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HAF003-06核电厂设计中的质量保证

HAF003-06核电厂设计中的质量保证
HAF003-06核电厂设计中的质量保证

01核电厂安全许可证件的申请和颁发

核电厂安全许可证件的申请和颁发 (1993年12月31日国家核安全局发布1993年修改) 第一章总则 第一条根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》(以下简称《条例》)第二十五条的规定,制定本实施细则。 第二条本实施细则适用于核电厂安全许可证件的申请、申请的审查和评定以及许可证件的批准和颁发。《条例》第二条所列的其他民用核设施的安全许可证件的申请和颁发可参照本实施细则执行。 第二章核电厂安全许可证件的许可事项 第三条根据《条例》第三条和第八条的规定,为实施对核电厂厂址选择、建造、调试、运行和退役五个主要阶段的安全监督管理,国家颁发相应的安全许可证件,规定相应的许可活动及其必须遵守的条件。 第四条核电厂的厂址选择:在国家有关部门批准核电厂可行性报告之前,必须取得国家核安全局《核电厂厂址选择审查意见书》。 第五条核电厂的建造:根据《条例》第九条的规定,国家核安全局颁发《核电厂建造许可证》后,许可营运单位开始核岛基础混凝土浇注。 第六条核电厂的首次装料调试:根据《条例》第十条的规定,国家核安全局颁发《核电厂首次装料批准书》后,许可营运单位首次向堆芯装载核燃料、进行带核的调试和按批准的计划提升功率、进行试运行。 第七条核电厂的运行:根据《条例》第十条的规定,国家核安全局颁发《核电厂运行许可证》后,许可营运单位在遵守《核电厂运行许可证》规定的条件下运行。 第八条核电厂的退役:根据《条例》第三条规定,国家核安全局颁发《核电厂开始退役批准书》后,许可营运单位开始退役活动;颁发《核电厂最终退役批准书》后,批准核电厂最终退役。

第九条《核电厂运行许可证》的有效期限一般为设计寿期,在特殊情况下由国家核安全局另行规定。 第十条在核电厂安全许可证件的有效期内,国家核安全局可根据保证安全的需要,修改核电厂安全许可证条件。核电厂营运单位要求进行许可证条件以外的与核安全有关的变更或要求修改核电厂安全许可证条件时,必须报国家核安全局审批后方可实施。 第三章核电厂安全许可证件的申请 第十一条核电厂建造申请者必须在核电厂厂址选定前六个月向国家核安全局提交《核电厂可行性研究报告》中有关厂址安全内容的文件。 第十二条《核电厂建造许可证》的申请者必须在厂址选定后,开始核岛基础混凝土浇注前十二个月向国家核安全局提交《核电厂建造申请书》(格式见附表一),并同时提交有关文件(第五章中有特殊规定的例外)。 第十三条《核电厂首次装料批准书》的申请者必须在核电厂首次向堆芯装入核燃料前十二个月向国家核安全局提交《核电厂首次装料申请书》(格式见附表二),并同时提交有关文件(第五章中有特殊规定的例外)。 第十四条《核电厂运行许可证》的申请者从核电厂首次达到满功率运行之日起,经十二个月的试运行后,必须及时向国家核安全局提交《核电厂运行许可证申请书》(格式见附表三),并同时提交有关文件(第五章中有特殊规定的例外)。 第十五条《核电厂退役批准书》的申请者必须在核电厂开始退役活动前两年向国家核安全局提交《核电厂开始退役申请书》(格式见附表四--(一))。最终退役前,必须向国家核安全局提交《核电厂最终退役申请书》(格式见附表四--(二)),并同时提交有关文件(第五章中有特殊规定的例外)。 第四章颁发核电厂安全许可证件的审评工作 第十六条为了确定核电厂安全许可证件的申请者所提交的文件资料的内容是否符合国家核安全法规的要求,是否有足够的安全措施保障厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。核电厂安全许可证件申请的审评的目的是:

