核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理
核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理

集团企业公司编码:(LL3698-KKI1269-TM2483-LUI12689-ITT289-

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理摘要:在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管理文献资料的基础上,介绍了仪控电缆的组成及老化机理,叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等方面的内容,希望对国内开展此项工作有所帮助。

仪控;电缆;老化;安全壳;核电厂

Abstract:Basedonsurveyingthedocumentsofthemanagementofageingofi n-

containmentinstrumentationandcontrolcablesusedinNPPs,thispaperb riefly

introducestheI&Ccableconstructionanddegradationmechanism,anddes cribes

suchaspectsastheenvironmentalqualification,conditionmonitoringm ethods,

lifepredictionetc.ofI&Ccable,which,asauthorshope,willbehelpfulf or

launchingtheresearchinthisfieldinChina.

Keywords:InstrumentationandControl;Cable;Ageing;Containment;NPP

随着核电厂数量的增加及运行时间的延长,核电厂设备的老化效应越来越引起人们的关注,如何对核电厂的老化实施有效管理、确保在役核电厂的安全性和可靠性,引起了国际原子能机构(IAEA)和世界核电大国的严重关注,并已开展了广泛的工作。作为核电厂安全重要部件之一,安全壳内仪表与控制电缆的老化评估与管理也得到了深入的研究,取得了较多的研究成果。IAEA和国际主要核能机构已发表了不少专题报告[1]-[4]。

我国的秦山、大亚湾核电厂投入运行已有10多年的历史,虽然运行时间不是很长,但已面临安全壳内仪控电缆的老化问题,随着服役时间的增加,这一问题会更加突出。目前,国内还没有对安全壳内仪控电缆老化评估及寿命管理的系统研究,笔者在相关文献资料的基础上,介绍核电厂安全壳内仪控电缆老化管理的内容,以期对开展这项工作有所帮助。

1仪控电缆及其使用环境

核电厂包含了成千上万公里不同型号及规格的电缆,这些电缆构成了中压动力回路、低压动力回路、控制回路、仪表回路、接地回路等,表1为双机组核电厂各种回路的分布情况

1.1仪控电缆的用途及组成

仪表电缆是一种低压、低容量的电缆,连接各种各样的变送器、传感器,传输数字或模拟信号;控制电缆也是低压、低容量的,应用于控制开关、泵、阀门等的操作机构、继电器和接触器的控制回路。

构成仪控电缆的主要部分有:导体、绝缘材料、屏蔽、护套、多芯导体间的填充物、外部包扎带。所谓电缆的老化,指的是电缆结构中有机材料的老化。虽然填充物和外部包扎带也是有机物,但对电缆老化的影响并不大,因此,研究的重点是针对绝缘材料和护套。

电缆所使用的绝缘体和护套的组成是由一些添加剂和填料合成的聚合材料,在核电厂中,仪控回路使用乙烯基、丙烯基合成的橡胶,玻璃纤维,以及以氯磺化聚乙烯、聚乙亚胺等为绝缘材料的电缆。

1.2仪控电缆的工作环境

安全壳内部仪控电缆放置在不同的使用环境下,最重要的影响因素是自然环境,主要是有氧气存在时温度、湿度、核辐照的影响,温度、湿度、核辐照的值应从设计文件中取得。

在正常运行情况下,安全壳内不会受到湿度的影响。辐照的影响可从相关技术数据中获得,在40年时间内,正常运行情况下,安全壳内辐照的最大累计值为3×107rad。安全壳内的仪控电缆一般不会受到震动的影响,除非有特殊要求,否则,不考虑由于震动引起的老化问题[5]。

2电缆的老化机理

在现场环境下,电缆的绝缘和护套等聚合物材料随着时间的推移会发生各种缓慢的、不可逆的化学变化和物理变化,这些变化就是电缆的老化过程。从宏观上来看,表现为材料的延伸率降低,即材料的抗拉强度减弱;护套材料的硬度或抗压模量增大;材料的密度增加;电气性能改变(如介质损耗增加)。

电缆的老化机理可分为影响分子结构的化学老化机理和影响材料混合物成分的物理老化机理。

2.1化学老化机理

(1)高分子链断裂:一个高分子链断裂为2个或多个新链,一般为烷氧基或过氧化根断链,导致物质性质的改变。

(2)交联反应:在2个相邻高分子间共价键的结构发生交联,使原先物质的有效成分减少。

 (3)氧化反应:这是一种自由基的链式反应,在氧化反应开始阶段,在温度和辐照的影响下,由于共价键的断裂而产生反应性物质,即自由基,氧化反应既导致断链,又生成交联,这取决于氧化链式反应过程中各阶段的分子运动情况,它随着聚合物中添加剂的不同而不同。

