秦山三期CANDU_6核电机组的核安全审评

　第23卷　第3期核科学与工程

Vo1.23　No.3

　2003年　9月Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering

Sep.　2003

收稿日期:2003204207

作者简介:张延发(1941—

),男,武汉人,高级工程师,1966年毕业于清华大学工程物理系反应堆工程专业,现任秦山第三核电有限公司核安全项目经理。

文章编号:025*******(2003)0320280204

秦山三期CANDU 26核电机组的核安全审评

张延发

(秦山第三核电有限公司,浙江海盐　314300)

摘要:秦山三期重水堆核电站是第一次在中国建造的CANDU 26机组,核安全评审对NNSA 和TQNPC 都是新的课题。重点阐述TQNPC 作为业主主动参与安全评审,积极配合NNSA 的安全评审,双方共同努力,给出恰当的评价,要求供货商AECL 按照法规和标准要求作出适当的修改。还提出了今后CAN 2

DU 26进一步发展的建议。

关键词:秦山三期;CANDU 26;安全评审

0　引言

国家核安全局(NNSA ),已完成秦山CAN 2DU 26机组的核安全审评。于2002年7月18

日发放1号机组首次装料批准书。历时5年。这5年期间,核安全局的审评人员和业主的技术人员共同学习、探讨,研究CANDU 26的设计特点和近20年来CANDU 26的实践。对照中国的核安全法规导则和国际上公认的安全要求,在提交书面审评意见的基础上,进行了多次审评对话会和专家委员会。在审评过程中遇到了许多与PWR 审评不同的问题。作者作为业主(TQNPC )方的工作人员就几个突出的问题谈谈自己的看法。

1　审评对话的技术背景

供货商AECL 是CANDU 26的设计单位,AECL 的技术人员对CANDU 26的设计特点是

清楚的。在业主方或NNSA 方人员没有提出特别关注的问题之前,他们只是按常规提交文

件。出于商业利益,AECL 即使知道设计中存在的弱点,也不会主动告诉业主。

业主方的技术人员,包括秦山一期的调试、运行人员和设计秦山一期PWR 2300的上海核工程研究设计院方技术人员,有PWR 的设计、调试、运行和核安全审评的经验,虽然参加了秦山三期工程的技术谈判,对CANDU 26机组的设计特点仍然知之甚少。NNSA 方的审评人员对于PWR 审评,已经有大亚湾和秦山的经验,但没有参加秦山三期的合同谈判,在合同谈判

的后期,NNSA 与AECB (CNSC )达成合作协议。NNSA 派人到加拿大,由AECB 安排培训,讨论CANDU 26的设计特点和加拿大管理当局的审评经验。虽然经过了一年多的培训,对于深入了解CANDU 26的设计特点来说,还是不够的。

因此对于业主和NNSA 来说,审评过程是个学习的过程,而老师只是供货商和供货商所在国的管理当局。

很显然,这样的技术背景,使业主和NNSA

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都处于被动地位。惟一的出路就是刻苦学习,做艰苦的努力,尽可能深入地了解CANDU26的设计特点,为核安全审评打下坚实的基础。

2　审评的基本思路

在合同谈判的初期,业主与NNSA方面达成共识:CANDU26作为从加拿大引进机组,只能承认加拿大的有关法规导则和标准,但必须符合中国的核安全法规和导则。供货商了解到,中国的法规与导则源于IAEA的核安全丛书。承诺可以满足要求。应该承认,在过去的5年里,在核安全审评方面,AECL给予了良好的合作。事实证明,良好的合作对双方都有好处。中方人员在审评过程中,学习了如何分析CANDU26的具体设计特点,如何与中国的法规导则相对比。在这个过程中的确发现了CANDU设计的某些不完善或设计缺陷。特别是设计源项计算和安全分析报告第16章技术规格书,中方人员提出了许多具体的意见和修改建议,都被AECL采纳。使这份文件,基本适应当前国际核工业的要求。在工艺系统设计方面,经过审评,中方也提出了许多设计改进, AECL在秦山CANDU26机组上实现了一些设计改进。我并不认为秦山CANDU26的工艺系统设计就已经完美了,只是解决了一些中方已经认识到的问题。事实证明,审评的基本思路是正确的,中国已经有了多年核工业的经验,也有5个压水堆机组的核安全审评经验。无论是什么堆型,基本安全要求是一致的。保障核安全、保护人员、保护环境的基本方法是相同的。中方人员对CANDU机组的核安全评审,决不会无所作为。我们有技术基础与供货商对话,我们有能力凭借已经掌握的知识,努力学习新的事物,对CANDU26机组的安全特性,给出适当的评价。

3　业主的基本立场———主动参与审评

TQNPC作为业主,按总经理的指示,做自觉遵守法规的模范。遵守核安全法规,是保证核电站安全的基本条件。为此,TQNPC组织技术队伍积极开展内部审评,在收到AECL提交的PSAR和FSAR之后先做半年时间的内部审评。在AECL改正或作出恰当解释之后,再提交NNSA。

内部审评时,明显感觉法规是概括性的条文,要学习法规条文包含的核心内容和基本思路,才能针对具体的电站做恰当的评价。

CANDU26的设计理念不同于当今大家的熟悉的PWR设计理念。这个问题特别突出。NNSA早已意识到这一点,专门派人去加拿大。由加拿大原子能委员会CNSC安排培训,学习CANDU的设计理念。在PSAR审评开始后, NNSA还在专家委员会上进行演讲。使得供货方、业主方、NNSA方对CANDU有共同的理解,才使审评工作进展得较为顺利。

积极主动的内部审评,业主积累了相当的技术基础,才有可能与NNSA进行较为深入的对话;才有可能要求AECL针对NNSA的问题提供详细且合理的回答。有力地推动了审评工作顺利进展。

4　业主的基本态度———加强与NNSA的沟通

保障核电站的安全,促进核电发展是业主和NNSA的共同目标,这是相互沟通的基础。业主没有任何理由隐瞒核安全相关的事件。对于已发生的事件,及时通报NNSA,便于他们理解业主所采取的措施,甚至能从NNSA得到建议和帮助。如果事件的处理需要他们审查批准,也有利于及时得到批准。

报告制度是一种有限的沟通方式,加强对话是比较有效的沟通。上海监督站派驻现场的人员任何时候都可以找业主方的工程师讨论监督站关注的问题。TQNPC指定质保处的一位科长负责对话的联络工作。若有较大问题需要以会议的方式作正式对话,TQNPC指定质保处长负责对话会的组织工作。若有重大问题需要NNSA直接与TQNPC对话,TQNPC指定核安全项目经理组织对话会。TQNPC的总经理、相关部门负责人和项目承包商AECL的相关负责人共同回答NNSA关注的问题。

