压水堆核电厂标准体系建设规划【模板】

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2 压水堆核电站的厂房布置及安全

2 压水堆核电站的厂房布置及安全

第二章水水压力容器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机凝汽器输配电基本参数:一回路:压力154 bar ,高压水;二回路:压力~55bar ,饱和蒸汽。

蒸汽第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂与主泵之间。

第二章压水堆核电厂第二章第二章占地面积小;使用于远离水源或者水源不足的电厂;冷却塔造价高。

第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂收水器(冷却塔内部)波型收水器,收水效果极佳,能最大限度地回收空气的水滴,减少对环境的影响。

用PP支架和PVC挤拉成型制造工艺,具有收水率高(可按用户要求配置)、气流阻力小、阻燃性好、且强度高、刚度好、抗腐蚀、安装维护方便、使用寿命长(>20年)等优点。

第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂⏹⏹⏹核电站选址第二章压水堆核电厂L形布置第二章压水堆核电厂安全壳汽机厂房燃料厂房核辅助厂房第二章压水堆核电厂安全壳内纵剖面图☐圆筒形的反应堆一次屏蔽墙,既在反应堆压力容器周围形成生物屏蔽,也为反应堆压力容器提供支承。

该一次屏蔽墙与安全壳大致是同心的。

☐壳内设有一回路隔墙,为反应堆冷却剂系统提供屏蔽,可支撑和隔离主系统设备。

☐在反应堆压力容器上方还单独设置了飞射物屏蔽,以包容与控制棒传动机构相关的飞射物。

☐位于反应堆压力容器之下有疏水地坑,它收集安全壳内所有正常的泄漏水。

另一个地坑是应急堆芯冷却系统地坑,它位于安全壳底层地面,可在一回路隔室墙之内或之外。

第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂。

《压水堆核电厂完》课件

《压水堆核电厂完》课件

将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能,驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水, 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动,带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核,同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置,用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电,具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施,确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少, 且经过严格处理,对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质,保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成,实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料,确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ,确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划,包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等,以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测,确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备,如防护服、 手套、鞋等,以减少辐

国家能源局关于印发《中国先进压水堆核电标准体系项目表(2023年版)》的通知

国家能源局关于印发《中国先进压水堆核电标准体系项目表(2023年版)》的通知

国家能源局关于印发《中国先进压水堆核电标准体系项目表(2023年版)》的通知
文章属性
•【制定机关】国家能源局
•【公布日期】2023.12.15
•【文号】国能发科技〔2023〕84号
•【施行日期】2023.12.15
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】电力及电力工业
正文
国家能源局关于印发《中国先进压水堆核电标准体系项目表
(2023年版)》的通知
国能发科技〔2023〕84号各有关单位:
为深入贯彻“四个革命、一个合作”能源安全新战略,落实《国家标准化发展纲要》《国务院办公厅关于加强核电标准化工作的指导意见》等文件要求,充分发挥核电标准的规范引领作用,在前期工作的基础上,我局组织编制了《中国先进压水堆核电标准体系项目表(2023年版)》,现正式印发。

请各单位根据上述文件,积极开展核电标准的研究及制修订工作,以高质量标准体系建设支撑核电产业安全、可持续发展。

国家能源局
2023年12月15日。

第三章压水堆核电厂

第三章压水堆核电厂
5
大亚湾核电厂简介
6
3.1 压水堆堆芯(reactor core)
堆芯设计满足的一般要求: 1 堆芯功率分布尽量均匀,以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料,提高中子经济
性 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命,适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑,换料要简易方便。
相应措施:严格限制铜和磷这两 种元素的含量,添加少量铝、 钒、铬,铂、镍等元素,尽 量减少钢的辐照损伤:热屏。
53
运行限制
压力温度运行限制曲线: 限制因素: 压力容器的强度,主泵的限制:汽蚀等,低
压蒸发等。
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压力容器结构
筒体组合件
法兰环 接管段 筒身 冷却剂进、出口接管
顶盖组合件 底封头 法兰密封件
1 堆内构件 名称 作用
2 控制棒驱动机构 结构 工作原理 提升 下降 停堆
3 反应堆压力容器 结构 作用 选材 运行限制
4 堆内测量支承结构 温度测量 中子通量测量
5 安全壳 作用 三个系统
59
作用: 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好 5 便于加工制造,成本低
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压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢,与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
低合金钢及其焊缝在快中子积分 通量大于1018cm2后脆性转变 温度明显升高。
55
压力容器支承结构
56
堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
目的:绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道
布置:

中国先进压水堆核电标准体系项目表

中国先进压水堆核电标准体系项目表

我国先进压水堆核电标准体系项目表一、概述我国作为世界上人口最多的国家之一,面临着巨大的能源需求压力。

为了满足国家的能源需求,并保护环境,我国政府一直在大力推进清洁能源的发展。

核能作为清洁能源之一,得到了政府的高度重视。

在核能领域,我国积极引进国外先进技术,并不断提升自身的技术实力。

我国先进压水堆核电标准体系项目就是其中的一个重要项目。

二、项目的发展历程我国先进压水堆核电标准体系项目,始于2010年。

当时,我国政府决定引进先进压水堆核电技术,并且在技术引进的基础上,逐步形成适合我国国情的标准体系。

项目的发展历程大致可以划分为以下几个阶段:1. 技术引进阶段:在项目初期,我国政府与国外知名的核电公司进行了深度合作,引进了先进的压水堆核电技术,并进行了技术验证和适应性分析。

2. 标准制定阶段:在技术引进取得初步成果后,我国专家团队对引进技术进行了深入研究,并结合我国国情,逐步制定了适合我国的核电标准体系。

3. 标准实施阶段:目前,我国先进压水堆核电标准体系已经得到了政府部门的批准和认可,开始在一些先进压水堆核电站的建设中得到应用,并取得了良好的效果。

三、项目的主要内容我国先进压水堆核电标准体系项目主要包括以下几个方面的内容:1. 设计标准:针对不同型号的先进压水堆核电站,制定了相应的设计标准,涵盖了核反应堆、辅助系统、安全系统等方面的要求和规定。

2. 施工标准:规定了核电站的施工过程中所需要遵守的规章制度,涵盖了施工工艺、施工质量管理、施工安全等方面的内容。

3. 运行标准:对核电站的运行过程进行了全面规定,包括了运行参数、事故应急预案、日常运行维护等方面的要求。

4. 安全标准:作为核电标准体系的重要组成部分,安全标准对核电站的安全保障措施进行了详细的规定和要求,确保核电站的安全运行。

四、项目的意义和影响我国先进压水堆核电标准体系项目的实施,对我国核能领域的发展具有重要的意义和深远的影响:1. 推动技术创新:通过制定标准体系,激发了国内企业在核电领域的技术创新热情,加速了我国核电技术的自主研发和成熟。

AP1000压水堆核电厂建设阶段技术标准体系框架

AP1000压水堆核电厂建设阶段技术标准体系框架

2010年9月8日星期三
7--7-
研究工作的开展步骤
建 议 编写委员会确定具备编写条件的章节
各单位明确分工职责
成立编写小组
编写委员会审查编写稿
专家审评定稿
2010年9月8日星期三
8--8-
AP1000压水堆核电厂建造规范的 AP1000压水堆核电厂建造规范的 初步构想
AP1000型压水堆核电厂 案例 建造规范
系 房 和 房 间 号

