第4章 核电厂异常运行
核电行业核电站安全运行与应急预案方案
核电行业核电站安全运行与应急预案方案第一章核电站安全运行概述 (3)1.1 核电站安全运行的重要性 (3)1.2 核电站安全运行的基本原则 (3)1.3 核电站安全运行的管理体系 (3)第二章核电站安全管理 (4)2.1 安全管理制度 (4)2.2 安全管理人员职责 (4)2.3 安全生产责任制 (5)第三章核电站设备管理与维护 (5)3.1 设备管理制度 (5)3.2 设备维护保养 (6)3.3 设备故障处理 (6)第四章核电站环境监测与辐射防护 (7)4.1 环境监测体系 (7)4.2 辐射防护措施 (7)4.3 辐射防护设施 (8)第五章核电站运行监控与预警 (8)5.1 运行监控系统 (8)5.1.1 数据采集与传输 (8)5.1.2 数据处理与分析 (9)5.1.3 异常处理与预警 (9)5.2 预警系统 (9)5.2.1 预警指标体系 (9)5.2.2 预警模型与算法 (9)5.2.3 预警结果可视化与发布 (10)5.3 信息处理与反馈 (10)5.3.1 信息处理 (10)5.3.2 信息反馈 (10)第六章核电站处理与应急预案 (11)6.1 处理程序 (11)6.1.1 分类与报告 (11)6.1.2 处理流程 (11)6.2 预案编制与实施 (11)6.2.1 预案编制 (11)6.2.2 预案实施 (12)6.3 应急预案演练 (12)6.3.1 演练目的 (12)6.3.2 演练内容 (12)6.3.3 演练频率与要求 (12)第七章核电站应急组织与资源配置 (12)7.1 应急组织架构 (12)7.1.1 应急指挥部 (12)7.1.2 应急办公室 (13)7.1.3 应急小组 (13)7.1.4 应急志愿者 (13)7.2 应急资源配备 (13)7.2.1 人力资源 (13)7.2.2 设备资源 (13)7.2.3 物资资源 (13)7.2.4 资金资源 (13)7.3 应急指挥与协调 (13)7.3.1 应急指挥 (13)7.3.2 应急协调 (14)7.3.3 信息沟通 (14)7.3.4 应急演练 (14)第八章核电站应急响应与处置 (14)8.1 应急响应程序 (14)8.2 应急处置措施 (14)8.3 应急结束与恢复 (15)第九章核电站安全培训与宣传教育 (15)9.1 安全培训制度 (15)9.1.1 目的与意义 (15)9.1.2 培训对象 (15)9.1.3 培训计划 (15)9.1.4 培训实施 (16)9.2 安全培训内容与方法 (16)9.2.1 培训内容 (16)9.2.2 培训方法 (16)9.3 安全宣传教育 (16)9.3.1 宣传教育目标 (16)9.3.2 宣传教育内容 (16)9.3.3 宣传教育方式 (17)第十章核电站安全评估与改进 (17)10.1 安全评估方法 (17)10.1.1 定性评估方法 (17)10.1.2 定量评估方法 (17)10.1.3 综合评估方法 (17)10.2 安全评估指标体系 (17)10.2.1 设备功能指标 (17)10.2.2 人员素质指标 (18)10.2.3 管理水平指标 (18)10.2.4 环境因素指标 (18)10.3 安全改进措施与效果评估 (18)10.3.1 安全改进措施 (18)10.3.2 效果评估 (18)第一章核电站安全运行概述1.1 核电站安全运行的重要性核电站作为一种高效、清洁的能源设施，其安全运行对于保障国家能源安全、促进经济社会发展具有的作用。
核电行业核电站安全运行与应急方案
核电行业核电站安全运行与应急方案第一章核电站安全运行概述 (2)1.1 核电站安全运行的重要性 (2)1.2 核电站安全运行的基本原则 (3)第二章核电站安全监控系统 (3)2.1 核电站安全监控系统的组成 (3)2.2 核电站安全监控系统的运行原理 (4)2.3 核电站安全监控系统的维护与保养 (4)第三章核电站安全管理 (5)3.1 核电站安全管理组织结构 (5)3.2 核电站安全管理规章制度 (5)3.3 核电站安全培训与考核 (6)第四章核电站设备安全 (6)4.1 核电站设备安全设计 (6)4.2 核电站设备安全运行 (7)4.3 核电站设备维护与保养 (7)第五章核电站辐射防护 (7)5.1 核电站辐射防护措施 (7)5.2 核电站辐射监测与控制 (8)5.3 核电站辐射防护设施维护 (8)第六章核电站环境监测 (9)6.1 核电站环境监测内容 (9)6.1.1 概述 (9)6.1.2 放射性物质监测 (9)6.1.3 非放射性物质监测 (9)6.1.4 气象监测 (9)6.1.5 生态监测 (9)6.2 核电站环境监测方法 (9)6.2.1 采样监测 (9)6.2.2 自动监测 (9)6.2.3 遥感监测 (10)6.2.4 地面监测 (10)6.3 核电站环境监测数据管理 (10)6.3.1 数据收集与整理 (10)6.3.2 数据分析 (10)6.3.3 数据报告 (10)6.3.4 数据共享与交流 (10)6.3.5 数据安全与保密 (10)第七章核电站预防 (10)7.1 核电站预防策略 (10)7.2 核电站预警系统 (11)7.3 核电站预防培训 (11)第八章核电站应急响应 (11)8.1 核电站应急响应组织结构 (11)8.1.1 领导小组 (11)8.1.2 指挥部 (11)8.1.3 各专业组 (12)8.2 核电站应急响应流程 (12)8.2.1 信息收集与报告 (12)8.2.2 启动应急预案 (12)8.2.3 