核电站安全管理

关键词： 核电站 特种设备 起重机械 电梯

核电站安全管理（精选十篇）

核电站安全管理 篇1

核电站企业内部特种设备数量多、分布广, 涉及生产、生活诸方面。主要包括锅炉、压力容器、压力管道、电梯、起重机械、场 (厂) 内机动车辆等。

做好特种设备安全管理工作, 意义十分重大。对于核电企业, 更是需切实树立“安全第一”的观念, 进一步提高对安全生产和防范特种设备安全事故工作重要性的认识, 强化特种设备安全管理。

一、核电站特种设备安全监督管理工作的特点和存在的主要问题

核电站特种设备安全监督管理工作具有特殊性:

1) 由于核电站特种设备事故有可能连带导致核安全事故, 一旦发生, 影响面很广, 因此, 要求对特种设备的监督管理更加严格。

2) 以核电站核岛厂房环吊为典型代表的特种设备同时具备两种“身份”:一是特种设备, 二是核设施, 其安全监督与管理的重要性是叠加的。

虽然核电站特种设备的监督管理具有上述特殊性, 但是核电站特种设备安全监督管理工作也面临一些问题:

《特种设备安全监督管理条例》 (国务院549号令, 2009年5月) 中已明确:“……核设施…使用的特种设备的安全监察不适用本条例”。

首先, 这一规定所带来的最直接的问题是:核电站“核设施”内特种设备的安全监督管理没有国家相关特种设备行政监管部门的参与, 这在安全监督管理上缺少了一个重要环节。

此外, 条例中没有给“核设施”一个明确的定义, 也没有给出一个“核设施”所包含的具体范围, 这就造成了各地区、各省市有关行政监管部门依照此条例执行监察时对核电站内部特种设备的分类理解不一致。一个实例:某核电站在办理特种设备A的注册登记工作中, 特种设备的生产厂家省份认为特种设备A是核设施不用注册登记, 进而不给出具相关资料, 而特种设备A的使用单位所在省份又认为其属于非核设施的特种设备, 需要登记取证。

就以上所述的相关法规规定中的模糊与空白, 以及有关行政监管部门对法律理解上的分歧, 很可能导致核电站的特种设备管理面临“两不管”的真空地带, 进而影响到核电站的建设进程和特种设备的安全监管。

二、核电站特种设备安全监督管理的手段和措施

AP1000核电站采用的是国际先进的核电技术 (在福岛核电事故后, 该技术是核电发展的主流) , 大大提高了电站的安全性。因此, 为了迎合核电站先进的技术, 实现核电站的总体安全, 在如何加强核电站特种设备安全监督管理工作上可谓更显重要。同时, 中国的核电事业发展迅速, 核电站特种设备的数量也将同步速增, 国家相关的法律法规有必要做一些改进, 例如:可以将“核设施”使用的特种设备列入《特种设备安全监督管理条例》的监察范围, 或者在条例和其他相关法律法规中给出“核设施”的明确定义和其包括的具体范围 (例如:对于核电站来说, 可以将核岛定义为核设施, 常规岛、电站辅助设施和员工办公生活区定义为非核设施) , 准确指导相关特种设备行政监管部门开展监察工作。

针对上述特点和问题, 在当前外部行政监管较弱的情况下, 核电站自身必须采取一些措施来抓好特种设备安全监督管理工作, 防止特种设备安全事故发生。下面是针对目前行政监管部门监管范围以外的特种设备所采取的主要管理措施:

(一) 加强特种设备选型管理

在满足使用需求的前提下, 特种设备选型尽量选择成熟的技术和标准化、系列化的产品, 杜绝根据某供应商的厂标来选择规格、型号, 以减低运行管理风险和维护保养成本。

(二) 加强特种设备采购、验收管理

确保特种设备以及配套的设施 (如, 索具、吊具等) 在采购、使用过程中必须符合安全技术规范要求。

采购的特种设备到场交付安装承包单位安装前, 采购部门检查确认特种设备及随设备出厂文件资料的交付情况, 并建立文件移交记录。

(三) 加强特种设备安装、改造、维修过程安全监督管理

特种设备在安装、改造、维修前, 实施单位向施工管理部门和安全管理部门进行告知, 落实被告知方提出的意见和要求, 并获得许可后方可进行施工。施工管理部门在安装工作前实施开工前的监督检查。

施工管理部门在许可特种设备施工前, 必须组织审核与施工安全相关的施工方案。

特种设备安装、改造、重大维修过程中, 施工管理部门对施工作业现场安全生产和文明施工情况实施管理和监督检查, 协调和处理特种设备安装工作中的安全技术问题。

专业的技术管理部门参与特种设备验收活动。

(四) 首次投运前委托检验, 检验合格内部使用许可

鉴于目前核电站生产类特种设备无外部行政监管部门监管的状态, 核电站企业内部采取一定的措施, 确保核电站特种设备监督管理工作有章可循, 确保核电站特种设备安装、运行、维修等安全。

1) 针对生产子项内电梯、起重机械、辅助锅炉, 安装后委托第三方检验, 对检验合格的设备, 由核电站企业内部注册并签发“特种设备安全监督登记证”。

2) 针对生产子项内压力容器和压力管道, 严格按照相关法规、规程和安全技术规范等文件要求实施试验、检验。

(五) 开展定期委托检验工作

要想验证特种设备投入使用后其安全可靠性, 光靠核电站内部是很难实现的, 因为核电站内部没有与所从事的检验检测工作相适应的检验检测人员、检验检测的仪器/设备以及检验检测的相关制度等。因此, 采取定期委托检验的方式, 邀请有资质的特种设备检验检测机构对特种设备进行定期检验是目前核电站在验证特种设备安全性能、找出特种设备所存在专业性问题和隐患的最佳方式。

(六) 加强特种设备全面安全监督管理

核电站内部建立严格可行的监督检查制度并认真落实, 设立独立的监察部门。

三、结语

电站电站安全生产目标管理 篇2

为进一步加强电站管理，增强工作责任，提高工作效率，严格规范执行各项管理制度，确保安全生产，提高经济效益，经研究董事会与电站签订安全生产目标管理如下：

一、责任期限：2009年1月9日～2009年12月31日

二、责任双方：

责任方：李桂阳

考核方：涌宝镇人民政府

三、责任内容：

（一）坚持政治学习制度，完成董事会要求的各项政治学习教育任务。领导班子团结协作，干群关系密切，职工爱岗敬业，队伍稳定，单位及个人无违法违纪行为发生。

（二）根据董事会下达的年度发电量指标，按丰枯季节分月下达到班值，并对各值完成的发电指标情况作为当月和年度奖金考核依据。

（三）制订、完善安全生产制度和考核措施，责任必须明确到班组、到人，考核工作要及时、严格，安全月、日检查要有计划和记录，对发生的安全事故及造成的经济损失要及时查处，并按有关规定严格执行。

（四）加强设备管理，明确主、辅设备责任到人、管理到位，确保主、辅设备完好。检查、维修有月计划和日记录，对设-1-

备事故要及时分清客观、主观原因，及时处理到位，1000元以上的经济损失和重大事故要及时上报。

（五）抓好科学调度及防汛保安工作，严格掌握水情变化和发电出力变化情况，按照本站规定加强与凤亭河水库管理处调度室联系搞好调度配合工作，确保最佳机组运行水头，如工作失职造成不良影响，正副值长及有关责任运行人员各罚款100元。

