核电站安全壳

核电站安全壳（共12篇）

核电站安全壳 篇1

0 引言

在社会和经济不断进步的过程中, 对电力的需求也越来越多, 我国的用电量逐年增加, 整体的电力供应紧张, 因此必须考虑采用一种更高效的技术进行发电。核电是一种通过核能进行发电的方法, 能够保证发电的高效性、可持续性和环保。但是在核能发电的过程中也存在着很大的危险, 因此需要采用一定的技术保证核电的安全, 安全壳就是有效的方法之一。而在安全壳的建设中采用隔震技术能够提高安全壳的安全效果, 但是其可靠度仍需进行进一步研究。

1 通过建模的方式进行隔震与不隔震的比较

在进行安全壳隔震可靠度的研究时, 能够通过模型的建立对一系列响应进行分析, 从而对抗震可靠度进行研究, 因此模型的建立是十分重要的。笔者利用大型有限元分析软件ANSYS进行模型的建立和分析。

1.1 核电站安全壳不隔震模型的建立

安全壳是由圆柱形筒体和半球形穹顶两部分组成的。我们采用等级强度为C50的混凝土, 设定圆柱形筒体的内径为40m, 筒壁的厚度为1.1m, 高度为48m, 设定半球形穹顶的壁厚为0.9m, 底部的基础板厚为6.5m, 最终设定的安全壳总高度为68.9m, 并在水平角度为0和180度的位置设置了两个扶壁柱, 在水平角度90度, 高度为25.6m的位置设定了直径为7m的设备闸门孔。经过计算, 安全壳的净自由容积在6万平方米以上, 并设定内压为0.4MPa。

考虑到穹顶与筒体的厚度不一致, 我们采用SOLID65单元进行安全壳和筒体的建筑模拟, 采用SHELL63单元进行穹顶的模拟, 通过采用不同的单元, 能够保证安全壳受力的真实性, 便于之后进行受力等各方面的分析。

1.2 核电站安全壳隔震模型的建立

核电站安全壳的隔震模型是在不隔震模型的基础上加上隔震支座来实现的, 我们选用铅芯橡胶隔震支座进行模型的建立, 我们采用型号为GZY1100-220的铅芯橡胶隔震制作, 橡胶外径为1100mm, 铅芯直径为220mm, 橡胶总厚度为6mm, 隔振器总高度为294.6mm。核电站的安全壳属于甲类建筑物, 按照建筑抗震设计规范, 竖向的载荷低于平均压力的限值为10MPa。通过计算, 在进行模型建立时为了比较的时候能够统一, 等效水平刚度和等效阻尼比均取100%, 且隔震制作的布置均匀对称, 以保证刚心与质心重合, 避免在测试过程中发生扭转。在建模过程中, 隔震结构采用弹簧阻尼单元COMBIN14, 通过该单元的模拟使得隔震支座能够实现100%剪切应变的等效刚度和等效阻尼比。

1.3 核电站安全壳不隔震与隔震的性能比较

通过利用ANSYS软件的建模模拟, 我们得到了核电站安全壳不隔震与隔震的模型, 然后得到了两种情况下的反应谱, 利用反应谱分析法和时程分析法对核电站安全壳两种情况进行了对比。其中, 反应谱是指通过单自由度弹性体系在地震作用下反应的最大值的绝对值与其自振特性之间的关系而得到的响应谱。采用单点响应谱的方法进行分析, 即在模型的一个点集上对响应谱线进行定义。而时程分析法是通过运动方程直接求解的方式, 对地震作用下结构的反应进行描述, 又被称作直接动力法。

通过图像和方程的比较、计算和分析, 可以看出, 在核电站安全壳的不隔震和隔震模型的动力特性中, 安全壳采用隔震结构后, 振动周期远大于不隔震的振动周期, 这样在实际地震发生时, 隔震支座就能够有效地隔离地表的振动, 并且由于核电站的安全壳刚度较大, 在采用隔震结构后主要振型是基本振型, 因此方便了对动力反应的控制和预测。通过反应谱的分析可以看出, 在地震发生时, 不隔震结构的筒壁与基础交接处的应力是最大的, 洞口周围应力也较大, 而采用隔震结构后, 使得机构反应的加速度和筒壁相对位移大大减小, 提高了核电站安全壳主体的抗震裕度, 从而提高了核电站的安全性。

2 核电站安全壳隔震与不隔震可靠度对比

通过采用建模的方法我们对安全壳采用隔震结构与不采用隔震结构的特性进行了分析, 同样的, 我们利用这种模型也能够对核电站安全壳隔震与不隔震的可靠度进行对比与分析。采用的方法是基于反应谱的抗震可靠度法, 同时采用拉丁超立方体抽样技术, 通过对核电站安全壳采用隔震结构与不采用隔震结构的抗震可靠度进行了分析。

2.1 可靠度

当地震发生时, 隔震支座的建立能够有效的控制核电站安全壳结构的开裂情况。虽然增加了隔震支座结构之后会使得隔震层发生位移且影响到了安全壳结构与地面的相对位移, 但是经过分析也可以知道只要采用了合理的材料, 满足一定的等效水平刚度和等效阻尼比, 就能够隔震层的位移, 从而增加隔震结构的可靠度。

2.2 弹性

通过对参数敏感性进行分析, 可以知道, 对核电站安全壳结构的弹性影响较大的参数为混凝土和钢筋的弹性模量以及混凝土的泊松比和筒壁的厚度。当不采用隔震结构时, 谱控制点在水平方向反应谱的加速度敏感区对结构的影响较大, 而采用了隔震结构的安全壳在水平方向反应谱的位移敏感区对结构的影响较大。因此核电站安全壳进行水平隔震后, 竖向分量就会对处于地震中的整体结构进行严重的影响。

3 总结

通过对核电站安全壳隔震和不隔震结构进行模型建立, 并采用反应谱分析法和时程分析法对两种结构在地震中的特性和抗震可靠度进行了比较。通过对比可以知道, 当核电站安全壳采用隔震结构后, 能够减少筒壁与基础之间的位移, 从而保证安全壳的可靠性, 只要采用一定的材料保证参数达到要求, 就能够从很大程度上保证核电站安全壳的隔震效果。对于核能发电来说, 安全壳起到了防止核能泄露和减少核辐射的作用, 因此加大其抗震可靠度对于核电的发展是十分重要的。

参考文献

[1]赵春风, 陈健云.基础隔震系统对核电站安全壳抗震的影响[J].爆炸与冲击, 2014, 34 (05) :615-621.

[2]孙锋, 潘蓉, 王威等.某核电站安全壳隔震动力响应规律初探[J].工程抗震与加固改造, 2014, 36 (03) :27-30.

[3]贾允, 蔡友军.核电站安全壳隔震支座刚度研究[J].低温建筑技术, 2015, 37 (06) :51-53.

