国家核电与IAEA签订CAP1400通用反应堆安全评估(GRSR)合作协议
核安全文化宣贯推进专项行动-核技术利用系列教材之二核安全文化手册 - 复件
核安全文化手册 8、创建和谐的公共关系。通过信息公开、公众参与、科普宣传等公众沟通 形式，确保公众的知情权、参与权和监督权；决策层和管理层应以开放的心态多 渠道倾听各种不同意见，并妥善对待和处理利益相关者的各项诉求。 三、核安全文化的持续推进 核安全文化的培育是一个长期过程，应持续不断推进。 从业人员要对自身严格要求，养成一丝不苟的良好工作习惯和质疑的工作态 度，避免任何自满情绪，树立知责任、负责任的责任意识，形成学法、知法、守 法的法治观念，持续提升个人的核安全文化素养。 核能与核技术利用单位要做出承诺，构建企业自身的核安全保障机构，将良 好核安全文化融汇于生产和管理的各个环节，做到凡事有章可循，凡事有据可查， 凡事有人负责，凡事有人检查；加大培育核安全文化的资源投入力度，定期对本 单位的核安全文化培育状况、工作进展及安全绩效进行自评估，保证核安全文化 建设在本单位得到有效落实。 核安全监管部门和政府相关部门要加强政策引导、制定鼓励核安全文化培育 的相关政策，加大贯彻实施力度；继续秉持“独立、公开、法治、理性、有效” 的监管理念和严慎细实的工作作风；坚持科学立法、依法行政，确保政府监管的 独立、权威和有效。 推行同行评估，鼓励开展核安全文化培育和实践的第三方评估活动，学习借 鉴成功经验，及时识别弱项和问题，积极纠正和改进。同时倡导提升核安全文化 的良好实践，让核安全文化成为所有从业人员的职业信仰。 核安全文化是核能与核技术利用实践经验的总结，是核安全大厦的基石，是 社会先进文化的组成部分，必将随着核事业与核安全事业的不断发展进一步得到 弘扬、创新和发展，为确保核安全，保障公众健康和环境安全发挥作用。 中国政府将继续深化与世界各国、国际组织的交流合作，切实履行各项公约 义务，践行核安全多边、双边承诺，与国际社会共同应对核安全风险，提升全球 核安全水平。
“接单”接到手软!看300亿核电装备走出国门
“接单”接到手软！看300 亿核电装备走出国门北极星核电网讯:今年G20 峰会期间，拥有核电站运营牌照的中核集团签下海外核电合作订单，中核集团总经理钱智民与阿根廷核电公司总裁安此前，阿根廷总统克里斯蒂娜访华期间，两国签署了建设阿根廷核电站协议，中核集团与阿根廷核电公司受权负责具体实施。
核电站建设将采用中国自主研发的第三代华龙一号核电技术，中核集团负责电站的部分设计、绝大部分设备供应以及技术服务支持。
该电站将建设重水堆与压水堆两台机组，预计耗资约60 亿美元，阿中双方分别承担其中的62%和38%。
电站计划于2020 年竣工投用。
事实上，华龙一号核电技术在G20 峰会之前，于今年10 月已登陆欧洲，中广核和法国电力集团(EDF)在伦敦正式签订了英国新建核电项目的投资协议。
根据双方签订的协议，中广核与EDF 将共同投资建设位于英国萨默特郡的欣克利角C 核电站，该项目拟建设2 台采用EPR 技术的核电机组。
EPR 是法国主导开发的第三代欧洲先进压水堆技术，单机容量175 万千瓦，目前全世界有4 台在建，分别是法国FA3 项目1 台、芬兰OL3 项目1 台和中国台山项目2 台。
在双方共同推进SizewellC 和BradwellB 两大后续核电项目中，BradwellB 项目的参考电站中广核防城港核电站3、4 号机组预计2015 年底前将开工建设。
BradwellB 项目拟采用中国自主三代核电技术华龙一号。
而华龙一号在设计、燃料、设备、制造、运行、维护等多个领域具有自主知识产权，形成了完整的知识产权体系，早已具备独立出口条件。
中国核电（601985）登陆欧洲和拉美有助带动我国300 亿元人民币核电装备出口。
山西财经大学教授刘海红说。
这也是继高铁之后中国装备制造又一。
核电“安全帽”有多厚
核电“安全帽”有多厚作者：王寅来源：《中国报道》2014年第09期制造原子弹要求铀的纯度达到90%以上，而核电站的核燃料只需要纯度在5%以下的铀。
正如高度白酒可以被点燃，但啤酒却不能燃烧一样，即便反应失控也不会像原子弹那样爆炸。
“核能发展伴生着核安全风险和挑战。
人类要更好地利用核能、实现更大发展，就必须应对好各种核安全挑战，维护好核材料和核设施安全。
”这是中国国家主席习近平在今年3月于荷兰海牙举行的核安全峰会上的讲话。
在这次峰会上，习近平首次提出了中国的核安全观：“我们要坚持理性、协调、并进的核安全观，把核安全进程纳入健康持续发展的轨道。
”在这之后，国务院总理李克强在4月18日主持召开新一届国家能源委员会首次会议时说，能源供应和安全事关我国现代化建设全局。
李克强提出，要在采用国际最高安全标准、确保安全的前提下，适时在东部沿海地区启动新的核电重点项目建设。
2011年日本福岛核电站因地震和海啸而发生泄漏事故之后，关于核能安全性的话题就一直热度不减。
正如习近平主席说的：“任何以牺牲安全为代价的核能发展都难以持续，都不是真正的发展。
”如何在安全的前提下发展核电？这还要从人类历史上三次大的核事故原因谈起。
人祸与天灾1979年3月28日发生的美国三里岛核事故是人类历史上第一次重大核事故。
三里岛核电站2号机组反应堆的冷却水从堆芯容器外溢导致反应堆部分毁坏。
但这次事故并没有发生爆炸，放射性物质也没有进入大气环境。
同时，由于反应堆有几道安全屏障，因而事故并未导致人员伤亡。
次月11日，时任美国总统吉米·卡特委派了一个总统委员会调查此次核事故。
