核电厂运行
1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？
a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装
量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。
b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、
液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。
c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须
要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。
d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过
渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。
e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸
汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。
2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？
优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性；
2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。
3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。
4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。
缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。
2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。
3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。
3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮
机快速降负荷？
原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆
引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%；
功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。
4、核电厂的运行工况有哪些
a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态
b)Ⅱ类工况：中等频度事件
c)Ⅲ类工况：稀有事件
d)Ⅳ类工况：极限事故
5、
6、堆芯寿期内对慢化剂温度系数进行的限制及其原因
a.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期初，热态零功率下不得为正；
b.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期末，额定热功率下不得比-57pcm/℃更负。
对慢化剂温度系数的限制是因为：
a.寿期初出于安全考虑，保证反应堆慢化剂温度系数为负值。
b.寿期末慢化剂温度系数有限值，主要考虑到此时硼稀释的实际困难.
7、控制棒插入限制LCO的原因
①保证足够的停堆深度；
②展平中子通量密度（功率）分布；
③减小弹棒事故的后果。
8、加热升温过程中的注意事项（看几遍即可，选择题，考照时有用）
1> 至少必须有一台反应堆冷却剂泵或余热排出系统处于运行状态，才能开始稀释反应
堆冷却剂的硼浓度。
2> 反应堆冷却剂系统的升温速率一定不能超过技术规格书中规定的最大允许值的二分
之一。
3> 稳压器的升温速率不应超过技术规格书中规定的限值。
4> 如果稳压器和喷淋液之间的温度差超过160℃，则不允许使用喷淋。
5> 在稳压器建立正常水位之前，反应堆应维持在次临界状态。
6> 反应堆冷却剂平均温度大于260℃时，其总的比反应性不应超过技术规格书中的限
值。
7> 除非反应堆处于冷停堆模式，否则，安全壳的完整性绝不允许破坏。
8> 安全壳的完整性有缺陷时，除非停堆深度保持在4%△k/k以上，否则不允许用稀释硼
的方法向反应堆内引入正的反应性。
9> 任何时候（包括反应堆停闭或控制棒插入堆芯），进行稀释硼操作时临界度必须是可
预计的。
10> 在涉及硼浓度变化的任一步骤时，如果任一个源量程通道的中子计数率增长一倍或
更多时，必须立即停止操作，直至对该情况作出满意的评估为止。
11> 停堆棒组在反应堆停闭后必须全部提出堆外，以克服无论是由于硼或氙的变化，还
是由于反应堆冷却剂温度变化所引入的反应性变化，但这一原则对下面情况可以例外：
a.反应堆冷却剂系统至少已经硼化到热氙的任意硼浓度，并且维持在热停堆模
式。核电厂厂长或他指定的人批准可用插入控制棒的方法替代。
b.反应堆冷却剂系统已经硼化到冷停堆模式的硼浓度，且正在进行加热。核电
厂厂长或他指定的人批准用加热的方法替代。
12> 若停堆棒组不能提出反应堆时，反应堆冷却剂系统则必须按照所需要的条件进行硼
化，且硼浓度必须用取样的方法加以确认。在加热升温之前，停堆棒组必须全部提出反应堆之外，控制棒组A、B、C和D四组则应提离底部5步。
13> 反应堆冷却剂的硼浓度在明显变化之前，需启动稳压器电加热器，允许稳压器喷淋
阀调节稳压器至反应堆冷却系统之间的硼浓度。注意上述适用于稳压器水位已经建立之后的情况。
14> 用于控制平均温度Tavg，或温差△T的通道在退出工作之前，通过消除适当的开关
或按钮，将该通道退出反应堆控制系统。稳压器水位、给水流量或蒸汽流量在退出工作之前，在类似的控制台、盘上应选择替代的通道来控制动作。核电厂二次侧暖管、缓慢的蒸汽排放和调节给水过程中，必须小心谨慎，防止反应堆冷却剂系统突然冷却。注意
反应堆接近临界或低功率时，这一要求特别重要。
15> 余热排出系统运行时，反应堆冷却剂系统的压力不允许超过3.16MPa。
16> 反应堆冷却剂系统的压力必须维持在与反应堆压力容器加热，冷却限制曲线和压力
--温度曲线相一致。随着加热升温的进展，绝不允许系统的受压力在曲线之外。
9、反应堆启动时怎么判断反应堆已经达到了临界？
接近临界时控制棒的提升速度很慢。当停止控制棒的提升，源量程通道的中子计数率有稳定的增长率，或反应堆周期仪表有固定的周期显示时，认为反应堆达到了临界。
10、对应于每个事故类型的ORG的组成：
①E导则，是每一基本事故类型的总应急导则和入口导则
②ES导则，是对导则的补充，为每一基本事故类型提供补充的恢复对策