核电厂质量保证安全规定

核电厂质量保证安全规定 (1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改) --------------------------------------------------------------------------------------------- 本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释。 1引言 1.1概述 1.1.1本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。 1.1.2本规定提出的质量保证原则,除适用于核电厂外,也适用于其他核设施。 1.1.3为了保证核电厂的安全,必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作(例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役)的质量保证分大纲。本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。 1.1.4必须指出:在完成某一特定工作中(例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中),对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者,而不是那些验证质量的人员。 1.1.5质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动,验证所要求的质量已达到所必需的活动,以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。 1.1.6质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。通过有效管理促进达到质量要求的途径是:对要完成的任务作透彻的分析,确定所要求的技能,选择和培训合适的人员,使用适当的设备和程序,创造良好的开展工作的环境,明确承担任务者的个人责任等。概括来说,质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施,包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行,是否采取了必要的纠正措施。质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。 1.1.7各部门执行本规定的具体方法(对于整个核电厂和各种工作)可以有所不同,但在任何情况下,都必须遵循本规定所确定的原则,制定详细的执行程序。还必须指出:质量保证大纲必须周密制定,便于实施,并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。 1.2范围 本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。这些原则和目标适用于对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作,例如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、改进和退役。这些原则和目标适用于所有对核电厂负有责任的人员、核电厂设计人员、设备供应商、工程公司、建造人员、运行人员以及参与影响质量活动的其他组织。 附录I所列的安全导则是对本规定的说明和补充。 1.3责任 1.3.1为了履行保证公众健康和安全的责任,营运单位必须遵照《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和本规定的要求制定有效的核电厂质量保证总大纲,并报国家核安全部门审核。 1.3.2对核电厂负有全面责任的营运单位必须负责制定和实施整个核电厂的质量保证总大纲。核电厂营运单位可以委托其他单位制定和实施大纲的全部或其中的一部分,但必须仍对总大纲的有效性负责,同时又不减轻承包者的义务或法律责任。 2质量保证大纲 2.1概述 2.1.1必须根据本规定提出的要求,制定质量保证总大纲,这是核电厂工程不可分割的一部分。总大纲必须对核电厂有关工作(例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役)的控制作出规定。每一种工作的控制也必须符合本规定的要求。

初步设计深度要求

3 初步设计 3.1 一般要求 3.1.1 初步设计文件。 1 设计说明书,包括设计总说明、各专业设计说明。对于涉及建筑节能设计的专dk,其设计说明应有建筑节能设计的专项内容; 2 有关专业的设汁图纸; 3 主要设备或材料表; 4 工程概算书; 5 有关专业计算书(计算书不属于必须交付的设计文件,但应按本规定相关条款的要求编制)。 3.1.2 初步设计文件的编排顺序。 1 封面:项目名称、编制单位、编制年月; 2 扉页:编制单位法定代表人、技术总负责人、项目总负责人和各专业负责人的姓名,并经上述人员签署或授权盖章; 3 设计文件目录; 4 设计说明书; 5 设计图纸(可单独成册); 6 概算书(应单独成册)。 3.2 设计总说明 3 2 1 工程设计依据。 1 政府有关主管部门的批文,如该项目的可行性研究报告、工程立项报告、方案设计文件等审批文件的文号和名称; 2 设计所执行的主要法规和所采用的主要标准(包括标准的名称、编号、年号和版本号); 3 工程所在地区的气象、地理条件、建设场地的工程地质条件; 4 公用设施和交通运输条件; 5 规划、用地、环保、卫生、绿化、消防、人防、抗震等要求和依据资料; 6 建设单位提供的有关使用要求或生产工艺等资料。 3. 2.2 工程建设的规模和设计范围。 1 工程的设计规模及项目组成; 2 分期建设的情况; 3 承担的设计范围与分工。 3. 2.3 总指标。 1 总用地面积、总建筑面积和反映建筑功能规模的技术指标; 2 其他有关的技术经济指标。 3.2.4 设计特点。 1 简述各专业的设计特点和系统组成; 2 采用新技术、新材料、新设备和新结构的情况。