TQNPC还组织了一些专题对话会,每次只讨论一个专题。会前作充分的准备,就NNSA的观点,TQNPC的观点,AECL提供的

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资料,TQNPC指定专业工程师准备一份书面报告。把双方观点的差异,产生差异的原因,支持某个观点的支持性材料,作全面汇报。突出问题要点,明确存在差异,提供深入细致讨论的基础。便于双方寻找现实可行的解决方案,提高对话效率,为审评顺利进展铺平了道路。

5　NNSA积极协助业主解决问题

NNSA本着促进核电发展的方针,在核安全审评过程中,不放过任何核安全相关的隐患或疑点;同时又积极协助业主解决存在的问题。

NNSA通过认真细致的审查,提出了2300个问题,每个问题内又包含几个小问题。TQNPC的技术人员,通过这些问题的回答与对话,对CANDU26的设计有了更深入的理解。通过审评,协助业主促使承包商作一些必要的修改,如关键安全参数显示和保证1号机组、2号机组的独立性等。

在审评主管道焊接失误的处理方案时, NNSA为了协助业主控制工程进度,今天收到业主的处理方案,明天开会审查,当天传真审评意见。充分体现了促进核电发展的态度。

NNSA为了协助业主能按工程进度实现装料的计划目标,在多次认真审查对话的基础上,集中精力在2002年4至6三个月连续召开了7次会议,为FSAR审评、环境影响评价报告审评、应急计划审评、现场调试状况检查提供了明确的结论。于7月18日发放装料批准书。做到了既严格把关又尽量配合业主实现进度控制。

6　值得商议的CANDU实践

CANDU26的安全设计基本思路与PWR 相同,由于CANDU26的开发只有加拿大一个国家实施,与国际间的交流不如PWR那么充分。加拿大原子能机构AECB发布的法规体系,在系统化方面不如国际上PWR的法规体系。经过秦山CANDU26机组的审评,无论是业主还是NNSA都认为,基于CANDU26反应堆本身的特点和其机组在国际上使用的局限性,虽然存在值得进一步研究的问题,但总的安全特性是可接受的。作者谈几点值得商议的问题,作为CANDU26进一步改进的建议。6.1　基本安全原则

在规范标准体系的前提下,对一系列安全原则应该有明确的概念如:

1)设计基准事故

2)严重事故

3)概念和应对措施

4)单一故障准则

5)设备分级原则

6)主控室、第二控制室的设计安全标准

7)安全壳设计压力

上述安全原则,在CANDU26的设计中还存在一些问题。在秦山CANDU项目的评审过程中花费了许多精力。

8)设计基准事故

在设计基准事故条件下,应保持安全壳的完整性,而CANDU26的安全壳设计压力不能涵盖主蒸汽管破裂事故。

9)严重事故

在整个CANDU26设计文件中尚没有严重事故概念,应跟上世界核电安全思路的发展。

在三哩岛与切尔诺贝利事故后,IAEA核安全导则对于严重事故的考虑已有明确要求,中国的核安全法规与导则已有明确规定。

10)单一故障准则

CANDU26的设计文件中,没有认真对待单一故障准则,有的时候考虑单一故障,有的时候不考虑单一故障。

11)设备分级原则

CANDU26的设备分级,无法给用户和审评者一个清晰的概念,应该如何划分设备分级。

有的设备在地震条件下应有安全功能而相应的支持系统甚至动力供应系统不抗震。这说明CANDU26的设计设备分级原则不清晰,安全思路不明确。

12)主控制室和第二控制室的安全标准

最好能与国际当前公认的标准相一致。主控制室不抗震的设计基准应重新考虑为好。

第二控制室在事故条件下的可居留性应有明确要求。

13)放射性废物贮存池的不锈钢衬里

CANDU26的设计皆用环氧树脂衬里,这给业主带来极大的风险。

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目前已运行的CANDU26电站乏燃料池用环氧树脂衬里,已发现大片裂纹和脱落。

应全面清理那些用环氧树脂作衬里容器,确定一个设计原则。

14)1号、2号机组的独立性

两组的电缆交叉且间距小于规范要求,这是审评者在审评后期才发现的问题。

6.2　设计源项

秦山CANDU项目的设计,经TQNPC的多次努力和中方专家提出的详细的修改意见, AECL终于初步完成了设计源项的报告。这是编制环评报告的基础。

6.3　FSAR第16章TS

这一章是指导安全运行的基本文件,CAN2 DU电站的业主都在试图编制TS以取代原来使用的OP&P(运行原理)。但到目前为止,任何一个CANDU电站都没有成熟的TS。给安全运行管理带来了许多不确定性。PWR电站设计已有成熟的TS,虽然人们还在企图不断改进,但已奠定了很好的基础。CANDU在这方面起步较晚。

6.4　关键安全参数显示系统

PWR核电站,关键安全参数显示系统的设计有标准可以遵循,有具体的设计可以参照。PWR的业主有共识,都认为关键安全参数显示系统是有用的,管理当局认为是必须的。

然而CANDU电站的设计没有这个系统。秦山CANDU项目主合同明确规定要增加关键安全参数显示系统。AECL的设计人员对此缺乏认识,与业主的对话非常困难。TQNPC经过艰苦的长达一年的努力,才形成了一个设计方案。

6.5　计算机硬件的可置换性

CANDU26用电站计算机闭环控制。硬件迅速升级换代,给备品备件的采购带来很大困难,如何解决?使软件与硬件具有相对独立性,便于硬件升级换代,也许是个方向。

7　运行数年后定期审评的基本思路在建造阶段,只能承认供货商所在国的法规导则与标准。

与核安全功能相关的系统设计不能轻易改动。毕竟CANDU26机组已有20多年成功的运行经验,若有重大变动,需要在理论上和实验工作上做很多工作,经过论证也许不一定能证明建议作出的变动是合理的,这样会严重影响工程建造时间。

在建造完工投入运行后,按NNSA的要求还要作定期评审。业主积累了多年运行经验, NNSA的监督人员对具体的电站也有了深入的了解。在此基础上,再作审评时,对于核安全功能相关的系统和包容放射性的系统,也不作重大变动。否则安全分析报告要作重大修改。在中国不具备独立设计能力的条件下,是难以完成这种任务的。不过对于外围设备,对于核安全分析以外的法规、标准所涉及的设计要求,应该以中国的标准规范为依据,如防火、工业安全等。一个在中国运行的电站应该按中国的法规、导则、标准来要求。由建造阶段转入运行阶段,在基本思路方面应完成一个转化。

Nuclear safety review for Qinshan Phase III CANDU26units

　ZHAN G Yan2fa

　(Third Qinshan Nuclear Power Co.Ltd.,Haiyan of Zhejiang Prov.314300,China)

Abstract:TQNPC’S,as the owner,actively participating in the nuclear safety review of CANDU26 units was set forth in the paper.The safety review activety is a challenge for the regulatory body and owner in China.Experience accumulated in the process of safety review was described.