③ECA导则，是应急偶然事件的行动对策。
11、什么是ATWS？ATWS缓解的重要措施有哪些？
在发生预期运行瞬变（II类工况，即中频事件）而要求停堆时，由于非特定的电气或机械方面的共模失效，而使控制棒不能插人堆芯。
或：指反应堆发生了预期运行瞬态（II类工况），电厂参数偏离了正常运行工况而要求自动紧急停堆时，控制棒不能落下所造成的未能紧急停堆的事故。
缓解措施：继续给出停堆信号；启动辅助给水，防止蒸汽发生器烧干，保持二次热阱；蒸汽安全阀打开以带出一回路热量；稳压器卸压阀泄压和安全阀降压；操纵员及时下插控制棒或应急加硼。
12、棒控系统的控制线路有那两个？稳压器水位是怎么调节的？
棒控制中包括两个线路，即功率失配与温度失配线路。稳压器的水位是由上充流量和下泄流量的大小来控制的。正常运行时，下泄流量是不变化的。稳压器水位是通过改变上充流量来控制的。当L act＜L ref时，增大上充流量，稳压器水位上升；当L act＞L ref时，减小上充流量，稳压器水位下降。
13、蒸汽旁排的控制
蒸汽旁排有两种控制方式：平均温度控制方式和蒸汽压力控制方式。在功率运行时，它处于平均温度控制方式。
在T
avg -T
ref
大于蒸汽旁排需求范围时，蒸汽旁排需求仪表就有读书，但只有在降负荷和汽轮
机停机两种情况下，蒸汽旁排阀才会打开。
14、核电厂技术规格书一般包括哪几个部分？
答：1）定义2）安全限值和安全系统限值的设定3）运行限制条件4）监测要求5）设计特点6）行政管理
15、为什么压水堆核电厂选取中间量程(I.R.)指示为1×10-8A作为标准临界点？
答：1）此时中子通量水平已经超过中子源强度的两个量级以上，可以不考虑中子源的影响；2）仍然在RCS的加热点之下，可以不考虑慢化剂温度变化的影响。因此压水堆核电厂通常都选取中间量程（I.R.）指示为1×10-8A作为标准临界点。
16、慢化剂中硼浓度增加了，慢化剂的温度系数如何变化？
随着硼浓度的增加，慢化剂温度系数负得越来越少，有可能变为正值。
17、设置超温ΔT（OTΔT）与超功率ΔT（OPΔT）的目的是什么？和哪些参数有关？
设置超温温差紧急停堆保护（OTΔT）的目的是：防止在各种压力、功率、冷却剂温度、冷却剂流速和轴向功率分布的组合情况下发生偏离泡核沸腾，避免燃料包壳烧毁。OTΔT 与冷却剂压力、平均温度、水泵转速、ΔI等因素有关。随着冷却剂压力的降低、平均温度的升高、水泵转速的降低、ΔI的增加，OTΔT定值减少。
设置超功率温差紧急停堆保护（OPΔT）的目的是：确保在各种可能的超功率情况下燃料保持完整，即燃料芯块无熔化。OPΔT与冷却剂平均温度、水泵转速、ΔI等因素有关。随着冷却剂平均温度的升高、水泵转速的降低、ΔI的增加，OPΔT定值减少。
18、什么是最低临界温度？为什么要设置这个温度？
最低临界温度：反应堆达临界之前，反应堆冷却剂温度必须大于或等于某一最小值（不同的核电厂略有不同，一般在280℃左右），此温度值称为反应堆最低临界温度。
设置最低临界温度的目的是保证：
1）慢化剂温度系数为负值；
2）保护系统的仪表工作在正常范围；
3）稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态；
4）反应堆压力容器远离最小脆性转变温度。
19、
20、为什么要进行热平衡计算？如何计算？
答：目的是保证核测量功率与热功率保持一致，以免影响反应堆安全或导致不必要的停堆。计算依据：能量守恒
即：一回路产生的能量=二回路载出的能量
一回路的能量=反应堆释热+主泵的能量
二回路载出的能量=蒸汽载出的能量-给水返回的能量
反应堆释热=蒸汽载出的能量-给水返回的能量-主泵的能量
21、如果轴向功率偏差超出运行带时，如何进行纠正？
答：1）如果轴向功率偏差偏负，则应加硼，促使控制棒提升，使轴向功率偏差向正的方向移动；
2）如果轴向功率偏差偏正，则应稀释硼，促使控制棒下插，使轴向功率偏差向负的方向移动。
无论偏左还是偏右，均可以通过降功率的方法使其恢复到运行靶带以内。
22、功率运行时负荷瞬变，核电厂一些主要的系统参数怎么变化？
各参数之间的相互关系：（知道怎么分析功率运行中负荷线性下降参数变化，原因不用分析）1）稳压器压力与冷却剂的平均温度Tavg有关，其变化趋势基本一致；
2）控制棒位：自动有效时，与Tavg-Tref有关，同时与负荷变化率、功率变化率有关；
3）核功率：与控制棒位有关，与Tavg有关；
4）参考温度Tref：总是与负荷变化相一致；
5）冷却剂平均温度Tavg：与核功率和负荷之间的匹配情况有关；
6）稳压器水位：与Tavg变化有关；
7）上充流量的变化：与稳压器水位变化情况有关；
8）蒸汽旁排：与Tavg-Tref有关；
9）蒸汽流量：与负荷变化有关，受旁排系统的影响；
10）蒸汽发生器水位：与蒸汽压力有关，受给水调节影响；
11）给水流量：与蒸汽发生器水位、蒸汽流量有关
23、三道安全屏障与关键安全功能之间的关系
24、什么是最佳恢复导则？其处置哪四个基本事故类型。
答：最佳恢复导则是指在应急运行状态中，执行以征兆为基础的、与事件相关的的恢复对策，将核电厂引入最佳（放射性释放量和设备部件损坏量限制在最小）的终止状态。
最佳恢复导则处置的四个基本事故类型是：
1）反应堆紧急停堆(非事故)
2）反应堆冷却剂丧失
3）二次冷却剂丧失
4）蒸汽发生器传热管破裂
25、升温升压或降温降压过程中反应堆压力超出了冷却剂系统加热、冷却限制曲线（大
刀图）对反应堆安全有什么不利影响？（P44页分析）
26、压水堆常见的引发紧急停堆的保护信号有哪些？
⑴ΔT保护
⑵核仪器系统的保护：①源量程紧急停堆
②中间量程紧急停堆(阈值约25%)
③功率量程紧急停堆
⑶环路流量的保护（包括流量信号、水泵电源断开信号、水泵转速下降信号）
⑷稳压器参数异常（包括压力高、压力低、水位高信号）
⑸蒸汽发生器参数异常（包括水位低、水位高信号）
蒸汽管道破裂或蒸汽流量突然增加会引起水位高假信号
⑹汽轮机脱扣，并且蒸汽旁排不可用时需紧急停堆
⑺安注打开
⑻安全壳喷淋
⑼安全壳高压力
27、CAOC带基本负荷运行的运行范围
①是无限制准许运行区；
②是有条件准许运行区；
③和⑤是不准许运行区；
④是不可能运行区，也
叫物理极限区域。
28、什么情况下需要应急加硼？
1）控制棒低于插入极限
2）反应堆紧急停堆以后，冷却剂降温失控
3）不可解释或不可控制的反应性增加
4）紧急停堆以后，有两组或两组以上的控制棒未下插到底
29、SGTR事故处理要注意哪些要点？（操纵员的五个动作）
1.识别并隔离故障的SG。为防止SG满溢，应及早关闭辅助给水泵对故障SG的供水。
2.用完好的SG对反应堆冷却剂进行降温
3.及时终止安注
4.选择合适的方法冷却故障SG，将反应堆引向冷停闭。
5.避免停冷却剂泵停转
30、试比较一回路小破口事件、稳压器卸压阀泄漏事件、稳压器压力通道高
指示故障的异同点。
答：主要相同点：1）稳压器压力下降；2）OTΔT定值降低，引起汽轮机快速降负荷；3）OTΔT保护停堆或压力低停堆；4）安注动作。
主要不同点：
1）一回路小LOCA、卸压阀泄漏事件中，稳压器加热器投入工作，而稳压器压力通道高指示故障则是喷淋在工作。
一回路小LOCA表现为，安全壳内温度、压力、放射性水平升高。
