秦山三核大修工业安全管理实践
秦山核电三期工程(BOP)项目管理浅析
秦山核电三期工程(BOP)项目管理浅析一、概况秦山核电站三期工程是国家“九五”期间重点建设项目，工程安装2台70万千瓦级重水堆核电机组，时为我国与加拿大两国政府合作的最大贸易项目。
工程采用加拿大成熟的坎杜（CANDU-6型）重水堆核电站技术，并利用国、内外融资建设，工程总承包商AECL（加拿大原子能有限公司）采用交钥匙合同方式进行工程建造。
接轨国际工程项目管理是一项创新性和系统性工程。
秦山核电站三期工程完全依据国际惯例进行项目建设管理，运用“垂直管理，分级受权，相互协作，横向约束，程序化和信息化运作”的管理模式。
浙江省火电建设公司通过秦山核电站三期BOP（核电站汽轮发电机及辅助设施）工程建设，借鉴国际先进的管理思想并结合工程特点，摸索出了一套适合中国国情的核电工程项目管理经验，建立了一套符合实际情况的项目管理体系。
在施工管理中充分应用运筹学、信息技术、系统工程等理论对项目实施技术、进度、安全、质量、经营、人力资源、物资等进行科学管理。
二、项目管理主要特点（一）质量保证体系管理根据核安全法规规定，必须制定并有效地实施核电站质量保证总大纲及其各分包商的质量保证分大纲。
按秦山核电站建造质量保证大纲要求，火电项目部建立起有效的质量保证组织和体系，编制了BOP工程建造管理质量保证手册和87个有关要素支持性程序。
保证BOP工程所有与质量有关的活动都是由有资格的人员，按照审查批准的大纲和程序，使用合格的工具、仪器和材料在受控的状态下进行工作，以满足设计技术文件的要求。
项目部制定年度质量保证内部监查计划，每年对BOP工程质量保证体系进行监查，以确保有效性。
业主——TQNPC （秦山第三核电有限公司）和总承包商每年分别对项目部的管理及质量体系运转进行一次全面的质量保证监查，主要审查内容为：目前组织机构的适宜性、内/外部监查报告、质量趋势分析报告、培训情况、产生的重大不符合项、审查结果及产生的纠正措施要求和建议等，使得项目管理持续改进。
秦山核电站安全管理实践
秦山核电站安全管理实践一文Ｉ原勇秦山是中国核电的发祥地。
秦山核电一期工程是我国大陆自行设计、自行建造和管理的第一座核电站，采用压水堆型。
装机容量为３０万千瓦。
１９８５年３月开工建设，１９９１年１２月并网发电。
秦ｉｎ核电二期工程两个６５万千瓦压水堆核电站和秦山核电三期工程两个７０万千瓦重水堆核电站先后于２００２年至２００４年建成发电。
秦山地区已成为装机容量３００万千瓦的核电基地。
目前，秦山二期２Ｘ６５万千瓦３、４２机组扩建项目和秦山一期２×１００万千瓦扩建项目已开工建造，扩建工程完成后秦山核电基地将拥有９座反应堆、６３０万千瓦的发电能力。
经过几代核电人３０多年的不懈奋斗，秦山核电不仅使我国具备了３０万千瓦和６０万千瓦压水堆核电站的自主设计、建造及营运管理能力，并创造了国际重水堆核电站施工和调试的新纪录，为自主建设百万千瓦级压水堆核电站奠定了坚实基础。
构建核安全文化安全是核电站的生命。
人们会问：什么样的核电站才是安全的？核电站只有可靠的才是安全的，而安全的核电站就一定是可靠的。
秦山３０万千瓦核电电站设计年发◆成长中的核岛电量为１７亿千瓦时，机组负荷因子为６５％。
现在看来，当初的设计标准是比较保守的，技术要求是偏低的，但却是根据当时国情出发，是实事求是的，这毕竟是我们自己设计、建造、运行、管理的第一座核电站。
自１９９１年１２月１５日并网发电以后，在初始阶段，核电职工们的各种努力并没有让机组到达理想的运行状态，有非计划停堆的现象。
１９９２－－１９９９年的８年间，只有５年达到设计能力，平均起来每年发电１５．５亿千瓦时，负荷因子为５８．９％。
而世界核电站平均负荷因子为７０％以上。
统计结果显示，有一年在非计划停堆次数中，人的因素与设备的因素比率几乎达到１：１。
严峻的形势引发了秦山核电入的思考：在对以往实践进行深刻反思、对所有问题进行深入分析后，人们把目光落在设备和企业员工两个关键环节上。
企业员工是关键中的关键，入的因素主要是执行制度、操作规程不严格，人员不良工作习惯造成的。
对秦山三期CANDU电站安全相关系统试验管理的探讨
