核电安全生产总结

总结是在项目、工作、时期后，对整个过程进行反思，以分析出有参考作用的报告，用于为以后工作的实施，提供明确的参考。所以，编写一份总结十分重要，以下是小编整理的关于《核电安全生产总结》，供大家参考借鉴，希望可以帮助到有需要的朋友。

第一篇：核电安全生产总结

核电安全生产“三条铁律”

安全生产“三条铁律”内容如下：

1.工作要求

(1)上班时，好精神;

(2)作业前，听交底;

(3)施工中，禁违章。

2.高处作业(1)两米以上必系带;

(2)高挂低用须牢记;

(3)上下传递不抛投。

3.受限空间作业(1)密闭区，需办证;

(2)监测氧气专人护;

(3)安全电压不可超。

4.切割、打磨作业(1)打磨前，镜戴好;

(2)清理杂物加遮挡;

(3)切割打磨勿用错。

5.临时用电(1)一机一闸一漏制;

(2)线路接头无裸露;

(3)故障排查找专人。

6.起重作业(1)拉警戒，设监护;

(2)警戒区域禁人过;

(3)机具索具需检查。

7.气割、焊接作业(1)清理周边易燃物;

(2)屏蔽遮挡飞溅物;

(3)戴好目镜或面罩。

8.射线探伤(1)放射源有借就有还;

(2)检测仪器必不可少;

(3)隔离控制区要建立。

9.行车操作(1)行车操作需持证;

(2)制动检查少不了;

(3)异常情况须停车。

第二篇：核电厂主要生产系统

核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种：

1)压水堆核电厂

这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高;汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。

这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多;为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。

1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。

2)沸水堆核电厂

这种核电厂的优点是：系统简单(只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等);在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。

这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低;汽轮机带有放射性，要采取防护措施。

沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。

3)重水反应堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本;采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳;能不停堆换料。

这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。

1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。

4)石墨气冷堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低;获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。 这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大;燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。

前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。

5)快中子堆核电厂

这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。

这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高;钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸-钠水反应，故危险性大。

快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。

到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。

1压水堆核电厂系统构成

压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

图1.2-1 压水堆核电厂系统原理图

每台压水堆机组都由反应堆-蒸汽发生器-汽轮机-发电机-稳压器-主泵组成。

1、一回路系统及主要设备

一回路系统又称为反应堆冷却剂系统，一回路内的高温高压含硼水流经反应堆堆芯，吸收堆芯核裂变放出的热能;进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给蒸汽发生器二回路侧;再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭环路。

现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主要由反应堆、冷却剂泵(以后简称主泵)、蒸汽发生器、稳压器和主管道组成。反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路，每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的主管道组成。

反应堆冷却剂系统示意图见图1.2-2。

图1.2-2 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统示意图

反应堆主要由压力容器、堆内构件、堆芯和控制棒驱动机构组成;  反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温、含硼酸水介质和放射性辐照的环境条件下，不仅用于支撑和包容堆芯和堆内构件，还作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。  堆内构件主要用于堆芯部件的支承、对中和导向;引导冷却剂流入流出堆芯;为堆芯内仪表提供支承和导向;保护压力容器，延长其寿命。它主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。

 堆芯(反应堆活性区)的主要作用是建立和维持可控链式核裂变反应，将燃料核裂变产生的能量大部分转换成热能，并将热能传递给一回路冷却剂。

 控制棒驱动机构是核反应堆安全的重要动作部件，通过它的动作，带动控制棒组件在堆芯上下抽插，以实现反应堆的启动、功率调节、剩余反应性补偿和停堆操作。控制棒驱动机构主要包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线圈组件和位置指示组件等部件。

主管道将冷却剂从反应堆压力容器传送到蒸汽发生器，然后输送到主泵，再由主泵增压打回反应堆压力容器。每个环路上的主管道段包括热管段(反应堆压力容器到蒸汽发生器部分)、过渡管段(蒸汽发生器至主泵部分)、冷管段(主泵至反应堆压力容器部分)。

主泵作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的冷却剂流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴封泵。

蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。同时，蒸汽发生器又是分割一回路和二回路介质的屏障，占一回路压力边界面积80%左右的蒸汽发生器传热管壁厚一般只有1mm左右，是一回路压力边界中最薄弱的部分，在运行中极易发生泄漏。因此，蒸汽发生器的质量和性能对于核电厂的安全性和经济性十分重要。目前我国除田湾核电站采用卧式蒸汽发生器外，其它电站均采用立式U型管自然循环蒸汽发生器。

反应堆冷却剂系统还设有稳压与卸压系统，该系统通过波动管线与主管道连接，由稳压器、卸压箱、稳压器波动(膨胀)管线、稳压器喷淋管线、稳压器安全阀、蒸汽排放管线以及汽-气混合物排放管线等部件组成。

稳压与卸压系统的主要功能是建立并维持一回路系统的压力;运行期间补偿一回路冷却剂因温度变化引起的容积变化，限制一回路压力因温度变化引起的波动，避免冷却剂在反应堆内沸腾，并控制一回路升、降压速度。整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过波动管和一个环路的热管段相连。稳压器有气罐式和电加热式两种，现代压水堆核电厂普遍采用电加热式稳压器。

2、主要的安全系统

核电厂的安全系统的功能是限制事故发生后的后果，为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。主要的安全系统包括余热导出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢气系统、蒸汽发生器辅助(应急)给水系统、重要用户中间冷却水系统、应急电源等。这些安全保护系统均采用独立设备和冗余布置，备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽-空气及放射性物质的恶劣环境中运行。简单介绍如下： (1)余热导出系统

余热导出系统主要功能是把反应堆停堆后的余热热量从反应堆冷却剂系统中传递出去。

余热导出系统主要由余热交换器、余热排出泵以及有关管道、阀门和运行控制所必需的仪器仪表组成。该系统正常运行时，反应堆冷却剂从主管道热段流向余热排出泵，通过余热交换器传热管再返回主管道冷段，热量则通过余热交换器传递到设备冷却水系统中。

(2)应急堆芯冷却系统

应急堆芯冷却系统主要功能是在出现某些事故时，通过注入含中子吸收物质(硼)的冷却剂，冷却堆芯并提供附加停堆能力。应急堆芯冷却系统主要由安注箱、安注泵、离心上充泵、余热排出泵、换料水贮存箱、硼注射箱及有关的阀门、管道组成。

(3)安全壳

安全壳是用于容纳反应堆冷却剂系统和某些安全重要系统的设备，在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进行屏蔽，限制泄漏;在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏。安全壳还具有抵抗外部事件(飓风、飞射物撞击)保护反应堆的能力。

安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，主体由预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有起密封作用的碳钢衬里。

(4)安全壳隔离系统

安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供了隔离手段，将事故后可能释放到安全壳中的任何放射性都包容在安全壳内，保证安全壳泄漏率不超过规定的限值。

安全壳隔离系统主要由安全壳隔离阀和相关管道组成。在某些事故情况下，当安全控制系统发出隔离信号时，这些隔离阀快速关闭，防止放射性物质向周围环境释放。另外，在主蒸汽管道发生破裂时，还能及时隔离蒸汽发生器，防止反应堆冷却剂系统过冷或安全壳超压。

(5)安全壳喷淋系统

该系统的功能是维持安全壳内压力。某些事故发生后，当安全壳内的压力上升到一定限值，安全壳喷淋泵启动，把含有硼和氢氧化钠的溶液向安全壳内均匀地喷淋，在降低安全壳内温度和压力的同时，溶解安全壳内的放射性碘，减少放射性物质向环境释放的可能性。

