际作业环境安全隐患排查的过程中严格按照《安全标志及其使用导则》（GB2894-2008）、《电气安全管理规程》（机械工业部[86]机生字76号）等国家规范性标准对作业环境实施安全隐患排查。 2.2生产设备、设施 就核电厂电气安全生产设备、设施进行隐患排查，其隐患排查的总体内容包含生产设备、设施建设排查、信号和显示器排查、控制系统排查、紧急开关排查、意外启动预防排查、工作位置排查、工作照明排查、特殊要求排查等几个部分。在排查的过程中按照每一项内容的相关国家生产安全标准、设备使用维护标准对其进行基本排查。需要注意的是在对工作位置、照明、特殊要求三项内容进行排查时，需要根据每一项内容的具体操作内容和操作行为对其进行安全隐患排查。其中工作位置安全隐患排查包含位置要求、座位、操纵室、操作姿势几个方面；照明安全隐患排查包含照明亮度和照明插座使用；特殊要求排查主要包含防火与防爆、液压和气压、可动零部件、高速旋转与易飞出物、噪声和振动几个部分。 2.3用电安全 对核电厂电气用电安全隐患实施排查工作，其中包含电工自身安全、绝缘设备安全、值班流程安全和线路、箱柜、设备的安全隐患排查。针对电工自身应该定期对电工的四肢运动功能和身体健康进行检查，以排除安全隐患。针对绝缘设备的使用方面，应该加强对绝缘设备分配、使用年限、定期更换维护等方面的安全隐患排查，以保障设备的整体安全性。针对值班用电安全主要是针对值班变电室的变电安全、操作安全进行安全隐患排查，以保障值班人员的整体安全性。对线路、箱柜、设备安全隐患排查上主要采用的是分区域、分阶段性的立体设备安全隐患排除方法，进而从内而外的保障核电厂用电的安全性。 2.4危险化学品安全 对核电厂电气安全危险化学品隐患排查主要是从药品库房的位置、库房建筑结构、库房地面要求、库房监控系统、库房排风系统、库房液体流散系统等对其进行安全隐患排查工作。首先，针对库房位置需要按照危险化学物品仓库单独建立的方案实施安全隐患排查。此外，对于库房结构、库房地面要求方面需要从可燃性、铁栏高度、防雨、防雷、防静电、防潮等方面对其进行安全隐患的排查工作。在其监控系统安全隐患排查上需要从实时性和对危险物品检测覆盖率两方面进行排查。在其排风系统和防液体流散系统安全隐患排查的过程中侧重的是对化学物品仓库排风的完整性、液体流散的准确性等方面对其进行安全隐患排查，以保障整个危险化学品的安全性。 3核电厂电气调试技术 3.1发电机调试技术 核电厂发电机调试主要内容是对定子绕组绝缘以及直流电阻进行测量与调试。对于定子绕组绝缘电阻而言，需要在发电机出线套管、电流互感器装置安装结束且定子处于冷态以及吹干状态下进行测量工作。测量仪器为2500V兆欧表，共持续测量10.0min，分别对15.0sec、1.0min以及10.0min条件下的绝缘电阻值进行检测。正常情况下，要求的定子绕组吸收比应达到1.6以上，极化指数与出厂值比较因无明显差异，各相绝缘电阻不平衡系数应控制在2.0范围内。还需要特别注意的一点是：在发电机绝缘电阻测试结束后，应充分放电，以及时恢复发电机的安全运行。对于定子绕组直流电阻而言，需要在定子冷态条件下进行测量，对绕组温度进行检测记录。测量仪器为双臂电桥或变压器直流电阻测试仪。正常情况下，外部环境温度与定子绕组温度差值应严格控制在±3.0℃范围内。除此以外，各相直流电阻差异应低于最小值*2.0%，与出厂值相比差值同样应低于2.0%。 3.2变压器调试技术 核电厂变压器调试所涉及的主要内容包括两个方面，第一是针对绕组连同套管所对应直流电阻进行测量，第二是针对变压器所有分接头变压比进行检查。在测量直流电阻的过程中，需要于变压器各分接头上所有位置进行，以变压器直流电阻测量仪或双臂电桥为测量仪器，对绕组温度进行测量与记录。正常情况下，各项测定直流电阻参数相互差值应当低于平均值*2.0%的标准，变压器各分接线实测值相互差值应当低于平均值*1.0%的标准。在对分接头变压器进行检查的过程中，应当对变压比进行准确计算，测量仪器为全自动变压比测试仪或QJ35型变压比电桥。在检测前，必须确保被检测变压器出线端与外界无任何连接。工作人员首先应当确认电厂变压器的接线组别，对接线正确性、合理性进行检查，避免低压、高压绕组出现反接的问题。若采用QJ35型变压比电桥，还应提前对试验电源的火线、零线进行准确区分。经检测，分接头变压比实测值应当变压器制造厂商铭牌参数无明显差异，且与变压比变化规律基本一致。针对电厂电力系統中220.0kV以上电压等级电力变压器，在额定分接头位置下，变压比实测值允许误差应当严格控制在0.5%内。
