秦山核电站控制棒驱动机构泄漏分析及修复

秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告

秦山三期（重水堆）核电站工程可行性研究报告 缩写本 主要完成单位：上海核工程研究设计院 主要完成人：林伟贤、夏祖讽、邱启运、顾树川、刘健研究起止时间： 2000 年 7 月 目录 第一册总论 第二册电力系统 第三册厂址选择 第四册工程方案 第五册环境影响评价 第六册安全评价 第七册经济分析 第八册质量保证 第九册图册（略） 第一册总论 遵照国务院领导关于不改变我国发展压水堆核电站技术路线的前提下，可以适当引进重水堆发电能力的指示，中国核工业总公司与加拿大原子能公司（ AECL）之间经过双方多次组团互访，协商讨论，确定了利用加方贷款购买两台加拿大 CANDU6型核电机组的意向。 1995 年 5 月中核总和加原子能公司签署了" 在中国秦山合作建造两台CANDU6机组的意向性协议，进一步确立了双方在秦山建造核电站的意向。此

间，国务院下文，重水堆核电厂址考虑放在秦山，按国家有关项目审批程序， 抓紧提出项目建议书，报国家计委审批。 1995 年 8 月" 秦山三期（重水堆）核电工程项目建议书" 由业主秦山核电 公司编报，中核总预审，报电力工业部初审提出意见报国家计委审批。同时 委托上海核程研究设计工院编写" 秦山三期（重水堆）核电站工程可行性研究 报告 " 秦山三期（重水堆）核电厂预选的两个厂址系 1991 年在秦山再建三十万千瓦核电站工程选用的厂址。在原审查意见的基础上，结合重水堆核电站对 厂址要求的特点，做了大量的数据收集、补充评估，试验验证工作，具有很好的选用基础。两个厂 址均属于秦山地区，邻近抗州湾，厂址总平面布置系一山体，不占良田，不需拆迁，位于区域地壳 稳定性分区中的稳定区内。附近区域内无发震构造，水文地质条件简单，无不良地质现象。 1995 年 8 月，初可研究报告审查通过，纪要明确了螳螂山厂址。按纪要 精神要求，为了更好深入对厂址进行可行性研究，上海核工程研究设计院提 出了有关厂址条件的水文，水工、地质、地震、环境保护等 18 个内容专题，对外委托专项课题进行试验研究。 浙江省具有建设核电站的比较良好的自然条件，华东电网又具有承受装设大容量核电机组的 能力，在浙江秦山建设大容量核电站以缓解华东电网和浙江省的缺电局面是十分必要的，对改善华 东地区的能源结构，保证电网安全，减轻运输压力和改善环保条件都具有很重要的战略意义。 秦山三期工程是利用加拿大的重水堆技术，以购买发电容量为目的的交 钥匙工程，从加拿大引进两座 CANDU6型 700MW级重水堆核电机组，每台机组总电功率为 728MW，同时考虑其配套的送变电工程。秦山三期核电工程以韩国月城 3#、4#机组为参考电厂。 CANDU6型 700MW级核电机组为经过实际验证的技术成熟的安全可靠的商 用堆型，具有采用天然铀为燃料，重水为慢化剂和冷却剂、水平压力管式结 构，不停堆更换燃料，负荷因子较高和建设周期较短等特点。

秦山核电站实习报告

《电气工程认识实 习》 实习报告 实习班级：____ 学生学号：__ 学生姓名：______ 实习地点：_____ 指导教师：______ 实习成绩：____________

2011 年11 月04 日 实习地点：浙江省嘉兴市 嘉化能源化工有限公司 中核集团秦山核电有限公司 实习时间：2011年11月1日至2011年11月4日 实习目的 通过参观工厂的生产实际，将理论知识与生产实践相结合，优化知识结构，提高思考分析能力。在参观过程中，通过向技术人员提问学习，了解与初步掌握本专业相关产品技术参数等方面的实际知识和相关标准，增强对发电机控制设备，蒸汽锅炉，核能源发电系统，控制系统及辅助设备的组成及结构的具体知识，为今后专业课程的学习、专业课程设计及毕业设计打下良好的基础。此外，经过对热电厂和核电站的实地了解，为今后专业课更好的深入理论掌握理论，打下基础。