核电站安全壳 篇2

郑 岩

核电是人类利用能源重要组成部分，在石化能源探明储量有限、环保要求严格的今天，显得核电发展尤为需要。

核电是五大能源的载体，在可控状态的核电工艺，是原子能、热能、动能、机械能、电能同时转换，输出洁净能源广泛利用，为人类造福。

核电是潜在的危险源，一旦出现较大事故，其危害严重和惨烈、沉痛而深远、广泛又无法逆转。核电的安全要万倍警觉、千倍防范、百倍布控，力求核事故伤害和财产损失在有限范围内。

核电是科技进步的标志，从1938年德国发现核裂变，到1939年法国居里和意大利费米证实裂变链式反应，至1942年费米实现裂变反应可控。核能首先被战事军用，延至1950年方转为和平利用，出现核能发电技术。历经一代、二代核电的实践和改进，安全风险在逐步缩小，设施完备在不断增多；人类在核电灾难后，认识更清醒，设计更合理，审批更慎重。现在，启动第三代核电，研发第四代核电，是全球利用核能向安全王国大步跨越。

一、核电安全是全球顶级事项

核电事故的偶然性、必然性、危害性众人皆知；各国重视核安全，政府关注核安全，人们恐惧核事故，担心核辐射后患，这是客观事实。因为核泄漏事故较其他事故的危害和影响广、深、大、长、远。由于核电事故的影响，英国核电停建十多年，美国冻结新建核电30年，因福岛核电事故，我国于2011年3月16日理智的缓建十多座核电站，停止审批核电新项目，待《核电安全规划》出台方可复原，这是为子孙后代负责的明智之举。

对核电的BOP的安全，要认识安全原理，分析事故规律，掌握安全辩证法，剖析事故因果关系，知晓多重原因论，抑制危险源扩延，预测事故链生成，防范能量逸散，避免误入禁区等，是各国共同研究安全的永恒课题。对核岛及其相关系统，更要加倍、深化、细致研究核安全理念，设计更完善、更有效、更信赖的核安全设施。这是全球人类的共同期待。

4、核电核乏料处置：有较大辐射能量的核乏料目前是深埋在千余米的地下处置库或再利用。美国、日本、前苏联等国家的核乏料的核辐射已有过公害，运行了半个世纪的强国核乏料却没进入地宫正寝，快速禁锢。中国不能走他们的老路，建设费用虽昂贵，地下核废料处理库的选址、审批、建设刻不容缓。打破西洋和东洋的框框，走中国之路，早期建设，迎接核电运营高潮的到来。同时加速快中子堆核电站的规划与建设，提高核燃料利用率，减小核乏料数量。

三、核电核泄漏事故等级

按国际原子能机构制定的《国际核和放射事件分级表》标准，核泄漏事故共分7级。

1级2级：轻微、局部泄露；3级：较重泄露。（1-3级为事件级别）4级：对场外不会造成明显危险的事故。核设施有部分损坏，堆芯部分熔化，和（或）一名或多名工作人员遭受很可能致死的过量辐射。有辐射物外逸，辐射剂量超标，对人构成伤害。

5级：具有场外风险的核事故。导致核装置严重损坏，和（或）外泄的放射性物质活度达到一定水平放射性物质“释放量有限”，可能需要部分执行应急计划对策。核设施损坏面较大，对周围环境造成核辐射污染。（如1979年美国三哩岛核电事故）

6级：重大核泄漏事故；有“相当数量”的放射物外泄。可能需要全面执行应急计划对策，严重的健康影响。（如1957年苏联车里雅宾斯克核废料事故）

7级：特大核泄漏事故。涉及放射性物质“大量外泄”。按放射性核素碘131换算，放射物质活度达到每小时数万万亿贝克勒尔；可能有急性健康影响；大范围地区有慢性健康影响；有长期的环境后果，对公众健康和环境造成广泛影响。（如1986年前苏联切尔诺贝利核事故和2011年日本福岛核电站事故）

四、核电安全常规评价

遵照墨菲法则、遵循逆向思维、考量战事要素、防控恐怖袭击等，要从事故理念、设计标准、选厂方略、设备功能、自控逻辑、软件管理、防

2011年3月11日福岛核电站事故：没有抵挡巨浪围堤、没有可靠备用电源、防止事故扩大的决策失误等原因，海啸降临之际，直毁福岛核电站，成为核害之源。

暴力行为引发的核电事故：

1987年11月17日，伊拉克飞机轰炸伊朗南部在建的布歇赫尔核电站，三天两炸，包括核专家及德国工程师等11人身亡，数人受伤。若运行的核电被狂轰，其后果不想得知。

人为事件导致的核电事故：

1957年英国的温德斯凯尔核电站事件，英国十几年核电发展停滞不前。1979年3月28日，美国宾夕法尼亚州的三哩岛核电站，2号机组反应堆燃料棒发生熔毁及核泄漏事故，惊动白宫，总统前往，人员疏散。由此美国30年核电建设叫停；此间，美国核能界只好走增容延寿的危险之路。

1986年4月26日，在乌克兰境内的切尔诺贝利核电站发生了世界最严重的核岛爆炸事故。先后6万多人受核辐射死于非命，百年噩梦挥之不醒。

历史长河里：十字军东征能否再现，希特勒式狂人能否再生，萨达姆式肆疟核电站能否重演，美国百层国贸双塔会否再袭陨落，美国五角大楼能否再次撞毁，这些智者难以预料；地壳板块微动，两极冰山溶化，浅层地震，近域海啸，谁能阻挡。

上述极端事件有铁的事实，事故灾难令人战栗，我们要温故知新。为此，我国不能否定核电建设和运营的规划前景。但是，前车之鉴却提示核电审批决策层，除常规核电安全风险评定外，核电站应建在何处，必须认真思索。无论在沿海还是在内陆，不应在人口稠密处、民众饮水之源旁，建起新的核电站，也包括安全裕度较大的第三代核电站。

六、核电回顾与展望

2010年底世界运营核电机组442台，总装机容量3.7亿千瓦，发电量占世界发电总量的16%。我国运行核电机组13台，装机1080万千瓦。美国有核堆64座，75.7%建在内陆，封杀新建核电30年后又重新启动；前苏联核电站建在内陆100%；我国内陆5座核电正在安全论证；世界各国建设先

经验。我国已掌握了现在普遍采用的压水堆二代改进技术。

第三代：先进轻水堆（ALWR）：ABWR、APWR、System80+、AP600、AP1000、EPR及沸水堆：SWR-1000、ABWR-Ⅱ及ESBWR。

在第三代核电发展中，世界出现两种走向：

欧洲型：法、德合作开发的欧洲动力堆EPR。它立足于成熟技术、逐渐演进，加大堆芯安全裕度，增加能动安全系统，增强严重事故预防，强化缓解能力，提供数字化、信息化、模块化，加大机组容量规模效应。称欧洲第三代核电为改良型，芬兰正在建造世界上第一座EPR核电厂。

美洲型：美国西屋公司研发的以非能动安全系统、简化设计、简约布置、模块化建造为主要特色的APl000。采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力；无需运行人员操作，安全支持系统就能保证安全运行，赢得3昼夜特别处置时间。因其融入新概念而称为革新型。我国三门核电厂1号机组的建设将成为APl000的世界首堆工程。

第四代：规划包括超临界水堆在内的6种堆型。技术更先进、安全更可靠、裂变转聚变；燃料利用率高，由1%到90%的飞跃，大大减少核乏料数量及处置。我国已加入了研发行列，已安排了超临界水堆关键科研课题的基础研究项目。

