核电厂运行规程2
供配电设备运行规程
供配电设备运行规程
是指供配电设备的安全运行及操作的指导规则和程序。
以下是供配电设备运行规程的一般内容:
1. 运行目标和原则:明确供配电设备运行的目标和原则,包括保障电力供应的可靠性和安全性,确保设备的正常运行和有效利用等。
2. 运行管理机构和人员:确定供配电设备的运行管理机构,明确各级人员的职责和权限,包括运行管理部门、运行管理人员和操作人员等。
3. 设备运行检查和维护:规定供配电设备的日常运行检查和维护工作,包括巡视检查、设备状态监测、设备保养、故障排除等。
4. 突发事件处理:规定供配电设备运行中突发事件的处理程序,包括设备故障、短路、停电等紧急情况的处理方法和应急措施。
5. 运行监测和数据分析:建立供配电设备的运行监测系统,定期对设备的运行状态和数据进行分析,及时发现问题并采取相应的措施。
6. 安全培训和考核:规定供配电设备操作人员的安全培训和考核要求,确保操作人员具备必要的技能和知识。
7. 设备运行记录和报告:要求供配电设备运行时进行记录和报告,包括设备运行情况、故障处理记录、维护记录等。
8. 法律法规和标准依据:明确供配电设备运行所涉及的法律法规和标准依据,包括《电力设备运行与维护规范》、《电力工程施工与质量安全监督管理规定》等相关规定。
供配电设备运行规程一般由供配电设备的运行管理机构制定和实施,旨在保障供配电设备的安全运行和正常供电,并提高供电可靠性和质量,确保电力供应的稳定性和安全性。
核电厂设计安全规定和运行安全规定
核电厂设计安全规定和运行安全规定第一章总则为保障核电厂的设计和运行安全,确保人员、设备和环境的安全,依据国家法律法规,订立本规定。
第二章设计安全规定第一节设计安全管理标准1.核电厂设计应符合国家核安全管理要求,并经过专业机构的设计评审。
2.设计应依照核电厂独特的特点和风险要求,采取合理的安全设计措施,确保反应堆、冷却系统、燃料处理等设备的安全可靠性。
3.设计应充分考虑自然祸害、人为失误、设备故障等各种事故情景,采取相应的防护措施和应急准备措施,确保核电厂在事故中具有充分的安全性能。
4.设计应考虑可连续发展和环境保护要求,遵从环保政策,确保核电厂的环境污染掌控处于合理范围内。
5.设计应考虑最新的技术发展和经验教训,不绝改进安全性能,提高核电厂的管理水平和设备可靠性。
第二节设计安全考核标准1.设计方案应进行全面评估,包含技术可行性、安全性和经济性等方面的综合考虑。
2.设计方案应满足国家和行业的相关标准和规范要求,同时要符合核安全管理的要求。
3.设计方案应经过多个专家评审,确保设计的正确性和可行性。
4.设计方案应进行现场考察和试验验证,验证设计方案的可操作性和应对各种突发情况的本领。
5.设计方案应进行全面风险评估,评估结果应充分考虑各方面风险因素,并采取相应的措施进行风险掌控。
第三章运行安全规定第一节运行安全管理标准1.核电厂应建立健全的安全管理制度,包含安全责任制、操作规程、应急预案等,确保安全管理的有效性和可操作性。
2.核电厂应组织定期的安全培训和演练,确保运行人员具备充分的安全意识和应对突发情况的本领。
3.核电厂应建立完满的巡检和监测体系,对核电设备、系统和环境进行全面监测和检测,及时发现和处理潜在的安全隐患。
4.核电厂应建立完满的事故报告和调查制度,对事故进行及时和全面的调查,并及时采取相应的矫正措施,防止仿佛事故再次发生。
5.核电厂应建立完满的安全巡检制度,确保设备和系统的正常运行,并做到设备运行记录的准确和完整。
核电厂仪表工日常检修安全规程(5篇)
核电厂仪表工日常检修安全规程一.勘查检修现场:在检修前,对所要检修的设备状态及现场工作环境进行勘查,检查所检修设备仪表等存在的安全隐患。
二.召开检修安全会议1.确定检修设备介绍设备的概况和勘查设备所处的环境。
2.确定检修人员,分配各自任务。
检修负责人:负责整个检修工作的组织实施,检修安全措施的布置和落实,检修质量的控制。
讲解检修的具体流程,针对现场设备进行作业人员的工作分配,各工作中须注意的问题。
注:检修安全会议要有记录。
作业人:负责检修工作的具体实施,安全措施的实施,质量的控制。
安全监督员:负责安全措施的布置,检查监督安全实施的落实,发现安全隐患有权立即责令作业人员停止工作,并令其整改。
3.安全措施针对现场存在的安全隐患,布置相应的安全措施,作业人员需团结合作共同把手头的任务,又快又好的完成。
禁止单独作业,更不能赌气作业。
电气作业必须两个人以上才能够作业。
发现人员不足时,应停止作业,或者向负责人提出申请人员不足,另安排其它人过来。
再者不行就看任务的轻重缓急来安排一天的工作量。
三.停电、挂牌、三方确认1.施工负责人拿到任务单,首先看一下任务单上的工作地方是分为哪个区域,工作中需要些什么工机具,需要什么材料,然后去主控室开工作票,还要分是否需要动火,几级动火,需要开动火票。