核电厂放射性废物水泥固化处理技术简介

核电厂放射性废物水泥固化处理技术简介 摘要:放射性废物是核能利用的必然产物,是指含有放射性物质或被放射性物 质所污染,活度或活度浓度大于规定的情节解控水平,且所引起的照射未被排除 的废弃物。我国的放射性废物主要来源于核电厂和核燃料循环设施。20世纪80 年代初,我国开始关注和启动有关放射性废物水泥固化处理研究和应用。90年代 中期,水泥固化处理技术日趋成熟,在秦山核电厂和大亚湾核电厂配套建设了低 中水平放射性废物水泥固化系统。同期也编制并颁布实施了废物固化体性能要求 和检验方法的相关标准。随着核电事业的快速发展,绝大多数核电厂配套建设了 放射性废物水泥固化生产线,主要用于低中水平放射性浓缩液和废树脂的固化处理,以及其他固体废物的固化处理。 关键词:放射性;废物处理;水泥固化 一、工艺流程 放射性废物的固化处理,就是将废物加工成能满足废物储存、运输、处置要 求的,具有一定机械性能且结构稳定的废物体。水泥固化通常是将放射性废物、 水泥基料、外加水和其他固化外加剂混合搅拌为均匀的水泥浆体,在合适的养护 条件下,经过不少于28天的养护后形成坚硬的废物固化体。水泥固化的工艺流 程如下图所示: 可以看出,水泥固化的主要过程包括放射性废物废物和各种固化物料的计量,加料和混合搅拌,水泥浆体的凝结和养护。根据搅拌和加料方式的不同,水泥固 化技术可以分为桶外搅拌、桶内搅拌。 桶内搅拌是以标准的废物桶作为混合容器,将废物、水泥、外加剂、水等按 照规定的加料顺序加入废物桶后,按照设定的搅拌方式搅拌均匀。该方法有弃桨 和提桨两种工艺。弃桨是指水泥浆搅拌完成后,将搅拌桨留在废物桶内不再复用,提桨是指搅拌完成后,将搅拌桨提起,冲洗后重复使用。该方法的优点不需要专 门的混合容器,有利于搅拌桨的清洗和维护。缺点是对废物桶的填充率有要求, 对加料顺序、加料量、搅拌方式和搅拌速率有一个相对严格的控制,既要防止搅 拌时水泥浆的外溅,又要保证合适的废物填充率。 桶外搅拌是将水泥、外加剂、水等在混合容器内按照规定的加料顺序和搅拌 方式,搅拌均匀后将水泥浆输送到废物桶。该方法的优点是搅拌桨的设计和搅拌 方式的选择性良好,可以实现固化物料的均匀搅拌,混合容器也可用作装料器, 从而减少固化过程中使用的设备。缺点是混合容器的清洗,搅拌桨的维护较复杂。需要注意的是,与桶内固化相比,桶外固化增加了水泥浆从混合容器向废物桶输 送的过程,这就要求水泥浆须有较好的流动度和较长的初终凝时间,以防止输送 过程中的堵塞或凝结。 与其他固化处理技术相比,水泥固化处理技术具有明显的优势,主要具有如 下优点: ①设备简单,生产能力大,处理过程时间短; ②固化过程二次污染少; ③固化体结构密实,具有良好的机械性能; ④固化体的耐辐照和抗生物侵蚀性好; ⑤能够实现大多数液体废物和固体废物的固化处理; ⑥自屏蔽效应好。

核电厂建设审批程序的规定

核电厂建设审批程序的规 定 Prepared on 22 November 2020

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》应报国家环保总局审查批准。可研阶段的《劳动安全卫生论证报告》由国家劳动部会同国防科工委审查、批准。国防科工委在接到《厂址选择报告》、《选址阶段环境影响评价报告》、《劳动安全卫生论证报告》的审批意见后,对可行性研究报告进行审查、批准。 第九条项目的可行性研究报告书根据批准的可行性研究报告,由营运单位负责编制,并上报国防科工委。由国防科工委审核后报国家计委,由国家计委审批。

核电厂质量保证安全规定

HAF003 HAF003核电厂质量保证安全规定 (1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改)) 本规定自1991年7月27日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1 引言 概述 本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本 要求。 本规定提出的质量保证原则,除适用于核电厂外,也适用于其他核设施。 为了保证核电厂的安全,必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作(例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役)的质量保证分大纲。本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。 必须指出:在完成某一特定工作中(例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中),对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者,而不是那些验证质量的人员。 质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动,验证所要求的质量已达到所必需的活动,以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。 质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。通过有效管理促进达到质量要求的途径是:对要完成的任务作透彻的分析,确定所要求的技能,选择和培训合适的人员,使用适当的设备和程序,创造良好的开展工作的环境,明确承担任务者的个人责任等。概括来说,质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施,包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行,是否采取了必要的纠正措施。质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。 各部门执行本规定的具体方法(对于整个核电厂和各种工作)可以有所不同,但在任何情况下,都必须遵循本规定所确定的原则,制定详细的执行程序。还必须指出:质量保证大纲必须周密制定,便于实施,并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。 范围 本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。这些原则和目标适用于对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作,例如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、改进和退役。这些原则和目标适用于所有对核电厂负有责任的人员、核电厂设计人员、设备供应厂商、工程公司、建造人员、运行人员以及参与影响质量活动的其他组织。