安全壳喷淋系统主要由安全壳喷淋泵、喷淋总管道、喷淋添加剂箱、液体喷射器和若干隔离阀及为保证系统运行所需的管道、仪器仪表组成。

(6)安全壳消氢系统

该系统的设计是基于美国三哩岛事故经验反馈的结果。三哩岛事故中，由于氢气大量聚集在安全壳顶部，最后引起氢爆炸，进一步恶化了事故后果。安全壳消氢系统的主要功能是，在发生冷却剂失水事故时，降低安全壳内氢气的含量，防止氢爆。

该系统主要由氢复合器、若干风机、过滤器和相关管路组成。 (7)蒸汽发生器辅助(应急)给水系统。

在二回路的主给水失去的事故情况下，该系统投入使用，向蒸汽发生器供应足够的给水来排出一回路系统的热能。另外，在某些情况下，如小破口失水事故等，该系统也投入使用。

该系统主要由辅助给水泵、除氧水箱、除盐水贮存箱、调节阀、截止阀和相应的管道组成。该系统投入运行时，辅助给水泵将除氧水箱或除盐水贮存箱中的水打入蒸汽发生器中，保持蒸汽发生器的水位能够淹没传热管，防止事故的进一步扩大。

(8)重要设备中间冷却水系统。

该系统的主要功能是向反应堆装置、主泵、反应堆装置的辅助系统、安全系统提供冷却水并导出热量。

(9)应急电源

核电厂每台机组都安装有应急柴油发电机组，正常运行时处于热备用状态，一旦发生失电事故，要求该系统在十几秒时间内启动，自动带上负荷，为反应堆安全系统提供驱动力。

系统的主要设备是应急柴油发电机组。

3、核辅助系统

核辅助系统主要包括化学和容积控制系统、反应堆和乏燃料冷却和处理系统、三废系统、通风空调系统和核测量控制系统等。

(1)化学和容积控制系统 该系统主要作用有：

 在所有运行工况下维持反应堆冷却剂系统的物质平衡和水质;  贮存与供应除盐除氧水及氢氧化锂与联氨，调节一回路水化学工况;  贮存并向安全注入系统和反应堆及乏燃料水池冷却和处理系统提供不同浓度值的硼酸溶液，控制反应堆反应性;  向稳压系统供喷淋水，向主泵密封供水并冲洗轴封;  向稳压器和余热系统泄压阀充水;

 净化溶解在一回路冷却剂中的离子态杂质，净化以晶体状态存在于一回路冷却剂中的放射性腐蚀物，保证在燃料元件表面没有沉淀物，降低一回路设备和管道的放射性污染水平;

 处理各种工况下从一回路引出的含硼水，供应高、低浓度硼酸溶液，净化硼酸溶液等等。

 此外，化学和容积控制系统还起着安全功能。在事故情况下，化学和容积控制系统可向反应堆冷却剂系统供给含硼酸的冷却剂。 化学和容积控制系统主要有下泄、上充两大子系统。

下泄系统从主回路冷段管道抽出冷却剂，通过下泄控制阀流向再生热交换器，再通过下泄孔板流向下泄热交换器，通过调节阀进入下泄离子交换器(俗称混合床离子交换器)、阳离子交换器、下泄过滤器等进行净化和过滤，最终流到容积控制箱，并在容积控制箱内完成载热剂的除氧。

下泄系统主要由再生热交换器、下泄孔板、下泄热交换器、混合床离子交换器、阳离子交换器、容积控制箱和相关的阀门、管道组成。

上充系统从容积控制箱内取冷却剂，由上充泵打回反应堆冷却剂系统。 上充系统主要由上充泵和相关的阀门、管道组成。

另外，化学和容积控制系统还包括冷却剂补给和化学物质添加系统、一回路冷却剂净化和处理系统等。

冷却剂补给和化学物质添加系统主要由化学水箱、硼水贮存箱、化学试剂补给箱、加药泵、硼酸过滤器、硼注射箱和相关的阀门、管道等部件组成。 (2)反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统

与火电厂不同，核电厂使用过的燃料不会立即运出，将被从堆芯转至乏燃料水池。在那里被冷却和降低放射性水平。反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统的主要功能是降低乏燃料水池内燃料元件的剩余热量;在所有工况下导出乏燃料水池内乏燃料余热，充注乏燃料水池;在换料和停堆检修时，不能利用余热排出系统时，可利用辅助冷却系统来冷却堆芯;堆芯换料时排空反应堆竖井、堆内构件及水封闸板间腔室或向其充水，保持乏燃料水池的水质并降低放射性;在发生事故时，它向反应堆安全壳喷淋系统和安全注入系统提供足量的硼酸溶液。

该系统主要由输水泵、冷却器、排水泵、集流母管和排水管线组成。 (3)三废处理系统 ①废气处理系统

废气处理系统主要是用来控制排放废气中放射性惰性气体和气溶胶的含量，使气体流出物的放射性含量符合国家规定的排放定值。通过吸附或压缩贮存的方式使废气中放射性物质在特定的容积内自然衰变，测得废气的放射性合格后，通过过滤、除碘、空气稀释后排向烟囱，达到保护环境的目的。

②废液处理系统

废液处理系统对含有放射性的液体废物进行处理，保证向环境排出的废液达到排放标准。它通过蒸发或过滤的方式对废液进行放射性分离，得到的低于排放浓度限值的液体可直接向环境排放，而得到的少量放射性浓缩液或过滤后的放射性废树脂采用水泥固化、深埋的处理方式，以达到保护环境的目的。

③固体废物处理系统

固体废物处理系统对核电站产生的放射性固体废物(废中子测量通道、放射性污染的废检修工具、更换下来的放射性高效过滤器、个人防护用品、被放射性污染的建筑材料和保温材料、液体废物固化体灯)进行处理。通常采用分拣、减容、固定、固化等办法使放射性固体废物形成易运输，易加工、性能稳定的物体，以便于在后处置场对其进行后处理。

有些电站三废处理系统还包括硼回收系统、放射性废液排放系统以及流水排放系统等。

(4)通风空调系统 通风空调系统的主要功能是为重要设备和人员提供足够的冷却能力和空气循环的能力，保证重要设备的正常运行，保持或改善人员的工作环境，并降低事故情况下放射性外泄的可能性。

通风空调系统一般有控制棒驱动机构风冷系统、反应堆堆坑的通风系统、安全壳内的连续通风系统、安全壳内的空气净化系统、核燃料厂房通风系统、核辅助厂房通风系统、汽轮机厂房通风系统、主控室空调系统、上充泵房应急通风系统、辅助给水泵房通风系统、主要厂用水泵站通风系统、废物辅助厂房通风系统、安全注入和喷淋泵电机房通风系统等。

(5)核测量控制系统

为了预防事故的发生，保证反应堆在既定参数下安全稳定运行，就必须监测反应堆中核裂变的情况，并给予必要的干预手段进行调整。

用于监督如堆功率、堆周期、中子通量分布等情况的系统统称为核测量系统。 用于调节的系统称为核控制调节系统，核电厂控制调节系统包括堆功率调节系统、稳压器控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统等。

4、常规岛系统

压水堆核电厂的常规岛部分主要包括二回路系统(汽轮机发电机系统)、循环水系统、电气系统及厂用电设备。

核电厂常规岛的系统和设备与火力发电厂相类似，主要区别在于： (1)核电厂常规岛系统某些设备和系统也涉及核安全要求，因此，对制造、安装和运行等有更高的要求;

(2)核电厂的主蒸汽采用中参数的湿蒸汽，压力和温度较低，为了获得大功率，只能增加主蒸汽的流量，因此核电厂的主蒸汽流量比火力发电机组大。由于二回路温度压力较低，其压力边界的选材与常规火电站不同。