等一切工作程序完成后,交待作业人员接下来的工作需要注意些什么,该怎么样又快又好的完成它。
最后等业主隔离人员来隔离需要检修的设备,确认该设备是有问题的设备准确无误后,隔离此设备。
2.在检修前,运行人员对所检修的电源进行确认,先断开支路电源,再断开干路电源。
先断空气断路器,再断隔离开关。
停电操作完成后,作业人员在可操作的部位悬挂禁止合闸的牌子,在牌子上应注明班组、检修负责人、检修时间内容和联系方式,安全员负责监督整个过程,发现有任何安全隐患立即让施工班组停下来,整改完毕后方可让其施工,只有在安全员签完字后,真正的检修工作才开始。
四.落实安全防护措施:检修负责人和执行人需正确佩戴齐劳保用品,可根据现场情况进行安全保护措施的实施。
发电机组操作规程范本
发电机组操作规程范本一、引言本操作规程适用于所有发电机组的运行操作,旨在确保发电机组的安全稳定运行,保护设备和人员安全。
二、操作人员资质要求1. 发电机组操作人员应经过专业培训,持有相关的操作证书;2. 操作人员应掌握发电机组的基本原理和相关设备的操作知识;3. 操作人员应熟悉发电机组的安全操作规程,严格遵守操作流程。
三、发电机组的启停操作1. 发电机组的启动(1)检查燃料油的供应是否正常,确保油箱中有足够的燃料;(2)检查电力系统的接地情况,确保接地良好;(3)检查发电机组的冷却水和润滑油的供应情况,确保正常;(4)按照操作手册的要求,按顺序启动发电机组的各个设备;(5)观察仪表的显示情况,确保各个参数均在正常范围内;(6)启动发电机组主机,并逐步调整至正常工作状态。
2. 发电机组的停机(1)按照操作手册的要求,逐步减少负荷;(2)停止燃料供应,等待燃油消耗完毕;(3)停止发电机组的主机运转,逐步停机;(4)关闭发电机组的所有设备,并确保所有开关处于关闭位置;(5)随机检查发电机组的各个设备是否完好。
四、发电机组的平稳运行1. 发电机组的负荷调整(1)按照操作手册的要求,逐步调整发电机组的负荷;(2)观察仪表的显示情况,并记录相关参数;(3)根据负荷需求,适时调整发电机组的运行状态,确保各项参数稳定在正常范围内。
2. 发电机组的维护保养(1)定期检查发电机组的冷却水、润滑油、燃油等的供应情况,确保正常;(2)定期清洗发电机组的滤网,防止堵塞影响散热;(3)定期检查发电机组的电缆和连接器,确保连接良好;(4)定期检查发电机组的地线,确保良好接地。
五、发电机组的故障处理1. 发电机组的常见故障处理(1)发电机组运行中出现异常噪音时,立刻停机检查故障原因;(2)发电机组的电压波动过大时,检查电压调节器;(3)发电机组的冷却水温度过高时,检查冷却系统;(4)发电机组的油压过低时,检查润滑系统。
2. 发电机组的应急处理(1)发电机组运行中出现火灾时,立刻切断电源并使用灭火器扑灭;(2)发电机组出现漏电,立刻切断电源并进行绝缘处理;(3)发电机组运行中出现重大故障时,立刻紧急停机并报告上级领导。
第2章 技术规格书
二次侧是汽水混合物,它们都工作在饱和曲线上。
(2)主回路的运行温度上限线。从核安全角度上考虑,为
防止偏离泡核沸腾,除稳压器外一回路不应出现沸腾现象。另 外也要避免主泵运转时泵吸入口局部汽化,造成主泵叶片的汽 蚀。故限制一回路冷却剂平均温度应比运行压力所对应的饱和 温度低50℃,即 tav<tsat-50℃
运行限值和条件根据其性质可分为:安全限值、 安全系统整定值、正常运行的限值和条件及监督 要求。
这些条件是一个逻辑体系,彼此密切相关,其中安全 限值表明了安全条件的最大限度。
例:燃料包壳温度的变化,被检测参数为冷却剂温度。 受监测的冷却剂温度达到安全系统整定值时,安全系统的动作 可防止燃料包壳温度达到安全限值。如果超过此限值,大量的放射 性反应堆冷却剂系统压力不 得超过18.9MPa(对于ShearonHarris Unitl)。 · 适用范围:模式1、2、3、4、5。
措施:①对模式1、2:无论何时,只要反应堆冷却剂系统压力超 过18.9MPa,则核电厂应在1h内使反应堆冷却剂系统压力处于限值内的 热备用模式;②对模式3、4、5:无论何时,只要反应堆冷却剂系统压 力超过18.9MPa,则核电厂应在5min内将反应堆冷却剂系统压力降至其 限值之内,并遵循相应技术规范的要求。
(1)反应堆功率运行模式(RP)。本运行模式包括具有
如下特性的反应堆工况:
1)一回路满水,稳压器双相状态; 2)一回路冷却剂平均温度介于291.4±32℃和310℃ 之间; 3)一回路系统压力调节至15.5±O.1MPa; 4)余热排出系统与一回路系统间处于隔离状态; 5)反应堆临界或处于逼近临界阶段; 6)慢化剂的温度系数必须是负数(例外情况,在堆芯重 新装料后的首次临界而进行的零功率物理试验时,慢化剂 的温度系数可以是正数)。
供配电运行安全操作规程范文
供配电运行安全操作规程范文一、总则本规程根据国家相关的法律法规和规范性文件,结合我公司的实际情况,制定了供配电运行安全操作规程。