设计院结构统一技术措施

结构统一技术措施 目录

一、总则 (1) 二、荷载 (9) 三、计算参数设置 (11) 四、基础及地下室设计 (17) 五、结构构件设计 (22) 六、钢结构设计 (31) 七、人防结构设计 (43) 八、其他 (47)

一、总则 1、一般规定 设计原则 要精心设计。结合工程具体情况,做到安全、适用、经济,并尽可能技术先进,以确保设计质量。 设计前,必须对建筑物使用要求(安全性、耐久性、舒适性) 工程特点、材料供应、施工技术条件以及地质地形等情况进行充分调查和研究分析,做到心中有数,使设计符合实际情况。 对所采用的标准图、通用图等,要弄清设计意图及适用范围,以便正确选用。当结构有部分分包时(如预应力、钢结构等),应有结构分包设计合同,分包单位应具备相应设计资质。如分包设计使用本单位设计图签,工程设计人应对分包的图纸和计算进行审核,并负相应审核责任。 凡采用标准图、通用图者,应注意正确选用,如选用不当,由采用者负设计责任。采用通用构件时,必须对各类构件之适用范围,应注意事项等,仔细了解清楚,以避免误用,造成安全问题。 结构设计应保证建筑物有足够的承载力、刚度及稳定性。在结构关键部位,材料要求严格部位、施工操作有一定困难部位,或将来使用上可能有变化部位,应适当留有余地,以保安全。 对于在已建成之工程上续建加层或改造之工作,应审慎进行,并遵守以下两条原则: 1.凡在建成之工程未按要求进行抗震设防者(即原设计未按抗震设计,或原设防烈度不够)应先按加层进行抗震加固及承载力的验算,再进行加层或改造(设计工作可同时进行),加层设计必须满足现规范要求; 2.非本单位设计之工程,在接受加层的设计任务时,应对设计文件及工程现状仔细研究,在确保整个工程安全的前提下,采取可靠措施。 设计使用年限和安全等级 设计基准期和设计使用年限 按《建筑结构可靠度设计统一标准》GB50068-2001要求,一般工业与民用建筑结构设计规范采用的设计基准期为50年,因此一般建筑结构设计使用年限取50年。对于轻钢结构(属于易替换的结构构件)一般取25年,临时建筑按5年确定,对年限低于50年的建筑采用的规范仍参照现行有关规范执行,高于50年的需另行确定在基准期内荷载及其设计参数的取值,可靠度指标、结构构件的性能指标、地震的概率分布等方面内容。混凝土结构一般为50年,幕墙为25年,门

4. 核电厂的设计安全要求

第四章核动力厂的设计安全要求 第一节核动力厂安全目标 一、安全目标 总的安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害。 总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持,这两个目标互相补充、相辅相成,技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。 辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后果。 技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故,并在一旦发生事故时减轻其后果。对于在设计核动力厂时考虑过的所有可能事故,包括概率很低的事故,要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。并保证有严重事故后果的事故发生的概率极低。 安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。 二、安全目标的实现 辐射防护目标不排除人员受到有限的照射,也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。 在设计核动力厂时,要进行全面的安全分析。此种安全分析要考察以下内容,(1)核动力厂所有计划的正常运行模式。(2)发生预计运行事件时核动力厂的性能。(3)设计基准事故。(4)可能导致严重事故的事件序列。 在分析的基础上,确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力,验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性,以及确定应急响应的要求。 尽管采取措施将辐射照射控制在合理可行尽量低,并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小,但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括,(1)专设安全设施。(2)营运单位制定的厂内事故处理规程。(3)国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。