(4)氧扩散控制过程:聚合材料中自由基的初速率大于溶解氧扩散的速率时,老化快慢由氧扩散来控制。

(5)协同效应:当各个环境因素的综合影响大于其各个单一影响之和时,会产生这种效应,如对聚合物而言,既受热,又受到辐照。

2.2物理老化机理

(1)增塑剂蒸发:材料表面的增塑剂向周围的空气中挥发,其留下的空隙又被由材料的核心向表面扩散的增塑剂所填塞,这2种挥发和填塞的分子运动并存,强弱由温度所决定。

(2)增塑剂迁移:在使用增塑材料的多层电缆中,增塑剂在不同材料层间迁移,直到各层材料中的增塑剂达到均衡状态。

3环境鉴定

为了保证电缆的设计裕度,必须采用环境鉴定的方法,通过加速老化试验,模拟电缆在运行寿期末经受设计基准事件,验证电缆可以保证其功能,从而证明电缆在服役期的可靠性能。许多国家环境鉴定依据的标准是IEEE-323[6]、IEEE-383[7],前者是针对核电厂所有1E级设备的一个通用的标准,后者叙述了针对1E级电缆的试验方案。

3.1加速老化试验

在正常运行时,湿度、化学物质等对电缆的老化影响很小,加速老化试验是模拟电缆在实际运行中受到的热、辐照等环境因素,表3为主要核电大国进行热老化和辐照老化的试验条件[8]。

不管是热老化还是辐照老化,试验容器都是通风的,这样可以模拟安全壳内氧气的存在。

(1)进行聚合物的热老化,普遍应用Arrhenius方程:

ts/ta=exp[Ea/B(1/Ts-1/Ta)]

其中:Ts为在役温度,Ta为加速老化温度,ts为对应于在役温度Ts的老化时间,ta为对应于加速老化温度Ta的老化时间,Ea为活化能,B为波尔茨曼常数。

Arrhenius方程既可用于在给定的测试时间下求取加速老化温度,也可用于在给定的加速老化温度下求取测试时间。但该方程受制于以下3个条件:老化仅由单一化学反应所引起;就是对同一种材料,在不同的温度范围内,其活化能是不同的;通过在不同温度和时间范围内对材料的样本进行试验,得到诸如老化时间及温度条件的试验参数。这样,某一材料在一定范围内的时间与温度的对应关系外推至另一范围时,有可能不一定成立。

确定活化能的精确值是加速老化试验的关键,除了通常采用的伸长测量法之外,还有微观量热法、气体分析法、化学发光法等。

(2)对大多数有机材料而言,辐照的影响仅与材料受到的辐照总量有关,而与辐照率及种类无关,这就是等量剂量/等量损伤的模式。辐照老化采用伽玛源,如钴60,在辐照率不大于1Mrad/hr的情况下,针对正常

运行条件,加速老化剂量可达50Mrad。如果不止一种放射源,则可依此进行试验。

(3)对大部分材料来说,对其进行热老化及辐照老化的试验并没有严格的先后次序,一般来说,先进行热老化试验,再进行辐照老化试验,然后是主管道破裂(MSLB)及失水事故(LOCA)条件下的试验。

在某些情况下,如有氧环境,对于某些材料如PVC制成的护套,加速老化时要考虑辐照率和老化次序的协同效应的影响。氧气对老化的作用很显着,在试验容器中,要保证氧气的供给。

核电厂老化和寿命管理(DNMC戴忠华)

核电厂老化和寿命管理 戴忠华刘鹏 大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC) 518124 摘要本文概述了IAEA对核电厂老化管理的基本要求和所推荐的实施老化和寿命管理的方法;介绍了DNMC实施老化和寿命管理的工作方法和实践。文章指出老化和寿命管理工作首先要将精力集中在核电站的关键设备上,然后逐步扩大范围;并且随着经验数据的积累,工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。 关键词核电厂老化寿命管理 1.概述 通常,核电站的设计寿命为40年。目前,一些国家早期建造的核电站已经接近它的设计寿命,为了延寿到60年寿命,必须对核电站进行全面的安全和经济评估,以及相关的改造。但是,仍然有一部分核电站由于在建造和运行阶段,没有实施良好的老化管理,而被迫退役,例如美国,这部分退役的核电站将占美国核电站总数的20%左右。 从而,20世纪80年代后,如何在核电站实施有效的老化和寿命管理成为了一个国际关注的课题。各个国家都在这方面注入了大量精力进行研究和改进,对于保证核电站安全裕度、挖掘核电站的经济潜力、提高核电竞争力方面做出了重要贡献。其中,IAEA为了规范化老化和寿命管理工作,在吸取了各个国家的的良好实践后,归纳和总结出了一套系统的老化和寿命管理方法,并且编写成了技术导则,为国际上老化和管理的开展奠定了坚实的基础;美国NRC制定了一系列法规要求,为核电站老化管理提出了明确具体的要求,规范核电站老化管理工作的开展。 在十年安全审查中,大亚湾核电按照核安全局的要求,对核电站的老化管理状况进行了认真的审查,通过本次审查中发现的不足,结合国际先进的经验和良好实践,开展了一系列活动,以求不断完善核电站老化和寿命管理体系。 2.老化和寿命管理的方法 IAEA核电厂寿命管理技术工作组(TWG-LMNPP)依据成员国的建议,推荐实