（六）安规、技术培训、考试考核，每年各不少于二次，岗位实际技能考核不少于一次，每次要有记录,考核要严格。每少一次，厂长和分管副厂长每人每次罚款100元。

（七）根据站里下达的年度生产任务及设备检修工作，厂部必须按月落实到班组，保质保量按时完成。

（八）严格把好器材物资的采购和使用关，严禁浪费，杜绝流失。违者按站有关规定进行处罚。

（九）电厂厂房为禁烟区，凡发现抽烟者每次罚款100元。如发现值班场地烟蒂或纸屑，当班值每人每次罚款20元。

（十）抓好全厂责任范围内的设备、场地卫生工作，加强全厂职工的职业道德和文明卫生教育，严格执行卫生考核措施，注重电厂文明形象。

（十一）抓好防汛保安及值班工作、抗洪抢险工作，抓好“四防”工作（防火、防盗、防破坏、防治安灾害事故），坚决杜绝各类安全事故的发生。

（十二）积极配合工会抓好计划生育工作的落实，加强计划生育的宣传教育，坚决杜绝违法生育的人和事。

（十三）加强设备管理，及时组织抢修工作，保证设备正常运行状态。

四、考核与奖惩

（一）本责任状由南宁市南晓二级水电站工作目标管理考核领导小组负责监督实施并考核，年度考核所得分作为年终奖励的依据。

（二）本责任状一式两份，考核方和责任方各执一份。考核方：涌宝镇人民政府

责任人：李桂阳（签名）

责任方： 石龙电站

核电站环境影响与安全 篇3

关键词核电站;核事故;核安全;核辐射

中图分类号TM623文献标识码A文章编号1673-9671-(2010)062-0193-01

核能是一种经济的能源。来自欧盟的报告显示,欧洲通过比较各种燃料循环的外部成本得出的结论是:燃煤和燃油发电,相关的外部成本5美分左右,天然气约1美分,核电的平均成本在0.35美分左右。我国第一座自己研究、设计和建造的核电站是秦山核电站,该电站于1984年破土动工,1991年12月15日并网发电,从那时起走到今年,我国投入运行的核电装机只有908万千瓦,即未来十年的核电装机量将比现阶段总量大的多。

核电站大体可分为相对独立的两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛,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,在蒸汽发生器通过热交换使二回路内产生蒸汽,蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。这就是世界上最普及的压水反应堆核电站的工作原理。

从第一座反应堆运行至今出现过三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故两次重大核事故。1986年4月26日,前苏联切尔诺贝利核电站研究人员在做一次安全实验时,切断了反应堆所有的安全措施,却又要启动反应堆,这个实验方案严重违反了安全规程,制订的计划又极不认真,极不负责。这个试验造成第四号反应堆大厅起火,并发生化学爆炸,反应堆厂房顶盖被炸掀,放射性物质随着蒸汽和烟云进入大气,造成了对周围环境的严重污染。事故当时有2人被炸死,1人死于心脏病,救火中有29人受辐射损伤,其中28人因患急性放射性病致死。事故后周围30公里范围内撤离了21万居民。这是一次严重的责任事故,而且前苏联开发的这种石墨水冷堆具有较大的缺陷,它有一段正温度系数的正反馈工作区。在该工作区时温度增加后核反应会加剧而不是减慢,这在反应堆的设计上是不能允许的。另外,切尔诺贝利核电站没有绝大多数核电站具有的安全壳,这也使该事故危害加大。

三哩岛和切尔诺贝利核电站事故,促使有核电站运行的所有国家重新仔细检查了核电站的基本安全特性。通过经验教训分析反馈,促进了更先进的反应堆的研究与开发工作,以提高核反应堆的安全性和可靠性。这两次事故也促进了正在运行的核电站安全可靠性的提高。核电其实是一种安全性能好的能源,采取了各种安全措施,并且正确的选择核反应堆的堆型,就可以做到核电站发生事故的机率为4×10-6/堆·年,即100个核电站运行2500年,才有可能发生一次堆芯熔化的事故。而且随着时代的发展和科技的进步,人们还可以进一步地减小这一机率。即使发生了堆芯熔化,在有安全壳的情况,也能将放射性物质阻止在安全壳之内,不让其逸散到外界去。因此核电站的安全确实是有保证的。

在核电厂设计中,也始终把安全放在第一位,在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,即使发生了最严重的自然灾害,反应堆也能安全停闭,不会对当地居民和自然环境造成危害。为确保核安全,核电站的设计遵循“纵深防御、多重保护和多样性的原则”的原则。例如,重要工艺参数和设备尺寸都留有充分裕度,具有相当大的安全系数。关键的控制系统和仪器仪表都同时有两套或两套以上,一旦一套发生故障,另一套立即自动投入运行。反应堆运行一旦出现异常,快速停堆系统立即起作用,安全棒快速降落,使反应停堆。一旦发生事故,一套完善的专设安全设施自动投入运行,从各方面限制事故的发展。

人们都知道核电站和原子弹用的都是铀燃料,所以在谈到核电站时,大家都会害怕它是不是会像原子弹一样发生爆炸。其实核燃料中铀-235的含量约为3%(例如2010年06月09日秦山第二核电站3#机组第一次装入核燃料,浓度为1.9%、2.6%、3.1%的燃料大约各占该次装入燃料的1/3),而核炸药中的铀-235含量高达90%以上,正像啤酒和白酒都含有酒精,白酒因酒精含量高可以点燃,而啤酒则因酒精含量低却不能点燃一样。原子弹同样是一项高技术产品,形成核爆炸有非常严格的条件。原子弹必须用高浓度的铀-235或钚-239作核装料,以一套精密复杂的系统引爆高能烈性炸药,利用爆炸力在瞬间精确地改变核装料的形状或位置,才能形成不可控的链式裂变反应,发生核爆炸。这种苛刻的条件,在核电站里是不可能有的。

在核电站的正常运行中,核燃料内虽然也在发生链式裂变反应,产生许多放射性裂变产物。但这些放射性物质会不会从核电站中跑出来。而且反应堆发生任何事故都不会让放射性物质释放到环境中去。这是因为核电站设有四道屏障,限制它们外泄。第一道是核燃料棒的材料UO2陶瓷块,它的熔点为2800℃,它的物理化学性质稳定不会和水产生放热反应。它能滞留98%以上的裂变产物。第二道是采用优质的锆合金包容核燃料和裂变产物,这种包壳具有良好的密封性和在运行条件下长期保持裂变产物的能力,极不容易破损。第三道是压力容器和整个一回路,因为都是循环密闭的,所以即使有放射性物质漏入也跑不出去。第四道是安全壳。反应堆、稳压罐、循环泵、蒸汽发生器都装在安全壳中。除了上述四道防御外,对每个核电厂均应制订应急计划。万一发生严重事故造成放射性大量外逸时,对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品,使放射性物质释放带来的损害减小到最小。有时也把它称为第五道防御。

人们都比较关心核电站的辐射对环境和人的影响,但火电的放射性是核电的50倍,只是大家不清楚而已。而且一座100万千瓦的煤电站每年至少排出24000吨CO2,360吨SO2,67吨NO2和3吨其他气体会引起呼吸道疾病,而且对电站附近的农作物生长有害,NO2和飞灰的危险也较大。核电既不排放CO2,也不排放SO2,对环境污染影响相对小很多。根据相对危害指数的分析计算,煤电站气体排放物对人们健康的危害比核电站大1880倍,燃油电站气体排放物对健康的危害比核电站大830倍。核电站产生的放射性液体在排放前经过衰变,处置除去放射性或者稀释到无害水平才允许排放到湖泊、河流或海洋中去。因此,核电工业的致癌因素是微不足道的。核电站排放物只会使长期的核电站工作人员的一生寿命缩短24秒,即使核电站比2000年总数增加100倍,也只会缩短30分钟。而每天抽一盒烟就会缩短寿命7年。

从整体上来看,核电是一种安全、清洁、环保、经济的能源,应在我国的电力供应结构中占有更大比例。当然,在核电的不断开发利用中要切实树立“安全是核电的生命线”的安全意识,又好又快又安全的推进我国核电事业不断前进。

参考文献

[1]苏林森,杨辉玉等.900MW压水堆核电站系统与设备.原子能出版社,2005,1.