核电厂开关量仪表安装调试 在核电厂中，核电厂重要的组成部分就是仪表和控制，仪表在控制系統中对安全运行和经济运行都起到了非常大的作用。在过往核电厂的安装和调试中都会针对问题或者发现储存一些值得借鉴的经验，进行总结归纳。文章从核电厂开关量的仪表安装的测量原理进行研究，同时结合实际和理论的对比，从而归纳总结出核电厂开关量仪表安装调试比较常见的注意问题，进而能够为刚开始使用的工作人员提供有价值的参考信息。 标签：核电厂；开关仪表；安装调试 前言 随着现在我国经济不断的向前发展，核电厂产生的能源与我们的生活密不可分，核电厂只有安全运行才能保障工作人员的生命和产出更优质的能源。核电厂中其最重要的核心就是仪表和控制，仪表能够直观地反映出控制系统的运行情况，核电厂在仪表安装和调试的过程中也会存在许多理论和实际有差别常见的问题，我们需要将这些问题进行总结，从而总结出这些问题出现的原因和解决措施。 1 核电厂开关仪表的测量原理 在核电厂开关仪表是自动系统中的控制元件，其是最简单、最方便、最经典的控制元件，开关类仪表从一开始就是最原始的应用元件，通常都是由机械能量转变为开关信号的，而机械能量的来源是由微动开关等部分机械弹簧和杠杆等机械构建产生的。例如：压力开关，当压力不断的上升的时候，不同的传感压力元件产生作用，致使这些膜片、活塞等传感压力元件产生变形，从而向上移动，而这时候杠杆机械弹簧结构就会将最上面的微动开关开启，从而使机械变形变成电信号进行输出。 核电厂开关仪表的测量原理常见的有以下几种：波纹管式压力开关、浮子液位开关、温度开关和膜片式压力开关等等。而这几种压力开关中温度开关与波纹管式压力开关有很大的相似之处，都是通过温包内填充气体，产生膨胀的现象，然后使波纹管动作引发开关能量的信号。本文主要从波纹管式压力开关、浮子液位开关进行重点介绍。 2 波纹管式压力开关 核电厂中波纹管压力开关是比较常见的，波纹管式压力的形成从内部结构分析来看，是因为压力的变化转变为波纹管机械变化，当机械杆传输这种压力的时候，就会触碰到微动开关，所以压力的开关信号由此产生。通常压力开关有两个标尺，都是在外部可以看到的标尺，其中一个在上部记为指示板，另一个在下部记为回差调节指示板，没有当前的指示温度板。但是需要注意的是上部设定指示板是显示当前的定值，有可能存在的指示误差是很多的，不要把此定值当做计量
浅谈核电厂运行文件管理 发表时间：2017-03-28T10:24:34.583Z 来源：《北方建筑》2016年12月第35期作者：胡鹏飞 [导读] 运行文件系统主要包括管理程序、运行规程、技术程序、以及流程图、逻辑图、模拟图、一二次接线图等一系列的技术支持文件。山东核电有限公司山东海阳 265116 摘要：运行文件是生产文件的核心。按照管理方式又分为基准文件、卫星文件、工作文件。本文从中核电厂运行文件管理工作实践的角度，阐述了核电运行文件工作的特性、运行文件管理工作流程、运行文件管理工作的难点及对策等内容。 关键词：核电；生产；文件；管理 1 运行文件管理工作的特点 1.1 复杂性 运行文件系统主要包括管理程序、运行规程、技术程序、以及流程图、逻辑图、模拟图、一二次接线图等一系列的技术支持文件。运行相关的文件也涉及较多专业，比如模拟图和逻辑图涉及到仪控专业，继电保护图涉及到继保专业，二次图和一次接线图涉及到电气专业。如果把范畴扩大到整个核电站，那么文件档案涉及到的专业面将更广，将囊括包括工程、防腐、化学、物理、在役检查等众多专业，而且分布在多个岗位。 1.2 时效性 相当一部分的文件继承于电站建设阶段的设计文件以及调试文件，并经过重新整理。按照文档管理要求，所有的文件需要定期升版。另外，一些技术改造、现场实际与图纸不符合等，也需要及时修改相关文件，并适时更新。 1.3 长期性 核电站的设计寿命通常较长。因此，电站运行文件记录的保存期限一般定为长期或永久。 1.4 可靠性 核电厂一切生产活动的基础就是文件。设想一下，如果一份试验的某个步骤在电子版中不小心被文件管理员删除了，如果流程图在进行更新修改时，出现了某处错误，那不啻于对相关设备的隔离检修，埋下了一颗定时炸弹，因为由此可能造成隔离边界已经不再是完整的。因此，文件的可靠性必须得到保证。必须建立一套有效的管理体系，对运行文件的正确性、有效性进行控制。 