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核电厂前期工程建设过程引言核电厂作为一种清洁、高效的能源发电方式，被越来越多的国家选择并投入使用。
然而，核电厂的建设并不是一件容易的事情，需要经过精心的规划和前期工程建设。
本文将从规划阶段、设计阶段、审批阶段和前期工程建设阶段等方面分析核电厂前期工程建设的过程。
1. 规划阶段在核电厂前期工程建设中，规划阶段是至关重要的一步。
该阶段的目标是确定核电厂建设的地点、规模和技术路线等，以确保后续的设计和建设工作能够顺利进行。
在规划阶段，需要进行以下主要工作： 1. 地点选择：通过评估地质地理条件、自然资源和环境等因素，选定建设核电厂的最佳地点。
2. 规模确定：根据当地能源需求和发展预期，确定核电厂的装机容量。
3. 技术路线选择：综合考虑不同核反应堆技术的经济性、安全性和可靠性等因素，选择适合的技术路线。
2. 设计阶段设计阶段是核电厂前期工程建设中的关键步骤。
在该阶段，需要进行详细的设计工作，包括核反应堆的布置、冷却系统的设计、辅助设施的安排等。
设计阶段的主要工作内容包括： 1. 核反应堆布局：根据核反应堆类型和安全要求等，确定核反应堆的布置方案，并考虑到燃料装卸系统、冷却循环系统等的布置。
2. 冷却系统设计：根据核反应堆的热量释放和安全要求，设计合适的冷却系统，确保核电厂的安全运行。
3. 辅助设施安排：包括可燃物贮存设施、辅助发电设备、应急备用系统等的安排和设计。
3. 审批阶段核电厂的建设需要经过严格的审批程序，以确保核电厂的建设和运营符合相关法规和安全标准。
在审批阶段，需要提交详细的核安全评估报告和环境影响评估报告等材料，并接受政府部门的审核和评估。
审批阶段的主要工作内容包括：1. 核安全评估：对核电厂建设的安全性进行评估，包括核反应堆的设计、辐射防护措施、事故应对能力等方面。
2. 环境影响评估：评估核电厂对周边环境的影响，包括气候、水资源、生物多样性等方面。
3. 社会影响评估：评估核电厂对当地社区和居民的影响，包括经济影响、社会影响和健康安全风险分析等。
中国最⼤核电站项⽬--海阳核电站中国最⼤的核电项⽬——海阳核电站⼭东海阳核电站鸟瞰图海阳核电站是我国核电⾃主化依托项⽬之⼀，是我国⾸批三代核电站AP1000⾃主化依托项⽬和建国以来⼭东省最⼤的投资项⽬。
项⽬总投资1000亿元⼈民币，规划建设6台百万千万级核电机组，并留有两台扩建余地，总装机容量870万千⽡，全部建成后，将成为迄今为⽌中国最⼤的核能发电项⽬。
⼭东海阳核电站位置⽰意图⼭东海阳核电站是⼭东省第⼀座核电站，该电站位于⼭东省烟台市辖海阳市留格庄镇原冷家庄和董家庄，⼚址距距海阳市22km，距烟台市93km，距青岛市107km，距威海市100 km。
海阳核电站⼀期⼯程建设2台美国西屋公司第三代核电技术AP1000百万千⽡级压⽔堆核电机组，预计投资达到400亿元⼈民币。
1、2号机组分别于2009年9⽉和2010年7⽉开⼯，2014年5⽉和2015年3⽉投⼊商业运营，届时年发电量将达到175亿千⽡时，将极⼤优化⼭东电源结构，缓解电⼒紧张局势。
作为中国最⼤的核能发电项⽬，海阳核电站全部建成之后，将改善⼭东的供电状况，促进地⽅经济快速的发展。
同时，上千亿的项⽬总投资，对⼤幅拉动海阳地⽅经济发展，创造更多的就业岗位，带动内需增长都会起到积极作⽤。
⼭东海阳核电项⽬业主是⼭东核电有限公司，该公司成⽴于2004年9⽉，是中国电⼒投资集团公司控股⼦公司，全⾯负责海阳核电站的设计、建造、运营管理。