最终，三里岛核事故被确定是由设备故障和工作人员操作失误所导致的一次“人祸”。
但发生在苏联的切尔诺贝利核事故就严重得多。
1986年4月25日，苏联切尔诺贝利核电站4号反应堆预定关闭以做定期维修。
但因操作失误导致4号反应堆过热，燃料棒熔化引发蒸汽压力迅速增加并导致爆炸。
“在事件发生的初期，可以把核泄漏事故都归咎于操作失误，但根本原因并不在此，而是设计缺陷。
申核岛反应堆厂房安全壳施工要点
2023年度申报专业技术职务任职资格评审答辩论文题目 : 3号核岛反应堆厂房安全壳施工要点作者姓名 : 曲常庆单位 : 北京四达贝克斯工程监理有限企业申报职称 : 工程师专业 : 土木工程二Ο一五年月日3号核岛反应堆厂房安全壳施工要点曲常庆（北京四达贝克斯工程监理有限企业田湾监理部河北石家庄）摘要: 安全壳是核电站旳标志物, 包容着反应堆、蒸汽发生器等主工艺系统设备, 是防止裂变产物释放到周围旳最终一道安全屏障, 在事故工况下能有效防止放射物质外泄。
同步安全壳能承受地震、飓风、飞机坠落等多种冲击, 是核电站旳保护神。
因此,安全壳旳施工质量对核电站旳建设具有重要意义。
本文简介了田湾核电站3号反应堆厂房双层安全壳施工旳钢筋、贯穿件、预应力、混凝土等有关施工技术及质控要点, 用以指导田湾核电站4号反应堆安全壳施工旳质量控制及国内类似双壳构造施工旳质量控制。
关键字: 安全壳钢筋预应力混凝土工艺流程控制措施Th.Constructio.Point.o.Containmen.fo.No.3 Nuclea.ReactorQu changqing（Beijing starbecs engineering management co.,Ltd Hebei Shijiazhuang）Abstract: containment i..marke.of nuclea.powe.plant, whic.contain .th.mai.process equipment,suc.a.the reacto.and th.stea.generator.a nd s.on,an.whic.i.th.en.of .safet.barrie.aroun.t.effectivel.preven. the leakage o.radioactiv.substance.unde.acciden.conditions. A.th.s am.time, th.containment ca.withstand th.impact.fro.earthquakes, hurricanes, th.plan.crashed an.others ,whic.i.the protecto.of nuc lea.powe.plant. Therefore, th.constructio.qualit.of th.containment i.o.grea.significanc.fo..nuclea.powe.plant.Th.constructio.technolog .and qualit.control point.o.th.doubl.containment constructio.o.th.No.3 reacto.buildin.i.Tianwan Nuclea.Powe.Plan.ar.introduce.i.thi.pape.suc.a.th.reinforce.ment,pe netration, prestress,concret. etc.,whic.wil.b.fo.guidin.th.qualit.c ontro.o.th.constructio.of No.4 reacto.containmen.fo.Tianwa.nuclea.p owe.plant and simila.domestic doubl.containment.Keyword s: Containment, Reinforcement, Prestressed, Concrete, Technological process, Control measures1 工程概况31UJA厂房内安全壳为预应力钢筋混凝土构造, +7.0m至+48.6m 为筒体部分, +48.6m至+72.5m为半球形穹顶部分。
国家核安全局关于批准《中广核广东太平岭核电厂二期工程质量保证大纲（建造阶段）》（0版）的通知
国家核安全局关于批准《中广核广东太平岭核电厂二期工程质量保证大纲（建造阶段）》（0版）的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2024.09.03
•【文号】国核安发〔2024〕145号
•【施行日期】2024.09.03
•【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
关于批准《中广核广东太平岭核电厂二期工程质量保证大纲
（建造阶段）》（0版）的通知
国核安发〔2024〕145号中广核惠州第二核电有限公司：
你公司《关于呈报中广核广东太平岭核电厂二期工程质量保证大纲（建造阶段报审版）的函》（广核惠二函〔2024〕1号）、《关于审批中广核广东太平岭核电厂二期工程质量保证大纲（建造阶段）的请示》（广核惠二〔2024〕5号）收悉。
根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的有关要求，我局对你公司提交的申请文件进行了技术审评，认为你公司《中广核广东太平岭核电厂二期工程质量保证大纲（建造阶段）》（0版）是可以接受的，现予批准。