2 运行文件管理工作流程 2.1 运行规程、图纸管理体系的建立 以运行规程、图纸为核心的运行文件管理工作，主要包括文件接收、分发、归档、修改、检查、打印以及OPO基准文件库、工作文件站的维护和整理等内容。运行管理部门设有专人负责规程、图纸管理工作，具体负责图纸的修改、生效、更新、补充、回收、归档等具体工作，并且形成了一套有效的管理制度，如：定期对各文件区域（各工作文件站）的巡检，各个运行值针对文件的良好建议反馈单。 2.2 运行规程、图纸的修改、升版与更新 核电站的规程、图纸通过运行操纵人员经过多次的反复使用、修改、升版，逐步趋于完善。运行规程、图纸是为现场运行活动服务的，它对现场运行活动提出了严格的限制和要求。反过来，通过现场运行活动，如果发现规程、图纸的缺陷和错误，就会对它进行修改、升版，不断完善。此外，还有为数不少的技术改造涉及到文件修改，如不及时更新文件内容，极可能影响生产活动的正常进行。 为保证文件的可靠性，任何人不能随意更改文件。但是所有运行人员都可以对运行规程、图纸提出修改申请，通过填写“运行文件修改跟踪单”或发起“状态报告”并由处长、值长校核签字，提交负责文件修改的运行管理部门负责人进行审查确认后才能对其进行修改、升版。修改后的文件经文档管理部门生效发布，返回并替换各文件站的旧版文件。 2.3 运行规程、图纸的使用 运行规程、图纸一旦盖有“工作文件”章后，即成为有效的工作文件，被分别放置于不同的工作文件站运行人员在现场操作时使用的规程、图纸等必须是盖有“工作文件”章的文件的复印件。规程、图纸的有效性、完整性对电站的安全生产有举足轻重的作用，因而对它进行有效管理和及时修改维护让我们感觉到尤为重要。 2.4 文件使用的跟踪 （1）定期自查。依据运行文件最新清单定期检查现场运行文件的数量及版次。 （2）做好对“文件取用跟踪单”的跟踪。运行规程在使用后，封面的“文件取用跟踪单”撕下放于现场指定位置，便于文件人员的跟踪补配。 （3）即时通知。运行现场文件的使用频率很高，尤其是图纸，经常会因频繁的复印，造成破损等现场，遇到这种情况当班值通常是电话或邮件形式即时通知文件管理人员，进行补配；遇到机组大修或紧急情况时，on-call（应急呼叫）负责运行现场文件管理人员完成补配。 2.5 运行文件整理归档 根据文档管理规定，运行管理部门对所形成的生产记录报告进行整理归档。并且完成目录整理、数据整理等归档准备工作，保证其完整、并且制定归档文件移交单及文件清单后，按移交期限规定及时向文档管理部门提出移交申请，文档管理部门按照文件形成部门提供的归档文件清单，对经过整理的生产记录报告进行逐项检查确认并接收。移交单一式两份，双方各执一份，存档备查。 2.6 取消或是作废运行文件管理 （1）运行文件因技改、其他操作文件覆盖或者不适用等原因而取消的，须填写《运行文件取消申请单》，由负责文件的处长审查批准并签字，一式两份，一份运行管理部门存档并取消纸质和电子文件，同时通知各运行值/处，另一份递交到文档管理部门，负责并取消其基准文件。 （2）收到新版的运行文件，及时将旧版基准文件、工作文件等作废的运行文件建立清单，清单中必须包括代码、版次、名称、作废时
核电工作几年之后经验之谈 本文系转载，希望对向往核电的同学有点帮助 谨以此文献给那些即将进入核电工作的师弟师妹们 在核电大发展的今天，越来越多的人梦想进入核电工作，想乘着国家发展核电的大好契机实现个人人生价值，这种想法无可厚非，既顺应了国家的发展趋势，又能实现个人目标，何乐而不为呢？再者，在金融危机的大背景下，高校就业压力也越来越大，找个一般的工作有时候都很难，更不要说进入核电工作了。在外在的国家的号召和内心渴望的驱动下，很多师弟师妹们进入了核电工作。学生毕竟是学生，对:) 核电的运作机制也不太了解，等 到进入核电工作又感觉核电站的生活不是自己追求的生活的时候，想反悔都难了，大部分情形是骑虎难下。下来就通过简单的介绍，试图让师弟师妹们能对核电有个大致完整的了解。（有点大言不惭吧，^_^） 一．核电待遇。大家找工作最关心的就是待遇薪水，而核电站丰厚的待遇可能是吸引 大家来核电最大的动力了。客观的说核电待遇在社会阶层中算是中等偏上水平。每个公司不一样，有点工资高些，有的福利高些，但是总数基本上相差不大，这样主要是怕因为待遇问题造成人才流失，尤其是一个集团内部的电站之间，待遇是相差不大的。基本工资高的公司，福利就稍微逊色点，反之，工资低的话，其他福利补贴会略高一些。