规程的目的是确保供配电运行安全,保障运行人员的人身安全和设备设施的正常运行。
所有涉及供配电运行安全的人员都须遵守本规程。
二、运行人员的基本要求1. 运行人员必须熟悉本规程,并经过相关的培训合格方可上岗。
2. 运行人员必须具备相应的电力知识和技能,能够熟练操作相关设备和仪器。
3. 运行人员必须服从上级的指挥和调度,严格执行工作流程和安全操作规程。
三、供配电设备的安全操作1. 进入供配电设备区域前,必须穿戴好个人防护用品,包括耐压手套、绝缘鞋、安全帽等。
2. 检查供配电设备的接地情况,确保接地良好。
3. 在进行设备操作前,应先切断相关的电源和控制电源,并确保设备处于安全状态。
4. 在操作高压开关时,必须先将电源切断,然后进行喷洒绝缘液。
5. 操作人员必须对设备进行定期的巡视和维护,发现问题及时报告并进行修复。
6. 禁止在设备上乱拉乱拉电线,禁止私拉乱接电源。
四、事故应急处理1. 发生供配电事故时,操作人员必须立即切断电源,以防止事故扩大。
2. 在处理事故时,必须佩戴好个人防护用品,并按照应急预案的要求进行处理。
3. 在处理供配电事故时,应当与其他相关部门进行紧密配合,共同应对事故。
4. 事故处理完毕后,必须对设备进行检修和检验,确保其安全可靠。
五、日常维护和管理1. 运行人员必须按照操作规程的要求进行日常维护和管理工作。
2. 定期对供配电设备进行巡视和检修,发现问题及时报告并进行处理。
3. 对供配电设备进行定期的维护保养,确保其正常运行。
4. 操作人员必须做好巡视记录,并将记录上报相关部门。
5. 对供配电设备进行定期的检验和试验工作,确保其安全可靠。
六、责任追究1. 对于违反本规程的操作人员,将按照公司有关的规定进行相应的处罚。
2. 对于因操作人员的违规操作造成的事故,将按照公司的相关规定进行责任追究。
某公司运行核电厂生产事故调查规程
运行核电厂生产事故调查规程中国核工业集团公司运行核电厂生产事故调查规程目录1 总则2 事故(事件)2.1 事故分类2.2事故等级表2.3事故归属3 事故调查3.1前期工作3.2事故调查组3.3调查程序4.事故报告4.1 即时报告4.2 事故调查报告4.3 报告期限5.附则附件1: 国际核事件分级表附件2: 辐射事故分级表1 总则1.1 为贯彻"安全第一,预防为主"的方针,通过对核事故(事件)、辐射事故、人员伤亡事故、火灾和设备损坏事故的调查分析和统计,总结经验教训,研究事故规律,采取预防措施,减少事故发生,特制定本规程。
1.2本规程适用于中国核工业集团公司(以下简称集团公司)所管理的核电厂安全生产事故的调查。
1.3事故调查处理应当按照实事求是、尊重科学的原则,及时、准确地查清事故原因,查明事故性质和责任,总结事故教训,提出整改措施,并对事故责任者提出处理意见。
1.4事故报告要及时、准确、完整;事故分析应与设备可靠性分析相结合,全面评价安全水平。
1.5任何单位和个人不得阻扰和干涉事故调查处理工作,对违反本规程、隐瞒事故或阻碍事故调查的行为有权越级反映。
1.6本规程用于集团公司内部安全管理,其事故定义、调查程序和考核项目不作为处理和判定民事责任的依据。
1.7 核电厂应根据本规程的要求,制定相应的安全生产事故调查程序。
2 事故(事件)2.1 事故分类:2.1.1核事故(件):指符合IAEA国际核事故(件)INES分级表(见附件1)中2级及以上的事故(件);或集团公司和核电厂根据事件的性质及其后果确定为对安全、经济有影响的重大事件,可能引起各级领导和公众普遍关注的事件。
2.1.2辐射事故:指符合卫生部《放射事故管理规定》中1级及以上辐射事故的事故;详见附件2“辐射事故分级表”1995年卫生部发文。
2.1.3人员伤亡事故:指核电厂职工在从事与生产有关工作过程中发生的人身伤亡(含生产性急性中毒造成的伤亡)事故,且一次死亡1人或重伤3人以上的事故。
电厂设备安全操作规程范本
电厂设备安全操作规程范本
《电厂设备安全操作规程范本》
第一条为了保障电厂设备的安全运行,遵守国家有关法律法规和安全操作规程,制定本规程。
第二条本规程适用于电厂所有相关设备的操作、维护和检修工作人员。
第三条操作、维护和检修工作人员必须经过专业培训和考核合格方可上岗。
第四条在进行操作、维护和检修工作前,必须对相关设备进行安全检查,发现问题及时报告并进行处理。
第五条严禁未经许可或未经培训的人员擅自操作或接触设备。
第六条在操作设备时,必须穿戴好相应的防护装备,并且严禁穿拖鞋、高跟鞋等不符合安全要求的服饰。
第七条严禁在设备运行中饮酒、吸烟或玩手机等与工作无关的行为。
第八条设备维护和检修时,必须按照相关程序和安全规程进行操作,严禁尝试未经验证的操作方法。
第九条发生事故或异常情况时,必须立即停止操作并报告相
关领导和维护人员,不得私自处理。