[2]Mauel Acero,Nuclear Europe Worldscan,1995,49:11-12.

核电站安全问题探究 篇4

1.1 核电站安全概念

核电站安全是指为防御核电站可能产生的威胁与危险而设置的一系列安全防护工作, 这些安全性质的工作包括:核电站的选址工作, 核电站的设计, 建设和运行、核电站的退役工作, 等等。

1.2 核电站安全的重要性

核电站的发电是利用核反应堆进行的, 而核反应堆的使用, 势必会产生一些放射性物质的泄漏现象, 这样就会导致核电站的工作人员身体受到核辐射影响, 进而出现一些病变, 周边的居民也面临着这样的风险。除此之外, 当核反应堆使用完之后, 核材料的排放也是一项极为重要的工作, 如果排放不当就会造成核事故, 比如日本福岛核事故、三里岛以及切尔诺贝利事故, 当时8t多强辐射物质泄露, 导致事故后3个月内有31人死亡, 850万人民受到或多或少的辐射, 之后的15年之内又有68万人死于核辐射, 13.4万人还会遭受到各种程度的辐射疾病折磨, 这些事故都是核物质的泄漏导致的。除了会给身体健康带来危害之外, 还会导致环境受到核污染, 进而使整个自然界受到波及, 影响自然界的平衡运行。核电站安全隐患的出现, 最为危险的是引发核战争, 各国政府核武器的运用, 都会给世界和平带来诸多不良影响。

2 核电站安全工作

2.1 地址的选取工作

核电站地址的选取是重中之重的任务, 也是核电站建设的首项安全工作。在进行核电站地址的选取时, 首先要进行调查性质的工作, 对可能进行选址的地方进行实地考察, 还要进行地形以及周边环境的调研, 确保该地址符合核电站的建造。其次, 对这些选取的地址进行综合评价, 全方面考虑这些地址, 包括其发生地震的频率、地质状况、气候条件以及水源和人口密集度等。只有对各个方面的因素进行考量后, 才能够选出最为合适的地址进行核电站的建设。最后, 在进行核电站建设地址的选取时, 还应该考虑到建设设备的质量, 比如抗震能力以及受撞击程度等, 做好防御性措施。总之, 在核电站地址的选取上, 要充分考虑周边人员、环境, 以及所用设备的可靠性和完善性, 做好相应的应对措施。

2.2 核电站的设计工作

首先要遵照核电站安全设计准则, 其基本准则是“纵深防御”, 防御措施包括多级防御以及多道屏障的建设, 要求在设计时做好防御设施的建造, 在事故发生后也要有缓解与应急准备。除了防御以外, 还要考虑多道屏障, 即燃料芯块的选择、元件包壳的使用以及放射性保护区的建立等。除这些基本原则外, 在进行核电站的设计时, 还要遵照多重性原则、独立性原则、故障安全原则以及固有安全性设计原则等。遵照原则进行设计, 确保核电站在运行时能够安全停堆, 并且可以保持在安全状态。要能够保证可以排出余热, 将放射性物质包容在相应系统屏障内。

2.3 核电站的运行

核电站在运行时要遵循谨慎性原则。首先, 在选择核电站工作人员时, 应该谨慎地挑选员工, 采用具备核反应堆专业知识的人才, 确保其在工作时不会犯一些基本错误。除此之外, 还要对员工进行定期的安全性质宣传, 使每个在核电站工作的人员都可以有很强的安全防范意识。其次, 在核电站运行时, 还要按照技术法则进行, 即运行技术规范化。科学地使用技术法则, 才能够规范核电站工作时应该遵守的运行范围, 即核反应堆物理参数限值, 如水的体积、硼的浓度、压力、温度以及流量等。所有这些物理参数都是可以通过主控室的监测仪表和记录仪等监测装置进行监视的。除了各项物理参数的规范限制之外, 核电站在运行时, 还要规范性地使用各项核反应设备, 确保设备的正常运转, 并且还要按照设备的运行步骤来进行操作, 减少操作过程中出现的一些不必要的安全问题。最后, 还要做好每天的记录工作, 及时进行审核考察, 在较短的时间内发现问题, 进一步消除安全隐患, 避免核电站安全问题的出现。只有在核电站的运行过程中, 谨慎地开展各项工作, 才能够从根本上确保核电站的正常运转, 杜绝核泄漏以及核放射物质的出现。

2.4 核电站的退役工作

核电站的使用是有一定年限的, 因此, 核电站使用结束后的善后工作也是十分重要的任务。在核电站退役以后, 要将进行核反应堆的众多核物质以及核材料, 立即进行拆除, 存放一定时间后, 运出核电站, 进行外置, 将这些外置物暂时封闭到一个固定的地方, 进行及时的监测, 确保不会出现核泄漏。除此之外, 还要进行掩埋处理, 避免核物质材料的暴露。

3 结语

在解决核电站自身的安全问题后, 核电站的安全性就会得到较大的提升, 政府就可以较大限度地进行核电站工程的建造、增加核电站数量、提高核电站质量, 可以给人民提供更多的电量, 进而促进人民生活水平的提升, 工业生产过程也可以得到电力的支持, 最终促进工业水平的提升。而核电是一种可持续利用的资源, 可以减少我国资源浪费及环境污染现象, 可以进一步促进我国建设资源节约型、环境友好型社会, 具有重要的现实意义。

摘要：核电站的建造, 为人们的生活和企业生产解决了用电问题, 缓解了我国用电量大、可用电短缺的现象。但是对于核电站来说, 使用核反应堆来进行发电, 在很大程度上是存在风险的, 因此核电站的安全问题就成为人们日渐关注的话题。对于核电站的安全问题, 本文首先明确了什么是核电站安全, 以及核电站安全的重要性。其次, 深入分析了核电站安全工作包含的具体内容。最后, 结合近几年对核电站的使用以及研究, 阐述了如何做好核电站的安全工作。

关键词：核电站,核电站建设,安全问题

参考文献

[1]戴立操, 肖东生.核电站安全相关的组织因素分析[J].工业安全与环保, 2010, (07) :58-59, 68.

[2]周垚.我国核电站建设期间的安全管理措施[J].城市建筑, 2012, (13) :65.

资料：辐射防护与核电站安全（共） 篇5

2011年03月12日17:53威海环境网我要评论(32)

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辐射存在于整个宇宙空间。辐射防护是研究保护人类和其他生物种群免受或少受辐射危害的应用性学科。辐射分为电离辐射和非电离辐射两类。α射线、β射线、γ射线、X射线、质子和中子等属于电离辐射，而红外线、紫外线、微波和激光则属于非电离辐射。在核能领域，人们主要关心的是电离辐射可能产生的健康影响及其防护。通常将电离辐射简称为辐射或辐射照射。

人类有史以来一直受着天然电离辐射源的照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。事实上，辐射无处不在，食物、房屋、天空大地、山水草木乃至人们体内都存在着辐射照射。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射（约76.58％）和医疗（约20％），核电站产生的辐射剂量非常小（约0.25％）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。

核能应用领域的辐射照射来源于核能产生装置（如核电站）在运行过程中产生的各种放射性核素。由于煤中含有微量的放射性核素，燃煤电站在运行过程中也会向环境排放放射性物质。就辐射照射而言，我国煤电燃料链（从采矿到发电）对公众产生的辐射照射是同样功率的核电燃料链的50倍。