至于工资具体数额不便透露，原因有二：首先，工资数额是每个公司的商业秘密，其次，要是有些师弟师妹冲着工资来的，结果工资又没兑现，岂不是误人子弟？想了解详情的，可以找一些在你“目标电站”工作的校友私下里打听下。 二．核电工作内容。在核电工作，具体是干什么的，通常说来核电站前期有：生产准 备部、人力资源部、总经理部、采购处、设计管理处、工程建设处等等。前期主要是生产准备部的工作，比如说是操纵员的培养、技术人才的储备都是这个部门管理，而师弟师妹们去新开工的核电站工作，也基本上是去这些部门工作，随着工程的进展，这些大部门都会细化分成运行、维修、仪器控制、设计等处室。下面具体介绍这些处室： 运行：负责核电站的日常运行，相当于开车的司机，主要负责开车，他们关注的是如 何安全高效经济的让车满负荷运行以实现核电站的效益。运行人对电站工艺系统了解的很透彻，理论知识也很全面但对设备的具体结构和设计原理了解的不是很多 维修：就是负责电站设备的维护，还是以开车做比方，车子有问题了，你要能及时处 理问题缺陷，车子停下来了，维修的就更忙了，几乎所有设备都要修理，当然维修几百号人是不能完成这么庞大的任务的，通常每个电站都有很多承包商，这些承包商有来自核动力院的、也有来自常规电站检修工程公司的。 仪控：核电站的是个复杂的系统，如何让这些系统相互配合顺利工作，就是仪器控制 的主要工作。仪表的维护、控制系统的优化、工艺保护的实现都是仪器控制的主要工作。对于二回路的控制，中国的技术已经很成熟了，常见的DCS系统都能搞定，上海的新华、南 瑞都是我们国家比较厉害的企业。 三核电工作模式。核电的生活比较严谨，其主要工作是保证核安全，其次才是发电， 因为一旦出现核事故，不仅仅影响的是一个核电站，而是对整个中国核电的发展的进程造成影响。在这种大背景下，核电的工作效率没有外企那么高的，推诿扯皮的事情也有，又加上核电的国企出身，整个机构运作起来会慢一些，比如调试期间一个两小时能完成的试
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
核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？
编者序 岭澳核电站一期工程调试与大亚湾同期相比取得了长足的进步，实现了调试准备、管理与调试自主化，积累了许多成功的经验。调试工作圆满地完成各系统设备试验，消除了设备隐患，确保了工程安全、质量和进度，同时在队伍建设、人才培养、风险分析与控制、技术创新上都取得了实质性的突破，为岭澳核电站一期工程调试工作的顺利进行和提前商业运行奠定了坚实的基础。然而在调试中，我们也曾遇到过一些挫折，在克服困难和解决许多技术难题的过程中，我们从中取得了不少宝贵的经验和教训。这些收获对广东核电乃至整个中国的核电界而言，无疑都是非常宝贵的财富。只要我们能深入地将其反馈到未来的项目调试和管理工作中去，就一定能少走许多弯路，进一步提高我们的工程“五大控制”水平。因此，我们认为有必要在已有的各类经验总结的基础上，重点围绕调试准备与策划、制度和队伍建设、调试管理、现场调试等方面展开更深层次的总结，并特别关注在岭澳一期调试管理中所存在的不足以及所采取措施，这是本书与其它经验总结类丛书最大的不同之处。 我们之所以将本书定名为“核电站调试经验汇编”，也旨在今后外出考察、培训和学习的基础上，以自己的知识和视角去总结其它电站调试的经验，进一步充实本书的内容，以不断提高我们的调试水平。本书内容较为详实，言简意赅，希望能对所有的读者有所助益。书中部分内容参考了广东核电的有关文献，但考虑到本书主要限于内部使用，因而并未注明出处，在此谨向所有相关作者深表谢意。 限于水平，书中难免有疏漏或错误之处，敬请指正。 编者 2004年10月于大亚湾
