田湾核电站核安全监督检查大纲(试行)

田湾核电站的主要技术特点数字说明田湾核电站的安全性田湾核电站不仅满足国际现行的核安全和辐射安全标准要求，符合我国核安全法规、标准，而且其安全性优于当前世界上正在运行的大部分核电机组。

根据田湾核电站二级PSA(概率安全分析)报告：发生堆芯严重损坏或熔化事故的概率小于3.3×10-6/堆年(当前世界上运行的核电站一般为10-4/堆年)，发生严重放射性泄漏事故的概率不超过6.4×10-8/堆年(当前一般为10-5/堆年)，即发生严重放射性泄漏事故的概率千万年一遇。

双层安全壳田湾核电站是目前国内独一无二的双层安全壳核电站。

双层安全壳内层采用钢缆预应力张拉系统的钢筋混凝土墙体，厚1.2米，内壁衬有6毫米厚的钢覆面；外层采用普通钢筋混凝土墙体，厚0.6米；内外壳之间为1.8米的带有碘和气溶胶过滤器通风系统的负压环形空间，能有效减少了放射性气溶胶和碘向周围环境的释放，外壳能够抵御地震、龙卷风和小型飞机等外力的撞击，从而达到有效防护的目的。

双层安全壳反应堆厂房外径51.2米，内径44米，总高度74.2米。

安全壳预应力钢缆系统田湾核电站内安全壳采用后张预应力钢缆系统，共有水平环向360°预应力钢丝束70束，竖向倒U形预应力钢丝束50束，每束由55根低松弛性的七股钢绞线组成，该设计系国内首次采用的国际先进技术，设计内抗压能力达到0.5MP，最高可达0.7MP。

该系统能够大大提高安全壳的承压能力，提高了核电站的安全水平。

“N+3”的多重保护安全系统田湾核电站的安全系统如堆芯应急冷却系统，事故浓硼注入系统、安全壳喷淋系统和事故给水系统等均由2通道改为4通道，即每个能动系统均有4个完全独立和实体隔离的通道组成。

如果一个通道处于检修状态，另一个通道发生与初始事件有关的故障，第三个通道发生单一故障，则还有一个通道可投入使用，这样在运行中形成了一个系统运行、三个系统备用的“N+3”的有效组合，比一般压水堆采用“N+1”或“N+2”的设计更加可靠，从而大大提高了核电站的安全性。

国家核安全局关于批准释放田湾核电站二号机组100%额定热功率控制点的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2007.07.06•【文号】国核安发[2007]76号•【施行日期】2007.07.06•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于批准释放田湾核电站二号机组100%额定热功率控制点的通知(国核安发〔2007〕76号)江苏核电有限公司：你公司《关于申请释放田湾核电站二号机组100％额定热功率控制点的函》（苏核发〔2007〕156号）收悉。

根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）的有关规定及你公司的申请，我局组织检查组于2007年7月3日至4日对田湾核电站二号机组进行了100％额定热功率控制点释放前安全检查。

根据检查结果，我局批准你公司进行田湾核电站二号机组100％额定热功率台阶的调试工作。

你公司在田湾核电站二号机组的调试和运行中，应严格遵守核安全法规和技术规格书的规定，确保机组运行安全。

如果在调试和运行过程中发生可能影响机组安全的事件，应立即停堆，并及时向我局和国家环保总局北方核与辐射安全监督站报告。

附件：田湾核电站二号机组100%额定热功率控制点释放核安全检查报告二○○七年七月六日附件：田湾核电站二号机组100%额定热功率控制点释放核安全检查报告检查单位：国家核安全局受检单位：江苏核电有限公司检查日期：2007年7月3日至7月4日一、检查依据（一）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则（二）《核动力厂设计安全规定》及其相关导则（三）《核动力厂运行安全规定》及其相关导则（四）《核电厂质量保证安全规定》及其相关导则（五）《核电厂换料、修改和事故停堆管理》二、检查内容（一）2号机组50％至100％额定热功率以下调试项目完成情况（二）2号机组异常和故障处理情况（三）2号机组下一步的生产准备和管理情况三、检查活动检查组由国家核安全局、国家环境保护总局核与辐射安全中心、国家环境保护总局北方核与辐射安全监督站、苏州核安全中心等单位的专家组成（名单见附一）。

生态环境部核电安全监管司关于印发《核电厂质量保证大纲的格式和内容（试行）》的函
文章属性
•【制定机关】生态环境部
•【公布日期】2020.12.10
•【文号】核电函〔2020〕31号
•【施行日期】2020.12.10
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
关于印发《核电厂质量保证大纲的格式和内容（试行）》的
函
核电函〔2020〕31号各有关单位：
为指导和规范核电厂营运单位在建造和运行阶段项目质量保证大纲的编制工作，国家核安全局组织编制了《核电厂质量保证大纲的格式和内容（试行）》，现印发给你们，供参照执行。

