国家核安全局关于批准田湾核电站回收铀燃料入堆安全重要修改的通知

国家核安全局关于批准田湾核电站回收铀燃料入堆安全重要

修改的通知

【法规类别】核安全管理

【发文字号】国核安发[2014]255号

【发布部门】国家核安全局

【发布日期】2014.11.13

【实施日期】2014.11.13

【时效性】现行有效

【效力级别】XE0303

国家核安全局关于批准田湾核电站回收铀燃料入堆安全重要修改的通知

（国核安发[2014]255号）

江苏核电有限公司：

你公司《关于申请审查田湾核电站

1 / 1

核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则(EJ T 9391995)

F 49 EJ/T 939—1995 核燃料后处理厂 建（构）筑物、系统和部件的分级准则 1995-07-05发布 1995-11-01实施 中国核工业总公司发布 附加说明： 本标准由中国核工业总公司科技局提出。 本标准由核工业第二研究设计院负责起草。 本主要起草人：李守成、易著贵、李光鸿、林懋贞、杨鑫荣。 1主题内容与适用范围 本标准规定了核燃料后处理厂（简称后处理厂）建（构）筑物、系统和部件的安全分级方法以及安全分级、抗震分类、质量保证分级的准则及其设计要求。 本标准适用于后处理厂及其附属的乏燃料湿法贮存及各类放射性废物管理设施的设计、采购、制造、建造、安装、检验、调试和运行。 2引用标准 GBJ 11 建筑抗震设计规范 GB/T 19000 质量管理和质量保证标准——选择和使用指南 GB/T 19001 质量体系——设计/开发、生产、安装和服务的质量保证模式GB/T 19002 质量体系——生产和安装的质量保证模式 GB/T 19003 质量体系——最终检验和试验的质量保证模式 HAF 0101 核电厂厂址选择中的地震问题 HAF 0102 核电厂的地震分析及试验 HAF 0201 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HAF 0400 核电厂质量保证安全规定 EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分 EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则

3 术语 3.1物项 包括建（构）筑物、系统、部件、零件或材料的概括性术语。 3.2 运行安全地震动（简称SL1） 运行安全地震动是在分析后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为2×10-3的地震动值所确定的一种地震，其加速度峰值不得小于对应于极限安全地震动的一半。当发生这种地震时，与核安全有关的设施应能继续运行并维持其核安全功能。 3.3 极限安全地震动（简称SL2） 极限安全地震动是在考虑后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为10-4的地震动值所确定的最大地震。当发生这种地震时，与核安全有关的建（构）筑物、系统和部件仍需保持其核安全功能。 3.4 核安全功能（简称安全功能） 为安全着想必须完成的某一特定目的。后处理厂的核安全功能必须确保； a．在事故工况期间及事故工况后后处理厂能安全停车并保持其安全停车状态； b．防止运行工况和事故工况下放射性物质在厂区内外的释放量超过相应规定值； c．防止事故工况下造成的对厂区工作人员和公众的辐照剂量超过规定值。 4 安全分级方法 4.1概述 划分后处理厂各物项安全等级之目的是为制订不同等级物项的设计要求提供基准。不同安全等级物项的设计要求必须通过与其相应的抗震和质量保证要求给予保证，以确保它们执行的安全功能和其可靠性相一致。安全分级、抗震分类和质量保证分级的关系见下表。

国家核安全局《核安全文化特征》

国家核安全局发布《核安全文化特征》 2017-04-14 近期，国家核安全局发布了《核安全文化特征》（以下简称《特征》）。这是继2014年会同国家能源局、国防科工局发布《核安全文化政策声明》（以下简称《声明》）、组织开展核安全文化宣贯推进专项行动之后，核安全监管部门指导推进全行业核安全文化建设的又一重要举措。 《特征》旨在进一步贯彻落实《声明》，加深对核安全文化的理解，开展核安全文化评估，促进核安全文化与辐射安全相关工作有机结合，持续推进核安全文化建设工作。 《特征》参考了国际核安全文化相关文件，体现监管部门所倡导的良好行为方式，是《声明》的细化支撑文件，是核安全文化评估活动的主要依据，也是行业核安全文化建设的工作指南。《特征》共包含八个部分，每部分分为三个层次。 一是特征描述，摘录《声明》中每项特征原文； 二是属性，逐条分解特征关注点或侧重点； 三是良好实践举例，针对每条属性，结合国内外实践经验，列举良好实践以供参考，便于加深对属性的理解。 认真学习贯彻《特征》，后续东方电气将加强集团和各涉核成员企业核安全文化建设的推动力度，组织开展核安全文化交流、宣贯、培训、评估等活动，持续推动全集团核安全文化建设取得新成效。