人们在对辐射产生健康危害的机理进行大量的理论和实验研究基础上，建立了有效的辐射防护体系，并不断加以发展和完善。目前，国际上普遍采用的辐射防护的三个原则是：实践的正当性，防护水平的最优化和个人剂量限值。实践的正当性要求任何伴有辐射的实践所带来的利益应当大于其可能产生的危害；防护水平的最优化是指在综合考虑社会和经济等因素之后，将辐射危害保持在合理可行、尽量低的水平上；规定个人剂量限值的目的是为了保证社会的每个成员都不会受到不合理的辐射照射。国际基本安全标准规定公众受照射的个人剂量限值为1毫希／年，而受职业照射的个人剂量限值为20毫希／年。

核能发电是目前核能和平利用的最主要的方式。在正常运行情况下，核电站对周围公众产生的辐射剂量远远低于天然本底的辐射水平。在我国，国家核安全法规要求核电站在正常运行工况下对周围居民产生的年辐射剂量不得超过0.25毫希，而核电站实际产生的辐射剂量远远低于这个限值。大量的研究和调查数据表明，核电站对公众健康的影响远远小于人们日常生活中所经常遇到的一些健康风险，例如吸烟和空气污染等等。因此，核电站在正常运行情况下的环境安全性已被人们所广泛接受。

核电安全的核心在于防止反应堆中的放射性裂变产物泄漏到周围的环境。为此，采取多层次纵深防御的安全原则。为了防止反应堆堆芯中的放射性裂变产物的外泄，在工程上设置有适当的实体屏障。核电站一般都有3道安全屏障，它们是燃料元件包壳、一回路压力边界和安全壳。

截至2002年底，全世界核电机组累计运行了10697个堆年，总共发生过两起重大事故，即三里岛核电站事故和切尔诺贝利核电站事故。1979年3月28日，美国三里岛核电站发生了严重事故，反应堆堆芯的一部分熔化坍塌。但由于一回路压力边界和安全壳的包容作用，泄漏到周围环境中的放射性核素微乎其微，没有对环境和公众的健康产生危害，仅有3名电站工作人员受到略高于季度剂量管理限值的辐射照射。方圆80公里的200万居民中，平均每人受到的辐射剂量小于戴一年夜光表或看一年彩电所受到的辐射剂量。1986年4月26日，前苏联发生了切尔诺贝利核电站事故。这是核能和平利用有史以来最为严重的一次核事故。在核电站工作人员和事故抢险人员中，有28人由于受到非常高的辐射剂量而死亡。为了防止公众受到大的辐射照射，紧急撤离了电站附近的11.6万居民。事故的主要原因有两个方面。一是运行人员在试验停电条件下发电机转子靠自身的转动惯性能继续供电多长时间的过程中，严重违反操作规程，切断了所有安全控制系统，致使安全保护系统不能启动。二是反应堆（压力管式石墨慢化沸水堆）安全设计上存在严重的缺陷。1996年4月，71个国家和20个组织的800多名专家举行会议，评价了10年前在前苏联发生的切尔诺贝利核电站事故的实际后果。评价结果表明：在核电站的工作人员和帮助处理事故后果的人员（“清理人员”）中只有28人死于辐射照射。从污染区疏散的10多万居民和仍然生活在受影响较轻地区的人，他们一生中所受到的剂量，与他们一生中从天然辐射源接受的剂量差不多或较低。

为了在万一发生严重事故、大量放射性物质泄漏到外部环境的情况下，能够保障周围公众的健康与安全，核电站还必须制订应急响应计划，并做好相应的应急响应准备工作。我国的核应急工作实施国家、省市自治区和核电站三级管理体制，实行“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”的工作方针。

核电站安全管理 篇6

关键词：AP1000核电站;文件控制

一、建立完善的文件控制体系

（一）突出文件控制部门的权威性

建立文件控制体系一个重要的前提，就是应突出文件控制部门的权威性，“文件作为项目管理过程中沟通管理的主要信息纽带，对其管理的水平直接影响项目沟通的有效性。因此，要突出文件管理部门的权威性，并赋予相应权力”[1]。在项目执行程序和管理大纲中，文件控制部门应定位为对外是与各接口单位联系的窗口，对内它既是文件控制管理的龙头部门也是各部门之间的纽带。在项目管理过程中，应突出文件控制部门对内对外起信息枢纽的作用。

（二）文件控制组织体系

组织是保障，只有建立了完善的组织体系，才能确保文件控制工作的有效开展。作为EPC总包商现场项目部，项目之初，应建立独立的文档部门，作为项目文件流转的中心，所有项目上正式传递的文件均须经过文档部门。除文档部门配备有专职的文件控制人员，项目各专业部门和职能管理部门也应配备专/兼职文件协调员，负责本部门文件的日常流转、收集和预归档工作。

（三）文件控制程序体系

程序文件是日常工作开展的基础，特别是在核电工程领域，核安全文化的核心内容之一就是“凡事有章可循”，因此项目管理必须建立完善的文件控制程序体系。文件控制程序体系的内容应涵盖文件控制的各个方面，包括通讯接口、文件编码要求、文件质量标准、文件编制要求、版本控制、文件收发和流转要求、电子文件管理、文件密级管理、文件预归档、文件作废处理等。并且应随着管理不断改进、业务流程的不断优化，应对程序不断进行补充、修改，更新程序版本。项目部应建立后台程序和项目现场程序配套使用的文件控制程序体系，若后台程序能够直接适用于项目现场，则项目现场不必再编制相应程序，若后台程序不能完全适用于项目现场，则项目现场可以在后台程序的基础上再编制适用程序，同时应根据具体的业务流程编制工作指导书，作为程序文件的补充。

（四）文件控制培训体系

培训是提高员工知识、技能以及意识的重要途径之一。文件控制培训应包括全员培训及文档人员培训，一方面不断增强全员的文控意识，一方面文件控制人员也要不断增强自身的专业素养。文控人员不能仅限于掌握文档专业知识，也应不断学习项目管理及其它工程专业知识，应能对文件的内容及专业进行更加高效的识别和分类，提高文控管理的专业性和精确性。因此，建立完善的文件控制培训体系尤为必要。

二、做好文件的收发管理

（一）文件管理工作流程

作为EPC总承包商现场项目部，文档管理部门首先从外部单位以及本项目部各部门接收项目文件，分发至项目有关部门和单位，同时对所接收的文件向现场文件库进行归档，在整个项目结束时向业主以及总承包商企业自身的档案馆进行移交。

文档部门作为文件管理的归口部门，对工程文件的接收、录入、分发、保存、立卷归档到档案移交，实施全过程控制，并将档案管理要求落实到文件的前端管理，力求使文件从产生开始便符合档案管理的要求，实现文档一体化管理，并通过采用统一的信息管理系统，实现文档信息化管理。

（二）文件编码

核电站文件种类繁多，数量巨大，每个文件必须给予唯一的标识，这种标识就是文件编码。AP1000核电工程文件使用的是AP1000编码，规则如下：

LLL XXXX XXX nnnnnn

电站识别码 定位代码 文件类型码 序列号

AP1000编码的特点是字段固定，每一字段都有明确的含义，便于理解，特别是序列号，长度不固定，前两位数字可以赋予其特定的含义，提高了编码的自由度与灵活性。经过实际应用，AP1000文件编码系统是一套非常好的编码系统，对文件的收发处理、分发归档以及利用都提供了很大便利。

（三）文件收发控制

文件是工程建设各参与方和各部门正式沟通的渠道，是维系工程建设有序进展的纽带。作为EPC总承包商现场项目部的文档管理部门，文控人员应建立“零滞留”和“零缺陷”的工作目标，应当迅速、准确地将收到的文件传递给相关单位和业务部门，同时也应注重文件质量的把控，做到效率与质量并重。