对秦山三期CANDU电站安全相关系统试验管理的探讨摘 要： 主要介绍了"安全相关系统试验（SRST）"的基本内容、管理模式以及存在的问题，结合秦山三期8000余项试验的运行经验，提出改进建议，旨在提高该项管理工作。
关键词： 安全相关系统试验（SRST） 运行限值 运行条件核安全是核电站的生命线。
为了保证安全，任何核电站都设有安全系统和安全支持系统，这两类系统均属于安全相关系统。
安全相关系统包括能安全停堆并保持停堆状态；能将热量从堆芯传出；限制放射性物质释放；检测电站状态和保持安全功能等相关系统。
秦山三期CANDU堆安全系统包括：1号停堆系统、2号停堆系统、应急堆芯冷却系统、安全壳系统等。
安全支持系统包括：备用柴油发电机、应急电源系统、一次配电系统、二次配电系统、主给水系统、辅助给水系统、循环冷却水系统、海水系统、仪用压空系统等。
核电站安全相关系统试验（SRST）是保证核安全的重要措施，是核电站安全运行限值、运行条件及安全重要物项监督的重要环节，是保证电站遵守运行限值和满足运行条件的必要前提。
所以，电站要实施周密的安全相关系统试验，并对其进行有效管理，使电站满足运行限值和运行条件，实现电站安全重要物项监督。
1 SRST的基本内容SRST是通过验证安全相关系统功能来保证电站满足运行限值和条件，包括安全相关系统所涉及的设备部件或工艺过程的状态、可运行性、性能及其整定值或指示值的正确性。
主要包括：（1） 机组安全相关系统仪表回路的校验、标定；（2） 安全相关系统部件响应时间的验证；（3） 安全相关系统部件安全功能试验；（4） 化学取样分析。
通过"监测"、"检查"、"仪表校验"、"标定和响应时间的验证"，"功能试验"、" 化学分析"等定期监督的方法，使电站运行指标符合安全运行限值和条件。
国家核安全局关于批准释放秦山核电厂第十三次换料大修后反应堆首次临界控制点的通知
国家核安全局关于批准释放秦山核电厂第十三次换料大修后反应堆首次临界控制点的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2011.12.02•【文号】国核安发[2011]189号•【施行日期】2011.12.02•【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秦山核电厂第十三次换料大修后反应堆首次临界控制点的通知（国核安发[2011]189号）秦山核电有限公司：你公司《关于秦山核电厂第十四燃料循环首次临界的申请报告》（秦核安发〔2011〕277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》及其实施细则的有关规定，我局对你公司提交的申请文件进行了审评，并组织检查组于2011年11月28日至29日对你公司秦山核电厂进行了第十三次换料大修后反应堆首次临界前例行核安全检查（检查报告见附件）。
根据审评结论和检查结果，现批准你公司在机组状态满足技术规格书规定的条件下，并经环境保护部华东核与辐射安全监督站确认后，可以实施秦山核电厂第十四燃料循环反应堆首次临界活动。
你公司应严格按照技术规格书的要求，进行机组临界启动操作，保证机组启动安全。
如果在启动过程中发生影响机组临界安全的事件，应立即停止启动操作，并及时向我局和华东核与辐射安全监督站报告。
附件：国家核安全局对秦山核电厂第十三次换料大修后反应堆首次临界前核安全检查报告二○一一年十二月二日附件：国家核安全局对秦山核电厂第十三次换料大修后反应堆首次临界前核安全检查报告检查单位：国家核安全局受检单位：秦山核电有限公司检查日期：2011年11月28日至11月29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）《核电厂质量保证安全规定》及其相关导则；（三）《核动力厂设计安全规定》及其相关导则；（四）《核动力厂运行安全规定》及其相关导则；（五）《核电厂换料、修改和事故停堆管理》。
秦山三核的管理模式对其他工程有重要借鉴意义
感谢三核历届领导班子成员在 这十年间所作的重大的贡献。通过 参与秦山三期工程建设 ，我们 的管
理 也 与 国 际 进 行 了 接 轨 ，在 管 理 能
解 ，因为西方的管理文化中没有这 样的内涵。 所 以离开 中国的特点 ，完全 按 照西方的思维模式来考量中国的事 情， 是不合适的。同样 ， 发展中国核
