核电厂严重事故管理要求在“华龙一号”设计中的应用
“华龙一号”抗商用大飞机撞击设计
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”抗商用大飞机撞击设计蒋 迪，王黎丽，杨建华，蔡利建，姚 迪（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：“华龙一号”作为自主研发的第三代核电技术，设计初期已将具备抵御商用大飞机的恶意撞击的能力作为设计目标。
本文着重介绍“华龙一号”抗大飞机撞击的总体评估准则及详细设计过程，并提供有益意见和建议，本文的工作为后续核电机组、堆型的抗商用大飞机撞击分析提供了重要的研究基础。
关键词：“华龙一号”；抗商用大飞机撞击；结构分析；振动效应评估；火灾效应评估中图分类号：TU35文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0122-07Design of Resisting Malicious Impact of LargeCommercial Aircraft of“HPR1000”JIANG Di，WANG Lili，YANG Jianhua，CAI Lijian，YAO Di（China Nuclear Power Engeering Co.，Ltd.，Beijing．100840，China）Abstract：As the third generation nuclear power technology，“HPR1000”is independently developed.In early stage of design，“HPR1000”has taken the ability to resist malicious impact of large commercial aircraft as a design objective．The paper presents the overall evaluation criteria，detailed design process and valuable suggestions for anti-aircraft impact of “HPR1000”．For the subsequent analysis of impact resistance from large commercial aircraft，the work provides a strong research basis for the new nuclear power stations and reactor types.Keywords：HPR1000；Aircraft impact；Structure analysis；Shock effect analysis；Fire effect analysis impact在早期的核电厂设计中，核岛厂房只需要考虑两种型号的小飞机坠毁所引起的撞击效应，这两种型号的小飞机分别是Lear Jet 23和Cessna 210。
浅谈海外华龙一号应急柴油发电机组施工管理
浅谈海外华龙一号应急柴油发电机组施工管理随着我国核电产业的迅速发展，越来越多的核电项目投入使用。
其中，华龙一号是中国自主研发的第三代核电技术，其优点在于更加安全可靠，也更加适合我国的国情。
近年来，不少海外国家也开始采用华龙一号技术建设自己的核电站。
对于这些海外项目，施工管理尤为重要，而其中一个关键环节就是应急柴油发电机组的施工管理。
首先，应急柴油发电机组是核电项目中最关键的备用电源之一，其作用就是在主电源发生故障或停机情况下为机组提供紧急电源，保障核安全。
因此，应急柴油发电机组的安装和运行必须按照严格的规程进行，每一个步骤都必须准确无误，否则可能会对核电站的正常运转造成严重影响，并有可能造成人员和设备的重大损失。
其次，应急柴油发电机组的安装和运行需要专业的技术人员进行操作和管理。
因此，在施工管理中，需要考虑到人员的素质和技术水平，严格按照工艺要求进行施工管理和操作培训。
同时，还需建立健全的施工质量检查与验收制度，确保每一个施工环节都符合要求，达到标准要求。
最后，针对海外华龙一号项目的特点，应考虑到当地的气候、环境和文化背景等因素对施工管理的影响。
例如，在高温、多雨等气候条件下，需要采取防潮、防水、防腐等措施，保障设备的正常运转。
在文化背景方面，要尊重当地的文化习惯，充分考虑当地的风俗和做法，确保有效地融入当地的环境中，使整个项目施工顺利进行。
总之，海外华龙一号应急柴油发电机组施工管理是核电项目中的一个关键环节，必须高度重视。
在施工管理中，需要注重各个细节、人员素质、施工质量、当地环境等方面，确保项目能够按期完成，顺利交付使用。
同时，也需要在管理经验方面进行不断积累和分享，提高管理水平，为更好地推进核电事业做出贡献。
“华龙一号”示范工程核电厂建造阶段核安全监管实践与研究
管理纵横MODERN ENTERPRISECULTURE2020.1129MEC “华龙一号”示范工程核电厂建造阶段核安全监管实践与研究赵鑫 福建福清核电有限公司蔡舒畅 中国核电工程有限公司中图分类号：TM62 文献标识：A 文章编号：1674-1145（2020）11-029-02《中华人民共和国核安全法》于2018年1月1日起开始实施。
根据核安全法规定，国务院核安全监督管理部门负责民用核设施的核安全监督管理[1]。
目前，核安全监督管理部门监管方式及方法正依据核安全法的相关要求不断优化，在“严、慎、细、实、真”等方面提出更高的核安全监管要求。
监管方式逐步由监督为主转变监督、执法并行。
一、“华龙一号”示范工程建造阶段核安全监管情况（一）“华龙一号”示范工程建造阶段核安全监管方式及内容为规范和指导核动力厂建造阶段的核安全监督检查活动，核安全监督管理部门依据《中华人民共和国核安全法》《民用核设施安全监督管理条例》等核安全法规要求，组织制定和实施核动力厂建造阶段监督检查大纲。
核安全监管部门主要采用日常核安全检查、例行核安全检查和非例行核安全检查等方式[2]。
检查的主要方法是文件检查、现场观察、人员座谈与采访、测量或试验等。
“华龙一号”示范工程建造阶段例行核安全检查包括专项核安全检查以及控制点检查两大类，其中专项检查包括：质量保证有效性检查、土建施工质量检查、安装施工质量检查、调试结果专项检查、役前检查的检查、实物保护检查、应急准备检查等，控制点检查为内穹顶吊装控制点检查、主管道焊接控制点检查、冷态功能试验控制点检查。