你公司应严格遵守我局批准的质量保证大纲，确保太平岭核电项目3、4号机组的建造质量。
国家核安全局2024年9月3日。
核电站运行的基础知识
核电站运行的基础知识目录1. 核电站概述 (3)1.1 核能的特性 (3)1.2 核电站的基本组成 (5)1.3 核电站的发电原理 (6)2. 核燃料与反应堆 (7)2.1 核燃料的种类 (8)2.2 核燃料的处理与储存 (9)2.3 反应堆的类型与设计 (11)3. 核反应堆操作与控制 (13)3.1 反应堆启动与运行 (14)3.2 反应堆冷却剂系统 (15)3.3 反应堆控制系统的功能 (16)4. 核能安全 (17)4.1 核事故的原因与分类 (18)4.2 核电站的紧急响应与事故处理 (20)4.3 核电站的安全标准与监管 (21)5. 核废料处理与核燃料循环 (23)5.1 放射性废物的处理 (24)5.2 者其他二次放射性废物的处理 (26)5.3 核燃料循环与乏燃料管理 (27)6. 核电站的环境影响 (28)6.1 辐射环境监测 (30)6.2 核电站周边环境影响 (31)6.3 环境保护措施及法规 (32)7. 核电站的建设与维护 (34)7.1 核电站项目的规划与设计 (35)7.2 施工技术与安全管理 (37)7.3 核电站的日常维护与检修 (39)8. 全球核能发展概况 (41)8.1 各国核电站的发展状况 (42)8.2 核能的国际合作与政策 (44)8.3 核能的未来发展趋势 (45)9. 核电站运行中的问题与挑战 (46)9.1 模型不确定性与测量误差 (48)9.2 冗余与容错设计 (49)9.3 人工智能在核电站安全管理中的应用 (50)10. 结语与展望 (51)10.1 核电站运行的未来 (53)10.2 对核电站运行人员的发展要求 (54)1. 核电站概述核电站是一种利用核裂变反应产生高温，进而带动蒸汽产生动力推动的发电设施。
与火力发电站不同，核电站不依靠燃烧化石燃料，而是利用铀等核燃料的原子核裂变释放的巨大能量。
在这个过程中，核燃料在控制棒的作用下进行核裂变，释放出大量热能。
核电站法规清单
6.21 水工工艺.............................................................................................. 69
6.22 化水...................................................................................................... 72
6.31 BOP 结构............................................................................................ 120
6.32 核岛结构............................................................................................ 122
6.29 仪控.................................................................................................... 106
6.30 控制室系统........................................................................................ 118
法规标准清单
版本/Rev: A
7/136
6.13 蒸汽发生器.......................................................................................... 44
CAP1400核电新突破
050INDUSTRY总第233期 2017/01/18CAP1400核电新突破国产化是自主的设计过程，自主创新则每个阶段都是攻坚战2016年12月29日,由上海核工程研究设计院自主设计并主持研发的CAP1400燃料定型组件在包头顺利下线,标志着国内自主化高性能燃料研发领域取得突破性进展。
此前,由上海核工程研究设计院牵头,上海电气下属企业上核、一机床等单位联合承担的压水堆重大专项CAP1400核岛重大设备设计技术研究课题通过了国家能源局正式验收。
“表明中国三代核电技术能力进展喜人。
”上海市核电办公室教授级高级工程师夏春申告诉《上海国资》。
新突破CAP1400是中国三代核电自主化的代表堆型,是在消化、吸收、全面掌握中国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上,通过再创新开发出具有中国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。
示范电站由国家核电技术公司和中国华能集团公司共同出资设立的国核示范电站有限责任公司负责建设管理和建成后的商业运营,位于山东威海市荣成石岛湾厂址,拟建设2台CAP1400型压水堆核电机组,设计寿命60年,单机容量140万千瓦。
夏春申介绍,CAP1400由中国200多家企事业单位20000多人经过7年多努力最终成功研发,是功率更大、安全性更高的大型先进非能动核电型号。