(3)由于中参数湿蒸汽经汽轮机高压缸做功后，湿度提高，核电厂汽轮机在热循环中增加了汽水分离再热系统，这是核电厂与火力发电厂在常规岛部分的明显不同之处。

2重水堆系统简介

加压重水反应堆(PHWR)是由加拿大经多年研究发展而成，它采用天然二氧化铀作为燃料，重水D2O作为慢化剂和冷却剂。燃料元件置于水平设置的压力管内，反应堆两端面各有一台装换料机，可实现不停堆换料。反应堆的控制采用垂直插入的多种中子吸收反应性控制装置来完成。我国目前秦山三期有两台CANDU6加压重水堆核电机组(728MWe)正在运行。

PHWR堆主要由慢化剂系统、一回路热传输系统、停堆冷却系统、专设安全系统、安全支持系统和供电系统等组成。

慢化剂系统在低温低压下运行并单独冷却，它与一回路热传输系统冷却剂完全隔离。在慢化剂系统重水中会产生相当大量的氚。氚的放射性较强，其经济价值也很高，从经济和安全性考虑，都要对氚进行严格的监测。

一回路热传输系统的最主要特点是用几百根压力管在堆芯内容纳高压冷却剂，而不是一个单一的压力容器。在600 MWe-PHW反应堆中的分为两个独立的“8”字形冷却剂环路，每个环路包括两台泵，四个集管(两个入口集管和两个出口集管)，两台蒸汽发生器和大量热传输支管和燃料通道，见图1.2-3。

图1-5 加压重水反应堆流程图 停堆冷却系统在停堆后为燃料和一回路热传输系统提供冷却，并在低温条件下持续长期运行。该系统主要由位于反应堆一端的一台泵和一台蒸汽发生器组成，两个热传输回路的入口集管和出口集管之间互相连接。

专设的安全设施有：1号停堆系统、2号停堆系统、应急堆芯冷却系统和安全壳系统等。

 1号停堆系统主要采用28根镉棒加载，镉棒受重力作用并在弹簧辅助下落入堆芯。在要求停堆时，这系统切除吸收棒抓钩的供电，使吸收棒落入慢化剂中。

 2号停堆系统通过6个水平放置的管嘴迅速将硝酸钆浓溶液注入慢化剂，2号停堆系统独立于1号停堆系统，功能上具有多样性，实体位置是隔离的。

 应急堆芯冷却系统由三个阶段组成，高压阶段利用气体压力将水从位于反应堆厂房外的水箱注入堆芯;中压阶段用应急堆芯冷却系统的回收泵将位于反应堆厂房内的喷注水箱的水注入堆芯;低压阶段用泵将已收集在反应堆厂房地坑的水经应急堆芯冷却热交换器注入堆芯。

 安全壳系统由带环氧树脂内衬的混凝土安全壳结构(包括自动触发的喷注系统和空气冷却器的热阱)，过滤排风系统，出入气密闸门，安全壳延伸部分和自动触发的安全壳隔离系统组成。

安全支持系统包括应急供水系统、应急供电系统、厂用水系统、仪表空气系统和第一组供电系统。这些辅助设施置于厂区内较远的区域，作为其它系统的备用系统，尤其是地震时。应急供水系统在应急状态下，向一回路热传输系统、二次侧冷却回路、应急堆芯冷却系统热交换器供水。应急电源向应急水供给泵和阀供电，此外，它作为替代电源，向应急堆芯冷却泵和某些应急堆芯冷却系统阀门以及操作员在第二控制区远距离控制的其它安全和控制系统供电。

供电系统分为4级：I、II、III和IV级，系统级别与断电有关。专设安全系统，设备保护和工艺考虑对供电允许断电和可接受断电提出了不同要求。在安全线路设计中采用专门的措施，来保证任一安全系统内所有通道之间被隔离。这种隔离措施适用于设备间，电缆布线和电力供应。此外，对于安全相关的线路，在反应堆厂房内采用两路分隔的电缆线路。 3高温气冷堆系统简介

高温气冷堆是一种安全性好、可用于高效发电和高温供热的先进核反应堆，是国际核领域第四代核能系统中六种备选堆型之一。目前在我国山东省正在建设高温气冷堆示范工程(简称HTR-PM)。

HTR-PM采用两堆带一机的设置，即电站由两座反应堆组成，每座反应堆接一蒸汽发生器，每座反应堆有独立的二回路系统，包括：给水泵、给水调节阀、给水隔离阀、主蒸汽隔离阀和主蒸汽安全阀。两座反应堆共用蒸汽-电力转换系统，包括：启动-停堆回路、汽轮机/发电机系统等，见图1.2-4。

图1.2-4 高温堆核岛系统图 整个电站由一回路系统、专设安全设施、仪控及剂量监测系统、电力系统、辅助系统、蒸汽电力转换系统等组成。

一回路系统由反应堆和蒸汽发生器及主氦风机组成，反应堆和蒸汽发生器及主氦风机分别布置在反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体两个压力容器内，其间用热气导管壳体相连接，构成“肩并肩”的布置方式，安装在混凝土屏蔽舱室内。

专设安全系统主要有包容体系统、余热排出系统、隔离系统、蒸汽发生器事故排放系统。

核岛辅助系统主要包括燃料装卸与贮存系统、一回路压力泄放系统、氦净化与氦辅助系统、气体采样与分析系统、屏蔽冷却水系统、设备冷却水、厂用水、放射性废物处理、反应堆厂房通风空调系统等。

仪、控及剂量监测系统主要包括主控制室和备用停堆点、反应堆保护系统、反应堆控制系统、核测量系统、过程测量系统、地震监测系统、辐射和剂量监测系统、主控制室报警系统、核岛通信系统、核岛信号接地系统等。

HTR-PM 电力系统由厂外电力系统和厂用电系统组成。

4 AP1000核电站简介

AP1000是美国西屋电气公司设计开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电站，是当今世界上最先进的“第三代”核电技术的代表。它的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造。它在全世界第一次将进一步提高核电的安全性和经济性很好的统一起来，在批量建设的条件下，在经济性上具有与传统火电相比的竞争能力。

下面对AP1000的几个主要系统及模块化建造进行简单的介绍：

1、AP1000反应堆冷却剂系统

AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点。

AP1000一回路由2个环路组成，每一个环路由一台蒸汽发生器、一条热段主管道、两条冷段主管道和两台主泵组成，另有一台稳压器连接到其中一个环路的热管段，见图1.2-5所示。

1)反应堆压力容器

AP1000反应堆压力容器是基于西屋公司三环路压力容器的设计改进而成，由上封头、上筒体、下筒体、过渡段、下封头组成，采用低合金钢(SA-508 Grade3 Class1)锻件和板材制造，筒体壁厚203mm，内部带有5.6mm厚的奥氏体不锈钢(308L)堆焊层。下封头、过渡段、下筒体和上筒体焊接在一起。下封头上没有贯穿件，堆芯中子测量仪表从上封头引入，减少了下封头贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。此外，为了简化反应堆换料过程，AP1000采用一体化堆顶结构。

2)反应堆冷却剂泵

主泵采用无轴封泄漏的屏蔽式主泵，入口直接焊接在蒸汽发生器底部，出口连接到冷段主管道上。这种结构设计取消了主泵与蒸汽发生器之间的冷却剂管道，降低了环路的压降， 简化了蒸汽发生器、泵和管道支承系统。并且由于没有轴密封装置，消除了因轴密封失效导致失水事故的可能性，从而大大提高了安全性，也减少了泵的维修工作量。