⼭东核电有限公司由中国电⼒投资集团公司、⼭东省国际信托有限公司、烟台蓝天投资控股有限公司、中国国电集团公司、中核核电有限公司、华能核电开发有限公司6家股东出资设⽴。
海阳核电项⽬同三门核电项⽬作为⾸批国家第三代核电技术的⾃主化依托项⽬。
肩负着中国掌握三代核电技术⼯程设计和设备制造技术，建⽴健全核电技术标准体系的使命。
最终将使中国具有实现⾃主设计、⾃主建造、⾃主管理、⾃主运营中国品牌三代技术核电站的能⼒，使民族核电技术⽔平尽快达到世界核电先进⽔平。
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。
全国核电站分布之二：全国在建核电站1、岭澳核电站二期项目地址：广东省深圳市龙岗区大鹏镇投资方：中国广东核电集团公司管理方：岭东核电有限公司堆型：压水堆（CPR1000）功率：2X1000MW设计寿命：40年建设进展：主体工程于XXXX年12月15日开工；XXXX 年6月28日，1号机组核岛安装工程比原计划提前17天开工；XXXX年9月23日，1号机组核岛比原计划提前38天完成穹顶吊装，工程建设从土建施工全面转向设备安装阶段。
预计首台商运时间：XXXX年10月说明：岭澳核电站二期工程是我国“十五”期间唯一开工的核电项目，是国家核电自主化依托项目，项目采用中广核集团具有自主品牌的中国改进型压水堆核电技术路线 CPR1000，是我国CPR1000示范工程，在我国核电发展中具有承上启下的作用。
通过项目建设，我国将加快全面掌握第二代改进型百万千瓦级核电站技术，基本形成自主技术品牌核电站设计自主化和设备制造国产化能力，为高起点引进、消化、吸收第三代核电技术打下坚实的基础。
2、阳江核电站一期项目地址：广东省阳江市东平镇投资方：中广核集团公司管理方：阳江核电有限公司堆型：压水堆（CPR1000）功率：2X1000MW（共建6台）设计寿命：40年建设进展：XXXX年9月26日负挖开始，目前前期工程正按计划顺利推进。
预计首台商运时间：XXXX年4月说明：阳江核电站位于中广核集团在广东地区的第二核电基地。
项目采用中广核集团具有自主品牌的CPR1000技术。
阳江核电站的建设对满足广东省经济增长对电力的需求，进一步优化广东省电网结构和能源结构，拉动广东省核电装备制造业升级，促进广东省经济社会和环境协调发展具有重要意义。
3、台山核电站项目地址：广东省江门市台山市投资方：中广核集团公司管理方：台山核电有限公司堆型：压水堆（CPR1000）功率：2X1000MW（共建6台）设计寿命：40年筹备进展：目前项目建议书已上报国家发改委，各项筹建工作正按计划推进，建设条件已基本成熟。
⼭东海阳核电站常规岛#1机组筏基础102钢筋倒排事故简报⼭东海阳核电站常规岛#1机组筏基础10.2钢筋倒排事故简报1. 常规岛筏基础施⼯简况 (2)1.1 基坑⽀护 (5)1.2 脚⼿架 (6)2. 海阳事故简要情况 (6)2.1 ⼯程管理情况 (8)2.2 事故处理、整改及调查 (8)3. 事故原因初步分析 (10)1.常规岛筏基础施⼯简况常规岛筏基础简图参考简图，在地⾯先开挖基坑，做⽀护；然后在基坑内打桩、在桩上做（筏基础）垫层，再在垫层四周搭脚⼿架，依靠脚⼿架，逐层地⽴基础模板、绑钢筋、浇筑混凝⼟和养护，最终形成筏基础。
现场浇筑混凝⼟，⼀般都采⽤混凝⼟泵车，泵送混凝⼟到绑扎好钢筋的模板内，筏基础混凝⼟施⼯⼯艺流程为：钢筋模板交接验收 -- 顶标⾼抄测 -- 混凝⼟搅拌 -- 现场⽔平垂直运输 -- 分层振捣赶平抹压 -- 覆盖养护。
