核电站监造应遵循的法规
核电站监造应遵循的法规、导则和标准
国内
( 1 ) 核安全法规
HAF 001-1986 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例
HAF 001/01/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理例实施细则之一
附件一核电厂操纵人员执照颁发和管理程序
HAF 001/02-1995 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之
二核设施的安全监督
HAF001/02/01-1995 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一核电厂营运单位报告制度
HAF 002-1993 核电厂核事故应急管理条例
HAF 002/01-1998 核电厂核事故应急管理条例实施细则之一核电厂营运单
位的应急准备和应急响应
HAF 401-1997 放射性废物安全监督管理规定
HAF 501-1987 中华人民共和国核材料管制条例
HAF 501/01-1990 中华人民共和国核材料管制条例实施细则
HAF 601-1992 民用核承压设备安全监督管理规定
HAF 601/01-1993 民用核承压设备安全监督管理规定实施细则
HAF 602-1995 民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法HAF 603-1995 民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证管理
办法
( 2 ) 核电厂核安全法规
HAF 101-1991 核电厂厂址选择安全规定
HAF 102-2004 核动力厂设计安全规定
HAF 103-2004 核动力厂运行安全规定
HAF 103/01-1994 核电厂运行安全规定附件一核电厂换料、修改和事故停堆
管理
HAF 003-1991 核电厂质量保证安全规定
（3）核电厂核安全导则
HAD 101/01-1994 核电厂厂址选择中的地震问题
HAD 101/02-1987 核电厂厂址选择的大气弥散问题
HAD 101/03-1987 核电厂厂址选择及评价的人口分布问题
HAD 101/04-1989 核电厂厂址选择的外部人为事件
HAD 101/05-1991 核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题
HAD 101/06-1991 核电厂厂址选择与水文地质的关系
HAD 101/07-1989 核电厂厂址查勘
HAD 101/08-1989 滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定
HAD 101/09-1990 滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定
HAD 101/10-1991 核电厂厂址选择的极端气象事件
HAD 101/11-1991 核电厂设计基准热带气旋
HAD 101/12-1990 核电厂的地基安全问题
HAD 102/01-1989 核电厂设计总的安全原则
HAD 102/02-1996 核电厂的抗震设计与鉴定
HAD 102/03-1986 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件
分级
HAD 102/04-1986 核电厂内部飞射物及其二次效应的防护
HAD 102/05-1989 与核电厂设计有关的外部人为事件
HAD 102/06-1990 核电厂反应堆安全壳系统的设计
HAD 102/07-1989 核电厂堆芯的安全设计
HAD 102/08-1989 核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统
HAD 102/09-1987 核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统
HAD 102/10-1988 核电厂保护系统及有关设施
HAD 102/11-1996 核电厂防火
HAD 102/12-1990 核电厂辐射防护设计
HAD 102/13-1996 核电厂应急动力系统
HAD 102/14-1988 核电厂安全有关仪表和控制系统
HAD 102/15-1990 核电厂燃料装卸和贮存系统
HAD 103/01-1987 核动力厂运行限值和条件及运行规程
HAD 103/02-1987 核电厂调试程序
HAD 103/03-1989 核电厂堆芯和燃料管理
HAD 103/04-1990 核电厂运行期间的辐射防护
HAD 103/05-1996 核电厂人员的配备、招聘、培训和授权
HAD 103/06-1990 核电厂安全运行管理
HAD 103/07-1988 核电厂在役检查
HAD 103/08-1993 核电厂维修
HAD 103/09-1993 核电厂安全重要物项的监督
HAD 401/01-1990 核电厂放射性排出流和废物管理
HAD 401/02-1997 核电厂放射性废物管理系统的设计
HAD 003/01-1988 核电厂质量保证大纲的制定
HAD 003/02-1989 核电厂质量保证组织
HAD 003/03-1986 核电厂物项和服务采购中的质量保证
HAD 003/04-1986 核电厂质量保证记录制度
HAD 003/05-1988 核电厂质量保证监查
HAD 003/06-1986 核电厂设计中的质量保证
HAD 003/07-1987 核电厂建造期间的质量保证
HAD 003/08-1986 核电厂物项制造中的质量保证
HAD 003/09-1988 核电厂调试和运行期间的质量保证
HAD 003/10-1989 核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证
HAD 002/01-1989 核动力营运单位的应急准备
HAD 002/02-1990 地方政府对核电厂的应急准备
HAD 002/03-1991 核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平
HAD 002/04-1991 核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平
HAF.J 0042 核电厂安全分析报告的标准格式和内容第十八章人因工
程和控制室
（4）中华人民共和国环境保护相关法律法规
法律
中华人民共和国环境保护法1989.12
中华人民共和国水污染防治法1996.5
中华人民共和国海洋环境保护法1999.12
中华人民共和国放射性污染防治法2003.06
中华人民共和国大气污染防治法2000.04
中华人民共和国环境影响评价法2002.10
法规
Regulations of Environmental Protection for Basic
Construction of Nuclear Power Plant (Sep. 1984)
GB6249-86 核电厂环境辐射防护规定
Regulations for the Nationwide Environment Monitoring
Management (July 1983)
GB11217-89 核设施流出物监测的一般规定
GB12379-90 环境核辐射监测规定
Regulations on the Administration of Construction Project
Environmental Protection (Nov. 1998)
管理导则和标准
GB11216-89 核设施流出物和环境放射性监测质量保证计划的一般要求GB11806-04 放射性物质安全运输规定
GB12711-91 低、中水平放射性固体废物包装安全标准
GB9133-95 放射性废物的分类
GB3097-1997 海水水质标准
GB3838-2002 地表水环境质量标准
GB5749-85 生活饮用水卫生标准
GB3095-1996 环境空气质量标准
GB/T7023-86 放射性废物固化体长期浸出试验
GB9134-88 轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定
GB9135-88 轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定
GB9136-88 轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定
GB14587-93 轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定
GB14569. 1-93 低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体
GB8978-1996 污水综合排放标准
GB18871-2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准
1.2.2 应遵循的国外法规、标准和规范