八、第三代核电非能动技术

我国田湾核电站和法、德设计的EPR采用双层安全壳。美国西屋公司的APl000则采用全新设计的非能动冷却安全壳及其辅助系统。

1、PA1000的电厂主要参数

设计寿命60年，电厂利用率93%，输出电功率1117MW,核蒸汽供应系统功率3415MW，电厂效率32.7%，设计地震烈度（地面加速度）0.3g，换料周期18个月。

核电站黄金期先解安全优患 篇3

此前的11月8日，中共中央政治局委员、国务院副总理、国家核电自主化工作领导小组组长曾培炎在上海表示，中国将深化核电体制改革，加快核电技术自主化建设，抓紧组建国家核电技术公司，确保核电发展不走错一步。

此时，距中国大陆第一座大型商用核电站——大亚湾核电站正式运行已经10年零5个月。

国家核电技术公司可能宣告成立

中国核学会副秘书长刘长欣在接受《瞭望东方周刊》采访时透露，国家发改委、中国机械工业联合会、中国技术进出口公司、中国工程咨询总公司，还有业内的中核集团、广核集团，一年来一直在酝酿组建国家核电技术公司，但直到最近一个月里，高层才明确下来要成立这个公司。

根据刘长欣的判断，国家核电技术公司的发起单位不外上面说的这几家。“比如中核集团、广核集团肯定是要有的。将来具体怎么操作，有若干问题。因为现在不同的单位和个人有不同的想法。我认为各方应该少一些争论，多一些行动。不能再耽误了，要尽快搞起来。”

中国目前的核电力量大部都集中在中核集团。“中核集团现在的研发以及市场操作已经形成比较严密的体系，新成立的核电技术公司将在很大程度借助中核集团的力量。”刘长欣如是说。

他表示，国家核电技术公司很有可能在12月宣告成立。核电技术公司成立后，对核电技术国产化和新项目都是非常有利的。他说：“中国确实需要这样一个部门来对核电的技术转让、管理以及市场化进行统一的部署。”

广核集团的一位研究人士则表示，国家核电技术公司很有可能在明年的1月份宣告成立。不管何时成立，这家尚在襁褓之中的国字头公司必将成为中国核电技术的领军。

据国防科工委发布的消息，目前中国在运行核电装机容量为701万千瓦，到2020年，将达到4000万千瓦。这意味着在今后的15年中，每年要开工建设两个百万千瓦级核电机组，从201 1年开始，每年将有一到两台机组投入商业运行。届时，核电总装机容量占全部电力装机容量的比例将由现在的不足2％增加到4％。

目前，中国已形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地，而在未来几年内，按照规划，广东阳江、浙江三门、山东海阳、辽宁大连将跻身中国核电基地之列，形成七大核电基地格局。

随着新一轮核电建设高潮的到来，国务院对核电项目的管理由审批制改为核准制，一些省份又开始秣马厉兵，摩拳擦掌争上核电项目。但在最近两年内除了上述核电项目外，其他核电项目尚不明朗。

外资进入中国核电领域的安全系数

2004年9月28日的一次招标备受各界关注。据悉，包括美国西屋电气公司、法国法码通公司及俄罗斯、日本、德国等国掌握第三代核电技术的公司当日就买走了标书。

这些公司的竞标项目是广东阳江核电站一期的两台机组和浙江三门核电站一期的两台机组。西屋公司曾参加过中国目前几乎所有核电站的技术和设备招标工作，但是今年才第一次站在了竞争舞台上。他们祭出的法宝是据称目前世界上最先进的APl000核电技术。该技术在2004年9月13日得到美国核能管制委员会颁发的许可证。

广东核安全监督站主任王瑞平告诉《瞭望东方周刊》，法德联合的欧洲反应堆和美国西屋公司的核电技术，都是代表当今世界最先进水平的第三代核电技术。欧洲压水型反应堆EPR是在法国长期以来不断建造和运行经验基础上改进的结果，并计划于明年初在芬兰建造；而美国20年来本国没有建新的核电项目，其APl000核电技术还没有核电项目支持，但其安全性和技术水平却不能小视。

据王瑞平的个人判断，基于国际形势和中国经济利益的全面和长远考虑，广东阳江核电站和浙江三门核电站将有可能同时引进两家公司的技术。

如果这次合作成功，中国将会使用上目前世界最先进的核电技术，从而为中国核电事业的发展开辟极为广阔的前景，也将会对中国的整体能源危机起到一定的缓解作用。

国务院发展研究中心市场经济研究所前副所长陈淮在接受《瞭望东方周刊》采访时认为，从短期看，如果中国提出明确的核能发展战略，中国在国际石油市场上的谈判地位将立即改善。从中期看，发展核能将极大地缓解国民经济对国际石油市场的依赖程度。从长期看，传统能源的枯竭已为人们所普遍认同，能源安全最终取决于新能源领域的技术竞争。为了保证未来发展过程中的战略主动权，中国参与到这个竞争中去的时间表已经不宜再推迟。

但显然，采用先进技术意味着将要承受更大的技术风险，大大增加核安全管理的难度。因为国际上目前尚没有采用第三代核电技术建成的在运行核电站。

2004年8月9日，日本关西电力公司美滨核电站3号机组涡轮室发生蒸汽泄漏事故，产生了巨大影响。很多人担心中国现有核电站是否存在这样的事故隐患，几倍于以往的发展速度建设起来的核电站安全有无绝对把握?

国家核安全中心综合处干部江光接受《瞭望东方周刊》采访时说，核安全是核电事业永恒的话题。中国早在1984年就成立了国家核安全局，对民用核设施的核安全进行独立监管。经过这20年的努力，中国已基本建立了一套适合中国国情并与国际接轨的核与辐射安全监督管理体制，所有核设施没有发生过3级以上安全运行事件。

刘长欣评价道，全球所有的政府和公司，都认为核安全是最重要的。设立核安全局从机构设置上就显示了国家的高度重视。“我国基本参照美国、欧洲和国际原子能机构的管理模式，起点比较高，操作方式也是一流的。”

王瑞平认为，对一个核电站来说，安全问题是始终存在的，但是控制在标准规范范围内的泄漏问题，对周围环境和公众不会造成损害，因而也称不上核安全事故。对干反应堆的退役，所有核电站站将会按法规要求在规定时间内向政府主管部门提交退役报告，报请处置方案，以固化封闭或拆除等方式进行处理。而且每年核电厂都会抽调出一部分储备金，用做处理反应堆的退役。

lO年前的9月2O日，当时的中国常驻维也纳联合国代表陈士球代表中国政府在《核安全公约》上签字。江光先生认为，这lO年里，中国一直很重视履约工作。

高速发展受制人才

11月5日，中国核工业集团公司总经理康日新在上海表示，中国的工业已经迎来了一个黄金发展时期。刘长欣就此评论说，“应该这么说，核工业曾经有过黄金时期，第一个辉煌时期主要是军用核设施。现在民用核技术会带来第二次黄金时期。”

上世纪70年代，在世界范围内出现了第一个核工业的黄金期。此后，由于对安全等问题…直存在争论，美国从70年代末至今，很少投产核电。刘长欣表示，国外学者这样评价：“核工业的第二个春天从中国开始。”

刘长欣告诉《瞭望东方周刊》，目前中国核电面临的最大问题是人才短缺。

他说，“对我国来说，资金、技术、原料等等，都不是制约我们发展核电的问题。前些年核电有些断档，人才没有培养起来。教育部和其他相关部门在今后应该注意这个问题。”