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析 文章结合某核电厂安全壳隔离阀密封性试验,介绍了直接测量法的试验原理、操作方法和验收标准,通过贯穿件隔离阀密封性检测实例对试验的实际操作过程进行了阐述,并对试验结果进行了具体的分析和研究 标签:安全壳;隔离阀;密封性试验 1 概论 某核电厂反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶三部分组成的封闭预应力混凝土结构。反应堆安全壳是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器,也称反应堆保护外壳。核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质,安全壳作为最后一道核安全屏障,能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时,也常兼作反应堆厂房的围护结构,保护反应堆设备系统免受外界的不利影响,它是一种体态庞大的特种容器。 安全壳内外系统管道的连通是通过机械贯穿件来实现的,贯穿件套筒按要求有不同的直径和厚度,以适应所连接的设备及由它们所传递的机械载荷,贯穿件的套筒焊在一块较厚的环形板上,该环形板则焊在安全壳的钢衬里上。机械贯穿件在安全壳内外两侧根据具体情况分别设置隔离阀门,以保证安全壳的密闭性。 安全壳密封性试验的目的是模拟一回路失水事故工况下,验证安全壳的整体密封性。安全壳密封性试验可以分为A类、B类、C类。其中A类试验是指安全壳整体的密封性试验,B类试验是指设备闸门、人员闸门、燃料通道和电气贯穿件的密封性试验,C类试验是指安全壳上所有的机械贯穿件试验,即贯件壳内外隔离阀的密封性试验。一般来说,C类局部密封性试验在每次换料冷停堆时进行,仅有个别十分可靠的机械贯穿件密封性试验每5个换料周期或10个换料周期进行一次。 2 试验原理和方法 直接测量法是安全壳隔离阀密封性试验的一种检测方法,流量补充法和流量收集法,都采用局部加压方式。试验对象为安全壳内外两侧隔离阀以及位于隔离阀和安全壳之间的支路阀门。试验时,气源通过局部检漏仪向隔离阀和边界阀门之间的管道内充压,由施加压力的方向与隔离阀在执行安全功能时受压方向相同,压力达到安全壳设计压力并稳定后,在保持压力不变的情况下,局部检漏仪通过向管道内补充的气体流量与压力的关系计算出隔离阀的泄漏率,并在显示屏中直接给出结果,单位为Nm3/h。流量收集法试验介质一般为水,试验方法相同,采用液态检漏仪加压,可以在试验阀门下游较低点通过容器收集方法确定该阀门的泄漏率。具体检测方法如下:

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理(正式)

编订:__________________ 单位:__________________ 时间:__________________ 核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理(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-4606-62 核电厂安全壳内仪表与控制电缆的 老化管理(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。 摘要:在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管理文献资料的基础上,介绍了仪控电缆的组成及老化机理,叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等方面的内容,希望对国内开展此项工作有所帮助。 仪控;电缆;老化;安全壳;核电厂 Abstract: Based on surveying the documents of the management of ageing of in-containment instrumentation and control cables used in NPPs, this paper briefly introduces the I&C cable construction and degradation mechanism, and describes such aspects as the environmental

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范-编制说明

国家标准 《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》 编制说明 (征求意见稿) 标准编制组 2019年12月

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范 一、任务来源及计划要求 本标准按照国家重点研发计划课题“基础通用与其它关键技术标准研究”(课题编号2017YFF0208004)任务书的要求以及与核工业标准化研究所签订的合同(合同编号为ISNI-KY-24-2019)内容进行编写。本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编。 按照下达的计划,本标准计划于2019年12月31日前完成征求意见稿;于2020年3月31日前完成送审稿;于2020年6月30日前完成报批稿。 二、标准编制组组成 本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编,编制组成员组成如下,详见表1。 表1:标准编制组成员名单 三、编制过程 3.1 总体过程 本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。 3.2 前期准备(2017年7月-2018年12月) 主要任务是成立标准编制小组,明确分工要求,分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。 在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后,开展调研和文件收集工作。根据依托项目实施经验,确定了本标准编制的主要依据为ASME 规范NE 分卷,并参考国内压力容器设计规范(GB 150-2011)。此外还参考了相关的SRP 及RG导则进行规范的编制工作。