卸压阀泄漏事件则表现为，卸压管线温度升高，卸压箱的温度、水位、压力升高。
稳压器压力通道故障则表现为，正常压力指示和故障指示不一致。
核电厂运行
1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？ a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装 量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。 b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、 液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。 c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须 要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。 d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过 渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。 e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸 汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。 2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？ 优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性； 2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。 3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。 4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。 缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。 2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。 3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。 3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮 机快速降负荷？ 原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆 引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%； 功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。 4、核电厂的运行工况有哪些 a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态 b)Ⅱ类工况：中等频度事件 c)Ⅲ类工况：稀有事件 d)Ⅳ类工况：极限事故 5、运行模式的分类（温度一栏舍去） 模式K eff额定热功率/% 冷却剂平均温度 /℃ 1. 功率运行≥0.99 ＞5 ≥176.6 2. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.6 3. 热备用＜0.99 0 ≥176.6
核电站SOP事故规程原理
核电站SOP事故规程原理 【摘要】本文从核电厂EOP事故规程的基本原理开始介绍，根据美国三哩岛核事故的重要反馈，说明了EOP事故规程存在的不足和向SOP过渡的必然性。后对基于状态导向法的SOP事故规程的原理及优缺点做了重点阐述。 【关键词】EOP；三哩岛；SOP；事故规程；优缺点 1 以单一事件为导向的EOP事故规程 大亚湾核电站和岭澳一期核电站目前使用的EOP事故规程（即事件导向法事故规程），其基本原理为：当主控室出现始发事件后，反应堆操纵员、二回路操纵员和协调员同时执行各自的事故规程。他们根据诊断规程的指引并收集控制室提供的信息进行诊断，判断机组当前出现的事故类型，然后进入以下的事故规程采取相应行动处理事故：1）故障和设计基准事故规程；2）用于超设计基准事故的规程；3）用于极限运行工况的应急运行规程。在此期间，值长/安全技术顾问应用他们的故障或事故期间连续监测规程对机组进行定期的不间断的监督。 2 从EOP切换至SOP的必要性 1979年3月28日，美国三哩岛核电站二号堆发生堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故，暴露出EOP程序存在局限性，很难适应复杂或难以确定的情况，在事故处理时可能对核安全带来严重的负面后果。 EOP事故规程主要问题有以下几方面：1）事故处理策略基于初始诊断，当诊断失误时无法采取纠正措施；2）事故工况恶化时难以进行处理（安注或喷淋启动除外）；3）事故处理策略只适用于单一事故，规程本身无法处理叠加事故；4）对于设计时没有考虑到的事故则没有EOP程序可供使用；5）事故处理策略只适用于单一事故，对于设计时没有考虑到的事故则没有EOP程序可供使用；6）很少或者没有考虑在执行规程过程中可能存在的人为失误。 根据美国三哩岛核事故的经验反馈，为了消除EOP程序使用和安全上的局限性，法国在80年代初，开始研究状态逼近法事故规程（SOP），其目标是在事故处理过程中避免以上EOP事故程序存在的问题，即：能够处理叠加事故；在出现诊断失误或人为失误时能进行诊断修正；能使用较少的程序覆盖尽可能多的事故；可以覆盖更严重的事件。 3 基于状态导向法的SOP事故规程 SOP事故规程最主要的特点是LOOP结构（环状结构，如下图所示的SOP 程序的原理图）及对机组状态的定期诊断。通过LOOP结构及定期状态诊断，操纵员可以检查他们是否正在使用正确的程序，当出现非预期的故障时能够及时响应，并能改正自身造成的错误或纠正可能的疏忽。
运行核电厂经验反馈管理办法 试行
附件： 运行核电厂经验反馈管理办法 (试行) 国家核安全局 —3—
一、目的 为规范我国运行核电厂经验反馈工作的管理，指导、监督并促进经验反馈活动的有效开展，增进核电厂运行经验和信息的交流、共享与应用，共同确保中国核电的安全、可靠、稳定运行，国家核安全局制定并发布本管理办法。 二、适用范围 本办法适用于核电厂首次装料至退役的整个运行阶段的运行经验反馈和信息交流活动。 三、依据文件 （一）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则（HAF001）； （二）《核电厂核事故应急管理条例》（HAF002）; （三）《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其导则； （四）《核动力厂设计安全规定》（HAF102）及其导则； （五）《核动力厂运行安全规定》（HAF103）及其导则等。 四、组织机构与职责 本办法规定的运行核电厂经验反馈活动，由国家核安全局组织和管理。环境保护部核与辐射安全中心、地区监督站、核电厂营运单位及其他技术支持单位按职责分工开展相关工作。各单位职责如下： （一）国家核安全局职责 国家核安全局负责运行核电厂经验反馈工作的组织和管理，其主要职责包括： —4—