（四）信息化管理

工程项目应建立统一的信息化平台，所有通过正式渠道传递的文件均应通过统一的信息管理系统发布。信息管理系统应实行域帐号认证机制，应能实现根据不同专业、不同文件夹和不同文件对操作权限进行分级控制，系统内任何一个文件的任何一次修改，都应形成可追溯的审计记录，以确保系统内文件的安全有效。系统内应对所有存储的文件进行分类，并形成标准化的目录树结构，以方便文件的查询利用。系统应有导出各类报告清单的功能，例如每日最新发布文件的清单、变更文件与受影响文件关联的清单、文件与关联传递单的清单等等。同时，系统应能实现与、业主、设计方及承包商等单位的信息管理系统信息交换功能，以实现信息快速、安全、准确的传递。

三、注重前端控制和过程控制

“文件管理和档案管理是一个统一的系统工程，文件管理是档案管理的前提，档案管理是文件管理的延伸和发展，它们之间存在相互促进的关系”[2]。如果把档案可以看作是“广义”文件的第二阶段，那么文件在第一阶段，也就是文件产生和流转阶段的健康与否，对档案的管理产生很大的影响。因此，具有良好的前端控制和过程控制意识尤为重要，并且应制定具体措施来实现前端控制和过程控制。

（一）合同管控

将文件控制的相关要求，例如：质量标准、收集整理标准以及考核标准等，纳入与承包商签订的合同中，合同条款应详尽明确，以合同来规范承包商的管理，对各参建单位的工作和活动进行控制、协调和沟通的唯一经济手段和解决争端的有效依据是合同。并在合同签订前，完成所有文件控制程序的编制工作，在签订合同时，能够及时释放给承包商。合同签订后，应及时与承包商进行交底，将合同中的相关文件控制要求向其明确。合同结算及关闭时，应有文控人员的签字。

（二）熟悉文件档案标准

目前国家档案局制定的标准，大部分是档案相关标准，文件控制相关标准很少。文件控制人员除根据项目管理要求建立文件控制标准，例如文件管理大纲、程序、工作指导书等，同时应熟悉并掌握各类档案标准的要求，将档案标准的要求前置到文件控制阶段，强调前端控制意识和文档一体化意识，确保文件的有效性、准确性和规范性。

（三）建立文件质量检查标准

根据法规、合同、程序等要求，建立文件质量检查标准。在日常文件收发过程中，对文件进行严格把关，实行“高标准，严要求”，对有问题的文件进行记录，并进行统计，形成质量趋势分析。对于突出的重点问题，采取具体措施要求承包商进行整改，例如开启质量文件、进行专项监督、通过项目协调会进行协调等。

（四）深入施工现场检查文件

文件是施工活动的有效凭证，在施工现场每天都会产生大量的各种类型和载体的文件，作为EPC总包商现场项目部，应确保承包商对施工文件按照档案的要求进行及时有效的收集和整理。文件控制人员应定期进入现场，根据施工文件收集整理计划，对承包商文件的收集整理情况及文件质量进行监督检查。对发现的问题，除要求承包商进行整改外，同时应对检查出的问题经验反馈至文件收发环节，更好的做好文件的前端控制工作。

四、结束语

文件控制水平是衡量项目管理水平的指标之一。良好、有效的文件控制管理不仅能促进项目管理的有效运行和工程的有序进展，同时也能确保在项目管理过程中形成的知识资产得以良好的保存和延续。

参考文献：

[1]徐威，李晶.浅谈如何加强国际EPC 项目文件控制管理[J].石油规划设计，第 19 卷第 2 期 .

中国完成现有核电站安全检查 篇7

中国环保部2011年7月2日表示, 目前已经结束对国内正在运行的全部核电站的安全检查, 并预计于2011年10月完成对在建核设施的复查。

中国在日本福岛核事故后从4月份开始进行为期6个月的核电大检查, 其中第一阶段是针对运行中的核电设施, 第二阶段则是对所有在建核电设施的安全进行复审。在日本发生福岛核事故之后, 美国、欧盟各国等都开始重新审视各自的核能安全状况和发展前景。德国更是宣布了在2022年之前关闭所有核电站的计划, 而以再生能源取代核能。相比之下, 中国的核电机组正在建造的有28台, 预计到2020年将达到100多台, 显示出仍在大力发展核能的努力。尽管官方表示在中国核安全规划出台之前, 暂停审批所有新建核电项目, 但是环保部副部长李干杰最近明确表态, 中国核电设施在各个环节只是有所调整和放缓, 而总体方向没有改变。中国国家发改委也有能源专家提出, 中国核电建设速度近期可达到年增1200万千瓦、中期可达到年增2000万千瓦。核电总规模在2050年可达到4亿千瓦以上。以中国现有的稍高于900万千瓦的核电规模这样的发展速度, 无疑将成为中国核电发展的大跃进。著名核物理学家何祚庥指出, 中国能源计划部门可能高估了国内的天然铀资源储量, 低估了核能发电的成本, 在核电站安全上, 包括抗震抗灾方面更是没有一个公开透明的标准, 这些都说明中国的核能规划应作出大幅度的调整和完善。

核电站安全管理 篇8

1 加强核电设备安全管理的意义

核电的应用和发展具有较高的经济效益和一定的环保意义,但是核能发电具有较高的危险性,对设备的安全管理要求很高。想要实现核能发电,就必须保证核电站的设备运行安全。因此,强化核电设备管理是实现核能发电和新能源开发利用的关键,对核电的发展具有重要意义。随着科学技术的发展,核电设备也越来越高效和智能,这就要求核电站加强对核电设备的管理,才能实现核电的安全运行。

规范核电设备的管理,首先要做到重视核电设备的规范应用,重视设备的操作规范,做到正确地安全地使用核电设备,认识到核电设备管理的重要性。树立正确的安全意识,加强核电设备安全管理,加强工作人员的专业知识和技能培训,提高核电设备的管理水平是实现核电站安全运行、核电事业蓬勃发展的前提。在设备的运行和维修中,要求工作人员要有认真负责的态度和很高的专业水平,对核电设备的运行进行监督,并定期进行设备检查和维修,保证设备运行的安全。由于设备长时间运行会产生磨损,使用的安全性和稳定性会有所下降,这就要求设备管理人员要对设备进行及时的维修和更新,加强设备的检查力度和检查频率,及时了解设备的运行状况。此外,管理人员要对设备的运行过程和运行状况有所了解,合理分析设备的运行全过程,及时改进设备的使用和维修方案,强化核电设备的管理。重视核电站中的设备安全和技术安全,提高工作人员的安全意识,加强核电设备的管理,是实现核电站安全运行的保障。

2 规范核电建设程序

2.1 核电站的合理设计

为保证核电站的安全运行,合理的设计至关重要。在核电站设计中要坚持多样性原则,保障核电站的运行。核电设备的设计是核电站设计中的重点,要想实现核电站的安全运行,就一定要保证核电设备的合理设计和安全运行。在核电设备的设计中,首先要做到设备的配备工作,准备好备用的设备,当运行中的设备出现故障时,能够及时用备用设备将故障设备换下,不会延误发电工作。在设备设计中要设计自动更换的系统,当设备处故障时,自动调节到备用设备上,保证设备的安全运行的同时节省时间,不会对工作造成影响。在建设核电设备时,还应该做好快速停堆的设置,当设备或者反应堆出现故障时,能够利用快速停堆装置对核反应进行控制,使反应及时停止。此外,核电站的设计还要考虑到很多问题,要建设安全设施,对事故的发生起到预防的作用,在事故发生时能够及时发现和处理。