中国现有核电站的运营管理人员需要经过全面的培训才能掌握第三代核电站的运行管理。大亚湾核电站建设时，曾选派一批具备较高学历的技术人员到法国的参考电站进行培训，培训代价昂贵，人们当时将培训归来的人员称为“黄金人”。毋庸置疑，第三代核电技术的引入将会造就一批新的“黄金人”。但是，在没有参考电站的情况下，现代“黄金人”能否像大亚湾核电站建成时那样顺利进人运行管理岗位，存在较火的不确定性。

核电站安全壳喷淋系统布置设计 篇4

目前国内可依据的有关核电站布置设计的规范和依据等严重不足, 我们在核电站管道布置设计过程中, 以参考电站的图纸资料和相关布置设计准则为参考, 根据现场施工的经验, 完成了核岛厂房安全壳喷淋系统的工艺管道布置设计, 并进行了总结归纳。

二、设计依据的标准和法规

设计依据的标准规范主要有:核安全当局发布的有关安全法规 (HAF) 及其导则 (HAD) , 国家标准 (GB) , 核工业部级标准 (EJ) , 特定工程选用的国外有关标准和规范。

三、安全壳喷淋系统的主要功能

安全壳喷淋系统是专设安全设施之一, 其主要功能为:

(一) 安全功能。

在基准事故工况下, 当安全壳内的压力和温度升高到一定值时, 系统启动将安全壳内压力和温度降低至可接受的水平, 以保持安全壳的完整性。在事故期间, 本系统也能降低安全壳内的气载放射性水平 (尤其是碘) 。

(二) 辅助功能。

在电站投入运行期间, 当反应堆冷停堆时如果核岛消防系统失效, 安全壳喷淋系统可用于消防功能。在冷停堆期间, 如果反应堆换料水箱的水温超过40℃, 可以用安全壳喷淋系统对它进行冷却。

四、系统的基本组成

电站每个机组的喷淋系统由两个相同的系列A和B组成, 这两个系列实体隔离且有部分共用。每个系列包括:一个喷淋系统, 包括一台喷淋泵、一台化学添加剂喷射器、一台热交换器、位于安全壳穹顶下不同高度的两组喷淋环管、联接各设备的管道以及一条泵试验管线。图1为安全壳喷淋系统在反应堆厂房的管道三维布置图。

一个地坑、喷淋泵和地坑的连接管线以及喷淋泵和换料水箱的连接管线。两个系列的共用部分有:化学添加剂系统, 包括一个贮存箱和一台混合泵;与换料水箱相连接的喷射器试验管线;换料水箱。

五、布置设计的相关要求

(一) 实体隔离。

安全壳喷淋系统属专设安全设施, 它的设计基于2×100%的设计准则。因此, 本系统的两个系列 (A和B) 要进行实体隔离。泵和热交换器分成两个系列安装在与反应堆厂房相连的厂房内, 以便减少由于一回路流体再循环回路破裂而产生的泄漏。

(二) 防水淹。

为应对喷淋系统再循环回路泄漏的情况, 在厂房内应为喷淋系统设置集水坑及排水沟, 并考虑合适的坡度以便收集系统的泄漏。防水淹的设备主要有:泵的电机及轴承、电动阀门的执行机构、远传信号仪表以及电机房间的通风系统。

(三) 安全和运行方面的要求。

1. 管道破裂、飞射物及其它灾害。

本系统不存在高能部分, 故不必考虑管道破裂事故。本系统可能产生飞射物的部分主要是电动泵的旋转组件, 应防止其损伤相临的设备或部件。同时, 应防止其它系统及外部灾害对本系统可能造成的损害。

2. 在役检查。

布置设计中应充分考虑需在役检查部位的可达性和相应检验的可实施性。

3. 安全壳贯穿件及安全壳隔离阀。

贯穿件有1%的坡度, 坡向安全壳外部, 以便当进行密封试验时, 在安全壳内外两个隔离阀之间可排出液体。安全壳内设置一个可拆卸的管接头, 密封试验时装上管堵以保持安全壳隔离阀阀后压力。

再循环喷淋阶段, 从地坑吸水的每条管路上设置一个隔离阀, 整个吸水管连同阀门装在一个封闭罩内, 它对安全壳构成双重屏障。图2所示为安全壳喷淋系统地坑管道贯穿件剖面图;图3所示为阀门及其保护套图。

(四) 对设备和管道要求。

1. 泵。

为避免水淹, 将立式泵的电极安装在泵体上方;吸水管路和泵的设计应保证水泵需要的净正吸入压头, 有效的净正吸入压头应大于或等于泵最大流量时所需要的净正吸入压头;泵电机用设备冷却水冷却。

2. 穹顶喷嘴和喷淋环管的布置。

在穹顶喷淋管道的布置中, 主要考虑了以下设计原则:

(1) 安全功能的保证。将喷淋集管分为A、B两个系列, 两个系列具有100%的冗余度。考虑到单一故障原则, 在运行中只使用一个系列的喷淋管线就能保证安全功能。

(2) 喷淋供水的保证。在反应堆厂房内穹顶处, 每一喷淋系列分成两条管线, 其中每条管线向其所属的环形喷淋集管供水, 每个环形集管由径向相对的两点供水, 四组环形喷淋集管以反应堆厂房中心线为中心来布置, 并用支吊架固定在穹顶上。

(3) 喷淋效果的保证。喷淋环管的数量和喷嘴在环管上的布置保证对安全壳的有效喷淋体积为最大。四个环管布置在尽可能高的位置, 以提供最大的下落高度;喷头的安装有多种不同的型式;喷嘴的方向和间距应保证对安全壳内有最大的覆盖率;喷雾应尽可能均匀, 尽可能避免有喷洒不到的任何区域;以保证喷淋效果, 满足系统安全功能。

(4) 试验检查的要求。整个安全壳喷淋系统在反应堆厂房安装完毕后, 要进行严格的水压、气压试验, 以检验管道的密封性和喷头的畅通性。因此在布置设计上, 喷头不是直接焊接在喷管上, 而是用螺纹连接。水压试验前, 把喷头取下, 用螺纹管帽堵上锥螺纹管嘴。水压试验合格后, 将螺纹管帽取下, 装上喷头进行喷头畅通性试验。另外根据定期试验原则, 穹顶的喷淋环管及喷嘴应是可接近的, 可利用环吊上的爬梯来进行维修。

3. 化学添加剂箱和喷射器。

喷射器应靠近喷淋泵出口, 吸入管 (从化学添加剂箱到喷射器入口的管道) 应尽可能短以减少压头损失。喷射器的吸入管应充满液体, 其标高应与化学添加剂箱底标高相同或略低。

4. 设备布置和管道走向。

在进行设备及管道布置时, 应考虑以下的有关要求:布置在安全壳内的所有设备应能承受正常及事故工况下的环境条件;安全壳地坑应设置地坑过滤器以避免喷淋系统堵塞;管道应有适当的坡度, 并在高点设排气口以免在泵内产生气蚀。