第十条对于电厂设备的安全操作规程,操作、维护和检修人员应当严格执行,不得有违反规定的行为。
第十一条对于违反规程的行为,将给予相应的处罚并追究相应责任。
复制撤销
经验丰富的电厂操作、维护和检修人员可以根据实际工作情况进行相应的修改和补充,以保证电厂设备的安全运行。
核电厂运行安全规定-国家核安全局令第1号
核电厂运行安全规定正文:---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 核电厂运行安全规定(国家核安全局1991年7月27日发布国家核安全局令第1号)本规定自1991年7月27日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1核电厂的安全运行是以核电厂的选址、设计、建造、调试、运行和管理均符合核安全要求为前提的,本规定的内容只涉及核电厂的管理、调试、运行和退役等方面的安全问题。
1.2本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的运行提出了必须满足的基本要求。
本规定的目的是要保证在核电厂运行过程中不使公众和厂区人员受到过量的辐射危害。
1.3附录I所列安全导则是对本规定的说明和补充。
2 核电厂营运单位、主管部门和国家核安全部门2.1核电厂营运单位对核电厂的安全运行负有全面的责任。
2.2核电厂主管部门对核电厂的安全运行负有领导责任。
2.3核电厂的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。
2.4为保证核电厂的安全运行,国家核安全部门、主管部门和核电厂营运单位必须严格履行各自的职责并相互理解和相互尊重。
2.5核电厂营运单位必须按照有关规定向国家核安全部门递交(或供其随时调用)下列文件和资料:(1)质量保证大纲(见第14章);(2)运行限值和条件(见第3章);(3)有关偏离运行限值和条件的报告(见3.12条);(4)调试大纲和调试阶段审查报告(见4.2条);(5)核电厂营运单位的组织机构说明(见第5章);(6)调试试验结果(见4.3条);(7)人员的培训、资格审查和再培训大纲(见第6章);(8)运行规程(见第7章);(9)定期维修、试验、检验和检查大纲(见8.1条);(10)维修、试验、检验和检查记录(见8.8条);(11)装料、换料计划和燃料性能记录(见第9章);(12)修改程序(见10.4条);(13)对修改方案的审查意见和决定及其记录(见10.4条);(14)安全重要项目的修改方案及其实施情况(见10.2条);(15)辐射防护大纲和人员受照射量记录(见第ll章);(16)废物管理大纲和有关文件(见12.3条);(17)排出流排放限值,以及监测和控制排放的方法和规程(见12.2条);(18)核电厂营运单位的应急计划(见第13章);(19)保卫措施说明(见第15章);(20)与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录(见第16和17章);(21)退役大纲(见第18章);(22)核安全部门所要求的其他资料。
核电厂应急运行规程与严重事故管理指南接口分析
3 E OP与 S A M G 接 口分 析
3 . 1 E OP与 S A MG 接 口的表 征
由图 1可 知 ,核 电 厂 由 E O P转 入 S A MG 的 接 口是堆 芯 损坏 ,但堆 芯燃 料 和 包壳 的 温 度无 法 直 接
堆芯损坏 作为 E O P与 S A M G的接 口,所 选参
数应 满 足 以下 条件 :
的事故工况 。在预 防 阶段 ,虽然 E O P同时涵盖设
1 4
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安 全 审评 — —
2 0 1 3 # - 第 1 期
No . 1 .2 0 1 3
蓦 譬 垂 善 垂 蓦 ㈠ 薹重 萋
决 的 问题 。本 文详 细分析 了 E O P与 S A MG 的接 口准 则 和 影 响 因素 ,并 结 合 国 内核 电厂 S A MG研
制现 状 ,对 E O P与 S A MG接 口方案 进 行 了分 析 和 建 议 ,可 为 其 他核 电厂 S A MG的 研 制 工 作 提 供
参考。
( 4)必 须 能 在 恰 当 时 机 进 入 S A MG ( 若 进 入 S A MG过 早 ,堆芯 仍 有 可 能 恢 复 ,使 电厂 遭 受 重 大
作 为入 口条 件 ,但 温 度 的选 取 范 围 和方 式有 较 大 区
别 。S A MG入 口条 件 的 主要 影 响 因 素有 :选 取 的堆 芯 物 理状 态 、E O P与 S AMG的构 成 和 范 围 、裕 量 选
取 以及 测 量 仪表 的限 制 等 。
核电厂运行规程标准化开发的研究