图1.2-5 AP1000一回路布置 泵电机是一个立式、水冷、鼠笼感应式电机，通过螺栓与主泵壳体法兰连接，不需要其它支撑结构。主泵的水力部件(包括叶轮、扩压片以及与扩压片相连的结构)直接安装在电机单元上，中间没有联轴器，检修屏蔽泵时随同电机模块一同拆卸。

屏蔽式主泵相对于传统的轴封式主泵，在维持反应堆冷却剂系统压力边界完整性方面具有独到的技术优势，能够显著减少核电站失水事件的发生频率。AP1000屏蔽式主泵结构图，见图1.2-6。

3)蒸汽发生器

AP1000采用2台典型的直立式带有一体化汽水分离器的倒U型管自然循环蒸汽发生器，传热面积接近125000ft2(11500m2)，垂直支撑由单根立柱承担。

AP1000蒸汽发生器的主要技术特点有以下几点：

 蒸汽发生器的U型传热管采用三角形排列，三叶状孔(梅花孔)支撑板

图1.2-6 主泵结构图 改进了防振条工艺;

 U型传热管采用镍-铬-铁合金690热处理管;

 管板上的传热管采用全深度液压胀管，最大限度地防止二回路水进入传热管与管板之间的缝隙;

 蒸汽发生器在全挥发处理二次侧水化学条件下运行;  采用一体化的汽水分离器;

 采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维护保养。  蒸汽发生器下封头直接与两台主泵的壳体相连接 4)主管道

AP1000反应堆冷却剂系统有两个环路，每个环路上有1条内径为31寸的热段管道和2条内径为22寸的冷段管道;其中一个环路上接有1条螺旋形稳压器波动管线。

与传统压水堆相比，AP1000主管道的设计在安全方面有两个较突出的优点：  稳压器波动管的布置更加合理，有利于减少影响主管道寿命的热分层现象。

 AP1000反应堆冷却剂系统应用了LBB(先漏后裂)设计准则，其设计理念更加先进，简化了一回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大失水事故的发生。

5)稳压器

AP1000稳压器采用传统压水堆成熟技术，结构简单，由直立式筒体和上下封头组成，容积增大到约59m3。由于稳压器容积率增加，AP1000相应的瞬态响应能力增强，可以减少停堆事件发生频率，并有利于限制事件发展。

2、AP1000非能动安全系统

AP1000的非能动安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、安注和自动降压系统、余热排出系统和安全壳冷却系统等。

与传统的压水堆安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这些设计，AP1000机组的安全性得到了显著的改进，其堆芯熔化概率为3×10-7/堆年，远低于美国核电用户要求文件(URD)要求的1×10-5/堆年。

非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与同样容量的传统核电站设备相比，AP1000 的阀门、管道、电缆、泵、抗震厂房容积分别减少了50%、83%、87%、36%和56%，节省了所需的大宗材料和现场劳力。

3、安全壳系统

AP1000的安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。安全壳及内部结构剖面图见图1.2-7。

AP1000与当前运行电站相比，安全壳机械贯穿件的数量大大减少，正常隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也是故障自动关闭的。

图1.2-7 安全壳

4、仪表和控制系统

AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。

5、模块化建设

核电厂的模块化设计是将核电厂的整体系统结构，包括它们的支撑和部分土建结构，根据其组成的特点，切割成若干可以在工厂中进行加工制造的模块，如设备模块，管道模块，结构模块，土建模块等，将这些模块在工厂完成预制，然后利用各种交通工具将其运抵现场，实施安装。模块化建设能够有效地降低核电厂的建设造价，缩短建设周期，提供经济性。

AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。

通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。

5 EPR核电系统简介

EPR 是法马通和西门子公司联合开发的第三代压水堆核电站。EPR保持了压水堆技术的延续性，采纳了法、德两国最新投入运行的N4和Konvoi反应堆所应用的新技术，与传统的压水堆型相比，它达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准，并提高了核电的经济竞争力，EPR的电厂效率能达到36%～37%，发电成本将比N4系列低10%。

EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年。EPR为双层安全壳设计，内层为直径46.8米、高度57.5米的预应力混凝土，外层采用加强型的钢筋混凝土壳抵御外部灾害，内、外层的厚度都是1.3米，内外之间为环行空间，相距1.80米。内层安全壳带有防泄漏的金属衬里覆面。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。 EPR主设备包括:一台反应堆压力容器、四台蒸汽发生器、四台主泵、一台稳压器以及相互之间连接的主管道。

1、反应堆压力容器

EPR反应堆压力容器由顶盖、筒体和球形下封头组成，设计寿期60年，由锻造的铁素体钢16MND5制造，重409t，长11m，直径约6m，环形锻件，无纵向焊缝，活性区无焊缝。大型焊缝的数量和几何尺寸减少，上部筒体为整体锻件机加工而成，法兰与接管段壳体是一体的，法兰与接管段之间焊缝减少再加上管嘴可调节式设计，这样就增加了管嘴到堆芯顶部的垂直距离，因此在假设冷却剂丧失下，操纵员将有更多时间应对堆芯裸露危险。压力容器下部有堆芯高度的圆筒形部分、过渡段及球形下封头组成。因为堆芯内仪表由压力容器顶部上封头引入，因此下封头没有任河贯穿件通过。整个内表面堆焊奥氏体不锈钢覆盖层，为减少腐蚀产物放射源项，规定堆焊材料的残余钴含量低，小于0.06%。在设计寿期末RPV材料延脆性转变温度RTNDT要求仍低于30℃。压力容器的设计便于在役检查期间进行无损检验，特别是其内表面是可接近的，允许从内部对焊接接头进行100%的目视及超声波检查。

2、蒸汽发生器

EPR也采用U形管束立式蒸汽发生器，装备有自然循环热交换器及轴向节能器。单位重量约539t，长约25m，直径约6m。蒸汽发生器下封头采用一体锻制而成。EPR蒸汽发生器增加了热交换面积并采用轴向节能器，因而饱和蒸汽压力能够达到7.8MPa，而且电厂效率能达到36%～37%。管束材料采用因科镍690合金，钴含量平均值低于0.015%，管束围板由18MND5钢制成的。

3、稳压器

EPR稳压器重150t，长14m，直径3m。所有的稳压器边界部件，除加热器贯穿件外，都是铁素体锻钢制成，并有两层堆焊覆面。钢的等级同反应堆压力容器。加热器贯穿件采用不锈钢材料，焊接材料为因科镍合金。稳压器由一组焊在本体上的支架支撑。侧向的限制器可以防止稳压器在假想地震或事故中发生摆动。EPR在稳压器封头和阀门之间设有一层楼板，便于加热器更换并降低阀门维修时的辐射剂量。

EPR 稳压器设计寿命60年。

4、主泵

EPR有4个输热环路，在每个环路中的冷管段上均安装有一台主泵。反应堆主泵是N4反应堆主泵的增强型，其特点是叶轮末端安装了静液压轴承，因此轴线振动水平非常低。

增加了新的安全装置“停车密封”作为轴密封的备用。轴密封以静密封作为备用，一旦泵停止运行并且泄漏管线关闭时，停车密封就关闭。它在所有各级轴密封系统逐级失效情况下或同时失去设备冷却水和用于密封的化容注入水情况下，保证轴的密封性能。