培养大量人才。 我们有些经济学家喜欢用西方 的模式衡量中国 ， 但有些东西 ， 按西 方模式是行不通的。像在北京奥运 会开幕 式上 ， 人敲 一个 鼓 ２ ０ Ｏ８ 点， 谁能办得到？只有中国人才能办
得到 ！
电站的先进水 平 ； 生产运 营阶段 ， 在
通过五年的磨砺 ，秦山三核 技术水 平和管理水平不断提 高 ，运 营业绩 和管理绩效也 取得重大成绩 ，我 非
电 ，完 全 按 照 西 方 的 模式 进 行 肯 定 是行 不 通 的 ， 们 要有 自己 的东 西 ！ 我
点高 ， 管理 方法 、 管理 手段 先进 ， 工 程阶段取得成功之后 ，再把前面几
年 累积 的 经验 不 断 深 化 ，不 断提 升 人 员素 质 ， 生产 运 行 阶段 ， 较 容 到 就
评
． ： ． ～ 一
秦 山 三期 重 水 堆 核 电 站 在 工程 建 设 阶 段 取 得 了 举世 瞩 目的 重 大成 就 ， 程 进 度 、 量达 到 了 国 际 同类 工 质
Байду номын сангаас
其实 ， 参与项 目工作就是 一种培训。 通过几年工作锻炼 ，如果他到一个 新地方就 会把这种科学的管理理念 和方法带到新 的环境 中。
程项 目， 具有 重要 的借鉴 意义 。 都
中国核 电要走在世界的前列 ， 最 终还要坚持 自主原则， 秉承核工业的 优秀文化 ，充分发挥 中国人的特点 ， 艰苦奋斗 ， 努力拼搏 ， 以促进 中国核
秦山三期CANDU_6核电机组的核安全审评
第23卷 第3期核科学与工程Vo1.23 No.3 2003年 9月Chinese Journal of Nuclear Science and EngineeringSep. 2003收稿日期:2003204207作者简介:张延发(1941—),男,武汉人,高级工程师,1966年毕业于清华大学工程物理系反应堆工程专业,现任秦山第三核电有限公司核安全项目经理。
文章编号:025*******(2003)0320280204秦山三期CANDU 26核电机组的核安全审评张延发(秦山第三核电有限公司,浙江海盐 314300)摘要:秦山三期重水堆核电站是第一次在中国建造的CANDU 26机组,核安全评审对NNSA 和TQNPC 都是新的课题。
重点阐述TQNPC 作为业主主动参与安全评审,积极配合NNSA 的安全评审,双方共同努力,给出恰当的评价,要求供货商AECL 按照法规和标准要求作出适当的修改。
还提出了今后CAN 2DU 26进一步发展的建议。
关键词:秦山三期;CANDU 26;安全评审0 引言国家核安全局(NNSA ),已完成秦山CAN 2DU 26机组的核安全审评。
于2002年7月18日发放1号机组首次装料批准书。
历时5年。
这5年期间,核安全局的审评人员和业主的技术人员共同学习、探讨,研究CANDU 26的设计特点和近20年来CANDU 26的实践。
对照中国的核安全法规导则和国际上公认的安全要求,在提交书面审评意见的基础上,进行了多次审评对话会和专家委员会。
在审评过程中遇到了许多与PWR 审评不同的问题。
作者作为业主(TQNPC )方的工作人员就几个突出的问题谈谈自己的看法。
1 审评对话的技术背景供货商AECL 是CANDU 26的设计单位,AECL 的技术人员对CANDU 26的设计特点是清楚的。
在业主方或NNSA 方人员没有提出特别关注的问题之前,他们只是按常规提交文件。
出于商业利益,AECL 即使知道设计中存在的弱点,也不会主动告诉业主。
大修,为秦山二核加油
技术 ， 有着不可替代 的作 用。维修 人 ， 既是 “ 保健 医生” ，
的二核维修 人更能体会 每一步 走来 的艰 辛与 获得丰 收
核 岛控制区的神秘 面纱 即将被揭 开 ， 随着大修 的逼 近， 这些 走出校 门不久的青年人 ， 个个 兴奋 不已 ， 他们跃 跃欲试 、 摩拳擦掌 的神态 ， 令人欣慰又感动。 你不得不感 叹： 年轻 的心 ， 总是 那样火 热 ； 们工作 的激情 ， 样可 他 那 贵又令人珍惜 ！ 他们知道 ， 为维修 的新生力量 ， 作 大修 现
中国核工业 Ｚ Ｏ Ｇ Ｕ Ｈ Ｇ Ｎ Ｙ ＨＮＧＯ Ｅ ＯＧＥ