2.2 作出故障预判

在核电站运行过程中,难免会有一些紧急的事故发生,而这些故障如果不及时地采取应对措施就会对核电站的安全和运行造成严重影响。这就要求核电站的管理人员提前分析总结出一些有可能发生的故障并研究出合理的应对方案,当设备的一些预计故障出现时,工作人员不会因为没有准备而对核电站的发展造成影响。首先,核电站应该请教专业人员进行分析,探讨可能出现的事故和问题,并对故障造成的结果进行估计,预制解决方案。其次,要加强对核电站的管理人员以及工作人员的专业知识的培训和专业素养的提高,使工作人员对设备可能发生的故障有一定的了解,以及掌握设备的安全使用方法,避免出现因操作不当而引起的故障。最后,要求工作人员对故障的预判有一定的了解,在设备突发故障的情况下有能力去解决问题或者把损失降到最小。

2.3 保证设备安装质量

随着我国核电事业的飞速发展,核电设备也不断向着高效化和智能化的方向发展。核电设备的安装质量是保证核电设备安全运行的前提,只有实现设备的安全运行才能实现核电站的发展和核电事业的发展。核电站不能一味的要求核电设备的数量,扩大核电站的规模,还要对核电设备的质量有着严格的要求,保证核电设备的安全运行,才能使核电站得以快速发展。核电站要对核电设备的质量做到严格控制,对核电设备及时进行检查和维修,保证核电设备的安全运行。保证核电设备的质量安全,是实现核能发电事业发展的重要条件。

2.4 强化核电设备的管理

核电企业不仅要保证核电设备的设计和安装质量,还要加强设备的管理,做到及时检查和定期维护。核电设备属于长时间运行的设备,在运行一段时间后,设备会产生一定的磨损,这对设备的使用和工作的安全都会有很大影响。因此,加强设备的管理,对设备进行定期维护和安全检查,及时更换老化的设备构件,才能保证设备的安全运行。核电设备的管理人员要有一定的专业知识和专业素养,在对设备的检查和维护中,要严格把关,监督维修人员对设备的维修质量。

3 加强设备风险管理和预防性维修

3.1 加强设备风险管理

设备的建设和安全运行是核电站发展的前提,作为核电设备管理人员,应该对核电设备的建设和运行风险进行管理。风险管理是指在核电设备的建设和运行的整个过程中,管理人员对设备的运行和使用进行分析,对容易出现的故障和问题进行监督和控制。风险管理贯穿核电设备的安装和使用的全过程。一个合格的核电企业,必须具有完善的风险管理体系,对核电设备的运行风险做到及时掌握并控制。在工作中,管理人员要对设备的运行和工作进行观察和分析,设定好工作计划,使核电设备能够有计划的运行。此外,管理人员要设备的运行作出分析,及时的修改运行计划,实现高效生产。管理人员在不断的制定计划和对计划的完善过程中,形成一个完善的风险管理体系,并通过对核电设备运行的分险进行分析和判断以及解决措施的预制,实现核电设备的安全运行。

核电设备的风险管理不仅是要对核电设备运行状态时进行风险管理,还要对管理工作的流程和设备的保养进行风险管理,严格按照标准和规范进行,保证设备的安全质量。在设备的维护中要适当地采取新技术,实现设备安全维护的同时也会相应的降低成本。

3.2 设备的预防性维修

根据管理人员对设备运行的监控和分析,对设备进行预防性的维修,能够减小设备发生故障的可能性,提高设备运行的安全性和可靠性。对设备的管理和监控是实现设备预防性维修的基础,管理人员要根据不同的设备和设备运行风险的判断,建立相应的检修体系,制定相应的计划并不断完善检修计划,实现设备的高效运行。

4 结语

强化核电设备的管理是实现核电站安全运行发展的重要途径,对核电事业的发展有着重要意义。随着新技术和新型设备的引入,设备的管理有了一定的难度,对相应工作人员的专业素质的要求也在提高。提高管理人员的专业素质,加强核电设备的管理工作,使设备高效安全地运行,才能提高核电企业的竞争力,有效促进核电事业的发展。

摘要：核能作为一种新型能源,不仅有很高的经济价值,还有一定的环保意义。随着科学技术的发展,核能发电的应用也开始变广泛,越来越多人开始关注核能的利用问题。但是要想发挥核能发电的优势,实现新能源的充分利用,就必须加强核电设备的管理,实现核电设备的安全运行。本文对核电设备管理的意义、规范设备管理以及强化核电设备的风险管理等方面进行了分析和探讨。

关键词：核电,设备管理,运行安全

参考文献

[1]张国辉,穆阳阳.强化核电设备管理保障核电运行安全[J].科技传播,2014(19):89-89,88.

核电是安全的新一代核电更为安全 篇9

我国的核电, 包括我们用自主技术设计和制造的30万千瓦机组, 也已运行了20多年, 做到了不出事故, 安全运行。所以说, 核电是安全的, 我国已运行和在建的核电安全是有保证的。

几十年来, 世界核电出过三次大事故, 它们是美国的三哩岛、前苏联的切尔诺贝利及日本的福岛。前两次都是因为管理不当, 操作严重失误造成的;第三次的日本福岛事故, 是因为9级地震引发的大海啸, 14米高的海浪破坏了应急电源, 再加上处理不当而造成的。

三哩岛在美国的宾夕发尼亚州, 事故的原因是二回路给水泵发生故障而停运, 造成了一个失去主给水运行事件, 失去主给水后, 一回路压力升高, 迫使反应堆自动停堆, 自动启动了应急给水泵, 但因前些时候检修时, 误关了全部应急给水管道的阀门, 进而形成失去主全部给水事件。这种情况下, 堆芯压力继续升高, 造成稳压器泄压阀开启, 但当压力降到整定值后, 泄压阀却因故障卡在开启位置, 导致一回路出现小破口, 并演变成为堆芯裸露, 堆芯上部三分之一严重损坏, 放射性物质外泄。但由于电站设计了密封性良好的安全壳, 封住了放射性物质向大气中的扩散, 没有造成大的人员伤亡和环境破坏。事故发生后, 核电发展受挫, 核电界深刻反思, 提出了进一步提高设计安全标准, 包括防止人因事故, 即操作失误等人为因素导致的事故。欧美各国为此致力于开发更安全的第三代核电技术。

切尔诺贝利核电站在前苏联的乌克兰地区, 设计容量为100万千瓦。按计划停堆进行检修之前, 汽轮发电机组进行甩负荷试验, 试验规定应在堆热功率700～1000—兆瓦时进行, 而实际堆功率只有200兆瓦时强行进行, 这时反应堆实际上已进入不稳定和不可控状态。在试验时解除了堆芯应急备用系统, 最终发生了堆芯熔化和爆炸。这个核电站没有建安全壳, 放射性物质扩散到大气, 造成了最严重的事故。在事后进行的详细分析中, 发现这类石墨沸水反应堆存在先天的缺陷, 现已逐步退出运行。

日本福岛第一核电站, 2011年3月11日遇9级大地震, 震后电厂基本功能都还存在:自动关闭核电站运行, 自动启动应急电源。但随后由大地震引发的大海啸破坏了电厂的应急电源, 从这时算起, 两天的时间, 电厂没有及时采取措施向需要冷却的反应堆供水, 这样造成反应堆熔毁, 放射性物质外泄, 造成全世界第二大核污染事故。福岛核电站事故是天灾加人祸。

距离福岛第一核电站8公里处, 建有第二核电站。由于该核电站防波堤高, 在这次自然灾难中没有受到大的损坏。其实在地震发生前, 专家们已提出增高第一核电站的防波堤, 有关方面也同意了, 但还没有做就发生了大地震和海啸。福岛核电站的这次事故, 也反证了核电站的抗震能力。