跟AP1000相比,CAP1400对核反应堆及所有主设备都进行了全新的设计。
“反应堆、主设备、安全系统都经过了大量的实验验证,不仅功率更大,同时进一步增强了核电站抗击地震、外部水淹等极端自然灾害的能力。
各方面新突破不少。
”据悉,CAP1400燃料组件是国内基于世界先进堆芯和燃料运行与安全技术要求开发的,整体研发工作分为原型组件、定型组件和先导组件三个阶段,最终目标为实现自主化燃料的堆内辐照考验及商业应用。
CAP1400燃料定型组件作为第二阶段工作的标志性成果,具有承上启下的重要里程碑意义。
为下一阶段先导组件的研发工作以及CAP1400燃料组件的最终商业应用奠定了扎实基础。
国家核安全局关于批准《山东石岛湾核电站扩建一期工程质量保证大纲（建造阶段）》（A2版）的通知
国家核安全局关于批准《山东石岛湾核电站扩建一期工程质量保证大纲（建造阶段）》（A2版）的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2024.06.03
•【文号】国核安发〔2024〕80号
•【施行日期】2024.06.03
•【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
关于批准《山东石岛湾核电站扩建一期工程质量保证大纲
（建造阶段）》（A2版）的通知
国核安发〔2024〕80号华能石岛湾核电开发有限公司：
你公司《关于审查山东石岛湾核电站扩建一期工程质量保证大纲（建造阶段）的请示》（石核开发执〔2024〕20号）收悉。
根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的有关要求，我局对你公司提交的申请文件进行了技术审评，认为你公司《山东石岛湾核电站扩建一期工程质量保证大纲（建造阶段）》（A2版）是可以接受的，现予批准。
你公司应严格遵守我局批准的质量保证大纲，确保山东石岛湾核电站扩建一期工程1、2号机组建造质量。
国家核安全局
2024年6月3日。
对外技术援助项目检查验收
对外技术援助项目检查验收工作标准（试行）商务部国际经济合作事务局农业农村部国际交流服务中心2019年6月前言本标准依据《对外技术援助项目管理办法（试行）》（中华人民共和国商务部令2015年第5号）的要求，结合《对外援助成套和技术援助项目实施企业工作指导手册》（第一版）、《对外技术援助项目检查验收工作指导手册》等指导性文件的相关内容，由商务部国际经济合作事务局委托农业农村部国际交流服务中心编写而成。
本标准共包含4章和17个附件。
标准根据项目工作内容和技术复杂程度不同，将对外技术援助项目检查验收分为三类：第一类是援助目标明确、援助技术复杂、援助内容较为丰富的对外技术援助项目（全过程验收项目）；第二类是具备一定援助目标、有一定技术复杂性、援助内容相对丰富的一般对外技术援助项目（完成验收项目）；第三类是援外成套项目延续性技术服务类项目。
除总则外，标准按上述三大类别分为三个章节，细化了每类项目检查验收的程序、节点、工作要求和验收指标，并根据项目实际，有区别的编制了每类项目检查验收工作的有关参考模板。
目录1.总则 (1)1.1适用范围 (1)1.2研究目的 (1)1.3研究思路 (1)1.4检查验收工作依据 (2)2.援助目标明确、援助技术复杂、援助内容较为丰富的对外技术援助项目（全过程验收项目）验收程序 (3)2.1工作组人员构成及职责 (3)2.2工作程序 (4)2.3参照标准及结论要求 (6)2.4检查验收费用的报价组成 (7)2.5检查验收参与单位的考核机制 (9)2.6附件 (10)2.6.1对外技术援助项目检查验收工作程序 (11)2.6.2对外技术援助项目检查验收工作指导手册 (12)2.6.3对外技术援助项目目标方案（参考模板） (23)2.6.4对外技术援助项目检查验收工作方案（参考模板） (26)2.6.5对外技术援助项目检查验收报告（参考模板） (48)2.6.6对外技术援助项目检查验收标准、节点及结论要求参照表 (56)2.6.7对外技术援助项目检查验收工作费用报价表 (59)2.6.8对外技术援助项目检查验收工作考核评价表及参考依据 (60)3.具备一定援助目标、有一定技术复杂性、援助内容相对丰富的一般对外技术援助项目（完成验收项目）验收程序 (63)3.1工作组人员构成及职责 (63)3.2工作程序 (64)3.3参照标准及结论要求 (65)3.4检查验收费用的报价组成 (66)3.5附件 (68)3.5.1对外技术援助项目检查验收工作程序 (69)3.5.2对外技术援助项目检查验收工作指导手册 (70)3.5.3对外技术援助项目检查验收工作方案（参考模板） (79)3.5.4对外技术援助项目检查验收报告（参考模板） (97)3.5.5对外技术援助项目检查验收标准、节点及结论要求参照表 (117)3.5.6对外技术援助项目检查验收工作费用报价表 (119)4.成套项目延续性技术服务类项目验收程序 (120)4.1工作程序 (120)4.2参照标准及结论要求 (120)4.3附件 (120)4.3.1成套项目延续性技术服务类项目验收工作要素及结论参照标准 (121)4.3.2成套项目延续性技术服务类项目工作指导手册 (122)4.3.3成套项目延续性技术服务类项目验收报告单 (137)1.总则1.1适用范围本标准适用于常规对外技术援助项目的检查验收工作，如涉及技术专利、特有技术、国家保密等技术援助项目应按照相关规定执行。