本技术文件适用于压水堆核电厂，其他类型核动力厂也可参考。

附件：主送单位名单
生态环境部核电安全监管司
2020年12月10日。

核动力厂监督检查检查大纲核动力厂是一种高度安全关键的核能装置，为了确保核动力厂的安全稳定运行，必须进行监督检查。

本文将详细介绍核动力厂监督检查的大纲。

一、核动力厂基本信息核动力厂是一项高度技术性的工程，检查人员首先需要获取核动力厂的基本信息，包括建设单位、建设地点、设计单位、投产时间、采用的核反应堆技术和功率大小等。

这些信息对于进行后续的监督检查非常重要。

二、核动力厂安全监督核动力厂安全监督是核动力厂监督检查的重点。

监督检查人员需要对核动力厂的安全管理制度、事故应急预案、安全技术措施、安全设备、安全培训等方面进行检查。

特别需要注意的是，核动力厂的安全事故具有极高的危险性，因此在监督检查中必须切实加强安全管理。

三、核动力厂操作监督核动力厂的操作保障是核动力厂监督检查的重要内容之一。

监督检查人员需要对核动力厂的操作人员情况、操作规程、操作记录等方面进行检查，特别需要关注操作记录的真实性和准确性。

四、核动力厂设备监督核动力厂设备的安全可靠性是核动力厂监督检查的主要内容之一。

监督检查人员需要对核动力厂的关键设备情况进行检查，特别需注意设备的运行状况和维护保养情况。

五、核动力厂环境监督核动力厂在运行中会产生一定的放射性废物和排放物，对环境造成影响。

因此，核动力厂监督检查中必须对核动力厂的放射性废物管理措施、放射性排放情况等环境因素进行检查并评估。

六、核动力厂公共安全监督核动力厂公共安全监督是指对核动力厂周边公众安全情况的监督。

监督检查人员需要关注核动力厂的安全防护措施、人员疏散逃生设施等方面情况，并对核动力厂周边地区的公共安全风险进行评估。

七、监督检查报告监督检查结束后，监督检查人员要及时制作监督检查报告，详细记录核动力厂的监督检查情况、存在的问题、问题具体情况和起因，并提供改进意见和建议。

报告要被归档并公开发布。

通过以上几点，我们可以初步了解核动力厂监督检查的大纲。

只有在生动全面的了解核动力厂的情况之后，才能更好地实施监督检查，确保核动力厂的安全稳定运行。

田湾核电站2x1000MW机组热力系统介绍田湾核电站2x1000MW机组热力系统介绍1．总体介绍田湾核电站厂址位于江苏省连云港市东北部连云区高公岛乡田湾村，东临黄海，西南距连云港市新浦区直线距离约28公里，西北距连云港市连云区中心约11公里，北与连云港码头隔山相对，直线距离约5公里。

1.1 电厂规模田湾核电厂规划容量为4台1000MW级核动力发电机组，一次规划分期建设。

第一期工程建设两台俄罗斯设计制造的WWER-1000/428/AES-91型压水堆核动力发电机组。

每台机组由额定热功率为3012MW的WWER-1000/428/AES-91型反应堆装置、K-1000-60/3000改进型汽轮机及TBB-1000-2YZ型发电机组成。

核电站主要由反应堆、一回路系统、二回路系统和辅助系统组成。

1.2 机组主要参数田湾核电厂一期工程采用AES-91型核动力发电机组,它是在具有多年运行经验的WWER-1000/320型压水堆核动力发电机组的基础上改进设计和制造的。

反应堆为V428型压水堆，汽轮机为带有中间汽水分离和单级再热蒸汽的K-1000-60/3000型汽轮机，与汽轮机相配的是由“Electrosila”工厂生产的直驱式TBB-1000-2Y3型发电机。

汽轮机与WWER-1000型压水堆配套运行，压水堆热功率为3012MW，汽轮机采用饱和蒸汽。

AES-91型核动力发电机组主要设计参数：田湾核电厂新建工程安装两台ЛМЗ生产的额定功率为1000MW、全速、单轴（一个双流高压缸和4个双流低压缸）、八排汽、中间去湿再热机组。