K ey w ords:challenge;experience;review

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秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告

秦山三期（重水堆）核电站工程可行性研究报告 缩写本 主要完成单位：上海核工程研究设计院 主要完成人：林伟贤、夏祖讽、邱启运、顾树川、刘健研究起止时间： 2000 年 7 月 目录 第一册总论 第二册电力系统 第三册厂址选择 第四册工程方案 第五册环境影响评价 第六册安全评价 第七册经济分析 第八册质量保证 第九册图册（略） 第一册总论 遵照国务院领导关于不改变我国发展压水堆核电站技术路线的前提下，可以适当引进重水堆发电能力的指示，中国核工业总公司与加拿大原子能公司（ AECL）之间经过双方多次组团互访，协商讨论，确定了利用加方贷款购买两台加拿大 CANDU6型核电机组的意向。 1995 年 5 月中核总和加原子能公司签署了" 在中国秦山合作建造两台CANDU6机组的意向性协议，进一步确立了双方在秦山建造核电站的意向。此

间，国务院下文，重水堆核电厂址考虑放在秦山，按国家有关项目审批程序， 抓紧提出项目建议书，报国家计委审批。 1995 年 8 月" 秦山三期（重水堆）核电工程项目建议书" 由业主秦山核电 公司编报，中核总预审，报电力工业部初审提出意见报国家计委审批。同时 委托上海核程研究设计工院编写" 秦山三期（重水堆）核电站工程可行性研究 报告 " 秦山三期（重水堆）核电厂预选的两个厂址系 1991 年在秦山再建三十万千瓦核电站工程选用的厂址。在原审查意见的基础上，结合重水堆核电站对 厂址要求的特点，做了大量的数据收集、补充评估，试验验证工作，具有很好的选用基础。两个厂 址均属于秦山地区，邻近抗州湾，厂址总平面布置系一山体，不占良田，不需拆迁，位于区域地壳 稳定性分区中的稳定区内。附近区域内无发震构造，水文地质条件简单，无不良地质现象。 1995 年 8 月，初可研究报告审查通过，纪要明确了螳螂山厂址。按纪要 精神要求，为了更好深入对厂址进行可行性研究，上海核工程研究设计院提 出了有关厂址条件的水文，水工、地质、地震、环境保护等 18 个内容专题，对外委托专项课题进行试验研究。 浙江省具有建设核电站的比较良好的自然条件，华东电网又具有承受装设大容量核电机组的 能力，在浙江秦山建设大容量核电站以缓解华东电网和浙江省的缺电局面是十分必要的，对改善华 东地区的能源结构，保证电网安全，减轻运输压力和改善环保条件都具有很重要的战略意义。 秦山三期工程是利用加拿大的重水堆技术，以购买发电容量为目的的交 钥匙工程，从加拿大引进两座 CANDU6型 700MW级重水堆核电机组，每台机组总电功率为 728MW，同时考虑其配套的送变电工程。秦山三期核电工程以韩国月城 3#、4#机组为参考电厂。 CANDU6型 700MW级核电机组为经过实际验证的技术成熟的安全可靠的商 用堆型，具有采用天然铀为燃料，重水为慢化剂和冷却剂、水平压力管式结 构，不停堆更换燃料，负荷因子较高和建设周期较短等特点。

核电厂安全系统冗余度研究

修回日期:2016-08-29基金项目:国家高技术研究发展计划(863计划)资助课题(2012A A 050906)作者简介:吴宇翔(1983 ),男,安徽人,高级工程师,博士,现主要从事核电厂总体设计一第37卷一第3期 核科学与工程V o l .37一N o .3一2017年一6月N u c l e a r S c i e n c e a n dE n g i n e e r i n g J u n .2017 核电厂安全系统冗余度研究 吴宇翔,尚一臣,闫一林,袁一霞 (中国核电工程有限公司,北京100840 )摘要:本文对核电厂安全系统冗余度的概念进行了澄清,认为不能简单地将安全系列的数量机械地等效于冗余度三N+1的冗余度满足单一故障准则的强制性要求,N+2的冗余度是实现在线维修的可选项三进而介绍了国际上主要核电机型的安全系统配置和冗余度,说明了冗余度与运行灵活性的具体关系三在冗余度研究的基础上,对三环路压水堆的两种安全系统配置方案(两个系列带母管和三个独立系列)进行了分析比较三两种方案均为N+1冗余度,但是对非能动部件(母管)单一故障的考虑有所差异三通过对我国和国际核安全法规二用户要求文件及相关标准的研究发现,非能动部件的单一故障问题不应成为这两个方案选择的决定因素三综合考虑安全性利益及经济性代价,两个系列带母管的方案是更加优化更平衡的设计三 关键词:安全系统;冗余度;单一故障;非能动部件 中图分类号:T L 364文章标志码:A 文章编号:0258-0918(2017)03-0413-09 S t u d y o n t h eR e d u n d a n tD e g r e e o fN u c l e a r P o w e rP l a n t S a f e t y S y s t e m WU Y u -x i a n g 1, S H A N GC h e n 2,Y A N L i n 1,Y U A N X i a 2(1.C h i n aN u c l e a rP o w e rE n g i n e e r i n g C o .L t d ,B e i j i n g 1 00840,C h i n a )A b s t r a c t :T h i sa r t i c l e m a k e sac l a r i f i c a t i o nf o r t h ec o n c e p to f t h er e d u n d a n td e g r e eo f n u c l e a r p o w e r p l a n t s a f e t y s y s t e m ,w h i c h c a n n o t b e s i m p l y e q u i v a l e n t t o t h e n u m b e r o f s a f e t y t r a i n s .T h e r e d u n d a n t d e g r e e o fN+1s a t i s f i e s t h e s i n g l e f a i l u r e c r i t e r i aw h i c h i s a m a n d a t o r y r e q u i r e m e n t ,a n dt h er e d u n d a n td e g r e eo fN+2i sa no p t i o nf o r I n -s e r v i c e M a i n t e n a n c e .T h e c o n f i g u r a t i o n sa n dr e d u n d a n td e g r e e so f s a f e t y s y s t e m so f t h em a i n n u c l e a r p o w e r m o d e l s i nt h e w o r l da r ef u r t h e r i n t r o d u c e d ,a n dt h es p e c i f i cr e l a t i o n s b e t w e e n t h e r e d u n d a n t d e g r e e a n d o p e r a t i o n a l f l e x i b i l i t y a r e i n t e r p r e t e d .O n t h e b a s i s o f t h e s t u d y ,t h ea n a l y s i sa n dc o m p a r i s o ni s p e r f o r m e df o rt w ok i n d so fs a f e t y s y s t e m c o n f i g u r a t i o n s o f t h r e e -l o o pp r e s s u r i z e dw a t e r r e a c t o r ,i .e .t w ot r a i n sw i t hac o mm o n h e a d e r a n d t h r e e i n d e p e n d e n t t r a i n s .B o t hd e s i g n s a r e o f r e d u n d a n t d e g r e e o fN+1,b u t a r ed i f f e r e n t i nt h e w a y w h e t h e rt oc o n s i d e rt h es i n g l ef a i l u r eo f p a s s i v ec o m p o n e n t 314万方数据