第九章核电站三废的收集与处理

第九章核电站三废的收集与处理 核电厂与一般工厂一样,会产生一些诸如粉尘、热量和化学产物之类的废物。但在核电厂的生产过程中,由于存在裂变产物及活化腐蚀产物等,因而还会产生一些带有放射性的液体、气体和固体废物。 为保护环境免受污染、防止工作人员和电厂周围居民受到过量的放射性辐照,核电站在排出或再利用这些放射性废物之前,一定要采用必要的工艺对它们进行处理,经监测符合有关标准后再进行排放或回收再利用。 为此,大亚湾核电站设立了一整套排出物的处理和排放系统。这些系统主要有: ——核岛排气和疏水系统(RPE); ——硼回收系统(TEP); ——废液处理系统(TEU); ——废液排放系统(TER); ——废气处理系统(TEG); ——固体废物处理系统(TES)。 9.1核电站三废的来源及分类 1. 废液的分类 废液按其不同来源和化学性质,分为可复用废液和不可复用废液。 可复用的废液是指从一回路排出的未被空气污染的,含氢和裂变产物的反应堆冷却剂。这部分排水由RPE系统收集并送往硼回收系统(TEP),经处理后供一回路重新使用。 不可复用的废液又分为工艺排水、地面排水和化学废液三类。其中,工艺排水是指从一回路排出的、已暴露在空气中的、低化学含量的放射性废液;地面排水是指来自地面的、化学含量不定的低放射性废液;化学废液是指被化学物质污染的,并可能含有放射性的废液。这三种废液都是由RPE系统收集、就地分类,分别送往废液处理系统(TEU)的工艺排水箱、地面排水箱和化学废水贮存箱,经处理后通过废液排放系统(TER)排放。 除了上述三种废液外,还有一种废液,叫做公用废液,是指淋浴、洗涤和热加工车间使用去污剂去污的废水。这些废水通常会有较弱的放射性。公用废液由联系核岛、机修车