核安全文化特征 1.决策层的安全观和承诺（A） 决策层要树立正确的核安全观念。在确立发展目标、制定发展规划、构建管理体系、建立监管机制、落实安全责任等决策过程中始终坚持“安全第一”的根本方针，并就确保安全目标做出承诺。 A1 安全承诺：决策层确保核安全高于一切。 A2 决策行为：决策过程体现“安全第一”。 A3 责任落实：决策层明确岗位的职责和授权已确保核设施安全可靠地运行。 A4 资源保障：决策层确保组织内的管理体系有效运作。

压水堆核电站组成资料

压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图

图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件

国家核安全局公布的16起事件

附件 核电厂人员行为导致的典型运行事件 一、多个核电厂人员违反程序误操作导致的运行事件 1.宁德核电厂现场操作人员误开阀门导致排气烟囱总β活度短时超化学技术规范限值运行事件 2016年8月30日，宁德核电厂4号机组处于功率运行模式。现场操作人员跟踪硼回收系统（TEP）除气器（4TEP002DZ）状态时，发现除气器压力偏高，在未通知主控人员且无操作指令的情况下，未依据泄压操作程序开启排含氢废气隔离阀（4TEP430VY），而是凭经验在辅助控制室两次错误开启排含氧废气隔离阀（4TEP426VA），导致含氢废气排向废气处理系统（TEG）含氧子系统，经TEG风机进入核辅助厂房通风系统烟囱，触发烟囱排气低量程惰性气体β活度一级、二级报警，违反最终安全分析报告中关于特殊排放的安全承诺。事件发生后，当班值违规补写临时操作指令单，且营运单位并未在第一时间向我局或地区监督站报告该事件，事件原因仍在进一步调查中。 2.宁德核电厂化学人员取样错误导致稳压器液相硼浓度失去定期监测的运行事件 2016年9月6日，宁德核电厂2号机组处于功率运行模式。在进行核取样系统阀门内漏处理过程中，隔离经理查询最近一次稳压器液相定期取样记录时，发现稳压器液相取样阀近期无开启记录。

经进一步查询得知，自2016年8月15日，稳压器液相取样阀无开启记录。经查，化学人员在进行取样过程中，开启了化学和容积控制系统除盐床取样阀，导致稳压器液相硼浓度取样错误，自2016年8月15日后失去定期监测，违反了化学与放射化学技术规范的相关规定。排查发现，1、4号机组也存在稳压器液相硼浓度失去定期监测的类似问题。 3.阳江核电厂调试人员误操作公用机组防火分区风门动作按钮导致已运行机组碘排风回路不可用的运行事件 2016年5月25日，阳江核电厂3号机组处于功率运行模式，4号机组处于热态功能试验准备阶段。调试人员在进行4号机组安全壳环廊通风系统（DVW）逻辑试验时，因未遵守多机组相互影响工作管理的相关规定，在未经核实情况下，主观认为3、4号机组之间的数字化仪控系统（DCS）通讯没有建立，通过4号机组主控操作公用机组防火分区风门动作按钮（8SFZ520KG）发出关闭指令，导致3号机组碘排风回路风门关闭，碘排风回路全部不可用，产生DVW随机第一组I0，违反运行技术规范。 4.宁德核电厂维修人员误拔通讯柜光纤插头导致电站计算机信息和控制系统（KIC）不可用的运行事件 2016年5月1日，宁德核电厂3号机组处于功率运行模式。工作人员在处理主控制室系统（KCS）A列通讯柜Ⅱ系CPU（COM-A-Ⅱ系）与堆芯监测机柜B系CPU通讯故障时，由于工作文件包不完善、重复工作过程验证失效及风险分析不足等原因，在插拔Ⅱ系光纤插头进行故障定位过程中，误拔临近的I系CPU光纤插头，导致4个