以下是某⼯程的梁板式筏基础施⼯中的⼀些图⽚，仅供参考。
梁板式筏基础原理图梁板式筏基础-1梁板式筏基础-2梁板式筏基础-3以下为三门核电站＃1号机组核岛筏基混凝⼟连续整体浇注的图⽚，供参考。
三门核电站⼀号机组核岛筏基混凝⼟连续整体浇筑-1三门核电站⼀号机组核岛筏基混凝⼟连续整体浇筑-2三门核电站⼀号机组核岛筏基混凝⼟连续整体浇筑-3 从图中可以看出，筏基础施⼯中的基坑⽀护和脚⼿架，是⾮常重要的部分，以下分别简述。
1.1基坑⽀护开挖基坑后，由于地下⽔可能造成塌陷等因素，为了基坑内作业的安全，要在基坑周围设⽴⽀护。
基坑⽀护的类型有：深层搅拌⽔泥⼟围护墙、⾼压旋喷桩、槽钢钢板桩、钢筋混凝⼟板桩、钻孔灌注桩、地下连续墙、⼟钉墙和SMW⼯法等。
据查，⽥湾核电站＃2常规岛是软⼟深基坑，根据其⽀护⼯程的特定条件，采⽤了深层搅拌⽔泥⼟墙和拉锚式排桩结合形成的组合⽀护模式进⾏基坑⽀护。
三门核电站＃2常规岛，其基坑⽀护采⽤的是基坑⽀护帷幕桩。
1.2脚⼿架筏基础脚⼿架，⽬前已经禁⽌使⽤⽵制脚⼿架，⼀般是英标的钢管脚⼿架，钢管之间⽤卡扣连接紧固。
核电厂质量事件案例1. 简介核电厂作为一种常见的能源生产设施，其质量事件对人们的生活和环境安全造成重大影响。
本文将以某核电厂质量事件案例为例，介绍该事件的背景、原因以及对社会的影响，以期引起人们对核电厂质量管理的重视。
2. 案例背景这一核电厂质量事件发生在2018年，该核电厂位于某国的沿海地区，是该国重要的能源供应设施。
该核电厂在运营多年后，突然频繁出现设备故障、辐射泄露等问题，引起了当地居民和媒体的广泛关注。
3. 案例原因分析经过调查分析，该核电厂质量事件的原因主要包括以下几个方面：3.1. 设备老化该核电厂的某些关键设备已经运营了多年，存在明显的老化问题。
长期的运行使得这些设备的性能下降、腐蚀加剧，容易出现故障和泄露等问题。
这些老化设备的缺陷导致了核电厂的质量安全隐患。
3.2. 人员管理不当核电厂作为高度安全敏感的设施，对人员的管理要求严格。
然而，在该核电厂中，一些工作人员对设备保养和操作的重要性缺乏足够的认识，对工作效率有懈怠心态，导致了设备维护不及时、质量问题频发的情况。
3.3. 监管不到位核电厂作为重要的能源供应设施，应当受到监管部门的密切关注和监督。
然而，在该核电厂中，监管部门的监管力度不够，缺乏有效的检查和审核机制，导致一些问题没有被及时发现和解决，进而发展成为了重大的质量事件。
4. 案例影响该核电厂质量事件对社会造成了严重的影响，主要包括以下几个方面：4.1. 环境污染核电厂质量问题可能导致辐射泄露和污染，对周围环境造成不可估量的损害。
水体、土壤等生态系统受到污染后，将影响当地居民的饮水安全和生活环境。
4.2. 社会恐慌核电厂质量事件往往会引起社会的恐慌和不安情绪。
媒体对此类事件的报道可能会造成公众的恐慌，导致社会秩序的不稳定和经济活动的停滞。
4.3. 能源供应紧张核电厂作为能源供应的重要组成部分，质量问题会导致能源供应紧张。
如果该核电厂发生了不可挽回的故障，将影响当地和周边地区的能源供应，甚至可能给整个国家的能源安全带来威胁。
建造阶段核电厂人因事件根本原因分析应用祝艳艳发布时间：2021-08-31T02:44:44.698Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年9期作者：祝艳艳张聚强[导读] 根本原因分析方法是目前核电行业广泛使用的分析方法，且已被证明是一套科学、有效的分析方法。