大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程(选址阶段)
时间； （4）渣土临时堆放场应加盖布条进行防护； （5）水泥等粉状建筑材料应妥善保管，不得露天随意存放； （6）加强施工管理，合理调度运输车辆等。 2）声环境 土石方工程施工期间， 开挖爆破以及各类施工和运输机具所产生的噪声对厂 址周围的声学环境将产生一定的影响。但由于爆破施工是阶段性的，集中在施工 初期，其影响时间短，影响范围有限。 建设单位将采取如下措施以减少核电厂建造过程中产生的噪声影响： （1）使用低噪声的施工设备； （2）合理安排施工进度，施工期间加强对高噪声设备的管理，避免同时使 用多个高噪声设备； （3）关注噪声敏感点，采用距离衰减的方式，必要时建立隔声屏障以降低 施工噪声对公众的影响。 3）水环境 水环境的污染主要来自于施工期间土石方和建筑材料的流失以及生产废水 和施工人员的生活污水排放。工程施工期间，少量建筑材料和产生的泥沙等易随 大风、降水等外界条件作用造成区域海水含沙量和浊度的增加，以及施工产生的 少量生产废水（含油污和泥沙）进入海域造成一定的污染，影响范围是局部的， 在施工结束后可恢复。 建设单位将采取如下措施以减轻核电厂在建造过程中对水环境的污染： （1）建造污水沉淀池，建筑污水在排放前必须经过沉淀以去除固体污染物； （2）施工材料妥善保管，堆放地宜远离水体，且需采取一定的防护措施； （3）加强对生活污水的管理，在电厂施工初期将首先建造适当规模的污水 处理站，施工期间产生的生活污水经过净化处理达标后，经专门排放管道排入受 纳水体，严禁直接排入环境； （4）加强对车辆和设备使用的油品管理，防止油品进入施工废水，进而污 染水环境。 对存在含油的污水， 将进入隔油池处理达标后， 才允许排入受纳水体。 4）生态环境 国核压水堆示范工程的建设由于场地平整、 道路施工等会造成当地植被资源
一、建设项目概况 1、地理位置 大型先进压水堆核电站重大专项 CAP1400 示范工程（以下简称“国核压水 堆示范工程” ）位于山东省威海市所辖荣成市石岛湾镇宁津所街道办事处东南。 西北距烟台市约 120km，西北距威海市约 68km，西北距荣成市约 23km，西南距 山东海阳核电厂址约 105km。国核压水堆示范工程地理位置图见图 1，效果图见 图 2。 2、建设性质 国核压水堆示范工程是 《国家中长期科学和技术发展规划纲要 （2006-2020） 》 确定的 16 个重大科技专项之一，其主要任务和总体目标是：在国家已经确定的 AP1000 三代核电技术的基础上进行消化、吸收，全面掌握以非能动技术为标志 的第三代核电技术， 并进一步研究开发出具有我国自主知识产权的大型先进压水 堆技术，建成大型先进压水堆核电站重大专项 CAP1400 示范工程。 2008 年 2 月 15 日国务院第 209 次常务会议审查并原则通过了《大型先进压 水堆核电站重大专项总体实施方案》。CAP1400 核电机组是在引进、消化、吸 收 AP1000 先进核电技术的基础上，通过自主研发和创新，形成具有我国自主知 识产权的第三代非能动大型先进压水堆核电机组， 通过国核压水堆示范工程的实 施推进国家核电自主设计和自主建造水平，提高设备国产化率。 3、建设规模和规划 山东石岛湾厂址已核准 1 台 200MWe 高温气冷堆核电机组，本项目拟再建 设 2 台 CAP1400 压水堆核电机组，同时山东石岛湾厂址还预留了后续核电机组 的扩建场地。根据国务院批准的《大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案 报告》要求，国核压水堆示范工程一号机组（示范机组）计划 2014 年 4 月浇灌 第一罐混凝土，建设总工期为 56 个月，2018 年年底建成投产；二号机组与一号 机组开工时间间隔 12 个月，建设总工期为 50 个月。
IAEA发布2020年版核电发展预测报告
IAEA发布2020年版核电发展预测报告国际原子能机构2020年9月发布题为《直至2050年能源、电力和核电预测》的2020年版年度报告。
报告根据原子能机构动力堆信息系统收集的最新统计数据，概述了截至2019年底原子能机构成员国的核电状况,并根据国际能源署%2019年世界能源展望》和美国能源信息管理局《2019年国际能源展望》两份国际研究报告，预测了直至2050年全球和地区能源和电力发展情况。
这是原子能机构发布的第40版预测报告。
与往期报告一样，新版报告对未来核电发展进行了低值和高值两种情景预测。
预测依据包括:其他国际组织所作的全球和地区能源、电力和核电发展预测;各国为经合组织核能机构提供的国家预测值;原子能机构年度核电装机容量预测专家组的估计值。
低值和高值情景基于对核电发展驱动因素的不同假设，但均非极端假设。
这些因素及其发展变化因国家而异。
低值情景采用的假设是：目前的市场、技术和资源发展趋势将继续保持下去，并且核电相关政策和法律法规几乎不变。
高值情景则放开这些假设,更加雄心勃勃，且具有合理性和技术可行性，同时考虑了气候变化应对政策。
到2050年，全球终端能源消费量将增长约30%,发电量将增长一倍。
在全球范围内，化石燃料仍然是电力生产的主要能源,2019年约占63%,其份额自1980年以来变化不大。
当今,核电对全球电力生产的贡献约为10%o与上一版报告的预测值相比，新版报告的全球预测值基本没有变化,但部分地区的预测值发生变化。