EJ_324_1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则

F 69 EJ 324—1988 压水堆核电厂燃料相关组件设计准则 1988-06-05 发布 1989-01-01实施 中华人民共和国核工业部 发布 附加说明： 本标准由核工业部生产技术司、核电局提出。 本标准由核工业部一院设计部负责起草。 本标准主要起草人：田盛、程蓉珍。 1 主题内容与适范围 本准则规定了设计压水堆核电厂燃料相关组件应该满足的要求。 本准则适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计。 压水堆核电厂燃料相关组件是指控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式相关组件。 本准则涉及与燃料相关组件机械设计直接有关的核设计和热工—水力设计问题。 2 引用标准 EJ 312《压水堆核电厂运行及事故工况分类》 3 工况分类 本准则所涉及的四类工况的定义见EJ 312 4 控制棒及其组件设计准则 4.1 控制棒组件所用各种材料必须符合国标、部标或有关堆用材料标准。 4.2 反应堆运行时，控制棒中子吸收体最高中心温度应低于中子吸收体的相变温度或熔点；不允许在燃料组件导向管和控制棒之间的环形冷却剂流道中发生体积沸腾。 4.3 除采用铪材料作中子吸收体可不使用包壳管外，其余中子吸收体材料均应封装在耐腐蚀的金属包壳管内。 4.4 反应堆运行初期，在冷却剂压力和工作温度作用下，控制棒包壳必须是自立的。 4.5 在整个设计寿期内，控制棒包壳不应发生蠕变坍塌。 4.6 在整个设计寿期内，热态时控制棒内部气体压力应低于冷却剂工作压力。 4.7 控制棒组件在中子辐照、流体力产生的振动、磨蚀、升力和压力波动作用以及控制棒动作、地震、落棒停堆情况下，应保持结构完整性并在导向管中运动自如；在设计寿期内，控制棒组件应能承受规定的步跃次数及快插次数的动作的作用。 4.8 控制棒及其导向管水力缓冲段的设计，均必须考虑到快速落棒要求并使落棒行程终了时的控制棒组件末速度低于一个合理定值。控制棒组件的机械缓冲弹簧设计，必须有效地吸收控制棒组件落棒终了时的能量，以尽量减小燃料组件和控制棒组件的相互冲击力。 4.9 控制棒组件的长度设计必须使控制棒组件在反应堆中处于行程最上位置时，其控制棒下端仍在导向管内，且控制棒中子吸收体全部置于堆芯之外。 4.10 奥氏体不锈钢控制棒组件强度设计：控制棒包壳管设计应力强度取设计温度下屈服强度的2/3，部件应力强度按第三强度理论计算。部件设计应力强度（Sm）取下述最低值：室温下规定的最小抗拉强度的1/3或规定的最小屈服强度的2/3；设计温度下抗拉强度的1/3

核电站简介

核电站简介 核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 1、简介： 核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全系统。 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，就会产生电，这些电能通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 2、工作原理： 核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。原子由原子核与核外电子组成。原子核由