秦山核电站实习报告

《电气工程认识实 习》 实习报告 实习班级：____ 学生学号：__ 学生姓名：______ 实习地点：_____ 指导教师：______ 实习成绩：____________

2011 年11 月04 日 实习地点：浙江省嘉兴市 嘉化能源化工有限公司 中核集团秦山核电有限公司 实习时间：2011年11月1日至2011年11月4日 实习目的 通过参观工厂的生产实际，将理论知识与生产实践相结合，优化知识结构，提高思考分析能力。在参观过程中，通过向技术人员提问学习，了解与初步掌握本专业相关产品技术参数等方面的实际知识和相关标准，增强对发电机控制设备，蒸汽锅炉，核能源发电系统，控制系统及辅助设备的组成及结构的具体知识，为今后专业课程的学习、专业课程设计及毕业设计打下良好的基础。此外，经过对热电厂和核电站的实地了解，为今后专业课更好的深入理论掌握理论，打下基础。

实习内容： 对于任何一个企业，安全生产是第一。在浙江嘉化能源化工有限公司的嘉化兴港热电厂发电机组参观前，需要接受的课程是企业安全生产教育。企业的生产以“安全第一，预防为主”为方针。学习了参观实习前需要的各个注意环节，佩带安全防护装备，以及相应的事故处理方法技巧。企业必须对新工人进行安全生产在施工或维修现场活动需戴安全帽， 安全帽有规定的戴法，正确的佩戴才能起到安全防护，缓冲重物砸击的力量，否则安全帽将失去保护头部的作用。 发生氯气泄漏事件时，切忌惊慌，应向上风向地区转移，并用湿毛巾护住口鼻；到了安全地带立即休息，避免剧烈运动，以免加重心肺负担，恶化病情；眼或皮肤接触液氯时立即用清水彻底冲洗，中毒者可适当使用钙剂、维生素C和脱水剂；早期足量使用糖皮质激素和抗生素，可以减轻呼吸道和肺部损伤； 三氧化硫发生泄漏时可以看到白色的雾团，因为三氧化硫极易与水凝结形成强酸，所以应避免三氧化硫与眼睛鼻子等有水存在的器官接触，以免受到严重的伤害。见到白色的雾团要及时躲开并往上风口地区移动。 安全教育结束后有笔试部分以巩固相关知识，然后便可进入实地参观实习。

对核安全文化的理解与认识

对核安全文化的理解与认识 一、对核安全文化的总体认识 核电工程项目是一项投资巨大、技术复杂、单位众多、物流密集、接口频繁、场地集中的特大型工程项目。核电工程项目技术密集复杂，包括核岛、常规岛、辅助设施各类专业，系统复杂，接口繁多，而且建设周期很长。由于核电工程项目的复杂性和长期性．使得其安全风险因素众多，影响关系错综复杂，有直接的或间接的．显性的或隐性的，突发性的或惯性的．而且各风险因素引起的后果也各不相同。核电工程建设是一个危险性大、事故突发性强、容易发生伤亡事故的生产过程。同时，核安全要求和环境要求特别高，公众的敏感性特别强。为对公众负责，政府专门设置独立的核安全监督机构，通过推行核安全法规和标准、实施多项许可证制度，以及定期的、经常的安全检查，对核电厂建设的全过程及建成后的运行实行严格的监督。像这样由政府部门对工程质量和安全实行如此严格的监督和管理，是任何其他工程建设项目所没有的。对核安全与质量的特殊要求构成了核电工程项目管理的最突出的特点。安全是核电建设过程中的高压线，任何人不得触碰这条底线。在这样一种情况下，核安全文化作为一项基本管理原则加以推广，提升全体对核安全的重视与关注，帮助我们形成正确的思维习惯和良好的工作作风，最大限度的提高安装质量和减少安全事故，是非常有必要的。 质量是企业的生命，“安全第一、质量第一”是核电建设的总方针，也是

核电工程项目管理和控制的基本原则。安全与质量就像一对孪生子，总是联系在一起。任何一个安全事故都会给我们造成各方面的影响和损失，安全不能保证，我们什么也做不了，更不用谈质量了。工程质量出现问题，核安全就得不到保证，即使问题暂时没有暴露，但已留下安全隐患，时间越久，危害越大。安全与质量直接关系着企业的效益，不注重安全与质量的企业，国内有三鹿，国外有丰田，迟早会走向衰败。作为国内走在前列的核电安装单位，我们始终把安装质量放在首位，保证施工安全，产品安全，将核安全文化贯穿于整个工程建设中，做到工程质量让业主满意，工程安全让业主放心，才会获得最大的企业效益，才能在竞争日益激烈的核电安装行业始终立于不败之地。 在工程建设和项目管理过程中，要确保工程质量与安全，就必须严格按照各方案程序进行施工，严格遵守各项规章制度，“四个凡事”则是我们在实际工作中应牢牢遵循的原则。“四个凡事”是核电行业几十年积累下来的宝贵经验凝练而成，也一直是我公司所宣贯的，无论哪个部门、专业在实际工作中要做到符合安全、质量标准，必须严格遵守“四个凡事”。 二、“四个凡事” 核安全文化既是态度问题，又是体制问题，既和单位有关，也和个人有关，是核电建设人员共同的价值取向和行为方式。 核电厂任何问题在某种程度上都源于人为错误。核电站超过50%的安

秦山三期_重水堆_核电站的技术改进

核电研发 292 张振华 （秦山第三核电有限公司，浙江 海盐 314300） 摘要：秦山三期（重水堆）核电站工程是国家“九五”期间重点建设项目，是我国首座商用重水堆核电站，也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术，以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因，在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势，秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点，进行了针对性的分析和研究，积极有效地开展变更改造和技术改进工作，极大地改善了机组安全性能，优化了机组配置，并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目，以及实施后的效果，可供同类项目参考和借鉴。 关键词：秦山三期重水堆；核电站；技术改进 中图分类号：TL423 文献标志码：A 文章编号：1674-1617(2009)04-0292-05 Technical improvement in Qinshan Phase Ⅲ nuclear power plant after commercial operation ZHANG Zhen-hua (Third Qinshan Nuclear Power Co.,Ltd.，Haiyan of Zhejiang Prov. 314300, China) Abstract: Qinshan NPP Phase III (PHWR) Project is one of the national key projects during the “9th Five-year Plan”, the first commercial heavy water reactor nuclear power plant in China, and the biggest trade project between China and Canada. Qinshan Phase III Project adopts the proven CANDU-6 reactor technology and refers to Wolsong Unit 3 and Unit 4 in Korea. Because of the difference of the site condition and standards, specific country situation and lack of operation feedback, it is greatly challenged to keep the safe and stable operation of Qinshan Phase III plant during earlier commercial operation. Qinshan Phase III analyzed and investigated the hidden troubles and hotspots, proposed the modifications and technical improvements, and great improvements were achieved in safety performance, operating performance, and economic efficiency. This paper describes the important modifications and technical improvements in Qinshan Phase III, and the effects after implementation, which can serve as reference to similar projects. Key words: Qinshan Phase III (PHWR); nuclear power plant; technical improvement 秦山三期（重水堆） 核电站的技术改进 收稿日期：2009-09-30 作者简介：张振华（1963—），男，浙江绍兴人，研究员级高级工程师，学士学位，自动化控制专业。