现场救援与处置 (12)8.2.4 信息发布与舆论引导 (12)8.2.5 应急结束与善后处理 (12)8.3 核电站应急响应资源 (12)8.3.1 人力资源 (12)8.3.2 物资资源 (13)8.3.3 技术资源 (13)8.3.4 资金资源 (13)第九章核电站处理 (13)9.1 核电站处理原则 (13)9.2 核电站处理方法 (13)9.3 核电站处理案例分析 (14)第十章核电站应急演练与评估 (14)10.1 核电站应急演练组织 (14)10.1.1 应急演练领导小组 (14)10.1.2 部门和人员职责 (15)10.2 核电站应急演练实施 (15)10.2.1 应急演练准备 (15)10.2.2 应急演练实施 (15)10.3 核电站应急演练评估与改进 (15)10.3.1 应急演练评估 (15)10.3.2 应急演练改进 (15)第一章核电站安全运行概述1.1 核电站安全运行的重要性核电站作为我国能源结构的重要组成部分，承担着保障电力供应、促进经济社会发展的重任。
核电厂的压空系统运行与异常处理
核电厂的压空系统运行与异常处理摘要：核电厂为实现其安全及生产功能设置了很多系统，而这些系统功能的实现则需要众多动力源的支持。
这些动力源包括常规的电力、水、蒸汽等，还包括氢气、氮气、压缩空气等。
某电厂机组压缩空气系统主要设置了压缩空气生产系统SAP、仪用压缩空气分配系统SAR、公用压缩空气分配系统SAT。
SAP系统生产压缩空气，通过SAR、SAT系统供给各个用户使用。
在日常运行中，由于压空系统故障产生缺陷非常多，而其中有很多可能造成机组瞬态，甚至停机停堆。
基于此，本篇文章对核电厂的压空系统运行与异常处理进行研究，以供参考。
关键词：核电厂；压空系统运行；异常处理；措施引言核电厂压缩空气生产系统(简称SAP)是重要公共系统，为核电厂安全运行提供生产动力气源。
某电厂SAP系统涵盖ZC厂房内主空气压缩机和干燥器、核岛电气厂房内的应急空气压缩机和干燥机以及安装在BOP管廊(GB)沟内的压缩空气生产系统管网。
一旦机组丧失压缩空气，则对核电厂安全稳定运行产生严重威胁，急需在机组调试过程中及早发现SAP存在的问题并进行深入分析与改进。
1核电厂提高维修规程质量的重要作用提高维修规程质量是降低核电厂维修人员人因失误的重要手段之一。
自核电厂安装、调试、运行以来，持续的优化维修规程一直都是维修人员的重要工作之一。
维修规程必须按照设备设计要求、标准及法规要求以及现场的实际情况进行编制。
按照经验反馈、维修规程使用经验及现场变更等信息，经确认、评估后，还需要及时的升版和完善维修规程，确保所编写（或升版）的维修规程内容适用于相应的电站、机组、设备。
2空气压缩机系统的工作原理核电厂的空气压缩机为油润滑，水冷箱式螺杆型空气压缩机，分低压缸和高压缸两级压缩，出口为无油，无波动压缩空气，最大工作压力为10bar，ZC厂房内的每台空气压缩机都封在一个绝热箱内，它主要由空气过滤器、低压转子、中间冷却器、高压转子、后冷却器、电动机、联轴器、齿轮罩、安全阀和控制系统组成。
核能发电站运维常见故障及解决方法
核能发电站运维常见故障及解决方法核能发电站是现代化电力系统中常见的一种发电方式。
然而，随着时间的推移，核能发电站可能会遇到各种故障。
本文将介绍核能发电站运维中常见的故障，并提供相应的解决方法。
1. 燃料棒泄漏燃料棒泄漏是核能发电站可能会遇到的一种常见故障。
当燃料棒发生泄漏时，可能会导致核能反应的不稳定，进而影响发电站的运行。
解决这一问题的方法如下：- 立即停机：一旦发现燃料棒泄漏，应立即停机，以便进行紧急修复工作。
- 修复泄漏点：在停机期间，工作人员应检查并修复泄漏点。
这可能涉及到更换燃料棒或进行其他修复工作。
- 审查其他燃料棒：为了避免类似问题的再次发生，应审查其他燃料棒，确保它们没有泄漏或其他潜在问题。
2. 冷却系统故障冷却系统是核能发电站中非常重要的部分，用于保持反应堆的温度在可控范围内。
冷却系统故障可能导致核能反应过热或过冷，进而影响发电站的安全和稳定运行。
以下是解决冷却系统故障的方法：- 检查冷却系统：定期检查冷却系统的工作状态，确保其正常运行。
这包括检查水泵、阀门和管道等部件。
- 进行维护保养：定期对冷却系统进行维护保养工作，包括清洁和更换部件。
这有助于避免故障的发生。
- 增加备用系统：考虑增加备用冷却系统，以备不时之需。
这将提高发电站的可靠性和冷却系统的稳定性。
3. 辐射泄露核能发电站在运行过程中可能发生辐射泄露。
这可能对工作人员和环境造成严重影响。
以下是解决辐射泄露的方法：- 立即采取紧急措施：一旦发现辐射泄露，应立即采取紧急措施，限制泄露范围，并采取措施保护工作人员和周围环境。
- 排放和过滤辐射物质：将泄露的辐射物质排放到安全区域，并通过过滤设备去除辐射物质。
- 清理和修复：对受影响区域进行彻底清理，涉及到清除辐射物质和修复任何损坏的设备或管道。
4. 安全系统故障核能发电站安全系统故障可能导致发电站的安全性受到威胁。
以下是应对安全系统故障的方法：- 进行定期检查：定期对安全系统进行检查，包括监测和测试关键组件的工作状态。
第4章 核电厂正常运行
(4)二回路系统。所有设备均在停闭状态，蒸汽发生器二次 侧处于湿保养状态，即充入除盐除氧水至一定高度，其余空 间充氮使压力稍高于常压。蒸汽隔离阀关闭。 (5)供电系统。检查所有的母线和配电盘上的交直流电源， 调整厂用电方式使符合启动要求，检查备用电源的完整性， 检查重要负载的电压是否正常。启动时，电源电压应在 (0.85--1.05)额定电压之间，对电网频率的限制为(50i 0.5)Hz。保证反应堆、冷却剂泵、一回路及二回路的辅助 系统，反应堆控制与安全保护系统，检测仪表系统，信号系 统等处于能够运行状态。