核电厂运行规程标准化开发的研究施锦;薛山虎【摘要】While operating procedures documentations are complex and are very important to safe opera⁃tion of nuclear power plants, the development of operating procedures standardizations are required toen⁃sure the correctness and standardization of procedures� Based on the framework analysis of operating pro⁃cedures for CAP series advanced passive plants, the functional requirements of procedures standardization development are analyzed� Through programming and code implementation, some tools for procedures standardized development are designed and established, as well as a software platform� The operating pro⁃cedures developers are able to establish standardized operating procedures through the platform� Meanwhile the important technical contents are informationized� The specific practices show that this platform sup⁃ports operating procedure standardization efficiently, and meets the regulatory requirements for operating limits and conditions� It also benefits the human errors reduction for operators from the start of operating procedures design, which is meaningful to enhance the operational safety of nuclear power plants.%由于运行规程文件体系的复杂性、运行规程对核电厂安全运行的重要性,为了充分保证运行规程的正确性和规范性,实现核电厂运行规程的标准化开发是十分必要的。
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
核电厂安全运行规程
核电厂安全运行规程核电厂是一种重要的能源供应装置,为了保障核电厂的安全运行,必须建立科学合理的安全规程和标准。
本文将从核电厂运行的各个环节入手,介绍核电厂安全运行的规程和标准,以确保核电厂的运行安全和人民的生命财产安全。
一、核电厂建设规程1. 设计规程核电厂建设必须按照国家核安全法规的要求进行设计,包括安全基准、事故设计基准、辐射防护设计基准等。
设计过程中必须充分考虑安全性、可维护性和可操作性等因素,确保核电厂在设计阶段就具备良好的安全性能。
2. 施工规程核电厂的施工必须按照规范进行,包括工艺流程、工程质量、设备选用等方面的规程。
施工过程中需要严格控制质量,确保核电厂各部分的安全性能和可靠性。
二、核电厂运行规程1. 操作规程核电厂的运行必须遵循严格的操作规程,包括各种运行模式和操作控制策略的规定。
操作人员必须熟练掌握核电厂的操作要点、注意事项和应急处理措施等,确保核电厂的运行安全和稳定性。
2. 检修维护规程核电厂的设备和系统必须进行定期的检修和维护,以确保其性能和安全性。
检修维护规程需要明确各项设备和系统的检修维护周期、方法和要求,并建立相应的记录和档案,以保持设备和系统的良好状态。
三、核电厂安全规程1. 辐射防护规程核电厂的辐射防护必须符合国家的辐射防护法规和标准。
辐射防护规程包括辐射监测和辐射工作人员的个人防护等,确保核电厂的辐射水平符合国家和国际的安全标准。
2. 应急处理规程核电厂应当制定应急处理规程,包括各种事故和突发事件的应急处理措施、人员组织和调度等。
应急处理规程需要明确各级应急响应和应急预案,以确保核电厂在突发情况下能够迅速、有效地进行应对和处置。
3. 安全教育培训规程核电厂应当建立健全的安全教育培训系统,包括新进人员的安全培训、定期的安全知识培训和技能提升培训等。
安全教育培训规程需要明确培训内容、方式和周期,确保核电厂的运营人员具备必要的安全知识和技能。