当营运单位及相关单位质量保证体系有失效风险或发生安全重要影响等重大质量问题时，核安全监管部门组织开展非例行核安全检查。
（二）“华龙一号”示范工程建造阶段核安全监管总体思路“华龙一号”示范工程建造阶段核安全监管总体思路为评价营运单位及建造活动承包单位对核动力厂安全及遵守法规要求方面的履行情况，总体思路为以下三个“是否”：第一，是否按相关核安全法律、法规、标准和已认可的质量保证大纲等文件的要求，在组织、人员、文件、设计、采购、物项、工艺过程、检查和试验、不符合项、纠正措施、记录及监查等方面作出了有效的安排。
“华龙一号”核岛厂房防御外部事件设计改进
“华 龙 一 号” 是 由 中 核 集 团 和 中 广 核 集 团 共 同 开发,具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水 堆核电 技 术,采 用 先 进 的 安 全 设 计 理 念 与 技 术, 具有创新性的设计特征,满足最新的安全要求和 国际第三代核电的用户要求。最初阶段, “华龙一 号”作为中国自主的三代核电技术,由中核集团 和广核集团分别研发设计,示范工程分别为福清 核电站5号机组和防城港核电站3号机组,分别 于2015年5月7日和2015年12月24日正式浇筑 第一罐混凝土,标志着具有中国完整自主知识产 权的核电技术 “华 龙 一 号” 首 堆 示 范 工 程 正 式 开 工建设。基于两个示范工程技术融合后的华龙一 号技术方案是我国核电走出去战略的重要支撑。
两个 “华龙一号”示范工程的核岛厂房的布置 及组成略有不同。福清核电站5号机组核岛厂房包 括反应堆 厂 房、 外 层 安 全 壳 和 防 护 厂 房、 燃 料 厂 房、电气厂房、安全厂房、核辅助厂房、核废物厂 房等,均属于抗震I类物项,严格按照核电厂相关 的法规、导则和规范标准的要求进行抗震设计。其 中,反应堆厂房、外层安全壳和防护厂房、燃料厂 房、电气厂房、安全厂房采用公共筏基;核辅助厂 房、核废物厂房单独筏板基础。防城港核电站3号 机组核岛厂房由反应堆厂房、外层安全壳和防护厂 房、燃料厂房、安全厂房、核辅助厂房、应急柴油 机厂房等组成。反应堆厂房、外层安全壳和防护厂 房、燃料厂房、安全厂房共同坐落在一个厚度不同
consideredasanexceedingdesignbasisevent.ImpactassessmentsareconductedforNIbuildings. Keywords:NIbuildings;seismicdesign;fluid-structureinteraction;largecommercialaircraftcrashimpacts CLCnumber:TM623 Articlecharacter:A ArticleID:1674-1617 (2018)02-0135-06
“华龙一号”严重事故用仪表设计
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”严重事故用仪表设计刘 莉，张 雷*（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：福岛核事故引起了社会各界对严重事故的关注，用于监测严重事故进程的仪表能够在需要的时间窗口内正确执行功能，监测电厂的运行状态，对于严重事故管理导则（SAMG）的制定和实施起着至关重要的作用。
国际国内相关的法规标准均对严重事故下需要使用仪表的可用性提出了要求，但国内目前尚未建立针对严重事故仪表设计及鉴定相关的标准。
本文介绍了“华龙一号”示范项目的严重事故仪表的设计，确保了严重事故用仪表在要求使用的时间窗口内可以正确执行功能，提高了“华龙一号”核电厂的安全性和经济性。
为三代电厂严重事故用仪表设计和鉴定工作进一步开展提供了较为完善的方法和思路。
关键词：严重事故；时间窗口；环境条件；鉴定中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0076-07Design and Optimization of Severe Accident RelatedInstruments in HPR1000LIU Li，ZHANG Lei*（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）Abstract：The Fukushima nuclear accident has attracted social public attention to the severe accident. If the instruments used to monitor the processing of severe accident could perform the function correctly in the time frame required. This would help to make and implement the severe accident management guidance (SAMG). International and domestic regulations and standards all require that these instruments should be available during severe accident.However, it’s still not set down relevant standard that how to design and qualify these instruments. This paper introduces the design, qualification and optimization of instruments, which should be used during and after the severe accident of HPR1000 project. These design ensures that the instruments work well within the time frame necessary, improves the safety and economy of HPR1000 nuclear power plants. It provides a more perfect method and thought for______________________收稿日期：2020-12-20作者简介：刘莉（1979—），女，河北衡水人，研究员级高级工程师，硕士，现主要从事核电厂仪控设计及严重事故仪表方面研究通讯作者：张雷，E-mail：*********************76further development of the instrument design and qualification of the third generation power plant. Key words：Severe accident；Time frame；Environment condition；Qualification“华龙一号”作为我国自主研发设计的第三代核电技术，采用了能动加非能动的安全设计理念，设置了能动和非能动相结合的安全系统，在严重事故预防和缓解方面采取了很多针对性措施。