第4章 核电厂正常运行
4.1 正常启动 4.2 过渡到功率运行
4.3 停闭 4.4 核电厂的换料
介绍核电厂正常运行，包括从冷停堆开始，电厂加热升 温，趋近临界，汽轮机暖机、升速、并网带负荷，负荷瞬变， 升功率至满功率运行；最后介绍功率运行到冷停堆的全过程。 了解从冷停到满功率的主要过程；
开堆前的临界棒位(或临界硼浓度估算)，稀释和硼化 计算，热平衡计算，停堆余度计算；
(3)根据堆芯的布置，推算出与最低无负荷临界相对应的 各个控制棒组件的位置，并按照所指定的顺序，依次提升 控制棒组件中的四组调节棒组。 如按A模式运行控制棒组件的调节棒组有A、B、C和 D四组，四组调节棒的前后两组之间有一定的重叠度。棒 组重叠的目的是为了使反应性与调节棒组位置的关系曲线 线性化，使棒组在堆芯内移动时的反应性引人率近似为常 数。
理解负荷瞬变过程主要参数的变化趋势，掌握负荷瞬 变的规律。
正常运行使用正常运行规程(General Procedure)。
4.1 正常启动
冷态启动：压水堆停闭了相当长时间，温度已降到60℃
以下时的启动；
热态启动：指压水堆短时间停闭后的启动，启动时压水
核电厂的压空系统运行与异常处理
核电厂的压空系统运行与异常处理摘要：核电厂为实现其安全及生产功能设置了很多系统，而这些系统功能的实现则需要众多动力源的支持。
这些动力源包括常规的电力、水、蒸汽等，还包括氢气、氮气、压缩空气等。
在日常运行中，由于压空系统故障产生缺陷非常多，而其中有很多可能造成机组瞬态，甚至停机停堆。
关键词：核电厂；压空系统；异常处理前言核电厂压缩空气系统大部分地采用无油螺杆压缩机，具有供气可靠、技术成熟、空气洁净度高等优点。
但由于天气、空气湿度大、管道材料选择、电源设计等原因，核电厂压缩空气系统在运行过程中遇到了许多新问题，本文研究对于其他运用压缩空气生产设备的场合具有借鉴和指导作用。
1压空系统故障的危害1.1缩短设备寿命当用气量波动大的极端情况出现时，空压机将频繁加、卸载，严重时甚至引起喘振，减少电磁换向阀、温控阀、压力控制单元和卸荷阀等零件的寿命。
1.2能源浪费为保障生产防止现场工艺波动，操作人员会根据经验判断开启一定裕量数量的空压机，冷却水及其他辅助系统未能随空压机负荷变化有效调节，存在供应过量现象。
1.3响应滞后无法实时掌握设备运行状态，存在设备长时间带故障运行现象以及预防性维护管理不及时等现象。
1.4设备劣化的不确定性浪费由于缺乏科学判断策略，在多台并联使用条件下的空压机群组不能够智能判断任意单台出气量和工况异常情况，对设备劣化状态无法界定，只能依靠单台设备完全损坏引发设备自身的报警判断，导致高昂的维修成本。
2空压机系统缺陷原因分析①环境湿度大；②空压机出口管道与母管的连接形式错误；③二级转子排气温；④压力参数设定错误；⑤失去控制电；⑥上位机系统失电；⑦冷却水水质差。
3异常排除措施3.1针对环境湿度大因素的确认根据核电厂要求压空厂房内的相对湿度小于79%。
收集压空厂房内空气相对湿度数据，最高70%满足要求，所以排除环境湿度大这个因素。
3.2针对空压机出口管与母管的连接形式错误因素的确认根据厂家提供的《空压机安装说明》，空压机压缩空气出口管与母管的连接形式为倒U形，目的是防止由于压缩空气温度高且湿度大在母管中容易冷凝后形成凝结水经过此管道倒流回空压机内部，导致转子生锈、损坏等情况。
核电厂的压空系统运行和异常处理分析
核电厂的压空系统运行和异常处理分析发布时间：2023-02-22T03:22:58.471Z 来源：《科技新时代》2022年第10月19期作者：李兴隆[导读] 近些年我国经济社会发展迅速，国家在新能源方面的投入越来越大，核能作为一种清洁型能源，发挥着越来越重要的作用。
李兴隆福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：近些年我国经济社会发展迅速，国家在新能源方面的投入越来越大，核能作为一种清洁型能源，发挥着越来越重要的作用。
压空系统，也被称为压缩空气生产系统，能够生产出核电站所需要的压缩空气，关乎到其他生产环节能否顺利进行，必须要采取有效的措施保证其稳定性。
基于此，文章简单介绍了压空系统，并提出了核电厂压空系统异常处理的相关策略，仅供参考。
关键词：核电厂；压空系统；异常处理为了保证核电厂生产运行的安全性和稳定性，引进了很多设备和系统，这些系统功能的实现，需要众多动力源的支持，常见动力源包括水、蒸汽、电力、氮气、氢气、压缩空气等。
压缩空气主要由压空系统生产，通过管网运输到常规岛、外围设备、核岛中，为设备启动控制器提供气体来源，让核电厂中所有的动力设备稳定运行。
1 核电厂压缩空气系统概述1.1压缩空气生产系统功能（1）主要功能。
压缩空气生产系统，简称SAP，主要向这两套压缩空气分配管网提供压缩空气：一是仪表用压缩空气分配系统，简称SAR，用于核岛、常规岛、外围的气动控制器；二是公用压缩空气分配系统，简称SAT，是核电厂房中动力设备得以稳定运行的重要保障；（2）安全功能。
SAP系统不执行安全功能，如果其主空气压缩机功能受损，需要第一时间启动应急空气压缩机，维持正常工作，确保仪表有足够的压缩空气。
1.2设备说明及布置1.2.1厂房内的主要设备根据气流方向，对核电厂房中的主要设备进行简单介绍：（1）四台完全相同，且并联布置的主空气压缩机，每台压缩机排出的压缩空气都直接汇聚到总管中，途径缓冲罐，随后由管道分配到空气干燥装置。