根据核电标准体系研究的前期工作分析结果,确定本标准的最初框架结构为:前言、目次、范围、术语和符号、总论、材料、设计、制造和安装、检测、试验、超压保护和附录。之后根据多次讨论和修改进行了必要的调整。 3.3 征求意见稿编写(2019年1月-2019年12月) 编制组在对参考文件进行详细分析的基础上,结合我国现状起草了本标准的工作组讨论稿,并在院内征求了专家意见。在具体章节编写过程中,对于标准内容的定位和合理安排问题征求了有关专家的意见,最终形成本标准征求意见稿。 3.4送审稿编写(2020年1月-2020年3月) 待广泛征求行业内的专家意见后,标准编写组将根据收到的专家意见对征求意见稿再进行深入地讨论,并对征求意见稿进行修改,按要求形成并提交送审稿。 3.5 报批稿编写(2020年4月-2020年6月) 届时根据标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》送审稿的审查情况,标准编写组将根据审查意见修改送审稿,完成了报批稿编写。 四、标准现状分析 我国监管机构国家核安全局批准出版的《核动力厂设计安全规定》(HAF 102-2016)和《核电厂反应堆安全壳系统的设计》(HAD102/06-1990),从法规和导则层面提出了核电厂安全壳系统和结构设计所需满足的要求,即要求在核电厂寿期内可能发生的所有荷载条件下,应保持安全壳结构的完整性和限制安全壳的泄漏。 因此,本标准在国内首次系统提出了钢制安全壳用材料技术要求、钢制安全壳设计技术要求和钢制安全壳建造技术要求。用于指导压水堆核电厂钢制安全壳设计、建造、试验和验收。 五、标准制修订背景和原则 5.1标准制修订背景 我国是从AP1000技术引进时,开始接触钢制安全壳这种设备,在之前的核电机组中,我国没有采用过钢制安全壳这种形式,国内相关法规及标准都未有涉及。当前我国第三代先进非能动核电站如依托项目(AP1000)、后续项目和示范项目(国和一号),都采用钢制安全壳设计。钢制安全壳是压水堆核电厂事故发生后的最后一道安全屏障,其功能包括余热排出及放射性废物的包容。在事故工

1核电厂仪表与控制

核电厂仪表与控制 第一章: 1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。 2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种:监视功能、控制功能、保护功能。 3.控制功能包括: 1)反应堆控制系统:包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。 2)蒸汽旁路排放控制系统:为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的,它是功率控制系统的辅助系统,在常规岛发生短暂事故时,为了不使反应堆停堆,可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。 3)稳压器压力和液位调节系统:为了调节维持一回路的工作压力不变,同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。 4)蒸汽发生器水位调节系统:作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上,以便消除各种扰动,保证二回路系统的正常运行。 5)汽轮机调节系统:通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。 4.对安全级设备,必须制定清晰、完整、明确的技术规格书,在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。 第二章: 1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科,自动控制原理是该学科的基础理论。所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下,利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。 2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈,则叫做开环控制系统。凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统,都叫做闭环控制系统。 3.一般闭环控制系统:P9 4.阶跃相应的几个动态性能指标: 调节时间Ts:也称为过度过程时间。指响应曲线从输入信号开始,到最后进入偏离给定值的误差为±5%(或±2%)范围为Δ,并且不再越出这个范围的时间,记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。 衰减比n和衰减率φ:衰减比表示振荡过程衰减的程度,是衡量过度过程稳定程度的动态指标。 5.前馈控制的原理是:当系统受到扰动时,立即从扰动作用取得信息,并以此通过控制器产生控制作用,以消除扰动时被控制量的影响。 6.在DDC系统中,除了被控制过程、检测变送器和执行器以外,就是由硬件部分和软件部分构成的计算机系统。 7.集散控制系统又称分布式控制系统,该系统以网络为基础,采用分布式结构,将控制功能分散,而把操作管理和显示功能集中。它由现场控制站、操作站和高速通信总线等组成。 第三章: 1.核功率是与反应堆的平均中子注量率成正比,而在反应堆中,中子注量率是空间位置的函数。定义:在核电厂中,反应堆释放出来的能量传给了冷却剂,所以,反应堆的热功率,就是由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率。 2.气体探测器的工作原理:以气体探测器的工作原理为基础,气体探测器是一个圆柱形内部充气的密闭容器,容器内有两个相互绝缘的电极,金属圆筒是阴极,圆筒中心的金属丝是阳极,两极之间加有直流高压,当带电粒子,如α粒子在穿过容器内的气体时,可以使其电离产生自由电子和正离子(即离子对)。离子对在极间电场的作用下输出电信号,可以被测量。信号大小能反映粒子能量的强弱。

核电厂老化管理的内容(通用版)

核电厂老化管理的内容(通用 版) Safety management is an important part of enterprise production management. The object is the state management and control of all people, objects and environments in production. ( 安全管理 ) 单位:______________________ 姓名:______________________ 日期:______________________ 编号:AQ-SN-0301

核电厂老化管理的内容(通用版) 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵

循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序:放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理 工业废物的管理 放射性废物进出控制区管理规定 以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责,制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施,并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。