5. 阀门。

安全壳隔离阀应布置在尽可能靠近安全壳的地方。电动阀的操纵机构应位于事故情况下易于接近的地方。

六、结语

核电站安全壳 篇5

（2011年）

为了认真贯彻落实全国、省、市、县安全生产工作会议精神，进一步加强我站的安全生产工作，有效预防和减少各类安全事故，切实保障全站干部职工生命财产安全，根据《2011年水务系统安全生产活动工作方案》的安排部署，结合本站工作实际，特制定本方案。

一、指导思想

以党的十七大精神为指导，以科学发展观统领全局，坚持以人为本，安全发展的指导原则和“安全第一、预防为主、综合治理”的方针，以抓安全、保生产、促和谐为目标，以开展“安全生产年”活动为主线，号召全站上下都来关注安全，参与安全，重视安全。推动企业安全生产工作又好又快进展。

二、工作目标

进一步强化全体干部职工安全意识和责任意识，不断探索和创新企业安全生产管理的新经验、新方法，将安全理念真正从“要我安全”转变到“我要安全”和“我会安全”上来，深刻理解作为企业要向安全要效益，向安全要稳定，向安全要生命的重要性。

产的法律法规，不断强化干部职工的安全意识、责任意识和自我保护意识。

3、按要求积极参加县安监局和县电力局组织的干部职工安全生产知识培训，重点加强对特殊工种人员的培训，力争全站特种作业人员持证上岗率达100％。

4、通过下发安全通知书、签订安全供用电合同、召开自供区供安全用电座谈会和派专人跟踪督促等手段，对自供区各村组用电户进行安全生产知识的宣传教育，引导他们参与安全、重视安全、切实提高村民及各用电户的安全预防和保护意识，维护一个稳定正常的安全生产秩序。

5、要严格实行强制性全员安全教育制度，通过采取组织职工学习和考试等方法，强化职工安全意识，提高职工安全技能。同时加强企业安全生产交流，宣传推广安全管理的先进经验和做法，提升企业安全管理水平，夯实安全生产基础。

(二)积极开展安全隐患排查活动

结合电站实际，对每一个岗位、每一台设施、每一个部位、每一个环节开展“拉网式”检查，切实把隐患排查工作做深、做细、做实。做到排查不留盲区、不留死角、不走过场。具体排查内容包括：

1、安全生产法律法规、规章制度、安全技术操作规程和发电运行操作规程存在的纰漏、盲区及制度规程贯彻执行

整改不放手，做到责任、措施、资金、预案、时间“五个落实”，确保隐患及时整改到位。对查出而未整改彻底的重大隐患要严格按照谁主管、谁负责的原则，加大落实力度，确保资金投入，加快整改进度，及时跟踪落实。在“安全生产年”活动期间，在总结以往经验的基础上，全站上下要坚持做好以下工作：

1、每月进行一次设备运行大检查，对查出的隐患定时、定人整改。并建立台帐，实行签字制、整改制和责任制。对一些小问题做到早发现、早处理，以免酿成大事故，对隐患点和薄弱环节加强巡视重点监控。

2、对输电线路实行每月定期巡查一次的制度，在多雨多水时还要进行多次复查，并建立线路巡查台帐，实行谁检查、谁签字、谁负责的制度，以保证线路的安全稳定运行。

3、对职工的各类不安全行为进行排查，除了要求职工要严格遵守单位的安全制度和操作规程外，还重点对职工下班骑摩托车等行为进行认真督促检查，要求站领导谁给职工请假，由谁负责督促检查职工是否酒后驾车，是否无照驾车，是否不戴头盔驾车等不安全行为。夏季发电运行期间，我们规定全体职工一律不允许喝酒，并重点加强对酒后上班行为的监督检查，制定严格的处罚制度，从根本上杜绝职工因喝酒而导致引发的一切事故。尽量从各个环节把住人员的安全关。

作中都要时刻以安全为主，以创新的理念和创新的做法来面对安全和重视安全的氛围。

六、方法步骤

按照县局的安排部署，“安全生产年”具体活动分三个阶段进行：

第一阶段，准备启动阶段。5月10日至5月31日，根据《2011年水务系统安全生产活动工作方案》的要求，结合电站的实际，制定《2011年瓦房城水电站安全生产活动工作方案》，积极动员，营造氛围做好活动的各项准备工作。

第二阶段，全面实施阶段，6月至l1月，结合本站工作实际，按照方案要求积极有效地开展活动。

第三阶段，总结阶段，l2月组织职工对2011年安全生产活动认真进行总结。

七、活动要求

1、加强领导，精心组织。从实践“三个代表”重要思想和落实科学发展观的高度，本着对职工和单位财产高度负责的精神，使“三项行动”和“三项建设”切实取得实效。要以此次活动为契机，加强安全生产管理，逐级落实责任，加大隐患排查和整改力度，加大宣传教育投入，广泛开展安全生产宣传和咨询活动。

中国发展核电安全吗？ 篇6

在此之前，12月5日，中国自主三代核电技术ACP1000在维也纳通过了国际原子能机构（IAEA）反应堆通用设计审查（GRSR）。“华龙一号”正属于此三代核电机型。

“高铁这波热潮过去后，就轮到核电了。”在几家机构进行的核电业联合调研中，信达证券能源行业研究员路文韬如是说。路文韬所指系核电项目出口。而12月11日，国家能源局局长吴新雄在长三角区域大气污染防治協作小组第二次会议上表示，要大力实施煤电节能减排升级改造行动计划。能源局支持长三角区域新能源和可再生能源发展。在核电示范工程成功的基础上，积极支持长三角区域发展核电。一样是并网输电，未来我们将使用到更多的核电。

那么，中国的核电科技水平到底如何？在日本福岛核电站事故引起全球反响之后，中国发展核电安全吗？

30年发展出两代核电

从1984年秦山核电站破土动工算起，到2014年，中国已走过30年核电发展之路。比之人类最早的核电站——苏联于1954年建造的奥布宁斯克城核电站，中国起步晚了30年。当秦山核电站立项之时，奥布宁斯克城核电站所使用的第一代技术，早已淘汰。秦山核电站一期、二期、三期工程，乃至后来位于海南的大亚湾核电站，虽然装机容量成倍扩大，都是采用的第二代核电技术——压水堆。

就数量来说，公开资料显示，全球现役核电机组已超400台，除浙江三门以外，几乎全部采用二代技术。中国大陆运行的核电站刚刚达到20多台。但是全球在建核电机组中，中国却占了大约一半，达到近30台，总装机容量近3000万千瓦。中国核建股份公司副总裁、总工程师庄火林更是透露：“目前中国核建已经具备同时建造40台核电机组的能力，拥有包括能完成多种堆型核电建造技术，并拥有自主知识产权和先进技术，也能建成多种规格的商用核电站。同时，完成了拥有7个大类、38个子类，总共310子项的核电建造的标准化系统，而制造、设计能力也达到了国际标准。”

何谓“达到国际标准”？其实就是“中国自主三代核电技术通过国际原子能机构反应堆通用设计审查”，这也标志着中国自主核电系统跻身第三代核电站俱乐部。此前，美、法两国在核电技术领域保持领先，而新建成的所谓第三代核电站，恰恰就在中国。按照中国国家环保部核安全和环境专家委员会委员林诚格的说法：“中国在浙江三门所建AP1000核电站机组，第一台在2013年并网运行。这是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。”不过，位于三门的AP1000核电站机组，恰恰系国家核电技术公司与美国西屋公司技术合作的产物。