全球核电装机容量2019年为392GWe,到2050年将为363GWe#低值情景）至715GWe#高值情景）。
影响核电发展的因素因地区而异。
低价天然气和可再生能源补贴将继续影响部分地区的核电增长前景。
部分地区持续存在的财政不确定性和电力需求停滞将继续给核电等资本密集型项目带来挑战。
更高的安全要求、部署先进技术方面的挑战以及其他因素增长了核电厂造价并拉长了建设周期。
现在彻底评价新冠病毒疫情对能源行业的影响还为时过早，但明显可以看到全球电力需求出现了近一个世纪以来的最大降幅。
2024年高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
____年高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则____年高温气冷堆核电站示范工程是核能领域的一项重要项目，为了确保核电站的安全运行，安全审评是不可或缺的一步。
以下是____年高温气冷堆核电站示范工程安全审评的原则，共计____字。
一、安全审评的目的和重要性安全审评的目的是评估核电站示范工程的核能系统和安全系统的安全性，确保核电站在设计、运营和关闭过程中的核安全水平。
安全审评是核电站建设和运营的重要环节，它可以帮助识别和解决潜在的安全隐患，提供科学依据和技术支持，保障核电站的安全。
二、安全审评的原则1. 综合性原则安全审评应该综合考虑核电站示范工程的整体安全性，包括核能系统和辅助系统的设计、布局和运行等方面。
同时，还应考虑到示范工程的环境影响和社会经济效益，综合评估核电厂对环境和社会的影响。
2. 预防性原则安全审评应该致力于发掘和预防潜在的安全风险和事故，确保核电站在设计和运营阶段就能够满足相关的安全要求和标准。
在审评过程中，应采用风险评估的方法，对潜在的危险因素进行识别和分析，提出相应的预防措施。
3. 可行性原则安全审评应尽量遵循可行性原则，即在审评过程中，要考虑到技术上的可行性和经济上的可行性，确保安全措施的有效实施和持续运行，并最大限度地减少对建设和运营成本的影响。
4. 透明度原则安全审评应公开透明，保证民众的知情权和参与权。
核电站示范工程的安全审评应公开回应公众关切，组织公众参与，在法定程序下实行公众听证和公众公示，向公众介绍审评结果和所采取的安全措施。
5. 国际合作原则安全审评应借鉴国际经验，与国际社会进行有效合作，吸收国际先进水平的技术和管理经验，遵循国际公认的核安全标准和规范。
与其他国家和组织开展交流合作，共同促进核电站示范工程的安全审评工作。
三、安全审评的内容和方法1. 安全分析安全分析是核电站示范工程安全审评的核心内容之一，包括基础安全分析、设计事故分析和操作事故分析。
通过对核电站系统和结构的安全性进行分析，确定设计基准事故和操作事故，评估事故对核电站的影响。
智慧矿山项目整体解决方案
智慧矿山项目整体解决方案目录一、内容综述 (2)1.1 背景与意义 (3)1.2 目标与要求 (4)二、现状分析 (5)2.1 矿山现状概述 (6)2.2 存在问题分析 (8)三、解决方案 (9)3.1 数字化与智能化升级 (10)3.1.1 生产数据实时采集与传输 (11)3.1.2 生产过程智能监控与预警 (12)3.2 能源管理与节约 (13)3.2.1 能源消耗监测与分析 (15)3.2.2 节能减排技术应用 (16)3.3 安全管理强化 (17)3.3.1 安全风险辨识与评估 (18)3.3.2 安全生产标准化与规范化 (19)3.4 环境保护与可持续发展 (21)3.4.1 环境监测与治理 (22)3.4.2 循环经济与绿色开采 (23)四、实施计划 (24)4.1 项目规划与设计 (26)4.2 设备与系统采购与安装 (27)4.3 施工与调试 (29)4.4 运营与服务 (30)五、预期效果与效益分析 (31)5.1 预期目标实现 (32)5.2 经济效益评估 (33)5.3 社会效益与环境效益分析 (34)六、风险评估与应对措施 (35)6.1 技术风险与挑战 (37)6.2 实施过程中的问题与解决策略 (38)七、总结与展望 (39)7.1 解决方案总结 (41)7.2 未来发展趋势与展望 (42)一、内容综述智慧矿山项目是当今矿业领域的一场革命性创新，旨在通过集成先进的信息技术、自动化技术、通信技术和人工智能技术，实现矿山的智能化、高效化、安全化和可持续发展。
本项目整体解决方案致力于为矿山企业提供全方位、一站式的智能化升级服务，以应对日益严峻的安全生产挑战和资源环境压力。
本方案首先分析了传统矿山的运营痛点，如生产效率低下、安全管理不足、资源浪费严重等，并针对这些问题提出了基于智慧矿山技术的解决方案。
方案涵盖了矿山的规划与设计阶段，包括地质勘探、矿区布局、生产系统设计等；建设与实施阶段，涵盖巷道掘进、采矿作业、选矿加工、矿产品运输等环节；以及运营与管理阶段，包括智能监控、数据分析、应急响应等。
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系简析【摘要】CAP1400核电站物项分级体系是为了保证核电站运行安全和稳定而制定的一套体系。
本文首先介绍了CAP1400核电站物项分级体系的背景和重要性。
随后详细阐述了一级物项、二级物项、三级物项和四级物项的定义和作用，从整体到细节地解析了各个级别在核电站运行中的重要性。
