核电厂建设项目应关注的问题

HAF003核电厂质量保证安全规定

核安全法规 HAF003（91） 核电厂质量保证安全法规 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改） 本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释

目录 第一章引言 (3) 1．1 概述 (3) 1．2 围 (3) 1．3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2．1 概述 (4) 2．2 程序、细则及图纸 (5) 2．3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3．1责任、权限和联络 (6) 3．2 单位间的工作接口 (6) 3．3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4．1 文件的编制、审核和批准 (7) 4．2 文件的发布和分布 (7) 4．3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5．1 概述 (8) 5．2 设计接口的控制 (8) 5．3 设计控制 (8) 5．4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6．1 概述 (9) 6．2 对供方的评价和选择 (10) 6．3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7．1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7．2 装卸、贮存和运输 (11) 7．3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9．1 检查大纲 (11) 9．2 试验大纲 (12) 9．3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9．4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10．1概述 (13) 10．2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12．1质量保证记录的编写 (14) 12．2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13．1 概述 (15) 13．2 监查的计划安排② (15)

山东海阳核电项目3、4号机组工程

山东海阳核电项目3、4号机组工程环境影响报告书 （建造阶段) 简本 中电投山东核电有限公司 2013年8月

一、建设项目概况 1、地理位置 山东海阳核电厂地处胶东半岛的黄海之滨，为滨海核电厂。厂址位于山东省烟台市辖海阳市留格庄镇邵家庄村以南（冷家庄和董家庄原址），处于三面环海的岬角东端，东北有乳山湾，西南有凤城港，东部和南部面临广阔的黄海。 山东海阳核电厂地理位置图见图1，效果图见图2。 2、建设性质 本项目为第三代核电自主化依托项目山东海阳核电一期工程的扩建工程。山东海阳核电项目3、4号机组工程作为我国核电国产化依托项目的后续工程，在国家的统一指导下，大力推进核电设计自主化和设备制造本土化，采用公开招投标制选择国内外有资格的核电设备制造厂商，在保证质量的前提下，降低核电厂造价，将山东海阳核电厂建设成为先进、高效、安全、可靠的核电机组。 3、建设规模和规划 山东海阳核电厂厂址规划建设6台压水堆核电机组。建设采用一次规划、分期建设的方式。本项目在一期2台AP1000机组建设的基础上，扩建2台CAP1000核电机组，3号机组初步计划于2013年11月30日浇灌第一罐混凝土，建设总工期为49个月。3号机组计划于2017年12月投产，4号机组计划于2018年10月投产。 4、项目前期审评情况 环境保护部（国家核安全局）于2013年2月受理了山东海阳核电项目3、4号机组工程环境影响报告书（选址阶段），在提出两批审评问题单、进行两次审评对话后给出了审评意见。2013年7月4日，环境保护部（国家核安全局）第五次核安全与环境专家委员会部分委员会议审议了海阳核电厂3、4号机组厂址安全分析报告和环境影响报告书（选址阶段）的审评意见，认为海阳核电厂3、4号机组厂址安全分析报告和环境影响报告书（选址阶段）审评意见和结论是合适的。 二、建设项目周围环境现状 1、人口分布 2009年底海阳核电厂厂址半径80km范围内总人口数为3868632人。按评价区面积计算，2009年平均人口密度为193人/km2。按评价区陆域面积计算，2009

核电厂安全分析

Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008

CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.

RG1.172 核电厂安全系统中使用的数字计算机软件的软件需求规格书 1997

September 1997 U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION REGULATORY GU OFFICE OF NUCLEAR REGULATORY RESEARCH REGULATORY GUIDE 1.172 (Draft was DG-1058) SOFTWARE REQUIREMENTS SPECIFICATIONS FOR DIGITAL COMPUTER SOFTWARE USED IN SAFETY SYSTEMS OF NUCLEAR POWER PLANTS A. INTRODUCTION In 10 CFR Part 50, "Domestic licensing of Pro duction and Utilization Facilities," paragraph 55a(a)(1) requires, in part,1 that systems and components be de signed, tested, and inspected to quality standards com mensurate with the safety function to be performed. Criterion 1, "Quality Standards and Records," of Ap pendix A, "General Design Criteria for Nuclear Power Plants," to 10 CFR Part 50 requires, in part,1 that appropriate records of the design and testing of systems // and components important to safety be maintained by or under control of the nuclear power unit licensee throughout the life of the unit. Appendix B, "Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants," to 10 CFR Part 50 describes cri teria that a quality assurance program for systems and components that prevent or mitigate the consequences of postulated accidents must meet. In particular, besides the systems and components that directly pre vent or mitigate the consequences of postulated acci dents, the criteria of Appendix B also apply to all activi ties affecting the safety-related functions of such systems and components as designing, purchasing, t in this regulatory guide, many of t he regulations have been paraphrased; see 10 CFR Part 50 for the full text. IDE installing, testing, operating, maintaining, or modify ing. A specific requirement is contained in 10 CFR 50.55a(h), which requires that reactor protection sys tems satisfy the criteria of IEEE Std 279-1971, "Crite ria for Protection Systems for Nuclear Power Genera ting Stations."2 Paragraph 4.3 of IEEE Std 279-19713 states that quality of components is to be achieved through the specification of requirements known to promote high quality, such as requirements for design, inspection, and test. Several of the General Design Criteria (GDC) of Appendix A, including Criteria 12, 13, 19, 20, 22, 23, 24, 25, and 28, describe functions that are part of the de sign bases of nuclear power plants and that would be in cluded in the software requirements specification (SRS) of any digital computer software that is part of basic components that perform these functions. In addi tion to the criteria of Appendix A, Appendix B to 10 CFR Part 50 provides quality assurance criteria that 2 Revision I of R egulatory Guide 1.153, "Criteria for Safety Systems," en dorses IEEE Std 603-1991,"Criteria for Safety Systems for N uclear Pow er Generating Stations," as a method acceptable to the NRC staff for s atis fying the NRC's regulations with respect to the design, reliability, qualifi cation, and testability of the power, instrumentation, and control portions of the safety systems of nuclear power plants. 31EEE publications may be obtained from the IEEE Service Center, 445 Hoes Lane, Piscataway, NJ 08854. USNRC REGULATORY GUIDES The guides are lesued In t he following ton broad divisions: Regulatory Guides awe itsued to describe and make a"ailable to the public such i*rma lion as methods acceptable to the NRC stff or implementing specific partsof ftCom- 1. PooerReactors 6. Products In*on5s regulations, tscmques used bythestaff evaluating specific problems or ps- 2. Research aid Test Reactors 7. Transportation lulated accidents, end data needed by the NRC Iitafflis review of applitio for Per .Fuets and Materials Facilities 8. Occupational Health mits and licenses. Regulatory guides n stus lor egiitori, n compilan. e 4. FJMrontentald. anarFcini Review with them Is n ot raqtird. MeZthods ando beons differe 5o. hosa OUtheg 5 Matedals and Plant Protection 10 General wi be acceptable If t hey provide a basis for the findings requisite to the issuance or con Inuence of a permit or license by the Commission. Single copies of regulatory guides may be obtained k of charge bywing the Printing, Ths guLide was Issued after consideration of comments receved from the publc. Com- Graphics ard Disaibuton Brnch, O1ce ofAdministrallon, U.S. Nular eguatory mentsandsuggestions forimproveme Intiheseguldes wemecouraged atall tlhs, ad mission, Washington, DC 20555-0001; or by fax at (301)415-5272. es will be revised. es appropriate, to accommodste comments and to reflect new in = on r oerlece.issued guides may also be purchased from the National Techiwical Information Service on Written comments may be aubmitted to t he Rues Review mid Directives Branch, DFIPS, a standing o rder basis. Detalls on this service may beIobtained by writingN? S , 5285 Port ADM, U.S. Nuclear Regulatory Comnmissicn, Washington, DC 20555-0001. Royal Road, Springfield. VA22161.