中国核电，经过30年发展出两代核电机组，成功成为核电领域先进国家。

福岛之后未停下脚步

12月9日，作为自民党总裁的日本首相安倍晋三，从福岛县赶到了埼玉县的大宫车站进行街头演说，为日本众议院选举自民党候选人拉票。安倍于此表示：“虽然安全第一，但提供低廉稳定的能源对于保障国民生活和大家的就业而言是必须的。”这被媒体解读为日本重启核电站项目。

众所周知，日本福岛核电站自2011年以来，经历了多次核泄漏。最初是天灾——2011年3月11日的9级地震和随后于4月11日发生的7.1级余震;之后是人祸——2013年10月9日，福岛第一核电站工作人员因误操作导致约7吨污水泄漏，设备附近的6名工作人员遭到污水喷淋，受到辐射污染。

福岛核事故之后，中国核电专家耿平生在接受媒体采访时曾表示：“中国核电站不可能出福岛核事故。”原因是——日本福岛第一核电站采用的是早期二代技术，而中国核电站采用的是改进型二代以上的技术标准，遇上7级地震时可以正常工作，8级地震能够自动停堆。另一方面，在选址上，中国核电站绝不可能造在地震带上。

尽管如此，2011年福岛核电站事故后，中国政府依然暂停审批核电项目，并在全国开展核电领域安全系统检查，同时对在运核电机组进行了技术安全改进。然而，中国并未停下核电发展的脚步。《新民周刊》记者从上海电气核电设备公司了解到，2011年12月20日，全球首台AP1000机组三门1号的稳压器即完工发运;随后，2011年12月28日，上海电气首台百万千瓦级压力容器完工发运，至此上核公司形成了30万、60万至100万压水堆成套核岛主设备产品供货;2012年初，方家山核电一期工程第一台百万千瓦级蒸发器完工发运。2013年以来，诸如台山核电2号机组的2台法国三代核电技术EPR蒸汽发生器顺利交付，首次承制由中国核动力研究设计院分包采购的核岛主设备海南昌江一号机组压力容器顺利验收发运等，按部就班循序渐进。在2013年上核主要质量指标完成情况表上，清晰地显示出，诸如水压实验一次合格率、产品一次交付合格率等十多个项目全部达标。完成了17项重大科研项目。

未来需要更加安全的核电站 篇7

(1) 被动式冷却系统受追捧。

在出现天灾或者人祸时, “第三代加强型”核电设计模式安全系统就会自动开始工作, 不需要人力, 甚至不需要电力。第三代加强型核电站包括一些高科技电站设计, 其中许多设计方案仍在等待管理部门的审批。其他一些设计方案, 比如法国阿海珐公司“进化动力反应堆 (EPR) ”和美国西屋电气公司的AP1000反应堆 (两者都是压水反应堆) 则已经在建造当中。新的反应堆设计使用所谓的“被动式冷却”系统来去除反应堆热量, 可以在不需要外部干扰的情况下, 保证核反应堆的安全性。

(2) 小型模块式反应堆更安全。

真正安全、可靠的核电要求反应堆堆芯不能熔化, 这意味着核电站的规模会缩小而不是增大。今后可能会依赖很多小一些的、分布式的核电站, 即小型模块式反应堆, 这些小型模块式反应堆能生产100～200MW的电力, 大约是目前美国许多核反应堆产能的1/5, 但体积只有1/10, 这些更小的电站可位于主电网之外, 给农村的用户供电。这些反应堆不会将过多热量集中在一个地方, 过多的热量将散入空气中, 因此, 不需要采用主动式冷却系统来对它们进行冷却。另外, 这种反应堆拥有的核燃料也少, 它们所产生的热量 (减少冷却系统的需要) 和放射性也更小。

(3) 第四代核电站方兴未艾。

中国核电站运行安全性分析 篇8

随着经济的发展,工业化水平的飞速提高,中国对电力的需求急剧膨胀,电力总装机容量以每年新增近108k W的速度增长。中国发电机组以火力发电机组为主,这是由中国的能源矿产资源结构决定的[1]。火力发电依靠煤炭燃烧释放的热量加热循环工质,从而推动汽轮机做功产生电能。可是,煤炭在燃烧的过程中会产生大量的CO2等温室气体和其它有害重金属,对生态环境造成伤害。核能作为一种高效、清洁的能源对缓解供电紧张、保护环境都有着良好的效果。但是,核能燃料具有高放射性,核电站能否安全运行关系到核电发展的前途与未来。

1 中国核能发展与现状

中国作为世界第二大经济体,能源需求旺盛,核能作为一种新型高能量密度能源非常适合中国目前的能源现状。中国历届政府都高度重视核能这种高效能源的发展。从新中国建国初期就对中国的铀矿资源进行勘探开采。新中国原子能工业在宋任穷、钱学森等学者的不懈努力下经历了从无到有从小到大的发展历程。

1.1 中国核工业技术

中国核工业起步较晚,但经过几代人的不懈努力,中国核工业水平和核发达国家的差距已经大幅减小。在核能军用方面,1964年中国成功地爆炸了第1颗原子弹,1967年又成功地爆炸了第1颗氢弹,1971年中国第1艘核动力潜艇在海军正式服役。为满足中国军用、民用核原料的需求,实现中国核电独立自主的发展。中国已经建立起具有足够供应能力的和原料生产基地。使中国的核电站原料供应得到保障。在核电站机组建设方面,中国已经具备了独立设计、自主建造、全面依靠本国科研人员调试运行核电站的能力[2]。

1.2 中国核电站发展情况

自从中国的第一个自主建设开发的核电站———秦山核电站于1985年开始建设以来,经历了27年的发展,中国核电产业已有了长足发展。中国的核电站建成和已经开始建设核电机组数达到14台,总装机容量为143.5 MW。在政府的相关法规的指导下,一大批核电企业蓬勃发展,中国广东核电、5大发电集团都开始了核电站的建设工作。但是,中国前期在核电站技术引进方面混乱,法国和美国的核电机组都有引进,对将来第3代核电站核心技术国产化有一定影响。

2 核电站运行安全

核电站之所以被称为核电站而区别于火电站,就是因为核电站是以核原料为能源,从核裂变反应中获得能量。那么核电站辐射么?核电站肯定是有辐射的,但是辐射是用多少来衡量的。目前全球每人平均每天受到2.4 m Sv的辐射量,这个程度的辐射是安全的,人体不会受到任何影响。但是,如果辐射量一旦超过某一数值人体就会受到核辐射的危害。

2.1 核电站的一般安全措施

二次世界大战期间,核武器展现出来了巨大的破坏力,人们认识到核电的利用必须是在安全的前提下进行。总体上来讲,一般核电站共设有五层安全防护结构,防止核泄漏造成危害。

在反应堆内进行反应的核原料是经过烧结的,形成了更为紧贴的陶瓷颗粒,形成第1道安全结构。在反应时将核燃料装在燃料棒内,通过控制燃料棒的接触部分的多少来控制核反应的强度。核棒外壳就是第2层安全结构。燃料棒构成了封闭结构,外壳由特殊材料制成。为保证核岛内介质循环压力,在核岛外还设有压力壳,以及外层很厚的的金属外壳,混凝土外壳分别构成了第三、四、五道安全结构。