核电工业互联网平台的微服务架构及方法与制作流程

图片简介: 本技术涉及互联网微服务架构技术领域，具体介绍了一种核电工业互联网平台的微服务架构及方法。该微服务架构包括核电微服务模块、核电微服务管理模块以及核电微服务配置模块，其中，所述的核电微服务模块分别与所述的核电微服务管理模块和核电微服务配置模块相连接；所述的核电微服务管理模块可控制核电微服务模块中微服务的启动和停止，并可进行微服务参数的设置和运维；所述的核电微服务配置模块对核电微服务模块中微服务配置项的发布、变更和通知进行配置，并设置日志级别和运行参数。该微服务架构将传统的核电服务划分为一个个微服务，有效提高了底层服务效率，具备良好的可扩展性。 技术要求 1.一种核电工业互联网平台的微服务架构，其特征在于：该微服务架构包括核电微服务模块、核电微服务管理模块以及核电微服务配置模块，其中，所述的核电微服务模块分别 与所述的核电微服务管理模块和核电微服务配置模块相连接；所述的核电微服务管理模 块可控制核电微服务模块中微服务的启动和停止，并可进行微服务参数的设置和运维； 所述的核电微服务配置模块对核电微服务模块中微服务配置项的发布、变更和通知进行 配置，并设置日志级别和运行参数。

电微服务模块还分别与核电微服务注册模块、安全访问控制模块相连接，其中，所述的核电微服务注册模块为所述的核电微服务提供注册和发现功能，实现核电微服务统一注册；所述的安全访问控制模块可为核电微服务提供安全访问控制策略，保证核电微服务的安全性。 3.根据权利要求1所述的一种核电工业互联网平台的微服务架构，其特征在于：所述的核电微服务模块还分别与服务监控模块、微服务跟踪模块相连接，所述的服务监控模块可对核电微服务的调用情况及运行状态进行监控；所述的微服务跟踪模块可对每个请求微服务的指标和参数进行跟踪。 4.根据权利要求1所述的一种核电工业互联网平台的微服务架构，其特征在于：所述的核电微服务模块还分别与核电微服务治理模块、故障处理模块相连接，其中，所述的核电微服务治理模块可为核电微服务提供负载、限流、降级、熔断及容器能治理功能；所述的故障处理模块可为核电微服务出现故障时提供处理功能。 5.根据权利要求1～4所述的一种核电工业互联网平台的微服务架构，其特征在于：所述的核电微服务模块通过微服务网关与上层的核电应用系统连接，并同时与底层的存储系统交互连接，其中，所述的核电应用系统包括顶层展示系统、设备可靠性管理平台系统、数字化大修系统以及设备健康管理系统；所述的存储系统包括多个类型的数据库系统，能够提供结构化数据、半结构数据以及非结构化数据。 6.根据权利要求5所述的一种核电工业互联网平台的微服务架构，其特征在于：所述的核电微服务模块可提供专门微服务和公共微服务，其中，所述的专门微服务包括设备监控微服务、设备健康微服务、数字化规程微服务、天网监控微服务、数字双胞胎微服务、智能隔离微服务、维修管理微服务、无损检测微服务、数字工作包微服务、安全管理微服务、供应链管理微服务以及备品备件管理微服务；所述的公共微服务包括实时数据查询微服务、设备基础信息查询微服务、工单查询微服务、状态报告微服务以及ECM微服务。

秦山三期工程728MW汽轮机设备及安装特点

秦山三期工程728MW汽轮机设备及安装特点 The 728MW Steam Turbine Plants and Installation Characteristics for Qinshan Phase III CANDU Project 许峰 （浙江省火电建设公司，杭州310016） 摘要：简要介绍了秦山三期项目中日立公司生产的728 MW汽轮机本体设备特点，现场安装特点及新工艺，通过有效的实施，保证了汽轮机的安装质量。 关键词：秦山三期汽轮机设备安装坎杜 Abstract：This article briefly introduces the 728 MW steam turbine manufactured by Hitachi for Qinshan Phase III CANDU nuclear power plant project, in respect to the main equipments, characteristics, on-site installation and new processes used, and the effective implementation to ensure the installation quality of turbine. Key words：Qinshan Phase III project Steam turbine Equipment Installation CANDU 秦山三期项目总装机容量为2×728 MW。汽轮机由日本日立公司供货。该汽轮机组为冲动式三缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机。它由一只高压缸、两只低压缸组成，高、低压转子通过刚性联轴器联接为一个轴系，机组的旋转方向为逆时针方向（从汽机侧看）。由于核电蒸汽系统参数值低，新蒸汽为低参数饱和蒸汽，所以该机组设计为低转速（1500 rpm）、大容量形式,是目前国内第一台低转速大容量机组。 1 设备特点 由于重水堆核电厂二回路新蒸汽（汽机新蒸汽）参数取决于一回路的温度，而一回路温度又取决于一回路压力，一回路压力的提高又受到反应堆压力壳的结构及安全措施的限制；因此，重水堆核电厂汽轮机的新蒸汽为低参数的饱和蒸汽。 对于饱和蒸汽汽轮机，其理想焓降比高参数火电机组汽轮机焓降约小一半。因此，在同等功率下核电汽轮机的容积流量比高参数火电机组汽轮机约大60%~90%。由于这一点使得核电汽轮机在结构上有以下特点： （1）进汽机构的尺寸增大； （2）功率大于500 MW的汽轮机高压缸做成双分流的； （3）因为低压缸通流量大，所以需要增大分流数目，采用低转速。 秦山CANDU项目728 MW汽轮机组在设备设计上充分体现了核电汽轮机特点及设计理念。 1.1 高压缸 高压缸为内、外缸同缸的双缸结构，以猫爪垫块支撑在1、2号轴承座上。上缸和下缸各有两个蒸汽入口，这样对汽缸加热比较均匀，可以减小变形。高压上缸外形尺寸为8.54×3.96×2.8（m），重48 t，高压