实习内容： 对于任何一个企业，安全生产是第一。在浙江嘉化能源化工有限公司的嘉化兴港热电厂发电机组参观前，需要接受的课程是企业安全生产教育。企业的生产以“安全第一，预防为主”为方针。学习了参观实习前需要的各个注意环节，佩带安全防护装备，以及相应的事故处理方法技巧。企业必须对新工人进行安全生产在施工或维修现场活动需戴安全帽， 安全帽有规定的戴法，正确的佩戴才能起到安全防护，缓冲重物砸击的力量，否则安全帽将失去保护头部的作用。 发生氯气泄漏事件时，切忌惊慌，应向上风向地区转移，并用湿毛巾护住口鼻；到了安全地带立即休息，避免剧烈运动，以免加重心肺负担，恶化病情；眼或皮肤接触液氯时立即用清水彻底冲洗，中毒者可适当使用钙剂、维生素C和脱水剂；早期足量使用糖皮质激素和抗生素，可以减轻呼吸道和肺部损伤； 三氧化硫发生泄漏时可以看到白色的雾团，因为三氧化硫极易与水凝结形成强酸，所以应避免三氧化硫与眼睛鼻子等有水存在的器官接触，以免受到严重的伤害。见到白色的雾团要及时躲开并往上风口地区移动。 安全教育结束后有笔试部分以巩固相关知识，然后便可进入实地参观实习。

关于秦山核电对周边的影响的调查

关于秦山核电站对周边的影响的调查xxxxxx xx xxx 一．调查目地：希望通过这次调查报告活动增加周围居民对核电站的认识，增强主人翁意识更加关注身边的核电站。有利于减少和缓解周围群众对核电站的恐慌和错误认识。 二．调查形式：实地考察·调查问卷和走访群众 三．调查人员：xx 四．调查时间地点：2012年11月11日，浙江省嘉兴市海盐县秦山镇 调查内容：秦山核电站是中国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水核电站，地处浙江省海盐县。由中国核工业集团公司100%控股，秦山核电公司负责运行管理。采用目前世界上技术成熟的压水堆，核岛内采用燃料包壳、压力壳和安全壳3道屏障，能承受极限事故引起的内压、高温和各种自然灾害。一期工程1984年开工，1991年建成投入运行。年发电量为17 亿千瓦时。二期工程将在原址上扩建2台60万千瓦发电机组，1996年已开工。三期工程由中国和加拿大政府合作，采用加拿大提供的重水型反应堆技术，建设两台70万千瓦发电机组，于2003年建成。

调查背景：世界的问题，最牵动世界人民的心的就是核问题。每次世界上发生关于“核”的问题总会引来一大片反对发展核工业的声音。比如说美国的三里岛，前苏联的切尔诺贝利还有日本的福岛，一旦发生核战争，甚至是核泄漏都是人类所无法承受的。所以核电的安全一直牵动着人们的神经。前段时间秦山镇出口到日本的大白菜被退回，理由是白菜的核辐射超标。秦山核电站就在我家的不远处，我的高中更是在核电站边上，身边有许多人也是核电站的工作人员。核电一期去年庆祝安全运行20年。这次周末回家我和一个同学一起到核电站去了一趟，核电站给人的感觉还是这么威严，看着反应堆的安全壳就会被它们所震慑，给人一种安全感。但还有很多人担心核电站会泄漏甚至爆炸，担心核辐射对人们的健康有影响。当地有这样一句话进核电站工作是用子孙后代的幸福来作为这一生富足的代价。 调查结果： 1.老一辈的爷爷奶奶尤其是文化程度不是很高的对于核电站持

【CN110047604A】核电站控制棒驱动机构更换方法【专利】

(19)中华人民共和国国家知识产权局 (12)发明专利申请 (10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201910307438.7 (22)申请日 2019.04.17 (71)申请人 岭东核电有限公司 地址 518048 广东省深圳市福田区深南大 道2002福中三路中广核大厦17层 申请人 中广核核电运营有限公司　 中国广核集团有限公司　 中国广核电力股份有限公司 (72)发明人 张建平　李杰　左智成　孙士杰　 张飞　魏士明　熊志亮　邱振生　 (74)专利代理机构 广州华进联合专利商标代理 有限公司 44224 代理人 易长乐　何平 (51)Int.Cl. G21C 19/20(2006.01) G21C 19/36(2006.01) (54)发明名称核电站控制棒驱动机构更换方法(57)摘要本发明涉及一种核电站控制棒驱动机构更换方法，其步骤包括：去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口；测量返修坡口的尺寸；将在役控制棒驱动机构脱离于压力容器顶盖管座；根据测量的返修坡口的尺寸提供未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构，使未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座螺纹连接并形成焊接坡口，焊接坡口与返修坡口的尺寸相同；以及对焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝。本发明能够根据测量的返修坡口尺寸确定未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸，以使未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸满足焊接的需求，提高 了设备的装配和焊接精度。权利要求书2页 说明书5页 附图5页CN 110047604 A 2019.07.23 C N 110047604 A