主要核电国家乏燃料贮存政策与体系探讨

主要核电国家乏燃料贮存政策与体系探讨 发表时间：2019-05-07T11:16:29.867Z 来源：《建筑学研究前沿》2019年1期作者：马彦超程士博 [导读] 以期在保证核电厂日常运行的同时优化其原有的安全体系。 福建福清核电有限公司 350300 摘要：随着我国核电产业发展的不断推进，核燃料乏贮存过程中可能对外界产生的影响也愈发的受到人们的重视，近年来，随着实际核电厂运行的不断推进，核电厂运行过程中所产生的乏燃料也随之激增，由此，如何针对核电厂中已经超过贮存水池容量的乏燃料进行妥善的处理，成为了在实际的核电运行过程中迫在眉睫需要解决的措施之一。就目前来说，大部分的世界范围内的主要核电国家已经针对其运行中乏燃料的贮存政策进行了一定的规范，以期在保证核电厂日常运行的同时优化其原有的安全体系。 关键词：核电国家；乏燃料；贮存政策；体系研究 就目前看来，虽然中国针对核电厂运行过程中乏燃料的贮存政策已经推广了一段时间，但是由于我国对于核电的应用及管理仍旧存于相对较为初期的阶段，在实际的规定中仍旧会选择沿用以往发达国家的贮存政策及其体系，由此，本文将针对主要核电国家的乏燃料贮存政策及体系进行研究，以期能够从中发掘适合我国核电发展的乏燃料贮存及处理体系，从而促进我国核电体系的发展。 一、美国乏燃料贮存政策与体系探讨 美国作为应用核电最早的国家，其针对核电体系中乏燃料的商业处理建设十分之早。从上世纪60年代初期，美国便开展了针对乏燃料的商用处理，但是，在后续的发展环节，美国政府为了在根本上避免出现乏燃料的泄露影响人们的日常生产、生活，自1977年开始，美国便无线的延迟了有关乏燃料商业的处理，并将原有针对乏燃料的处理统一规划为国家管理，截至目前，美国已经拥有了超过90台的乏燃料处理装置，是目前世界范围内最大的乏燃料处理者，承担着面向世界核电国家的乏燃料贮存管理。 通过对美国乏燃料管理体系的研究，可以发现美国在实际的乏燃料管理体系构建相对比较完善，不仅仅设有专门的核电管理机构还设有相应的监管机构，从而确保能够针对贮存过程中可能存在的放射性污染进行去全面的监管同时确保后续监督后续的乏燃料管理、应用是否符合相应的政策、法规。与此同时，在进行乏燃料的贮存政策确定环节，虽然美国在1987年左右边拟将美国精美的尤卡山设置为乏燃料废物的最终处置区域，但是该处区域一直未能按照预定的设置进行建设，由此，大部分的乏燃料贮存仍旧放置在具备专业管理执照的乏燃料控制池中，截止2018年，美国境内核电运行环节所产生的近八万吨乏燃料中的百分之50以上部分，已经通过在核电厂内湿法贮存的方式进行存贮，其余部分则选择通过干法贮存的方式进行贮存。 图1 核燃料乏贮存 二、法国乏燃料贮存政策与体系探讨 纵观世界主要的核电国家可以发现，在众多的核电国家中，法国是卫衣几个具备较为完善的核工业体系国家，并根据国际能源政策的标准，法国自1980年起便按照国际能源体系中的标准实施全程闭合式的核燃料运行、循环模式，能够将实际核电运行过程中所产生的副产物制成能够燃烧的混合氧化物，从而达到自产自销的同时最大程度上避免出现贮存过程中可能产生的安全隐患问题。截至目前，法国已经掌握了大部分处理核电厂乏燃料的处理模式，是世界范围内少数几个具备较为全面贮存政策的主要核电国家之一。 就法国的乏燃料处理体系来说，法国的乏燃料处理主要集中在针对乏燃料处理过程中辐射的防护以及有关核电的安全管理。就有关辐射的防护来说，法国在有关乏燃料的贮存环节设置了一套相对独立和完善的监管、执行机构，使其能够保证针对核燃料的多样化进行管理同时能够全面的覆盖整个核电应用过程中的管理工作，进而最大程度上达到预期的管理效果。另一方面，就核电安全的管理来说，法国出台了覆盖所有与核电运行有关的活动管理方案，从而确保在实际的乏燃料贮存过程中能够全面的针对可能存在的安全隐患进行管理。截至目前，法国已经针对核电运行环节产生的近5万吨乏燃料进行了妥善的贮存及处理。三、日本乏燃料贮存政策与体系探讨日本在有关核电的处理应用环节也已经开展了数年的时间，自1956年起，日本便通过与法国相类似的闭合燃料循环模式来开展有关核电的应用，并随着其相关应用的推进而逐渐建立起一系列符合其核电体系发展自身的核燃料贮存、循环体系。根据以往针对日本的乏燃料贮存政策研究可以发现，在实际的日本核燃料公司中，其主要承担的是针对乏燃料或能够在后续生产中应用道德放射性核原料的贮存和运输工作，日本政府中从事这一管理事项的部门会根据实际的规章需求针对其运输、贮存等环节设置相应的计划，并要求其服务公司能够按照预定的需求进行有关乏燃料的贮存和处理。 截至目前，在日本核电的运行环节，大部分的乏燃料都会被临时性的贮存在燃料池中，并经过一段时间的冷却操作后，根据不同的规定将其转运到相应的乏燃料处理池中进行贮存。 结束语综上所述，根据世界范围内主要的核电国家中有关乏燃料的贮存政策和体系模式研究可以发现，在实际的核电运行环节有关乏燃料的贮存是实际燃料管理环节中极为重要的一项，在已有的主要核电国家乏燃料处理政策来说，不论是应用那种模式，都会在原有的乏燃料堆置区域满容后进行贮存。通过对上述国家的研究可以发现，就目前来说，大部分的主要核电国家都已经重视到了有关乏燃料的处理，从而通过完善原有的核电体系、制定相应的核电发展规划等措施来帮助在实际的核电乏燃料贮存体系的落实及推广，在未来的中国乏燃料贮存政策确定环节也应全面的针对已有的政策进行了解，在其基础上，结合我国实际的核电发展模式，形成具有中国特色的乏燃料贮存政策同时完善相关体系的构建，以期在根本上促进未来我国核电产业的完善。参考文献[1]钱浩，许艳涛，谢永诚，唐力晨，毛星明，朱

田湾核电站实习报告doc

田湾核电站实习报告 篇一：核电站实习报告 目录 1. 实习目的 ................................................ .. (2) 2.实习内容 ................................................ .. (2) 2.1 概述 ................................................ (2) 2.2反应堆结构 ................................................ . (7) 2.3 堆芯组成 ................................................ .. (14) 2.4 蒸汽发生器结构 ................................................ .. (16) 2.5 汽轮机结