简要介绍了核电厂开展根本原因分析方法的必要性，结合案例探讨了人因事件根本原因分析方法的流程，为核电厂开展人因事件根本原因分析提供一定的参考。
祝艳艳张聚强中国核电工程有限公司北京 100840摘要：根本原因分析方法是目前核电行业广泛使用的分析方法，且已被证明是一套科学、有效的分析方法。
简要介绍了核电厂开展根本原因分析方法的必要性，结合案例探讨了人因事件根本原因分析方法的流程，为核电厂开展人因事件根本原因分析提供一定的参考。
关键词：根本原因分析；人因事件1概述随着某核电工程进入安装、土建高峰期，工程质量缺陷的数量日益增多，质量缺陷作为质量管理的重要一环，应进行有效的管理，尽量降低可以受控的质量缺陷，提升质量管理的水平。
对某核电项目2018年的工程质量缺陷产生的原因进行了统计，其中很大一部分由人因失误引起。
关注人因未遂事件，并尽一切努力消除未遂事件，能够大大减少人因事件的发生，这就要求核电员工了解人因事件的发生机理及预防、人因事件根本原因分析过程，从而进行有效的经验反馈，最终提高在建机组的安全性和经济性。
2人因事件发生机理人因事件发生需要以下一些条件:首先组织管理上存在缺陷，这类缺陷不一定会直接导致事件的发生，可能会隐藏到有条件使这个缺陷显现；其次制定的政策、制度、流程为避免意外事件的发生设立了屏障，也即在这一过程中会存在屏障的不完整性和各种容易诱发人因失误的工作环境和人文环境，产生了失误先兆；这时通过一项生产活动，不完善的屏障、失误先兆以及潜在的组织缺陷这三个环节的不足会综合体现在工作任务的实施过程中，工作人员即成为了最后一道屏障，综合各因素最终导致了人因失误事件。
三澳核电项目施工方案审批一、项目背景核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，受到了越来越多国家的关注和重视。
中国作为世界上最大的新兴经济体之一，面临着日益增长的能源需求和环境保护的双重压力。
三澳核电项目作为中国首个自主研发的三代核电技术示范项目，具有重要的战略意义。
二、项目概述三澳核电项目位于中国福建省福州市三明市，计划建设两台AP1000核电机组，总装机容量为220万千瓦。
该项目由中国国家核电集团承建，采用了美国Westinghouse Electric Company的AP1000技术。
该技术具有先进的安全性能和经济性，被认为是目前最先进的商业化核电技术之一。
三、施工方案概述三澳核电项目的施工方案包括工程设计、土建施工、机电安装、设备验收等多个方面。
施工方案的编制需要充分考虑项目的特点和实际情况，确保施工过程中的安全性、稳定性和可持续性。
1. 工程设计核电项目的工程设计是项目实施的基础，必须符合国家和行业的相关规范和标准。
在施工方案审批中，需要对工程设计方案进行评审，确保其符合相关要求，并能够支持核电机组的正常运行和安全运营。
2. 土建施工核电项目的土建施工包括基坑开挖、基础浇筑、建筑物施工等多个环节。
在施工方案中，需要明确每个环节的工程安全措施和操作规程，确保施工过程中的安全和质量。
3. 机电安装核电机组的机电安装是核电项目的重要环节，包括核岛设备、辅助设备、电气设备等的安装调试。
施工方案中需要明确每个设备的安装步骤和质量控制要求，确保安装工作的合理进行。
4. 设备验收核电机组的设备验收是核电项目的最终环节，需要对关键设备进行严格的测试和检验，确保其符合设计要求和相关规范。