5、主管道

EPR主管道材质采用奥氏体超低碳不锈钢;主管道为Z2CN19.10型，主管道尺寸为Φ780×76mm;波动管为Z2CND18.12型，波动管尺寸为Φ325.5×35mm。管道的焊接工艺实施了重大改进，使用轨道窄间隙TIG焊接技术得到均匀的圆周焊缝。使用自动TIG机焊接，大大减少了焊接金属体积并提高了焊接质量。奥氏体与铁素体部件之间的双金属焊通过因科镍52直接自动焊接进行。辅助及仪表管线通过接管、支管及管接头与主管道连接。大的接管与主管道采用整体锻制，小的接管焊在主管道上，化容系统的接管与主管道采用整体锻造，目的在于提高抗热疲劳能力。

第三篇：加强核安全监管 确保核电安全发展

第七次全国环保大会和随后召开的第四次全国核与辐射安全监管工作会议，都对核安全提出了更高的要求。我们必须深刻领会会议精神，充分认识发展核电是中国社会经济发展的迫切需要，充分认识确保核安全是核电发展的先决条件，充分认识高标准严要求是核电发展的本质属性，充分认识严格有效的监管是核安全的重要保障，确保核电安全发展。

一、统一思想，充分认识发展核电是社会经济发展的需要

世界发达国家核能平均占能源总供给的比例在20%左右，法国则达到78%，日本为26%。对于我国这样一个人口众多的国家，核电也将成为保障我国能源安全的必然选择。

预计到2020年，全国电力装机总容量将超过12亿千瓦。如果采用化石能源，仅发电一项大约每年需消耗超过30亿吨标准煤。核电经过几十年的发展，技术已经成熟，且具有单机容量大、燃料消耗少、占地面积小等特点，成为可以大规模开发利用的能源。

同时，发展核电也是环境保护和应对气候变化的必然选择。在我国现阶段电力构成中，煤电约占80%的份额。计算表明，一座百万千瓦级的燃煤电厂，年消耗煤240万吨，排放二氧化碳588万吨、二氧化硫4.4万吨、氮氧化物2.2万吨。

日本福岛核事故发生后，世界各国发展核能的信心普遍受到了冲击，但除个别国家政府因其政治需要宣布放弃核电外，都宣布要继续大力发展核电。50多年来，我国形成了发展核电的工业基础，积累了丰富的核电建设、运行经验，切不可因噎废食而放弃发展核电。

二、提高认识，充分认识确保安全是核电发展的先决条件

从福岛核事故可以充分看到核事故具有以下特点:一是公众对核事故的极度敏感性，二是核事故影响的广泛性，三是核事故后果的难以恢复性，四是核事故处理的艰巨性。

正因核事故具有以上特点，任何核事故都会引发公众的不满、社会的动荡，可能导致意想不到的后果。核安全关乎公众利益、关乎社会稳定、关乎政权安危、关乎国家未来。因此，防止核事故，确保核安全是发展核电的先决条件。

我国政府历来高度重视核安全，在核电发展之初，就确定了“安全第一，质量第一”的方针，建立了较为完善的核安全法规体系，采用与国际接轨的核电标准，实施中央政府直接、独立的核安全监管。几十年来，我国核电一直处于安全状态，未发生过核事故。

日本福岛核事故发生后，国务院迅速研究部署，对核电厂开展了核安全综合检查。结果表明，我国核电厂的安全是有保障的。但我们一定要保持清醒的头脑和高度的警惕，容不得半点的麻痹和松懈，必须切实提高对核安全极端重要性的认识，对核安全要怀有敬畏心理，坚持并发展“认真、严谨、质疑、保守”的核安全文化。

三、遵循规律，高标准严要求是核电发展的本质属性

正如周生贤部长强调的那样:“按规律办事，核就是绵羊，可以为我所用;不按规律办事，它就是出笼猛虎，必然会伤人。”

“核安全没有初级阶段”，高标准、严要求是核电发展的本质属性。高标准就是要求在核电厂设计中贯彻纵深防御的原则，将任何可能发生的事件作为设防的基准，在设计中充信息来源环保英才网：

分考虑，采取多样性、冗余性的设计和配置，确保对发生的任何问题都有预防的手段。

高标准就是要求核电厂使用的设备具有高质量和高可靠性，能够按照设计要求投入运行，在事故情况下能够包容或缓解事故的后果。

高标准就是要求在核电厂建造的过程中严格执行质量保证的各项规定，所有建造的物项都能够满足设计要求，任何问题和隐患都能被及早发现和处理。

高标准还体现在核电厂运行的全过程，管理上有系统的、完善的制度程序体系，所有运行人员受到严格的培训考核、具有很高的核安全文化素养和熟练的核电厂运行技能。

李干杰副部长要求，在整个核行业中要“倡导一种文化、贯彻一项方针、遵循五条原则、坚持四个从严、强化五种能力”，这些要求有机组成了一个整体，是核安全监管工作的行动指南。

四、强化监管，有效监管是核安全重要保障

今后一个时期，核电安全监管的主要任务就是要以第七次全国环保大会精神为指导，按照“严之又严、慎之又慎、细之又细、实之又实”的总要求，加强核电厂安全监管，确保我国的核安全。

一要严格按照核电厂综合安全检查的整改要求，督促各核电厂认真落实整改措施，持续提高核电厂安全水平。虽然综合检查结果表明，我国核电厂的安全是有保障的，但检查中也发现一些核电厂仍然存在薄弱环节，必须实施整改。

二要坚持“审评从严”的方针，对所有核电厂的选址、设计、建造、运行进行严格的审查。要通过核安全审评，进一步提升核电厂设计的安全水平。

三要实施严格的现场核安全监督检查，确保核电厂运行和建造处于受控状态。把运行核电厂作为重点，加强监督力量，坚持实行24小时不间断的日常监督。对于建造核电厂，要强化对安装和调试工作的现场监督，严格控制点释放的检查。

四要全面提升核安全监管能力。要进一步完善核安全法规、标准，建立适应我国核电发展的高标准的技术审评方法体系，进一步推动监督检查大纲、监督检查程序的标准化，加强人才队伍的建设。

信息来源环保英才网：

第四篇：对中国核电安全发展的思考

化工知识

当前，中国核电发展总体形势良好，虽然存在一些安全风险，但不能因噎废食。

福岛核事故的发生，将核电安全推至舆论焦点，安全问题也成为核电发展关键。福岛核事故一周年之际，我国核电安全所面临的挑战有哪些?又需采取什么措施予以应对?国务院研究室综合司副司长范必提出了他的观点。

一、确保核电安全必须采用先进技术

从表面上看，福岛核事故的起因是九级特大地震引发的海啸，是不可抗力造成的。但国际原子能机构认为，任何事故都是可以避免的，关键是要采用先进技术与进行科学的管理。因此，对核事故原因分析，不应停留在自然灾害层面，而应当从核电站安全系统技术特点等方面进行深刻反思。

造成这次福岛核事故，有企业应急措施迟缓、政府监管和反应不力等原因，但从根本上看，能动型安全系统失灵是主因。按照核电站的运行规则，出现事故后首先要实现停堆，然后将堆芯余热导出，这是确保核电站安全最关键的一步。如不能及时导出余热，就会发生堆芯熔化，严重的会引发爆炸、泄漏。在解决余热导出问题上，有两种技术路线，一种是能动型安全系统，一种是非能动型安全系统。能动型系统主要依靠外部电网或备用电源驱动，一旦全厂失电，冷却系统即告失效;非能动系统不依赖电源，而是依靠重力、对流、蒸发、凝结等物质固有的自然规律来带出余热。福岛核电站使用的是能动型余热导出系统，地震后反应堆实现了自动停堆，并利用柴油机驱动冷却系统工作。然而一小时后，海啸摧毁了柴油发电系统，导致其后一系列严重事故。