秦山核电新员工培训

竭诚为您提供优质文档/双击可除 秦山核电新员工培训 篇一：秦山核电站实习 核技术与自动化工程学院 实习报告 实习内容：□课程设计□生产实习□参观实习实习形式：□集中□分散 专业名称：核工程与核技术核技术 指导老师（职称）： 实习单位：中核核电运行管理有限公司 实习时间：年月日至年月日 20XX年5月 秦山核电站实习 摘要 本次报告主要介绍了秦山核电站的总体概况、核电站运行过程、海水防腐蚀措施及管理、二期工程反应堆保护系统的研制、核电站的无线通信设计特点以及核电站所在地区的环境问题的了解与调查。

关键词：秦山核电站运行 海水防腐通信 目录 第1章前言................................................. ................................................... .. (4) 2.1实习目的................................................. ................................................错误！未定义书签。 2.2实习内容................................................. ................................................错误！未定义书签。 2.2.1概述................................................. ................................................... (6) 2.2．2反应堆结构................................................. ...................................................

中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验

第28卷第3期核科学与工程Vol.28N o.3 2008年9月Chinese Journal of N uclear Science and Engineering Sep.2008中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验 宋青1,孙磊2,杨红义1,金跃庆1,文静1,刘桂娟1 (11中国原子能科学研究院,北京102413;21中国核动力研究设计院,四川成都610041) 摘要:池式钠冷快堆的控制棒驱动机构具有细长、结构非线性和多激励点等特征,因此其抗地震性能鉴定问题一直受到世界发展快堆国家的重视。介绍了在竖井式多点激励地震台上所完成的对中国实验快堆(简称CEFR)控制棒驱动机构的抗震鉴定试验。试验结果表明,该型控制棒驱动机构的功能完好性和结构完整性满足设防地震下的规范要求。 关键词:中国实验快堆;控制棒驱动机构;抗震试验;OBE;SSE 中图分类号:T L43文献标识码:A文章编号:0258-0918(2008)03-0218-06 Seismic appraisal test of control rod drive mechanism of China Experiment Fast Reactor SONG Qing1,SUN Lei2,YAN G H ong-y i1,JING Yue-qing1, WEN Jing1,LIU Gu-i juan1 (11C hina Institute of Atomic En ergy,Beijing102413,C hina; 21Nuclear Pow er Institute of Ch ina,Chengdu of Sichuan Prov.610041,Chin a) Abstract:The structure of the control r od drive m echanism in pool type sodium-coo led fast reactor is the char acterized by lo ng,thin,and geometric nonlinearity,and the seis-m ic load is m ultiple activation.The ant-i seismic evaluation is alw ays paid gr eat attention by the countries developing the techno logy w or ldw ide.This article introduces the seis-m ic appraisal test of the co ntro l ro d drive m echanism of China Exper im ental Fast Reac-tor(CEFR)per for med on a seismic platfo rm w hich is vertical shaft style and multiple activ ation.The result o f the test show s the structur al integ rity and the function of the control rod drive mechanism could m eet the desig n requirements o f the earthquake inten-sity. Key words:China Ex periment Fast Reactor;co ntro l rod drive mechanism;seism ic ap-praisal test;OBE;SSE 收稿日期:2008-07-28;修回日期:2008-08-27 作者简介:宋青(1973)),男,吉林人,高级工程师,从事反应堆本体设计工作 218