1．组织制定、发布并进行修订运行核电厂经验反馈管理办法以及相关的管理和技术文件； 2．组织编制监管部门的运行核电厂经验反馈工作规划和计划，审查运行核电厂经验反馈工作报告等文件； 3．策划、组织和协调运行核电厂经验反馈各项活动，定期组织召开核电厂运行经验交流会议； 4．组织收集、分析、发布必要的经验反馈信息，并发布监管要求； 5．组织收集、分析核电厂运行安全性能指标数据，评价核电厂安全状况，并结合运行核电厂的运行状况，确定监管重点，发布监管要求； 6．组织对运行核电厂核与辐射安全相关重大事件及事故进行调查和评价； 7．组织运行核电厂经验反馈相关人员的培训工作； 8．对运行核电厂经验反馈活动进行专项检查，指导、监督运行核电厂经验反馈体系的有效运转。 （二）核与辐射安全中心职责 核与辐射安全中心作为国家核安全局技术后援单位，在经验反馈体系中的主要职责包括： 1．承担编写运行核电厂经验反馈相关管理和技术文件； 2．负责编制核与辐射安全中心运行核电厂经验反馈工作规划、计划和运行核电厂经验反馈工作报告； 3．承办运行核电厂经验反馈相关活动及运行核电厂经验反馈交流会议； —5—
核电厂运行风险管理详细版
文件编号：GD/FS-4593 （管理制度范本系列） 核电厂运行风险管理详细 版 The Daily Operation Mode, It Includes All Implementation Items, And Acts To Regulate Individual Actions, Regulate Or Limit All Their Behaviors, And Finally Simplify The Management Process. 编辑：_________________ 单位：_________________ 日期：_________________
核电厂运行风险管理详细版 提示语：本管理制度文件适合使用于日常的规则或运作模式中，包含所有的执行事项，并作用于规范个体行动，规范或限制其所有行为，最终实现简化管理过程，提高管理效率。，文档所展示内容即为所得，可在下载完成后直接进行编辑。 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证
明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理 根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求，界定出不同机组状态必须可用的系统和设备，对每一状态
核电厂运行阶段的技术状态管理体系的建立
核电厂运行阶段的技术状态管理体系的建立 发表时间：2018-05-14T16:55:04.020Z 来源：《电力设备》2017年第35期作者：裴倩 [导读] 摘要：技术状态管理目的在于维持电厂的设计要求、实体配置和配置信息这三个要素的一致性，从而实现电厂安全可靠地运行。 （三门核电有限公司浙江台州 317112） 摘要：技术状态管理目的在于维持电厂的设计要求、实体配置和配置信息这三个要素的一致性，从而实现电厂安全可靠地运行。在INPO、IAEA等机构对技术状态管理研究的基础上，结合三门核电一期工程实际情况和对标成果，探讨了如何建立核电厂运行阶段的技术状态管理体系，为其它电厂的技术状态管理提供一定的参考和借鉴。 关键词：技术状态管理；设计要求；实体配置；配置信息；基准技术状态 1概述 技术状态是指某个产品或项目在其整个生命周期内的功能特性和物理特性的集合。近年来，技术状态管理逐渐在核电领域开始推广和应用。20世纪末，为了改进核电厂的对标效果，美国核能研究所（NEI）、电力公司成本管理组织（EUGG）和核电运行研究所（INPO）合作定义并发布了标准核电业绩模型（Standard Nuclear Performance Model，SNMP），对技术状态管理流程进行了描述[1][2]。IAEA已分别在2003和2010年的报告中建议将技术状态管理应用于核电领域，并强调了技术状态管理对电厂安全的影响[3][4]。对于运行电厂来说，技术状态管理目的在于提供一种规范的管理方法，维持核电厂设计要求（Design Requirements）、实体配置（Physical Configuration）和配置信息（Facility Configuration Information，FCI）这三个要素的一致性（如图1-1所示），以使业主、运行人员和监管部门对于构筑物、系统和设备（SSCs）能实现其功能并支持电厂安全可靠运行具有足够的自信，并使电厂实现其在公众安全和环境保护方面的承诺。技术状态管理主要包括基准技术状态（Reference Configuration，RC）管理和技术状态流程管理即变更管理两大部分内容。 技术状态标识的目的在于确认技术状态项，并用文件等记录形式表示出其功能特性和物理特性的过程，电厂的技术状态项为构筑物、系统和设备（SSCs）相关的设计信息和配置信息。 设计信息分为以下四个层次：设计准则（Design Criteria）、法规、标准、分析等，设计基准（Design basis），设计要求，设计输出。 配置信息（Facility Configuration Information，FCI）用于记录与设计要求或设计基准相关的数据或结果的信息，及其他与电厂构筑物、系统和部件相关信息。 电厂配置信息的管理内容包括配置信息范围的确定和分级管理方法。按电厂配置信息的内容可将电厂配置信息分为两类，第一类是设备信息、计算机软件清单、定值清单、标志标牌等基本配置数据或数据库，第二类为工程设计、采购规格书、运行规程、维修规程、试验、培训等应用配置信息。电厂配置信息也可以以文件、数据库或信息系统等方式存在。根据失效对安全的影响和后果等潜在风险因素，以及对电厂运行和维修支持的重要性，将电厂配置信息分为关键和非关键两类。当配置信息需要变更时，为提高资源管理效率，在实体配置变更之后，构筑物、系统和设备恢复之前（复役前）更新关键FCI，而非关键FCI可以在电厂实体配置已经变更后更新。 3.变更管理流程 结合技术状态管理基本流程，三门核电一期工程实际情况和对标电厂实践经验，开发了以下技术状态管理的具体流程即变更管理流程，如图3-2所示，主要包括变更申请、变更的开发和审查审批、变更实施和验收、影响文件修订和关闭等几个基本环节。 按流程不同将变更分为以下5大类：配置信息（FCI）变更、等效性变更、重要设计变更、小设计变更和临时变更。配置信息（FCI）变更是指只修改电厂的配置信息，不影响设计要求和实体配置的变更。等效性性变更是指不涉及设计变更的物项替代。设计变更是当用于确保执行设计基准功能或/和确保与执照基准一致的技术要求发生变更时采用设计变更，根据变更的复杂程度、变更范围和费用等可将设计变更分为重要设计变更和小设计变更，如变更在短期内将要移除则为临时变更。 4.总结 国内大部分电厂目前一般只有变更管理的流程，但没有建立完整的技术状态管理体系，在基准技术状态管理方面尤其欠缺。本文从INPO、IAEA和国外对标电厂对技术状态管理的研究和经验中总结出了一套适用于运行电厂的技术状态管理方法，涵盖了基准技术状态管理、变更流程管理两大部分内容等内容。为核电厂运行阶段的技术状态管理体系建立以及AP1000群堆电厂的技术状态管理提供一定的参考