管 道 和 仪 表 流 程 图
设 备 清 单 清 单 表 仪
控 制
的 模 块 清 单 涉 及
接 口 清 单 顺 序 装 统 安
系 相 关 文 件 清 单
系 统 调 试 验 收 准 则
--------1111-
2010年9月8日星期三
AP1000压水堆核电厂建造规范的 AP1000压水堆核电厂建造规范的 初步构想(举例)
AP1000型压水堆核电厂 建造规范
厂房和构筑物
布 置 图 和 房 间 编 号
模 块 分 割 图
位 置 和 单 清 件
预 埋 图 和 配 筋 要 求 配 筋
混 凝 土 预 制 件 清 单 置 位 和 单 清 穿 件
贯 涉 及 的 模 块 清 单
接 口 清 单 顺 序 工 施
厂 房
和 图 纸 清 单 文 件

这一部分内容可与其他 阶段的规范共享 使 码 系
区 总 布 析 报 分
安 全
符 号 和 注 图 例
——
-1010-
2010年9月8日星期三
AP1000压水堆核电厂建造规范的 AP1000压水堆核电厂建造规范的 初步构想(举例)
AP1000型压水堆核电厂 建造规范 系统

压水堆核电站的组成及总布置

压水堆核电站的组成及总布置

压水堆核电站的组成及总布置(1)反应堆厂房–该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。

从结构上来讲,反应堆厂房由筏板基础,带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。

安全壳内径37m,屏蔽墙厚0.9m,总高59.4m,设计压力0.52Mpa (绝对压力)。

反应堆厂房内部结构布置如下:–·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。

–·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。

–·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间,放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地,压力容器也通过该层。

–·8.00m层为反应堆换料水池楼板层,堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层,进入安全壳的人员闸门也在此标高。

–·20.00m层为反应堆操作大厅,有设备闸门通入。

–·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。

M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。

–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。

反应堆在运行期间,一般人员不得进入;事故检修和停堆检修时,人员可经由空气闸门进入;设备闸门为安装大件设备时的进入通道,运行时封闭。

–以下简要对堆内构件进行补充说明。

(2)核辅助厂房–由1、2号机组共用,主要布置核辅助系统及设备,厂房面积74×46m,高22m。

布置(层高变化较大,仅介绍几个重要的层间)有如下系统和设备:–·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。

–·5.00~8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间,过滤器及除盐装置间,废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。

核电工程模板施工方案

核电工程模板施工方案

核电工程模板施工方案一、总则核电工程建设项目施工方案是依据核电工程项目建设管理具体要求,制定的项目施工组织与管理的综合性技术文件。

它是规范和指导核电工程项目施工组织、管理和实施的重要依据。

为了确保核电工程的高质量、高效率、安全施工,对施工组织与管理的要求明确,明确施工各方的责任和义务,特制定此核电工程模板施工方案。

二、施工组织1. 项目概况本项目是一座100万千瓦级压水堆核电站,总投资约80亿元,核电站由两台100万千瓦压水堆核电机组组成,总设计容量为200万千瓦。

项目总占地面积约500万平方米,其中核岛区域占地面积约80万平方米,建设期为5年。

2. 施工组织机构(1)建立项目管理机构,明确项目施工部门的领导者,建立项目办公室;(2)成立工程项目部,负责具体的项目施工管理,包括工程进度、质量、安全等工作的实施和管理;(3)设立施工现场管理部门,配备工程技术人员,负责具体的施工现场管理和技术支持;(4)建立施工总承包商安全部,负责协调各施工单位的安全生产工作;(5)成立质量监督部门,对施工过程进行质量监督。

三、施工准备工作1. 施工前准备(1)勘察设计文件,对施工图纸和技术文件进行审查;(2)组织项目人员参与施工的技术培训和安全培训;(3)安排建设用地清理和平整工作,为施工提供准备条件;(4)确定主要施工工程分段和进度计划;(5)购置施工所需设备、材料和施工机具。

2. 动土宣传在施工前期,对周边居民和相关部门进行动土宣传,说明施工项目的意义和影响,听取意见和建议。

四、施工方案1. 施工工序(1)开挖基坑(2)基础施工(3)主体结构施工(4)设备安装(5)敷设管线(6)装饰装修(7)地面工程(8)道路围墙建设(9)安全设施建设(10)绿化工程2. 施工方法(1)采用分段施工的方式,分段施工;(2)采用新技术新材料,提高施工效率和质量;(3)配备专业施工队伍,保证施工进度和质量;(4)根据施工进度调整施工工序和施工方法。

(压水堆核电厂)

(压水堆核电厂)

4 核电厂设备安全功能及分级
安全四级: • 核岛中不属于安全三级以上的,但要求按 照非核规范和标准中较高要求设计制造 • 两个不同安全级系统的接口,属于其中较 高的等级
4 核电厂设备安全功能及分级
4.3 抗震分级 • 抗震分为I、II类和非抗震类(NA) • 抗震I类:其损害会直接或间接造成事故的 工况,以及用来实施停堆或维持停堆状态 的构筑物、系统和设备 • 要求满足安全停堆地震(SSE;可能发生的 最大地震,通常取当地历史最大地震再加 上一个适当的安全裕量)载荷要求。
1 概述
配套设施(BOP) a.直接为生产服务的:如除盐水,压缩空气,辅助 锅炉等 b.保证设施:如在役检查,辐射监测,废物实验室, 环境监测,气象等 c.厂区设施:如保安,海工构筑物,消防,排水 d.服务设施:计算机系统(控制,模拟,应急,管理); 文档管理,通讯,培训中心与模拟机 大亚湾核电厂共有348个系统
4 核电厂设备安全功能及分级
安全二级: • 余排 • 安注 • 安喷 • 安全壳屏障用阀门、部件、监测系统等
4 核电厂设备安全功能及分级
安全三级: • 硼和水补给 • 辅助给水 • 设备冷却水 • 乏燃料池冷却系统 • 应急动力 • 空气和冷却剂净化 • 放射性废物储存和处理 • 为安全系统提供支持的设施
2 核电厂总体及厂房布置
2.2 总平面布置
1 区分脏净,脏区尽可能在下风口 2 满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交 叉 3 反应堆厂房为中心,核辅助厂房,燃料厂房设在同一 基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的 沉降差导致管线断裂 4 以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室 应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布 置,公用部分辅助厂房

中国先进压水堆核电标准体系项目表(2023年版)

中国先进压水堆核电标准体系项目表(2023年版)

一、前言我国是世界上拥有最多核电站的国家之一,核电站的建设和运行对我国的能源结构和可持续发展起着至关重要的作用。

作为核电的核心设施之一,压水堆核电站在我国的发展中具有重要的地位。

为了规范和推动我国先进压水堆核电的建设和运行,我国核电行业制定了《我国先进压水堆核电标准体系项目表》。

二、项目背景随着我国经济的快速发展,对能源的需求不断增加,传统的化石能源已经难以满足国家的发展需求,核能作为清洁、高效的能源形式备受关注。

我国自1991年开始商业运行核电站以来,核电技术一直在不断发展,其中,压水堆核电技术一直是我国核电的重要支柱。

为了进一步推动先进压水堆核电技术的应用,我国核电行业启动了《我国先进压水堆核电标准体系项目表》的制定工作。

三、标准体系项目表的内容和结构《我国先进压水堆核电标准体系项目表》包括以下几个方面的内容:1. 核电站设计标准2. 核设施建设标准3. 核设施运行标准4. 核安全标准5. 核辐射防护标准6. 核电站人员资质和管理标准7. 核燃料循环标准8. 核废物处理和处置标准四、标准的制定依据和流程《我国先进压水堆核电标准体系项目表》的制定依据包括:1. 国家相关法律法规2. 国家标准化委员会发布的标准运用指南3. 国际核能组织相关标准4. 其他国际标准和先进经验制定标准的流程可以分为以下几个步骤:1. 确定标准的立项2. 制定标准的任务分工和组织结构3. 调研和分析国内外相关标准和经验4. 制定标准的初稿5. 组织专家和相关部门进行评审和修改6. 公开征求意见和最终确定标准五、标准的要求和意义《我国先进压水堆核电标准体系项目表》在制定过程中,要求标准必须符合国家法律法规的要求,保证核电站的设计、建设、运行和安全符合国际先进水平,具有科学性、准确性和可操作性。