上世纪六七十年代全球开发的核电站，包括压水堆、沸水堆、重水堆、石墨堆等，使用的都是能动型安全系统，这些电站占世界在役核电站的绝大部分。核电界早已认识到，“能动型”安全系统在失去电源时存在“不能动”的隐患，虽然出现的概率很低，但必须予以解决。前苏联切尔诺贝利和美国三哩岛事故后，美国和欧洲分别制定了核电用户要求文件(URD和EUR)，明确要求新建核电站堆芯熔化概率和大量放射性物质向环境释放的概率，要比原有核电机组降低两个数量级，以预防和缓解严重事故。符合这一标准的核电技术被称为三代核电技术。

经过长期探索，科学家对能动型安全系统作了很大改进，有的新建机型达到了三代标准，如法国的EPR。同时，科学家开发出了不依赖电力的“非能动”核电技术，极大地提高了核电站的固有安全性，成为第三代核电技术的重要发展趋势。目前，具有代表性的机型有美国西屋公司开发的非能动先进压水堆AP1000，以及GE与日立联合开发的经济简化型沸水堆ESBWR，俄罗斯开发的半非能动型压水堆等。中国在第三代核电招标中，经过多方比选，引进了AP1000机型。一旦发生事故，可以在72小时内无需电源和人工干预而自动冷却，遇到类似日本这次自然灾害能够避免发生重大核事故。同时在抵御恐怖主义、人为破坏核电站方面也有相当优势。这次事故表明，以非能动技术代替能动技术将是核电发展的主要方向，我国应当统一技术路线，坚持引进消化吸收AP1000技术，并自主开发新的机型。

一些人士担心，AP1000虽然安全理念先进，但最早也要在2013年建成发电，在首堆没有建成、其它国家没有运行经验的情况下，我国批量建设AP1000是否可行。经专家研究认为，这是完全可行的。因为AP1000的核蒸汽供应系统(除主泵外)都是基于二代的成熟技术，AP1000与二代的差别主要是安全系统。AP1000的非能动安全系统已在美国经过严格的台架实验验证，获得了美国核管会的审查批准，二代技术能动型安全系统也是采用同样的方法进行验证。所有的核电安全系统，不论是传统的能动型的还是新的非能动型，都无法进行事故实况下的破坏性试验。即便AP1000运行若干年，对验证非能动的安全系统也没有实质意义。国际上以往推出的新机型，都是在首堆建设的同时梯次推进、批量化建设。如法国的EPR，在芬兰首堆建设的同时，在法国、中国、美国、印度进行批量化建设。我国AP1000依托项目一次建设4台，事实上已开始批量化。目前，美国已有6台AP1000项目签订了EPC总包合同，14台正在申请建造许可证。随着主泵耐久性实验的完成，AP1000进行批量化建设时机已经成熟，条件完全具备。

二、我国核安全面临的挑战

经过长期努力，我国建立了符合国际标准、比较完善的核安全管理和核事故应急体系，核电建设和运行总体上保持了安全稳定。但是对安全问题仍然不能掉以轻心。近年来，我国核电呈快速发展态势。与日本相比，我国在役机组数量较少，但在建、拟建机组数量较多，安全质量控制压力持续加大，核电发展配套能力、核安全监管和应急体系亟待加强，长期安全隐患不容忽视。

第一，采用能动安全系统的二代核电机组上得过多。在这一轮核电发展中，从2005年至今，国家已核准核电机组34台，装机容量3702万千瓦，其中28台是二代机型。另有16台机组已批准允许开展前期工作，其中12台是二代机型。其它上报国家能源局待批项目也大部分采用这类机型。这些二代机组经过改造，与大亚湾最早使用的原型堆M310相比，安全性有所提高，但仍无法解决全厂失电后会出现的严重安全事故。这些机组开工时间晚，运营周期可长达40—60年。如果在2020年建成，要到2060—2080年才能退役。在这期间，不仅二代核电已经被淘汰，三代核电技术也会逐渐落后，第四代具有固有安全性的核电技术将成为主流，甚至第五代可控核聚变核电技术也可能投入使用。由于世界各国现役二代机组大都在未来20年左右退役，之后的40—50年中，我国将成为世界上核电安全风险最大的国家。

第二，核电安全状况与最先进的标准仍存在差距。今年3月16日，国务院第147次常务会议决定，要按照最先进的核电安全标准进行检查。这一标准应当是国家核安全局发布的《核动力厂安全设计规定》(简称HAF102)以及相关的19个导则。该标准与国际原子能机构和欧美现行的核电安全标准同步。对照HAF102，除已开工建设的4台AP1000和2台EPR机组外，其它所有的核电机组均不同程度地存在差距。在正常条件下，大部分机组能够实现安全运行，但需要持续加强监督管理，区别不同情况进行处理。

第三，核电研发、制造、建设和监管力量跟不上。由于近年核电发展较快，容易造成安全隐患。主要是，有限的核电研发设计分散，影响了先进安全技术的标准化和推广应用。既使是二代加机组，也存在技术标准不统一，产品质量不稳定的问题。一些工程建设和装备制造企业安全意识不够强，质量保证体系不健全，重大质量问题时有发生。高端人才和专业人才不断稀释，有经验的技术和管理人才陆续退休，新人成长需要较长时间。乏燃料后处理能力薄弱，把过多的乏燃料储存在核电站，会面临福岛第一电厂4号机组乏燃料池放射性泄漏的潜在风险。尤其是核安全监管能力严重滞后，国家核安全局和国防科工局从事安全监管的人员数量不足，监管人员待遇远低于核电站工作人员，增加了吸引人才、稳定队伍的难度。

三、当前面临的紧迫任务

从核电发展历程看，每一次重大核事故都带来了核电技术的升级，日本福岛核事故也完全可以成为开发应用更安全、更先进核电的动力和契机。当前，中国核电发展总体形势良好，虽然存在一些安全隐患，但不能因噎废食，应当坚持“十二五”规划确定的“在确保安全的基础上高效发展核电”的方针，坚决贯彻落实国务院第147次常务会议决定精神，按照安全第

一、质量第一的原则，用最先进的标准对所有的核电设施进行安全评估，加强核电设计、建设、运营的全过程管理，消除一切隐患，确保万无一失。

第一，合理控制核电发展规模和节奏。经过这几年发展， 核电在建和核准项目规模已突破2006年制定的规划，核电企业争厂址、争项目的现象十分严重。各方面对2020年核电装机规模的预期普遍超过7800万千瓦，大多数核电业主和配套企业是按照装机1亿千瓦以上制定自身发展规划。即使在福岛核事故后，国务院常务会决定暂停核电审批的情况下，有的核电企业仍在策划继续大上二代项目，这种做法有违核电安全发展的方针。在目前国家编制核电安全规划与调整核电中长期规划中应当明确，核电发展中应当把安全放在第一位，而不是把规模、速度放在第一位。“十二五”期间应当集中力量建设已经核准和开展前期工作的项目，不再批准开展新的前期工作项目。“十三五”期间再视情况决定是否恢复审批，防止过多过快上马核电机组带来长期安全风险。

第二，用最先进的标准对核电站进行安全审查。我国核电最先进的标准应当是《核动力厂安全设计规定》(HAF102)及相关19个导则，这一标准与国际上最先进的标准是一致的。对核电安全的评估，除了运营安全和建设安全外，更重要的是对核电站的设计进行对标审查，这样才能从根本上摸清核安全家底。对于存在严重隐患的核设施，应当立即停建或关闭;存在一定隐患，可以改进的核设施，要限期整改。此外，应对在役、在建、拟建核电站厂址发生极端灾害事件的概率进行评估，提出应对措施。