核岛主要采用美国核管会（NRC）、国家核安全管理委员会（NNSA）以及国际原子能委员会颁布的法规和导则，主要有RG、10 CFR、ANS、ANSI、ASME、ASTM、NUREG、IAEA、ISA以及IEE、IEEE等通用标准。具体标准规范清单如下表所示：
a) 10 CFR
10 CFR PT20-2003 辐射防护标准
10 CFR PT50-2003 生产和公用设施国内许可证的颁发
10 CFR PT50-2003 附录A 核电站总的设计准则
10 CFR PT50-2003 附录G 抗断裂韧性要求
10 CFR PT50-2003 附录H 反应堆容器材料的监督大纲要求
10 CFR PT50-2003 附录I 为使轻水堆排出流中放射性物质满足合理可
行尽量低的原则，对设计目标和极限运行条件所作的
数值规定
10 CFR PT50-2003 附录J 水冷动力堆内层反应堆安全壳的泄漏试验
10 CFR PT50-2003 附录K 应急堆芯冷却系统的评价模型
10 CFR PT100-2003 反应堆选址准则
10 CFR PT100-2003 附录A 核电厂关于地震和地质方面的厂址选择准则
b) NRC RG
RG 1.1-1970 应急堆芯冷却和安全壳排热系统泵的净正吸入压头RG 1.4-1974 评价压水堆失水事故潜在辐射后果的假定
RG 1.6-1971 核电厂冗余系统之间的独立性
RG 1.7-1978 失水事故后安全壳内可燃气体浓度的控制
RG 1.8-2000 核电厂人员的资格鉴定和培训
RG 1.9-1993 核电厂1E级应急柴油机组选择、设计、鉴定和试验RG 1.11-1971 贯穿内层安全壳的仪表管线
RG 1.12-1997 核电厂地震监测仪表
RG 1.13-1975 乏燃料贮存设施的设计基准
RG 1.14-1975 反应堆冷却剂泵飞轮的完整性
RG 1.20-1976 运行前和初始启动试验期间的堆内构件综合振动评估
计划
RG 1.21-1974 测量、估算和报告轻水核电站固体废物中的放射性核
液体与气体排出物所含放射性物质释放的放射性
RG 1.22-1972 保护系统执行功能的定期试验
RG 1.23-1972 现场气象大纲
RG 1.24-1972 评价压水堆放射性气体贮存箱失效潜在放射性后果的
假定
RG 1.25-1972 评价沸水堆和压水堆燃料装卸和贮存设施发生操作事
故潜在放射性后果的假定
RG 1.26-1976 核电厂包容水-蒸汽和放射性废物的部件的质量分组
及标准
RG 1.27-1976 核电厂最终热阱
RG 1.28-1985 设计与建造的质量保证大纲要求
RG 1.29-1978 抗震设计分级
RG 1.30-1972 仪表和电气设备的安装、检查和试验的质保要求
RG 1.31-1978 不锈钢焊缝金属中铁素体含量的控制
RG 1.32-2004 核电厂安全有关电力系统准则
RG 1.34-1972 电渣焊性能的控制
RG 1.36-1973 奥氏体不锈钢的非金属保温材料
RG 1.37-1973 水冷核电厂流体系统及有关部件的清洗质量保证要求
RG 1.38-1977 水冷核电厂物项的包装、运输、接收、贮存和装卸的
质量保证要求
RG 1.39-1977 水冷核电厂的辅助工作要求
RG 1.40-1973 水冷核电厂安全壳内连续运行的电动机的鉴定试验RG 1.41-1973 验证符合组合合适性的厂内冗余电源系统的预运行前
试验
RG 1.43-1973 低合金钢部件不锈钢堆焊层的控制
RG 1.44-1973 敏化不锈钢使用的控制
RG 1.45-1973 反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统
RG 1.47-1973 核电厂安全系统的旁通和不能运行状态的显示
RG 1.49-1973 核电厂的功率水平
RG 1.50-1973 低合金钢焊接预热温度的控制
RG 1.52-2001 轻水堆核电厂事故后专设安全设施空气净化系统空气
过滤和吸附装置的设计、试验与维护准则
RG 1.53-2003 单一故障准则在核电厂保护系统中的应用
RG 1.54-2000 核电厂的I、II和III级防护涂层
RG 1.57-1973 反应堆内层金属安全壳系统部件的设计限值和载荷组
合
RG 1.59-1977 核电厂设计基准洪水
RG 1.60-1973 核电厂抗震设计的设计响应谱
RG 1.61-1973 核电厂抗震设计阻尼值
RG 1.62-1973 保护动作的手动启动
RG 1.63-1987 核电厂安全壳构筑物内的电气贯穿件
RG 1.65-1973 反应堆压力容器主螺栓的材料及检验
RG 1.68-1978 水冷堆核电厂初始试验大纲
RG 1.68.2-1978 验证水冷堆核电厂遥控停堆能力的初始起动试验大纲RG 1.68.3-1982 仪控空气系统的预运行试验
RG 1.69-1973 核电厂混凝土辐射屏蔽
RG 1.70-1978 核电厂安全分析报告标准格式和内容(轻水堆版本)
RG 1.73-1974 核电厂安全壳内电动阀运行的鉴定试验
RG 1.75-2005 电气系统的实体独立性
RG 1.76-1974 核电厂设计基准龙卷风
RG 1.77-1974 评价压水堆控制棒弹棒事故的假定
RG 1.78-2001 评价核电厂在假想的有害化学物质释放时控制室可居
留性所用的假定
RG 1.79-1975 压水堆应急冷却系统预运行试验
RG 1.82-2003 失水事故后长期再循环冷却的水源
RG 1.83-1975 压水堆蒸汽发生器传热管的在役检查
RG 1.84-2005 ASME第III篇第I册——设计和制造规范使用案例RG 1.89-1984 对核电厂安全重要的某些电气设备的环境鉴定
RG 1.90-1977 灌浆钢筋束预应力混凝土安全壳构筑物的在役检查RG 1.91-1978 核电厂附近道路发生假想爆炸事件的评价
RG 1.92-1976 地震响应分析中组合模型响应和空间分量
RG 1.93-1974 电源可利用性
RG 1.94-1976 核电厂建造阶段混凝土结构和钢结构的安装、检查和
试验的质量保证要求
RG 1.97-1983 用于轻水堆核电厂事故期间和事故后评价电厂和环境
状态的检测装置
RG 1.99-1988 反应堆压力容器材料的辐照脆变
RG 1.100-1988 核电厂电气和机械设备抗震鉴定
RG 1.102-1976 核电厂防洪
RG 1.105-1999 安全相关系统仪表的整定值
RG 1.106-1977 电动阀电机的过热保护
RG 1.107-1977 安全壳结构预应力钢筋束水泥灌浆的鉴定
RG 1.109-1977 按照10CFR 50附录I计算反应堆废液常规释放对人体
所致年剂量
RG 1.110-1976 轻水冷却核动力堆放射性废物系统的成本－收益分析
（征求意见）
RG 1.111-1977 轻水堆常规排放的废气在大气中迁移和弥散的估算方
法
RG 1.112-1977 轻水冷动力堆气体和液体排出物中放射性物质释放量
的计算
RG 1.113-1977 为实施附录I的对反应堆事故排放和常规释放排出物
的水系扩散的估算
RG 1.115-1977 低轨弹道汽轮机飞射物的防护
RG 1.116-1977 机械设备和系统的安装、检查和试验的质量保证要求RG 1.117-1978 龙卷风设计分级
RG 1.118-1995 电力系统和保护系统的定期试验
RG 1.121-1976 压水堆蒸汽发生器传热管因堵管而降级的基准
RG 1.122-1978 支撑设备或部件的楼板抗震设计所制定的楼板设计响
应谱
RG 1.124-1978 I级线型的设备支撑使用限值和载荷组合
RG 1.125-1978 核电厂水力构筑物和系统的设计和运行的物理模型RG 1.126-1978 燃料密实化分析的一种可采用的模型及其统计方法RG 1.128-1978 核电厂大型铅蓄电池的安装设计和安装
RG 1.129-1978 核电厂大型铅蓄电池的维修、试验和更换
RG 1.130-1978 I级板壳型的设备支撑使用限值和载荷组合
RG 1.131-1977 轻水冷核电厂电缆、现场接头和连接的鉴定试验（征
求意见）
RG 1.132-2003 核电厂基础的现场审查
RG 1.133-1981 轻水冷反应堆主系统的松动部件监测大纲
RG 1.135-1977 核电厂正常水位和排水（征求意见）
RG 1.136-1981 混凝土安全壳的取材、建造和试验
RG 1.137-1979 备用柴油发电机的燃油系统
RG 1.138-2003 核电厂工程分析和设计中土壤和岩石的实验室研究RG 1.139-1978 余热排出导则（征求意见）
RG 1.140-2001 轻水堆核电厂正常空气净化系统空气过滤和吸附装置
的设计、试验及维护准则
RG 1.141-1978 流体系统的安全壳隔离措施（征求意见）
RG 1.142-2001 与核电厂安全有关的混凝土构筑物（反应堆容器和安
全壳除外）
RG 1.143-2001 轻水堆核电厂放射性废物管理系统、构筑物和设备的
设计指南
RG 1.145-1982 评价核电厂潜在事故后果的大气弥散模型
RG 1.147-2005 在役检查规范的案例适用性—ASME第XI篇第1册RG 1.148-1981 核电厂安全重要系统能动阀门组件的功能要求
RG 1.150-1983 役前和在役检查期间对反应堆压力容器焊缝的超声波
试验
RG 1.151-1983 仪表的走线
RG 1.152-1996 核电厂安全系统数字计算机软件的准则
RG 1.153-1996 安全系统的电源、仪表和控制部分的准则