核电站安全与风险评估
核电站安全与风险评估第一章概述核电站是以核裂变或核聚变为能源的发电设施，拥有高效稳定的能源输出能力，但也面临着一系列的安全风险。
为了保障核电站运营的安全性，必须对其进行全面的风险评估以及有效的安全管理。
第二章核电站的安全风险核电站的安全风险主要包括以下几个方面：1. 辐射泄露风险：核电站在发电过程中会产生放射性物质，一旦发生泄露，会对人体和环境造成严重危害。
2. 核燃料事故风险：核电站使用的核燃料有可能发生事故，导致核燃料的过热、氧化甚至燃烧，进而引发辐射泄露和爆炸事故。
3. 设备故障风险：核电站的各种设备在长期运行过程中可能出现故障，导致发电能力下降或无法正常运行，严重时甚至可能引发事故。
4. 人为操作失误风险：人为操作失误是核电站事故的一个重要原因，如果核电站管理不善或操作人员不慎，可能会造成严重的事故。
第三章核电站风险评估的方法为了全面评估核电站的安全风险，可以采用以下方法：1. 分析树法：分析树法是一种基于事件树和故障树的定量风险评估方法，通过建立树型结构，分析事件的发生概率及其对后续事件的影响，从而评估整个系统的风险水平。
2. 层次分析法：层次分析法通过构建多层次的判断矩阵，对各个因素进行综合评估，从而确定各个因素对整体风险的贡献程度，为安全管理提供指导。
3. 事件树分析法：事件树分析法通过建立事件树，逐步分析事件的发生概率以及可能导致的后果，可以为核电站事故预防和应急响应提供依据。
4. 故障树分析法：故障树分析法通过分析各种故障事件的逻辑关系，确定故障事件发生的概率，进而评估系统的可靠性和安全性。
第四章核电站安全管理措施为了降低核电站的安全风险，需要采取一系列的安全管理措施：1. 增强设备的可靠性：核电站应定期进行设备检修和维护，确保设备性能的稳定可靠。
2. 完善人员培训体系：核电站应加强操作人员的培训，提高其技能水平和应急响应能力，以保障安全运营。
3. 建立完善的应急预案：核电站应制定应急预案，包括事故应对流程、人员疏散计划和辐射泄露应对措施等，以应对突发事件。
核电厂运行安全常见问题及防控措施分析
核电厂运行安全常见问题及防控措施分析摘要：核能的出现有效解决了世界能源危机，但是核电厂运行过程中发生的事故却让人类在精神上留下了深刻的阴影。
自世界首个核电厂建成后，全球已经出现了好几起事故，所带来的损害巨大，而且会给子孙后代带来延续万年的影响，所以不能忽略核电厂运行过程中的安全问题，且有些看上去很小的问题常常会造成严重的安全隐患，继而造成无法挽回的结果。
因此，本文详细阐述了核电厂运行过程中常见的安全问题及防控措施，希望能对相关人员开展工作提供借鉴。
关键词：核电厂；运行安全；常见问题；防控措施前言由于环境的不断恶化，地球的资源日益匮乏，所以新能源开发势在必行，且核能是一种具有低成本、低污染的新兴能源，虽然核能能够有效地缓解世界的能源危机，但是核电厂的灾难却给人们的心灵带来了巨大的冲击，所以为加强核能安全管理，应当准确把握核电厂运行中的安全常见问题，进而本文将重点介绍核电厂的操作安全问题。
一、核电厂运行安全常见问题分析（一）人因失效有些核电厂虽然已经引进了人因管理理念，但还没有按规范进行落实。
针对国内某些核电厂的具体情况，可以总结出如下存在的问题：首先，相关的人员经验不足，造成了核电厂的低效运转；其次是由于某些核电厂建造中的遗留问题，或是由于设计上的问题所造成机械设备出现故障；再次，在核电厂的机器设备维修中人为失误的可能性很大；最后，核电厂工作人员的工作表现出了模棱两可、低级错误，最终导致核电厂在运行过程中出现安全事故的几率有所增加[1]。
（二）安全监管存有问题中国核电行业的部门结构较为复杂繁琐，而由国家领导的核能部门又是分散的，所以在核电厂的安全管理工作中，往往难以做到一个统一、集中的监管。
对核电厂来说，安全监管的质量是不容忽视的，在核电厂的运营过程中，若不能进行有效开展统一监管工作将不能保障核电厂安全运行。
（三）核系统失效问题由于环境的不断恶化，地球的资源日益匮乏，所以新能源开发势在必行，核能是世界上最重要的一种能源，其利用效率高，能够有效地解决我国目前的能源短缺问题，满足我国人民群众的日常生活和经济发展。
核电厂的压空系统运行和异常处理分析
核电厂的压空系统运行和异常处理分析摘要：在本篇文章中，主要从压空系统配置以及运行情况入手，探究了存在的压空故障以及对机组实际运行状态产生的一系列影响。
结合这些影响提出了合理的处理方式，进而增强运行人员处理压空故障隐患的技能，确保隐患被全面解决，从根本上推动机组处于稳定运行的状态。
关键词：核电厂；压空系统运行；异常处理策略当前阶段，为了推动核电厂稳定运行，将核电厂的生产功能体现出来，设置了一系列的系统，这些系统功能的体现离不开诸多动力源的支持，动力源延伸到了多方面，分别是电力、水蒸汽以及氢气和压缩空气等。
在机组压缩空气系统运行过程中，设置了专门的压缩空气生产系统、压缩空气分配系统、公用压缩空气分配系统等。
借助相关系统的优势为各项用户提供便利。
在日常运行过程中，压空系统面临着严峻的故障现象，故障现象的发生导致停机停堆。
压缩空气生产系统的作用是生产核电站中所有动力设施所需要的压缩空气，将压缩空气分配管网应用到核岛、常规岛和设备启动控制器供气中，进而与厂房内动力设施运行以及基本的维修要求相符合。
压缩空气生产系统的规范性设计满足了核电机组正常运行、在汽轮机停堆过程的冷却或者干燥以及停堆维修过程中的各种现象。