第三代核电站, 我国正在用引进技术建设四台AP1000。它的安全系数比第二代核电技术高100倍, 它有新的设计思想, 巧妙地利用各种自然力, 如重力、蒸发、循环、对流、膨胀等, 可在核岛系统万一出现异常的情况下, 利用相应的自然力实现非能动安全停堆和系统冷却, 能实现在72小时内不需要操作人员干预, 自行维护核电站的安全。

1989年我在加拿大参加世界能源大会时, 美国西屋公司专门派一位副总裁, 带着模型和几位专家来向我介绍第三代核电站, 我很用心地听了一上午, 中间也提出一些问题, 听完后, 那位副总裁问我有什么看法, 当时我说了三句话:“一我对此技术非常感兴趣;二没有看到什么高新技术, 堆芯是成熟技术;三确实有许多新思想。”如把机械通风改为自然通风, 大大简化了系统, 这不能说是什么高新技术, 只能说是新思想。在安全壳上面建一个水池, 当反应堆缺水和温度升高时水自动流下来, 这个想法非常好, 但也算不了什么新技术。还有把循环泵直接安装在蒸汽发生器上, 节约了管道和阀门等。诸如此类的巧妙思想, 使核电站大大简化, 减少了50%的阀门, 35%的水泵, 80%的管道, 45%的抗震构筑物和70%的电缆。第三代比第二代的确有很大的改进, 国家决定不再建造第二代, 只建第三代, 而且要成批生产, 这是非常正确的。

为了能更安全, 改进设计非常重要, 但从几年来发生的事故看, 强化管理, 严格纪律, 保证严格执行的制度也很重要, 我建议能否在核电管理中, 实行半军事化管理。

我国需要大力发展核电, 不是一般的需要, 而是非常需要。核电是安全的, 运行不产生二氧化碳。大量的二氧化碳是导致全球大气变暖的主要根源。2020年, 我国要建成全面小康社会, 经济增速最低要达到年均7%, 而为保证这个经济增长, 电力一年增长应大于7%, 到2020年我国电力装机最低要达到16亿千瓦 (风电、太阳能电二个千瓦才能达到煤电一个千瓦的发电量) 。我国达到全面小康水平之后, 经济还要发展, 要达到中等发达国家的水平。我国台湾只有2300万人口, 已经建了4000万千瓦的发电能力, 还在建第四核电站。我国发展到中等发达国家的时候, 全国需要建多少发电量, 现在还说不准, 不过20亿千瓦是不够的。除了大力发展水电、风电、太阳能外, 还需要大力建核电。我国现在已经有7亿千瓦的煤电, 再大规模地建煤电, 对大气将造成很大的影响。现在我国的二氧化碳排放量已是最多的国家, 世界每年新增的二氧化碳排放量我们是第一了, 再大量增加, 会受到全世界的指责, 而且全球大气变暖我们自己也是受害者。所以, 我们需要大量发展核电, 尽量减少煤电。印度总理讲他们到2050年要建设5亿千瓦的核电, 我国还没有人说过到那时核电规模是多少, 不过应该不会比他们少。

我国发展核电并不算太晚, 大约是上个世纪80年代初, 和韩国一同起步。韩国现在的核电规模达到总发电量的40%, 而我国核电只占到总发电量的1%。什么原因使我国的核电发展落后?主要是对核电的认识不够, 一个原因认为我国有煤, 发展煤电就够用了;另一个原因怕出安全问题。这些和核电专家们的宣传不够是分不开的。

我国建设核电, 在沿海建和内陆建都能做到安全发电, 在内陆建比在沿海建更为安全。从日本的福岛事故来看, 核电站抗震能力很强, 日本这次发生的是9级大地震, 并没有把核电站的基本功能震垮, 而福岛的两个核电站都是上个世纪70年代建的, 技术比现在的核电站要差一个数量级。在我国内陆建核电站不会遇到海啸, 福岛第一核电站这次出事故的主要原因, 就是海啸冲毁了自备电源。另外在内陆建核电站, 不会遇到台风。台风对核电站本身可能不会造成影响, 但台风会破坏输电线路。比较内陆, 在沿海建煤电能较好地解决煤的运输问题, 煤从北方港口下海, 可直达发电厂。在江西、湖北、湖南建电厂, 煤的运输很难解决。沿海地区人口密度比内陆大, 选厂址比较困难。从以上对比看, 沿海和内陆都应根据需要建设核电站, 但内陆应该更为安全。

听说在国务院讨论核电建设时, 有人说日本福岛核电站在这次事故中, 发生了大量被放射性物质污染的水排入大海的事情, 因此提出我国若在内地建核电站, 一旦发生泄漏事故, 会造成全部的河流和水库被污染。我认为, 这种说法是不符合实际情况的。

福岛核电站反应堆破损后, 放射性反应堆已裸露, 再向反应堆喷射大量海水, 被反应堆放射性物质污染的海水又流了出来, 这是造成福岛核电站将带有放射性物质污染的水排入大海的原因。

核电站一般都有三个回路, 第一个回路是把核电站反应堆内的热量带出来, 并和第二回路进行热交换, 产生饱和蒸汽。这个回路因在反应堆得到热量, 所以有低度的放射性, 但总蓄水量并不多。我国利用引进技术新建的4套AP1000, 第一回路的总水容量300立方米, 由四个方面组成, (1) 压力容器; (2) 蒸汽发生器; (3) 稳压器; (4) 管道。第一回路全部建在核电站的安全壳之内, 一旦发生事故, 这点水会全部被封闭在安全壳内, 决不会流到安全壳之外, 造成环境的污染。我国现有的和在建的核电站, 都建有坚固的安全壳, 就是发生事故, 也不会出现放射性物质跑出安全壳的事情。

第二回路的水是不带放射性的。水经过蒸汽发生器的热交换, 变为蒸汽通过管道到常规岛场后, 推动汽轮机转动发电, 在冷凝器中交换又变成水, 再回到蒸汽发生器。

第三回路是冷却用水, 它更不带放射性。通常回到河流、水库、冷却塔、或大海降温。我国将建设的核电站, 都不直接用河水、湖水来降温冷却, 而是采用冷却塔, 用冷却塔会带来一点水的损失, 需用河水或湖水来补充。核电站绝对没有任何水排入河流或湖泊。

核电站中的三个回路用水, 只有第一回路有少量的放射性, 而且水量不多, 并在任何情况下都不会流出核电站安全壳的外边。

大力发展核电, 不仅是为了减少二氧化碳, 防止气候变暖, 危害人类生存, 还能大大降低发电成本, 降低电价。全世界的核电成本都比煤电低:法国核电成本只是煤电的2/3;日本核电也比煤电低;美国现在核电成本只有2美分, 约合0.13元/度。如果能把全国电价降下来, 对经济发展, 降低生产成本也是一次重大的贡献。

核电站环行起重机安全保护功能分析 篇10

核电站环行起重机安装在反应堆环形厂房内部,在核电站建设期间,用于反应堆压力容器、蒸汽发生器等设备的吊装任务;在核电站停堆换料期间,用于反应堆压力容器顶盖等设备的吊起和安装。它与一般直线运行起重机的区别不仅在于起重机作环行旋转运动,还因为其工作场所和工作环境的特殊性,有许多特殊的要求:①按照单一故障保护原则设计,保证系统中任何一个零部件失效后,载荷不至于坠落,具有足够的安全性;②吊点定位准确,对中性好,防误操作,耐压力,耐辐射,耐喷淋水,抗震。本文主要介绍和分析秦山核电站二期扩建工程环行起重机在设计上如何满足单一故障保护原则,以及除了满足国家有关安全规程外,另外具备的一些安全保护功能和措施,以便于和同行共同探讨。