第三，适时调整未建成核电项目的机型。为了从整体上提高核电安全水平，应当对所有未开工的核电项目进行一次评估。只要条件允许就要坚决改用AP1000机组，这类机组估计有十多台。今后新开厂址和现有厂址的后续项目，均应采用非能动安全AP1000系列机组。同时，加强大型先进压水堆重大专项研发和示范工程建设力度，尽快批准CAP1400开展前期工作。

第四，强化核电配套能力建设与核安全监管。统筹考虑核电发展规划与人才、燃料、制造等方面的关系，促进核电装机与相关产业的协调发展。充实国家核安全局力量，使其成为具有权威性的监管机构。加快核电应急管理体系建设，核事故应急系统与核电日常管理工作应当在机构和人员上统一起来。定期开展应急演练，确保所有应急对策与措施始终处于有效状态。总结这次事件中日本的经验教训，结合我国实际情况，修订完善《国家核应急预案》。

知不足者勇，知不足乃安全管理工作之大幸。

安全管理要知不足，既是一种自律，又是一种自觉。安全管理工作切忌自我感觉良好，不能孤芳自赏、自以为是，更不能盲目乐观。抓好日常安全管理工作的关键是要树立居安思危的管理理念，对存在的问题要看得清、敢面对，还要改得了、能战胜。 为此，各级管理者必须把安全管理责任举过头顶，把搞好安全的困难踩在脚下，把本质安全之心装在心中，时刻牢记安全管理工作只有起点没有终点的客观规律。

古人云：“志之难也，不在胜人，在自胜也。” 安全管理知不足就是：以安全先进单位为镜，照差距;以各类隐患为例，看不足;以事故教训为依据，查过错。安全管理工作不怕有过错、有不足，就怕错过了知错、纠错，知不足、改不足的机会。

Domain: 3M电子氟化液 More:sfhbsaw 安全管理知不足，才会不断完善管理措施、调整工作节奏、把握操控能力，逐渐形成安全管理工作全方位、多角度的良性互动和科学对标，最终实现安全管理工作的自我管理和自主管理，确保单位和个人的本质安全。

一种果实长在田园，它的期待是收获;一种果实画在纸上，它的期待是赞许;一种果实长在心田，它的期待是种子。安全管理工作最需要的就是有一颗健康和谐的“本质安全之心”，把“本质安全之心”的种子植入到每一名干部员工的心里，我们的安全管理工作才能结出丰硕的安全果实。

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为此，各级管理者必须把安全管理责任举过头顶，把搞好安全的困难踩在脚下，把本质安全之心装在心中，时刻牢记安全管理工作只有起点没有终点的客观规律。

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一种果实长在田园，它的期待是收获;一种果实画在纸上，它的期待是赞许;一种果实长在心田，它的期待是种子。安全管理工作最需要的就是有一颗健康和谐的“本质安全之心”，把“本质安全之心”的种子植入到每一名干部员工的心里，我们的安全管理工作才能结出丰硕的安全果实。

知不足者勇，知不足乃安全管理工作之大幸。

安全管理要知不足，既是一种自律，又是一种自觉。安全管理工作切忌自我感觉良好，不能孤芳自赏、自以为是，更不能盲目乐观。抓好日常安全管理工作的关键是要树立居安思危的管理理念，对存在的问题要看得清、敢面对，还要改得了、能战胜。

为此，各级管理者必须把安全管理责任举过头顶，把搞好安全的困难踩在脚下，把本质安全之心装在心中，时刻牢记安全管理工作只有起点没有终点的客观规律。

古人云：“志之难也，不在胜人，在自胜也。” 安全管理知不足就是：以安全先进单位为镜，照差距;以各类隐患为例，看不足;以事故教训为依据，查过错。安全管理工作不怕有过错、有不足，就怕错过了知错、纠错，知不足、改不足的机会。

安全管理知不足，才会不断完善管理措施、调整工作节奏、把握操控能力，逐渐形成安全管理工作全方位、多角度的良性互动和科学对标，最终实现安全管理工作的自我管理和自主管理，确保单位和个人的本质安全。

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第五篇：从日本危机看中国核电安全

从日本危机看中国核电安全(东方网)

日本福岛第一核电站3月14日上午3号反应堆机组发生了氢气爆炸，福岛核电事故已再次引发公众对核电安全性问题的讨论，如何在确保核设施安全性与满足能源需求之间取得平衡，是中国核电大发展过程中需要谨慎考虑的问题。

综合媒体3月14日报道，相比地震和海啸造成的重大伤亡，日本福岛第一核电站事故造成的少量伤亡吸引了全球密切的关注，它更能触及公众意识深处的恐惧。3月14日上午3号反应堆机组发生了和1号反应堆类似的氢气爆炸，外围建筑被摧毁，而美军直升机在距离核电站100多公里处发现了放射性物质，这令紧急事态进一步升级。

据英国《金融时报》3月14日报道，这种情况以前也出现过。至少有过一次不太引人关注的“彩排”。2007年7月，一场当时听来已属骇人的里氏6.8级地震袭击了距日本北部新泻县不远的超大型柏崎刈羽核电站(Kashiwazaki-Kariwa)。随后爆出消息，这座规模位于全球前列的核电站，设计的抗震级别却远远低于那次地震的震级。其中一座反应堆所受到的震动，竟然超过其抗震能力近2.5倍。

可以说自切尔诺贝利核电站事故以来，全球核电行业的安全记录还算不错。这在一定程度上是由于更好的设计和监测。在这方面取得改进的同时，各方对气候变化的担忧日益加剧，这两个因素结合起来，已促使西方各国政府再次考虑建造核电站。在实现能源安全的渴求推动下，发展中国家正在快速发展核电。

3月12日，中国环境保护部副部长张力军率先表态，日本因地震发生的核泄漏事件不会改变中国发展核电的决心和安排。3月13日，国家发展改革委副主任、国家能源局局长刘铁男称，核电安全事关重大，有关方面一定要认真分析和总结日本核电事故经验教训，确保中国核电事业安全发展。上述两位官员的公开表态均表明，中国发展核电的总体安排预计不会改变，但福岛核电事故已再次引发公众对核电安全性问题的讨论。

核事故不会去理会什么国界。日本也远不是利用核技术的唯一地震高发国家。我们生活在一个有核世界。我们必须确保核设施安全运转，无论它们建在何处。作为日本历史上的首例重大核电事故，这对正在大规模建设核电站的中国有哪些启示?中国核电站的安全是否有保障?让我们抽丝剥茧，从日本危机看中国核电安全。

对于核电站受损会产生何种影响，现在评估还为时过早，但此次福岛核电站事故注定将是现代史上第三起重大核电站事故。前两起事故分别是：1979年，美国三里岛(Three Mile Island)核电站反应堆熔毁事故;1986年，前苏联切尔诺贝利(Chernobyl)核电站爆炸事故。这两起事故都导致了人们对核电的支持率大幅下滑。

自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等，但用的最广泛的是压水反应堆。而建于上世纪70年代的福岛核电站，10台机组采用美国引进的BWR沸水堆技术。

福岛核电站位于东京北部的福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组。本次发生主要事故的1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行;3号机组1976年3月投入运营。

由于建设期较早，其配套设施的抗震能力偏低，为事故发生埋下隐患。 福岛第一核电站之所以出现核泄漏，原因在于“堆芯熔化”。主要问题是，部分反应堆的应急柴油发电机无法正常启动，影响了冷却水循环，致使堆内余热无法正常排出，存在温度过高可致放射性物质泄漏甚至熔堆爆炸的危险。之所以会有冷却水循环问题，与其沸水堆的技术设计有关。沸水堆技术拥有一个回路，一旦冷却水循环不奏效，其必须要通过降压、使用海水冷却、其他水冷却等外部冷却方法才行。也就是说，沸水堆在不发电的时候，其燃料仍然在裂变，这将会加剧核物质的释放。