这一标准是我国核电行业为了提高压水堆核电站的安全性、经济性和可靠性而制定的,具有重要的意义。

1. 保障核电站的设计、建设、运行和安全符合国家法律法规的要求,保证核电站的安全运行。

压水堆核电厂土建设计和建造规则

压水堆核电厂土建设计和建造规则

压水堆核电厂土建设计和建造规则压水堆核电厂是目前世界上最常见的核电发电方式之一。

在压水堆核电厂的建设过程中,土建设计和建造规则起着至关重要的作用。

本文将从深度和广度的角度,对压水堆核电厂土建设计和建造规则进行全面评估,并为您提供有价值的文章。

1. 压水堆核电厂土建设计的深度评估(1) 土建设计的目标:压水堆核电厂的土建设计目标是确保核电厂的安全运行和长期稳定性。

土建设计需要考虑复杂的地质条件、建筑结构的强度和稳定性,以及防震、防洪等安全措施。

(2) 土建结构:压水堆核电厂的土建结构包括主厂房、辅助厂房、水处理厂房等。

主厂房是核反应堆的核心区域,需要具备较高的抗震和抗洪能力。

辅助厂房用于容纳辅助设备,水处理厂房用于处理冷却剂和废水。

(3) 土建材料:在土建设计中,选择合适的材料对核电厂的安全运行至关重要。

选择抗震能力强、耐腐蚀、耐高温的材料,以确保土建结构的稳定性和耐久性。

2. 压水堆核电厂土建建造规则的广度评估(1) 建造流程:压水堆核电厂的建造流程一般包括前期筹备、土建施工、设备安装和调试等阶段。

在每个阶段,都需要按照严格的规定和标准进行施工,确保工程质量和安全。

(2) 质量控制:土建建造过程中需要进行严格的质量控制,包括施工材料的验收、施工工艺的控制、工程质量的检查等。

在压水堆核电厂建造过程中,严格遵守质量控制规定,以确保土建结构的可靠性和稳定性。

(3) 安全保障:压水堆核电厂的建造过程中,需要充分考虑安全因素。

施工人员需要接受相关培训,遵守相关安全规定和操作规程。

通过合理的安全保障措施,有效避免事故的发生,保障人员的生命安全和工程的顺利进行。

总结与回顾:在压水堆核电厂土建设计和建造过程中,深度和广度的评估至关重要。

在土建设计方面,需要考虑地质条件、建筑结构和材料等因素,以确保核电厂的安全运行和可持续发展。

在土建建造方面,需要按照严格的规定和标准进行施工,重视质量控制和安全保障。

个人观点与理解:压水堆核电厂作为一种常见的核电发电方式,在能源领域发挥着重要作用。

EJ.T 997-96压水堆核电厂_核安全有关的混凝土结构建造规范

EJ.T 997-96压水堆核电厂_核安全有关的混凝土结构建造规范

4 . 混 土 掺 的 合 类 、量 经 计 同 并 合 关 准 要 在 . 1 凝 中 用 掺 料 型 数 应 设 部门 意 符 有 标 的 求,预 5
应力混凝土中不得采用加气剂或引气型外加剂。

E / 97 6 J T. -9 9
462 交付给工地的钢筋应作外观检查, .. 并按有关标准的规定抽取试样作机械性能试验
合格后方可使用。
463 钢筋材料应附有标签或加以标记, .. 以保证在制作、 运输和贮存过程中能跟踪材料仗
用试验报告。 表 1 混凝土材料全性能试验的项 目和适用标准
项 目 适用标 准 塌落度 抗压强度 抗弯强 度 劈裂抗拉强度 静态弹性模量 泊桑 比 S 15 D 0 G J B8 1 G J B8 1 G J B8 1 G J B 8 1 G J B8 1
G 524 混凝土结构工程施工及验收规范 B 0 0 G J 混凝土结构设计规范 B1 0 G J 普通混凝土力学性能试验方法 B8 1 G J 普通混凝土长期性能和耐久性能试验方法 B8 2 J J 普通混凝土用砂质量标准及检验方法 G 5 2 J J 普通混凝土用碎石或卵石质量标准及检验方法 G 5 3
4 . 5 . 2
中 离 含 按 凝 组 物 总 量 木 大 m/ , 氯 子 量 混 土 成 料 重 计 得 于5g g k
4. 核 全 关 结 的 凝 材 中应 用 细 煤 以 善 凝 的 理 码 .3在 安 有 的 构 混 土 料 ,采 磨 粉 东 改 混 土 物 性 5
和力学性能 , 粉煤灰的最佳含量应通过试验确定。
J 6 混凝土拌合用水标准 GJ 3
S 15 水工混凝土试验规程 D : 0 H F 。 核电厂质量保证安全规定 A 00 4 H F 4 核电厂建造期间 A 00 4 的质量保证

(发展战略)国防科技工业十一五科技发展规划

(发展战略)国防科技工业十一五科技发展规划

压水堆核电厂标准体系建设“十一五”规划国防科学技术工业委员会前言核电标准作为核电发展历程中技术和经验的总结,是规范核电技术行为、保障核电安全可靠的有效手段,也是推动核电技术进步、引导产业健康发展的重要基础。

一个国家没有与其自身工业基础和技术能力相适应的本国核电标准体系,就不可能实现真正意义上的核电自主化。

核电标准体系建设与核电自主化密切相关、互相促进。

一方面,核电自主化的发展,需要依靠标准为核电的设计、建造、运行、管理等提供统一的技术依据,核电标准体系是实现核电自主化的重要基础。

另一方面,核电标准是在核电设计、建造、运行、管理等活动中有关各方协同攻关、协商一致逐步建立和完善起来的,核电标准体系建设是核电自主化的重要内容。

经过近二十年的努力,我国基本具备了能满足国际80年代初期水平的核电机组建设需要的标准,核电标准在我国核电工程建设中发挥了积极的作用。

但是,与当前引进AP1000的消化、吸收和再创新及建设一批二代改进核电机组的新形势需要相比,我国核电标准还存在很大的差距,面临的形势相当严峻,今后任务十分繁重。

温家宝总理、曾培炎副总理等中央领导对建立我国核电标准体系高度重视,多次作出重要指示,要求加快我国核电标准体系建设。

为落实中央领导的指示,推进我国核电标准体系建设,国防科工委会同国家发展改革委、国家核安全局、国家标准化管理委员会等有关部门组织核、电力、机械、冶金等行业相关单位就有关问题开展了深入的研究和讨论,制定了《压水堆核电厂标准体系建设“十一五”规划》,用于指导和协调有关单位开展核电标准研究和编制工作,建立满足我国压水堆核电厂发展需要的标准体系。