场精心准备 的战役 ， 程学 习、 规 工作包准备 、 划进度 设 计 定、 重要项 目讨 论 、 员安排 、 人 任务分 工 、 件就位 …… 备
每一样都要 求精确 无误 ， 不得有丝 毫偏 差。他们对核 电
庞杂的系统感到新奇与惊讶 ， 对班长 的沉着冷静和工作
备， 这些 新生力量怀着热切期待 的心情 迎接着大修的到
来。
大修 ，至 １ ３大修 ，至 ２ １ Ｄ ０ 大修 ，直至 刚刚完成不 久 的 １ ４大修 、２ ２大修 ，面对这 一个个 数字 ，没有 人 ０ ０ 单纯地认 为这仅仅 只是数字 的递增 ，每 一次 大修 数 字 的背后 ，都 有着数不 清的汗水 与感动 ，亲身经 历大修
决定由外方作 为技术 支持 、以我 方为主进行解体检修 。
七科 队 ， 到大 大Ｊ Ｊ 近 百家承 包商和技 术支持 ， ＪＪ ＼＼ 全体参
国家环境保护总局关于秦山第三核电厂一号机组第二次停堆大修核安全监督检查计划的批复
国家环境保护总局关于秦山第三核电厂一号机组第二次停堆大修核安全监督检查计划的批复
文章属性
•【制定机关】国家环境保护总局(已撤销)
•【公布日期】2005.11.04
•【文号】国核安办[2005]85号
•【施行日期】2005.11.04
•【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
国家环境保护总局关于秦山第三核电厂一号机组第二次停堆
大修核安全监督检查计划的批复
（国核安办[2005]85号）
国家环境保护总局上海核安全监督站：
你站《关于报送“秦山第三核电厂一号机组第二次停堆大修核安全监督检查计划”的函》（国环沪监字〔2005〕59号）收悉。
根据《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二——核设施的安全监督》（HAF001/02）和《核电厂运行安全规定附件一——核电厂换料、修改和事故停堆》（HAF103/01）要求，我局对你站报送的秦山第三核电厂一号机组第二次停堆大修核安全监督检查计划进行了审查，认为其能够满足核安全法规对停堆大修进行核安全监督检查的要求，现批准该计划。
请你站认真组织实施。
二00五年十一月四日。
国家核安全局关于批准秦山第三核电厂厂用电源快切装置改造的通知
国家核安全局关于批准秦山第三核电厂厂用电源快切
装置改造的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2008.01.15
•【文号】国核安发[2008]2号
•【施行日期】2008.01.15
•【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秦山第三核电厂厂用电源快切装置改
造的通知
（国核安发〔2008〕2号）
秦山第三核电有限公司：
你公司《关于秦山第三核电厂厂用电源快切装置改造的请示》（秦三核安发〔2007〕253号）收悉。
根据《核电厂换料、修改和事故停堆管理》（HAF103/01）和《秦山第三核电厂最终安全分析报告》第8章的有关规定，我局对你公司提交的申请文件进行了审评，认为你公司厂用电源快切装置改造的申请是可以接受的，现予批准。
你公司应严格按照批准的方案实施此项技术变更，并在改造实施中做好以下工作：
一、一段厂用母线退出运行后，另一段母线仍能采用快切运行方式。
应在运行规程中对运行条件做出具体规定。
二、请示中所述的增加非正常切换方式（包括低电压启动与工作电源开关误跳）仅适用于残压切换。
二○○八年一月十五日。
国家核安全局关于批准《秦山第三核电有限公司CANDU反应堆钴调节棒束运输安全分析报告书》的通知
国家核安全局关于批准《秦山第三核电有限公司CANDU 反应堆钴调节棒束运输安全分析报告书》的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2010.07.13•【文号】国核安发[2010]102号•【施行日期】2010.07.13•【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《秦山第三核电有限公司CANDU反应堆钴调节棒束运输安全分析报告书》的通知（国核安发[2010]102号）中国原子能科学研究院：你院《关于呈审〈秦山第三核电有限公司CANDU反应堆钴调节棒束运输安全分析报告书〉的函》（原安函〔2010〕382号）收悉。