主要技术参数如下∶汽轮机额定转速 3000 rpm核岛提供蒸汽供应系统热功率能力 3012 MW汽轮机额定功率 1060 MW高压缸阀前新蒸汽的额定绝对压力 5.88 MPa高压缸阀前新蒸汽的额定温度274.3℃高压缸阀前新蒸汽的最大温度293.6℃高压缸阀前蒸汽额定干燥度（湿度，％）0.995（0.5％）冷却水设计温度18℃冷却水最大允许温度33℃汽机跳闸和高压缸阀关闭时的最大绝对压力 7.85 MPa辅助用汽量60 t/h新蒸汽额定流量（包括再热蒸汽流量） 5870 t/h再热蒸汽压力0.55 MPa再热蒸汽温度250℃凝汽器蒸汽额定绝对压力 4.7 kPa至凝汽器的冷却水额定流量 170,000 t/h除氧器蒸汽额定绝对压力0.84 MPa给水温度218℃保证工况时总热耗量 10190 kJ/kWh 反应堆热功率 3000 MW环路数 4一回路压力15.7MPa反应堆入口冷却剂温度292℃反应堆出口冷却剂温度321.7℃2．热力系统介绍2.1汽轮机原则性热力系统汽轮机热力系统是将蒸汽发生器产生的蒸汽的热能转换成汽轮机的机械能，再通过发电机转变成电能，做过功的蒸汽经凝汽器冷却凝结成水，再加热到217.9℃送入蒸汽发生器。

田湾核电站简介厂址位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。

一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80%，年发电量达140亿千瓦时。

电站简介江苏田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目，也是我国“九五”计划开工的重点核电建设工程之一。

位于江苏省连云港市高公岛乡柳河村田湾境内。

公司股东江苏核电有限公司作为项目业主，负责田湾核电站的建设管理和建成后的商业运营。

公司股东和股比的构成是：中国核工业集团公司50%、中电投核电有限公司30%、江苏省国信资产管理集团有限公司20%。

计标准设田湾核电站采用的俄AES-91型核电机组是在总结VVER-1000/V320型机组的设计、建造和运行经验基础上，按照国际现行核安全法规，并采用一些先进技术而完成的改进型设计，在安全标准和设计性能上具有起点高、技术先进的特点。

其主要技术特点包括：反应堆厂房采用双层安全壳、安全壳预应力张拉系统采用新型倒U形50束钢缆张拉方式、安全系统采用完全独立和实体隔离的4通道(N+3)、设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施、使用铀-钆一体化全锆先进燃料组件、采用全数字化仪控系统等。

田湾核电站概率安全评价表明：发生堆芯严重损坏或熔化事故的概率小于3.3×10-6/堆年(当前世界上运行的核电站一般为10-4/堆年)，发生严重放射性泄漏事故的概率不超过6.4×10-8/堆年（当前一般为10-5/堆年）。

田湾核电站的安全性、可靠性和经济性与西方正在开发的先进压水堆的目标一致，在某些方面已达到国际上第三代核电站的要求。

根据中俄两国政府协议和总合同，俄方负责田湾核电站总的技术责任和核岛、常规岛设计及成套设备供应与核电站调试，中方负责工程建设管理、土建施工、围墙内部分设备的第三国采购、电站辅助工程和外围配套工程的设计、设备采购及核电站大部分安装工程。

田湾核电站T301大修期间技改问题分析1. 引言1.1 背景介绍田湾核电站T301大修期间技改问题分析引言田湾核电站位于中国广东省茂名市电白区，是广东省重要的电力供应基地之一。

T301核岛是该核电站的主要核岛之一，自投产以来已经运营多年。

为了确保核电站的运行安全和效率，T301核岛计划进行大修期间的技改工作。

田湾核电站T301大修期间技改问题是指在核电站进行常规大修时，为了提高核电站性能和安全性，对原有设备和系统进行升级和改进的过程中所遇到的各种技术问题和挑战。

技改工作的顺利进行对于保障核电站的安全运行和提高发电效率至关重要。

在本文中，将对田湾核电站T301大修期间技改问题进行深入分析，探讨技改过程中所遇到的问题和挑战，以及技改成本分析、技改方案优化和安全风险评估等方面的内容，为核电站的技改工作提供参考和建议。