1、压缩空气系统用户以及造成的后果压缩空气系统用户主要是气动阀门和系统器阀门。
气闸门借助压控系统的压力，增强密实性，避免产生泄露问题。
气动阀包含了两方面，分别是全开关阀和调节阀，借助气体的压力当成动力使阀门开关，对定位器中转化为压空压力信号，有效模拟，经过定位器调整以后供应不同压力，从而达到阀门开度全面控制的目的。
在模拟信号失电以后或者管线失气自动开启阀门。
当压力无法有效维持，将会导致换料水池内的水逐渐渗漏，换料水池冷却水装量减少。
压缩空气系统用户是气动阀门，该项系统管网压力正常值必须严格控制。
如果因为湿气的原因阀门回归到故障安全位置，必定影响到基础的稳定性，不利于基础良好运行。
本文中全面探究和分析了压缩空气系统用户各项管网处阀门湿气情况。
核电厂运行规程4
2)给水和蒸汽发生器壳体金属的温差不大于120℃。[]
3.1.14检查SLC "E Htrr" JEF10EE001是否退出工作，稳压器的各组管式电加热器JEF10CG901,902,903,904是否投入工作。
3.1.15把调节器JEF10DU002转换到遥控状态，并以不大于1.0MPa/min的速度降低一回路的压力至某一值，在该压力值下，稳压器中冷却剂的温度与环路热管段中冷却剂的温度之差为555℃。
DMA00EJ101
DMD01EJ101
JEF10EJ101
JEA10,20,30, 40EJ101
KBA00EJ101
ИЭ MAN
LYG-1-MAN.IS-R016
R1/KBA/903
LYG-1-JDOP-61-KBA00R00-PC-0903-H
3将反应堆从热态转动冷态
操作/核对
标志/位置
说明
3.2.4为了补偿降温时一回路冷却剂容积的减少：
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04-7-7
冉晓华
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核电站事故应急预案：控制和应对核电站事故并尽快恢复正常运行
核电站事故应急预案：控制和应对核电站事故并尽快恢复正常运行目录第一章确定编写应急预案的目的和范围1.1 应急预案的重要性1.2 应急预案的目标1.3 应急预案的范围第二章建立应急预案编写团队2.1 选择适当的团队成员2.2 分工与合作2.3 团队协作的重要性第三章进行风险评估和分析3.1 核电站事故风险评估3.2 事故分析方法3.3 风险评估与分析的意义第四章制定应急响应流程4.1 事故应急响应原则4.2 应急响应流程的制定4.3 应急响应措施的优化第五章制定资源调配计划5.1 确定关键资源5.2 资源调配的优化与协调5.3 其他备用资源的确保第六章制定沟通和协调机制6.1 沟通和协调的重要性6.2 不同层级之间的沟通和协调6.3 应急信息的传递和管理第七章制定培训和演练计划7.1 培训和演练的目的7.2 培训和演练的内容7.3 培训和演练的频率与持续性第八章参考法律法规和标准8.1 相关法律法规的参考8.2 核电安全标准的参考8.3 合规性和有效性的要求第一章确定编写应急预案的目的和范围1.1 应急预案的重要性核电站作为一种复杂而高风险的能源设施，发生事故的概率虽然较低，却具有严重的影响力。
编写应急预案的目的在于为核电站事故提供一套系统、科学、快速有效的应对措施，以保障人员安全、减少事故损失、控制事故扩散，并尽快恢复核电站的正常运行。
1.2 应急预案的目标核电站事故应急预案的目标主要包括以下几方面：保障核电站工作人员的生命安全；控制事故影响范围，减少辐射风险；快速有效地修复控制设施，恢复电站运行；提供事故信息的及时传播和沟通；确保核电站应急资源的有效调配；强化事故应急演练与培训。
1.3 应急预案的范围核电站事故应急预案的范围涵盖了多个方面，包括但不限于：事故发生时的人员疏散与安全保护；事故影响扩散的控制与应对；修复控制设施与核电站运行的恢复；与外界相关部门的沟通和协调；应急资源的调配和管理；事故相关信息的追踪与发布。
核电厂核事故应急管理条例
核电厂核事故应急管理条例【发文字号】中华人民共和国国务院令第124号【发布部门】国务院【公布日期】1993.08.04【实施日期】1993.08.04【时效性】已被修改【效力级别】行政法规中华人民共和国国务院令(第１２４号)《核电厂核事故应急管理条例》已经国务院第一百二十三次常务会议通过，现予发布，自发布之日起施行。
总理李鹏１９９３年８月４日核电厂核事故应急管理条例第一章总则第一条为了加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害，制定本条例。
第二条本条例适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故（以下简称核事故）应急管理工作。
第三条核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。
第二章应急机构及其职责第四条全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是：（一）拟定国家核事故应急工作政策；（二）统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作；（三）组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划；（四）适时批准进入和终止场外应急状态；（五）提出实施核事故应急响应行动的建议；（六）审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。