一、形势与任务(一)我国核电标准的现状自1985年秦山核电厂开始建设至今,我国已建成和即将建成秦山一期、秦山二期、秦山三期、大亚湾、岭澳和田湾6座核电厂,秦山二期扩建、岭澳二期和辽宁红沿河核电工程已开工建设,福建宁德、浙江三门、山东海阳、广东阳江核电项目正在开展前期工作。

压水堆核电厂标准体系建设规划

压水堆核电厂标准体系建设规划

压水堆核电厂标准体系建设规划国家能源局国家标准化管理委员会二○○九年九月目录一我国核电发展形势与标准现状 (3)(一)核电发展形势 (3)(二)核电标准现状 (4)二核电标准体系建设的重要意义 (7)三指导思想、发展思路与建设原则 (8)(一)指导思想 (8)(二)发展思路 (8)(三)建设原则 (9)四目标和任务 (10)(一)总目标 (10)(二)阶段性目标 (11)(三)任务 (11)五保障措施 (13)(一)发挥核电标准建设领导小组的作用,形成组织保证 (13)(二)发挥标准技术机构的工作保障作用 (14)(三)完善核电标准化工作的保障体系 (14)前言建立和完善适合我国工业基础的核电标准体系,是发展核电和推进核电国产化的基础性工作。

为适应我国核电快速发展的形势,提高核电产业的自主化建设和创新能力,加快我国核电标准体系建设步伐,尽快形成适合我国国情、与当前国际水平接轨、协调完整的核电标准体系已成为十分紧迫的任务。

我国核电标准化工作已取得了一定的成果,对于推动我国核电技术进步,提高我国核电的竞争力发挥了重要作用。

为了更好地发挥标准化工作在我国核电厂选址、设计、设备制造、建造、运行、退役中的技术支撑和保障作用,根据我国“核电中长期发展规划(2005-2020)”的要求,在已经取得的标准化工作成果以及“十一五”规划的基础上,特制定本规划。

规划中对我国核电标准体系建设指导思想、发展原则和目标、主要任务以及保障措施和政策等方面作出了具体规定。

鉴于我国近期批量建造的是二代改进型压水堆核电厂以及三代引进技术依托项目,未来将实现三代压水堆核电厂的国产化和系列建造,因而本规划重点针对这两种技术路线。

一我国核电发展形势与标准现状(一)核电发展形势自1991年我国第一座核电厂—秦山一期并网发电以来,我国已有6座核电厂(共11台机组,约910万千瓦)先后投入商业运行。

截至目前,我国核电厂的安全、运行业绩良好,运行水平不断提高,运行主要参数好于世界均值;核电机组放射性废物产生量逐年下降,放射性气体和液体废物排放量远低于国家标准许可限值。

压水堆核电厂土建设计和建造规则

压水堆核电厂土建设计和建造规则

压水堆核电厂土建设计和建造规则一、背景介绍压水堆核电厂是一种利用核裂变反应产生的热量,通过蒸汽发电来产生电能的设施。

在核电站建设中,土建设计和建造是其中非常重要的一环。

因为核电站需要承受高压和高温的环境,所以土建设计和建造规则的严谨性和全面性显得尤为重要。

二、土建设计规则1. 基础设计:对于压水堆核电站来说,它的安全至关重要。

基础的选址和设计必须充分考虑地质情况、地震等自然灾害因素。

基础承重能力和稳定性的设计应当满足一定的标准和规范。

2. 结构设计:核电站的建筑结构必须考虑到其需要承受的辐射、压力和温度等因素。

土建设计规则应当规定建筑材料的选用、结构的抗震性和防护性能。

3. 安全设施:除了建筑本身的结构设计外,还应当规定建筑内的安全设施,如逃生通道、防护门窗等,以应对任何可能的安全事故。

三、土建建造规则1. 施工工艺:核电站的土建建造涉及到各种工艺,如混凝土浇筑、结构安装等。

规则应当明确各个环节的施工工艺和标准,确保质量和安全。

2. 质量控制:土建建造规则应当规定质量控制的各项指标和方法,以确保施工过程中的各项指标满足设计要求。

3. 安全管理:在土建施工过程中,安全管理显得尤为重要。

规则应当包括对施工人员的安全培训、安全防护设施等要求。

四、总结与展望压水堆核电站的土建设计和建造规则对于核电站的安全运行和持续发展具有至关重要的意义。

在未来的发展中,需要不断完善和更新这些规则,以适应新的技术和要求,确保核电站的安全和可持续发展。

个人观点与理解作为一名核电站土建设计和建造的专业人员,我深知土建规则对核电站运行的重要性。

在实际工作中,我会严格按照规则要求,确保土建设计和建造工作的全面质量和安全。

通过不断地学习和实践,我也会积极参与规则的更新和完善工作,为核电站的发展贡献自己的一份力量。

结语核电站土建设计和建造规则是保障核电站安全运行的重要保障。

在今后的工作中,我会不断提升自己,更好地完成土建设计和建造任务,为核电站的发展贡献自己的一份力量。

制定规划加快推进我国核电标准体系建设——《压水堆核电厂标准体系建设“十一五”规划》学习问答

制定规划加快推进我国核电标准体系建设——《压水堆核电厂标准体系建设“十一五”规划》学习问答
标准转 化 时缺 乏必要 的科研 实验 和 国 内经 验反馈 做 支 持, 与我 国自己工业 和技术体 系衔接不 好。三是标准 的
用。核电 “ 专业 标准” 针对核 电有关领 域阐述详细要 求 , 属局部和细节性 的标准 。 核电企业标准是企业在行业或 国家标准 的指导和 规范下 ,根据 自身技 术和 产 品的特
点, 阐述企业 内控的技 术要求。
核 电标准体 系一般 按专业 技术领 域或核 电工作阶
千瓦 的 目标。我国核 电的发展 必须始终贯彻 “ 统一发展 技 术路线 , 坚持安全第 一、 质量第一 , 坚持 自主设计 和创
新 , 重借鉴 吸收 国际经验和 先进技 术 , 力形 成批量 注 努
的3 6项 “ 设计准则” 1 7项标准 , 及 0 涉及材 料 、 备设计 设
制造、 安装、 检验等 方面 。 这些标准大 多从美 国相关标准
维普资讯
20 0 7年 ・ 1 第 0期 ・ 第 8 总 6期
本 刊专 稿
制定规划 加快推进我国核电标准体系建设
《 压水堆核 电厂标准体 系建设 “ 十一五” 划》 规 学习问答
经 过 近 二 十 年 的 努 力 , 国 已基 本 拥 有 了能 满足 上 我
答 :我国将在 引进 美国 A 10 P 0 0技 术进行 重点 发展我 国三代 压水 堆核 电机 组, 同时建设一批二代改进机 组 , 争取 到 2 2 0 0年实现装
机容量 达到 4 0 0 0万千瓦 ,在 建机 组装机 容量 1 0 8 0万
面 阐述 相关事 宜及 总体 技术 要求 ,具有承 上 启下 的作
制显得零散 ; 一些 相关标 准之 间不 协调 ; 核安全 重要 设 备设计制造标准 、 电工程经济标准等 缺 E较大。二是 核 l 受采用 多 国技术 影 响 , 电标 准技术路 线不统 一 , 核 未能 充分体现我 国国情。我 国核电标准主 要参照国外标准 ,