1.2 问题提出田湾核电站T301大修期间技改问题分析在田湾核电站T301大修期间进行技改是为了提高机组的运行效率和安全性。

在实际技改过程中，却出现了一些问题需要进一步分析和解决。

其中主要问题包括：1. 技改计划不够详细和完善，导致施工周期延长和工作量增加。

原本预计的技改时间和成本都被高估，影响了整个大修计划的进度和效果。

2. 技改过程中的材料和设备配送出现延迟和质量问题，导致施工进度受阻，甚至影响了机组的正常运行。

这也给技改工作带来了额外的成本和安全隐患。

3. 人员安全意识不足和工作作风不严谨，导致事故风险增加。

在技改过程中，必须严格按照操作规程和安全标准进行操作，确保工作的安全性和可靠性。

田湾核电站T301大修期间的技改问题主要包括计划不周、材料配送延迟和安全风险增加。

这些问题的存在影响了整个大修计划的实施和效果，需要进一步分析和解决。

2. 正文2.1 T301大修技改计划分析田湾核电站T301大修是核电站的重要维护工作，技改计划的编制对于保证核电站安全运行至关重要。

在制定T301大修技改计划时，需要考虑以下几个方面：需要详细分析T301设备的运行状况和存在的问题。

国家核安全局办公室关于印发《国家核安全局核电厂监督大纲研讨会议纪要》的函正文：---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 国家核安全局办公室关于印发《国家核安全局核电厂监督大纲研讨会议纪要》的函（国核安办〔2008〕55号）环境保护部核与辐射安全中心、环境保护部北方核与辐射安全监督站、环境保护部上海核与辐射安全监督站、环境保护部广东核与辐射安全监督站、苏州核安全中心、机械院可靠性中心：2008年3月18日至19日，国家核安全局在北京召开核电厂监督大纲研讨会议，现将会议纪要发送你单位，请按照纪要精神做好相关工作。

附件：国家核安全局核电厂监督大纲研讨会议纪要二○○八年三月二十八日附件：国家核安全局核电厂监督大纲研讨会议纪要2008年3月18日至19日，国家核安全局在北京召开核电厂监督大纲研讨会议，环境保护部核安全司、环境保护部核与辐射安全中心、环境保护部北方核与辐射安全监督站、环境保护部上海核与辐射安全监督站、环境保护部广东核与辐射安全监督站、苏州核安全中心、机械院可靠性中心的代表参加了会议（名单见附）。

参会代表对“田湾核电厂核安全监督大纲（运行阶段）”、“秦山第二核电厂三、四号机组建造阶段核安全监督检查大纲（设备安装阶段）”、“岭澳核电二期工程建造阶段核安全监督检查大纲（设备安装阶段）”、“宁德核电厂一、二号机组建造阶段核安全监督检查大纲（土建施工阶段）”、“核电厂营运单位设备监造监督检查程序”等5份文件展开了讨论，同时，有关代表对文件编制情况进行了解释和说明。

会议达成如下意见：一、会议讨论的监督大纲基本满足我国核安全法规要求，能够适应我国核电厂监督的需要，各编制单位应按照会议意见修订，于2008年5月1日前报国家核安全局审查，通过后予以发布实施。

核电厂质量保证大纲的制定(HAD003/01)（1988年10月6日国家核安全局批准发布）本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全负责解释1 引言根据《核电厂质量保证安全规定》（HAF003以下简称《规定》）中提出的原则和目标，本安全导则专门叙述核电厂质量保证大纲的制定。

本导则是指导性文件，在实际工作中可以采用不同于本导则规定的方法和方案，但必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平，不会对核电厂厂区人员和公众增加风险。

1．1概述《核电厂质量保证安全规定》指出，必须按照《规定》中所提出的要求，把核电厂工程作为一个整体，制定质量保证总大纲。

《规定》也指出，必须按照工程进度实施大纲，并为完成所有对质量有影响的活动，提供适当的可控制条件。

1．2范围本导则对如何制定核电厂质量保证总大纲及分大纲提出要求、建议和范例，它也对制定大纲和行动的计划并使之形成文件提供指导。

这些计划和行动用于确保在核电厂的整个设计、采购、制造、建造、调试、运行和退设期间达到适当的质量。

本导则适用于其活动对安全重要物项的质量有影响的所有单位。

这些活动包括设计、采购、加工、制造、装卸、运输、清洗、施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、修改和退设。

1．3责任对核电厂负有全面责任的营运单位（以下简称营运单位）必须对制定和实施有效的核电厂质量保证总大纲负责。

营运单位可以委托其他单位制定和实施整个大纲或其中的一部分，但仍须对大纲的有效性负责，同时不改变承包方的义务和法律责任。

受委托制定和实施质量保证总大纲任何部分的每一个单位，应负责保证每一个较低层次单位在其责任范围内都要按照本导则的要求制定并提出它的大纲。

必须做出安排，保证大纲的每一个参加单位都能得到足够的资料和信息，并对工作有足够的了解，以便履行所赋予的责任。

2 制定质量保证大纲的基本原则2．1质量、质量保证和质量保证大纲的含义为了制定所要求的核电厂质量保证大纲，需了解质量、质量保证、质量保证大纲和质量保证分大纲等术语的含义。

田湾核电站 3、4 号机组安全壳负压调节控制分析发布时间：2022-03-01T12:17:32.360Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年17期作者：彭彬[导读] 技术规格书要求，田湾核电站 3、4 号机组安全壳负压在机组状态 1、2、3 和 7、8 （冷却剂平均温度≥ 150℃）时，安全壳负压必须保持在 -200Pa 至-320Pa。