必要时，由国务院领导、组织、协调全国的核事故应急管理工作。
第五条核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责是：（一）执行国家核事故应急工作的法规和政策；（二）组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作；（三）统一指挥场外核事故应急响应行动；（四）组织支援核事故应急响应行动；（五）及时向相邻的省、自治区、直辖市通报核事故情况。
必要时，由省、自治区、直辖市人民政府领导、组织、协调本行政区域内的核事故应急管理工作。
第六条核电厂的核事故应急机构的主要职责是：（一）执行国家核事故应急工作的法规和政策；（二）制定场内核事故应急计划，做好核事故应急准备工作；（三）确定核事故应急状态等级，统一指挥本单位的核事故应急响应行动；（四）及时向上级主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况，提出进入场外应急状态和采取应急防护措施的建议；（五）协助和配合省级人民政府指定的部门做好核事故应急管理工作。
核能设施运行与维护操作规程
核能设施运行与维护操作规程第一章概述核能设施运行与维护操作规程是为了确保核能设施的安全运行和有效维护而制定的。
本规程适用于所有核能设施的运行与维护操作，包括核电站、核燃料加工厂、核废料处理厂等。
通过遵守本规程，能够保障核能设施操作人员的人身安全，防止事故和减少潜在风险。
第二章运行管理2.1 运行许可核能设施的运行必须获得政府相关机构的运行许可。
运行许可包括设施安全评估、操作程序编制等程序。
在获得运行许可前，核能设施不能投入正式的运行。
2.2 运行人员核能设施的运行必须由经过专门培训和合格考核的运行人员操作。
运行人员必须熟悉设施的结构和工作原理，并能熟练操作设备。
运行人员应遵守操作程序，不得擅自将设施操作超出规定范围。
2.3 运行记录核能设施的运行过程必须记录下来，以备后续分析和追溯。
运行记录应包括设施运行状态、设备运行参数、操作人员的操作情况等内容。
同时，运行记录应妥善保管，防止数据遗失或篡改。
第三章维护管理3.1 维护计划核能设施应制定完善的维护计划，明确维护项目、维护方法和维护周期。
维护计划必须根据设施的实际运行情况进行调整和优化，保证设施的正常运行。
3.2 维护人员核能设施的维护工作应由经过专门培训和合格考核的维护人员进行。
维护人员应具备相关技能和丰富经验，能够及时发现和解决设施的故障和问题，确保设施的安全和可靠运行。
3.3 维护记录核能设施的维护过程也需要记录下来，以便分析和追溯。
维护记录应包括维护项目、维护时间、维护人员以及维护结果等信息。
维护记录的管理和保管应严格执行，防止数据丢失和篡改。
第四章应急措施4.1 应急预案核能设施应制定应急预案，预先规定各种可能的事故情况和相应的应对措施。
应急预案应定期进行演练和评估，提高应急处理的效率和准确性。
4.2 应急组织核能设施应组建应急小组，明确各成员的职责和任务。
应急小组应具备相关的技能和知识，能够迅速响应、冷静应对事故情况，并有条不紊地进行应急处理。
核电站非正常运行状态下核安全应急计划
核电站非正常运行状态下核安全应急计划核电站是一种利用核能来进行发电的高风险设施。
尽管在设计和运营中采取了各种安全措施，但仍然存在一定的风险。
一旦核电站发生非正常运行的情况，如事故或泄漏，核安全应急计划的执行至关重要。
本文将重点讨论核电站非正常运行状态下核安全应急计划的重要性以及其应包含的几个关键方面。
I. 应急组织与领导在核电站非正常运行状态下，必须建立一个高效的应急组织和明确的领导机构。
这个组织应该由具有丰富经验和专业知识的专家组成，他们能够在紧急情况下迅速做出决策。
核电站应该提前制定并始终更新应急计划，明确各个应急小组的职责和任务，并确保人员在紧急情况下能够快速行动。
II. 信息收集和分析核电站应急计划的一项重要任务是及时收集、分析和传递必要的信息。
核电站应建立一个完善的监测和信息系统，以收集来自设施内外的各种数据。
这包括核能水平、辐射水平、环境气象条件等等。
同时，核电站应与相关机构建立紧密的合作，以便及时获取外部的监测和分析数据。
这些信息将为应急组织提供决策支持和执行行动的依据。
III. 应急措施和资源核电站应急计划应该明确规定各种应急措施和所需资源。
紧急情况下，核电站应应急组织的指挥下，采取必要的措施以最小化事故扩散和危害。
这可能包括事故控制、各种关键设备的保护、紧急停机、排放防治以及人员疏散等等。
为了有效执行这些措施，核电站应事先准备好所需的技术设备、防护用品和紧急物资，并将其储备在合适的地点，随时待命。
IV. 疏散和灾后救援在核电站非正常运行情况下，受到影响区域内的人员必须及时疏散。
核电站应急计划应规定明确的疏散程序和疏散路线。
周边社区和有关部门应提前进行培训和演练，以确保人们在紧急情况下能够快速、有序地撤离。
同时，核电站应与相关救援机构合作，共同制定灾后救援计划，以减轻灾害造成的后果，并确保对受影响人员的安全和健康进行适当的照顾。
V. 后续评估和持续改进核电站应急计划的执行结束并不代表工作的结束。
第4章 核电厂异常运行
100%
3
4.3 应急加硼
4. 3. 1 概述