关于秦山核电对周边的影响的调查

关于秦山核电站对周边的影响的调查xxxxxx xx xxx 一．调查目地：希望通过这次调查报告活动增加周围居民对核电站的认识，增强主人翁意识更加关注身边的核电站。有利于减少和缓解周围群众对核电站的恐慌和错误认识。 二．调查形式：实地考察·调查问卷和走访群众 三．调查人员：xx 四．调查时间地点：2012年11月11日，浙江省嘉兴市海盐县秦山镇 调查内容：秦山核电站是中国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水核电站，地处浙江省海盐县。由中国核工业集团公司100%控股，秦山核电公司负责运行管理。采用目前世界上技术成熟的压水堆，核岛内采用燃料包壳、压力壳和安全壳3道屏障，能承受极限事故引起的内压、高温和各种自然灾害。一期工程1984年开工，1991年建成投入运行。年发电量为17 亿千瓦时。二期工程将在原址上扩建2台60万千瓦发电机组，1996年已开工。三期工程由中国和加拿大政府合作，采用加拿大提供的重水型反应堆技术，建设两台70万千瓦发电机组，于2003年建成。

调查背景：世界的问题，最牵动世界人民的心的就是核问题。每次世界上发生关于“核”的问题总会引来一大片反对发展核工业的声音。比如说美国的三里岛，前苏联的切尔诺贝利还有日本的福岛，一旦发生核战争，甚至是核泄漏都是人类所无法承受的。所以核电的安全一直牵动着人们的神经。前段时间秦山镇出口到日本的大白菜被退回，理由是白菜的核辐射超标。秦山核电站就在我家的不远处，我的高中更是在核电站边上，身边有许多人也是核电站的工作人员。核电一期去年庆祝安全运行20年。这次周末回家我和一个同学一起到核电站去了一趟，核电站给人的感觉还是这么威严，看着反应堆的安全壳就会被它们所震慑，给人一种安全感。但还有很多人担心核电站会泄漏甚至爆炸，担心核辐射对人们的健康有影响。当地有这样一句话进核电站工作是用子孙后代的幸福来作为这一生富足的代价。 调查结果： 1.老一辈的爷爷奶奶尤其是文化程度不是很高的对于核电站持

核安全文化的建设

核安全文化的建设 INSAG-4认为，“安全文化既是态度问题，又是体制问题，既和单位有关，又和个人有关”。并且认为，安全文化主要由两个方面构成，“第一是体制，由单位的决策和管理者的活动所确定；第二是每个人的响应”。 1核安全文化的组织建设 管理学认为，一个组织的决策层与管理层的价值观与态度，对形成什么样的组织文化起着决定性的作用。核安全文化作为核电厂组织的一个价值观，它的形成，很大一部分是受核电厂组织决策与管理层的影响。核电厂组织的决策与管理层对安全的认识与态度，很大程序上决定了核电厂形成什么样的核安全文化。只有在核电厂的决策层与管理层具有“安全第一、质量第一”的价值观，在处理安全相关问题时，才能以“风险分析”为基础，进行“保守决策”。同时，要求决策过程科学化，即依据“程序化决策”和“安全评价结果决策”，而不依据决策与管理层职位高低进行决策。为了保证决策过程科学化，核电厂成立有专门的安全管理委员会，专门讨论安全管理方面的事项。在核电厂各级管理会议与核电厂管理人员的工作计划中，核安全事项始终排在首位。决策层与管理层所制定的安全政策中，必须清楚地表明“安全第一、质量第一”的立场和足够的透明度。

2核安全文化的制度建设 在核电厂谈到的词汇中最多的就是“纵深防御”。纵深防御包括从管理机构和程序上的多重设防，到设备和系统的多重屏障，以防止由于人因差错和设备失效而造成的放射性向环境的释放。它还包括由于核电站设备以及屏障本身的失效和一旦这些屏障不完全有效时，减少对公众和环境的危害，即事故预防和事故缓解两个方面。 核电厂运行期间，安全管理制度是建立在“纵深防御”和“程序管理”的安全管理思想上的，即认为设备、人和管理都是可能出现失效的，为把这种失效的可能性减为最小，除提高设备质量、人员素质和改进管理外，还必须采取一系列的防范措施，即预防、监督和在万一出现失效时必要的响应对策。同时，为防止执行过程中人为失误，工作过程须程序化，工作须严格按程序进行。 核电厂在“纵深防御”和“程序管理”的安全管理思想指导下，建立了技术管理安全制度和安全监督与质量保证制度。 在技术管理上的“纵深防御”安全制度。它可分为：①预防措施。核电厂制定了《核电厂运行技术规范》，通过对运行技术规范的遵守，以保证反应堆始终在设计允许的范围内运行；②监督措施。制定了详细的

核安全文化参考资料

部门姓名得分 一、填空题（有50个试题，共50分，每空0.5分） 1.《民用核安全设备监督管理条例》是2007年以国务院500号文发布，从2008年1月1 日正式实施。 2.HAF 601由国家哪个部门发布的？国家环境保护部（国家环境保护总局）。 3.我们常说的“HAF”表示核安全法规。 4.核安全设备在制造活动开始前，项目质量保证大纲应该由核电营运单位（核电厂）批准； 报国家核安全局备案。 5.对违反《民用核安全设备监督管理条例》规定，被依法吊销许可证的单位自吊销许可证之 日起1年内不得重新领取许可证？ 6.我国的核安全法律法规体系的总方针是安全第一，质量第一。 7.质量保证文件包括三个层次：第一层次文件是质量保证大纲；第二层次文件是一 套质量保证大纲程序；第三层次文件包括作业程序、细则、图纸等实施质量活动的依据文件。 8.民用核安全设备在制造过程中出现重大质量问题，应当在 24小时内向国家核安全 监管部门报告。 9.产品制造中质量控制点一般有 H、W、R点。 10.核电设备产品制造外部接口的联络以书面形式方式进行。 11.质量保证大纲按HAF003的要求建立，总经理对核电厂设备制造质量负全责。 12.总经理每年组织进行管理部门审查、保证大纲的适用性。 13.文件的分发包括受控和非受控。 14.中广核的不符合项分为I和E 类两种。 15.中核的不符合项分为内部、Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ四种。 16.不符合项的最终处置决定有照原样接收（照用）、返工、返修、报废。 17.质量保证记录的分为永久性和非永久性两大类。 18.在工序执行到“H”点时必须停止，只有在指定H点的机构到达现场以后工作方可恢复， 除非事先已得到该机构签发的书面放弃认可单。 19.根据国家核安全局文件国核安函（2008）89号文件要求，对于核安全1级设备，按照不符 合项分类方法将最高级别和次一级别的不符合项在开启后 3 个工作日上报。