RG 1.154-1987 压水堆承压热冲击安全分析报告的格式和内容
RG 1.155-1988 全厂断电
RG 1.156-1987 与核电厂相接装置的环境鉴定
RG 1.157-1989 应急堆芯冷却系统性能的最佳估算
RG 1.158-1989 核电厂安全相关铅蓄电池的鉴定
RG 1.159-2003 保证核反应堆退役资金的可利用性
RG 1.160-1997 核电厂维护的有效性监测
RG 1.161-1995 用小于50 Ft-Lb的夏比上平台能量对反应堆压力容器
的评估
RG 1.162-1996 反应堆压力容器热退火报告的格式和内容
RG 1.163-1995 基于性能的安全壳泄漏试验大纲
RG 1.165-1997 震源的鉴定和特性描述以及安全停堆地震地动的确定RG 1.166-1997 震前计划和震后核电厂操纵员快速响应
RG 1.167-1997 由于地震事件而停堆的核电厂的再启动
RG 1.168-1997 用于核电厂安全系统的数字计算机软件的验证、确认、
评审和核查
RG 1.169-1997 用于核电厂安全系统的数字计算机软件的配置管理计
划
RG 1.170-1997 用于核电厂安全系统的数字计算机软件的软件试验文
件
RG 1.171-1997 用于核电厂安全系统的数字计算机软件的软件单元试
验
RG 1.172-1997 用于核电厂安全系统的数字计算机软件的软件需求规
格书
RG 1.173-1997 延长核电厂安全系统的数字计算机软件寿期的方法RG 1.174-2002 一种用概率风险评价对特定电厂许可证基准进行变更
的决策方法
RG 1.175-1998 一种对特定电厂风险预测的决策方法：在役试验
RG 1.176-1998 一种对特定电厂风险预测的决策方法：分级质保
RG 1.177-1998 一种对特定电厂风险预测的决策方法：技术规格书RG 1.178-2003 一种对特定电厂风险预测的决策方法：管道在役检查RG 1.180-2003 评估安全有关仪控系统的电磁和射频干扰的导则
RG 1.181-1999 根据10 CFR 50.71(e)更新的最终安全分析报告的内容RG 1.182-2000 核电厂维护工作前的风险评估和管理
RG 1.183-2000 为评估核反应堆设计基准事故的替代放射性源项
RG 1.184-2000 核电厂退役
RG 1.185-2000 停堆后退役行动报告的标准格式和内容
RG 1.186-2000 确定10 CFR 50.2中设计基准的导则和举例
RG 1.187-2000 应用10 CFR 50.59（调整、试验和实验）的导则
RG 1.189-2001 运行中核电厂的防火
RG 1.190-2001 确定压力容器中子注量率的计算和剂量测定方法
RG 1.191-2001 核电厂退役和永久停堆期间的防火大纲
RG 1.192-2003 运行和维护规范的案例适用性ASME OM规范
RG 1.193-2003 ASME规范不得使用的案例
RG 1.194-2003 核电厂控制室放射性可居留性评价所需的大气相对浓
度
RG 1.195-2003 评估轻水堆设计基准事故的放射性后果的方法和假设RG 1.196-2003 轻水堆控制室的可居留性
RG 1.197-2003 核反应堆控制室外壳完整性的示范
RG 1.198-2003 评价核电厂厂址地震土壤液化的程序和准则
RG 1.199-2003 混凝土锚固件和结构支撑
RG 1.200-2004 一种确定风险预测行动中概率风险评价结果的技术充
分性的方法
RG 4.1-1975 核电厂环境放射性监测大纲
RG 4.2-1976 核电厂环境报告的编制
RG 4.2S1-2000 RG 4.2的补充1
用于更新核电厂运行许可证的补充环境报告的编制RG 4.7-1998 核电厂厂址合适性的通用准则
RG 4.15-1979 辐射监测大纲的质量保证(正常运行)—排出物和环境RG 8.2-1973 辐射监查管理实施导则
RG 8.4-1973 直读式和间接读数袖珍剂量表
RG 8.7-1992 职业性辐照数据记录和报告须知
RG 8.8-1978 保证核电厂职业照射在合理可行尽量低的相关资料RG 8.9-1993 生物检查大纲中可接受的概念、模型、方程式和假定RG 8.10-1977 把职业照射保持在合理可行尽量低的运行原则
RG 8.13-1999 有关产前期辐射照射须知
RG 8.15-1999 可采用的呼吸保护大纲
RG 8.19-1979 轻水堆核电厂设计阶段职业辐照剂量评价—人-雷姆
估算
RG 8.20-1979 I-125和I-131在生物检查中的应用
RG 8.25-1992 工作场所的空气取样
RG 8.26-1980 裂变和活化产物在生物检查中的应用
RG 8.27-1981 轻水冷核电厂工作人员辐射防护的培训
RG 8.28-1981 音响报警剂量表
RG 8.29-1996 有关职业照射风险导则
c) 其它
1.AABC, National Standards for Testing Balancing Heating, Ventilating and Air
Conditioning Systems
2.ACI 318-99, ―Building Code Requirements for Reinforced Concrete,‖ 1999.
3.ACI 349-01, ―Code Requirements for Nuclear Safety Related Concrete
Structures,‖ 2001.
4.AISC N690, ―Specification for the Design, Fabric ation, and Erection of Steel
Safety-Related Structures for Nuclear Facilities,‖ 1994.
5.AISC S335, ―Specification for Structural Steel Buildings, Allowable Stress
Design and Plastic Design,‖ 1989.
6.AISI, ―Specification for the Design of Cold Formed Steel Structural Members,‖
1996 Edition and Supplement No. 1, July 30, 1999.
7.AMCA 210, ―Laboratory Method of Testing Fans for Rotating Purposes.‖
8.AMCA 211, ―Certified Ratings Program Air Performance.‖
9.AMCA 300, ―Reverberant Room Method for Sound Testing of Fans.‖
10.AMCA 301, ―Methods for Calculating Fan Sound Ratings from Laboratory
Test Data.‖
11.AMCA 500, ―Test Method for Louvers, Dampers, and Shutters.‖
12.ANS 5.1, ―Decay Energy Release Rates Following Shutdown of
Uranium-Cooled Thermal Reactors,‖ October 1971, Revised October 1973. 13.ANS 5.4, ―American National Standard Method for Calculating the Fractional
Release of V olatile Fission Products From Oxide Fuel,‖ 1982.
14.ANS 56.2, ―Containment Isolation Provisions for Fluid Systems,‖ 1984.
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18.ANS NQA-2.or later
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edition and addenda of the ASME Code applied in the design and manufacture of each component are the edition and addenda established by the requirements of the Design Certification. The use of editions and addenda issued subsequent to the Design Certification is permitted or required based on the provisions in
the Design Certification. The baseline used for the evaluation done to support this safety analysis report and the Design Certification is the 1998 Edition, 2000 Addenda.