建立和维持安全壳负压在要求范围内对核安全有重要意义。

江苏核电有限公司江苏连云港 222000摘要：技术规格书要求，田湾核电站 3、4 号机组安全壳负压在机组状态 1、2、3 和 7、8 （冷却剂平均温度≥ 150℃）时，安全壳负压必须保持在 -200Pa 至-320Pa。

建立和维持安全壳负压在要求范围内对核安全有重要意义。

本文探讨了 3、4 号机组安全壳负压控制调节的要点，并针对造成负压波动的原因制定了相应的控制调节措施，希望可以给安全壳负压控制提供参考。

关键词：安全壳；负压调节；控制措施一安全壳负压控制原理田湾核电站 3、4 号机组安全壳负压由 KLD10 系统建立并保持，技术规格书要求在状态 1，2，3 和 7、8（冷却剂平均温度≥150℃）时，安全壳负压必须保持在 -200Pa 至-320Pa。

安全壳内送排风及负压维持由 KLD10 安全壳通风过滤系统完成，送排风流程如下：来自主送风系统空调 KLE10AH001/002 的新风，经过供风调节阀 KLD10AA201 进入安全壳，从干净区域流向较脏区域，经过 KLD10 安全壳通风过滤系统风机入口的过滤装置净化，由安全壳通风过滤系统风机 KLD10AN011/021 排至烟囱。

图 2 安全壳负压表参考端所在位置此外，冬季 KAA 泵组切换、安全壳内 KLA 风机切换会引起安全壳内温度突然变化，从而造成安全壳负压突变。

KLE10AH001/002 切换、 KLD10AN011/021 切换会造成安全壳负压波动，但不一定超限。

田湾核电站 5、 6号机组安装工程交工资料管理【摘要】：本文主要介绍了田湾核电站5、号机组安装交工资料组卷移交的整体工作，从管理组织机构、管理流程、管理规划，交工资料的收集范围要求、责任划分、质量要求，以及管理中的亮点和管理建议等方面简要描述。

旨在通过总结，为后续其他项目部交工资料管理提供参考和借鉴。

主关键字：核电站、交工资料、组卷、管理、管理建议1.前言田湾核电站5、6号机组厂址位于连云港市后云台山南麓，建设两台M310加改进三代百万千瓦级压水堆核电机组。

中核二三公司在田湾核电站5、6号机组共签订了3个合同，涵盖整个核电工程10个核岛厂房、23个BOP子项的安装任务。

1.组织机构为做好田湾5、6号机组核岛安装交工资料工作，项目部依托现有的组织机构出台了文件，成立了以总经理为组长，工程经理和总工为副组长的交工验收领导小组，下设工程实体验收小组和交工资料验收小组，分别由工程领导和总工任组长，下设相应的实施部门。

实施部门是完成合同任务的现场施工部门，是交工文件的直接形成部门。

并规定了各个小组及各部门的责任分工，明确了各自的任务，指导整个交工过程的工作。

1.管理的流程信息文档中心作为项目部交工资料的主体部门负责内外部接口，制定相关程序规定、工作计划，监督检查内部部门交工工作。

负责收集合同范围内所有原始施工记录，整理组成符合档案要求的卷册，按相关标准规范和上游文件向上游单位移交。

1.管理规划没有规矩不成方圆，核岛安装交工资料在形成前期必须有一个完整有效符合国家标准和行业标准的管理规划，来规定怎么开展交工资料的组卷工作。

1.交工资料组卷规划首先根据国家标准划分出相应的单位、分部、分项工程，其次根据单位、分部、分项的划分制定出交工文件的具体卷册划分（核电站安装一般以系统为分部工程）。

规划制定好提交上游单位批准后实施。

1.交工资料的移交计划《建设工程文件归档规范》（GB/T 50328-2014）规定，建设单位必须在工程竣工3个月内，要向相关档案部门移交符合要求的工程档案。

核安全文化十大原则2023年12月环境保护部华北核与辐射安全监督站在关于印发《田湾核电站5、6号机组安全相关构筑物土建的质量控制例行核安全检查报告》的通知中指出需继续加强核安全文化建设工作，严格贯彻国家核安全局提出的对违规操作和弄虚作假零容忍的要求。

田湾项目部于2023年3月31日发布实施的《田湾项目部核安全文化建设推进方案》A版，旨在结合项目部自身业务发展，对项目部强化核安全文化建设与培育作出规划和部署。

通过近一年的实施，现将2023年度项目部核安全文化建设工作情况如下：1策划2023年3月项目部发布了《田湾项目部核安全文化建设推进方案》，明确项目部核安全文化建设思路：“防人因、促管理、强安全、固思维”。