浅谈“华龙一号”工程设计文件管理
浅谈“华龙一号”工程设计文件管理摘要：华龙一号作为全球首推工程，采用边科研边设计边施工的管理模式，随着工程推进，设计文件的出版将会面临巨大的困难和压力，因此，需建立一套完整的跟踪体系，强化设计文件的管理，以此来保证图纸能够及时出版，提早为现场的施工准备打好基础。
本文主要介绍华龙一号机组首推工程在图纸出版过程中的跟踪管理，建立各类跟踪计划及有效管理措施，形成一套有效地管理体系。
关键字：一体化三级设计计划；年度计划一、概述华龙一号是伴随着我国核电发展，在我国现有的核电设计、施工、调试、运行等的经验基础上充分吸收借鉴国家引进的三代核电技术和先进设计理念，充分吸收福岛事故经验反馈，先后经历十余年完成完全具备自主设计能力与知识产权的百万千瓦级三代压水堆核电自主品牌。
福建福清核电 5、6 号机组作为华龙一号首推工程，国产化程度要求高，从工程建设初期就遇到了首堆工程皆有的难题，工程设计过程中边科研边设计，设计会存在攻关困难、各设计单位提资相互制约、设备设计接口无法按时关闭等诸多问题，因此图纸按时出版提交现场面临着巨大的压力。
设计文件的按时到场可以为现场的施工准备提供必要的先行条件，若文件滞后将有极大可能造成现场施工进度拖拉，引起首堆必拖的魔咒等一些列的连锁反应，因此，建立一套完整的设计文件跟踪管理流程将作为工程初期的重要工作。
二、福清 5、6 号机组设计文件管理体系华龙一号首推工程，在设计工作中受各种不同因素的制约影响，单位图纸的出图周期相对于 1—4 号成熟的 M310 机组有所增长，从而导致其出版速度也有所降低。
工程初期往往在临近现场施工点的时间方能出版，甚至部分图纸已经超出现场施工需求时间，影响现场施工准备及预制工作。
因此，华龙一号首堆工程在设计文件的跟踪管理过程中形成了一系列有效地管理措施，包括建立图纸跟踪体系、施工图纸FOR USE 体系、信息化管理体系并不断进行流程的优化和管理，以满足首推工程的进展需求。
“华龙一号”核电厂防火设计优化经验总结
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”核电厂防火设计优化经验总结林武清，陈 琳，刘文华，谭广萍（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：本文针对“华龙一号”核电厂首堆的防火设计优化经验进行了总结，对后续“华龙一号”项目的防火设计提出了优化方案。
论文首先介绍了防火设计优化的思路，通过验证火灾薄弱环节分析后采取保护措施的施工状况以及经济性，发现防火设计存在的问题，针对具体问题分析相关原因，提出防火设计优化方案，作为后续华龙机组防火设计的改进措施。
在后续“华龙一号”防火设计初期阶段通过对设备布置、电缆路径调整等措施，对安全级冗余设备和电缆进行防火隔离改进，提高核电厂防火安全水平和安全性的同时，降低消除火灾共模点的施工难度和经济性。
该项经验总结也为国内其他同类核电厂防火设计改进提供了重要参考，总体提高我国核电厂的防火安全水平。
关键词：核电厂；防火设计；火灾薄弱环节分析；火灾共模点；共模失效；设计优化中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0006-04Experience Summary on Fire Protection DesignOptimization of HPR1000LIN Wuqing，CHEN Lin，LIU Wenhua，TAN Guangping（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）Abstract：The experience of fire protection design optimization of initial HPR1000 NPP is summarized and an optimized scheme for the fire protection design of HPR 1000 NPP is proposed in this paper. Firstly, research mentality of fire protection design optimization is introduced, and the construction and the economy of supplement measures which is taken after vulnerability analysis is verified to recognize issues of fire protection design. The related reasons of specific issues are analyzed and fire protection design optimization scheme is put forward, as the improvement measures of fire protection design in follow-up HPR 1000 NPP.In the initial design stage of the fire protection design of follow-up HPR1000 NPP, fire isolation of safety redundant equipment and cables is carried out by means of equipment layout, cable spreading adjustment and other measures, so as to improve the fire