运行核电厂生产事故调查规程
运行核电厂生产事故调查规程中国核工业集团公司
运行核电厂生产事故调查规程 目录 1 总则 2 事故（事件） 2.1 事故分类 2.2事故等级表 2.3事故归属 3 事故调查 3.1前期工作 3.2事故调查组 3.3调查程序 4.事故报告 4.1 即时报告 4.2 事故调查报告 4.3 报告期限 5.附则 附件1: 国际核事件分级表 附件2: 辐射事故分级表
1 总则 1.1 为贯彻"安全第一，预防为主"的方针，通过对核事故（事件）、辐射事故、人员伤亡事故、火灾和设备损坏事故的调查分析和统计，总结经验教训，研究事故规律，采取预防措施，减少事故发生，特制定本规程。 1.2本规程适用于中国核工业集团公司（以下简称集团公司）所管理的核电厂安全生产事故的调查。 1.3事故调查处理应当按照实事求是、尊重科学的原则，及时、准确地查清事故原因，查明事故性质和责任，总结事故教训，提出整改措施，并对事故责任者提出处理意见。 1.4事故报告要及时、准确、完整；事故分析应与设备可靠性分析相结合，全面评价安全水平。 1.5任何单位和个人不得阻扰和干涉事故调查处理工作，对违反本规程、隐瞒事故或阻碍事故调查的行为有权越级反映。 1.6本规程用于集团公司内部安全管理，其事故定义、调查程序和考核项目不作为处理和判定民事责任的依据。 1.7 核电厂应根据本规程的要求，制定相应的安全生产事故调查程序。 2 事故（事件） 2.1 事故分类： 2.1.1核事故（件）：指符合IAEA国际核事故（件）INES分级表（见 附件1）中2级及以上的事故（件）；或集团公司和核电厂根据事件的性质及其后果确定为对安全、经济有影响的重大事件，
核电厂运行风险管理
核电厂运行风险管理 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理
根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求，界定出不同机组状态必须可用的系统和设备，对每一状态都制定了静态检查点试验规程，对状态变化则制定了动态检查点试验规程。静态检查点试验是对机组停留在某一标准状态时所进行相关的试验，要求操纵员每班(8 h)实施1次，以便通过试验及时发现人因或设备的偏差；动态检查点则是为了确保反应堆状态转变时，安全相关系统和设备满足技术规范的要求。无论是静态检查点还是动态检查点，都是从保障核安全的3大功能来考虑的，控制点的释放必须由安全评价会议或当班安全工程师批准。 在机组换料大修期间，通过实行运行主隔离管理，将机组系统或设备停运、复役和隔离活动用同一主隔离文件反映。即用运行规程控制机组状态，用隔离计划管理系统的隔离与复役，使主控室操纵员在控制机组状态的同时控制系统的主隔离活动。因全部运行活动控制归一，从而杜绝了隔离经理与主控室操纵员信息不一致而可能导致的人因失效。 1.2 风险指引型的核安全监督 大亚湾核电厂安全工程师岗位的设置源于法国核电厂的实践。安全工程师独立于运行值而对机组安全状态实施监督和控制，其职责是
核电站运行-复习大纲整理版
第一章绪论 1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。 （1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽 2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。 压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。 好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变； 大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。 代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制； 增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。 3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。 定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。 目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。 4. 核电厂运行工况的分类。 正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故 5. 核安全文化的概念。 安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 6. 核电厂运行规程的构成。 正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程 7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。 9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行 6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料 第二章核电厂技术规格书 1. 术语及定义： 动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动 停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量 轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。 象限功率倾斜比：上半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值，或下半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值，取大者 运行模式：①功率运行；②启动；③热备用；④热停堆；⑤冷停堆；⑥换料 2.反应堆堆芯和系统压力的安全限值及其保护的目标。 反应堆堆芯：热功率，稳压器压力和运行环路最高冷却剂温度的组合不得超过图2-1所给出的限值（保护核电厂第一道安全屏障的一个必要条件） 应堆冷却剂系统压力：反应堆冷却剂系统压力不得超过18.9MPa（对于Shearon Harris Unit1）（保护核电厂第二道安全屏障的一个必要条件） 3. 最小偏离泡核沸腾比DNBR：临界热流密度与实际热流密度的比值