构 ................................................ . (17) 2.6 除氧器 ................................................ (19) 2.7田湾全数字化仪控系统 ................................................ . (21) 3. 实习总结 ................................................ (22) 1. 实习目的 （1）训练从核电站业设计、施工、监理及系统运行管理等工作所必须的各种基本技能和实践动手能力； （2）了解核电站整体的运行情况，以及各个设备的工作原理与工作过程。 （3）培养理论联系实际、从实际出发分析问题、研究问题和解决问题的能力； （4）培养学生热爱劳动、不怕苦、不怕累的工作作风。 2.实习内容 2.1 概述 核动力装置的组成及工作原理

国家核安全局关于印发《民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督

国家核安全局关于印发《民用核安全设备特种工艺人员资格 管理监督检查大纲》的通知 【法规类别】核安全管理 【发文字号】国核安函[2013]34号 【发布部门】国家核安全局 【发布日期】2013.03.26 【实施日期】2013.03.26 【时效性】现行有效 【效力级别】XE0303 国家核安全局关于印发《民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督检查大纲》的通知 （国核安函[2013]34号） 环境保护部各核与辐射安全监督站，机械科学研究总院核设备安全与可靠性中心： 为进一步加强对民用核安全设备特种工艺人员的监管工作，促进监管工作规范化、程序化，提高监管工作的有效性，根据相关法规文件要求，我局组织编制了《民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督检查大纲》，现印发给你们，请遵照执行。 附件：民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督检查大纲 国家核安全局 2013年3月26日

附件 民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督检查大纲 第一章总则 第一条为进一步明确民用核安全设备特种工艺人员（民用核安全设备焊工焊接操作工和无损检验人员）资格管理监督检查工作相关单位和部门的职责分工和工作接口，明确监督检查的方式、内容、要求和流程，促进监督检查工作规范化和程序化，提高监督检查工作的有效性，制定本大纲。 第二条编制本大纲的主要依据如下： （一）《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）； （二）《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其导则； （三）《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》（HAF601）； （四）《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》（HAF602）； （五）《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》（HAF603）； （六）《进口民用核安全设备监督管理规定》（HAF604）； （七）核安全监管机构内各部门的“三定”方案； （八）环境保护部部长专题会议纪要（2012-026）。 第三条本大纲适用于国家核安全局对民用核安全设备特种工艺人员资格考核单位及其考