核电厂老化管理的内容(新编版)

When the lives of employees or national property are endangered, production activities are stopped to rectify and eliminate dangerous factors. (安全管理) 单位:___________________ 姓名:___________________ 日期:___________________ 核电厂老化管理的内容(新编版)

核电厂老化管理的内容(新编版)导语:生产有了安全保障,才能持续、稳定发展。生产活动中事故层出不穷,生产势必陷于混乱、甚至瘫痪状态。当生产与安全发生矛盾、危及职工生命或国家财产时,生产活动停下来整治、消除危险因素以后,生产形势会变得更好。"安全第一" 的提法,决非把安全摆到生产之上;忽视安全自然是一种错误。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环

AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计 1 引言 为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。安全壳是实现上述改进的一个关键设施。它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障,其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。此外,本文也讨论了放射性释放模式,假设条件以及安全壳短期和长期性能。 2 AP1000 安全壳设计概述 AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器,带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中,该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护,并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。 如图l 所示,API000设计保留了和AP600相同的直径,但其高度比AP600增加了7.8 m ,从而增加了自由空间。此外,与AP600相比,AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。如表中所示,圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm,局部位置较厚,如设备闸门处。最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm,以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。封头是椭球形的,厚度为4.127cm,主直径为39.624m,而高度为11.468m。 安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成,每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。为了进一步减少安全壳内的组装活动,这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件,其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。 安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷,并考虑了蒸汽发生器的更换。

核电厂仪表与控制

1.核电厂控制分为两部分:反应堆功率控制 过 2.过程控制主要是指对热传输的压力液位、流 等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排 等的控制。 3.调节核电厂功率的手段有功率补偿棒组 调节棒组硼溶液的稀释和加硼 4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是 平均温度的折中方案 5.控制棒根据用途的不同,分为安全棒补偿棒 调节棒 6.稳压器压力调节的控制手段有 稳压器水空间内电加热器 的加热、稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的 保护排放 7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响,它取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量 8.正常情况下,蒸汽发生器给水流量由给水泵_______ 和给水 调节阀控制,蒸汽流量则取决于向汽轮机输送的蒸汽 流量,但此流量还受到回路传递热量而产生的 蒸汽产量限制。 9.汽轮机调节系统通过调节汽轮机讲汽阀来调节

1.核电厂控制分为两部分:反应堆功率控制 过

10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施 功率控制、频率控 字 转换为模拟量 拟量 转换为数字量 。 13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采 样,采样频率是否越高越好?为什么? 经验告诉我们,采样频率越高,取样结果的离散模拟信 号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号,但是,如果采 样频率过高,在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采 样上,而失去了实时控制机会。 频率不小于模拟频谱的最高频率的 现场总线技术控制系统 16.DCS 英文和中文各是什么?并详述 DCS 的结构体系及其功 能。 Distributed control system 集散控 压力控制 应力控制 11.D/A 转换器称为 数字模拟转换器 ,它是把数 12.A/D 转换器称为 模拟数字转换器 ,它是把仝 14.采样定理也叫 香农采样定理 证明如果采样后的 信号可以精确的复原为原来的输入信号,则必须满足 采样 15.数字化计算机监控系统的类型, 随着技术的发展,基本可 以分为直接数字控制系统 集散控制系统 DCS 的结构

核电厂老化管理的内容标准范本

安全管理编号:LX-FS-A26871 核电厂老化管理的内容标准范本 In the daily work environment, plan the important work to be done in the future, and require the personnel to jointly abide by the corresponding procedures and code of conduct, so that the overall behavior or activity reaches the specified standard 编写:_________________________ 审批:_________________________ 时间:________年_____月_____日 A4打印/ 新修订/ 完整/ 内容可编辑

核电厂老化管理的内容标准范本 使用说明:本安全管理资料适用于日常工作环境中对安全相关工作进行具有统筹性,导向性的规划,并要求相关人员共同遵守对应的办事规程与行动准则,使整体行为或活动达到或超越规定的标准。资料内容可按真实状况进行条款调整,套用时请仔细阅读。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1 秦山第二核电厂废物流管理程序

压水堆核电厂安全壳隔离系统(EIE)