表2 压水堆核电厂标准体系项目表(2013年修订版)

表2 压水堆核电厂标准体系项目表(2013年修订版)
附件2压水堆核电厂标准体系项目表(2013年修订版)
常规岛及辅助配套设施部分
总序号
类别代码
序号
标准编号
标准名称
状态
通用和基础(共设置8项)
1
ac
1
核电厂常规岛火灾自动报警系统功能安全技术要求
正制定
2
ad
1
NB/T 25018—2014
核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理导则
已制定
3
af
1
DL/T 503—2009
电力工程项目分类代码
已制定
4
af
2
DL/T 5028—1993
电力工程制图标准 第1部分:一般规则
正修订
5
af
3
电力工程制图标准 第2部分:机械部分
正修订
6
af
4
电力工程制图标准 第3部分:电控部分
正修订
7
af
5
电力工程制图标准 第4部分:土建部分
正修订
8
af
6
核电厂信息化系统功能要求
正制定
前期工作(共设置14项)
压水堆核电厂给水泵技术条件
正制定
78
da
18
JB/T9634—1999
汽轮机冷油器(管式)尺寸系列和技术条件
待修订
79
da
19
JB/T 8190—1999
高压加热器技术条件
待修订
80
da
20
JB/T 8184—1999
汽轮机低压给水加热器 技术条件
正修订
81
da
21
JB/T 8741—1998
汽轮机包装技术条件