核电站燃料组件的破损及管理分析

核电站燃料组件的破损及管理分析 发表时间：2020-02-27T17:06:16.353Z 来源：《建筑学研究前沿》2019年21期作者：曹鹏久章圣斌梁宗弢 [导读] 在核电站运行中，燃料组件的完整性对电站的经济性以及安全性有着至关重要的影响。 福建福清核电有限公司福建福清 350300 摘要：在核电站运行中，燃料组件的完整性对电站的经济性以及安全性有着至关重要的影响。由于燃料组件所处环境的特殊性，很容易出现燃料棒破损的情况。在本文中，将就压水堆核电站燃料组件的破损及管理策略进行一定的分析研究。 关键词：核电站；燃料组件；破损；管理 1 引言 燃料组件是构成反应堆的核心部件，是原子核裂变反应的主要场所。裂变反应在产生巨大能量的同时，也会产生着大量的放射性物质。正常情况下燃料包壳足够包容这些放射性物质，阻挡其泄漏到反应堆冷却剂中，从而避免对厂区内外部环境产生影响。然而，在高燃耗、长循环、频繁调峰等工作需求下，燃料组件的破损不可能完全避免。对此，开展组件包壳破损情况的监测，分析破损机理，做好组件破损情况的管理策略，对核电站的平稳安全运行有着重要的意义。 2 主要破损类型 在全球核电70多年的发展历程中，防止燃料组件包壳的破损一直是各国关注的重要课题。经过长期的研究发现，燃料包壳发生破损主要有以下形式： 2.1 燃料棒弯曲变形 燃料棒的弯曲或变形是一种较为直观的破损形式。对于燃料棒来说，如果在使用中受到碰撞或者应力影响，则将导致弯曲、变形情况的产生。 第一，压紧弹簧失效。压紧弹簧主要起到是固定燃料组件的作用，若压紧弹簧在使用时发生疲劳破损，则将致使燃料组件在冷却剂的冲击下发生蹿动，从而因磨损碰撞使燃料棒出现弯曲或者变形情况；第二，操作不当。在装卸料过程中，若燃料组件没有完全提升到位，而装卸料机此时横向移动，将会使燃料组件发生磕碰进而弯曲变形；第三，异物问题。诸如燃料出厂时异物没有清理干净、在操作时落入燃料组件或压力容器中的小型工具、工作人员随身携带物以及堆芯内零部件的松动等均为异物的重要来源。在堆芯运行时，在冷却剂冲击下会带动异物与燃料组件发生摩擦，而导致燃料包壳磨损，甚至破损。 2.2 燃料包壳变薄开裂 燃料组件破损最常见的形式是燃料包壳的变薄或开裂。燃料组件在堆芯中处于高温、高压、高辐射和高腐蚀的环境。在长期的辐照和腐蚀条件下，包壳变薄是不可避免的情况。一般的燃料包壳变薄，在短时间内不会导致放射性泄露情况的发生，但如果包壳发生开裂，则将导致放射性物质泄漏到一回路中，导致其开裂原因主要有： （1）内部芯块作用：在正常运行中，燃料芯块的内外侧位置具有较大的温度梯度，该情况的存在，使得燃料芯块发生肿胀变形。当该芯块同包壳形成接触后，则将使包壳因此承受到较大的应力，进而导致裂缝问题的发生，即PCI效应（Pellet Clad Interaction）。 （2）外部压力影响：随着运行燃耗加深，燃料芯块密度不断增加、直径不断变小，进而使包壳同芯块间具有更大的空隙。且在受到外部压力影响时，也将使包壳发生破裂问题。 （3）材料性能因素：一般来讲，燃料芯块抗拉性较差，并因此易发生径向裂缝。而当堆芯功率发生变化时，裂缝也将随之张合，进而导致疲劳裂纹的出现。因此，芯块材料性能也是影响燃料破损与否的一个重要原因。 3 燃料组件管理方式 在反应堆正常运行时，需要做好对燃料组件的在线检测工作。通过该方式可以及时对燃料组件的破损情况以及完整性进行评估。对于在线检测工作，目前主要的检测方式有两种：一是对一回路放化分析，即对冷却剂活度进行监测，二是对短寿命裂变产物缓发中子的注量率进行测量。其中，检测冷却剂活跃度是实际工作当中经常应用到的一种方式。通过对一回路总?、总?及?进行日常监督，对?谱的分析可得出一回路冷却剂放射性物质的种类和每种放射性物质的活度，初步判断堆内是否存在燃料组件破损现象。一回路放化分析是核电厂日常监督工作的要求。根据国内核电厂运行经验，冷却剂活度的监测是判断堆内是否存在燃料组件破损的有效手段，并能对燃料包壳破损大小提供一定参考，是在线检测燃料组件破损的必要手段之一。 当反应堆处于停堆大修状态时，也可以通过啜吸技术对燃料组件进行检测。但该技术仅能够对燃料组件的破损情况进行检查，无法对具体发生破损的燃料棒进行确定。而对于燃料棒破损情况的鉴别，目前主要应用的是超声以及外观检查这两种方法，分别用于燃料组件内部和外侧燃料棒的鉴别。 当发生破损情况的燃料棒鉴别完成后，则需要对其具体的破损原因与程度进行分析，以便有针对性的做好处理方案制定。单根破损燃

核电科普知识(田湾核电版)

核电科普知识 核科普篇 一、什么是核能 1．用于发电的能源有哪些？ 生产电能的一次能源可分为再生能源和非再生能源。 2．用于发电的一次能源主要有哪些？ 化石（石油、天然气、煤）能源、水能和核能是发电的主要能源。火电、水电和核电是世界电能供应的三大支柱。 3，什么是核反应和原子能？ 某种微观粒子与原子核相互作用时，使核的结构发生变化，形成新核，同时放出一个或几个粒子的过程叫核反应（包括重核裂变和轻核聚变）。原子能实际上是指原子核能，即原子核结构发生变化时释放出的能量。原子能通常指重核裂变或轻核聚变时所释放的能量。物质所具有的原子能比化学能大几百万倍以至上千万倍。 4．什么是核裂变？ 以铀235为例，铀235原子核在中子轰击下裂变成两个（或三个）较轻的原子核，同时产生2～3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量，这个反应过程叫核裂变反应。 5．什么是核聚变？ 两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，

这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。 6．什么是链式核裂变反应？ 核裂变反应产生的新中子再引起第二代核裂变反应，如此代代相传，形成核裂变反应链，称为链式核裂变反应。 二、核能、核辐射的应用 1．核能有什么用途？ 原子弹是核能的一种应用。科技的进步使人们实现了可控的链式核裂变反应。1954年人类首次实现了核能的和平利用。核电开始进入人类的生活。核能还可以用作卫星或船舰的动力，使卫星和核潜艇的续航能力大大提高。 2．核能有什么特点？ 能量大和反应速度快是核能的两大特点。原子弹是人类利用核能的一个创举，可惜成为战争工具。在人们心目中留下了核恐怖的阴影。 3．什么是核辐射？它是有害的吗？ 从原子核中释放出的辐射称之为核辐射。核辐射和核能是核反应产生的一对孪生兄弟。人类就生活在辐射环境中，但过量的核辐射是有害的，它可能使人致病、致死。 4．核辐射有什么用途？ 当今，核辐射已广泛用于工业、农业、医疗等各方面。例如：物质材