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核电站设备监造的实践与建议
核电站设备监造的实践与建议 Practice and Suggestion of Nuclear Power Equipment Supervision 谢世球 （上海核工程研究设计院，上海，200233） 摘要论述了核电设备监造的必要性、监造与QC和QA的关系以及监造的工作内容，同时阐明了从核电设备监造过渡到核电工程设备监理的必然趋势以及成立专门的核电设备监造队伍和核电工程设备监理机构的必要性。 关键词核电设备监理监造 Abstract The necessity of supervision for nuclear power equipment manufacturing and its position in QC and QA as well as related contents are discussed in this paper. At the same time it is inexorable trend that the supervision for equipment manufacturing is developed into the supervision for nuclear power engineering equipments, which is illustrated in the paper. A necessity of establishing special supervision team and supervision organization for nuclear power equipment is stated in paper also. Key words Nuclear power equipment Supervision Supervision for manufacture 1 核电设备监造的必要性 工程建设项目必须有专门的有资格的监理公司进行监理。然而，作为核电站建设重要组成部分的核电站设备究竟怎样监理，至今没有明确的规定。但是，通过十几年核电建设的实践，大家都已认识到，对于那些与核安全有关的复杂的重要的核电设备必须进行监造，并且积累了大量的经验[1]。监造与监理的差别是什么呢？通常，工程设备监理覆盖设备的设计、采购、制造、安装调试和试运行五个阶段，进行质量管理、时间管理、成本管理、合同管理和信息管理。监造仅指设备制造阶段的质量管理和时间、成本、合同、信息的管理，是监理中的一部分内容，即监理包含监造。鉴于目前核电工程设备尚未实施监理而只有监造的现实情况，本文仅就核电工程设备的监造及相关问题展开论述。 压水堆核电站大约有60项左右的关键设备属于应监造的范围，其中包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道、稳压器、堆内构件、控制棒驱动机构、环吊、核燃料装卸料机和燃料组件等。由于各核电站设备供货商和制造厂的管理水平和质量保证体系运转状况不尽相同，因此监造的要求也不尽相同。 重大核电设备必须监造主要是由其本身的下述特点决定的： （1）安全性 核电设备，特别是充当核安全屏障的重大设备一旦失效，造成核泄漏事故，其危害和影响将是非常巨大的，经济上的损失也将是十分严重的。 （2）可更换或很难更换 有些核电设备，如反应堆压力容器，在整个核电站服役期间（40年或更长）不能更换，也很难维修。 有些核电设备，例如蒸汽发生器、堆内构件等，虽然可以更换，但更换引起的停堆、放射性处理等一系列问题将引起巨额的经济损失。 设备在制造过程中会发生一些缺陷。这些缺陷对常规电站等设施也是隐患，但通常可在服役期间比较方便地维修或更换。而对核电站，不可维修、不可更换或很难更换的重大设备如果
农村常用法律法规知识讲座
农村常用法律法规知识讲座 第一部分务工维权知识 一、进城务工须知 (一)进城务工人员应具备的条件 1、进城务工农民要达到法定的年龄,即年满16周岁,并且要有劳动能力。 2、要具备独立承担民事责任的能力,并且不因外出务工而影响承担的法律责任和义务。 (二)不要盲目进城。盲目进城去寻找工作,至少有以下几个不良后果: 1、很难找到工作。 2、浪费自身的钱财。 3、容易上当受骗。 (三)进城务工需要有相关证件 1、有效居民身份证件。 2、16-49周岁的育龄妇女还要办理?流动人口婚育证明?。 3、近期正面免冠照片。 二、外出务工一定要签定劳动合同 1、什么是劳动合同？ 劳动合同是劳动者与用人单位确立劳动关系,明确双方权利和义务的协议。 2、劳动合同的作用有哪些？ (1)劳动合同是产生劳动关系的法律依据。 (2)劳动合同是我国公民实现权利和履行义务的一种主要法律形式。
(3)劳动合同能够保护劳动关系双方当事人的合法权益。 (4)劳动合同有利于调动劳动者的积极性,能促进用人单位工作效率个企业经济效益的提高。 (5)劳动合同可以避免和减少劳动争议的发生。 3、为什么外出务工者与用人单位必须以书面形式订立劳动合同？ 劳动合同是建立劳动关系的法律凭证。用书面形式订立劳动合同,有利于劳动合同的履行和管理机关的监督,发生劳动争议后也便于与时处理,能有效的保护农民工的合法权益。 4、劳动合同的内容: 劳动合同中必须明确约定劳动合同的期限,工作内容、劳动保护和劳动条件、劳动报酬、劳动纪律,以与劳动合同终止的条件,违反劳动合同的责任等条款。同时,双方当事人还可以在法律、法规允许的范围之内,协商约定其他内容作为劳动合同的约定条款。 5、劳动合同的期限: 劳动合同的期限一般分为固定期限、无固定期限和完成一定工作为期限三种。 劳动合同期限应协商确定,用人单位不能强行规定期限。 6、签订劳动合同应注意哪些问题？ (1)要认真阅读由用人单位拟定的劳动合同内容,注意劳动合同中是否有违背自己意愿或利益的内容。 (2)要注意弄清用人单位的主体资格是否合法，积极参与协商拟定劳动合同。。
核电设备监造管理创新探析
核电设备监造管理创新探析 摘要：本文对中广核工程有限公司核电设备监造情况及近年来采取的一些管理创新措施进行了介绍和分析，对核电行业设备监造管理提出了改进建议。 关键词：核电设备;监造;质量 目前，国内核电发展呈现出“新技术、新要求、新环境”三大特点，随着华龙一号、AP1000、小堆等新技术路线的堆型建设、电力体制改革和核电投资体制改革的实施、国内外市场环境和项目业主个性化的需求，以及核电出海“走出去”的要求，核电建设呈现“高强度、高难度、高要求”三高的新态势，这对核电设备监造工作提出了体系、人员和能力上的考验。中广核工程有限公司作为国内首家专业化核电工程建设和管理公司，通过参与20台核电机组的建设，建立了一支专业化的设备监造队伍，形成了浓厚的核安全企业文化和成熟的设备监造管理体系和技术体系。针对当前核电发展的新形势和新要求，中广核工程有限公司采取了完善体系建设、加强人员管理、落实风险防范等多项设备监造创新措施，全力保障核电设备质量[1]。 1核电设备监造情况 中广核工程有限公司建立了200余人的监造队伍，监造业绩突出、经验丰富，先后承担了岭澳二期3、4号，红沿河项目1、2、3、4、5、6号，宁德项目1、2、3、4号，阳江项目1、2、3、4、5、6号，防城港项目1、2号在内的18台二代及二代加核电机组，以及台山项目1、2号EPR机组、防城港3、4号华龙一号机组、陆丰1、2号AP1000机组等多个堆型三代技术路线核电项目，通过不断的专业研究及工作创新，掌握了多个技术路线核电项目设备监造的完备能力，目前负责在建12台机组的设备监造任务。近年来，在公司核心能力建设的引领下，监造团队积极拓展国际合作，与法国焊接研究所（ISG）、法国电力公司（EDF）、阿海珐集团（AREVA）等开展了合作交流，获得了国际合作伙伴的广泛认可，为后续的英国核电项目和罗马尼亚核电项目打下了坚实的基础[2]。 2核电设备监造体系建设 2.1设备监造全流程管理。建立了自监造任务输入开启直至合同关闭的设备监造全流程管理。技术人员结合监督要求及设备特点编制内部工作指令，涵盖设
危险化学品相关法律法规清单