2执行2.1成立项目部核安全文化建设推进领导小组，召开核安全文化建设实施动员会2023年4月8日项目部召开核安全文化建设启动会，会议介绍了项目部加强核安全文化建设工作的背景，对2023年项目部核安全文化建设和重点工作安排做了详细介绍。

明确了项目部核安全文化建设的目标和期望，并确定了项目部核安全文化理念及建设思路。

2.22023年4月，CNPE组织项目主要承包商发布本单位年度核安全文化建设。

2.3核安全文化宣贯推行1)核安全文化建设年度规划项目部每年一季度完成年度核安全文化建设年度规划，并制定相应工作总结计划。

2)“一把手”讲核安全文化课程根据年度项目部质量目标要求，由项目部及各部门“一把手”在项目部及本部门内开设核安全文化课程。

项目总经理陈建民于2023年9月29日为项目总经理部、部门经理、科长、主管等人员进行核安全文件宣贯教育。

项目各部门经理/副经理为本部门员工进行核安全文化培训教育。

3)制定项目部年度质量教育与培训方案为更好地贯彻质量文化理念，提高项目部全体员工的质量意识和岗位能力水平，项目部根据项目质量管理现状与上一年质量管理目标的差距，以及项目部年度质量管理目标，各部门反馈的质量教育与培训需求信息，业主单位或同行业经验反馈信息，通过有效分析明确需求，制定了《项目部2023年度质量教育培训方案》。

田湾核电站简介厂址位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。

一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80%，年发电量达140亿千瓦时。

电站简介江苏田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目，也是我国“九五”计划开工的重点核电建设工程之一。

位于江苏省连云港市高公岛乡柳河村田湾境内。

公司股东江苏核电有限公司作为项目业主，负责田湾核电站的建设管理和建成后的商业运营。

公司股东和股比的构成是：中国核工业集团公司50%、中电投核电有限公司30%、江苏省国信资产管理集团有限公司20%。

计标准设田湾核电站采用的俄AES-91型核电机组是在总结VVER-1000/V320型机组的设计、建造和运行经验基础上，按照国际现行核安全法规，并采用一些先进技术而完成的改进型设计，在安全标准和设计性能上具有起点高、技术先进的特点。

其主要技术特点包括：反应堆厂房采用双层安全壳、安全壳预应力张拉系统采用新型倒U形50束钢缆张拉方式、安全系统采用完全独立和实体隔离的4通道(N+3)、设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施、使用铀-钆一体化全锆先进燃料组件、采用全数字化仪控系统等。

田湾核电站概率安全评价表明：发生堆芯严重损坏或熔化事故的概率小于3.3×10-6/堆年(当前世界上运行的核电站一般为10-4/堆年)，发生严重放射性泄漏事故的概率不超过6.4×10-8/堆年（当前一般为10-5/堆年）。

田湾核电站的安全性、可靠性和经济性与西方正在开发的先进压水堆的目标一致，在某些方面已达到国际上第三代核电站的要求。

根据中俄两国政府协议和总合同，俄方负责田湾核电站总的技术责任和核岛、常规岛设计及成套设备供应与核电站调试，中方负责工程建设管理、土建施工、围墙内部分设备的第三国采购、电站辅助工程和外围配套工程的设计、设备采购及核电站大部分安装工程。

《核电厂质量保证大纲的格式和内容（试行）》核电厂质量保证大纲的格式和内容（试行）前言本文件为核电厂营运单位在建造阶段和运行阶段编制项目质量保证大纲提供指南。

其他核动力厂和其他寿期阶段的核电厂可参照执行。

本格式和内容作为核电厂营运单位编制质量保证大纲的参考，各单位可根据实际情况进行调整，但应说明调整后的合理性、合规性和内容的完整性。

本文件依据《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）以及HAD003系列导则编制，吸收了国内核电厂质量保证活动及相关审评监督的良好实践经验，参考了美国核管会标准审查大纲（SRP）17.1、17.3及17.5章节，美国机械工程师协会（ASME）的核设施质量保证大纲要求（NQA-1）以及国际原子能机构（IAEA）的核电厂和其它核设施安全的质量保证安全丛书（50-C/SG-Q）。