通过对不同级别物项的分析，可以明确各个物项在核电站中的作用和重要性，进而保障核电站的运行安全和可靠性。
在总结部分，对CAP1400核电站物项分级体系进行了概括和总结，强调了其在核电站中的重要性和作用。
CAP1400核电站物项分级体系是核电站运行中不可或缺的一部分，对提升核电站运行效率和安全水平具有重要意义。
【关键词】CAP1400核电站，物项分级体系，概述，一级物项，二级物项，三级物项，四级物项，总结。
1. 引言1.1 背景介绍CAP1400核电站是中国自主研发的一种三代核电技术，其具有安全性高、经济性好、可靠性强的特点，是中国大力推广的一种清洁能源。
在CAP1400核电站建设中，物项分级体系扮演着重要的角色。
物项分级体系是指将各种设备、零部件、材料等按照其对核安全的重要性和影响程度进行分类分级管理。
通过分级管理可以最大程度地降低核电站的风险，保障核安全。
对CAP1400核电站物项分级体系进行简析是非常有必要的。
在接下来的我们将对CAP1400核电站物项分级体系进行详细的概述，包括一级物项、二级物项、三级物项和四级物项的介绍，以便更好地了解CAP1400核电站的物项管理体系。
在结论部分将对本文进行总结，强调CAP1400核电站物项分级体系的重要性和必要性。
2. 正文2.1 CAP1400核电站物项分级体系概述CAP1400核电站物项分级体系是根据核电站运行的特点和风险等级对设备、系统和构件进行分类和管理的体系。
该体系采用了四级分级结构，分别是一级物项、二级物项、三级物项和四级物项。
一级物项是指对核电站安全运行至关重要的设备和系统，包括压力容器、冷却塔、主变压器等。
CAP1400的棋局
CAP1400的棋局作者：暂无来源：《能源》 2014年第10期AP1000机组未能投产的情况下，脱胎于此、功率更大的CAP1400项目，其未来的市场定位与前景，还有待清晰。
文本刊记者张慧在2014年暑气即将消散之际，核电主管部门终于松口，做出了两项重大决定。
8月21-22日，在国家能源局和国家核安全局牵头举办的“华龙一号”总体技术方案审查会议上，中核与中广核的“华龙一号”技术方案通过了审查。
10多天后的9月2日-3日，国家核安全局召开了大型先进压水堆重大专项CAP1400示范工程初步安全分析报告审评收口会，标志着长达17个月的核安全审评工作基本结束，CAP1400安全分析报告得到国家核安全局的审评认可。
今年以来，关于核电技术、公司的争论不乏于耳，加上国家主管部门迟迟不予批准新建项目，核电行业始终处于一种压抑状态。
“这两大消息终于让业内看到了核电启动的曙光。
” 国家核电技术公司（以下简称“国核技”）一工作人员对记者感概。
由于4台AP1000依托机组存在延期，迟迟未能投产，国核技一直被业内广为质疑而备受压力。
早在今年5月份，国核技董事长王炳华曾表示，对CAP1400在今年开工非常有信心。
如今，距离2015年只剩不到100天之际，CAP1400的进展让其得以松一口气。
实际上，对于国核技而言，除了跟进AP1000依托项目，其眼下最希冀完成的任务是推动CAP1400项目尽快落地，布局该技术的发展蓝图。
由于CAP1400才是国核技拥有自主知识产权的技术，如何下好CAP1400这盘棋局，将直接决定了其今后在我国核电市场中的地位。
但不得不提的是，在AP1000机组未能投产的情况下，脱胎于此、功率更大的CAP1400项目，是否具备建成投产的能力？不少业内人士对其还有质疑。
漫长的准备CAP1400型压水堆核电机组，指的是在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出的具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。
国家能源局综合司关于聘请核电科学发展咨询专家的函
国家能源局综合司关于聘请核电科学发展咨询专家的函
【法规类别】人事调配
【发文字号】国能综核电[2014]143号
【发布部门】国家能源局
【发布日期】2014.02.24
【实施日期】2014.02.24
【时效性】现行有效
【效力级别】部门规范性文件
国家能源局综合司关于聘请核电科学发展咨询专家的函
（国能综核电[2014]143号）
科技部、环保部办公厅，国防科工局综合司，中核集团、中核建设集团、华能集团、中电投集团、国核技、中广核集团办公厅：
为深入贯彻落实党中央国务院关于安全高效发展核电的要求和部署，推动《核电安全规划（2011-2020年）》和《核电中长期发展规划（2011-2020年）》有效实施，确保我国核电安全高效发展，经研究，聘请欧阳予院士等13位国内核电领域知名专家为第一批“国家能源局核电科学发展咨询专家”，在核电规划、政策制定、战略实施等方面，提供咨询支持。
附件：国家能源局核电科学发展咨询专家名单
国家能源局综合司
2014年2月24日
附件
国家能源局核电科学发展咨询专家名单
欧阳予中国科学院院士
王大中中国科学院院士
叶奇蓁。
IAEA公布有关日本核电站全面安全评估程序的最终报告
IAEA公布有关日本核电站全面安全评估程序的最终报告佚名【摘要】【国际原子能机构网站2012年3月27日报道】为了加强全球核安全，国际原子能机构（IAEA）在日本福岛第一核电站事故发生之后迅速制定并执行了核安全行动计划（详见本刊2011年第10期相关报道）。
这份计划要求各成员国迅速对本国核电站抵御极端自然灾害的能力进行评估，并及时采取必要的安全措施。