危险化学品相关法律法规清单 1.《中华人民共和国劳动法》(中华人民共和国主席令第28号) 2.《中华人民共和国安全生产法》(中华人民共和国主席令第70号) 3.《中华人民共和国职业病防治法》(中华人民共和国主席令第60号) 4.《中华人民共和国消防法》(中华人民共和国主席令第83号) 5.《中华人民共和国环境保护法》(中华人民共和国主席令第22号) 6.《危险化学品安全管理条例》(国务院令第344号) 7.《安全生产许可证条例》(国务院令第397号) 8.《使用有毒物品作业场所劳动保护条例》(国务院令第352号) 9.《特种设备安全监察条例》(国务院令第373号) 10.《中华人民共和国监控化学品管理条例》(国务院令190号) 11.《劳动保障监察条例》(国务院令423号) 12.《工伤保险条例》(国务院令375号) 13.《安全生产违法行为行政处罚办法》(国家安监局令1号) 14.《危险化学品生产企业安全生产许可证实施办法》(国家安监局令第10号) 15.《仓库防火安全管理规则》(中华人民共和国公安部令第6号) 16.《危险化学品经营许可证管理办法》(原国家经贸委令36号) 17.《危险化学品生产储存建设项目安全审查办法》(国家安监局令17号) 18.《作业场所安全使用化学品公约》(第170号国际公约) 19.《作业场所安全使用化学品建议书》(第177号国际公约) 20.《危险货物分类和品名编号》(GB6944-86) 21.《危险货物品名表》( GB 12268-90) 22.《高毒物品目录》2003版 23.《剧毒品明录》2003版 24.《国家危险废物名录》(环发[1998]089号) 25.《各类监控化学品名录》(原化学工业部第11号令) 26.《重大危险源辩识》(GB18218-2000)
(发展战略)世界核电发展概述 中国核电建设简史
世界核电发展概述 中国核电建设历程 （一）世界核电发展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年主要国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年主要国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。
1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严重事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典帮助，大火七天扑灭。其原因是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，接受国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津诞生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个掌握的国家。
电力建设项目的前期工作流程【方案】
关于电力建设项目前期工作的相关资料一、电力建设项目的核准权限： 水电站：在主要河流上建设的项目和总装机容量25万千瓦及以上项目由国务院投资主管部门核准，其余项目由地方政府投资主管部门核准。 抽水蓄能电站：由国务院投资主管部门核准。 火电站：由国务院投资主管部门核准。 热电站：燃煤项目由国务院投资主管部门核准，其余项目由地方政府投资主管部门核准。 风电站：总装机容量5万千瓦及以上项目由国务院投资主管部门核准，其余项目由地方政府投资主管部门核准。 核电站：由国务院核准。 电网工程：330千伏及以上电压等级的电网工程由国务院投资主管部门核准，其余项目由地方政府投资主管部门核准。 注：国务院投资主管部门一般指国家发改委，地方政府投资主管部门一般指地方发改委。 二、关于火电工程项目的鼓励与限制政策 国家发展和改革委员会在2013年2月16日发布21号令，对《产业结构调整指导目录（2011年本）》作出了修改，修改后与电力相关的内容如下： 鼓励类： ※水力发电 ※单机60万千瓦及以上超临界、超超临界机组电站建设； ※采用背压（抽背）型热电联产、热电冷多联产、30万千瓦及以上热电联产机组； ※缺水地区单机60万千瓦及以上大型空冷机组电站建设； ※重要用电负荷中心且天然气充足地区天然气调峰发电项目； ※30万千瓦及以上循环流化床、增压流化床、整体煤气化联合循环发电等洁净煤发电；※单机30万千瓦及以上采用流化床锅炉并利用煤矸石、中煤、煤泥等发电； ※燃煤发电机组脱硫、脱硝及复合污染物治理； ※乏风瓦斯发电技术及开发利用；
※垃圾焚烧发电成套设备； ※分布式电源； ※太阳能热发电集热系统、太阳能光伏发电系统集成技术开发应用； ※风电与光伏发电互补系统技术开发与应用； ※生物质直燃、气化发电技术开发与设备制造； ※以畜禽养殖场废弃物、城市填埋垃圾、工业有机废水等为原料的大型沼气生产成套设备；※沼气发电机组、沼气净化设备、沼气管道供气、装罐成套设备制造； ※海上风电场建设与设备制造 ※海上风电机组技术开发与设备制造 ※海洋能、地热能利用技术开发与设备制造； ※先进核反应堆建造与技术开发； ※核电站建设； ※核设施退役及放射性废物治理； ※核电站延寿及退役技术和设备； ※核电站应急抢险技术和设备； ※天然气分布式能源技术开发与应用； ※纯低温余热发电； ※太阳能热利用及光伏发电应用一体化建筑。 限制类： ※小电网外，单机容量30万千瓦及以下的常规燃煤火电机组； ※小电网外，发电煤耗高于300克标准煤/千瓦时的湿冷发电机组，发电煤耗高于305克标准煤/千瓦时的空冷发电机组； ※无下泄生态流量的引水式水力发电。 淘汰类： ※大电网覆盖范围内，单机容量在10万千瓦以下的常规燃煤火电机组； ※单机容量5万千瓦及以下的常规小火电机组； ※以发电为主的燃油锅炉及发电机组； ※大电网覆盖范围内，设计寿命期满的单机容量20万千瓦以下的常规燃煤火电机组。
世界核电站建设现状及前景
世界核电站建设现状及前景 胡经国 人类使用的能源已由木材时代、煤炭时代、石油时代进入到核能时代。利用核裂变反应产生的巨大能量—核裂变能（本文所说的核能是指核裂变能）发电已有30多年的历史。今天，核能已成为技术上最成熟、安全、经济、清洁、最有潜力和发展前途的一种新能源。在当今世界能源日益紧缺的情况下，建设核电站对于世界经济的发展具有重要的战略意义。尽管发生了美国三里岛和苏联切尔诺贝利核电站事故，但是世界核电站建设仍然在持续、稳定地向前发展。 到1983年9月，全世界已有20多个国家和地区拥有在运转的核电站270多座，总装机容量为1700亿瓦。同时，在建和拟建的核电站尚有200多座。 据国际原子能机构统计，1984年，全世界有34座核电站投产发电，使世界核电站发电量增长17%，达到2200亿瓦。当年，全世界新建核电站14座。 到1986年底，全世界在运转的核电站达到376座，总装机容量达到2769.75亿瓦；在建的核电站有135座，总装机容量为1469.31亿瓦；拟建的核电站有124座，总装机容量为1218.9亿瓦。 到1987年6月底，全世界在运转的核电站有389座，总装机容量达到3000亿瓦。当时，世界各国核电站所提供的电力，相当于700多万桶石油的能量。去年，全世界又增加了20座核电站，使世界核电站总数达到420座。 据预测，到2000年，全世界已安装的核电站的装机容量将达到4970～6460亿瓦；到2025年，将增加到8750～21600亿瓦。 到1986年底，核电站发电量占世界发电总量的比重已上升到了15%。同时，核电站发电量占各国发电总量的比重，法国为70%，比利时为67%，瑞典为50%，瑞士和西德两国分别为39%和30%，日本和美国两国分别为25%和17%。 据预测，到2000年，核电站发电量占世界发电总量的比重，将从现在的15%上升到20%～30%。 目前，全世界的核电站都是利用铀235或钚239等容易裂变的同位素，通过核裂变反应获得巨大的能量的。近几年来，一些工业发达国家正在加紧研究通过受控核聚变反应获得更加巨大的能量。科学家们预测，到本世纪末，受控核聚变技术将获得重大突破。到21世纪，人类通过受控核聚变反应所获得的能量将会越来越多。核能在世界能源消费结构中的比
常用法律法规规章手册