质量保证政策声明描述本单位质量保证政策声明并由法定代表人签署发布，政策声明中至少包括以下内容：（1）明确质量保证的宗旨和政策。

（2）明确政策框架下的管理目标。

（3）承诺质量有关的程序与质量保证大纲保持一致，是强制执行的。

（4）承诺在本单位内营造良好的质量文化氛围。

（5）承诺建立防造假机制/制度。

（6）确保行使质量保证职能的部门/组织（以下简称质量保证职能部门）和人员具有足够的独立性并被授予充分的权限。

（7）将质量保证政策落实情况纳入管理部门审查（管理者自我评价）之中。

（8）明确制定和执行质量保证政策的责任者。

1引言本章包括以下方面的内容：1.1适用范围描述质量保证大纲的适用范围，（如适用）包括：（1）适用的安全重要物项和服务。

（2）对物项和服务质量有影响的工作或活动（如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洁、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、修改和退役等）。

（3）适用的时间阶段（建造、运行）。

（4）适用的组织和人员（如营运单位、设计者、建造者、制造者、运行者，以及其他提供物项或服务的供方）。

2017年第一期［1］江光，崔毅，徐俊龙．理性竞争，坚守核安全设备价格底线［J］．核安全，2017，16（1）：1-4．［2］李国光，李明龙，韩丽英．浅谈如何加强核安全监督员发现问题的能力［J］．核安全，2017，16（1）：5-7+14．［3］刘芳茗．安全壳及其内部结构安全的可靠性分析方法研究［J］．核安全，2017，16（1）：8-14．［4］凌礼恭，路燕，房永刚，等．加强紧固件质量管理的要素分析与建议［J］．核安全，2017，16（1）：15-20．［5］张芳娣，顾杰兵．铀浓缩厂物料容器辐射水平调查研究［J］．核安全，2017，16（1）：21-25．［6］吴彦农，王娅琦，候秦脉，等．海洋异物堵塞核电厂取水系统事件的经验反馈［J］．核安全，2017，16（1）：26-32．［7］李小华，杨钧翔，陈远登，等．2004—2009年俄罗斯西北部放射性同位素热电发生器退役的风险和环境影响评价［J］．核安全，2017，16（1）：33-47．［8］董晓璐，丁超，刘鹏，等．核电人员可靠性分析方法综述和发展趋势［J］．核安全，2017，16（1）：48-55．［9］孙树海，赵力，郑丽馨，等．核电厂异常重要性判定（SDP）方法及其应用［J］．核安全，2017，16（1）：56-62+69．［10］李海龙，徐宇，董晓璐，等．基于抗震鉴定试验的开关柜的抗震裕度分析［J］．核安全，2017，16（1）：63-69．［11］李勇，吕科锋，陈刘利，等．铅基研究堆燃料组件阻力特性模拟实验与分析［J］．核安全，2017，16（1）：70-74+81．［12］孔静，张奇，应亮，等．压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计［J］．核安全，2017，16（1）：75-81．［13］肖增光，孙雪霆，陈林林，等．安全壳内气溶胶沉积试验的浓度测点设计［J］．核安全，2017，16（1）：82-85+94．［14］尹训强，袁文志，王桂萱．基于DSEM的核电厂结构-土-结构相互作用模型［J］．核安全，2017，16（1）：86-94．2017年第二期［1］沈钢，孟岳，温玉姣，等．国际合作为核安全“十三五”规划实施做好支撑和服务［J］．核安全，2017，16（2）：1-4．［2］田欣鹭，温爽，郭超，等．IVR条件下外部冷却流道变形的影响因素研究［J］．核安全，2017，16（2）：5-10．［3］张盼，李聪新，温丽晶，等．压力容器外部冷却系统流道结构和流动参数对流场的影响分析［J］．核安全，2017，16（2）：11-16．［4］江斌，甄洪栋，孟阿军，等．一种基于概率论的破前漏分析方法介绍［J］．核安全，2017，16（2）：17-23+49．［5］石兴伟，兰兵，胡健，等．事故工况下壁面油污和锈斑对钢制安全壳潜在失效影响分析［J］．核安全，2017，16（2）：24-28．［6］杨英豪，肖军，朱桂学，等．田湾核电厂3、4号机组风险指引型防水淹设计改进措施研究［J］．核安全，2017，16（2）：29-34．［7］焦峰，赵丹妮，禇倩倩，等．核电厂薄壁大直径贮水容器负压变形事件经验反馈［J］．核安全，2017，16（2）：35-41．［8］谌登华，姜宏，张翔宇，等．英国通用设计审查（GDA）初探［J］．核安全，2017，16（2）：42-49．［9］杨丽丽，宋大虎，张巧娥，等．核电厂数字化仪控系统信息安全监管要求探讨［J］．核安全，2017，16（2）：50-55．［10］刘宇生，许超，谭思超，等．矩形通道内脉动湍流流动特性实验研究［J］．核安全，2017，16（2）：56-62．［11］魏超，李铁萍，温爽，等．堆芯下支承板应力评定等效模型的适用性研究［J］．核安全，2017，16（2）：63-68．［12］赵传奇，胡文超，刘健，等．基于三维输运方法的压水堆主冷却剂~（16）N源项计算分析［J］．核安全，2017，16（2）：69-73+79．［13］徐小照，潘保林．基于BP神经网络的核电厂核安全文化评级模型研究［J］．核安全，2017，16（2）：74-79．［14］何孝园，朱鹏树，李大伟，等．核电厂应急柴油发电机组修改试验启动方式的分析和讨论［J］．核安全，2017，16（2）：80-84．［15］刘卓，金卉馨，李晓洋，等．基于菲克定律和传热传质相似原理的含不凝气体冷凝换热研究［J］．核安全，2017，16（2）：85-90．［16］于明锐，常猛，逯馨华，等．基于表面改性技术的PCS强化换热效果分析［J］．核安全，2017，16（2）：91-94．2017年第三期［1］孙冶，王鑫，何荣天，等．一起口岸放射性物品非法入境处置案例简析［J］．核安全，2017，16（3）：1-5．［2］张弛，刘泽军．瑞典核能立法与监管体制［J］．核安全，2017，16（3）：6-11．［3］李世欣，郑睿鹏，郎爱国，等．核电厂1E级电缆一致性判别方法的研究［J］．核安全，2017，16（3）：12-17．［4］张亚平，施国龙，钟志民，等．堆外中子剂量计在RPV辐照监督中的应用［J］．核安全，2017，16（3）：18-23．［5］王冠，蒋忠湧，翟国庆．输变电设施电磁环境工频电场强度控制限值安全性分析［J］．核安全，2017，16（3）：24-29．［6］彭慧，李雪琴，王晓涛，等．DSA介入医师受照剂量评价及管理探讨［J］．核安全，2017，16（3）：30-34．［7］周萱．秦山核电自然灾害的预防［J］．核安全，2017，16（3）：35-41．［8］兰瑞果，杨新利．核安全设备供应商实践核安全文化的途径和《核安全》近年可被引文献目录为更好地服务作者与读者，便于广大科研工作者查阅、引用《核安全》近年文章，减少作者在编写参考文献时的工作量，本刊编辑部对近年刊发在《核安全》的论文进行了整理，参考国标GB/T7714-2015，给出了各篇文章的参考文献标准格式。