safety level and______________________收稿日期：2020-12-21作者简介：林武清（1991—），男，江西上饶人，工程师，硕士，现主要从事核电厂消防设计方面研究6safety of nuclear power plant and reduce the construction difficulty and economy of elimination common mode failure of fire. This experience also provides an important reference for the fire protection design improvement and generally improves the fire level safety of other similar nuclear power plant in China.Key words：Nuclear power plant；Fire protection design; Fire vulnerability analysis；Fire common mode；Common mode failure；Design optimization“华龙一号”核电厂防火设计充分借鉴吸收了三代核电技术的先进设计理念、我国现有压水堆的运行经验和福岛核事故的经验反馈，遵循纵深防御方针。
“华龙一号”征兆导向应急事故规程热工水力符合性计算
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”征兆导向应急事故规程热工水力符合性计算黄树亮，杨长江，詹经祥，方 俊，马秀歌，郑云涛（中国核电工程有限公司，北京 100084）摘要：“华龙一号”采用目前国际最为先进的征兆导向法事故处理规程（SEOP）。
中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所热工水力与安全分析专业，通过对SEOP相关背景文件消化吸收、导则框架计算需求审查等工作，梳理总结出用于SEOP规程热工水力符合性计算的标准工作流程。
本专业采用RELAP5程序完成“华龙一号”规程符合性计算模型开发，针对功能恢复策略（FRG）中FR-S、FR-C、FR-H、FR-P、FR-Z、FR-I六本导则，确定工况并完成大量事故序列计算。
计算分析结果与相关结论为SEOP规程开发提供了技术支撑。
关键词：“华龙一号”；征兆导向法；事故规程；热工水力中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0161-08 Thermal and Hydraulic Calculation of SEOP for HPR1000HUANG Shuliang，YANG Changjiang，ZHAN Jingxiang，FANG Jun，MA Xiuge，ZHENG Yuntao（China Nuclear Power Engineering Co. ltd，Beijing 100084，China）Abstract：Symptom Emergency Oriented Procedure (SEOP) is the most advanced procedure for nuclear plant, which is used in HPR1000. The thermal hydraulic and safety analysis section of the Reactor Engineering Division of CNPE developed the standard calculation workflow for SEOP by absorbing the relevant background documents of SEOP and reviewing the calculation requirements. The thermal hydraulic and safety analysis section has developed the calculation model of HPR1000 by RELAP5 code. By this code model, for the six guides FR-S, FR-C, FR-H, FR-P, FR-Z and FR-I in the Function Recovery Guide (FRG), calculation cases has been determined and lots of sequences has been completed. Calculation results and relevant conclusions provided technical support for the development of SEOP.______________________收稿日期：2020-12-28作者简介：黄树亮（1984—），男，辽宁东港人，高级工程师，学士，现主要从事核电厂热工水力与安全分析方面研究161162Key words ：HPR1000；SEOP ；Accident Procedure ；Thermal-Hydraulic应急操作规程（EOP ）是在电厂应急运行时指导操纵员操作的导则，用于防止事故后堆芯发生损伤，对核电厂的安全性非常重要。
华龙一号核电站施工安全管理分析
华龙一号核电站施工安全管理分析摘要：“华龙一号”充分借鉴国际三代核电技术先进理念，采用国际最高安全标准研发设计的三代核电机型，根据这些先进的理念本文概述了加强核电施工班组安全管理的必要性，其次阐释了核电安全管理的特点，旨在从根本上促进我国社会经济的协调稳定可持续快速发展进步，在安全生产实践上取得了良好的成绩。
关键词：核电；施工班组管理；安全管理1.加强核电施工班组安全管理的必要性总的来说，核电班组的安全管理基于安全文化，它更加突出“保护员工、保护环境”与“安全第一、预防为主”的施工理念，由于核电工程具有项目量浩大、施工程序繁琐复杂、施工周期长、资金周转紧张与危险系数高等特点，这对核电施工人员提出了更高的要求，他们是核电建设中工作风险度最高的人群，主要负责核电站的建设和维修等工作，因此需要通过加强施工班组的安全管理来切实保障好每位施工人员的生命财产健康安全，推动和谐核电施工环境氛围的营造。