安全壳隔离系统(EIE) 一、作用 安全壳隔离系统(EIE)用在事故发生时,放射性裂变产物有可能从堆芯释放出来的情况下,确保安全壳的密闭。 隔离装置的目的是应保持安全壳封闭体整体的完整性,保证在正常运行和事故发生时安全壳的完整。或将有缺陷的系统与其压力源隔离。 二、系统的描述 安全壳隔离系统(EIE)使用以下类型的隔离阀门。及其配置情况(见图1.3.3-1):(1)安全壳内侧一只手动闭锁阀,外侧一只手动闭锁阀。 (2)安全壳内侧一只自动隔离阀,外侧一只手动闭锁阀。 (3)安全壳内侧一只手动隔离阀,外侧一只自动隔离阀。 (4)安全壳内侧一只自动隔离阀,外侧一只自动隔离阀。 (5)安全壳内侧一只止回阀,外侧一只自动隔离阀或手动闭锁阀(仅用于进入管线)(6)安全壳外侧两只自动隔离阀或手动闭锁阀(仅用于安全壳内闭合管线) 在各隔离阀之间的管段中,当阀门关闭时,由于留在其中液体的热膨胀可能会形成超压,一般是在绕过安全壳内隔离阀的反向管线上放置止回阀或泄压阀进行超压保护。 三、系统的运行 安全注射时,安全壳第I阶段隔离,对以下系统发生作用: (1)安全注射系统(RIS):试验管线; (2)化学和容积控制系统(RCV):下泄管线,轴封水回程管线和上充管线; (3)反应堆硼和水的补给系统(REA):补充水分配管线; (4)核岛排气及疏排水系统(RPE):反应堆冷却剂排放管线,工艺排水管线,地面排水管线,含氢排放管线; (5)设备冷却水系统(RRI):稳压器泄压箱和过剩下泄热交换器管线; (6)蒸汽发生器排污系统(APG); (7)安全壳内大气监测系统(ETY); (8)核岛氮气分配系统(RAZ); (9)核取样系统(REN):除反应堆冷却剂取样所需管线外的所有管线。 安全壳喷淋系统启动时,实施第II阶段隔离,对以下系统发生作用: 152

核电厂仪表与控制思考题

一、核电厂仪表与控制系统概述 1、压水堆核电厂主要有哪些测量系统和控制系统? 测量系统:核仪表系统、堆芯中子注量率测量系统、反应堆堆芯温度测量系统、反应堆堆芯水位测量系统、控制棒棒位测量系统、汽轮机监测系统、电厂辐射监测系统以及压力测量系统、硼浓度测量系统、机械位移、转速和振动测量系统等 控制系统:反应堆功率调节系统、冷却剂平均温度调节系统、化学和容积控制系统、汽轮机调节系统、蒸汽旁路排放控制系统、稳压器压力调节系统、稳压器水位调节系统、蒸汽发生器水位调节系统、给水流量调节系统、发电机励磁调节系统和除氧器调节系统等 2、压水堆核电厂仪表与控制系统的主要功能是什么? 系统的功能:监视功能、控制功能、保护功能 3、压水堆核电厂仪表和控制系统的工作特点有哪些? (1)传感器工作环境恶劣:工作环境中子注量率高、温度压力高、安装空间狭小、要求抗震;(2)设置有安全系统:为保护反应堆安全设置有一系列专设安全系统(例:反应堆保护系统、安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统)必要时启动专设安全设施,保护堆芯安全;(3)核测量仪表的特殊性:a.核探测器输出信号幅值低,现场干扰大,常需采用一些特殊措施以提高信噪比;b.多数探测器都有很高的内阻,可以把他看成一个电流源。要求电路具有高的输入阻抗;c.要测量的中子注量率范围宽,用一种探测器和测量电路难于满足要求,需采用多种探测器;d.信号电缆长,工作环境恶劣,要求具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘特性; 4、压水堆核电厂仪控系统的设备在安全重要性上分哪些级?哪些属于安全级设备? 安全级设备;是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反应堆排出热量所必须的,或是防止放射性物质向环境过量排放所必须的 安全有关的设备;在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接地作用 非安全重要设备。在实现或保持核电厂安全方面无明显作用 二、自动控制与调节基本知识 1、什么是开环控制系统?其优缺点是什么? 开环控制系统:系统的输出量与输入量之间不存在反馈。优点是装置简单、成本低、调节快;缺点是调节精度低,抗干扰能力差。 2、什么是闭环控制系统?其优缺点是什么? 闭环控制系统:凡是系统输出量对控制系统作用能有直接影响的系统,都叫做闭环控制系统。优点是控制精度高,抗干扰能力强;缺点是系统较为复杂,成本高,可能存在振荡现象。 3、请画出闭环控制系统的方框图,并说明其工作原理。

核电厂老化管理的内容

编号:SY-AQ-05699 ( 安全管理) 单位:_____________________ 审批:_____________________ 日期:_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电厂老化管理的内容 Contents of aging management in nuclear power plant

核电厂老化管理的内容 导语:进行安全管理的目的是预防、消灭事故,防止或消除事故伤害,保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中,虽然都是为了达到安全管理的目的,但是对生产因素状态的控制,与安全管理目的关系更直接,显得更为突出。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中

严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序:放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理 工业废物的管理 放射性废物进出控制区管理规定 以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责,制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施,并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。 2三废处理方法和系统运行管理 秦山第二核电厂采用世界上成熟的三废处理方法,含氢废气采

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文 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