截至1996年底为止，全世界已运行的沸水堆有94座，总功率78285MW，占全世界已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%，仅次于压水堆。沸水堆最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，最重要的是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，汽轮机会受到放射性的沾污，而且只有一个回路。

日本作为一个资源匮乏的国家，对于在这个危险的世界丧失关键能源供给充满了恐惧，这种恐惧几近病态，但又并非完全缺乏理性。目前日报三分之一的电力需求依赖核电，此次事故让日本政府放弃核电的可能性，可以说是微乎其微。不过日本可以重新思考需要什么样的核工业。

福岛第一核电站已经运行了40年，整座电站未来非常有可能被停用。如果日本必须拥有核反应堆，就必须建造现代化的反应堆，能够经受住的地震级别要远远超过几十年前过度乐观的规划者的设想。后备发电机组，以及核电站的其他“周边”设施几乎与核心反应堆本身同样重要，应该相应地进行建造或重建。

而截至2010年10月已经并网的中国大陆核电项目共计8个，13台机组，分别是秦山一期、二期和三期，大亚湾、岭澳一期和二期，田湾和秦山二期扩建项目，总额定功率为1083万千瓦，技术类型分为CNP300、M

310、CPR1000等等。除了秦山三期核电站是“重水堆”方向之外，在建只有山东荣成的是高温气冷堆，其他核电站都是压水堆。2010年5月23日发生轻微泄漏的大亚湾核电站机组采用就是压水堆(当时一根燃料棒包壳出现微小裂纹，其影响仅限于封闭的核反应堆一回路系统中，放射性物质未进入到环境，未对环境造成影响和损害)。

中国目前主流“二代加”技术的CNP1000(中广核主导)和CPR1000(中核主导)压水堆均有两套回路系统，一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。其冷却的循环回路是与正常反应回路分开的，只要冷却回路没有问题，仍可以将整个反应堆冷却下来，以防止其热量上升，造成堆芯熔化、放射性物质泄漏的问题。此外，中国的一系列新机组在安全方面也有多重保护。比如

CNP1000有反应堆压力容器顶盖排放系统、稳定器卸压系统、堆坑淹没系统、安全壳内氢气控制系统等等，可应对严重的安全事故。

据全国政协委员、中国电力投资集团公司总经理陆启洲介绍，中国在建核电站采用“非能动”安全系统的第三代核电技术，比福岛核电站的二代技术更安全，不存在启用备用电源带动冷却水循环散热的问题。据了解，早在2007年，国家核电技术公司挂牌成立，代表国家正式受让第三代先进核电技术，实施相关工程设计和项目管理。

所谓“三代”技术，是指美国西屋公司开发的AP1000核电技术以及法国阿海珐公司开发的EPR核电技术。陆启洲介绍说，日本受影响核电站采用的是二代核电技术，最大问题就在于遇紧急情况停堆后，须启用备用电源带动冷却水循环散热。中国正在沿海建设并将向内陆推广的第三代AP1000核电技术则不存在这个问题，因其采用“非能动”安全系统，就是在反应堆上方顶着多个千吨级水箱，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电机，仅利用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统，巧妙地冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热，并对安全壳外部实施喷淋，从而恢复核电站的安全状态。“AP1000的压水堆技术，相比福岛第一核电站的沸水堆技术，更加安全一些。”一位从事核电站建设的工程师表示，“不会出现堆芯熔化。”

根据《国家核电中长期发展规划(2005-2020)》，到2020年中国核电运行装机容量将达到4000万千瓦，占全部发电装机容量的4%，核电年发电量达到2600～2800亿千瓦时。包括红沿河、宁德、阳江、广西防城港以及田湾

5、6号机组，岭澳二期2号机等项目将采用“二代加”核电技术;广东台山核电站将采用法国阿海珐公司提供的EPR技术;浙江三门、山东海阳将采用AP1000技术。未来，中国核电将出现AP1000、法国EPR、中国自主研发的“二代加”等三类技术并存的情况。

但是我们仍然担心的是本次事件会产生心理层面影响-在众媒体的聚焦下，对核安全的担忧将被放大，或将最终影响国家核电规划目标的制定：从历史上看，大级别的核电事故都会引起对核电安全的社会性忧虑。

据《21世纪经济报道》称，在此次事故发生前4个月，也就是2010年10月22日，英国、法国、芬兰的核安全局在各自对法国阿海珐第三代核电技术EPR反应堆进行评估之后，非常罕见地发表联合声明，指出EPR反应堆的仪控系统在确保安全系统的充分性，以及安全系统与控制系统的独立性方面存在问题;阿海珐最初提交的EPR设计不符合独立性原则，其控制系统与安全系统之间有高度的复杂串联，二者则有可能同时失效。

尤其牵动中国神经的是，中国正在建设的广东台山核电站正是采用了阿海珐公司的该技术。更为重要的是，中国是目前世界上在建核电规模最大的国家。而第一个采用EPR核电技术建造的芬兰奥尔基洛托3项目，由于种种原因，项目工期一拖再拖，已比原定完工日期晚了257天，可能于2012年6月完工，这将比原定完工日期整整推迟三年多。

EPR是第三代核电技术的一种。第三代核电技术较第二代更安全、更经济。但是到目前为止，世界上还没有一座第三代核电站正式投入商业运行，第三代EPR技术实际上还处于工程实践阶段。阿海珐EPR仪控系统在欧洲出现的问题牵动着中国核电的神经。一位专家称，“仪控系统独立性不够，可能导致产生共模故障，核电站就有可能失控。但是很难断定一定会出现什么样的问题。”

该专家进一步指出，“对于非常重要的安全问题，现在人们已经考虑得比较充分，不会出现。但是几次大的故障，如美国三里岛、乌克兰切尔诺贝利，都是人们意想不到的、极端的、概率很低的事件所引起的大事故。”

1986年的切尔诺贝利核电事故，已经造成欧洲核电业近20年的停滞，美国甚至在三里河核电事故后30年几乎没有建造过新核电站。

“安全性”成为笼罩在核电产业头上的最大的阴影。如何在确保核设施安全性与满足能源需求之间取得平衡，是中国核电大发展过程中需要谨慎考虑的问题。

国家能源局发布数据显示，截至2009年底，中国在建核电机组20台，在建规模2192万千瓦，是世界上在建核电规模最大的国家。根据国家核电发展规划，到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万千瓦。但是，之后“中国即将提高核电比例至5%(7000万千瓦)”，“中国或将再次提高核电目标至8600万千瓦”的消息不绝于耳。目前中国正处于核电规划的制定期，本次福岛泄漏事件很有可能在心理层面影响最终核电规划的目标。不能排除在担忧情绪膨胀的情况下，短期内会对核电装机目标采取更为保守的规划。当前中国的核电发电量，仅占全部发电量的2%;日本这几年略有下降，但仍保持在四分之一左右。即使与14%的世界平均水平相比，差距也很大。目前，中国核电发展存在隐患——一些核电站在保养和维护方面，存在操作不规范的地方;而与外方的技术合作，在个别项目上也出现了衔接不好的情况。国家要为核电发展留有余地，能让监管者或者经营者、建设者，有疲于奔命的的感觉。要做好核电安全的科学普及，以及信息公开工作。此外，核电站的退役，也是一个必须从规划之初就必须严肃考虑的问题。

2011年3月19日星期六