秦山核电讲解词

展厅讲解词（草稿） 一、基地总体介绍 秦山核电基地是我国大陆核电的发源地，位于浙江省嘉兴市海盐县，紧傍风景秀丽的杭州湾，地处华东电网负荷的中心地区。目前，秦山核电基地共有9台运行机组，总装机容量656.4万千瓦，年发电量约500亿千瓦时，是我国核电机组数量最多、堆型最丰富、装机最大的核电基地。秦山核电业主公司负责9台机组资产经营管理和运行监督，中核核电运行管理有限公司受业主公司委托负责9台机组运行管理。 自1981年国务院批准建设我国大陆首座核电站以来，秦山核电基地成功实现“中国核电从这里起步”、“走出一条核电国产化的道路”、“核电工程管理与国际接轨”、我国核电“从30万千瓦到100万千瓦”自主发展的历史跨越，形成了安全环保、自主创新、群堆管理、人才摇篮、文化引领、对外服务、公众沟通、企地共融的秦山特色，在我国核电事业发展中发挥着重要的示范作用，被誉为“国之光荣”。 秦山一期是我国自行设计、自行建造、自己运行管理的第一座原型压水堆核电站。装机容量31万千瓦，设计年负荷因子65%，机组设计寿命30年，工程总投资为17.75亿元人民币。1981年，国务院批准秦山核电站开工建设；1985年3月20日，工程正式开工；1991年12月15日，首次并网发电；1994年4月1日，投入商业运行。秦山一期30万千瓦级核电机组是国家“六五”计划重点建设项目之一，它的建成发电不仅结束了中国大陆无核电的历史，实现了零的突破，而且标志着中国核工业的发展上了一个新台阶，使我国成为继美、英、法、苏、加拿大、瑞典之后第七个能够自行设计、建造首座核电站的国家，被誉为“中国核电从这里起步”、“国之光荣”。秦山一期30万千瓦级核电机组自1991年发电至今，已安全运行了24年。

秦山核电站安全稳定运行参考文本

秦山核电站安全稳定运行 参考文本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

秦山核电站安全稳定运行参考文本使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 秦山核电站已于日前超额完成全年发电任务并顺利与 华东电网脱离，进入第五次换料检修阶段。 位于浙江海盐的秦山核电站是我国自主设计建造的第 一座核电站，今年以来它共发电２０．３５亿千瓦时，向 华东电网提供了１９．０３亿千瓦时的电力，储蓄满功率 运行天数达到投运以来的第三位。它的安全稳定运行，对 我国核电国产化起着积极的推动作用。 有关专家透露，秦山核电站曾在第四次换料期间进行 了全面的设备整修，今年的运行业绩表明，之前的预见性 维修达到了预期的效果，与核安全相关的设备运行良好。 经环保部门监测表明，电站运行没有对周围环境造成影 响，有关数据始终保持在国家法规限定的标准之内。

与此同时，秦山核电基地二期两台６０万千瓦、三期两台７０万千瓦核电站工程建设也进展顺利，已全面进入设备安装阶段，预计２００２年、２００３年将相继建成发电 [1] 请在此位置输入品牌名/标语/slogan Please Enter The Brand Name / Slogan / Slogan In This Position, Such As Foonsion

秦山核电站实习报告

《电气工程认识实 习》 实 习 报 告 实习班级：____ 学生学号：__ 学生姓名： __ ____

实习地点：___ __ 指导教师：___ ___ 实习成绩：____________ 2011 年11 月04 日 实习地点：浙江省嘉兴市 嘉化能源化工有限公司 中核集团秦山核电有限公司 实习时间：2011年11月1日至2011年11月4日

实习目的 通过参观工厂的生产实际，将理论知识与生产实践相结合，优化知识结构，提高思考分析能力。在参观过程中，通过向技术人员提问学习，了解与初步掌握本专业相关产品技术参数等方面的实际知识和相关标准，增强对发电机控制设备，蒸汽锅炉，核能源发电系统，控制系统及辅助设备的组成及结构的具体知识，为今后专业课程的学习、专业课程设计及毕业设计打下良好的基础。此外，经过对热电厂和核电站的实地了解，为今后专业课更好的深入理论掌握理论，打下基础。 实习内容： 对于任何一个企业，安全生产是第一。在浙江嘉化能源化工有限公司的嘉化兴港热电厂发电机组参观前，需要接受的课程是企业安全生产教育。企业的生产以“安全第一，预防为主”为方针。学习了参观实习前需要的各个注意环节，佩带安全防护装备，以及相应的事故处理方法技巧。企业必须对新工人进行安全生产在施工或维修现场活动需戴安全帽，安全帽有规定的戴法，正确的佩戴才能起到安全防护，缓冲重物砸击的力量，否则安全帽将失去保护头部的作用。 发生氯气泄漏事件时，切忌惊慌，应向上风向地区转移，并用湿毛巾护住口鼻；到了安全地带立即休息，避免剧烈运动，以免加重心肺负担，恶化病情；眼或皮肤接触液氯时立即用清水彻底冲洗，中毒者可适当使用钙剂、维生素C和脱水剂；早期足量使用