施工方案中需要明确验收过程中的测试方法、检验标准和验收前后的记录和报告要求。
四、施工方案审批流程根据国家和行业的相关规定，三澳核电项目的施工方案审批流程一般包括以下几个阶段：1.提交施工方案申请：施工方案编制完成后，承建方需要将申请材料提交给审批部门，包括详细的施工方案报告和相关的设计文件。
大亚湾核电站大亚湾核电站位于中国广东省深圳市龙岗区大鹏半岛，是中国大陆建成的第二座核电站，也是大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。
1994年投入商业运行，大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站。
此后，在大亚湾核电站之侧又建设了岭澳核电站，两者共同组成一个大型核电基地。
简要介绍 大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站，坐落在深圳市的东部，离香港直线距离45公里，中国最大的中外合资企业。
大亚湾核电站位于：北纬22°36′02.70″，东经114°32′57.75″。
座落在广东省深圳市龙岗区的大亚湾核电基地，是中国目前在运行核电装机容量最大的核电基地。
拥有大亚湾核电站、岭澳核电站一期两座核电站共四台百万千瓦级压水堆核电机组，年发电能力近300亿千瓦时。
其中，大亚湾核电站所生产的电力70%输往香港，约占香港社会用电总量的四分之一，30%输往南方电网；岭澳核电站一期所生产的电力全部输往南方电网。
据2006年统计数据，两座核电站输往南方电网的电力约占广东省社会用电总量的9％。
大亚湾核电站按照“高起点起步，引进、消化、吸收、创新”，“借贷建设、售电还钱、合资经营”的方针开工兴建，1994年5月6日全面建成投入商业运行。
并获得了在美国出版的国际电力杂志评选的“1994年电厂大奖”，成为全世界5个获奖电站之一，也是中国唯一获得这一殊荣的核电站。
1995年5月，大亚湾核电站被中共深圳市委确定为“深圳市爱国主义教育基地”，成为深圳市一日游的景点之一。
大亚湾核电站投产以来，各项经济运行指标达到国际先进水平。
自1999年开始，与64台法国同类型机组在四个领域累计26项次的安全业绩挑战赛中，共获得14项次第一名。
2006年5月13日，大亚湾核电站1号机组较原计划提前12.94天完成第一次十年大修，成为中国在运行核电站中首个走过设计寿期内除退役外所有关键路径的核电站。
2007年10月18日，大亚湾核电站1号机组实现整个燃料循环不停机连续安全运行487天的国内新记录；2008年1月12日，该机组实现无非计划停堆安全运行2000天，这是国内核电机组的最高记录，目前该纪录还在延伸。
附件近期发生的在建核电厂建造事件一、红沿河核电厂、宁德核电厂和阳江核电厂循环水过滤系统（CFI）系列共性事件2012年6月，陆续发现红沿河、宁德、阳江等核电厂循环水过滤系统（CFI）存在管线贯穿重要厂用水系统（SEC）泵坑的A、B列隔墙以及管道材料和安装过程不满足该系统的核级安全要求，需要进行系统的重新设计和管路更换。
该事件产生的直接原因是：CFI系统的设计和供货单位缺乏承担核级系统供应的经验和能力，对技术要求未完全消化理解。
事件的根本原因是：总承包单位误将核级的CFI系统纳入了非核级BOP包进行采购控制，未完全按照核级要求控制，且对供应商的资质审查和能力评价不到位，设计交底和设计审查未有效进行，设计与采购接口管理也不够明确。
最终导致CFI系统设计、采购和安装的质量保证体系运转失效。