此外，核电施工班组安全管理涵盖的内容非常广泛，主要包括设立量化的安全目标、建立安全生产管理组织、签订安全生产责任书、通过内外部审核来提高核电施工效率，并注重减少资金成本的损耗。
2.核电安全管理的特点一般核电安全管理带有浓厚的核安全文化特征，主要集中表现在以下几点上：一是严谨的工作方法，注重对未预计的情况保持警觉，要在遵守工作程序的基础上注意有序、及时并保持细心；二是纵深防御，针对核电故障的发生要采取科学合理的措施去探测、补偿和纠正，需要保证核电施工置于重叠措施的防御之下且建立多道管理屏障；三是强调一次把事情做好、事前事中事后认真操作、坚持四个凡是（凡事有据可查、凡事有人跟踪、凡事有人负责、凡事有章可循）；四是对违反安全规章且野蛮操作的行为决不宽容，对于发生事故隐瞒不报的行为要严格制裁。
3.当前我国核电施工班组安全管理中存在的问题首先，用工模式的转变导致施工承包商自有工人的比例严重下滑，加上国内劳动力需求方面的信息日益发达，工人流动率日益上升，经常导致核电施工的效率低下及进度滞后，整体的核电施工质量难以得到保障；其次，许多核电企业没有建立起一套科学合理的、具有核电特色的班组自我安全管理模式，没有形成相应的内驱动力，不利于促进核电企业发挥出良好的综合经济效益；再者，许多从事核电施工的技术人员自身并不具备丰厚的专业理论知识与实践操作经验，经常对待高危险系数的核电作业玩忽职守且不够认真负责，没有深入清晰的认识到安全管理的核心作用。
福清华龙一号核岛安装工程安全管理关键点
工程安全管理优秀案例分享
案例筛选
从公司内部或外部选取一些成功的工程安全管理案例，进行分享和交流。
案例分析
对选取的案例进行分析和解读，总结其成功经验和做法，为其他工程项目提供参 考和借鉴。
工程安全管理经验总结与展望
经验总结
对工程项目中的安全管理工作进行总结，提炼出一些有效的安全管理方法和措施。
业等，存在一定的安全风险。
工程安全管理体系
福清华龙一号核岛安装工程建立 了完善的安全管理体系，包括安 全管理组织架构、安全管理制度
、安全培训和演练等。
工程采用现代化安全管理手段， 如视频监控、实时监测、风险评
估等，确保现场作业安全。
工程实行严格的安全考核和奖惩 制度，对违规行为进行严厉处罚 ，同时对安全生产有突出贡献的
该工程位于福建省福清市，是福建省重点能源项目之一。
工程总投资额为100亿元人民币，建设周期为5年。
工程规模与特点
福清华龙一号核岛安装工程规模 庞大，涉及多个子系统、设备及
管道安装，技术难度较高。
工程涉及核安全、辐射防护、质 量保证等多个方面，对安全标准
和技术要求严格。
工程现场作业环境复杂，包括高 空作业、密闭空间作业、交叉作
人员防护措施
为现场人员提供必要的防护装备和设施，如安全帽、 防护服、手套等，保障其人身安全。
安全培训与教育
培训计划
制定详细的安全培训计划，包括培训内容、时间、地点等，确保 现场人员接受全面的安全培训。
培训内容
培训内容应包括安全规章制度、操作规程、应急处置等方面，提高 现场人员的安全操作技能和应急处置能力。
安全奖励与惩罚
2021年华龙一号工程项目的设计管理论文
华龙一号工程项目的设计管理论文华龙一号工程项目的设计管理论文变更设计是项目建设的“龙头”，如果设计进度及设计质量不满足要求，必将对项目工期及建造质量造成非常不利的影响。
福清5、6号机组作为“华龙一号”首堆示范工程，在首堆建设过程中，设计面临新材料、新设备、新工艺、接口多、工期紧等各种困难，设计及设计管理工作将更加艰巨。
为使“华龙一号”设计文件出版和FOＲUSE 管理、开口项管理、变更管理等工作更有针对性、更加有效地开展，设计管理部已建立了一套完整的管理措施。
设计管理部承担着“华龙一号”核电工程项目设计管理工作的重任，主要负责设计进度跟踪和协调、设计文件管理、设计变更管理等工作，确保现场工程建设顺利进行。
为了“华龙一号”世界首堆工程能按计划保质量的完成，设计管理部从设计文件出版和FOＲUSE管理、开口项管理、变更管理方面开创新的管理措施，进行精细化管理，使得各项工作都有专人负责，相关工作进展有效、过程受控。
(一)成立风险管控专项工作组为推进首堆工程设计文件按计划出版及宣布FOＲUSE，及时高效解决设计相关的上游输入、设备提资、采购与建安配合问题，由工程总承包方牵头成立“华龙一号首堆工程施工图纸风险管控专项工作组”，专门从事识别设计文件出版潜在的风险并及时采取有效管控措施来消除风险，确保设计文件能按期出版和宣布FOＲUSE。
目前专项工作组已建立了完善的工作机制，风险月度报告机制，每月定期提交风险月度报告;风险管控例会机制，定期召开风险管控专题会议，识别风险TOP10并制定风险管控措施，设计、采购、施工等各方及时反馈风险措施执行情况。
通过风险专项工作组的定人定措施的管控，提早辨识出设计文件出版和FOＲUSE风险，并进行跟踪、督促、协调直到风险消除。
(二)定期通报设计文件出版情况设计管理部以设计三级进度计划为基准每月定期统计设计文件出版情况，统计设计文件整体出版率、按计划出版率、月度按计划出版率等参数指标，并滞后出版设计文件清单、滞后FOＲUSE图纸清单、未来1个月需出版设计文件清单、未来1个月需FU图纸清单等，及时通报设计院、施工单位及业主方，以便各方及时准确了解设计进展情况，并根据设计文件出版情况及时开展相关工作，避免信息不对称，达到信息资源共享。
“华龙一号”核电调试期间工作控制管理策略应用
“华龙一号”核电调试期间工作控制管理策略应用发布时间：2021-04-06T07:55:03.020Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年1期作者：何涛[导读] 安装互不干涉，通过边界隔离为现场提供必要的安全条件，以保障人员和设备的安全。
福建福清核电有限公司福建福州 350318摘要：核电站的建设包括前期选址、论证、设计、建安、调试和运行这几个阶段，调试是承前启后的至关重要阶段，对建安完成的系统进行试验，以确保其满足设计要求。
在福清5/6号机组华龙一号首堆示范工程的调试过程中，通过对调试工作来源进行细分、对工作控制方式进行分级管理、对工作票进行分类控制等手段，确保了各项调试工作顺利开展。
关键词：华龙一号、调试、工作控制0 引言核电调试阶段需要投入相关源项（即通电、通水、通气、通汽等）执行试验，且建安、调试交叉作业任务多，调试期间的工作管控对现场安全尤为重要。
工作控制的目的是通过一系列管理措施对各项工作进行合理安排，以保障相应的试验、检修、安装互不干涉，通过边界隔离为现场提供必要的安全条件，以保障人员和设备的安全。
1 调试期间工作来源调试期间主要工作来源为调试试验、缺陷、日常运行、维护保养、安装尾项等，涉及内容多、状态切换频繁，易出现交叉作业，风险高、状态控制难，必须对确保各项工作合理有序。