目录 调试准备工作的经验反馈 (1) 行政技术处调试期间经验反馈 (12) 调试期间的技术管理 (16) 调试移交信息系统经验反馈 (21) 调试接口管理 (22) 首次装料准备经验反馈 (27) 1号机组首次调试启动期间设备缺陷的消除与管理经验反馈 (38) 临界前试验经验反馈 (43) 首次临界到50％功率试验经验反馈 (48) 提升功率至100%试验经验反馈 (54) 2号机组主回路热态功能试验经验反馈 (58) 核回路冲洗及主回路开盖冷态功能试验经验反馈 (63) 冷态水压试验经验反馈 (67) 蒸发器排污系统调试经验反馈 (74) 化学和容积控制系统调试经验反馈 (78) 重要厂用水系统调试经验反馈 (88) 安全注入系统调试经验反馈 (94) 硼加热跟踪系统试验经验反馈 (102) 反应堆硼和水补给系统调试经验反馈 (104) 余热排出系统调试经验反馈 (107) 核岛系统继电器控制回路调试经验反馈 (111) 核辅助系统调试经验反馈 (117) 辅助给水系统调试经验反馈 (121) 设备冷却水系统调试经验反馈 (129) 燃料运输贮存系统调试经验反馈 (134) 反应堆换料腔和乏燃料水池的冷却和处理系统调试经验反馈 (137) 核岛冷冻水系统调试经验反馈 (144) 核岛通风系统调试经验反馈 (147) DVK/DVW/DWS/EBA系统调试经验反馈 (165) EVR/EVC/DVE/DVI/DVG调试经验反馈 (168)
核电厂调试人员知识储备的若干问题研究 核安全不仅是国家安全的一部分，同时也是核电正常发展的必要条件。文章结合核电厂调试现场工作经验，从基层工作人员的角度出发，以某核电厂二期工程调试过程为例，说明了知识储备对于核电厂调试安全的重要性，并通过分析人员知识储备不足的若干问题，提出细化培训、改进经验反馈机制等具体改进措施，以期加强核电厂调试工作的安全性。 标签：核电厂；调试；核安全；知识储备 Abstract：Nuclear safety is not only a part of national security，but also a necessary condition for the normal development of nuclear power. In this paper，the importance of knowledge reserve for the commissioning safety of a nuclear power plant is illustrated by taking the commissioning process of a nuclear power plant phase II project as an example，from the perspective of the basic level workers，and combined with the site experience of the commissioning of a nuclear power plant. Through analyzing some problems of insufficient knowledge reserve of personnel，the paper puts forward some concrete improvement measures such as detailed training，improving experience feedback mechanism and so on，in order to enhance the safety of the commissioning of nuclear power plants. Keywords：nuclear power plant；commissioning；nuclear safety；knowledge reserve 1 概述 2016年3月17日，國家发改委正式发布的“十三五”规划纲要[1]，纲要中指出要“以沿海核电带为重点，安全建设自主核电示范工程和项目”。由此可见，在未来的核电发展方针中，核电行业的发展仍是以核安全作为第一要务。核安全不仅仅是核电能够健康、良好发展的原则，也是国家安全的有机组成部分[2]。 要实现国家方针中的安全建设核电项目，就要保证核电自设计至运营中每一环节的安全。其中，核电厂调试阶段作为一台机组商运前的检验环节，前期设计、建造、安装三个环节中所存在的问题都可能在这一阶段集中爆发，所以调试过程中面临的安全风险尤为严峻，其安全建设工作也更为重要。 调试阶段的核安全建设工作以调试工作流程为依据，通过培训体系、文件体系、实施过程、事故后分析等途径来实现（如表1），目前大多数机组调试过程中的安全保障均以此为蓝本。以某核电厂二期工程为例，整个调试实施过程中暴露出核安全建设工作中的若干问题，其中以调试人员知识储备不足为主要问题。本文将对核电调试人员知识储备不足的问题进行探讨，以期寻找合理化解决方法。