第3部分 与核安全有关的部门规章1

第三部分 与核安全有关的部门规章 一、民用核设施安全监督管理类 （一）通用系列规章 民用核设施安全监督管理条例实施细则之一 ——核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993） （1993年12月31日国家核安全局发布，1993年修改） 【结构组成】 第一章 总则 第二章 核电厂安全许可证件的许可事项 第三章 核电厂安全许可证件的申请 第四章 颁发核电厂安全许可证件的审评工作 第五章 申请核电厂安全许可证件需要提交的文件资料 第六章 操纵员执照 第七章 附则 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筑。 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。

核电站基础知识

[核电站概括] 核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。 核电站一般分为两部分： 利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和 利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。 中国现有的核电站包括： 秦山核电站（运营中） 大亚湾核电站（运营中） 岭澳核电站（运营中） 田湾核电站（建设中） 三门核电站（建设中） [核能及其机理] 1. 原子的组成 原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。 2. 原子核的结构 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。 3. 同位素 质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如

田湾核电站主要参数(设计用计算)

主要技术主参数如下： 汽轮机额定转速 3000 r/min 核岛热功率 3012 MW 汽轮机额定功率 1060 MW 高压缸阀前新蒸汽的额定压力(绝对 ) 5.88 Mpa 高压缸阀前新蒸汽的额定温度274.3 ℃ 高压缸阀前新蒸汽的额定干度（湿度）0.995(0.5%) 冷却水温度 设计温度 18 ℃ 压力 5.88 Mpa 温度18 ℃ 最大允许温度 33 ℃ 湿度0.5 % 新蒸汽额定流量流量（包括再热蒸汽流量）5870t/h 抽汽标号位置用户参数 P MPa G t/h 温度， oС(湿度) 1段抽汽LBQ11 高压缸2级后HPH-6 2.23 312.2 218(8,9) 2段抽汽LBQ12 高压缸3级后HPH-5 1.38 230.3 194(11,6) 3段抽汽LBQ13 高压缸4级后厂用蒸汽母管0.87 229.9 174(13,7) 4段抽汽LBS14 高压缸排汽LPH-4 0.54 401 151 7J,(15,5) 5段抽汽LBS15 二号低压缸2级 后 LPH-3 0.13 111．4 123( – ) 6段抽汽LBS16 三、四号低压缸3 级后 LPH-2 0.065 153.4 88(1,87) 7段抽汽LBS17 低压缸4级后LPH-1 0.025 159 65(5,17)

再热蒸汽参数: 压力Mpa 0.55 温度250 凝汽器蒸汽额定绝对压力,kPa 4.7 至凝汽器的冷却水额定流量，t/h 170000 除氧器蒸汽额定绝对压力，MPa 0.8 给水温度，℃ 218 额定工况时总热耗量，kj/kWh 10190 汽水分离再热器（MSR）主要技术参数为： 被加热蒸汽流量292kg/s 被加热蒸汽压力0.569Mpa 被加热蒸汽温度153.8℃ 入口湿度15.5% 出口湿度0.5% 加热蒸汽温度271℃ 加热蒸汽流量131.8kg/s 加热蒸汽压力 5.5Mpa 压损3% 结构特性： 汽轮机结构 2个低压缸+1个高压缸+2个低压缸蒸汽分配调整汽门 汽轮机形式高压缸为冲动式,低压缸为冲动式-反动式级数： 高压缸 2*5 低压缸 2*5 汽轮机总级数 50 末级叶片特性： 末级叶片长度，mm 1200 材料，钛 根部直径，mm 1800 端部面积，m2 排汽端部总面积，m2 11.3 高压转子整体锻造 低压转子整体锻造 汽轮机尺寸：

HAF核安全法规目录体系简介

中华人民共和国核安全法规体系简介二○○七年六月

中华人民共和国核安全法规体系简介 一、核安全法规文件体系包括： 第一层次：由国务院发布的“行政法规”，共3个； 第二层次：由国家核安全局及相关部门发布的“部门规章”，共21个； 第三层次：由国家核安全局发布的“核安全导则”，共约70个； 第四层次：由国家核安全局发布的“技术文件”，近百个。 其中第一、第二层次的文件通称为“核安全法规”。 二、中华人民共和国核安全法规——法规是必须遵循的 1995年国家核安全局出版过核安全法规汇编 1998年国家核安全局对1995年版汇编进行了补充和修订，重新进行了编号。 目前的核安全法规共分8个系列：HAF系列 HAF 0xx/yy/zz——通用系列 HAF 1xx/yy/zz——核动力厂系列 HAF 2xx/yy/zz——研究堆系列 HAF 3xx/yy/zz——核燃料循环设施系列 HAF 4xx/yy/zz——放射性废物管理系列 HAF 5xx/yy/zz——核材料管制系列 HAF 6xx/yy/zz——民用核承压设备监督管理系列