这5项结构就构成了核电站最基本的安全防护措施。当然在核电站设计时还有很多安全防护措施,例如,核岛与发电部分的分离,事故发生时介质的循环冷却等等。另外,核电站合理运行,加强核电站管理,提高运行人员的素质也是保证核电站安全的重要部分。

3 中国如何对待核电发展

经过几代人的努力中国已经具备了大规模合理、安全应用核能发电的实力。中国作为世界第二大经济体,需要大量的能源,然而中国能源储备匮乏,一次能源人均消费量远远低于美国,而且中国能源地理分布不均,需长途运输。所以从基本国情出发中国需要发展核电解决中国的能源问题。

起步于20世纪80年代的中国核电在2003年正式被纳入国家电力发展计划,2005年国务院总理温家宝作出重要指示:调整能源结构,积极推进核电发展[3]。经过20年的探索,中国明确了发展核电的需要与决心。2009年福岛核电站事故,为世界各国核电发展敲响了警钟,同时对中国的核电发展造成了巨大的冲击。

安全发展核电是中国发展核电的方针,在经过一轮安全检查之后,确保中国核电站建设没有危险隐患之后,中国核电发展理性提速。

4 结语

中国核电经过几代人的努力,在技术上已经取得了不小的成就。中国核电站的发展于建设一直在国家的合理监督之下。积极核电发展,安全理性提速,是中国核电的发展方针。中国核电产业应该努力完善核电技术,保证核电站安全运行。在发展硬性技术层面的同时,核电企业一定要注重核电员工的安全意识,提高操作人员的素质水平,杜绝因人为因素造成安全事故。在核电站发展的过程中,要积极完善操作规程,争取早日完成一份合理、先进、可行的安全操作规程。中国核电的发展一定要以安全为首要任务,合理发展核电。

参考文献

[1]包路林,郭勇.对北京市发电机组能考核工作的建[J].节能与环保,2008(11):24-26.

[2]赵志祥.加快发展分散式小型核电[J].中国核工业,2009(3):50.

核电站安全壳 篇9

1 核电站土石方爆破的危险

随着社会经济的发展, 人们对电能的需求也是越来越多, 创新电力生产的模式成为了缓解发电厂运营压力的主要措施[1]。核电站作为一种新兴地近代电能产出的技术项目, 其主要是利用核分解、融合的过程中所释放出来的能量来保证电能的有效供应。

1.1 土石方工程爆破技术介绍

核电站的建设过程中的一个十分重要的内容就是土石方的爆破, 这一个环节具有明显的优点以及缺点。优点:土石方爆破可以帮助核电站的建设场地快速的形成, 并且可以合理利用土地资源。其通过对产地的面积进行开发以及利用, 可以提供一个相对安全、可靠的核电生产环境[2]。缺点:土石方的爆破是一种相对来说危险系数较高工作内容, 其稍有不注意, 就可能导致许多的安全事故。除此之外, 土石方的爆破对于施工单位作业的质量要求十分严格, 并且其现场的管理体系以及制度的漏洞往往会导致质量、效率、安全的方面出现许多的问题。

1.2 土石方爆破技术的危险性

爆破工作作为核电站前期工程的一项不可或缺的项目, 其自身具有的危险系数高的特点受到了施工单位的重视, 其危险性主要表现在如下的方面:

(1) 震动。在爆炸的瞬间会产生巨大的冲击力, 从而引起强烈的震动。震动主要包括地表以及空间两个方面。地表的震动容易使得原来的土石方炸裂, 从而导致地质土、岩石的结构的完整性收到损害;空间的震动主要指的是经爆炸产生的空气的冲击波对于周围的建筑造成了震动, 类似于墙体的开裂、玻璃被击碎等。除此之外, 还会对新浇筑的混凝土结构的牢固性产生一定的影响[3]。

(2) 飞石。在炸药爆炸的时候会产生强烈的冲击, 可以在瞬间击穿巨大的土方石块, 碎石飞出也会常常出现。通常情况下, 碎石飞出的距离如果在一定的范围之内, 则其一般不会造成伤亡, 但是一旦超出相应的距离, 就极其容易导致伤害。类似于碎石对于周围车辆、行人以及设备的伤害等。

(3) 污染。污染是土方石爆破中产生的最大的危险, 其可以造成的污染形式也是非常的多样。1噪声的污染, 在爆破的瞬间可以达到100~150d B;2粉尘的污染, 许多的颗粒物扩撒到了空气之中, 这就破坏了环境的指标;3气体的污染, 除了噪音以及粉尘的污染之外, 有毒的气体也会对空气产生一定的污染。

2 土石方爆破的类别

核电站在我国并不多见, 已经建成的核电站也以中、小规模为主, 而且只有少数的大型核电站可以投入生产。运用不同的分类方法, 我们可以将土石方的爆破分成不同的类别。

2.1 按照炮孔的深度进行划分

(1) 裸露爆破。这种爆破方式不需要进行打孔, 可以直接将炸药放置在需被破碎岩石的凹槽内部, 并且插上雷管之后可以直接进行爆破工作。这种方式快速、简单, 但是却只是适合小范围爆破作业, 并且该方式爆破时产生的冲击破相对较大, 不安全, 目前的施工中一般不采用这种方式。

(2) 浅孔爆破。炮孔的深度小于5m, 并且孔径大于50mm。

(3) 深孔爆破。炮孔的深度大于5m, 炮孔的直径大于50mm。

2.2 按照光面、炮孔的响应次序来划分

根据这种指标, 我们可以将土石方爆破分成如下的几个部分:

(1) 光面爆破。我们在开挖的时候需要按照设计的要求进行开挖以及钻孔等作业, 如图1。我们在主开挖区爆破之后再进行起爆作业, 放置炸弹, 这样才能够保证墙壁实现较为平整的爆破。

(2) 预裂爆破。这种爆破方式主要在岩体的轮廓线上炮眼的地方使用不耦合的装炸药技术使其早于其他的炮眼产生爆破, 并且可以形成连通的裂缝式控制爆破的技术, 这种爆破的方式通常在边坡、沟槽的地方使用。

3 土石方爆破的安全控制

按照炮孔的深度, 较为大型的核电站在进行土石方爆破的时候一般都会采用深孔爆破的方式。考虑到钻孔机械设备的性能的优化, 施工单位在对深孔爆破的技术的熟练掌握上还需要注意爆破的安全性能以及爆破的质量问题。

3.1 安全的控制

深孔爆破方法的具体内容主要表现在:防护方面, 我们可以设置相应的防护网来构成一道屏障, 这样可以避免爆破时飞石所引起的安全事故;加固方面, 对于周围那些不需要爆破的土石方我们需要进行加固处理或者及时清除, 这样可以增强其抗震能力;检测方面, 我们在设置检测系统的同时, 需要设置监控爆破的效果, 来保证爆破的安全。

3.2 质量的控制

在进行施工作业之前, 我们需要对爆破的现场进行勘察。做好人员、设备、工艺的协调以及配合。在施工的过程中, 我们还需要强化对于爆破的管理, 落实好各项任务, 规范好操作的流程。同时, 我们还需要配备较为专业的人员进行清理和检查, 必要的时候, 重新进行爆破。

4 结束语

总之, 核电站经过一段时间的发展, 在技术、人员等各项条件都成熟的情况下, 迈开了扩大规模的脚步, “高效益、高产能、高收益”成为了核电站未来发展的目标。尤其是目前情况下, 施工单位应该结合具体的情况, 选择合适的爆破方式, 保证爆破的安全以及质量, 为核电站的发展做好保障。

摘要：核电站的土石方工程的爆破主要目的是为了提供建设的场地而进行的平整工作, 其在某种程度上可以促进核电站的建设工程有序的开展。土石方的爆破是核电站工程建设前期的主要内容, 也是整个工程的质量以及安全控制的重点工作。所以, 这就需要施工单位精通各种常见的爆破方式, 并且将核电站的工程建设进行有机的结合, 选择合适的爆破模式。

关键词：核电站,扩建工程,土石方爆破,安全控制

参考文献

[1]韩文红, 徐全军, 温尊礼, 姜楠, 李志龙.核电站扩建工程基坑开挖爆破振动安全控制[J].探矿工程 (岩土钻掘工程) , 2011, (6) :70-72.