核电工程建设进度控制的关键路径分析

核电工程建设进度控制的关键路径分析 发表时间:2017-06-13T16:19:24.933Z 来源:《电力设备》2017年第6期作者:龙球刘慧[导读] 摘要:文章以某核电工程为例,分析研究核电工程建设进度控制关键路径。 (中核集团中国核电工程有限公司 100840) 摘要:文章以某核电工程为例,分析研究核电工程建设进度控制关键路径。研究结果显示,核电工程建设进度控制关键路径包括:一是核岛土建,二是核岛安装,三是单系统调试,四是联合调试。其中,核岛土建进度控制关键路径是:一是厂房主体施工,二是预应力张拉,三是重点区域的移交,四是关键接口的移交。核岛安装的进度控制关键路径为:一是冷态调试,二是单系统调试,三是联合调试。 关键词:核电工程建设;进度控制;关键路径 不同的核电工程特点不同,建设进度控制的关键路径也就会有所不同,在建设核电工程时可以合理的借鉴和参考其他核电工程进度控制关键路径,提高核电工程建设质量,降低核电工程建设成本。 1核电工程核岛土建进度控制的关键路径分析 1.1核电工程土建主体进度控制关键路径 土建工程进度控制的关键路径是:一是厂房主体建设,二是预应力拉张工程。在核电工程建设过程中,对土建工程安装有较大影响的因素有:一是房间的移交,二是土建接口的移交。对此,在土建工程建设中不仅要对厂房主体进度进行控制,还需要对接口的移交进行控制,特别是在土建工程安装初期,移交工作量非常大。厂房主体是土建工程施工的关键环节,厂房主体的施工阶段有:一是负挖,二是地质检查,三是防水层施工,四是筏基施工,五是贯穿件安装,六是底板安装,七是混凝土施工,八是内部结构施工,九是环吊安装,十一是穹顶预制,十二是穹顶吊装,十三是预应力张拉工程。 其中,环吊支架安装已经成为环吊轨道安装的基础,安装人员一定要严格按照顺序进行安装。预应力工程建设对于贯穿件的安装进度影响较大,也属于进度控制的关键路径。 1.2土建房间移交的进度控制关键路径 土建房间移交建设已经成为土建接口安装的关键体现,以文章某市核电工程为例,该核电工程有土建房间1700个,在土建房间移交的过程中必须保证核岛安装的顺利开展,这也是核电工程建设的根本目的。在土建房间移交进度控制过程中,必须要合理制定土建房间移交进度控制计划,加大土建房间移交建设力度。 1.3土建安装接口的移交 土建安装接口对于整个核电工程建设都有着较大影响。除此之外,核清洁也是核电工程建设进度控制的关键路径之一。核清洁在调试后,关键集中在土建厂房,在核清洁过程中,同时可以展开以下工作:一是核岛安装前的检查工作,二是核岛保温安装,三是阻尼器的安装,四是安全壳打压试验。核清洁需要大概60天的时间,时间相对较短,但是现场协调的难度相对较大,需要安装人员谨慎对待,保证整个核电工程建设进度。核清洁是开展安全壳打压试验的前提和基础。 2核电工程核岛安装的进度控制关键路径 2.1核岛安装工程量的分析 文章某核电工程内部设置有12个机电安装包,结合实际情况合理借鉴了法国机电安装包的安装模式,主要以“点”为安装计算单位,每个点值都代表了工人一小时的安装量。核岛安装包括:一是辅助管道安装,二是电气设备安装。其中,辅助管道安装量占核岛安装工程量的45%,电气设备安装量占核岛安装工程量的35%。对此,辅助管道安装和电气设备安装都是核电安装中需要谨慎对待的。在辅助管道安装完成之前还需要设置633个回路检查和实验工作,这也是辅助管道安装的关键内容。无论是辅助管道安装还是电气设备安装对于安装技术的要求都比较高,建设企业必须引进先进的安装技术,并保证安装技术应用的合理性。 2.2核岛安装进度控制关键路径分析 核岛安装进度控制关键路径受到以下几个因素的影响:一是核岛安装工程量,二是土建房间移交特性,三是联合调试系统实际需求,四是土建房间系统的分布情况。核岛安装进度控制关键路径包括:一是回路蒸汽系统,二是轨道安装,三是环吊安装试验,四是主回路设置,五是水管线安装,六是区管道安装,七是常规岛安装,八是发生器安装,九是试验。核岛安装过程中需要涉及以下几个系统:一是反应堆厂房吊装系统,二是冷却剂系统,三是核回路冲洗系统,四是余热排除系统。核电安装进度控制路径和土建工程进度控制路径紧密相联,其中,环吊移交是进度控制关键路径中最为关键的,环吊安装又是穹顶安装的基础和前提,技术难度相对较大。 核电安装的另一个进度控制路径为:一是设备冷却系统的安装,二是泵房安装,三是混凝土管道安装,四是设备管道安装。这一核电安装进度控制路径所涉及到的系统有:一是消防水生产系统,二是水泵房通风系统,三是机电房通风系统,四是设备冷却水系统,五是盐水分配系统,六是通风系统,七是注射系统。 核岛调试也是进度控制关键路径,核岛调试方式有以下几种:一是单系统调试,二是系统联调。调试人员要先调试单系统,然后再进行系统联调,顺序不能改变。不同的系统功能和特性不同,对调试的要求也会有所不同。 结语: 不同的核电工程特点不同,建设进度控制的关键路径也就会有所不同,在土建工程建设中不仅要对厂房主体进度进行控制,还需要对接口的移交进行控制。环吊支架安装已经成为环吊轨道安装的基础,预应力工程建设对于贯穿件的安装进度影响较大,安装人员一定要严格按照顺序进行安装。在土建房间移交进度控制过程中,必须要合理制定土建房间移交进度控制计划,土建安装接口对于整个核电工程建设都有着较大影响。核清洁也是核电工程建设进度控制的关键路径之一,核清洁需要大概60天的时间,时间相对较短。辅助管道安装和电气设备安装都是核电安装中需要谨慎对待的,无论是辅助管道安装还是电气设备安装对于安装技术的要求都比较高,建设企业必须引进先进的安装技术。核电安装进度控制路径和土建工程进度控制路径紧密相联,环吊安装又是穹顶安装的基础和前提,技术难度相对较大。核电工程建设进度控制对于技术人员的专业水平和综合素质都提出了较高的要求,企业必须加强技术人员培训,提高技术人员的专业水平。 参考文献: [1]刘鑫. 基于关键链方法的充电站建设项目进度管理研究[D].华北电力大学(北京),2016. [2]陈山根. 华能石岛湾高温堆示范电站进度控制研究[D].哈尔滨工业大学,2016.