四、核电厂管理标准1. 质量管理标准核电厂的管理必须建立健全的质量管理体系,包括各项文件和记录的编制、审查和审核等。
HAD103-01-2004核动力厂运行限值和条件及运行规程
核安全导则HAD 103/01核动力厂运行限值和条件及运行规程国家核安全局北京2ΟΟ4目录1.引言 (1)2.运行限值和条件的概念及其制定 (1)3.安全限值 (3)4.安全系统整定值 (4)5.正常运行限值和条件 (5)6.监督要求 (6)7.运行规程 (6)8.运行规程的制定 (9)9.运行限值和条件及运行规程的遵循 (9)附件Ⅰ正常运行限值和条件的选择 (12)附件II 运行规程的编制(概要) (18)附录A 本导则使用的某些术语解释的实例 (20)名词解释 (23)1.引言1.1目的1.1.1《核动力厂运行安全规定》(以下简称《规定》)已对核动力厂的运行限值和条件及运行规程作出了原则的规定,本导则是对《规定》有关条款的说明和补充,其目的是为制定和贯彻执行核动力厂运行限值和条件及运行规程提供指导。
1.2范围1.2.1本安全导则包括运行限值和条件的概念,适用于陆上固定式各种热中子堆核动力厂的运行限值和条件的具体内容,以及营运单位制定、修改、遵守运行限值和条件及编写文件的责任。
本安全导则还包括运行规程,用以支持执行并保证遵守运行限值和条件。
1.3总的要求1.3.1为保证核动力厂安全运行,营运单位必须制定一组反映核动力厂最终设计和随后修改的运行限值和条件(包括对设备和人员要求),并在核动力厂运行开始前报国家核安全监管部门批准。
1.3.2“运行限值和条件必须作为营运单位运行核动力厂的一个重要依据。
对运行负有直接责任的运行人员必须熟练掌握运行限值和条件,并保证遵守。
”(《规定》)1.3.3核动力厂的运行必须遵守国家核安全监管部门批准的运行限值和条件,并通过制定和实施运行规程来实现。
核动力厂的运行规程必须与运行限值和条件相一致,并保证运行限值和条件的贯彻执行。
2.运行限值和条件的概念及其制定2.1运行限值和条件的概念2.1.1《规定》要求必须制定运行限值和条件,以保证核动力厂根据设计运行。
为此,在编制核动力厂安全分析报告时应明确规定必须满足的运行限值和条件,以便:⑴防止发生可能导致事故工况的状态;⑵如果发生事故工况,则要减轻其后果。
压水堆核电厂安全运行规程体系
简称EOP
以症状导向的安全状态逼近法事故规程,
简称SOP
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
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EOP最早使用,目前还用得比较广泛。对单一原因 造成的故障及事故,只要原因找对,非常有效。但 当原因判断错误时,核安全就没有保证。现今事故 的发生往往不是单一因素,如果核电厂得的是并发 症,判断往往不准确。现在正在研究推行以症状导 向的安全状态逼近法的SOP来决策。这项工作正在 广核岭东核电厂上同EDF合作攻关。
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
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系统故障运行规程
这类规程用以处理发生于整个基本系统故障, 它除了给出报警卡相同的内容外,还描述了运 行人员所需执行的紧急操作和后续操作,同时 还描述了将受故障影响的各系统置于某一安全 状态所需的全部操作。
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
12
事故规程
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规程体系
运行规程是核电厂运行的各种工况下运行人
员进行操作控制的依据。
运行规程包括四大类:
正常运行规程
故障运行规程
事故规程
行政管理规程
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核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
正常运行规程:
a) 总运行规程(G规程)
b) 系统运行规程
c) 换料大修运行规程(outage)
d) 状态检查点规程
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