处理措施：红沿河、宁德和阳江核电厂已重新按照核级要求进行了系统设计、采购和安装，并实施了永久的改造，保证了实体隔离等核安全功能的实现。
二、福清核电厂1号机组主管道焊缝不符合项事件2012年6月，福清核电厂1号机组主管道完成焊接并进行100％射线检验过程中，发现2C4焊接接头在主管道侧距离焊缝边缘线1毫米处存在超标缺陷显示，以及3U4焊接接头在主管道弯头侧距离焊缝边缘线1毫米处也存在超标缺陷显示。
经过对比分析，判定这两处超标缺陷并非焊接过程引起，而是母材原有的铸造缺陷。
该事件产生的直接原因是：主管道铸件存在制造缺陷，虽满足产品母材制造的验收标准，但不满足焊接检验的评定标准。
对于焊接接头区域，管道母材制造和焊接规范之间对于缺陷判定方法和准则不同，易发生此类缺陷按母材制造规范判定合格，而按照焊接规范评定时超标的情况。
事件的根本原因是：主管道制造期间的质量过程控制不严格，存在气孔和夹渣类缺陷，对母材制造和焊接规范之间存在的差异也未能及时识别。
处理措施：经过对缺陷尺寸和性质进行安全评估和分析后，认为对于这两处焊接接头区域可以接受；但要求营运单位在役检查工作中加强对于类似缺陷的监测和跟踪，对缺陷可能的扩展情况予以重点关注。
为避免此类问题重复发生，主管道在设备出厂和安装之前，进行焊接接头临近区域检验时，应按照焊接检验规范要求进行检验和评定，并消除超标缺陷。
三、红沿河核电厂2号机组三个环路的蒸汽发生器泄漏事件自宁德核电厂1号机组二环路蒸汽发生器传热管与管板密封焊发生渗漏以后，2012年5月至11月期间，红沿河核电厂2号机组三台蒸汽发生器在现场进行二次侧水压试验时，也相继发生密封焊焊缝渗漏，需要在核岛现场进行大量的排查和返修工作。
该事件产生的直接原因是：蒸汽发生器制造过程中，传热管与管板密封焊的清洁度及工艺控制存在不足，导致密封焊缝内存在较多的气孔等性质的缺陷，个别缺陷在水压试验时贯穿而导致泄漏。
事件的根本原因是：制造单位掌握重要部位的关键工艺和检验技术能力欠缺，同时，质量控制不到位，质量管理存在漏洞；营运单位、工程总承包单位设备监造和验收管理不严格，经验反馈工作不够完善。
处理措施：我局对类似问题进行排查，发现同期制造的红沿河、宁德、阳江、福清和台山等五个核电厂的十余台蒸汽发生器也存在类似问题。
我局要求制造单位分别在制造厂内或核岛现场进行全面排查和返修处理。
在核岛现场进行焊缝返修工作加大了质量控制的难度，也影响了核电厂调试工作的有序开展，同时排查和返修工作也耗费了大量的人力和物力。
四、红沿河核电厂1号机组高密度乏燃料贮存格架安装位置与设计不符事件2012年10月，根据其他核电项目的经验反馈，检查发现红沿河核电厂1号机组的高密度乏燃料II区16台格架的安装方位错误，每台格架安装方向与图纸的要求相差180o。
该事件产生的直接原因是：安装单位在进行安装过程中，未能仔细核对设计技术要求和安装图纸，凭经验实施了现场安装施工。
事件的根本原因是：未按照质量保证要求进行设计交底和施工方案审查，并违反施工程序和图纸要求进行现场施工。
处理措施：高密度乏燃料贮存格架方向安装错误给密集化贮存带来一定的安全风险，设计单位进行了保守的临界物理分析计算。
为了保证乏燃料贮存安全，该机组装反的16台格架的贮存小室将被弃用，并设置了防止燃料误装入的工程措施。
五、福清核电厂1号机组堆内构件部分结构使用焊材与设计不符事件2012年10月，福清核电厂1号机组在对能量吸收器组件最终焊缝进行检验时，发现能量吸收器与导向柱焊接使用的焊接材料（ER316L）与设计文件要求的焊接材料（ER308L）不一致。