核电厂运行风险管理实用版
YF-ED-J7728 可按资料类型定义编号 核电厂运行风险管理实用 版 In Order To Ensure The Effective And Safe Operation Of The Department Work Or Production, Relevant Personnel Shall Follow The Procedures In Handling Business Or Operating Equipment. （示范文稿） 二零XX年XX月XX日
核电厂运行风险管理实用版 提示：该管理制度文档适合使用于工作中为保证本部门的工作或生产能够有效、安全、稳定地运转而制定的，相关人员在办理业务或操作设备时必须遵循的程序或步骤。下载后可以对文件进行定制修改，请根据实际需要调整使用。 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗 门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各 经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此 基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来 综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理 方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中 而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂 安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源 发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在
设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理
浅谈核电厂运行文件管理
浅谈核电厂运行文件管理 发表时间：2017-03-28T10:24:34.583Z 来源：《北方建筑》2016年12月第35期作者：胡鹏飞 [导读] 运行文件系统主要包括管理程序、运行规程、技术程序、以及流程图、逻辑图、模拟图、一二次接线图等一系列的技术支持文件。山东核电有限公司山东海阳 265116 摘要：运行文件是生产文件的核心。按照管理方式又分为基准文件、卫星文件、工作文件。本文从中核电厂运行文件管理工作实践的角度，阐述了核电运行文件工作的特性、运行文件管理工作流程、运行文件管理工作的难点及对策等内容。 关键词：核电；生产；文件；管理 1 运行文件管理工作的特点 1.1 复杂性 运行文件系统主要包括管理程序、运行规程、技术程序、以及流程图、逻辑图、模拟图、一二次接线图等一系列的技术支持文件。运行相关的文件也涉及较多专业，比如模拟图和逻辑图涉及到仪控专业，继电保护图涉及到继保专业，二次图和一次接线图涉及到电气专业。如果把范畴扩大到整个核电站，那么文件档案涉及到的专业面将更广，将囊括包括工程、防腐、化学、物理、在役检查等众多专业，而且分布在多个岗位。 1.2 时效性 相当一部分的文件继承于电站建设阶段的设计文件以及调试文件，并经过重新整理。按照文档管理要求，所有的文件需要定期升版。另外，一些技术改造、现场实际与图纸不符合等，也需要及时修改相关文件，并适时更新。 1.3 长期性 核电站的设计寿命通常较长。因此，电站运行文件记录的保存期限一般定为长期或永久。 1.4 可靠性 核电厂一切生产活动的基础就是文件。设想一下，如果一份试验的某个步骤在电子版中不小心被文件管理员删除了，如果流程图在进行更新修改时，出现了某处错误，那不啻于对相关设备的隔离检修，埋下了一颗定时炸弹，因为由此可能造成隔离边界已经不再是完整的。因此，文件的可靠性必须得到保证。必须建立一套有效的管理体系，对运行文件的正确性、有效性进行控制。 2 运行文件管理工作流程 2.1 运行规程、图纸管理体系的建立 以运行规程、图纸为核心的运行文件管理工作，主要包括文件接收、分发、归档、修改、检查、打印以及OPO基准文件库、工作文件站的维护和整理等内容。运行管理部门设有专人负责规程、图纸管理工作，具体负责图纸的修改、生效、更新、补充、回收、归档等具体工作，并且形成了一套有效的管理制度，如：定期对各文件区域（各工作文件站）的巡检，各个运行值针对文件的良好建议反馈单。 2.2 运行规程、图纸的修改、升版与更新 核电站的规程、图纸通过运行操纵人员经过多次的反复使用、修改、升版，逐步趋于完善。运行规程、图纸是为现场运行活动服务的，它对现场运行活动提出了严格的限制和要求。反过来，通过现场运行活动，如果发现规程、图纸的缺陷和错误，就会对它进行修改、升版，不断完善。此外，还有为数不少的技术改造涉及到文件修改，如不及时更新文件内容，极可能影响生产活动的正常进行。 为保证文件的可靠性，任何人不能随意更改文件。但是所有运行人员都可以对运行规程、图纸提出修改申请，通过填写“运行文件修改跟踪单”或发起“状态报告”并由处长、值长校核签字，提交负责文件修改的运行管理部门负责人进行审查确认后才能对其进行修改、升版。修改后的文件经文档管理部门生效发布，返回并替换各文件站的旧版文件。 2.3 运行规程、图纸的使用 运行规程、图纸一旦盖有“工作文件”章后，即成为有效的工作文件，被分别放置于不同的工作文件站运行人员在现场操作时使用的规程、图纸等必须是盖有“工作文件”章的文件的复印件。规程、图纸的有效性、完整性对电站的安全生产有举足轻重的作用，因而对它进行有效管理和及时修改维护让我们感觉到尤为重要。 2.4 文件使用的跟踪 （1）定期自查。依据运行文件最新清单定期检查现场运行文件的数量及版次。 （2）做好对“文件取用跟踪单”的跟踪。运行规程在使用后，封面的“文件取用跟踪单”撕下放于现场指定位置，便于文件人员的跟踪补配。 （3）即时通知。运行现场文件的使用频率很高，尤其是图纸，经常会因频繁的复印，造成破损等现场，遇到这种情况当班值通常是电话或邮件形式即时通知文件管理人员，进行补配；遇到机组大修或紧急情况时，on-call（应急呼叫）负责运行现场文件管理人员完成补配。 2.5 运行文件整理归档 根据文档管理规定，运行管理部门对所形成的生产记录报告进行整理归档。并且完成目录整理、数据整理等归档准备工作，保证其完整、并且制定归档文件移交单及文件清单后，按移交期限规定及时向文档管理部门提出移交申请，文档管理部门按照文件形成部门提供的归档文件清单，对经过整理的生产记录报告进行逐项检查确认并接收。移交单一式两份，双方各执一份，存档备查。 2.6 取消或是作废运行文件管理 （1）运行文件因技改、其他操作文件覆盖或者不适用等原因而取消的，须填写《运行文件取消申请单》，由负责文件的处长审查批准并签字，一式两份，一份运行管理部门存档并取消纸质和电子文件，同时通知各运行值/处，另一份递交到文档管理部门，负责并取消其基准文件。 （2）收到新版的运行文件，及时将旧版基准文件、工作文件等作废的运行文件建立清单，清单中必须包括代码、版次、名称、作废时