在正常控制方法无法使用或无法满足要求的异常情况下，用应急加 硼方式向反应堆引人负反应性，这需要使用上充泵将棚酸迅速地注 入反应堆冷却剂系统。 1. 向上充泵吸人口输送硼酸有下列四个途径： （1 ）常规通道：通过阀门A 经由棚酸混合器和阀门B 。 （2 ）经由阀门C 通向上充泵吸入口。 （3 ）从换料水贮存箱（RWST ）来，经由阀门D 或阀门E 。 （4 ）经由阀门A 和阀门F 进入容积控制箱（ VCT ）顶部。
4.4 发电机甩负荷
• 4. 4. 1 概述
发电机全部或部分负荷丧失可能是由于发电机的一个或两个输出线 路上的断路器（OCB) 断开，或者是由于高压变电站的输出线路上 的断路器断开而造成的。
汽轮机旁排系统可以随着发电机负荷的减少，逐渐开启旁排阀门， 而不引起反应堆紧急停堆。 外部负荷丧失不会导致核电厂辅助设备电源的丧失，因为这些负荷 不是由高压变电站提供的。
4.2 棒控系统故障
4.2.2 控制棒束掉落堆芯 2. 现象 （1）功率量程高中子注量率变化率； （2）四个功率量程核仪表通道给出功率量程高中子注量率报警； （3）单束棒棒位指示器到底灯亮并报警； （4）功率最程核仪表中子注重率倾斜； （5）Tavg-Tref偏差过大； （6）反应堆冷却剂Tavg下降； （7）若棒控处于自动，则自动控制棒组迅速提升。
4.2 棒控系统故障
4.2.2 控制棒束掉落堆芯 2. 现象 （1）功率量程高中子注量率变化率； （2）四个功率量程核仪表通道给出功率量程高中子注量率报警； （3）单束棒棒位指示器到底灯亮并报警； （4）功率最程核仪表中子注重率倾斜； （5）Tavg-Tref偏差过大； （6）反应堆冷却剂Tavg下降； （7）若棒控处于自动，则自动控制棒组迅速提升。
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4.2 棒控系统故障
4. 2. 1 功率运行时控制棒组连续上提 2. 动作 （1）自动动作 （2）立即动作 （3）后续动作
4.2 棒控系统故障
4. 2. 1 功率运行时控制棒组连续上提 2. 动作 （1）自动动作 ①反应堆紧急停堆 a. 功率最程高中子注量率（高定值）； b. 超温温差（ OT Δ T) ΔTOT ; c. 超功率温差（ OP Δ T) ΔTOT ；
4.3 应急加硼
（1 ）常规通道：通过阀门 A 经由棚酸混合器和阀门B 增加一台上充泵或打开 一个下泄孔板可以减少 硼酸液向反应堆冷却剂 系统输送的时间。
4.3 应急加硼
（2 ）经由阀门C 通向上充泵吸入口
4.3 应急加硼
（3 ）从换料水贮存箱（RWST ）来， 经由阀门D 或阀门E 。 若低一低插入限值 报警定值已被超过， 则启动一台硼酸泵， 并打开阀门C 。
4.3 应急加硼
4. 3. 3 动作 3. 后续动作 （1 ）按照重新建立反应堆安全工况的需要继续加硼。 （2 ）对于反应堆冷却剂体积减少的情况，必要时需增加上充泵流量， 以防止稳压器液位过低，触发下泄阀自动关闭。 （3 ）若阀门D 和E 是关着的，则需核实它们确已被打开后，才能将上 充泵的吸人口与容积控制箱相连。 （4 ）当反应堆冷却剂系统的棚浓度达到要求时，关闭加浓珊酸路径， 并通过混合器提供补给。 （5 ）冲洗所有有加浓棚酸的管线。 （6 ）若有必要，向棚酸箱内补充棚酸。
4.3 应急加硼
4. 3. 2 现象 3.不可解释或不可控制的反应性增加： ①控制棒异常提升； ②温度或核功率上升； ③紧急停堆后，中子注量率或中子计数率上升。 4. 紧急停堆后，两束或两束以上的棒位指示器未能指示棒组已下插 到底
4.3 应急加硼
4. 3. 3 动作 1. 自动动作 除了启动安全注射的那些瞬态过程外，只有容积控制箱低一低液位引 起的应急加硼，没有其他的自动加硼动作。 2. 手动动作 （1 ）选择最合适的可以向上充泵入口和反应堆冷却剂系统输送硼酸的 通道。 （2 ）确认硼酸流已经由所选的通道流向上充泵人口，必要时可使“经 由阀门A 和阀门F 进入容积控制箱”的路径。 （3 ）若有必要，将反应堆控制由自动转为手动，并按需要操纵控制棒， 重新建立正常的Tavg，并且／或者加硼的同时提升控制棒组，以消除插 入极限低报警。
受影响棒组内 正常棒束
受影响棒组 汽轮机负荷 手动降至70%FP
打开提升线圈 开关
棒组选择器上 记录位置 选择该棒组 并置零
4.2 棒控系统故障
提起掉落的控制棒的步骤
步骤
控制棒组 掉落棒束 受影响棒组 内正常棒束 闭合提升 线圈开关 打开提升线圈 开关 手动提升到 原记录位置 闭合提升 线圈开关
e
4. 2. 1 功率运行时控制棒组连续上提 2. 现象 （1） 停棒指示； （2）冷却剂平均温度偏差增大； （3 ）棒位计数器指示的棒位移不合逻辑； （4）Tavg、Tref增加和/或Tavg高报警； （5 ）汽轮机负荷不变而反应堆功率却在增加； （6 ）稳压器液位增加和／或稳压器高液位报警； （7 ）稳压器压力增加和／或稳压器高压力报警。
Байду номын сангаас
4.2 棒控系统故障
4. 2. 1 功率运行时控制棒组连续上提 2. 动作 （1）自动动作 ①反应堆紧急停堆 或② a. 稳压器喷淋投入和／或卸压阀（ PORV ）开启； b. ΔTOT 提棒停止，同时汽轮机自动快速降负荷（runback）（C3 ）。 c. Δ TOP 提棒停止，同时汽轮机自动快速降负荷（runback ）（ C4 ）。 d. 功率最程高中子注量率提棒停止。
4.2 棒控系统故障
4. 2. 1 功率运行时控制棒组连续上提 2. 动作 （3）后续动作 ①手动维持核电厂功率； ②若紧急停堆则将电厂运行在热备用模式。