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化 管理示范文本 使用指引:此管理制度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。 摘要:在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管 理文献资料的基础上,介绍了仪控电缆的组成及老化机 理,叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等 方面的内容,希望对国内开展此项工作有所帮助。 仪控;电缆;老化;安全壳;核电厂 Abstract: Based on surveying the documents of the management of ageing of in-containment instrumentation and control cables used in NPPs, this paper briefly introduces the I&C cable construction and degradation mechanism, and describes

核电厂老化管理的内容(标准版)

( 安全管理 ) 单位:_________________________ 姓名:_________________________ 日期:_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 核电厂老化管理的内容(标准 版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process

核电厂老化管理的内容(标准版) 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中

严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序:放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理 工业废物的管理 放射性废物进出控制区管理规定 以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责,制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施,并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。 2三废处理方法和系统运行管理 秦山第二核电厂采用世界上成熟的三废处理方法,含氢废气采

核电厂仪核电厂仪控设备的可靠性及老化管理研究与实践

核电厂仪核电厂仪控设备的可靠性及老化管理研究与实践 发表时间:2019-07-24T14:10:21.360Z 来源:《电力设备》2019年第5期作者:袁贺飞[导读] 摘要:近几年,我国经济建设发展迅速,核电厂也有很大发展。 (中国中原对外工程有限公司北京 100044)摘要:近几年,我国经济建设发展迅速,核电厂也有很大发展。本文针对某核电站运行10年左右陆续出现的一些与模拟仪表老化相关的设备失效问题,开展一系列的仪控设备可靠性及老化管理研究和实践,并建立系统化的管理体系。通过可靠性及老化检测、老化缓解等技术,对核电厂仪控设备进行有效的可靠性管理。实践表明,该仪控设备可靠性及老化管理体系取得了显著成效,大大提高了仪控设备可 靠性,提升了电站的核安全水平,显著减少了停机停堆事故和发电损失,具有一定的推广价值,可以用来指导和应用于同类核电站以及常规电厂仪控设备可靠性管理。 关键词:核电厂;仪核电厂;仪控设备;可靠性;老化管理引言 目前业界对仪控设备老化管理的认识有一定的片面性。仪控系统特别是保护和安全系统对核电站安全可靠运行所起的作用无可替代,仪控设备老化对核电站运行经济性同样有重要影响。 1仪控设备老化机理研究 1.1老化机理 仪控设备寿命与其内部所有元器件老化降质有关,最短寿命的元器件通常决定仪控设备的寿命。元器件“老化”的实质是材料或设备的特性随时间发生变化。大多数情况下,一个电子元器件的寿命受限于绝缘材料老化,这是由于介电强度退化。此外,电子元器件的参数随时间发生变化,如漏电流或直流增益增大会导致这些元器件老化。许多物理应力会导致元器件老化,如电流、电压或电阻发热是电子元件的固有现象。外部应力,如环境温度、辐射、振动、冲击,或其他机械和化学应力都会加速元器件的老化。高温以及温度循环也是电子元器件和电子设备老化的主要原因。但并不是所有失效都与老化相关,也会有其他原因,如器件制造质量或设计缺陷。 ①电解电容:电解电容的主要老化机理是电解液通过端盖的密封泄漏,这是一个与橡胶密封有关的特殊问题,如果橡胶性能严重降质,会形成电解液泄漏通道。当温度为20℃时,一个典型的电解电容的老化过程可能需要10年(根据制造的工艺和材料品质,寿命有所不同),高温则可加快这个老化过程。温度(环境)、电压和纹波是导致电解电容故障的诱导因素,会加速电解液蒸发。电解液的流失增大了等效串连电阻,减小了电容容量,最后电容会因开路或短路而失效。 ②中子通量探测器:堆芯外探测器一般根据电离原理运行,堆芯内探测器通常由含有镀铀电极的裂变室构成。中子通量探测器的使用寿命要一般小于反应堆的寿命,探测器属于耗损部件,需要定期更换,老化机理主要与探测器的类型有关。制造工艺也对老化机理有着重要的影响,如制造缺陷造成电离室的密封和绝缘退化,导致泄漏和中子通量测量异常。计数器对气体质量特别敏感,若气体中存在杂质或湿度,会改变传感器的特性。杂质有可能是传感器制造期间进入的,湿度可能是测量室泄漏引起的。电离室探测器的退化主要与敏感涂层(例如硼)的退化有关。敏感涂层属于耗损部件。通常这类传感器作为源量程探测器可能具有5~8年的运行寿命,作为中间量程或功率量程探测器可能有10~20年的运行寿命。 1.2短寿命元器件和短寿命设备识别 根据国内外经验反馈及电子元器件老化机理的分析研究,结合核电厂多年老化数据收集分析,部分元器件寿命短于其所服务的整体设备设计寿命,导致整体设备提前老化失效。 根据元器件的老化效应和老化机理的认知,以及设备现场使用经验,短寿命元器件主要有熔断器、电解电容、光电耦合器、高发热电阻、可控硅、电位器、DC/DC电源模块、齐纳二极管、功率发热元器件、继电器、开关、连接器、接线端子、存储介质、电池等。 根据仪控设备的老化效应和老化机理的认知,以及设备现场使用经验,短寿命设备主要有电源、电磁阀、变压器、变送器、温度探头、开关量一次元件、核测量一次元件、电缆、散热风扇、键盘、鼠标、显示器等。 2仪控设备可靠性及老化管理方法 2.1可靠性及老化检测技术 ①备件验收检测:对新到的仪控设备备件进行无损和有损检测(抽样),确定备件是否合格。 ②烤机筛选检测:对即将使用到现场的仪控设备备件进行无损检测,通过关键参数测试确保现场使用的仪控设备合格。 ③老化状态检测:对在线运行多年的仪控设备进行无损和有损检测,全面分析仪控设备的老化状态,评估现场仪控设备现场使用的可靠性。 ④仪控设备失效分析:对失效仪控设备检测和根本原因分析。 2.2可靠性及老化管理目标与组织机构 可靠性及老化管理工作涉及范围较广,解决复杂的老化问题不仅是仪表控制部门的事,还需要核电厂多个专业的相互支持和合作。根据核电厂设备的老化情况,应建立核电厂老化管理组织机构,并明确各自的主要责任和相互之间的关系。其中,老化管理项目组的作用非常重要,是整个可靠性及老化管理的核心。它负责协调各相关部门,指导核电厂仪控设备的老化识别及分级,牵头制定老化管理策略、方法、标准,指导专业部门制定老化处理计划和现场实施。 2.3老化缓解 ①制定实施计划:老化缓解的首要步骤是按照仪控设备分级管理原则和老化识别的元器件和设备,结合现场具体的设备老化状态和老化热点,确定老化处理的优先顺序,制定老化处理的计划清单,以便提前准备备件、人力资源、工具、大修窗口等。 ②备件和元器件、材料准备:根据老化处理计划提出备件和电子元器件采购清单,确保老化实施的备件要求。对采购电子元器件,使用专用设备进行检测筛选。对整体更换的新备件,更换前按照规范要求进行可靠性烤机,以筛查存在初期失效的不良备件。 ③现场实施:根据识别出的短寿命元器件和短寿命设备,按照老化管理大纲和老化管理数据库的要求进行现场更换,对停产或淘汰仪控设备进行替代或改造。 2.4建立全生命周期可靠性及老化管理策略