CANDU堆生产钴－60已经我局审查批准，首批产品已经全部卸出。
根据《中华人民共和国放射性物品运输安全管理条例》，我局审查了你院提交的《秦山第三核电有限公司CANDU反应堆钴调节棒束运输安全分析报告书》（以下简称报告书）。
经审查批复如下：一、我局同意你院按照报告书中的各项承诺和安排实施CANDU反应堆钴调节棒试运输活动，有效期至2011年7月31日。
二、你院应负责包装容器使用和维护以及CANDU反应堆钴调节棒运输过程中的核与辐射安全责任。
三、CANDU反应堆钴调节棒运输使用的GY－40包装容器，其设计已经我局批准（设计批准号：CN/017/B（U）F-96（NNSA）），设计寿期为30年。
你院应当对使用的包装容器进行维护、保养，每两年进行一次安全性能评价，评价合格方可继续使用。
四、在每次实施运输前，你院应委托浙江省辐射环境管理监测中心对货包表面污染和辐射水平实施监测，并将辐射监测报告报浙江省环境保护厅备案。
五、在每次运输到达目的地前，你院应报告北京市环境保护局。
六、你院在实施运输过程中，应当严格遵守报告书的各项承诺以及CANDU反应堆钴调节棒运输限值和条件（见附件）。
如对报告书内容做出重大调整，应当重新报我局审查批准。
七、运输过程中发生核与辐射事件或事故时，你院应及时报告事发地省级环境保护部门和我局。
秦山核电大修设备维修后试验管理实践与创新
秦山核电大修设备维修后试验管理实践与创新
肖瑶;万超;曹先慧
【期刊名称】《设备管理与维修》
【年(卷),期】2022()21
【摘要】核电机组大修设备维修后试验直接影响机组换料大修的进度和质量。
介绍维修后试验的重要意义,以秦山核电二厂308大修中维修后试验项目为背景,论述项目管理的实施过程。
针对维修后试验项目的复杂性、时限性,提出项目进度全程管控,采用负接口管理模式,创造了维修后试验项目的机组历史佳绩。
【总页数】3页(P61-63)
【作者】肖瑶;万超;曹先慧
【作者单位】中核核电运行管理有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.7
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——以秦山核电设备档案前端联合管控为例
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
秦山核电厂换料大修的核安全风险管理
1 核电厂换料大修期间的核安全风险核电厂换料大修期间，因在短时间内执行大量的维修工作、设备的检查维护、定期试验，变更/技改以及装卸料等操作，使得电厂大量系统、设备集中停役，电源停电，所以在换料大修期间存在着较大的核安全风险。
1.1 系统设备方面存在的风险换料大修期间，从系统设备可靠性和安全功能上，电厂存在的核安全风险主要涉及以下几方面：反应堆余热排出、堆芯水装量保持、反应性控制、电源保障以及安全壳完整性维持。
1.1.1 反应堆失去衰变热导出功能的风险因素（1）大修前缺少余热导出能力的分析，如：1）未事先确定堆芯燃料布置下的初始衰变热热量、堆芯沸腾时间和裸露时间；2）缺少对堆冷却系统水装量各种状态（如充水、放水、半管水位、换料通道充水和换料水池充水）下余热导出能力的分析；3）缺少对主系统各种状态（如反应堆冷却剂系统（RCS）加压或已通气、主管道已堵板或主回路隔离阀已关闭、蒸汽发生器（SG）人孔开/关、通风系统可用性、临时假盖或压紧部件已安装、主蒸汽管道已隔离）下的余热导出能力的分析；4）缺少对SG二次侧热量交换能力的分析。
（2）大修计划未考虑失去乏燃料冷却的纵深防御措施，导致乏燃料池失去冷却，或在高衰变热或低水装量期间，安排对余热导出系统进行检修，使余热导出系统不可用。
（3）操纵员/电厂员工对工况变换/规程不了解，对纵深防御措施不清楚，如未能保障换料大厅通风以及空调系统的可运行性，设备闸门、人员闸门和贯穿件失去关闭能力。