秦山核电站二期扩建

核电厂结构地基土参数随机性分析 梁万顺,贺旭霞 (核工业第二研究设计院建筑所，北京，100840) 摘要：核电厂结构的抗震分析在核电厂结构的工程设计中占有很重要的地位，因此解决其抗震分析中存在的问题至关重要。核电厂结构的抗震分析主要包括以下几个方面的内容：第一，结构的动力特性分析（包括FRS分析等）；第二，土-结构相互作用（SSI）分析；第三，影响动力特性的地基土参数不确定性分析。文中重点针对第三个问题通过实际工程算例进行研究分析，并总结以往的研究成果，最终得出相关的一般性结论，以更好的指导实际的工程应用。 关键词：核电厂结构(NPP)；抗震分析；楼层反应谱分析（FRS）；土-结构相互作用（SSI）； ANSYS程序；Class程序；极限安全地震震动；运行安全地震震动 中图分类号：文献标识码：A Analysis and Summarization of Some Problems in Aseismatic Analysis of NPP Structure Wanshun Liang，Xuxia He Beijing Institute of Nuclear Engineering，Beijing 100840 Abstract: Aseismatic analysis for Nuclear Power Plant (NPP) is very important in its engineering designs .So it is significant to solve the problems of aseismatic analysis for Nuclear Power Plant. Problems in aseismatic analysis for Nuclear Power Plant are as the follows mainly: Firstly, dynamic analyses(including Time-history analysis ,FRS analysis，etc.). Secondly , soil-structure dynamical interaction(including SSI effect influence analysis). Thirdly, analysis about the uncertainty of the dynamical parameters of soils (including sensitivity analysis of FRS soil parameters uncertainty). In this paper, some dynamic analysis are carried out for the third problems through engineering examples under some different conditions，then some other studies about these problems are consulted and compared with. In the end, some conclusions are obtained , and the conclusions of this paper would provides some references for the aseismic design of NPP and the evaluation of the sensitivity of FRS to SSI effect and soil parameters uncertainty. Keywords: Nuclear Power Plant(NPP)，Aseismatic analysis of NPP，Analysis of Floor Response Spectra(FRS) ，ANSYS Program，CLASS Program，Dynamical Interaction of Soil-Structure，Ultimate safety ground motion, Operation safety ground motion.

秦山核电站安全稳定运行(正式版)

文件编号：TP-AR-L2178 In Terms Of Organization Management, It Is Necessary To Form A Certain Guiding And Planning Executable Plan, So As To Help Decision-Makers To Carry Out Better Production And Management From Multiple Perspectives. （示范文本） 编订：_______________ 审核：_______________ 单位：_______________ 秦山核电站安全稳定运 行(正式版)

秦山核电站安全稳定运行(正式版) 使用注意：该安全管理资料可用在组织/机构/单位管理上，形成一定的具有指导性，规划性的可执行计划，从而实现多角度地帮助决策人员进行更好的生产与管理。材料内容可根据实际情况作相应修改，请在使用时认真阅读。 秦山核电站已于日前超额完成全年发电任务并顺利与华东电网脱离，进入第五次换料检修阶段。 位于浙江海盐的秦山核电站是我国自主设计建造的第一座核电站，今年以来它共发电２０．３５亿千瓦时，向华东电网提供了１９．０３亿千瓦时的电力，储蓄满功率运行天数达到投运以来的第三位。它的安全稳定运行，对我国核电国产化起着积极的推动作用。 有关专家透露，秦山核电站曾在第四次换料期间进行了全面的设备整修，今年的运行业绩表明，之前的预见性维修达到了预期的效果，与核安全相关的设

备运行良好。经环保部门监测表明，电站运行没有对周围环境造成影响，有关数据始终保持在国家法规限定的标准之内。 与此同时，秦山核电基地二期两台６０万千瓦、三期两台７０万千瓦核电站工程建设也进展顺利，已全面进入设备安装阶段，预计２００２年、２００３年将相继建成发电 [1] 此处输入对应的公司或组织名字 Enter The Corresponding Company Or Organization Name Here