§28压水堆核电厂标准体系表

§28压水堆核电厂标准体系表

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压水堆核电厂标准体系表总序号类别代码序号 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 名称目前状态正制定正制定正制定正制定正制定正制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定已制定正制定待修订待修订待修订待修订正制定正制定正制定已制定待修订待修订待修订待修订待修订待修订待修订核电厂建设项目估算和概算费用构成及项目划分规定核电厂建设项目投资估算和概算编制规定核电厂建设项目经济评价方法核电厂建设项目工程其他费用编制规定核电厂建设项目投资估算指标核电厂建设项目工程量清单计价规范总则核电厂建设项目工程量清单计价规范建筑工程核电厂建设项目工程量清单计价规范工艺设备管道安装工核电厂建设项目工程量清单计价规范通风空调安装工程核电厂建设项目工程量清单计价规范电气安装工程核电厂建设项目工程量清单计价规范仪表与控制安装工程核电厂建设工程建筑安装工程费用定额核电厂建设工程机械台班定额核电厂建设工程预算定额建筑工程核电厂建设工程预算定额设备安装工程核电厂建设工程预算定额工艺管道工程核电厂建设工程预算定额通风工程核电厂建设工程预算定额给排水、采暖工程核电厂建设工程预算定额电气工程核电厂建设工程预算定额仪表与控制工程核电厂建设工程预算定额防腐工程核电厂建设工程预算定额保温工程核电厂建设工程预算定额综合辅助项目核电厂建设工程预算定额调试工程核电厂建设工程概算定额建筑工程核电厂建设工程概算定额设备安装工程核电厂建设工程概算定额工艺管道工程核电厂建设工程概算定额通风工程核电厂建设工程概算定额给排水、采暖工程核电厂建设工程概算定额电气工程核电厂建设工程概算定额仪表与控制工程核电厂建设工程概算定额防腐工程核电厂建设工程概算定额保温工程核电厂建设工程概算定额综合辅助项目核电厂运行辐射防护规定核电厂辐射工作人员的医学监督规定压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则轻水堆核电厂工作人员辐射防护培训规定核电厂环境辐射监测规定核电厂环境辐射防护规定轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定轻水堆核电厂辐射屏蔽检测大纲轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定核电厂低、中水平放射性固体废物暂时贮存技术规定核电厂应急计划与准备准则应急计划区的划分核电厂应急计划与准备准则场外应急职能与组织核电厂应急计划与准备准则场外应急设施功能与特性核电厂应急计划与准备准则场外应急计划与执行程序核电厂应急计划与准备准则场外应急响应能力的保持1/16压水堆核电厂标准体系表总序号类别代码序号 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94 95 96 97 98 ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ac ad ad ad ae af af af af 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 1 2 3 1 2 3 4 名称目前状态已制定已制定已制定已制定已制定已制定已制定待制定待制定待制定已制定已制定待制定待制定待制定待修订待修订已制定待修订待制定待修订待修订正制定待修订待制定待修订已制定已制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定正制定待修订已制定待制定待制定待制定待制定待制定待制定待修订待制定待制定已制定核电厂应急计划与准备准则场内应急响应职能与组织机构核电厂应急计划与准备准则场内应急设施功能与特征核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序核电厂应急计划与准备准则场内应急响应能力的保持核电厂应急计划与准备准则核电厂营运单位应急野外辐射监测、取样与分析准则核电厂应急计划与准备准则核电厂事故场外辐射剂量评价实施准则核电厂应急计划与准备准则核应急练习与演习的计划、准备、实施与评估准则核电厂辐射防护控制区出入口设计准则核电厂工作人员个人监测和工作场所辐射监测要求反应堆流出物常规排放所致个人剂量的计算方法核与辐射事故应急医学处理设施和装备的规定核设施弱贯穿辐射外照射监测规程核电厂环境放射性本底调查技术规范核电厂正常运行大气环境影响评价技术规范核电厂事故工况大气环境影响评价技术规范压水堆核电厂一回路系统、设备化学去污压水堆核电厂事故分析安全判据压水堆安全重要流体系统单一故障准则失水事故后安全壳内氢气浓度的控制严重事故安全壳内氢气浓度的控制压水堆冷却剂压力边界材料断裂韧性要求压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则压水堆核燃料衰变热功率的计算压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析准则压水堆核电厂LOCA事故分析准则压水堆核电厂未能紧急停堆的预计瞬态分析要求轻水堆隔间压力与温度瞬态分析轻水堆安全壳压力和温度瞬态分析应用于核电厂的概率安全评价第一部分功率运行内部事件应用于核电厂的概率安全评价第二部分停堆工况内部事件应用于核电厂外部事件的概率安全评价要求第一部分水淹应用于核电厂外部事件的概率安全评价要求第二部分火灾应用于核电厂外部事件的概率安全评价要求第三部分地震核电厂人因可靠性分析导则核电厂事件编码压水堆核电厂运行及事故工况分类核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则压水堆核电厂一二回路超压分析要求核电厂系统故障模式和影响分析导则核电厂设备可靠性管理导则可靠性保证大纲编写指南保证所收集的核电厂可靠性数据质量的导则核电厂可靠性数据交换导则质量保证核科学技术术语裂变反应堆核电工程与核电厂运行术语标准核电工程与核电厂运行缩略语标准核电电子文件元数据2/16压水堆核电厂标准体系表总序号类别代码序号 99 100 101 102 103 104 105 106 107 108 109 110 111 112 113 114 115 116 117 118 119 120 121 122 123 124 125 126 127 128 129 130 131 132 133 134 135 136 137 138 139 140 141 142 143 144 145 146 147 148 149 af af af af af af b b b b b b b b b b b b b b b b b b b b b b ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca ca 5 6 7 8 9 10 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 名称目前状态已制定正制定正制定待制定待制定待制定正制定正制定待制定待修订待制定正制定正制定待制定正制定待制定待制定已制定待制定待制定正制定待制定待制定待制定正制定待制定待制定待制定待制定待制定待修订待制定待修订待制定待制定已制定已制定已制定已制定已制定待修订待修订待修订待修订待修订已制定待修订待修订已制定待修订已制定核电文件档案管理要求核电档案分类准则及编码规则核电文档管理系统功能设计要求在运核电厂能动机械设备经验数据库非能动压水堆核电厂系统/设备代码非能动压水堆核电厂文件代码标准核电厂初步可行性研究报告内容与深度规定核电厂可行性研究报告内容与深度规定核电工程项目申请报告内容深度规定核电厂厂址选择基本程序核电厂交通运输调查与评价技术规范核电厂岩土工程勘察规范核电厂选址阶段地震工作内容与深度要求核电厂水文地质调查与评价技术规范核电厂工程水文技术规范核电厂温排水影响评价技术规范核电厂冷却塔环境影响评价技术规范核电厂厂址选择辐射防护技术规范核电厂滨海厂址低放废水排放影响评价技术规范核电厂滨河厂址低放废水排放影响评价技术规范核电厂工程气象技术规范核电厂环境与外部人为事件调查与评价技术规范核电厂人口调查与评价技术规范核电厂应急条件调查与评价技术规范核电厂冷却水排放模拟试验规范核电厂放射性废液排放模拟试验规范核电厂大气扩散试验规范核电厂受纳水域生态调查技术规范能动安全系统压水堆核电厂总设计要求非能动安全系统压水堆核电厂总设计要求核电厂抗震设计规范核电厂厂址设计参数的确定安全重要土建结构抗龙卷风设计规定飞机坠撞荷载确定方法和设计要求核电厂安全保卫设施设计要求轻水堆隔间淹没效应防护准则核电厂火灾危害性分析指南核电厂防火准则核电厂防火设计规范轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则压水堆核电厂专设安全设施设计准则压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则压水堆核电厂核蒸汽供应系统布置准则压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则压水堆核电厂地下金属构筑物区域性阴极保护设计规范压水堆核电厂安全停堆设计准则核电站生产厂房噪声控制标准核电厂技术规格书准则压水堆核电厂乏燃料贮存设施设计准则压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则压水堆堆内构件模型流致振动试验3/16压水堆核电厂标准体系表总序号类别代码序号 150 151 152 153 154 155 156 157 158 159 160 161 162 163 164 165 166 167 168 169 170 171 172 173 174 175 176 177 178 179 180 181 182 183 184 185 186 187 188 189 190 191 192 193 194 195 196 197 198 199 ca ca ca ca ca cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cba cbb cbb cbb cbc cbd cbd cbd cbd cbd cbd 24 25 26 27 28 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 1 2 3 1 1 2 3 4 5 6 名称目前状态已制定正制定待修订已制定已制定待修订待修订待修订待修订已制定待修订待修订已制定待修订待修订待修订已制定已制定待制定待修订待修订待修订待制定已制定待制定待修订待制定待制定待修订待修订待修订待修订待修订待制定待制定待制定待修订待制定待制定待制定待制定待制定正制定正制定待制定正制定正制定待制定待修订正制定核电厂安全重要系统和部件的实体防护压水堆核电厂物项分级核电厂总平面及运输设计规范压水堆核电厂设备惯用颜色和管道标识方法压水堆核电厂运行工况下的放射源项压水堆核电厂反应堆系统设计总要求压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第1部分:核设计压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第2部分:热工水力设压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则压水堆核电厂主蒸汽系统设计要求压水堆核电厂核蒸汽供应系统疏水和放气设计准则压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则压水堆核电厂核蒸汽供应系统补给水要求压水堆核电厂供氮、供氢、供氧的要求压水堆核电厂重要厂用水系统设计准则压水堆核电厂硼回收系统设计准则与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则压水堆核电厂余热排出系统设计准则压水堆核电厂应急给水系统设计准则压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则压水堆核电厂安全降压和排气(SDV)系统设计准则失水事故后流体系统的安全壳隔离系统设计准则主控室可居留性设计要求压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则核电厂安全壳氢气控制系统设计准则压水堆核电厂安全壳功能设计要求压水堆核电厂安全壳通风系统压水堆核电厂正常排风系统空气净化装置设计规定压水堆核电厂专设安全设施空气净化装置设计规定安全壳外核岛相关厂房供暖、通风、空调系统设计准则压水堆核电厂燃料装卸和贮存系统设计准则压水堆核电厂核取样系统设计准则核电厂压缩空气系统设计准则核电厂核岛压缩空气供给系统设计准则核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定压水堆核电厂模块设计要求(针对三代AP1000) 非能动安全壳冷却系统设计要求非能动堆芯冷却系统设计要求核电厂常规岛汽水管道设计技术规范核电厂常规岛设计防火规范核电厂常规岛热工自动化设计技术规范核电厂水工设计技术规定核电厂工程仪表和控制术语核电厂安全重要仪表和控制系统设计、建造和运行的基本要求核电厂安全重要仪表和控制功能分类核电厂反应堆控制和保护准则核电厂堆芯过冷度监测准则核电厂事故监测仪表准则4/16压水堆核电厂标准体系表总序号类别代码序号 200 201 202 203 204 205 206 207 208 209 210 211 212 213 214 215 216 217 218 219 220 221 222 223 224 225 226 227 228 229 230 231 232 233 234 235 236 237 238 239 240 241 242 243 244 245 246 247 248 249 cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 1 2 3 4 5 6 7 8 9 名称目前状态待修订已制定已制定已制定正制定正制定待制定待制定待制定已制定待制定已制定待修订待修订已制定待修订待修订正制定已制定待修订已制定已制定待修订待修订待修订待制定已制定已制定待修订待修订待修订待制定待制定待修订待修订待修订待修订已制定待制定待制定待修订已制定已制定已制定已制定已制定已制定正制定已制定已制定核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则核电厂压水堆内部结构件振动监测核电厂安全重要仪表松脱零件音响监测核电厂区域辐射监测设计准则核电厂安全重要数字式仪表和控制系统硬件设计要求核电厂安全系统计算机软件核电厂安全有关仪控系统计算机软件核电厂安全系统复杂电子设备的选用核电厂安全重要仪表和控制系统隔离准则核电厂安全重要功能电气联锁准则核电厂安全重要仪表和控制系统应对共因故障的要求核电厂安全重要多路数据传输的功能要求核电厂主控制室设计准则核电厂辅助控制点设计准则核电厂主控制室功能分析与分配核电厂主控制室屏幕显示的应用核电厂主控制室控制器的应用核电厂主控制室报警功能与显示核电厂主控制室设计验证和确认人因工程在核电厂设计、运行和维修中的应用人因工程在核电厂计算机监控显示设计中的应用核电厂安全重要仪表和控制系统定期监督试验准则核电厂安全重要仪表整定值核电厂安全重要仪表通道性能监督试验核电厂控制室人机特性评价概率风险评价(PSA)在核电厂安全重要仪表和控制功能分类中的应用核电厂安全重要仪表和控制系统可靠性分析要求核电厂安全系统可靠性分析一般原则反应堆噪声分析一般原则核电厂地震监测仪表准则核电厂地震仪表记录的处理和评价准则核电厂地震响应准则核电厂火灾探测系统设计准则核电厂安保系统准则核电厂安全重要传送器的安装和布置核电厂安全重要仪表管线的设计和安装核电厂仪表和控制设备接地导则核电厂电热跟踪系统的设计和安装核电厂计算机安全大纲编制要求核电厂安全重要仪控系统优化决策指南核电厂安全重要仪表和控制供电要求核电厂安全系统第1部分设计准则单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统核电厂安全级电气设备和电路独立性准则核电厂安全级电力系统准则核电厂厂外辅助电源核电厂直流电力系统设计推荐实施方法核电厂厂用电系统设计规则核电厂应急柴油发电机组核电厂应急柴油发电机燃油系统设计准则5/16压水堆核电厂标准体系表总序号类别代码序号 250 251 252 253 254 255 256 257 258 259 260 261 262 263 264 265 266 267 268 269 270 271 272 273 274 275 276 277 278 279 280 281 282 283 284 285 286 287 288 289 290 291 292 293 294 295 296 297 cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cc cc cc cc cc cc cc cc cc cc cc cc cc cd cd cd cd cd cd da da da da da da da da da da da da da da da da da 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 1 2 3 4 5 6 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 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298 299 300 301 302 303 304 305 306 307 308 309 310 311 312 313 314 315 316 317 318 319 320 321 322 323 324 325 326 327 328 329 330 331 332 333 334 335 336 337 338 339 340 da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da da 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 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压水堆核电站的厂房布置及安全