4.2 棒控系统故障
4. 2. 1 功率运行时控制棒组连续上提 3. 瞬变曲线
提 的 瞬功 变率 曲下 线控 （制 棒 ）组 连 续 上
50%
f, g
h
受影响棒组
汽轮机负荷
棒组选择器上 记录位置 选择该棒组 并置零
线性增加 使Tavg=Tref
落 堆 芯满 的功 瞬率 变下 曲， 线控 （制 ）捧 束 掉
100%
1
落 堆 芯满 的功 瞬率 变下 曲， 线控 （制 ）捧 束 掉
100%
2
落 堆 芯满 的功 瞬率 变下 曲， 线控 （制 ）捧 束 掉
4.4 发电机甩负荷
4.4. 3 动作 1. 自动动作 （］）如果负荷失去15% 以上，则当Tavg - Tref 偏差达到6. 73 ℃时，打 开第一组冷凝器旁排阀； （2 ）当Tavg - Tref偏差达到9. 23 ℃时，打开第二组冷凝器旁排阀； （3 ）当Tavg - Tref偏差达到14.5 ℃时，打开第一组大气排放阀； （4 ）当Tavg - Tref偏差达到17.8 ℃时，打开第二组大气排放阀； （5 ）如果汽轮机乏汽罩温升超过79.4 ℃，将启动汽轮机乏汽罩的喷淋 系统； （6 ）随着Tavg - Tref偏差减小，蒸汽旁排阀将依次关闭。当偏差减小到 1. 1 ℃时，所有的旁排阀将都关闭。
4.2 棒控系统故障
4.2.2 控制棒束掉落堆芯 2. 现象 （1）功率量程高中子注量率变化率； （2）四个功率量程核仪表通道给出功率量程高中子注量率报警； （3）单束棒棒位指示器到底灯亮并报警； （4）功率最程核仪表中子注重率倾斜； （5）Tavg-Tref偏差过大； （6）反应堆冷却剂Tavg下降； （7）若棒控处于自动，则自动控制棒组迅速提升。
4.2 棒控系统故障
4.2.2 控制棒束掉落堆芯 3. 动作 （1）自动动作 若棒控处于自动，且温度下降值超过了棒控制死区，则棒组将被提 出，建立Tavg -Tref时平衡工况。 （2）立即动作 ①若反应堆紧急停堆停机，则执行应急指令； ②切除汽轮机“负荷控制”； ③棒控转为手动；
4.2 棒控系统故障
4.2 棒控系统故障
4.2.2 控制棒束掉落堆芯 3. 动作 （3）后续动作 ①在维修人员的配合下，操纵员按下列步骤提起掉落的控制棒； ②重置（ reset ）功率量程高中子注量率报警。 ③检验象限功率倾斜比和CAOC 在限值之内。
4.2 棒控系统故障
提起掉落的控制棒的步骤
步骤 控制棒组 掉落棒束 打开提升 线圈开关 a b 手动置于适当的 位置使Tavg=Tref 闭合提升 线圈开关 c d e
4.4 发电机甩负荷
• 4. 4. 1 概述
如果发电机的两个输出线路断路器都 断开，并且汽轮机停机，发电机将不 会发出闭锁。
因此，厂用负荷将不会自动地转向启 动变压器， 6 kV 厂用变压器将会断电， 从而导致反应堆紧急停堆。 如果失去外部负荷时导致反应堆紧急 停堆，则执行反应堆紧急停堆和反应 堆冷却剂泵工况异常规程。
4.2 棒控系统故障
4.2.2 控制棒束掉落堆芯 2. 现象 （1）功率量程高中子注量率变化率； （2）四个功率量程核仪表通道给出功率量程高中子注量率报警； （3）单束棒棒位指示器到底灯亮并报警； （4）功率最程核仪表中子注重率倾斜； （5）Tavg-Tref偏差过大； （6）反应堆冷却剂Tavg下降； （7）若棒控处于自动，则自动控制棒组迅速提升。
4.4 发电机甩负荷
• 4. 4. 1 概述
发电机全部或部分负荷丧失可能是由于发电机的一个或两个输出线 路上的断路器（OCB) 断开，或者是由于高压变电站的输出线路上 的断路器断开而造成的。
汽轮机旁排系统可以随着发电机负荷的减少，逐渐开启旁排阀门， 而不引起反应堆紧急停堆。 外部负荷丧失不会导致核电厂辅助设备电源的丧失，因为这些负荷 不是由高压变电站提供的。
1
提 的 瞬功 变率 曲下 线控 （制 棒 ）组 连 续 上
50%
2
提 的 瞬功 变率 曲下 线控 （制 棒 ）组 连 续 上
50%
3
4.2 棒控系统故障
4.2.2 控制棒束掉落堆芯 1. 概述 控制棒束掉落堆芯可能是由于一个或几个控制棒驱动机构发生了故 障。当电厂处于功率运行模式时，掉落控制棒组会导致电厂的工况 异常，反应堆保护系统可能触发反应堆紧急停堆（取决于掉落控制 棒组的位置）。
第4 章核电厂异常运行
4.1 概述
操纵员若遇到异常现象时，应遵照异常规程处理，使电厂尽快返回 到正常运行工况。 1. 异常运行规程（AOP） 每个异常运行规程中包括概述、现象、立即动作及后续动作等几 个部分。 为了更好地表述故障，尽量附加以相应关联的瞬变过程。 这些瞬变过程的曲线都取自不同核电厂或其全范回模拟机，具有 相当的可信度。
4.1 概述
操纵员若遇到异常现象时，应遵照异常规程处理，使电厂尽快返回 到正常运行工况。 1. 报警手册（Alarm Book） 报警信号的设置是为了保证核电厂安全运行所采取的一种措施。一 旦核电厂重要参数偏离了正常值，或某些设备部件失效，就会引起 相应的音响和显示牌报警，清楚地显示在主控室控制盘上，操纵员 能及时发现异常，采取措施予以消除，从而确保核电厂安全运行。 报警手册中是以每个报警信号为单位，独立成篇。一般讲，每篇都 包括警报信号名称、警报来源、定值点、复位点、立即动作、后续 动作等。
4.3 应急加硼
4. 3. 2 现象 1. 控制棒插入过深 ①棒组计步器指示，棒组位置低于其插入极限； ②棒位指示器指示，棒组位置低于其插入极限； ③插入极限报警（低一低定值）。