保证核电厂安全管理措施 - 制度大全_1

保证核电厂安全管理措施-制度大全 保证核电厂安全管理措施之相关制度和职责,管理措施之一——健全的国家监管机构国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理,即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。我国民用核设施的核安全监督管理主要由... 管理措施之一——健全的国家监管机构 国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理,即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。 我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。 管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系 国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等,形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。 管理措施之三——实行核设施安全许可证制度 核电厂在不同阶段,其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评,在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。管理措施之四——严密的质量保证体系 核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲,并严格执行。 另外,还实行内部和外部监查制度,监督检查质量保证大纲的实施情况,确认起到应有的作用。例如,在建造阶段,要对设备进行监造,对施工进行监理。在运行阶段,要进行预防性检修、在役检查和定期试验,以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。 管理措施之五——对参与单位和人员严格要求 国家对参与核电厂建设的单位,甚至小到零部件制造单位,都要经审查合格后,方可开展相应的活动。 国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例,要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员,经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训,再通过国家级的考试,领到操纵员执照后,才能上岗。上岗工作以后,还要定期考查和再培训,保证在工作岗位上的人员都合格。 管理措施之六——极其严密的安全保卫系统 核电厂安全保卫工作的主要任务是:保障核材料的合法使用,防止丢失或被窃;保卫核设施,防止人为的破坏;阻止非法入侵。 核电厂的安全保卫工作采取技术防范与人员防范相结合的方式,其基本原则是“纵深防御”和“均衡防御”相协调。 安全保卫工作采用分区管理模式。核电厂设置三道实体屏障,划分四个不同等级安全保卫区域。在区与区之间的周界上,设置功能完备的实物保护系统,包括出入控制系统、周界监测系统和中央控制系统。 此外,核电厂还有完善的安全保卫政策、程序体系和快速有效的突发事件处置和应急机制。在现场应急和突发事件处置指挥部的指挥下、常驻电厂的武警部队、公安民警、保卫干部和治安队伍,形成统一的特勤力量,按预先编制的反恐预案和突发事件处置流程快速响应,确保核电厂安全保卫的有效性。

美国核管会,10 CFR Part 50, Appendix A,核电厂设计总则

美国核管会,10 CFR Part 50, Appendix A,核电厂设计总则 Appendix A to Part 50--General Design Criteria for Nuclear Power Plants Table of Contents ?Introduction ?Definitions o Nuclear Power Unit o Loss of Coolant Accidents o Single Failure o Anticipated Operational Occurrences CRITERIA

Introduction Pursuant to the provisions of § 50.34, an application for a construction permit must include the principal design criteria for a proposed facility.

The principal design criteria establish the necessary design, fabrication, construction, testing, and performance requirements for structures, systems, and components important to safety; that is, structures, systems, and components that provide reasonable assurance that the facility can be operated without undue risk to the health and safety of the public. These General Design Criteria establish minimum requirements for the principal design criteria for water-cooled nuclear power plants similar in design and location to plants for which construction permits have been issued by the Commission. The General Design Criteria are also considered to be generally applicable to other types of nuclear power units and are intended to provide guidance in establishing the principal design criteria for such other units. The development of these General Design Criteria is not yet complete. For example, some of the definitions need further amplification. Also, some of the specific design requirements for structures, systems, and components important to safety have not as yet been suitably defined. Their omission does not relieve any applicant from considering these matters in the design of a specific facility and satisfying the necessary safety requirements. These matters include: (1) Consideration of the need to design against single failures of passive components in fluid systems important to safety. (See Definition of Single Failure.) (2) Consideration of redundancy and diversity requirements for fluid systems important to safety. A "system" could consist of a number of subsystems each of which is separately capable of performing the specified system safety function. The minimum acceptable redundancy and diversity of subsystems and components within a subsystem, and the required interconnection and independence of the subsystems have not yet been developed or defined. (See Criteria 34, 35, 38, 41, and 44.) (3) Consideration of the type, size, and orientation of possible breaks in components of the reactor coolant pressure boundary in determining design requirements to suitably protect against postulated loss-of-coolant accidents. (See Definition of Loss of Coolant Accidents.) (4) Consideration of the possibility of systematic, nonrandom, concurrent failures of redundant elements in the design of protection systems and reactivity control systems. (See Criteria 22, 24, 26, and 29.)