压水堆核电站的厂房布置及安全

安全文化建设
压水堆核电站员工 的安全意识培训和 教育。
安全管理制度的建 立和完善,包括安 全规程、操作规程 等。
安全文化的宣传和推广 ,通过各种形式的活动 和宣传,提高员工的安 全意识和安全文化素养 。
安全绩效的评估和改进 ,对安全管理制度和操 作规程进行定期评估和 改进,确保安全文化的 持续发展和提升。
汽轮机厂房是常规岛的主要厂房,内部安装有汽轮机、发电机和凝汽器等设备。
发电机厂房位于汽轮机厂房的旁边,内部安装有发电机和变压器等电气设备。
化学水处理厂房负责处理核电站所需的各种化学物质,保证核电站的正常运行。
辅助系统的布置
辅助系统的作用:支持核电站正常运行,提供必要的服务和功能 辅助系统的组成:包括化学水处理系统、设备冷却水系统、三废处理系统等 辅助系统的布置原则:安全、可靠、高效和经济 辅助系统布置的具体要求:合理规划各系统的位置,确保相互之间的连接顺畅,方便操作和维护
培训与教育:对 核电站工作人员 进行辐射防护与 控制培训,提高 其安全意识和技 能水平。
辐射监测与控制
监测系统:对 核电站周围辐 射水平进行实
时监测
控制措施:通 过技术手段对 核电站运行过 程中的辐射进
行控制
监测设备:使 用专业的监测 仪器和设备进
行测量
监测人员:配 备专业的监测 人员进行数据
采集和分析
隔离措施:安全壳的隔离措施包括多个安全壳隔离阀、隔离阀盖、密封件等,以确保在事故发 生时,安全壳能够迅速有效地关闭和密封,防止放射性物质泄漏。
压水堆核电站的 安全运行管理
运行安全管理
人员培训:确保 操作人员具备专 业知识和技能, 熟悉安全规程和
应急预案。
设备维护:定 期对核电站设 备进行检修和 维护,确保设 备正常运行。
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压水堆核电厂标准体系建设规划国家能源局国家标准化管理委员会二○○九年九月目录一我国核电发展形势与标准现状 (2)(一)核电发展形势 (2)(二)核电标准现状 (3)二核电标准体系建设的重要意义 (5)三指导思想、发展思路与建设原则 (6)(一)指导思想 (6)(二)发展思路 (6)(三)建设原则 (7)四目标和任务 (9)(一)总目标 (9)(二)阶段性目标 (9)(三)任务 (9)五保障措施 (12)(一)发挥核电标准建设领导小组的作用,形成组织保证 (12)(二)发挥标准技术机构的工作保障作用 (12)(三)完善核电标准化工作的保障体系 (12)前言建立和完善适合我国工业基础的核电标准体系,是发展核电和推进核电国产化的基础性工作。

为适应我国核电快速发展的形势,提高核电产业的自主化建设和创新能力,加快我国核电标准体系建设步伐,尽快形成适合我国国情、与当前国际水平接轨、协调完整的核电标准体系已成为十分紧迫的任务。

我国核电标准化工作已取得了一定的成果,对于推动我国核电技术进步,提高我国核电的竞争力发挥了重要作用。

为了更好地发挥标准化工作在我国核电厂选址、设计、设备制造、建造、运行、退役中的技术支撑和保障作用,根据我国“核电中长期发展规划(2005-2020)”的要求,在已经取得的标准化工作成果以及“十一五”规划的基础上,特制定本规划。

规划中对我国核电标准体系建设指导思想、发展原则和目标、主要任务以及保障措施和政策等方面作出了具体规定。

鉴于我国近期批量建造的是二代改进型压水堆核电厂以及三代引进技术依托项目,未来将实现三代压水堆核电厂的国产化和系列建造,因而本规划重点针对这两种技术路线。

一我国核电发展形势与标准现状(一)核电发展形势自1991年我国第一座核电厂—秦山一期并网发电以来,我国已有6座核电厂(共11台机组,约910万千瓦)先后投入商业运行。

截至目前,我国核电厂的安全、运行业绩良好,运行水平不断提高,运行主要参数好于世界均值;核电机组放射性废物产生量逐年下降,放射性气体和液体废物排放量远低于国家标准许可限值。

大亚湾核电厂近年的运行水平与核能发达国家的水平相当,运行业绩进入了世界先进行列。

国务院2007年11月正式批复的《核电中长期发展规划》(2005~2020),指出了发展核电是国家重要的能源战略,对满足能源需求,实现能源、经济和生态环境协调发展,提升我国综合经济实力和工业水平具有重要意义。

党中央国务院做出积极发展核电的决策,是对我国未来能源发展有重要影响的重大战略调整。

目前我国已经投产的核电机组容量约占电力总装机容量的1.3%,2008年核电发电量占总发电量的比例只有1.97%,与17%这一世界平均水平还有很大差距。

根据《核电中长期发展规划》,到2020年,我国要建成核电机组4000万千瓦,在建1800万千瓦左右,核电机组装机容量占电力总装机容量的比例将达到4%。

根据目前能源的发展形势,核电建设进度还需要进一步加快。

目前,我国在建的二代加核电机组达12台,另外已经核准10台,2010年,中国内陆江西、湖南和湖北三个核电项目可望开工。

浙江三门一期两台125万千瓦核电机组和山东海阳一期两台125万千瓦核电机组是引进美国西屋AP1000技术,其中三门电厂已开工建设,海阳电厂和采用欧洲EPR技术建设的广东台山两台175万千瓦核电机组已列入计划。

(二)核电标准现状与国际实践经验和惯例类似,我国的核电法规标准体系也呈四层次的金字塔结构,顶层是国家立法机关制定的法律,第二层是政府制定的法规,第三层是国家或行业标准(包括“总体技术规范”、下层的核电“专业标准”及核电相关的“一般工业标准”),第四层是企业制定的核电企业标准。