城市管理 常用法律、法规、规章 手 册 大英县城市管理综合执法局印制 现将城市管理综合执法工作中常用法律、法规、规章条款及处罚依据予以印发，仅供学习和工作中使用。由于时间仓促，难免有遗漏和不足之处，请各执法队员及时将发现的不足之处向办公室反映，以便及时修订。 二OO八年三月 大英县城市管理综合执法局 目录 一、城市市容市貌管理 二、城市园林绿化管理 三、城市道路交通管理 四、城市环境保护管理 五、城乡规划管理 六、工商行政管理 七、食品卫生管理 八、建筑垃圾管理
一、城市市容市貌管理 1、在城市主要街道的临街建筑物的阳台和窗外，堆放、吊挂有碍市容的物品。 违反了《四川省城市市容和环境卫生管理条例》第十四条的规定，根据该《条例》第四十条的有关规定，给予批评教育，责令其纠正，情节严重的处以50元以下罚款。 2、在城市建筑物、设施以及树木上涂写、刻划或者未经批准悬挂、张贴宣传品，或者虽经批准但未保持完好、整洁、期满未及时清除。 违反了《四川省城市市容和环境卫生管理条例》第 二十二条的规定，根据该《条 例》第四十条的有关规定， 给予批评教育，责令其纠正， 情节严重的处以50元以下罚 款。 3、随地吐痰、便溺、乱 扔果皮、纸屑和烟头等废弃 物的。 违反了《四川省城市市 容和环境卫生管理条例》第 三十八条的规定，根据该《条 例》第四十条的有关规定， 给予批评教育，责令其纠正， 情节严重的处以50元以下罚 款。 4、建筑工地不及时清运 渣土、清理和平整场地，不 设置围墙、护栏或者不作遮 挡，乱排施工废水、泥浆， 家庭装修垃圾随意倾倒、不 及时清运处理，影响市容和 环境卫生的。 违反了《四川省城市市 容和环境卫生管理条例》第 - 1 - / 18
设备监造
设备监造管理规定 设备监造是指承担设备监造工作的单位（以下简称监造单位）受项目法人或建设单位（以下简称委托人）的委托，按照设备供货合同的要求，坚持客观公正、诚信科学的原则，对工程项目所需设备在制造和生产过程中的工艺流程、制造质量及设备制造单位的质量体系进行监督，并对委托人负责的服务。 设备的制造质量由与委托人签订供货合同的设备制造单位（以下简称制造单位）全面负责。设备监造并不减轻制造单位的质量责任，不代替委托人对设备的最终质量验收。监造单位应对被监造设备的制造质量承担监造责任，具体责任应在监造服务合同中予以明确。 设备监造的前提是监造方对制造厂的高度控制能力，而完善的监造体系包括完善的管理程序及监督导则、高效的监造管理信息平台以及经验丰富的监造队伍则是成功设备监造的保障。 设备监造可分为：自主监造和第三方监造等。 一般情况下的设备监造分为几个阶段： 1.监造准备 （1）熟悉与被监造设备有关的法规、规范、标准、合同等资料文件； （2）熟悉被监造设备的图纸和相关技术条件； （3）熟悉被监造设备的加工、焊接、检查、试验、无损探伤等主要工艺方法及相应标准； （4）熟悉制造厂的质量保证大纲生产大纲）及相应的程序； （5）编制或熟悉有关设备监造的管理程序。 2. 质量计划文件准备 设备制造厂应按HAD003/08《核电厂物项制造中的质量保证》的规定编制质量计划，质量计划中应对每条进行细化，即确定明确的检查内容。监造代表对质量计划进行审核，选取H点（停工待检点）和W点（见证点），并按相应程序完成质量计划的审批。 3.驻厂监造实施 （1）对质量计划的控制点（W点、H点）进行见证，并签字确认。 （2）对过程中发生的不符合项处理进行跟踪，按照程序要求对不同类别不符合项进行见证处理、关闭和签签字确认。 （3）参加制造厂有关工艺和技术修改的审查等。 （4）定期或不定期地编制监造报告，及时向公司或项目反映制造过程中存在的问题、处理情况以及对设备制造质量、交付进度、经费等可能产生的影响。 4. 出厂验收 出厂验收是按合同和规范书要求，对设备制造质量和应交付文件进行全面的最后检查、试验和清点。主要包括： （1）硬件验收，包括有关的功能、性能试验和必要的动作演示，总体尺寸、接口尺寸和关键尺寸的复测，零部件和备品备件的检查和清点；
世界核电发展概述中国核电建设简史
世界核电发展概述中国核电建设简史 中国核电建设历程 （一）世界核电进展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年要紧国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年要紧国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。要紧内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。
1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严峻事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典关心，大火七天扑灭。其缘故是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，同意国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津产生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个把握的国家。
核电厂建设审批程序的规定
关于核电厂建设审批程序的规定 (讨论稿) 第一章总则 第一条为了适应我国核电工业的发展，加强对核电厂规划工作和项目建设的管理，特制定本规定。 第二条核电厂的建设为国家大型重点项目。因此，必须纳入国家计划，由国家统一规划、立项建设。 第三条核电厂建设的基本程序包括项目建设书、可行性研究、项目设计、建设准备、土建施工和安装、调试和试运行，直到竣工险收等过程。除经国家有关部门批准之外，不允许擅自简化程序和超越阶段审查、审批。 第二章项目建议书 第四条核电厂的初步可行性研究报告工作由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责，并委托有资质的工程设计院编制。由国防科工委负责审查和批准。 第五条核电厂的初步可行性研究报告审批前，必须对厂址进行预评审，并将预评审意见作为初步可行性研究报告的附件一起上报。
第六条项目建议书应根据批准的初步可行性研究报告，由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责编制、上报。由国防科工委提出初审意见，报国家计委审批。(即完成立项) 第三章可行性研究 第七条第七条项目建议书批准后，必须为开展可行性研究准备相关的条件，主要包括： (一）立项目法人，建立项目组织管理机构和规章制度； (二）开展现场有关资料的调研、试验、勘察和测量等； (三）与主要设备供应商开展谈判，并签订意向书(正式合同只有在可行 性研究报告书批复后才能签订)。通过谈判确定核电厂的技术方 案； (四）进行总平面设计，并进行评审； (五）局部开展征地和四通一平等前期工程； (六）落实筹资方案等。 第八条可行性研究报告是在项目建议书批准后，由企业法人的营运单位负责组织编制、上报。可行研究报告的编写应选择有资质的工程设计单位参加，其内容和深度应符合有关规定。《厂址选择报告》、《选址阶段环境影响评价报告》应报国
常用招投标法律法规汇总
招标投标法及其配套规定 汇编
中华人民共和国招标投标法 (1９99年8月３０日第九届全国人民代表大会常务委员会第十一次会议通过 1９99年8月30日中华人民共和国主席令第二十一号公布,自２000年１月１日起施行） 第一章 总 则 第一条 为了规范招标投标活动，保护国家利益、社会公共利益和招标投标活动当事人的合法权益,提高经济效益，保证项目质量，制定本法。 第二条在中华人民共和国境内进行招标投标活动,适用本法。 第三条 在中华人民共和国境内进行下列工程建设项目包括项目的勘察、设计、施工、监理以及与工程建设有关的重要设备、材料等的采购，必须进行招标：（一) 大型基础设施、公用事业等关系社会公共利益、公众安全的项目; （二) 全部或者部分使用国有资金投资或者国家融资的项目; (三) 使用国际组织或者外国政府贷款、援助资金的项目。 前款所列项目的具体范围和规模标准，由国务院发展计划部门会同国务院有关部门制订，报国务院批准。 法律或者国务院对必须进行招标的其他项目的范围有规定的，依照其规定。 第四条 任何单位和个人不得将依法必须进行招标的项目化整为零或者以其他任何方式规避招标。 第五条 招标投标活动应当遵循公开、公平、公正和诚实信用的原则。 第六条 依法必须进行招标的项目，其招标投标活动不受地区或者部门的限制。任何单位和个人不得违法限制或者排斥本地区、本系统以外的法人或者其他组织参加投标,不得以任何方式非法干涉招标投标活动。 第七条招标投标活动及其当事人应当接受依法实施的监督。 有关行政监督部门依法对招标投标活动实施监督，依法查处招标投标活动中的违法行为。 对招标投标活动的行政监督及有关部门的具体职权划分,由国务院规定。 第二章招 标 第八条