核电站用1E级(K3类)控制和仪表电缆标准(2)

核电站用1E级(K3类)控制和仪表电缆 第2部分:额定电压300/500V核电站用1E级(K3类)仪表电缆1范围 本标准规定了额定电压300/500V核电站用1E级(K3类)无卤低烟阻燃A级仪表电缆的型号规格、技术要求、试验项目和方法、验收规则、包装和贮运。 本标准适用于额定电压300/500V核电站用1E级(K3类)无卤低烟阻燃A级仪表电缆。 2 规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版本均不适用于本标准,然而,鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件,其最新版适用于本标准。 CST 74C 068 00 核电厂电缆技术规范 GB/T 2951.1—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分:通用试验方法第1节:厚度和外形尺寸测量-机械性能试验 GB/T 2951.2—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分:通用试验方法第2节:热老化试验方法 GB/T 2951.3—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分:通用试验方法第3节: 密度测定方法—吸水试验—收缩试验 GB/T 2951.4—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分:通用试验方法第4节:低温试验 GB/T 2951.5—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第2部分:弹性体混合料专用试验方法第1节:耐臭氧试验—热延伸试验—浸矿物油试验 GB/T 3048.4-1994 电线电缆电性能试验方法导体直流电阻试验 GB/T 3048.6-1994 电线电缆电性能试验方法绝缘电阻试验电压—电流法 GB/T 3048.8-1994 电线电缆电性能试验方法交流电压试验 GB/T 3956-1997 电缆的导体 GB 5441.3—1985 通信电缆试验方法电容耦合及对地电容不平衡试验 GB 5441.6—1985 通信电缆试验方法串音衰减试验比较法 GB 6995.3-1986 电线电缆识别标志第3部分:电线电缆识别标志 GB 6995.5-1986 电线电缆识别标志第5部分:电力电缆绝缘线缆识别标志 GB/T 11026.1-2003 电气绝缘材料耐热性第一部分:老化程序和试验结果的评定

核电厂老化管理的内容(正式版)

文件编号:TP-AR-L8007 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:_______________ 核电厂老化管理的内容 (正式版)

核电厂老化管理的内容(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。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废 物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工 业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包 括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分 为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压 缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛 废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助 厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩 打包后贮存在废物暂存库。 1 秦山第二核电厂废物流管理程序

秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序: 放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理

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