1.1 调试试验执行调试对建安完成的系统进行功能测试，以验证各系统能满足设计要求。
调试试验是机组调试核心任务，调试部门编制有机组调试大纲等文件，对试验项目、目的、验收都进行详细规定。
1.2 调试缺陷处理调试阶段可能会因设备缺陷、安装偏差等原因会出现设备不可用情况，需进行维修处理，保证设备正常运行。
1.3 系统日常运行日常调试期间，电站的电气、通风消防、气源、水系统、气系统需要长期运行，以保障工艺系统稳定运行。
1.4 系统维护保养需按规范对设备进行定期维护保养，包括绝缘测试、油样检测等。
1.5 安装尾项安装单位需要介入调试系统执行安装尾项处理、首次设备投运、源项占用等工作。
纵深防御在“华龙一号”设计中的应用
纵深防御在“华龙一号”设计中的应用作者：张艳辉张琳郑俊来源：《电脑知识与技术》2020年第11期摘要：纵深防御贯穿于核电厂整个寿期（设计、建造、运行和退役）的各个阶段，以保证核电厂所有活动均置于重叠措施的防御之下，当有一种防御措施失效时，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。
本文介绍了纵深防御的目标和分层，结合“华龙一号”的基本技术特征，采用最新提出的能动与非能动相结合的安全系统设计理念，对纵深防御在“华龙一号”中的应用进行分析。
结果表明，“华龙一号”具有更高的安全性和经济性，满足最新的安全要求和国际上第三代核电的用户要求。
关键词：纵深防御;华龙一号;能动与非能动;核电厂中图分类号：TP29 文献标识码：A核能是一种安全且环境友好的能源，是国际能源可持续发展的重要组成部分，建设核电站必须始终坚持质量第一和安全第一的原则。
为了实现核安全目标，在核电厂的设计、建造、运行和退役各阶段采用纵深防御的原则，不仅从设备上而且从措施上提供多层次的重叠保护，以确保对反应堆功率有效控制，对燃料组件充分冷却，对放射性物质实现有效包容，使其不发生泄漏。
1核电厂纵深防御的目标和分层国家核安全局在2016年重新修订发布的《核动力厂设计安全规定》（HAF102）中指出：纵深防御要贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。
在整个设计和运行中贯彻纵深防御，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。
根据核电厂核安全事故的发展特点，纵深防御的三个目标为：（1）补偿或纠正设备故障或人员差错;（2）维持屏障本身的有效性并防止故障传播到全厂;（3）在屏障本身的有效性不能完全保持时，保护从业人员、公众和环境不致受到辐射伤害。
为了实现纵深防御的三个目标，根据核电厂运行特点，纵深防御通常设置为5个层次：预防、检测、保护、包容、应急。
“华龙一号”反应堆厂房内层安全壳设备闸门混凝土施工工法(2)
“华龙一号”反应堆厂房内层安全壳设备闸门混凝土施工工法“华龙一号”反应堆厂房内层安全壳设备闸门混凝土施工工法一、前言华龙一号反应堆是我国自主研发的第三代核电技术，具有国际领先水平。
而其厂房内层安全壳设备闸门混凝土施工工法是保证反应堆安全稳定运行的关键之一。
本文将对该工法进行详细介绍和分析。
二、工法特点该工法采用钢模板、绞刀振动和高流动性混凝土相结合的施工方法，具有施工速度快、施工质量高、施工工艺简单等特点。
三、适应范围该工法适用于华龙一号反应堆厂房内层安全壳设备闸门混凝土施工，能够满足反应堆厂房内层安全壳的要求。
四、工艺原理该工法通过采用钢模板定位、绞刀振动和高流动性混凝土的使用，使得混凝土在施工过程中能够完全填充并牢固固定在钢模板之间，从而保证了施工后的固定效果，并达到了安全稳定运行的要求。
五、施工工艺1. 钢模板安装：根据施工图纸要求，将合适大小的钢模板安装在预定位置，确保位置的准确性和稳定性。
2. 混凝土配制：根据设计要求，按照比例将水泥、砂子、骨料等材料进行混合，然后加入掺合剂和减水剂，调节混凝土的流动性和坍落度。
3. 浇筑混凝土：将配制好的混凝土从搅拌车中输送到机械搅拌车上，然后通过泵送至施工区域，注意控制混凝土的流动性和坍落度，并确保混凝土完全填充钢模板之间的空隙。
4. 绞刀振动：在混凝土表面使用绞刀振动器进行振动，能够有效除去混凝土中的气泡，提高混凝土的密实性和质量。
5. 养护：施工完成后，及时进行混凝土养护，保持适宜的湿度和温度，以促进混凝土的早期强度发展和硬化。
六、劳动组织根据施工图纸和工艺要求，合理安排施工人员，明确各个工种的职责和任务，确保施工过程的协调与高效。
七、机具设备该工法所需的机具设备包括钢模板、绞刀振动器、机械搅拌车、泵送设备和养护设备等。
这些设备具有稳定的性能、高效的工作能力，能够满足施工的需要。
八、质量控制为了确保施工质量达到设计要求，需要采取以下措施：1. 混凝土配制质量控制：严格按照设计要求进行成分比例的控制，并对原材料进行检测和验收。
华龙一号二次侧非能动余热排出系统与事故应对策略
华龙一号二次侧非能动余热排出系统与事故应对策略华龙一号是我国借鉴国际三代核电先进理念，吸收福岛核事故经验，采用国际最高标准自主研发设计的三代核电机型，拥有自主知识产权。
其主要设计思想是采用能动与非能动相结合的安全系统，从而降低CDF（堆芯损坏概率）和LRF（大量放射性物质释放至环境概率）值，满足三代核电设计标准。
本文主要介绍华龙一号二次侧非能动余热排出系统（PRS）及事故应对策略。
二.二次侧非能动余热排出系统（PRS）二次侧非能动余热导出系统（PRS，图一）是在发生全厂失电且辅助给水系统汽动泵失效情况下，通过蒸汽发生器导出堆芯余热和反应堆冷却剂系统设备储热，在72小时内将反应堆维持在安全状态。
PRS系统设置三个系列，分别对应三台蒸汽发生器，每个系列包括一个换热水箱，一台应急余热排出冷却器，两台应急补水箱和电动阀门组成。
事故情况下，该系统投入，蒸汽发生器产生的蒸汽随着蒸汽管道进入应急余热排出冷却器管侧，将热量传递给换热水箱，随后蒸汽冷凝为水，流出应急余热冷却器，注入蒸汽发生器二次侧，在蒸汽发生器中加热后再变成蒸汽，随蒸汽管道进入冷却器，形成自然循环。
二次侧非能动余热排出系统通过蒸汽发生器将反应堆冷却剂中的热量传递到应急余热排出冷却器，然后传递给换热水箱中的水，进而通过换热水箱中水的蒸发将热量最终带出，维持反应堆的安全。
系统投入时，应急补水箱的电动隔离阀会自动开启，使应急补水箱中的水注入蒸汽发生器二次侧，补偿蒸汽发生器二次侧水位降低。
补水箱水位低时，补水箱上下游隔离阀自动关闭，防止蒸汽旁通进入补水箱。