田湾核电站淡水厂GAC滤池调试•田湾核电站淡水厂设计产水量1200m3/h，其中生活和生产水量各600m3/h。

厂外加压泵站送来的源水经2跟DN500的管道送入配水池，然后分别输入三座机械加速澄清池，并在澄清池的进水管上投加混凝剂。

澄清池的出水分别进入6个砂滤池，砂滤池的出水合为两根母管进入6个活性炭滤池。

碳滤后的清水50%进入生产清水池，经生产水泵提升后送入厂区生产管道；另50%水量进入生活清水池，经生活水泵提升后送入厂区生活管道。

在水源污染日趋严重的今天，常规处理工艺无法保障供水的安全性。

用于饮用水深度处理的颗粒活性炭，越来越受到人们的高度重视。

因为用GAC池滤，进行二次过滤，能有效去除TOC、挥发性有机物和特种有机物，并能利用较多的活性炭的吸附容量。

1 田湾淡水厂GAC滤池设计数据GAC滤池设计数据表所用颗粒活性炭（GAC）符合GB7701.124－87规定的净水用煤质活性炭的技术指标具体数据所用GAC技术指标GAC滤池属虹吸式滤池，有一套真空系统，设2台V95真空泵，配有2个1.5m3及1个m3的真空罐串联与并联组合式连接。

真空泵启停自动控制，由真空罐上电节点真空表决定，当真空表值降-3.50H2O（可调）时，启动一台真空泵。

真空表值升至-6.00H2O（可调）时，停止真空泵，下一次又降至-3.50H2O，启动另一台泵。

2 调试在所有电气、机械、仪表安装完毕，滤料铺设完毕之后，我们组织机械、电气、自控工艺、安全等技术力量较强的班子，对GAC滤池的所有设备、工艺参数进行彻底了解和熟悉，调试人员严格服从指挥和调度，各就各位，并按各自专业分工进行调试。

调试前全体人员试一次通讯工具，同时加强安全监督管理。

运用清水池足够量的临时用水按调试方案进行仔细、完整的调试，并随时做好记录，最终确认滤料是否清洗干净（滤料的清洗与滤料填装同步进行），测定滤池的技术参数和技术状态，确定反冲阀门的开启度。

下面就田湾淡水厂GAC滤池调试作以叙述，希望能给将要运行的滤池调试以借鉴和帮助。