秦山三期CANDU核电厂堆芯结构

秦山三期CANDU核电厂堆芯结构 摘要：详细描述了秦山三期CANDU核电厂的堆芯结构,堆内构件的组成及其功能。这些堆内构件包括排管容器、堆腔室、燃料通道组件和反应性控制组件。关键词：坎杜堆，排管容器，堆腔室，燃料通道组件，反应性控制组件 1堆芯结构概述 CANDU26反应堆堆芯的总体布置如图1所示。反应堆堆芯组件包括:一个水平安置的不锈钢排管容器,排管容器内贯穿排列着380个排管,反应性控制机构在排管之间垂直或水平方向穿过排管容器。整个反应堆组件安装在混凝土的排管容器室即堆腔室,并且由堆腔室两头的端屏蔽墙支撑。 图1CANDU26反应堆堆芯总体布置图 1———排管容器;2———排管容器外壳;3———排管容器管;4———嵌入环;5———换料机栅格板;6———端屏蔽延伸管;7———端屏蔽冷却管;8———进出口过滤器;9———钢球屏蔽;10———端部件;11———进水管;12———慢化剂出口;13———慢化剂入口;14———通量探测器和毒物注入;15———电离室;16———抗震阻尼器;17———堆室壁;18———通到顶部水箱的慢化剂膨胀管;19———薄防护屏蔽板;20———泄压管;21———爆破膜;22———反应性控制棒管嘴;23———观察口;24———停堆棒;25———调节棒;26———控制吸收棒;27———区域控制棒;28———垂直通量探测器;29———排管容器管板 2排管容器和堆腔室 图2是排管容器结构简图,排管容器的两头由端屏蔽墙封闭和支撑。每个端屏蔽包括内管板和外管板,380根排管及内含的燃料通道贯穿通过,排管以中心间

距为28.6cm的正方形栅格排列,管板同周边的壳体联结。两头的端屏蔽墙一起为排管容器和燃料通道提供支撑,每个端屏蔽的内外管板之间填充有钢球和轻水,为工作人员提供屏蔽。端屏蔽冷却是堆腔室冷却系统的一部分。 排管容器内充满低温低压的重水慢化剂,重水慢化剂从两边对应且呈扇形分布于壳体侧边的管嘴进入排管容器,从排管容器底部的两个出口排出。排管容器整个安在衬有钢覆面并充满轻水的预应力混凝土堆腔室之内。 尽管部分慢化剂系统是按照3类要求制造的,而排管容器是严格按照2类要求制造的,其制造标准是根据加拿大标准协会N285.0-95以及“CANDU核电厂承压系统和部件的一般要求”,并且参照ASME有关锅炉和压力容器标准的第三节“核电厂部件建造准则”以及第NC子节“2类部件准则”等的要求进行的。 排管容器用不锈钢制造,其主壳体的直径是7.65m,堆芯内侧长5.94m,壳体壁厚28.6mm。放置排管容器的堆腔室是一个矩形的钢筋混凝土结构,顶部开口由反应性控制机构平台封闭。 反应性控制机构平台是填充混凝土的钢制箱体结构,设有很多开口,以便反应性控制装置可从中穿过。该平台起着支承反应性控制机构的上端部、驱动机构、屏蔽、连接管道和电缆的作用。 3燃料通道组件 380个燃料通道构成主热传输系统的堆内部分。一个燃料通道组件包括锆铌合金压力管、Zr22合金排管、不锈钢端配件(两端部)、屏蔽塞(每端内外夹板之间)、端密封塞(端配件顶部)、以及四个位于压力管和排管之间的环形定位圈。每个压力管容纳12个燃料棒束,并沿轴向排列于堆内。压力管和与之共轴的排管之