核电厂运行风险管理(正式)
编订：__________________ 单位：__________________ 时间：__________________ 核电厂运行风险管理(正 式) Standardize The Management Mechanism To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level. Word格式 / 完整 / 可编辑
文件编号：KG-AO-3602-91 核电厂运行风险管理(正式) 使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对管理机制、管理原则、管理方法以及管理机构进行设置固定的规范，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作，使日常工作或活动达到预期的水平。下载后就可自由编辑。 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。
1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理 根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求，界定出不同机组状态必须可用的系统和设备，对每一状态都制定了静态检查点试验规程，对状态变化则制定了动态检查点试验规程。静态检查点试验是对机组停留在某一标准状态时所进行相关的试验，要求操纵员每班(8 h)实施1次，以便通过试验及时发现人因或设备的偏差；动态检查点则是为了确保反应堆状态转变时，安全相关系统和设备满足技术规范的要求。无论是静
核电厂人因及组织行政管理安全审查体系(标准版)
( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 核电厂人因及组织行政管理安全审查体系(标准版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process
核电厂人因及组织行政管理安全审查体系 (标准版) 摘要定期安全审查（PSR）是国际原子能机构（IAEA）近年推广的一种新的核电厂安全审查方式，它强调系统性、全面性和关键性。人因安全因素（HF）、组织机构和行政管理安全因素（OA）是PSR的重要组成部分，也是PSR中审查难度较大的部分之一。其难点主要在于如何用有限的评审指标去刻画出最能表征人因、OA对核电厂安全运行最具影响的特征因子，建立起科学的、系统化的审查体系，且该体系还需具有较强的可操作性。基于上述认识，笔者建立了核电厂人因及组织行政管理安全审查体系，它包含安全目标与方针、人员配备与资格、组织机构与管理、配置控制、培训、职业健康、运行经验反馈、质量保证、人机接口、遵章守法等10类19个要素。同时介绍了其评审指标、审查内容、审查方法和程序等。该体系已
应用于秦山核电厂。 关键词人因组织与管理安全评审核电厂 1、引言 20世纪50年代世界第一座商用核电厂投入运行以来，对核电厂安全的审查与监督便受到各核电站国家的高度重视。三里岛核电站事故和切尔诺贝利核电站事故之后，这种重视更是不断升级。各国的核管理当局和国际原子能机构（IAEA）以及较晚（1989年）成立的世界核营运者协会（WANO）分别建立了各种各样的常规和专门的安全审查制度，对世界核安全水平的提高促进极大。但同时实践和经验也表明，上述的各类审查一般不是综合性的，且较少考虑安全标准和运行实践的改善、核电厂老化的累积效应、运行经验反馈以及科学技术的发展。因此，为了全面了解核电厂的实际安全状况，确定必要的调整与改造，以使核电厂保持高度的安全性，IAEA于20世纪末期推出了一种新的核电厂安全审查方式：定期安全审查（PSR:PeriodicSafetyReview）。PSR是对核电厂安全状况的系统化全面审查，但它不是对常规审查和专门审查的替代而仅是其补充。
核电厂运行人员效能记录与管理指南
核电厂运行人员效能记录与管理指南 1 范围 本标准提供了核电厂运行人员效能影响因素、保障核电厂人员效能达到要求的方法的信息，为人员效能的数据记录项目和内容、管理方法和要求等提供指导。 本标准适用于所有核电厂全生命周期，包括理论培训、模拟机培训和在岗作业阶段的运行人员效能的记录和管理。 注：核电厂包括数字化核电厂和传统模拟核电厂 2 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 2.1 运行人员operators 核电厂主控室操纵员、现场操作员、机组长、值长、安工。 2.2 人员效能human performance 核电厂人员在工作中的行为表现，包括人误等。 2.3 效能影响因子performance shaping factors 影响人员效能的任何因素，或称绩效影响因子。 2.4 工作环境work environment 人员在执行操作或任务时的一些背景条件和情况。 2.5 人误事件human error event 人误事件或称人员失误事件，是指运行人员在正常活动中对系统确定的行为接受界限的无意悖离或无意破坏。 2.6 应激stress 1
应激是描述外界各种情境因素在人的精神和心理上产生的紧张或压力感觉。 2.7 认知能力cognitive ability 认知能力是指人脑加工、储存和提取信息的能力，是个体认识客观世界，进行学习、思考和推理，从而获取知识的基础。 2.8 认知风格cognitive style 认知风格是指个体感知刺激、加工信息（如收集与组织、分析与评价、思考与理解、记忆与表征信息）、做决策与解决问题时习惯化的独有方式。 2.9 人格特质personality 人格特质，是个体与外界环境交互时，有意识或无意识地表现出的稳定的思维、行为和情感模式。 2.10 岗位适应性post adaptability 胜任岗位工作所需要具备的基本能力和性格等。 3 核电厂运行人员效能 3.1 概述 工业系统中的人员效能可以被看作一个质量性的特征，显示在多大程度上能依赖系统中的人来完成规定的功能，同时保证可用性和安全性。人员效能数据是人员可靠性分析的重要数据来源，而可靠性数据（包括人员可靠性和设备可靠性）的质量很大程度上决定了核电厂系统可靠性评估的质量。人员效能数据还可以为人机界面设计、培训改进、运营管理、经验反馈等提供支持。 3.2分析人员效能的各类影响因素，3.3概述保障核电厂运行人员效能达到要求的方法。 3.2 运行人员效能的影响因素 3.2.1 概述 核电厂运行人员效能的影响因素主要可以分为三大类：1）外部因素，即核电厂的系统条件，包括了工作环境、工作指令、工作和设备特性等；2）应激因素，包括心理学紧张因素和生理应激因素等。3）内部因素，即人的特性。这些因素可能会相互作用，共同影响人员效能。核电运营单位可对这些因素尽可能地进行记录和管理。 3.2.2、3.2.3和3.2.4详细介绍影响复杂工业系统中人员效能的外部因素、应激因素和内部因素。 3.2.2 外部因素 下面列举的外部影响因素并不保证周全，需根据设施的范围和目的进行调整。 在核电厂运行人员的培训和在岗作业阶段，尽可能地对这些影响效能的外部因素进行记录和管理。 2