随后，又发现上下部堆内构件止动块与法兰面的焊缝也存在类似问题。
该事件产生的直接原因是：指导焊接工作的工艺文件错误。
事件的根本原因是：安装单位技术人员在编制焊接工艺文件时，没有引用上游设计文件的有关要求，而是凭经验确定了工艺和选材。
同时，安装单位、工程总承包单位和监理单位也未严格按质量保证要求开展相应的质量控制工作，导致施工文件审查、焊接活动先决条件检查和过程控制等环节管理失效。
处理措施：分析评价了不同材料之间存在的化学元素差异，评价了材料受到辐照后以及在恶劣使用工况下性能变化的影响，并对保证部件的功能和完整性等方面进行了评估分析后，可以继续使用。
六、福清核电厂1号机组三环路热段主管道温度计管座螺纹局部损伤事件2012年10月，福清核电厂1号机组反应堆压力容器在联合冲洗前，对反应堆冷却剂系统主管道的温度计管座安装套管进行临时封堵时，因操作不当，造成三环路热段主管道温度计套管及管座损伤。
该事件产生的直接原因是：在安装温度计套管过程中出现阻塞，无法继续沿螺纹旋入，施工人员未按照程序进行分析处理，而是直接使用扳手进行强拧，导致温度计套管及管座存在不同程度损伤，难以恢复设计原状。
事件的根本原因是：安装单位施工前没有对重要部件安装工作进行质量风险分析；对安装工作的难度也没有足够的重视；施工人员未按照程序进行作业，核安全文化和质量意识淡薄，缺乏保守、质疑的工作态度，存在的野蛮施工情况没有及时被纠正，演变成为习惯性违章。
处理措施：将重新制作螺纹管套，经结构完整性分析并在模拟试验通过后重新安装，由于涉及一回路压力边界完整性问题和部件重新制造等工作，修复尚未完成。
七、台山核电厂2号机组核岛安全厂房部分混凝土试块抗压强度不合格事件2012年9月，台山核电厂土建试验室在试压8月23日生产的2号机组核岛安全厂房混凝土试块时，发现有两组标号C40/50混凝土试块28天回弹试验抗压强度未达到设计强度标准，随后又发现了五组C40/50试块未达到设计强度标准，而同批次的60天回弹试验结果符合设计要求。
现场随即暂停了2号机组核岛搅拌站所有混凝土生产，对所有配合比进行检查，并对缺陷混凝土结构进行实体抽芯试验验证。
但在实体抽芯过程中不够慎重，进一步造成混凝土内部分钢筋损坏。
该事件产生的直接原因是：砂石场的原料石取料点变更后，低品质原料石造成了成品砂中吸附性颗粒增加，降低配合比中外加剂的减水效果，由于2号核岛混凝土外加剂掺量较低，使得用水量增加，导致混凝土强度降低。
事件的根本原因是：营运单位和施工单位技术能力不足，对可能引发的质量问题不敏感，对重要构筑物施工工艺要素变更验证不够充分，对风险的识别和管理不到位，还造成了混凝土结构的人为损坏。
处理措施：现场对所有配合比进行了检查验证，调整了低掺量外加剂的配合比，对已完成的混凝土进行监控以检查强度发展状况，同时还在已完工的混凝土墙壁进行了抽芯测试验证等工作，此问题尚未处理结束。
八、三门、海阳核电厂主管道壁厚减薄事件三门、海阳核电厂1号机组主管道安装前测量中，发现主管道曲率、厚度等尺寸存在偏差，造成主管道壁厚局部减薄，需要修改镗孔方案，并进行最小壁厚的设计变更。
为评估局部减薄后的影响，设计单位出具了不同壁厚的详细力学计算报告、AP1000主管道最小壁厚计算报告等，我局也组织审评单位开展技术审评、最小壁厚独立校核计算工作和“破前漏”（LBB）分析计算工作，并组织专家审查会进行审议。