【期刊名称】《国外核新闻》【年(卷),期】2012(000)004【总页数】3页(P30-32)【关键词】安全评估;核电站;IAEA;日本;国际原子能机构;程序;事故发生;自然灾害【正文语种】中文【中图分类】TL929【国际原子能机构网站2012年3月27日报道】为了加强全球核安全，国际原子能机构（IAEA）在日本福岛第一核电站事故发生之后迅速制定并执行了核安全行动计划（详见本刊2011年第10期相关报道）。
这份计划要求各成员国迅速对本国核电站抵御极端自然灾害的能力进行评估，并及时采取必要的安全措施。
应日本政府的要求，原子能机构派出了一个由5名原子能机构专家、3名国际专家及相关工作人员组成的工作组，于2012年1 月23日—31日期间对日本原子能安全保安院（NISA）开展的相关工作进行评审，并于3月27日公布了有关此次评审结果的最终报告。
在日本福岛第一核电站事故发生之后，保安院要求日本所有核电站的许可证持有者对其核电站进行全面的安全评估，并对许可证持有者开展的这项工作进行监督和评审。
原子能机构工作组的主要任务是评审保安院在开展这项监督和评审工作时采用的程序，并使用原子能机构文件《核电站抵御厂址特定极端自然风险时的安全薄弱环节的评估方法》和相关的原子能机构安全标准来确定保安院的程序是否对下述因素进行了适当的考虑：外部危险、安全裕量的评估、电站薄弱环节和严重事故管理。
工作组的任务主要包括下述4个方面：• 监管审查与评估程序；• 外部危险与安全裕量的评价；• 电站在抵御“全厂断电”与“丧失最终热阱”事故中的薄弱环节；• 严重事故管理。
我国CAP1400顺利通过IAEA通用反应堆安全评审
我国CAP1400顺利通过IAEA通用反应堆安全评审
佚名
【期刊名称】《通用机械》
【年(卷),期】2016(0)6
【摘要】国际原子能机构（以下简称“IAEA”）与上海核工程研究设计院在IAEA总部维也纳召开CAP1400通用反应堆安全评审验收会。
IAEA的评价报告认为，CAP1400初步安全分析报告总体达到IAEA安全法规标准的最新要求。
【总页数】1页(P11-11)
【关键词】原子能;IAEA;CAP1400;标准
【正文语种】中文
【中图分类】P979.9
【相关文献】
1.IAEA完成ATMEA反应堆设计的安全评审 [J], 郭志峰（译）;伍浩松（校）
2.支撑CAP1400研发设计和安全审评促进我国先进核电技术创新能力提升——大型先进压水堆核电站重大专项课题\"CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验\"成果 [J], 王勇;刘鑫;张迪;王章立
3.IAEA安全标准以及通用反应堆安全评估中的应用 [J], 谌登华;张翔宇;和丹
4.中核集团与IAEA签署ACP100通用反应堆安全审查协议 [J],
5.CAP1400顺利通过IAEA通用反应堆安全评审 [J],
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技术专项管理体系关于践行核能行业承诺的评估浅析
技术专项管理体系关于践行核能行业承诺的评估浅析摘要：美国核能行业于2016年发起该行业倡议——践行核能行业承诺（Deliveringthe Nuclear Promise,缩写DNP），从多方面提升效率，降低发电成本，防止反应堆提前退役。
三门核电前瞻性构建技术专项管理体系，实现了对生产技术活动进行持续的管理控制，对技术科研工作的不断创新与研究。
本文简要评估浅析技术专项管理体系参考DNP相关建议，推动降本增效的相关举措。
关键词：技术专项管理体系核能行业承诺效率公告降本增效健康报告1导言技术专项管理体系是通过与国际核电强国技术对标和自主创新实践相结合，形成一套能够有效全面指导核电机组设备可靠性管理及运行业绩提升的技术专项管理体系。
其中定期编制技术专项健康报告的方式可实现更直观、高效了解各技术专项的实施情况。
三门核电充分借鉴DNP，推动降本增效工作的开展与落实，其中针对技术专项管理体系较为直接借鉴意义的即为健康报告的编制工作。
定期编制技术专项健康报告的方式可实现更直观、高效了解各技术专项的实施情况。
不同技术专项的层级对应的健康报告级别及其复杂程度和潜在影响不同，通过简化正式健康报告的数量来优化技术专项所需资源，从而达到降本增效的效果。
同时合理利用数字化平台来收集整理专项相关的健康状况，从而减轻人员评估负担。
2践行核能行业承诺的重要意义核能是低碳的大规模能源，美国核能行业承诺提供安全，可靠及经济的电力能源，并为美国社会提供了近20%的电力供应。
在三里岛事故之后，美国行业成立了核电运行研究院(INPO)，通过全行业努力，促进了美国核能行业在安全领域实现卓越成绩，超出了行业及美国 NRC所设定的安全目标。
在20世纪90年代，美国核能行业通过应用行业良好实践等方式来降低成本，提升可靠性，促使核能成为电网中最可靠的电力供应者，从而使得美国核电行业在十多年期间的平均能力因子达到90%左右。
虽然美国核能行业在安全性和可靠性方面取得了良好的表现，但是美国核能行业的总体运行成本在2002年至2014年期间却提升近28%，其中燃料成本提高25%，资本支出增加109%，运行成本提升13%，随着美国页岩气/油的革命浪潮到来，美国天然气和石油成本迅速降低，而从2002年起美国核电的运营成本在逐年增加，至2012年升至40.25$/MWh（EPRI 统计），因此美国电力行业新增电力迅速转向了天然气等成本更低的清洁能源。