数据安全传输方案在核电安全网络平台上的应用研究

数据安全传输方案在核电安全网络平台上的应用研究 【摘要】论文阐述了核电安全网络平台中数据传输的安全的重要性，介绍了核电安全网络平台中数据安全传输方案及软件的设计思路，采用非对称密钥加密对称密钥，提高数据传输的安全性和加密解密的效率。 【关键词】核电安全网络平台；数据安全传输；数据加密；密钥 0 引言 随着计算机网络技术的迅猛发展，核电企事业单位都建立了计算机网络系统，形成了由各企事业单位局域网络为节点组成的庞大的互联网络。为了及时而准确的获得核电安全运行的数据，核电安全网络平台的可靠性成为了当前核电安全分析与管理的重要保证。在核电安全网络平台各节点之间，越来越多的数据交换任务需要完成，以实现核安全数据的共享。但是，由于网络上黑客、计算机病毒等的存在，网络数据传递的安全性不强，数据传递者传递的数据有可能会在数据传输过程中被盗或篡改，因而保证核电安全网络平台中数据传输的安全性至关重要。 网络数据传输安全的核心是通过对数据发送、网络传输、数据接收各个环节中的数据进行加密处理，以保护在网络中传输的数据的保密性、可靠性和不可抵赖性等。其中数据加密技术是数据传输安全的核心，它通过加密算法将数据从明文加密为密文并进行传输，然后通过对应解码技术解码密文还原明文。在数据加密解密技术中，主要有对称密钥体制和非对称密钥体制两种。对称密钥体制在加密解密时用同一个密钥，其优点是算法理解起来比较简单，容易实现，加密速度快，但是对称加密的安全性完全依赖于密钥，如果密钥丢失，整个加密就完全不起作用。非对称加密体制有两个密钥，一个为公钥，一个为私钥，两个密钥均可用于加密解密。非对称加密体制的优点是安全性高，缺点是加密速度缓慢。用非对称密钥加密对称密钥，能提高文件安全传输安全性和加密/解密效率。 1 文件安全传输方案设计 1）密钥管理方案设计 密钥管理涉及两方面的内容，一是公钥的分配，二是如何分配管理密钥。公钥证书是由证书管理机构CA（certificate authority）为用户建立的，其中的数据项有与该用户的密钥相关的公钥及用户的身份和时间戳等。所有的数据项经CA 用自己的密钥签字后形成证书。用户可将自己的公钥通过公钥证书的形式发给其他用户，接收方可用CA的公开钥对证书加以验证。使用时间戳还可以保证证书的新鲜，防止他方重新放一旧证书。证书的产生过程如图1所示。 图1 证书的产生过程 公钥分配完成之后，如果直接使用公钥密码体制进行保密通信，由于密钥的长度比较长，加密大文件的速度会令人无法接受。如果将公钥用在分配单密钥体制的密钥上，会大大提高加密的速度。 数据加密可以较好的解决信息安全所面临的被动攻击问题。解决信息安全所面临的主动攻击的方法是消息认证。消息认证用以检验接收消息的真实性和完整性，同时还用于检验消息的顺序性和时间性。除此以外，在网络安全方面还考虑业务的不可否认性，即防止通信双方中的某一方对所传输消息的否认。消息认证码（MAC）是信息被一密钥控制的公开函数作用后产生的。如果接收端得到的MAC值与计算得到的MAC一致，则接收方相信发送方发来的信息未被篡改并

秦山核电新员工培训

竭诚为您提供优质文档/双击可除 秦山核电新员工培训 篇一：秦山核电站实习 核技术与自动化工程学院 实习报告 实习内容：□课程设计□生产实习□参观实习实习形式：□集中□分散 专业名称：核工程与核技术核技术 指导老师（职称）： 实习单位：中核核电运行管理有限公司 实习时间：年月日至年月日 20XX年5月 秦山核电站实习 摘要 本次报告主要介绍了秦山核电站的总体概况、核电站运行过程、海水防腐蚀措施及管理、二期工程反应堆保护系统的研制、核电站的无线通信设计特点以及核电站所在地区的环境问题的了解与调查。

关键词：秦山核电站运行 海水防腐通信 目录 第1章前言................................................. ................................................... .. (4) 2.1实习目的................................................. ................................................错误！未定义书签。 2.2实习内容................................................. ................................................错误！未定义书签。 2.2.1概述................................................. ................................................... (6) 2.2．2反应堆结构................................................. ...................................................

核电站综合监测平台

核电站综合监测平台 [背景分析] 核能是目前最大的不会产生任何空气污染的电力来源，不受天气条件和燃料成本的影响，电力成本低、价格稳定，但是核电的安全问题一直备受关注。核电站安全管理是一个庞大的系统，传统的管理方式难以适应新形式发展，需要大力运用物联网技术，从事后被动管理向超前主动管理、从区域分散管理向精细集中管理、从传统人工技能管理向现代物联网信息化管理的转变。 [管理挑战] ?核电站运维管理部的“资源配置、设备状态、人员调度”缺乏可视化管理； ?现有监测的传统的电传感器寿命短后期人工运维成本高； ?监测对象繁多、事务庞杂，管理制度不成体系，操作难以落实，易产生推诿、扯皮。 [方案概述] 核电站综合监测系统基于NRC等国内外核管理机构的相关标准，融合“光传感、3D建模、物联网、大数据、云计算、BIM、移动互联”等信息技术，建立了“管、控、营”一体化系统，从智能传感、通信网络、系统集成、智能联动、大数据挖掘、作业指导和智能决策等方面，解决了内部干扰性强、使用单位多及协调复杂的根本问题，实现了监控中心应用“五大系统，一个平台，一根光纤，一组基站”的多维管理与联动控制。包括： （光纤光栅）核岛厂房结构健康监测系统 （光纤光栅）核电站地质安全监测系统 （光纤光栅）核电站压力、温度、液位遥测综合监测及报警系统 （光纤光栅）核电站火灾报警系统（温度场模型） （光纤光栅）核废料温度、应变监控系统 （光纤光栅）核电站管道泄漏监测报警系统

（光纤光栅）核电站消防水管路在线监测系统 （光纤光栅）电站电路监测系统 核电站智能安保反恐系统 [功能优势] ?核电站综合监测系统基于NRC等国内外核管理机构的相关标准，、“OHSAS18001”管理体系和“ISO31000”等为基准； ?鉴于光纤光栅传感器的独特性能优势，已在国外核电监测方面实现长足应用，通过构建全光智能传感监测系统，采用无源光纤传感技术，具有无源、绝缘性能高、抗强电磁干扰、耐高温、抗腐蚀、高精度、高灵敏度、高分辨率、响应速度快、稳定可靠等优点，传输距离40KM以上，寿命可达20年以上； ?建立3D GIS可视化平台，实现“人机料法环一张图”式管理； ?建立技术系统统一入口，运维及日常管理工作电子留痕，实现信息共享和大数据挖掘； ?打造核电站安全管理专属安全知识库，将作业指导、应急处置和智能决策等集成为综合管理平台，大幅降低临机决策压力。