秦山核电厂全生命周期管理研究

246 | 全国电力行业优秀管理论文集（2016） 提 供高效清洁能源，使其安全、稳定运行是企业管理的最终目的。近年 来中国核电迎来大发展，无论是国内在建机组还是输出的海外项目日渐增多。中国核电的设计、建造、维护、运行的硬技术已具有一定实力，而对应的统一、标准、专业的管理软实力有待提升。作为核电运行管理公司，输出统一、标准、专业的管理理念以及系统平台使新建电厂节约成本已经成为一个上市公司必然的选择。核电厂全生命周期管理，包含着重要的SSC 信息资源以及管理资源，是可靠性管理持续优化的基石。据NIST（美国国家标准技术所）统计，工厂全生命周期中超过40%的人工时、非计划停车时超过50%的维修时间用于查询和验证信息。正确的时间使用正确的信息有着重要的意义。结合秦山核电基地几十年探索积累的运行管理以及扩建机组经验。对现有信息系统资源整合，以全生命周期管理理念为支撑，构建核电厂全生命周期管理平台，实现资源集约化、运行标准化、技术专业化、管理精益化的目标，提升中国核电软实力。 全生命周期管理 产品全生命周期的概念最早出现在经济管理领域，经过几十年的演变，近年来所演化出的产品全生命周期管理（Product Lifecycle Management，PLM）仍没有完全统一的定义。这里采用PROTELLA 的观点。 定义1：产品全生命周期管理（Product Lifecycle Management，PLM）是指一个企业级的信息基础框架，它提供了一个单一的产品信息源和一致的产品信息管理机制，保证正确的人、在正确的时间，以正确的格式访问到正确的信息。 任何全生命周期管理都要具备数据存储、工作流管理、结构管理、分类管理、计划管理等核心功能，而其最终的典型应用有变更管理、配置管理、文档管理、项目管理、设备物资管理等。 定义2：核电厂全生命周期管理（Plant Lifecycle Management，PLM）是指从核电厂前期工程（初可研、可研、立项）、设计（概念设计、详细设计）、建造（土建、安装、调试启动）、运行（运行、维修维护）、退役等几个主要阶段内收集、定义、评价、维护、处理和应用各种信息，并对信息资源及其生成过程进行全面管理。示意如图1。 图1 核电厂全生命周期管理示意图 秦山核电厂全生命周期管理的现状 核电厂全生命周期管理的信息源可分 为2大 类：SSCs（Systems Structures Contentments）相关的基础信息以及管理流程信息。SSCs 相关的基础信息占80%，管理流程 信息占20%[2]。这两类信息有着固有的特点。其中基础信息相对稳定，但由于数据数量大，收集难度大。管理流程信息相对灵活，不易固化，需持续优化。秦山地区核电厂全生命周期管理主要有以下特点。 秦山核电厂全生命周期管理研究 文/中核核电运行管理有限公司 周宇 蒲晓彬

秦山核电厂核安全监督检查大纲(试行)

附件一：国家核安全局核安全监督检查大纲 秦 山 核 电 厂 核安全监督检查大纲（试行） 运行阶段 国家核安全局 二〇〇七年五月

目 录 1.目的 (1) 2.适用范围 (1) 3.依据 (1) 4.组织机构和职责分工 (2) 5.监督检查 (7) 6.报告制度 (13) 7.大纲的管理 (15) 8.附录 (16) 附录8.1 秦山核电厂核安全监督检查项目 (17) 附录8.2 秦山核电厂安全相关定期试验检查项目 (20) 附录8.3 秦山核电厂安全重要系统专题检查项目 (23) 附录8.4 秦山核电厂换料大修专项检查项目 (24)

1.目的 为了规范对秦山核电厂运行阶段的核安全监督检查活动，国家核安全局编制并发布本监督检查大纲。 在秦山核电厂运行阶段，通过执行本检查大纲，确认: （1）秦山核电公司在核电厂运行期间的活动和物项满足核安全管理要求和许可证条件，遵守核电厂运行安全规定及在安全分析报告和技术规格书中的要求与承诺，使与核安全有关的构筑物、系统和部件的质量、性能满足规定要求，以确保核电厂运行安全。 （2）秦山核电公司运行管理的有效性。主要包括对发现的核安全有关问题或核事件、核事故是否及时做出响应，并严格执行核电厂营运单位报告制度;对发生的与核安全有关问题或核事件、核事故是否进行认真的分析，采取正确的纠正措施，以防止类似问题再发生；核电厂质量保证大纲是否得到有效实施；核电厂操纵人员的培训和考核是否满足相关规定等。 2.适用范围 本大纲适用于秦山核电厂自首次装料至退役的整个运行阶段。 3.依据 （1）《中华人民共和国放射性污染防治法》； （2）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）及其实施细则； （3）《中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例》（HAF002）及其实施细则； —1—