核电站的辐射防护和废物处理

第八章 核电站的辐射防护和废物处理 8.1 核辐射及其效应 8.1.1 核辐射的物质效应 在核电站范围内,参加核辐射的粒子主要是带正电的α粒子,带负电的β粒子,γ射线(光子)以及不带电的中子,被辐照的物质,我们仅局限于生物形式(包括人体)和用于辐射防护的惰性物质,粒子或射线与物质的作用,主要表现出下列几种效应: (1)由电子引起的激发和电离 当物质受到β粒子(电子)的照射时,产生的效应与它入射时能量E 有很大关系,如果进入物质的电子能量非常低,它仅仅在物质中移动,而对物质的分子没多大的影响,如果入射的电子能量较大,它就将能量传递给原子中的电子,使电子激发到较高能态,或产生电离,接着发生光的发射。例如,当重元素中的内部轨道上的电子置换时,所产生的高能射线就是X 射线。 核反应堆中的β粒子具有0.01~1.0MeV 范围的能量,它穿越物质时能产生大量的电离。粗略的近似计算认为,产生一个离子对约需32eV 的能量。随着物质的每次电离,β粒子损失其能量并最终停止。β粒子所走的路程被称为射程。实验发现:射程正比于β粒子的能量,反比于所穿越物质的密度。如果β粒子得能量E>0.8Mev 时,射程计算的近似为: 30.55(0.16()/) E Mev R cm g cm -=)ρ( (8-1) 式中,ρ是被照射物质的密度,由此可见,β粒子在液体和固体中的射程仅为几个毫米,在空气中也仅为几米。 (2)被重原子慢化的带电重粒子 由于带电粒子(如质子,α粒子)或离子(如裂变碎片)比电子重的多,所以把它们归入重粒子。如果入射的能量相同,它们的运动速度比电子小得多,因为质子与电子的质量比为1836,在相同能量下它们的速度比为0.0233,其动量比为42.85,所以在运动中重粒子不易发生偏转。 带电重粒子在物质中由于同原子中电子的静电相互作用会慢化下来,重粒子在损失其能量的同时,电子获得能量被跃迁。因此,重粒子通过物质时就会有大量的电离产生,随着重粒子能量的衰减,最后它在射程内停止,这一射程比电子的射程短得多,例如,一个能量为2MeV 的α粒子在空气中的射程为1cm 。若假定纸的密度是空气的1000倍,则2MeV 的α粒子就可被0.001cm 厚的纸挡住,或被人的皮肤挡住。因此,α粒子的防护并无多大困难。 (3)被核散射的带电重粒子 高速带电粒子遇到非常重的带点原子核时,由于两个粒子的排斥,迫使入射粒子改变运动方向,沿着双曲线方向继续运动,这就是入射粒子被散射。除非入射粒子的能量非常高,且能进入核力的范围之内,否则它能引起核反应的概率非常小。当然并不排除它被散射后又遇到另一原子的电子,并引起电离的可能性。 (4)γ射线与物质的作用

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

HAF003核电厂质量保证安全规定

核安全法规 HAF003(91) 核电厂质量保证安全法规 (1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改) 本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释

目录 第一章引言 (3) 1.1 概述 (3) 1.2 围 (3) 1.3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2.1 概述 (4) 2.2 程序、细则及图纸 (5) 2.3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3.1责任、权限和联络 (6) 3.2 单位间的工作接口 (6) 3.3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4.1 文件的编制、审核和批准 (7) 4.2 文件的发布和分布 (7) 4.3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5.1 概述 (8) 5.2 设计接口的控制 (8) 5.3 设计控制 (8) 5.4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6.1 概述 (9) 6.2 对供方的评价和选择 (10) 6.3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7.1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7.2 装卸、贮存和运输 (11) 7.3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9.1 检查大纲 (11) 9.2 试验大纲 (12) 9.3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9.4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10.1概述 (13) 10.2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12.1质量保证记录的编写 (14) 12.2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13.1 概述 (15) 13.2 监查的计划安排② (15)

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