核电站人因失误的产生机理及其预防措施
核电站人因失误的产生机理及其预防措施 【关键词】 核电站安全失误事件 摘要：在核电站的人-机系统中，核电站特有的运行控制特征使得人因失误事件的发生概率很大，如何预防与减少人因失误，提高人的可靠性已成为保证核电安全生产的主要因素。本文研究了人因失误的特点，通过总结核电站人因失误事件的产生机理，给出了预防核电站人因失误的有效措施，对核电站的安全生产具有重要的指导意义。 关键词：核电站；人因失误；纵深防御 0 前言 国内外大量的调查统计表明，由于人的不安全行为而导致的事故占事故总数的70 %～90 %以上。大亚湾核电站和秦山核电站运行经验反馈也显示人因失误事件在运行中占有很大的比重（运行事件（LOE）中75％）[1]。 三里岛和切尔诺贝利核事故之后，人们已深刻认识到人的因素对核反应堆（包括核电厂、核动力装置和各种研究堆）这一大规模现代化人-机系统运行安全的重要性。作为反应堆人-机系统重要的一方-人，一方面，由于其自身特点，使之既存在一些内在弱点，又有极大的可塑性和难以控制性；另一方面，尽管系统的自动化程度提高了，但归根到底还要由人来控制操作，由人来设计、制造及维护。所有的组织、管理都由人来决策。因而，人在系统中的作用不是削弱了，而是更加重要和突出了。特别是从安全性来看，由人的因素诱发的事故已成为系统最主要的事故源之一[2-3]。 由此可见，如何预防与减少人因事件，提高人的可靠性已成为保证安全生产的主要因素，成为核电生产中亟需解决的重要问题。 1 人因失误的定义及特点 直至今日，人们对人因失误的界定还没有达成广泛的共识。不同的专家和学者分别从不同的角度给出了自己的定义[4]。Reason从心理学的角度，将人因失误定义为：人们虽然进行了一系列有计划的心理操作或身体活动，但没有达到预期的结
3[1].1+核电厂启动一般过程
核电厂的冷启动 主要步骤。 1 从换料冷停到维修冷停 这一过程的主要任务是排堆腔换料水和盖压力容器封头，堆腔的换料水用乏燃料冷却和净化系统的泵唧送回换料水箱，反应堆压力容器封头随堆腔水位的下降逐渐落下，两者下降的速度基本保持相同，水位下降到高出压力容器法兰1m时，水位可先行下降，进而压力容器封头才落到法兰面上。 反应堆压力容器封头盖好之后，机组便进入了维修冷停运行模式。在此过程中，二回路不进行任何操作。
乏燃料贮存水池的冷却和净化系统
2 从维修冷停堆到正常冷停堆 这一过程的主要任务是对一回路进行充水、静排气，升压、动排气。 向一回路补充的水来自换料水箱，硼和水补给系统中的含硼水管路的阀门隔离，以防误稀释操作。补给管路为换料水箱的水，经补给系统的硼酸泵、上充泵最后输送至一回路。 静排气时，反应堆冷却剂泵、反应堆压力容器和稳压器顶部的排气阀全部打开，发现有水从排气阀冒出时才关阀。稳压器顶部的排气阀最后关闭。 至此，达到3.2.1初始条件讲的“稳压器已经完成充水排气，处于实体状态；”
完成静排气后，用上充泵借助调节上充流量调节阀和下泄压力控制阀给一回路升压。达到主泵启动条件时，启动一台主泵，运转2 s ~30 s后停这台泵。降压至约0.4MPa，等待2 h，打开排气阀，直至发现有水从排气阀溢流时再关闭。 如此重复，分别完成三个环路的排气任务。然后三个环路主泵都启动，进行联合排气，直至一回路残存气体达到规定指标为止。 若一回路温度大于70℃，必须至少保持一台主泵运行。在进行一些有关检查和试验后，将安全棒提至堆顶，其余控制棒提升5步。这时，对补给水系统阀门的隔离可以解除，机组从此进入了正常冷停堆状态。
核电厂运行报告制度
核电厂运行报告制度 【法规类别】核工业 【发布部门】国防科学技术工业委员会(已撤销) 【发布日期】1999.01.01 【实施日期】1999.01.01 【时效性】现行有效 【效力级别】XE0303 核电厂运行报告制度 （1999年1月1日） 1.目的和使用范围 为了加强对运行核电厂的行业管理，迅速、准确、全面地掌握我国核电厂运行状态和有关信息，有计划地开展对核电厂的监督管理，确保我国核电厂安全、可靠和经济运行，特制定本报告制度。 本报告制度规定了核电厂各种运行情况的报告方式、提交时限及报告的内容和格式。本报告制度适用于我国核电厂核电机组首次装料以后的各种运行情况。 2.报告种类 报告分定期报告和运行事件报告两类。定期报告包括运行月报和运行年度报告两种。运行事件报告分运行事件通告和运行事件报告两种。
3.定期报告 3.1.运行月报 3.1.1.报告方式与时限 营运单位须以书面方式，在每月10日以前，将上个月运行情况的总结报告递交国防科学技术工业委员会(以下简称国防科工委)。 3.1.2.报告内容 运行月报的主要内容应反映机组在该月的运行状况，即各运行性能指标的完成情况。它包括： (1)核电机组运行数据，包括反应堆临界运行时间，发电量和上网电量，机组能力因子，非计划能力损失因子，机组可利用率等； (2)核电机组月运行曲线图； (3)安全相关设备状况； (4)重要修改活动； (5)安全屏障的完整性； (6)放射性物质的排放情况； (7)辐射防护； (8)运行事件与经验反馈； (9)需要报告的其它事项或活动。 3.1.3.运行月报的封面格式见表1。 3.2.运行年度报告 3.2.1.报告方式与时限 营运单位须以书面方式，在每年4月1以前，将上一年核电厂年度总结报告递交国防科工
核电运行规程05
第5章核电厂事故 5.1 西屋用户集团的应急运行规程 大亚湾的运行规程简介。 5.2 ATWS事故 5.3 SGTR事故
处理核电厂运行事故离不开运行规程。美国三哩岛事故前后的事故规程有较大的变化： 三哩岛事故前： 应急运行规程的制定以事件为依据(Event－oriented)，三点特征： ①因为它是事件定向的处置规程，若判断及时准确，能取得事故处理较好的结果； ②首先判断事件产生原因，然后采取相应措施；可能延误而造成事态进一步扩大，后果更严重。 ③它一般不考虑多重故障的可能性。
三哩岛事故后： 应急运行规程面向征兆，或称为征兆定向（Symptom oriented），具如下特征： ①根据征兆，边处置便诊断； ②判明事故原因后，进行对症处理； ③增加了关键安全功能定向的处置规程，当失去关键安全功 能时，首先要采取措施，恢复关键安全功能。 ④对多重故障有较好的处置效果。
应急响应导则（ERG：Emergency Response Guidlines） “导则”是应急响应规程的一般形式。具有概括性、一般性。在导则中添上具体电厂的参数数据，结合特定电厂系统设备做适当修改补充即可称为特定电厂的应急运行规程。 西屋公司是美国一个大的压水堆生产厂家，它推出的西屋用户集团的应急响应导则(ERG)具有三大部分： ①最佳恢复导则(ORG:Optimal Recovery Guidlines) ②关键安全功能状态树(CSFST:Critical Safety Function Status Trees) ③功能恢复导则(FRG:Function Recovery Guidlines)