该事件产生的直接原因是：三门、海阳核电厂1号机组主管道为首批AP1000主管道，设计、施工单位均缺乏成熟施工经验，弯管前余量不足导致最小壁厚不满足设计要求。
事件的根本原因是：在新的技术体系下设计、制造等技术能力不足，再加上经验欠缺，未能对风险提前作出估计。
处理措施：相关单位开展了分析论证工作，通过进一步挖掘设计裕量以评价是否可以继续使用。
九、海阳核电厂1号机组反应堆压力容器支撑底部耐磨板干膜润滑剂质量不符合事件2012年7月，发现海阳核电厂1号机组压力容器底部支撑耐磨板润滑剂错用，并引起耐磨板锈蚀。
该事件产生的原因是：润滑剂采购、入库、领用和现场施工等环节均没有严格执行物项的名称、规格型号等属性的核对，导致错误的物项被使用。
事件的根本原因是：有关单位的质量保证体系失控，采购活动过程中未按照相关文件程序和技术要求执行，发生偏离时也未及时处理。
处理措施：由于发现润滑剂错用时压力容器已经就位，针对压力容器重新就位对主管道安装预案的影响，进行了重新建模评估，并按照设计要求采购了适合的润滑剂，现场对受影响的反应堆压力容器和支承进行了处理，包括重新起吊压力容器、去除了不合格的润滑剂、更换耐磨板、重新喷涂干膜润滑剂以及压力容器重新就位等工作。
十、红沿河核电厂2号机组辅助给水箱失稳变形事件2013年2月，工作人员巡检时，发现红沿河核电厂2号机组辅助给水系统（ASG）的主要设备辅助给水箱（2ASG001BA）严重变形，罐体上半部有三处凹陷，呈对称分布，最大半径约3米，最大深度约2米，罐体顶部倾斜约20度，部分管线及支架也受拉变形，现场不得不对罐体和相关构筑物进行拆卸和修复。
该事件产生的直接原因是：设计单位的施工图纸与工艺流程图不一致，在施工时也没有正确澄清，导致现场将通大气管道末端焊死；调试人员在进行排水操作试验前没有严格执行边界检查程序，试验过程中也没有安排对现场巡检，最终导致水箱内形成局部负压并失稳变形。
事件的根本原因是：相关单位和人员经验反馈不到位、工程经验不足、安全意识缺失、责任心不强，各级设防被层层突破而导致设备损坏。
处理措施：现场对受损设备进行了全面的检查，切除了辅助厂房墙体及钢筋，对罐体受损部位重新进行了预制和组焊；相关单位还对其他薄壁承压容器的类似问题进行了全面排查。
十一、其他质量问题同时，近期核电厂建造过程中还发生了其他一些不符合标准规范和设计要求的共性质量问题，暴露出工程管理和质量控制方面存在的不足，给建造质量控制带来不利影响，主要情况如下：（一）工程管理存在不足，如：数字化仪控系统（DCS）与主泵采购延期，严重影响到工程进展；附加柴油机组及配套设施、三废处理、辐射监测等系统的安装与调试工程进展滞后，导致系统在首台机组装料前仍不可用；（二）构筑物土建施工的质量有待提高，如：蜂窝麻面、重要结构件和预埋件错位、设备基础浇注后脱离等质量问题时有发生；（三）设备质量问题对工程进展造成影响，如：控制棒驱动机构的移动磁极吸合和释放电流超标；安注泵和安喷泵等流量特性试验不满足设计要求；主泵轴和密封面发现异物造成划伤，需拆修；多个核电项目相继发生压力容器主螺栓孔通止规不过、卡涩等异常情况；（四）DCS系统软、硬件在安装与调试过程中发现存在较多缺陷，并且处理及验证不充分，引发装料后多起运行事件或异常情况；（五）安装过程中对重要部件的质量管控不足，如：现场无损检验中发现主管道安装焊缝临近区域存在制造缺陷，现场难以处理；主泵壳跌落和磕伤事件；重要部件焊接材料错用等；（六）调试管理仍需进一步加强，如：先决条件尚不满足情况下进行系统功能调试；调试试验结果不满足相关安全准则未及时处理和验证，遗留至下一阶段解决等。