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在看规程中要学会几个最基本的词语,每个词语都有特定的含义 。 如: 确认(to confirm)指重复手动指令确保设备在要求状态 检查(to check)观察期望的参数或工况,如不适)) 稳定(to stabilize)操作执行机构将参数设在接近规程指示 的数值。 维持(to maintain)操作执行机构限制参数在一定范围内变化 可用的(be operable)能够没有延时地执行赋予它的功能 不可用的(be inoperable)不能够没有延时地执行赋予它的功 能 在线(to line-up)将回路或其中的一段按照检查单或流程 图要求进行配置
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5.4通知化学人员从KBE10/50系统取样分析水质,确认其水化学工况参数满足对一回路冷却剂的要求(硼浓度除外)
5.5机组值长同意开始对KBE系统过滤器进行硼饱和。
5.6开始搅匀稳压器和一回路的硼浓度:
1)切断一回路压力子环控制程序JEF10EE001
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04-6-14
高顺龙
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生效日期/Effective Date:
审查周期/
Next review date
1年
One year
原件保存
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10)进行任何可能意外改变堆芯反应性的操作。
2.13、如果使在换料、事故保护动作、停堆超过10昼夜后的启动,则反应堆进入临界后,检查所有控制棒与驱动杆的连接是否完好。在其余情况下,只检查控制棒与驱动杆的连接被拆除过的或更换过控制棒的组件。检查过程中保持以下参数稳定:
1)反应堆冷却剂硼酸浓度;
2)一回路平均温度;
田湾核电站
TianWan Nuclear
Power Plant
运行规程
机组从热态到最小可监测功率水平
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1 G2版次(Rev.):A0附件数(Appendices):
编写Writing
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审查Reviewing
批准Approval
日期
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签字
2.3反应堆堆芯达到临界的操作应按机组值长的指令完成。机组值长应不间断的检查反应堆进入最低可监测功率水平时堆操的操作。
2.4在提棒或稀释达临界时要注意随时都可能会达临界。
2.5控制棒不按规定顺序提升时,禁止反应堆临界。
2.6提升控制棒时禁止:
1)降低一回路硼酸浓度;
2)可能降低一回路硼浓度或降低一回路冷却剂温度的操作。
2.11作为自动监测的补充,每间隔30分钟不少于一次手动取样化验一回路冷却剂的硼浓度。
2.12反应堆达临界过程中在启动区间,禁止:
1)进行可能导致一回路冷却剂温度和密度变化的操作(如:同时打开所有稳压器喷淋阀,突然增加一回路下泄流量);
2)在控制保护系统、中子通量测量装置中实施任何维修工作(必须进行这些工作时应该停止水交换,将一回路硼酸浓度增加到停堆浓度);
在后备盘上1~10组棒位显示为绿色┗┛;
在棒位监视计算机显示器上所有控制棒棒位显示2%(4cm)
3.3确认KPL1、KPL2、KPL3已投运
3.4确认KBB系统可用,两个KBB水箱的总只有容积不小于500m³,可以接收排放的一回路冷却剂。
KBB11CL901=
KBB12CL901=
3.5确认KBC系统可用,水箱水质符合要求,两个KBB水箱的总储水容积不小于500m³:
6.2按LYG-1-JDOP-61-KBC10S00-PC-0901-H,将KBC1系统投运,准备向KBA泵入口供水。
6.3确认KBB系统在线完毕,准备好接收一回路过剩的冷却剂,同时:
KBA10EE001投入
KBB10EE001投入
KBB10AA201投入
6.4将KBA10DU001置于流量F控制工况(1),在流量控制工况下选择流量逐渐增加的方式2,将流量定值设为7~8.3kg/s。
2)启动所有稳压器的管式电加热器。
3)检查一回路压力调节器JEF10DU02处在自动,开启稳压器喷淋阀,保持一回路压力在15.70.3 MPa。
5.7按LYG-1-JDOP-61-KBE10R00-PC-0908-H投运KBE10。
5.8用定值器KBE10DF001设定通过KBE10的流量不大与11kg/s。
KBA00EJ101
JEF00EJ101
KBE10EJ101
5.硼饱和KBE系统过滤器
操作/核对
标志/位置
说明
5.11按LYG-1-JDOP-61-KBE50R00-PC-0906-H将КВЕ50АТ001投运。