1.1.2 失去水装量的风险因素在停堆期间，一回路的边界已扩展到衰变热导出管路、乏燃料池、换料水箱及其它相关的系统，这种情况使得水装量丧失的风险大大增加。
业界曾发生了水意外排到换料水箱、安全壳地坑、安注箱及安全壳喷淋系统等事件。
一回路水装量快速丧失可能导致安全壳内的辐射水平显著升高。
下面是常见的几种误操作。
（1）阀门误操作，不可控地改变一回路流道，导致一回路水装量快速丧失。
（2）换料水池充水前，未对反应堆水池密封、蒸汽发生器堵板和其它接管堵板等进行检查或安装后试验，导致出现水装量泄漏。
秦山核电一厂换料大修期间射线探伤安全管理初探
秦山核电一厂换料大修期间射线探伤安全管理初探
施亦茹
【期刊名称】《科技与企业》
【年(卷),期】2014(000)023
【摘要】本文结合秦山一期电站换料大修射线探伤管理情况，论述了射线探伤辐射安全管理方法，并分析了射线探伤存在的辐射安全隐患和防范措施。
【总页数】1页(P34-34)
【作者】施亦茹
【作者单位】中核核电运行管理有限公司 314300
【正文语种】中文
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因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
国家核安全局关于批准秦山第三核电厂技术规格书就地空冷器运行限值修改的通知
国家核安全局关于批准秦山第三核电厂技术规格书就地空冷器运行限值修改的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2013.10.14
•【文号】国核安发[2013]180号
•【施行日期】2013.10.14
•【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秦山第三核电厂技术规格书就地空冷
器运行限值修改的通知
（国核安发[2013]180号）
中核核电运行管理有限公司，秦山第三核电有限公司：
你公司《关于修改秦山第三核电厂技术规格书的请示》（中核运行安发〔2013〕226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）和《核电厂换料、修改和事故停堆管理》（HAF103/01）有关规定，我局对你公司提交的申请文件进行了审评，认为你公司对秦山第三核电厂技术规格书中的就地空冷器运行限值所做的修改是可以接受的，现予批准。
你公司应严格遵守我局批准的技术规格书，确保核电厂运行安全。
国家核安全局
2013年10月14日。
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大修工业安全准备工作一般在大修前三个月开始 ， 其主要 的 内容有 以下几 个方 面 。 （） １大修 工 业安 全培 训 根据 国家 法规 及 秦 山三 核 工业 安 全 培 训 要 求 ，所 有
参加秦 山三核现场工作的人员都 必须参加公 司工业安全
知识 培 训 和考 核 ， 授权 后 方可 上 岗 。 经
（） ４ 施工人员素质差别 大。由于各单位工作人员素质 和安全 意识参差不齐 ， 对人员安全行为管理方面存在一定困难 。 秦山三核结合历次大修工业安全管理的经验基础 ， 根据 同行 经 验反馈 ， 通过不断完善相关 的管理制度和准备工作 ， 立和实 建 施相应 的监督体系。按照 国家提出的“ 安全第一 ， 防为主” 预 的基 本方针 ， 在提倡人人 自我防护的基础上 ， 不断强化现场 安全监督
①大修前三个月 ，各承包商单位的接 口管理处室提 出培训需求计划 ；②公 司培训处根据培训需求协调安排 具体 的培训 时间；③ 工业安全培训部门对承包商单位 人 员实施培训 和考核 ；④各接 口管理部门和监督部 门根据
承包商单位人员培训 考核结果对其办理入厂工作的授权
手续 。
进行规划 ， 对维 护现场检修次序 、 促进场地管理 、 高现 提
王 强 （ ） 工程 师 ，９ ８年 左 ， １９
在检修现场 空间有 限的情况下 ， 给人员行为控制和协 调工作带来
一
定 困难 。
毕 业 于哈 尔滨 工 程 大 学 工 业 自 动化 专 业 ．９ ８年 至 ２ ０ １９ ０ ４年 在
（） ３现场施工单位多。大修期 间现场参加工作的承包商单位