核电设备监造模式探析
核电设备监造模式探析 摘要：通过介绍国内核电站目前使用的几种监造模式及其优劣分析，试图说明成功设备监造的要素。 成功的设备监造的前提是监造方对制造厂的高度控制能力，而完善的监造体系包括完善的管理程序及监督导则、高效的监造管理信息平台以及经验丰富的监造队伍则是成功设备监造的保障。下面通过介绍国内核电站目前使用的几种监造模式及其优劣。 一、秦山二期监造模式 秦山二期工程是我国第一座自主设计、自主采购、自主监造的商业压水堆核电站。是以大亚湾核电站为原型，将3个回路改为2回路设计的2X600MWE机组，设备国产化比例达到55％。 虽然当时国内部分核电设备生产企业已经为秦山一期或恰希玛项目供过货，但是600MWe核电机组汽轮机、压力容器、驱动机构、稳压器等关键设备在国内尚属首次制造，因此面临巨大的风险，也给设备监造带来巨大的压力。 秦山二期设备材料管理处负责全部设备的采购、监造，承担全部的商务和技术责任。在第一砼混凝土前，进口设备采购基本完成，从事采购的人员约20人左右。在国产设备进入采购高峰及设备监造高峰期，从维修处调入约10人从事采购及监造，从设计院等单位外聘专家约20人主要从事监造。 优点： a) 监造人员对制造厂的控制能力较强。由于监造人员往往就是签订合同的人员，而制造厂往往是主管总经理或副总经理亲自负责项目，因此在监造中碰到问题，通过制造厂上层出面协调往往比较容易解决。 b) 责任明确。采购人员负责设备监造，并对设备的最终质量负责。 c) 效率高，接口少。采购人员在完成采购工作后，即转入监造。 缺点： a）没有完善的监造管理程序及监督细则，监造的效果往往是由监造人员个人的能力和责任心决定的。 b）缺少高效的监造管理信息平台。 c）对风险的控制完全取决于人的素质和能力。
《核电中长期发展规划(2005-2020年)》全文
《核电中长期发展规划(2005-2020年)》全文 国务院已经正式批准了国家发展改革委上报的《核电中长期发展规划(2005-2020年) 》。这标志着中国核电发展进入了新的阶段。 以下为该《规划》全文—— 核电中长期发展规划 (2005～2020年) 国家发展和改革委员会 二OO七年十月 前言 核能已成为人类使用的重要能源，核电是电力工业的重要组成部分。由于核电不造成对大气的污染排放，在人们越来越重视地球温室效应、气候变化的形势下，积极推进核电建设，是我国能源建设的一项重要政策，对于满足经济和社会发展不断增长的能源需求，保障能源供应与安全，保护环境，实现电力工业结构优化和可持续发展，提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位，都具有重要的意义。 核电发展专题规划是电力发展规划的重要组成部分。本规划在总结国内核电建设和世界核电发展经验的基础上，分析研究了我国发展核电的意义和相关条件，提出了核电发展的指导思想、方法和目标。在核电自主化发展战略的实施、核电建设项目布局与进度安排、厂址资源开发与储备、核电安全运行与技术服务体系、配套核燃料循环及核能技术研发项目及落实规划所需要的保障政策与措施等方面提出了具体的实施方案。各地区各部门应按照规划合理安排核电建设，促进核电工业有序健康地发展。 一、核电发展的现状 (一)核电在世界能源结构中的地位 自20世纪50年代中期第一座商业核电站投产以来，核电发展已历经50年。根据国际原子能机构2005年10月发表的数据，全世界正在运行的核电机组共有442台，其中：压水堆占60%，沸水堆占21%，重水堆占9%，石墨堆等其它堆型占10%。这些核电机组已累计运行超过1万堆?年。全世界核电总装机容量为3.69亿千瓦，分布在31个国家和地区；核电年发电量占世界发电总量的17%。 核电发电量超过20%的国家和地区共16个，其中包括美、法、德、日等发达国家。各国核电装机容量的多少，很大程度上反映了各国经济、工业和科技的综合实力和水平。核电与水电、火电一起构成世界能源的三大支柱，在世界能源结构中有着重要的地位。 (二)我国核电发展取得的成绩 我国是世界上少数几个拥有比较完整核工业体系的国家之一。为推进核能的和平利用，上世纪七十年代国务院做出了发展核电的决定，经过三十多年的努力，我国核电从无到有，得到了很大的发展。自1983年确定压水堆核电技术路线以来，目前在压水堆核电站设计、设备制造、工程建设和运行管理等方面已经初步形成了一定的能力，为实现规模化发展奠定了基础。 1、核电建设和运营取得良好业绩。 自1991年我国第一座核电站—秦山一期并网发电以来，我国有6座核电站共11台机组906.8万千瓦先后投入商业运行，8台机组790万千瓦在建(岭澳二期、秦山二期扩建、红沿河一期)。 截至目前，我国核电站的安全、运行业绩良好，运行水平不断提高，运行特征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。秦山一期核电站已安全运行14年，最近一个燃料循环周期还创造了连续安全运行400天的新记录。大亚湾核电站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。我国投运和在建核电项目情况见表1。 2、我国已具备积极推进核电建设的基础条件。 经过各有关部门的共同努力，我国已具备了积极推进核电建设的基础条件。
(2020年整理)全国已建成或在建核电站分布.doc
全国核电站分布之二：全国在建核电站 1、岭澳核电站二期 项目地址：广东省深圳市龙岗区大鹏镇 投资方：中国广东核电集团公司 管理方：岭东核电有限公司 堆型：压水堆（CPR1000） 功率：2X1000MW 设计寿命：40年 建设进展：主体工程于XXXX年12月15日开工；XXXX 年6月28日，1号机组核岛安装工程比原计划提前17天开工；XXXX年9月23日，1号机组核岛比原计划提前38天完成穹顶吊装，工程建设从土建施工全面转向设备安装阶段。 预计首台商运时间：XXXX年10月 说明：岭澳核电站二期工程是我国“十五”期间唯一开工的核电项目，是国家核电自主化依托项目，项目采用中广核集团具有自主品牌的中国改进型压水堆核电技术路线 CPR1000，是我国CPR1000示范工程，在我国核电发展中具有承上启下的作用。通过项目建设，我国将加快全面掌握第二代改进型百万千瓦级核电站
技术，基本形成自主技术品牌核电站设计自主化和设备制造国产化能力，为高起点引进、消化、吸收第三代核电技术打下坚实的基础。 2、阳江核电站一期 项目地址：广东省阳江市东平镇 投资方：中广核集团公司 管理方：阳江核电有限公司 堆型：压水堆（CPR1000） 功率：2X1000MW（共建6台） 设计寿命：40年 建设进展：XXXX年9月26日负挖开始，目前前期工程正按计划顺利推进。 预计首台商运时间：XXXX年4月 说明：阳江核电站位于中广核集团在广东地区的第二核电基地。项目采用中广核集团具有自主品牌的CPR1000技术。阳江核电站的建设对满足广东省经济增长对电力的需求，进一步优化广东省电网结构和能
源结构，拉动广东省核电装备制造业升级，促进广东省经济社会和环境协调发展具有重要意义。 3、台山核电站 项目地址：广东省江门市台山市 投资方：中广核集团公司 管理方：台山核电有限公司 堆型：压水堆（CPR1000） 功率：2X1000MW（共建6台） 设计寿命：40年 筹备进展：目前项目建议书已上报国家发改委，各项筹建工作正按计划推进，建设条件已基本成熟。 预计开工时间：XXXX年 预计首台商运时间：XXXX年 说明：台山核电项目已被列为广东省“十一五”规划重大能源保障工程项目。 4、红沿河核电站一期