其中,第一层、第二层以及第三层中的强制性标准属于核电用户、承包方、供应方等必须遵守的强制性要求。

第三层的推荐性标准是可供核电用户、承包方、供应方等选用的要求,经选定成为技术规格书要求,并作为合同要求。

本规划所述的核电标准特指第三层中的核电总体技术规范和专业标准。

我国的核电标准工作起步于上世纪80年代初,历经秦山一期、秦山二期两个核电国产化工程项目,以及在大亚湾、岭澳等百万千瓦级核电国产化工程项目的推动下,已初步形成了核电标准体系。

已制定了近400项核电标准,这些标准中,绝大部分是核岛相关的标准,其中国家标准约占25%,核行业标准约占75%,而常规岛和BOP方面,主要采用常规电力标准及其它一般工业标准。

标准范围涵盖了厂址选择、建(构)筑物设计建造、核电厂总体及系统设计建造、材料、仪控电系统和设备设计制造、核电厂燃料设计制造、辐射防护、核电厂消防、安装与调试、在役检查、应急等核电建设的各个方面。

现有的核电标准基本上能满足30万和60万千瓦级核电机组建设的需要,为我国二代加技术核电标准建设打下了基础。

在有效支撑核电工程,促进国产化进程方面,发挥了一定作用。

2007年原国防科工委和国家有关部门共同制订了《压水堆核电厂标准体系建设“十一五”规划》,提出了要基本建成适应我国国情、技术先进、统一完整的压水堆核电厂标准体系的总体目标。

体系表中详细规划出了约600项核电标准项目,其中部分标准的编制、修订工作已经完成,本次标准规划是在以上基础上进行。

虽然我国核电标准化工作取得了一定的成绩并在核电自主化进程中发挥了积极作用,但也存在明显的问题和不足,主要表现在:1、现有标准不完整。

标准体系建设缺乏统筹考虑,标准编制显得零散,一些标准内容交叉、重复,相关行业之间标准没有达到协调统一。

核电标准专业覆盖面不够,核电设备质量控制、国产化材料选择、工程经济等一些专业基本未涉及。

有些专业领域标准尚不齐备,核安全重要设备相关的标准等缺口较大。

2、受我国压水堆机组多样化的影响,造成设备建造、在役检查等标准不协调。

制订核电标准时参考多个国家和组织的标准,比如IAEA、ISO、IEC等国际组织的标准,法国RCC规范,美国ASME 规范、ANS、IEEE、ASTM等标准。

在移植这些规范、标准时经验少,再加上研究分析和实验验证等基础性工作薄弱,因而编制出的一些标准与我国已有的工业基础和技术体系衔接不好,影响了标准的适用性,比较典型的问题是我国的核岛机械设备制造企业需要分别执行ASME和RCC-M两套设计建造规范。

3、标准的技术水平没有反映核电技术发展的最新的成熟经验。

我国标准大多参照上世纪80年代初的国外标准。

近20年来,我国的核电技术和经验有了很大的发展和提升,而我国核电标准没有进行及时的补充和修订,国内外核电技术发展的新成果未能及时反映在标准中。

4、核电标准在管理上存在一些问题,比如标准的宣贯力度不够;尚未形成规范化的经验反馈机制;五年一次的复审制度没有落实等。

二核电标准体系建设的重要意义党和国家领导人高度重视我国核电发展,关心核电标准体系建设工作。

温家宝总理曾专门批示:“要抓紧制定我国核电建设法规和标准,加强安全验证等基础性工作”。

目前核电标准体系不完整是制约我国核电优质、快速发展的因素之一。

我国核电积极发展的新形势对我国核电标准体系的建设提出了迫切的要求。

为了促进和支撑核电自主化发展,必须尽快建立起与我国核电发展形势相适应的核电标准体系。

我国核电的自主化发展急需要有适应国情、技术先进、完整统一的核电标准体系做支撑,来确保核电的安全、经济和可靠。

所以,充分利用目前我国积极发展核电的大好时机,满足我国核电自主化发展的需求,全面和系统地筹划我国核电标准体系建设是非常必要的。

随着我国电力体制改革和投融资体制改革的逐步深入,电力行业市场化进程在加快, 核电产业领域的参与者在不断增多,核电产业迫切需要在政府政策的引导下,建立完整的核电标准体系,保证核电厂建造质量和运行安全。

因此,加快核电标准化建设进程,是保证实现国家核电发展规划目标的需要,也是真正实现我国大型先进压水堆核电工程设计、设备制造、工程建设和运营管理的四个自主化的必备基础。

三指导思想、发展思路与建设原则(一)指导思想全面贯彻科学发展观,以国家核电发展方针、路线和政策为指导,立足于我国核电长远发展的需求,充分吸取我国核电厂设计、建造、运行经验,借鉴国外先进和成熟技术,建设与我国工业基础和技术体系相适应、符合我国法律、法规要求的核电标准体系,提升我国核电产业的自主创新能力,促进我国核电的自主化和规模化发展。

(二)发展思路我国核电标准体系建设着眼于我国三代机组建设和运行的长远目标,现阶段立足于尽快形成二代改进型机组需要的标准。

认真总结我国核电多台机组设计、设备制造、建造、运行的经验,借鉴国外先进的核电标准体系,参考国际/国外通用标准,对现有标准进行修订和完善,提高规范、标准的通用性和兼容性。

加快吸收我国引进三代核电技术的成果,建成以三代技术为基础的骨干框架,同时兼容二代改进技术,对于技术路线差别较大的个别系统或设备,可通过发布指导性文件或导则的方式处理。

在此基础上,进一步对核电标准体系进行持续完善,逐步形成完整、先进、自主的核电标准体系。

(三)建设原则1、统一领导,大力协同在核电标准建设领导小组的统一领导下,按照“统一规划、重点突破、持续改进、共同参与、依托工程”的原则,统筹和协调各方面的资源和力量,共同开展核电标准体系建设工作。

2、统筹规划,重点突破统筹规划做好我国核电标准体系建设的总体设计,确定我国核电标准体系的构成,制定核电标准体系建设的实施计划。

根据具备的条件,针对应用的需要,分步骤、成系列的编制标准,确保核电标准的完整配套。

在进行标准体系建设总体设计时,要重点研究国外标准体系构成、组织结构形式、运作的体制机制等,进行对照检查,进一步吸收国外的成熟经验。

以核岛技术标准为突破点,对关系核电安全设计、建造、运行和管理及核电国产化的标准重点投入,实现相关标准的完整和配套。

3、注重反馈,持续改进我国核电标准体系应充分考虑我国的工业基础,密切结合我国核电建设的实际。

核电标准的编制应积极采用国际标准和国外先进标准,在进行充分论证或必要验证的基础上,结合国情进行适应性转化。

随着核电技术的发展和经验的反馈,持续对核电标准体系进行完善。

4、政府引导,共同参与政府部门、核电厂业主、设计研究院、制造厂、设备供方、服务供方等是核电标准的需求者、执行者、受益者,政府部门将采取适当的政策和鼓励措施,提高他们在研究、编制标准上的积极性,加快我国核电标准体系建设的步伐。

5、依托工程,相互促进将核电标准体系建设工作融入工程建设中,积极提高我国核电标准在核电工程建设及科研项目中的采标率,同时要保证核电工程建设及科研项目完成后,及时将有关技术成果和工程经验转化为标准。

形成标准服务工程建设,工程建设促进标准建设的良性循环发展机制。

四目标和任务(一)总目标建成与国际接轨、适合我国工业基础和技术体系、与核电总体技术水平相适应的压水堆核电厂标准体系,满足我国核电发展对标准的需求。

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