HAF 7xx/yy/zz——放射性物质运输管理系列 目前我国共有三个行政法规（核安全法规） HAF001 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 HAF002 核电厂核事故应急管理条例 HAF003 中华人民共和国核材料管制条例 每个核安全行政法规下又有若干实施细则、实施细则附件等部门规章，目前共有21个部门规章 通用系列： HAF001/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实 施细则之一——核电厂安全许可证件的申请和颁 发 HAF001/01/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 实施细则之一附件——核电厂操纵人员执照颁 布发和管理程序 HAF001/02 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 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 HAF001/02/02 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 实施细则之二附件二——研究堆营运单位报告 制度

核电厂燃料富集度提升后硼浓度调整策略分析 陈路标

核电厂燃料富集度提升后硼浓度调整策略分析陈路标 摘要：核电厂的最终安全分析报告规定了所要装载的燃料的富集度，如果进行 富集度的调整则根据安全分析需要改变主辅助和安全系统的硼浓度。机组正常运 行工况下需要遵守运行技术规范的要求，否则可能导致安全相关设备的不可用， 系统进行硼浓度调节的过程也会导致系统设备的不可用，或者需要进行必要的安 全分析，或者在机组状态对相关设备没有要求的情况下开展调硼工作，论文根据 工程的实践，详细分析了调硼涉及系统设备包括技术规范的要求，调硼需要的步 骤及其风险关注事项，给出了两种调硼的窗口和方式，为后续调硼工作提供了经 验借鉴。 关键词：富集度硼浓度调硼换料水箱乏燃料水池 1.硼浓度提升的背景 1.1富集度提升 M310设计的核电厂最终安全分析报告中有相关描述“反应堆堆芯由燃料组件 排列构成，所有燃料组件为带改进型格架的AFA 3G型，它们在机械设计上是相 同的，只是燃料富集度不同。第一循环堆芯采用三种富集度的燃料，布置在堆芯 的三个区域里，其富集度分别为1.8%、2.4%、3.1%。换料燃料富集度为3.2%”， 为了提高铀的利用率并减少核废料的产生，例如福清核电厂机组计划从第二燃料 循环开始，将工程设计的换料堆芯燃料组件富集度由3.2%提高至3.7%。 提高换料燃料富集度的设计修改，原则上其技术规范、设计限值和安全限值 与原FSAR 报告保持一致，但是由于堆芯换料燃料235U 富集度变化及相关参数的 改变，需要对新堆芯燃料管理策略所涉及到的堆芯核设计、热工水力设计、事故 安全分析、燃料及系统容量等相关参数值的变化重新进行必要的设计分析和论证，通过论证重新确定FSAR 中的相关参数值，为电厂在该燃料管理策略下安全可靠 运行提供依据。而根据事故分析结果，实施提高换料燃料富集度管理策略后，换 料水箱水容积维持原设计值不变，而硼浓度需要由原设计值2200 mg/kg ±100mg/kg 提高至2400 mg/kg ±100mg/kg。 1.2硼浓度提升 换料水箱的硼浓度应至少能保证在换料期间或者LOCA事故再循环阶段地坑 水的硼浓度（低限），使得堆芯处于次临界状态，同时也要保证LOCA事故时， 从安全注入切换到再循环阶段前10小时内避免堆芯内的硼结晶（高限）。以换 料水箱硼浓度取值2300ppm低限和2500ppm高限进行LOCA长期效应的包络性 验证，可以看出进行冷热段同时安注切换时（事故后9.6h）的地坑硼浓度均高于 所有循环、所有燃耗的重返临界的硼浓度限值，同时切换后地坑硼浓度不再降低，堆芯硼浓度不再增加，堆芯内和地坑内的硼浓度趋向于一个均匀的平均值，没有 堆芯硼结晶的风险。 2.硼浓度调整范围 根据富集度提升后硼浓度变化的论证，结合电厂系统设计的功能特点，考虑 其提升硼浓度的窗口和方法，需要进行下面两项工作分析： 1)分析出需要提升硼浓度的系统和设备。 2)含硼系统和设备的运行技术规范要求，以便于后续分析在合适的窗口进行 硼酸浓度的提升，或者开展浓酸溶液的置换工作。 具体如下： 1)乏燃料水池