多达十几家 ， 各单位的安全管理理念 、 要求 、 准 、 范不一致 ， 标 规 施
工 矛盾 突 出 ， 要 及 时协 调和 处 理 。 需
秦 山三核从 事辐 射防 护工 作 ，
２ ０ 年至今从 事工业安全管理 ０４
工作 。现 任 秦 山 三 核 保 健 物 理
处 工业 安 全科 科 长 。 徐 侃 （ ） 高级 工程 师 ， 右 ， 上
修主管部 门和工业安全监督部 门根据已确定 的大修工作 清单 ， 逐个进行工单审查。对于满足《 专项安全工作计划》 办理条件的 ，统一要求工作负责人提前编制好相关 的专
项 安 全 工 作计 划 。大 修工 业 安 全 监 督 部 门根 据 筛选 出 的 高风 险 作 业 ， 提前 与工 作 负 责人 进 行 安 全 措施 交 流 ， 保 确 相关 的 安 全 要 求 以书 面 文 件 的形 式 保 存 在 工 作 包 中 ， 从 而将 重 大 高 风 险作 业 编 制 从 工 作计 划 阶 段 就 介入 工 业 安 全风 险 的分 析 与控 制 。
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秦山三核大修工业安全管理实践
◇ 王强 徐侃 （ 健物 理 处 ） 保
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秦 山三期 保 健 物 理 处 工 业安 全科 ， 住 大 修工 业 安 全管 理 的 抓
海 交 通 大 学 在 读 工 商 管 理 硕
士 ，现 任 秦 山 三核 保健 物 理 处
处 长 ．从 事辐 射 防 护 专业 １ ７
年
职能 ． 做好秦 山三核大修工业安全管理工作。
２ ．工业 安 全 相关 程 序 的 准备
为了规范所有 员工 （ 含承包商工作人员 ） 的工业安全行为 ， 秦 山三核根据相应 的法规和标准及运行质保大纲的要求 ， 时编制 及
对 于发 生考 核 指 标被 突破 的 事件 ，公 司 将严 格 按 照 “ 四不 放过 ” 的原 则 和安 全 生产 奖考 核 办 法 给予 处理 。 （ ） 险工 作 准备 ３风
为 了确 保 对 大 修 重 大 工 业 安 全 风 险 工 作 的 有、 劳动保 护 、 标识管理等方面
内容 。 为 了维 护 相关 管 理 程序 的有 效性 ，公 司 职 能部 门每
三年定 期 对 程 序 进 行 审查 和升 版 修 订 。工 业 安 全 相关 程
序的建立 为公 司和各家承包商单位开展现场工业安全管 理提供 了相应 的管理标准。
３ ．大修 工 业 安全 准备
制， 根据《 专项安全工作计划》 和大修进 度计划安排 ， 由维
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三等奖
了工 业 安全 相 关 的管理 程 序 。其主 要 内容 包括 ： 工业 安 全 培训 要 求 、 业 安 全 行 为 规 范 、 种 设 备 管 理 、 房 安 全 工 特 厂
期 间也同时设 立承包商单位 的重伤 和轻 伤的考核指标 ， 确保承包商人员 的人身伤害事件得到合理有效控制 。
秦山三核根据相关程序 的规 定及 大修计划安排 ， 对 承包商人员的工业安全培训管理流程如下 ：
在大修开工前 ，工作负责人将根据工作包中的专项 安全工作计划 ，到大修工业安全监督部 门办理专项安全 工作计 划实施许可 ，确保工业安全监督部 门对重大高风
险作业 进 行及 时 跟踪 与 监督 。 （） ４ 大修场 地 规 划准 备 大 修期 间 ， 由于 现场 工 作全 面 铺 开 ， 提前 对 检 修 场 地
关键问题 ， 通过采取一系列有效的管理措施 ， 为历次大修的安全 、 准点 、 高效完成提供 了有力保 障。
查 管
一
一
、
管 理实 践
１ ．管 理 重点
大修期间由于大量的承包商工作人员人厂工作 ， 这给现 场工 业安全管理带来了一定的困难 和挑战。其特点如下 ： （） １ 现场施工检修作业多。这给场地规范、 物项堆放 、 区域卫 生等管理带来一定 困难。 （） ２ 施工检修人员多 。 高峰期 ， 现场工作人员高达 １０ ２０余人 。 作者简介 ：