常用卫生法律法规试题
常用卫生法律法规.txt心态决定状态，心胸决定格局，眼界决定境界。当你的眼泪忍不住要流出来的时候，睁大眼睛，千万别眨眼，你会看到世界由清晰到模糊的全过程。《常用卫生法律法规》试题（二） 6月28日新补充 1.公共场所卫生监督员的证书应由哪一部门签发A A.同级人民zhengfu B.同级卫生行政部门 C.上一级人民zhengfu D.上一级卫生行政部门 2.我国饮用水的卫生标准（GB574985）中规定B A.每毫升饮水中细菌总数不超过10个 B.每毫升饮水中细菌总数不超过100个 C.每毫升饮水中细菌总数不超过1000个 D.每100毫升饮水中细菌总数不超过10个 3.各级卫生防疫站对学校卫生工作承担的任务不包括D A.实施学校卫生监测 B.制定学生常见病、传染病、地方病的防治计划 C.开展学校卫生服务 D.对新建、改建、扩建校舍的选址、设计施行卫生监督 4……《传染病防治法》第二十一条规定，卫生防疫机构在接到某些传染病疫情报告后，应立 即报告当地卫生行政部门，当地卫生行政部门应立即报告当地zhengfu和上级卫生行政部门及 国务院卫生行政部门。下列五组疾病中，哪一组是符合规定的B A.霍乱、鼠疫、肺炭疽、黑热病 B.霍乱、鼠疫、肺炭疽、艾滋病 C.霍乱、鼠疫、肺炭疽、登革热 D.霍乱、鼠疫、艾滋病、布氏杆菌病 5.公共场所卫生管理条例不适用于D A.宾馆 B.舞厅 C.教室 D.商场 6.公共场所的卫生监督工作的执行部门是C A.县级以上卫生行政部门 B.县级以上卫生防疫机构 C.各级卫生防疫机构 D.同级的工商行政管理部门 7.血液发出后，受血者和供血者的血样保存于2～6℃冰箱中至少应保存多少天D A.4天 B.5天 C.6天 D.7天 8.对医师的业务水平、工作成绩和职业道德状况，依法享有定期考核权的单位是B A.县级以上人民zhengfu卫生行政部门 B.受县级以上人民zhengfu卫生行政部门委托的机构或者组织 C.医师所在地的医学会或者医师协会 D.医师所工作的医疗、预防、保健机构 9.医疗保健机构提供的母婴保健指导的内容包括D A.对孕妇提供心理方面的指导 B.对孕妇提供营养方面的指导 C.对指定传染病的发病、治疗和预防方法提供医学意见 D.对碘缺乏症等地方病的发病原因，治疗和预防提供医学意见 10.黄某2001年10月因医疗事故受到吊销医师执业证书的行政处罚，2002年9月向当地卫生 行政部门申请重新注册。卫生行政部门经过审查决定对黄某不予注册，理由是黄某的行政 处罚自处罚决定之日起至申请注册之日止不满B A.1年 B.2年 C.3年 D.4年 11.医师在执业活动中应当履行法定义务。不属于法定义务的是B A.遵守技术操作规范 B.参与所在机构的民主管理 C.遵守职业道德 D.尊重患者，保护患者的隐私 12.属于医疗保健机构提供婚前卫生咨询的是A A.对生育保健提供医学意见 B.遗传病诊察 C.性卫生知识教育 D.心理健康指导
阅读材料3-12：中国核电站建设信息汇总
阅读材料3-12：中国核电站建设信息汇总 “大亚湾反应堆中微子实验项目”启动，总投入将达2.4亿元本报讯(记者齐芳)我国基础科学领域最大的国际合作项目“大亚湾反应堆中微子实验项目”日前启动。同时,中科院高能物理所还与中国广东核电集团有限公司签署了“大亚湾反应堆中微子实验项目合作协议”,这也是国有大型企业首次支持国际最前沿基础研究,开创了国家、地方政府及企业共同支持基础研究的先例。 中科院高能物理所所长陈和生说:“大亚湾反应堆中微子实验项目”是以我为主,美国、俄罗斯、捷克等国共同参与的科研前沿研究课题,是目前我国基础科学领域最大的国际合作项目,项目总投入将达到2.4亿元人民币。陈和生说:“项目预计2010年完工,并开始采集数据。项目完工之后,我们希望用5-6年时间取得关键成果。”有科学家认为,大亚湾项目的结果将为粒子物理和宇宙学的发展作出重要贡献,预期将获得重大原始创新成果。 陈和生介绍说,中微子是构成物质的三类最基本的粒子之一,共有三种。中微子间相互转变的规律由六个参数来描述,是微观世界最基本的参数。目前,这六个参数中还有两个待测量,实验上有可能测量的是q13。q13的测量结果具有重大科学意义,有可能解释宇宙中为什么不存在反物质,如果它的测量结果接近于零,则意味着现有的基本物理理论框架必须做出根本修改。 摘引自：《光明日报》2006-10-11 05:10（记者齐芳） 核电发展的春天即将到来，核电设备国产化尚未形成产业链条 千亿元核电设备“蛋糕”将入谁手？ 按照我国核电发展规划，到2020年，中国核电装机容量将达到4000万千瓦。这意味着，从现在起，至少每年要开工两至3个百万千瓦的核电机组。与此同时，我国对核电建设提出了明确的经济指标要求，上网电价要与脱硫、脱硝的火电厂的电价竞争。这使尽量采用国产设备、降低电站造价成为一种必然选择。 据分析，到2020年，我国核电建设总投资将达到约3000亿元，其中设备投资约1500亿元，如果设备国产化率达到70%，那么摆在中国核电设备制造企业面前的，将是一个上千亿元的超级“蛋糕”。 在核工业领域，许多人将未来十多年称之为“核电发展的春天”。面对春天里的诱人“蛋糕”，中国的制造企业正在积极行动起来，苦练内功，渴望分一杯羹，并借助“核级设备”之牌，撬动更为可观的关联市场。 核工业第二研究设计院范刚透露，不少设备制造厂与设计院合作开展了核级产品的试制。
核能发电工作原理及核电站进程
核能发电工作原理及核电站进程 4月21日，国际热核聚变实验堆（ITER）组织在法国举办杜瓦底座移交仪式。人造太阳“心脏”安装开启中核集团向全球核能高端市场迈出实质性步伐。核能发电在考试中经常会考查，今天小编带大家一起来了解一下核能发电相关考点。 考点.1 核能发电基本工作原理是什么？ 核电站利用核能发电,核心设备是核反应堆。核电站用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，将原子核裂变能转化为热能；蒸汽压力推动汽轮机旋转，热能转化为机械能；然后汽轮机带动发电机旋转，将机械能转变成电能。通过电网送到四面八方。
考点.2 核能发电的优点 1．核能发电不会造成空气污染。 2．核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。 3．核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便。 4．核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响，故发电成本较其他发电方法稳定。 5.核能发电实际上是最安全的电力生产方式。 考点.3 核电站进程
我国比较著名的两座核电站 核电站是指通过适当的装置将核能转变成电能的设施。利用核能进行发电的电站称为核电站，当今世界上只能利用裂变的链式反应产生的能量来发电。 我国核电站的建设始于20世纪80年代中期。首台核电机的组装在秦山核电站进行，1985年开工，1994年商业运行，电功率为300MW，为我国自行设计建造和运行的原型核电机组。使中国成为继美国、英国、法国、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第7个能够自行设计、建造核电站的国家。2015年秦山核电厂扩建项目方家山核电工程2号机组成功并网发电。国内核电机组数量最多、堆型最丰富、装机最大的核电基地。 大亚湾核电站是中国大陆第一座大型商用核电站，也是大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。 考点.5 核能发电比重 我国利用核能发电的增量空间巨大。核电发电量在所有电源发电量中的占比也持续增长，2010年核电发电量占比仅1.77%，到2019年三季度核电发电量占比已经达到4.79%，已经超过了2020年的目标值，根据计划，2020年有望完成核电占比提升至4%的目标。 试题练习 【练习题】1.核电站利用核能进行发电，其所使用的核燃料是：