初步设计深度要求

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。

用FPGA实现核电厂安全级I&C系统过程中的V&V

Computer Knowledge and Technology 电脑知识与技术计算机工程应用技术本栏目责任编辑：梁书 第8卷第31期(2012年11月)用FPGA 实现核电厂安全级I&C 系统过程中的V&V 董治国1，姚光霖2 （1.中国核电工程有限公司，北京100840；2.北京中核东方控制系统工程有限公司，北京00176） 摘要：该文在最近发布的IEC 62556标准基础上，比照既有的以计算机为基础的仪控系统的实现经验，分析了独立的确认和验证（V&V ）方法对以FPGA/PLD 技术开发核电厂安全级仪控系统的重要性，同时，也给出了具体开发过程中V&V 的实践建议。最后，简要指出了实现过程中的难点和注意事项。 关键词：FPGA ；V&V ；安全级；I&C 中图分类号：TP311文献标识码：A 文章编号：1009-3044(2012)31-7578-03 1基于传统计算机技术的V&V 实践 从软件生命周期模型或者软件开发过程模型的角度说，核电厂安全级软件的开发采用的是W 模型。所谓W 模型，就是在V 模型基础上，增加软件开发各个阶段应同步进行的测试〔包括准备工作〕，测试的对象不仅仅是程序，需求、功能和设计同样需要测试。和V 模型相比，W 模型强调测试伴随着整个软件开发周期，需要“尽早地和不断地进行软件测试”。 图1 图1所示的是一个完整的软件生命周期。但是，从工程的角度说，系统设计、软硬件供货，软件开发，现场的系统调试都是由不同的行业来分担。具体意义上核电厂安全级软件的软件供货方仅仅完成的是其中一部分的工作。 参照AREVA 公司的工程实践，图2中，给出了一个典型的核电厂安全级软件的软件开发和V&V “验证和确认”〔虚线的下侧部分〕。 1.1起点 软硬件分拆后所形成的软件部分，通过转化，形成软件开发放所认可的标准样式，这个样式主要包括模块的抽象定义方法，由此才开始了软件开发方的“软件寿命周期”。 1.2终点 在软件下载到实际的硬件实体，启动起来，通过自动或者手动的方式，完成了软硬件的联合调试实验，软件开发方的“软件寿命周期”也已结束。 1.3独立的V&V 小组 软件的开发是V 形，测试也是与此相并行的V 。IEEE 1012对软件的测试进一步补充、细化，并分成“确认”、“验证”两个层面收稿日期：2012-10-11 E-mail:kfyj@https://www.360docs.net/doc/f6750224.html, https://www.360docs.net/doc/f6750224.html, Tel:+86-551-56909635690964ISSN 1009-3044Computer Knowledge and Technology 电脑知识与技术Vol.8,No.31,November 2012.7578

4. 核电厂的设计安全要求

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。

保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版)

( 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

核电厂建设审批程序的规定

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。

美国核管会,10 CFR Part 50, Appendix A,核电厂设计总则

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.)

核电厂安全知识点参考文本

核电厂安全知识点参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂安全知识点参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 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

核电厂系统及设备课程设计

第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变： 18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴； 20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气； 20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构； 21世纪主要能源：核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954～1960年：试验阶段； 1961～1969年：实用化阶段； 1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段； 二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段； 二十一世纪开始：复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计

核电厂系统与设备一回路复习题

核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 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1、 站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）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：反应堆蒸汽发生器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。 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 2、

于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机

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） 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3、 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。 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，

核电厂建设审批程序的规定

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