图一二次侧非能动余热排出系统PRS系统可在下述两种事故工况下由自动信号触发动作：—全厂失电且汽动辅助给水泵故障，蒸汽发生器丧失全部给水。
—正常给水和启动给水系统丧失，随后辅助给水系统启动失效。
PRS系统自动启动信号为：—1台蒸汽发器水位低低出现8分钟，延时45s，或1台蒸汽发生器水位低低，且给水流量低，延时45s；—3台蒸汽发生器辅助给水流量低；—3台蒸汽发生器水位低三。
浅谈海外“华龙一号”应急柴油发电机组施工管理
浅谈海外“华龙一号”应急柴油发电机组施工管理作者：王昭焜来源：《理论与创新》2020年第11期【摘要】我国自主设计建造的第三代核电站“华龙一号”的海外首堆，位于巴基斯坦卡拉奇市郊，工程在建设中遇到了比其他核电项目更多的困难，气候条件恶劣、自然资源匮乏、由于宗教信仰差异导致地区局势紧张、人员物资运输困难，甚至由于长期养成的生活习惯，使得当地劳动力的劳动技能和效率也远不及国内。
应急柴油发电机组作为核电厂内中压应急交流电源，为带有应急厂用设备的6.6kV交流应急配电系统供电。
主要作为重要厂用水系统、设备冷却水系统、化学和容积控制系统等系统相关设备及主泵顶轴油泵的备用电源，由于巴方当地电网不稳定，应急柴油发电机组能否在相关试验前顺利投用，以保证设备安全和系统安全进行就显得格外重要。
【关键词】华龙一号;应急柴油发电机组引言“华龙一号”堆型单台机组设置两套应急柴油发电机组装置，构成核电厂内中压应急交流电源，为带有应急厂用设备的6.6kV交流应急配电系统供电。
在电厂外部交流电源全部失去的条件下，每套柴油发电机组装置均有能力满足应急厂用设备用电要求，以确保反应堆安全停堆，并且防止由于正常的外部电源系统失电而导致重要设备的损坏。
应急柴油发电机组对核电站的安全起着极其重要的作用。
1.安装阶段重难点分析柴油发电机组施工涉及专业多、工程量大、施工过程庞杂，安装及后续调试工作需组织设计、土建、安装、调试等各方召开专题会梳理施工过程中的关键路径、重点难点，细化并优化施工逻辑和施工计划。
柴油机安装形式为过渡板焊接，调整设备水平度的主要方式就是控制好过渡板的水平度，根据设计文件要求单块过渡板上表面的水平度小于0.5mm/m，基础总长度范围内标高差不大于2mm，但土建预埋板由于浇筑混凝土时冲击，导致预埋板不平，过渡板安装在预埋板上无法保证其达到设计要求。
针对基础预埋板不平整的问题，在土建移交后，设备就位前对其进行涂抹红丹粉研磨，尽量研磨成一个平面，保证预埋板与过渡板的接触面积，并配合测量人员对预埋板的水平度进行测量，分析预埋板是否为一个表面，测量精度保证在0.1mm以内。
C公司华龙一号核电工程设计管理问题与对策研究
设计质量控制
设计进度控制
设计资源整合
华龙一号核电工程设计管理的关键问题
CHAPTER
03
C公司华龙一号核电工程设计管理现状及问题分析
C公司华龙一号核电工程设计管理现状
C公司作为国内领先的核电工程设计公司，拥有丰富的核电工程设计经验和技术实力。
华龙一号核电工程是C公司的重要项目之一，旨在打造具有自主知识产权的第三代核电技术。
研究目的与方法
本研究旨在揭示C公司华龙一号核电工程设计管理中存在的问题，提出相应的对策和建议，为改进设计管理提供参考。
研究目的
采用文献综述、案例分析和访谈等方法，收集和分析C公司华龙一号核电工程设计管理的相关资料，识别存在的问题，提出改进措施。
研究方法
CHAPTER
02
核电工程设计管理概述
核电工程设计管理定义
02
加强设计过程中的质量控制
实行设计文件校审制度，确保设计质量符合要求。
去除冗余的环节，缩短设计周期。
简化设计流程
利用数字化设计和仿真技术，提高设计效率和精度。
引入先进的设计工具和技术
与施工单位保持密切沟通，确保设计意图得以准确实现。
加强设计与施工的衔接
优化设计流程与提高工作效率
组织内部培训，分享经验和技术，提高整体设计水平。
03
C公司华龙一号核电工程设计管理存在的问题
02
01
矩阵式组织架构虽然有利于资源的共享和协同工作，但也可能导致权责不清、沟通不畅等问题。
C公司华龙一号核电工程设计管理问题原因分析
组织架构复杂
C公司在华龙一号核电工程设计管理方面缺乏经验，对项目进度、预算和质量等方面的管理不够到位。
项目管理能力不足
“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR风险管理
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR风险管理牛世鹏1，余 蕴1，刘 宇1，牛岳鹏2，张佳佳3,*（1. 中国核电工程有限公司，北京 100840；2. 中国华能集团有限公司南方分公司，广东 广州 510623；3. 生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）摘要：“华龙一号”严重事故下可能发生蠕变诱发SGTR事故，导致一回路放射性物质旁通安全壳，进而造成放射性物质大量释放。
因此，在核电厂严重事故管理和二级PSA中，需要开展蠕变诱发SGTR风险研究和管理。
基于Larson-Miller蠕变失效模型，结合ROAAM方法，综合考虑了传热管缺陷和过渡段水封对蠕变诱发SGTR的影响，开发了“华龙一号”一回路蠕变失效模型。
在此基础上，自主开发了“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR概率计算程序PACIS。
采用PACIS程序，以“华龙一号”为研究对象，选取了一回路高压且二次侧丧失给水的典型事故序列进行了蠕变诱发SGTR概率分析。
为“华龙一号”严重事故管理导则中蠕变诱发SGTR事故预防和缓解策略提供了理论支持。
结果表明通过开展“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR风险研究，并在严重事故管理和二级PSA中进行了应用，有效提高了“华龙一号”应对严重事故的能力。