秦山三期重水堆核电站的主要特点

秦山三期重水堆核电站的主要特点 新华网浙江频道（2003-10-27 17:34:39） 新华网浙江频道10月27日电目前世界上运行的大部分核电站的反应堆，若按反应堆冷却剂和慢化剂的类型划分有轻水堆、重水堆和石墨气（水）冷堆。我国在运行、建造中的核电站反应堆，除秦山三期重水堆核电站以外都是轻水堆中的压水堆。秦山三期重水堆核电站有什么主要特点呢？下面作一简介： 1. 用天然铀作燃料。 压水堆的核燃料是U-235的低浓缩铀（3－4 Wt％），而重水堆的核燃料可以用天然铀。这是因为重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。重水的中子吸收载面小，慢化系数大，慢化性能好，中子利用率高，故可直接利用天然铀(U-235含量0.711Wt%)作燃料，这一方案的主要优点有： （1）不需要花巨资建造铀浓缩工厂或从国外进口浓缩铀，这有利于无铀浓缩能力的国家自力更生发展核电；对于有铀浓缩能力的国家，节省的铀浓缩分离功可作为它用。 （2）从重水堆卸出的燃料燃烧得充分，U-235含量（约0.2Wt%）低于浓缩铀厂尾料的富集度，这样就不急于进行乏燃料后处理，可把乏燃料贮存起来，在需要时再提取其中的钚，使燃料循环大大简化。 （3）重水作慢化剂，与轻水堆相比，其中子经济性好，每千瓦年的净产钚量高于除天然铀石墨堆以外的其他堆型，其燃料转化比（~0.8）高于轻水堆（~0.5），属于较高利用铀资源的堆型； （4）由于天然铀燃料生产不需要铀浓缩的一系列复杂工艺和大量的能量消耗，而且天然铀燃料组件的结构和制造工艺也较轻水堆简单，所以重水堆的燃料成本比轻水堆要低~1/2。 2. 年容量因子高。 坎杜（CANDU）反应堆是采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆大约每年一次的停堆换料时间（一般约1.5~2.0个月）。有了不停堆换料系统，还能及时卸出破损的燃料组件，降低对冷却剂回路的污染，也有利于提高电站的利用率。在汽轮机组发生故障甩去全部负荷，但不要求停机时，这时堆可不停止，发电机可改为电动机方式运行，最长可达90分钟（通常核电站是1~2分钟），只要故障一消除，可直接提升功率。这对提高电站利用率也是有利的。所以，在目前世界上运行的核电站中，坎杜核电站的年容量因子较高。

RG1.172 核电厂安全系统中使用的数字计算机软件的软件需求规格书 1997

September 1997 U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION REGULATORY GU OFFICE OF NUCLEAR REGULATORY RESEARCH REGULATORY GUIDE 1.172 (Draft was DG-1058) SOFTWARE REQUIREMENTS SPECIFICATIONS FOR DIGITAL COMPUTER SOFTWARE USED IN SAFETY SYSTEMS OF NUCLEAR POWER PLANTS A. INTRODUCTION In 10 CFR Part 50, "Domestic licensing of Pro duction and Utilization Facilities," paragraph 55a(a)(1) requires, in part,1 that systems and components be de signed, tested, and inspected to quality standards com mensurate with the safety function to be performed. Criterion 1, "Quality Standards and Records," of Ap pendix A, "General Design Criteria for Nuclear Power Plants," to 10 CFR Part 50 requires, in part,1 that appropriate records of the design and testing of systems // and components important to safety be maintained by or under control of the nuclear power unit licensee throughout the life of the unit. Appendix B, "Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants," to 10 CFR Part 50 describes cri teria that a quality assurance program for systems and components that prevent or mitigate the consequences of postulated accidents must meet. In particular, besides the systems and components that directly pre vent or mitigate the consequences of postulated acci dents, the criteria of Appendix B also apply to all activi ties affecting the safety-related functions of such systems and components as designing, purchasing, t in this regulatory guide, many of t he regulations have been paraphrased; see 10 CFR Part 50 for the full text. IDE installing, testing, operating, maintaining, or modify ing. A specific requirement is contained in 10 CFR 50.55a(h), which requires that reactor protection sys tems satisfy the criteria of IEEE Std 279-1971, "Crite ria for Protection Systems for Nuclear Power Genera ting Stations."2 Paragraph 4.3 of IEEE Std 279-19713 states that quality of components is to be achieved through the specification of requirements known to promote high quality, such as requirements for design, inspection, and test. Several of the General Design Criteria (GDC) of Appendix A, including Criteria 12, 13, 19, 20, 22, 23, 24, 25, and 28, describe functions that are part of the de sign bases of nuclear power plants and that would be in cluded in the software requirements specification (SRS) of any digital computer software that is part of basic components that perform these functions. In addi tion to the criteria of Appendix A, Appendix B to 10 CFR Part 50 provides quality assurance criteria that 2 Revision I of R egulatory Guide 1.153, "Criteria for Safety Systems," en dorses IEEE Std 603-1991,"Criteria for Safety Systems for N uclear Pow er Generating Stations," as a method acceptable to the NRC staff for s atis fying the NRC's regulations with respect to the design, reliability, qualifi cation, and testability of the power, instrumentation, and control portions of the safety systems of nuclear power plants. 31EEE publications may be obtained from the IEEE Service Center, 445 Hoes Lane, Piscataway, NJ 08854. USNRC REGULATORY GUIDES The guides are lesued In t he following ton broad divisions: Regulatory Guides awe itsued to describe and make a"ailable to the public such i*rma lion as methods acceptable to the NRC stff or implementing specific partsof ftCom- 1. PooerReactors 6. Products In*on5s regulations, tscmques used bythestaff evaluating specific problems or ps- 2. Research aid Test Reactors 7. Transportation lulated accidents, end data needed by the NRC Iitafflis review of applitio for Per .Fuets and Materials Facilities 8. Occupational Health mits and licenses. Regulatory guides n stus lor egiitori, n compilan. e 4. FJMrontentald. anarFcini Review with them Is n ot raqtird. MeZthods ando beons differe 5o. hosa OUtheg 5 Matedals and Plant Protection 10 General wi be acceptable If t hey provide a basis for the findings requisite to the issuance or con Inuence of a permit or license by the Commission. Single copies of regulatory guides may be obtained k of charge bywing the Printing, Ths guLide was Issued after consideration of comments receved from the publc. Com- Graphics ard Disaibuton Brnch, O1ce ofAdministrallon, U.S. Nular eguatory mentsandsuggestions forimproveme Intiheseguldes wemecouraged atall tlhs, ad mission, Washington, DC 20555-0001; or by fax at (301)415-5272. es will be revised. es appropriate, to accommodste comments and to reflect new in = on r oerlece.issued guides may also be purchased from the National Techiwical Information Service on Written comments may be aubmitted to t he Rues Review mid Directives Branch, DFIPS, a standing o rder basis. Detalls on this service may beIobtained by writingN? S , 5285 Port ADM, U.S. Nuclear Regulatory Comnmissicn, Washington, DC 20555-0001. Royal Road, Springfield. VA22161.