5.12通知化学人员每隔30分钟化验反应堆压力容器、稳压器、КВЕ50АТ001前后硼酸浓度。
KLA30EJ101
DMA00EJ101
JKS02GK501/502
通知仪控室处理
不大于1000С
温度一致
“operation mode GICS”在2位置(mannual control),
4.提控制棒到工作位置
操作/核对
标志/位置
说明
4.13提升第十组控制棒到堆芯50-60%的高度,每步不大于5%(提棒时间不超过10秒),每步之间时间间隔不小于60秒。提升控制棒组时检查:
4.2确认中子通量测量装置АКНП的显示器和后备盘上功率、反应堆周期和反应性的显示:
正常
不正常
4.3确认四个通道反应堆保护功能定值均为:
SR:5
WR-2:008
4.4确认“功率自动调节器APC”的开关在“断开”位置。
4.5确认控制棒通风冷却系统KLA30系统已投运
4.6检查上部组件出口空气温度KLA30CT909
3.23运行计划中有反应堆临界的安排。
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CWH01
CWA02GK501
KBB00EJ101
KBC10EJ101
LBA00EJ101
LBA00EJ101
LAH00EJ101
在主控室中,所有操作都由控制室操纵员完成。
在现场,所有操作都在控制室操纵员或副值长负责下由现场操纵员完成。
所有6KV的操作都由副值长或值长完成。
2.规范与建议
2.1停堆后大于三昼夜,在电站值长和第一副经理或机组值长的指导下,在安工的监督下进行反应堆启动。
2.2反应堆事故停堆后在查明和消除事故停堆原因后才允许进入最小可监测功率水平。
3.1Байду номын сангаас除氧器LAA10BB001加热到额定压力,水位正常。
LAA10CP901=
LAA10CL901=
3.12确认汽轮机组润滑系统MVJ在运行
3.13确认汽轮机组顶轴油系统MVL在运行,汽机盘车在工作。
3.14确认密封油系统MKW在运行
3.15确认发电机定子水冷系统MKF在运行
3.16确认汽机旁排系统的液压控制回路试验完成
1)中子通量、反应性和反应堆周期;
2)同一组控制棒中不同棒束同步移动中子通量、反应性和反应堆周期、同一组控制棒中不同棒束的同步移动。
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5.硼饱和KBE系统过滤器
操作/核对
标志/位置
说明
5.1通知化学人员从反应堆压力容器、稳压器、КВA取样分析硼浓度和水质
5.2确认一回路硼表工作正常,并将硼表读数同反应堆压力容器、稳压器、КВA系统硼浓度手动取样分析结果相比较。确认硼表读数正确
分发Distribution
运行处(OP0)
质量级别Quality:QSR[√] QR[ ] NQR[ ]
密级Accessibility:
秘密Confidential[ ]限制Restricted[√]无密级Free[ ]
存档IMC:
修改跟踪页
版次
修改原因
日期
修改页
1参考文件,适用范围,授权
1.1参考文件
2.10下列条件满足后才允许开始换水:
1)稳压器有蒸汽垫;
2)一回路温度不低于260°C;
3)堆芯上部压力不小于15.7 MPa;
4)除调节棒组外,所有控制棒处都在上部终端开关;
5)调节棒组在50-60%高度;
6)蓄压箱接入一回路;
7)安全系统在备用工况;
8)不少于两台(所有)主泵运行;
9)计算表明,最小可监测功率水平下的反应性温度系数为负。
5.9通知化学人员每隔30分钟化验反应堆压力容器、稳压器、КВЕ10АТ002前后硼酸浓度。
5.10确认反应堆压力容器、稳压器、КВЕ10АТ002前后硼酸浓度相同,过滤器КВЕ10АТ002硼饱和。
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KUL01EJ101
KBA00EJ101
3)同时进行从堆芯提出控制棒、降低一回路冷却剂硼浓度和冷却剂温度超出260-2800C范围;
4)启动或停运主泵泵组;
5)在启动区间,从一回路换硼冷却剂流量比补偿不稳定氙中毒所必须的流量大10 t/h以上;
6)快速降低蒸汽发生器压力;
7)蒸汽发生器大流量充水;
8)突然增加或减少蒸汽发生器蒸汽流量;
9)在启动区间投运KBE系统过滤器;
2.7如果在提控制棒或降低一回路硼浓度时,观察到中子通量测量装置任一个通道中显示的中子功率变化或反应堆周期小于60秒时,必须停止操作等到中子通量显示稳定,反应堆周期等于。
2.8当失去控制棒棒位显示时,必须停止提棒,查明原因,排除故障,再继续提升控制保护系统调节机构棒组。
2.9控制棒移动逻辑顺序偏离时,禁止反应堆进入最低可监测功率水平。
5.13压力容器、稳压器、КВЕ50АТ001前、后硼酸浓度均衡时,切除一列,保留KBE10或KBE50运行。