关键词：“华龙一号”；蠕变诱发SGTR；严重事故管理；二级PSA中图分类号：TL364.5文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0048-09The Study of Creep Induced SGTR in SevereAccident for HPR1000NIU Shipeng1，YU Yun1，LIU Yu1，NIU Yuepeng2，ZHANG Jiajia3,*（1. China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China；2. China Huaneng Group Co.，Ltd.，Southern Branch，Guangzhou of Guangdong Prov．510623，China；3. Nuclear and Radiation Safety Center，Ministry of Ecology andEnvironment，Beijing 100082，China）Abstract：The creep induced SGTR may arise in severe accident, which may bypass the containment and lead to the large release of fission products. Therefore, it is essential for______________________收稿日期：2020-12-18作者简介：牛世鹏（1988—），男，河北定州人，工程师，博士，现主要从事核电厂严重事故管理和二级概率安全分析方面研究通讯作者：张佳佳，E-mail：***********************48severe accident management and level 2 PSA to evaluate the risk of creep induced SGTR in severe accident. In this paper, the deterministic creep rupture model for primary circuit was constructed based on Larson-Miller creep rupture model, together with ROAAM method, considering the influence of steam generator tube flaws and loop seal. On the basis of the deterministic model, the creep induced SGTR probabilistic analysis program PACIS was developed for HPR1000. Then take the HPR1000 as the study object, the probabilities of creep induced SGTR for representative accident sequences were assessed with PACIS. The results provide theoretical support for the prevention and mitigation strategies of creep induced SGTR in SAMG of HPR1000. The study on creep induced SGTR for HPR1000, which was applied on severe accident management and level 2 PSA, improved the ability to deal with severe accident for HPR1000 effectively.Key words：HPR1000；Creep induced SGTR；Severe accident management；L2 PSA核电厂发生严重事故后，堆芯裸露并逐渐熔化，堆内流体被持续加热，堆内流体将会经由一回路热管段、蒸汽发生器传热管、过渡段和冷管段形成自然循环。
“华龙一号”设计中风险指引技术的应用
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孙 金 龙 ，马 超 ，卢 文魁 。喻新 利 。张 国 强 ，张 雪霜 ，邓 伟 。闰 林 ，王玉 卿 ，杨 健
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可 用 性 要 求 、可 达 性 要 求 、支 持 系统 设 计 要 求 等 一 系 列 设 计 要 求 。这 些 要 求 的 实 现 最 终 显 著 提 高 了 “ 华 龙
一
号 ” 应 对 严 重 事 故 能 力 ，并 为 “ 华 龙 一 号 ” 安 全 目标 的最 终 实 现 提 供 了 充 分 的保 障 。
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文 章 编 号 ：ｌ ６ ７ ４ － １ ６ １ ７（ ２ Ｏ １ ７ ）０ ４ — ０ ４ ８ ９ － ０ ５
关 键 词 ：严 重 事 故 管理 ；“ 华龙一 号” ；设 计 要 求
中 图 分 类 号 ：ＴＬ ４ 文 献 标 志 码 ：Ａ
ＤＯＩ ：１ ０ ． １ ２ ０ ５ ８ ／ ｚ ｇ ｈ ｄ ． ２ Ｏ １ ７ ． Ｏ ４ ． ４ ８ ９
总 体 技 术
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核 电厂 严重事 故管理 要求 在 “ 华龙一号’ ’ 设 计 中 的 应 用
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（ 中 国 核 电 工 程 有 限 公 司 ．北 京 １ ０ ０ ８ ４ ０ ）
摘 要 ：“ 华 龙 一 号 ” 是 我 国 自主 研 发 的三 代 核 电机 组 ，其 设 计 应 满 足最 新 的 核 安 全 法 规 标 准 要 求 。在 国 际 国
内最 新 核 安 全 法 规 标 准 中 ，针 对 核 电 厂 应 对 严 重 事 故 措 施 的 设 计 均 提 出 了 明 确 的要 求 。在 发 生 严 重 事 故 的
情 况 下 ，核 电厂 应 设 置 完 善 的严 重 事 故 缓 解 措 施 ，以 防止 大 量 放 射 性 物 质 的 释 放 。 为 确 保 “ 华 龙 一 号 ” 严
重 事 故 应 对 措 施 设 计 满 足 最新 核 安 全 法 规 标 准 中 的 相 关 要 求 ，在 “ 华 龙 一 号 ” 设 计 中 ，从 严 重 事 故 管 理 要 求 的 角度 出 发 ，结 合 “ 华 龙 一 号 ” 的 严 重 事 故 管 理 总 体 策 略 ，提 出 了严 重 事 故 缓 解 措 施 设 计 的功 能 要 求 、