1 环形起重机的组成及工作过程

环行起重机主要由桥架、起重机旋转机构及旋转导向系统、运行小车、安装小车、中央拱架、附属钢结构、抗震装置、电气控制系统等组成,见图1。在核电站安装期间,运行小车和安装小车联合抬吊大件物品,如蒸汽发生器、压力容器。在核电站建设完工之后,投入发电运行之前,用卷扬机取下安装小车,同时需要对安全壳做预应力试验以及压力试验。这些试验将会使安全壳的直径发生变化,那么固定在安全壳牛腿上的环形轨道承轨梁的直径也要作最后的调整,将各种设备调整好以后,封闭安全壳,核电站投入发电运行阶段。在核电站停堆换料期间,运行小车用于压力容器顶盖的起吊和安装等。

2 安全保护功能和措施

2.1 运行小车190 t起升机构驱动系统

运行小车190 t起升机构采用单电动机、双减速机、手动减速机、四级制动、两个卷筒端部可连接的布置形式,见图2。在传动链末端——卷筒端部法兰上安装了安全制动器,满足了传动部分的单一故障保护原则。当起升机构传动链上任何一个零部件失效后,安全制动器上闸,能够停止和保持住载荷不坠落。当电动机任意一侧传动装置出现故障后,把两个卷筒之间的联轴器连接,利用电动机另一侧的传动装置可以实现载荷的升降;当电动机或者控制装置出现故障后,利用手动减速机也可以安全升降载荷。

1—运行小车;2—安装小车;3—桥架;4—中央拱架;5—旋转机构

2.2 双钢丝绳交叉缠绕系统

运行小车的190 t起升机构和20 t起升机构采用双钢丝绳交叉缠绕系统,即左侧卷筒上的钢丝绳先在上、下滑轮组的左侧缠绕,再通过导向滑轮缠绕到上、下滑轮组的右侧,最后固定在平衡杠杆的右侧。右侧卷筒上的钢丝绳先在上、下滑轮组的右侧缠绕,再通过导向滑轮缠绕到上、下滑轮组的左侧,最后固定在平衡杠杆的左侧,见图3。这种缠绕方式可以保证两根钢丝绳能均衡地分配载荷,并在其中一根钢丝绳失效时维持吊具的平衡,满足钢丝绳缠绕系统的单一故障保护原则。

1—电动机;2—减速机;3—手动减速机;4—工作制动器;5—紧急制动器;6—安全制动器;7—卷筒;8—联轴器

2.3 吊装盲区的消除措施

环吊旋转的理论中心处在安全壳中心,即反应堆压力容器中心。在环吊作旋转运动的过程中,环吊的实际旋转中心与安全壳中心会存在一定的偏离,如果小车上的吊钩只能沿桥架主梁纵向运动而不能横向运动,这个偏离将导致吊钩无法达到安全壳中心,产生吊装盲区,而压力容器又正好安装在安全壳中心。在设计上为了消除吊装盲区,保证环吊能精确接近反应堆压力容器的实际中心,将运行小车190 t起升机构上滑轮组支架安装在滚动链上,通过电动缸驱动可以横向水平移动。该移动既可以在空载情况下进行,也可以在满载情况下进行。上滑轮组的移动距离为±120 mm,反映到吊钩上的移动距离为±100 mm。

2.4 四级制动方案

运行小车的190 t起升机构和20 t起升机构的制动系统均由3套独立的机械制动器加上电气制动组成。在高速轴上装有一个工作制动器和一个紧急制动器,在卷筒端部法兰盘上装有安全制动器。正常情况下只有电气制动、工作制动器和紧急制动器投入工作,当安全制动器的检测系统检测到下列情况之一时:超速、传动链损坏、停电或事故断电,控制系统立即控制安全制动器上闸。在起升机构传动链损坏后,可以使负载停止在20 cm的距离以内,确保负载不会因意外事故而坠落。

2.5 旋转导向系统

为了保证环吊旋转机构绕着安全壳中心能保持良好的运动状态,旋转导向系统采用两组水平导向轮方案。两组水平导向轮分别安装在环吊一个端梁的两端,每组导向轮由中间心轴、安装支架和4个水平滚轮组成。中间心轴上端与端梁固定,下端与安装支架相连接。4个水平滚轮分别通过轴承和水平滚轮轴固定在安装支架上,其安装位置是两个水平滚轮设在环形轨道的内侧,另外两个水平滚轮设在环形轨道的外侧。中间心轴和水平滚轮轴为偏心结构,通过调整中间心轴的偏心位置,可以保证内、外侧水平滚轮与轨道之间间隙相等;通过调整水平滚轮轴的偏心位置,可以调整水平滚轮与轨道之间的间隙。这种导向方案既有助于环吊中心与安全壳中心的重合,又可以保证在环吊旋转过程中不会出现卡轨现象。

2.6 满足单一故障设计原则的电气系统

为确保电气系统可以安全可靠地工作,控制系统采用了两套西门子S7-300系列的PLC进行工作。所有变频器、电动机、制动器、限位开关、编码器、超载限制器、保护开关的动作信号、故障信号全部送到一套称为运行PLC(在程序中标注为“oPLC”)的开关量和模拟量输入端,供PLC的逻辑联锁与判断使用。PLC内部程序将这些信号处理后,通过PROFIBUS DP现场总线,向各机构发出正常运行、报警、停车、断电等各种控制信号。一旦检测到有任何可能导致起重机运行或起吊货物不安全的因素,就立即发出相应级别的报警、停车、断电直至安全制动器上闸等各种信号,以确保整台起重机在出现单个元器件失灵的情况下,能够及时、可靠地停车,保持货物不会坠落。

对一些特别重要的数据(如运行距离、起吊重量、电机转速等),为了防止所用检测元件自身失灵,这些检测元件都采用了双重设置,并再设了一套PLC(在程序中标注为mPLC)软、硬件,专门用于对关键数据的重复测量与数据比较。正常工作时,两套PLC测量得到的数据应基本一致,其误差应在合理的范围内。一旦发现oPLC与mPLC测量回来的数据误差超过设定值,则说明起重机系统中必定有重大隐患,或检测元件中有损坏的。此时对起升机构来说,将立即控制工作制动器和安全制动器先后抱闸,并断开电动机的主电源,以确保停车动作的及时、可靠;对运行机构,也

将立即发出制动器抱闸和电动机主回路断电的信号,保证运行机构能够及时、可靠停下来。

2.7 安全可靠的操作模式

为保证环吊方便、可靠操作,设置了两种安全可靠的操作模式——控制台操作和遥控操作。在司机室联动台上设有控制台操作或遥控操作转换开关,可方便选择操作位置,两种操作方式相互联锁,不允许同时起作用。

2.8 其他安全措施

环行起重机的所有起升机构均设置了防止钢丝绳重叠缠绕和松弛装置、卷筒轴断裂和坠落保护装置、车轮轴断裂保护装置、封闭结构内外压力平衡和防喷淋水措施、抗震装置以及高精度的激光定位装置等。

3 结论

从上述分析可以看出,秦山核电站二期扩建工程环行起重机,不仅满足单一故障保护原则,在起升机构某个零件失效后,保证所吊运的载荷不至于坠落,而且还具有载荷升降功能。各种安全保护功能和措施的设置,可以保证起重机安全可靠地工作,且运行稳定、定位精确,实践证明完全满足了核电站高标准的使用要求。

摘要：针对核电站环行起重机工作场所和吊装工艺的特殊性,介绍和分析了秦山核电站二期扩建工程两台环形起重机的安全保护功能以及满足单一故障保护原则的措施。