[2]赵恩让, 胡胜利.田湾核电站扩建工程土石方爆破安全控制[J].电力安全技术, 2011, (11) :13-15.

核电站安全壳 篇10

核电站的年度换料大修是整个电站的一项重要生产活动。针对核安全控制的三大功能, 反应性控制、堆芯冷却和放射性物质的包容而言, 机组在大修期间的核安全风险同功率运行相比一点也没有降低。相反, 在大修期间由于大量核安全相关设备因为检修而退出运行, 安全保障系统不可用, 在发生事故时, 操纵员可以动用的对策手段也相对较少, 所以大修期间机组核安全风险应引起足够的重视。

1 换料大修核安全风险分析

大修期间, 由于有大量的设备退出运行进行检修, 安全保障系统不像功率运行期间那么完整, 万一发生事故, 操纵员可以动用的对策手段少。因此, 有必要对机组换料大修期间的核安全风险进行全面地分析, 提出应对措施。归纳起来, 大修期间的核安全风险可分为系统设备方面的, 如:误稀释、误提棒造成意外临界、余热排出系统故障使燃料组件失去冷却、操作不当造成燃料组件意外损坏、电源保障及安全壳的完整性等;人因管理方面的, 如:大修计划、人员培训、文件控制、经验反馈等。

1.1 系统设备方面存在的风险

1.1.1 反应性控制

就反应性控制而言, 尽管大修时反应堆处于次临界状态, 自持链式反应已经终止, 然而在此阶段发生误稀释、意外临界的风险相当大。此时控制棒可能全部插入堆芯, 防止误稀释的手段相对较少, 而且反应堆处于次临界状态, 与功率运行时相比发现和探测到误稀释的难度增加。在功率运行时若发生误稀释, 一回路平均温度马上会变化, 用于一回路平均温度控制的调节棒组立刻会有响应, 而随后△I会变化, 对于这一系列变化容易被反应堆操纵员所发现和做出正确判断。然而在次临界状态下, 发现和探测到误稀释的手段相对较少, 只有通过源量程中子通量和一回路硼浓度的变化来发现可能的误稀释, 而一旦发现, 时间也较晚, 而且在大修时系统和设备的状态多变, 进行水传输的机会较多, 操作频繁, 发生人因失误的几率也大为增加, 因此发生误稀释的几率也相对较大。典型的风险包括:探测硼稀释手段 (一回路取样, 在线分析和源量程探测器的计数) 失效, 行政隔离控制和计划安排不当引起意外硼稀释, 无多重的硼补给管线可用以响应硼稀释事件, 未定期校验停堆裕量等。

1.1.2 堆芯冷却

就堆芯冷却而言, 在大修期间尽管自持链式裂变反应已经终止, 然而堆芯中有大量的剩余释热需要有效地导出, 否则将聚集从而导致燃料元件损坏。同时大修过程中由于需要检修 (机械或电气检修) , 可能导致燃料组件只有一列冷源, 增加燃料元件失去冷却的几率。典型的风险包括大修计划未考虑失去乏燃料水池冷却的纵深防御措施, 导致乏燃料水池失去冷却, 或在高衰变热或低水装量期间, 安排对余热排出系统进行检修, 使余热排出系统不可用;阀门误操作, 不可控地改变一回路流道, 导致一回路水装量快速丧失;反应堆水池充水前, 未对水池密封、蒸汽发生器堵板和其它接管堵板等进行检查或安装后试验, 导致出现水装量泄漏等。

1.1.3 放射性包容

对于放射性物质的包容而言, 在大修期间, 核安全三道屏障不一定完整, 燃料组件可能在堆芯, 也可能在核燃料厂房, 而在燃料组件的装卸料的过程中, 燃料组件损坏的可能性也较大, 而作为第二道屏障的一回路压力边界也开启, 第三道屏障安全壳存在失效可能, 所以一旦发生放射性物质泄漏, 其中部分安全屏障不可用, 其后果可能造成放射性物质直接向环境排放。

安全壳在大修的某些阶段需要密封, 以限制放射性物质未受监督的释放。如果安全壳的人员闸门和设备闸门以及与大气相连的贯穿件在反应堆开盖、装卸料操作期间以及电源不可用时不能保持关闭状态, 则风险会大大提高。

1.1.4 电源保障

在停堆状态下, 交流电源维持堆芯和乏燃料水池的冷却, 并把衰变热传输到热阱中;使安全壳保持完整, 并支持其它重要辅助功能等。经验表明, 核电厂很多事件与人员差错引起重要系统失电有关, 如大修计划未能提供冗余的交流电源;停堆期间安全相关重要系统的交流和直流电源未得到保证;对失电引起的事件处理经验欠缺等。

典型的风险包括在开关站、变压器和电气设备上进行相关检修工作时未安装警告信号或采取实体屏障;在多路电源停役的情况下在电厂唯一厂外电源的动力线路和变压器上进行维修活动;主电源可用但相应的控制电源失效同样导致核安全相关设备不可用等。

1.2 人因和管理上的风险

从人因和行政管理上, 电厂存在的核安全风险主要涉及大修计划、人员培训、文件控制、经验反馈等。大修中电厂内的工作人员数量很多, 包括大量的承包商人员, 而人总是要犯错误的, 特别是在大量的操作过程中。因此, 事先计划不充分、文件包准备不足、培训不足、时间的压力、任务的压力等都可能成为风险源。

2 换料大修核安全监督对策管理

2.1 机组状态控制与核安全委员会会议

为保证换料大修期间机组核安全状态满足运行技术规格书的要求, 秦山第二核电厂设有动态控制点程序DHP和静态控制点程序SHP。DHP规程在状态转换前进行检查, SHP规程是反应堆停留在某一状态时进行检查, 保证机组系统和设备的配置满足运行技术规格书的要求。

根据技术规格书要求, 共设置了12个动态控制点, 其中只有PT9DHP011是为正常运行时出现反应堆紧急停闭后再启动之用外, 其余均作为换料大修过程的控制点。

为了保证换料大修机组在整个换料大修过程中的安全全面受控, 评价换料大修过程中的各项安全相关的活动, 在大修过程中的几个关键点, 如:卸料前、装料前和临界前设置了核安全委员会 (电厂核安全委员会) 会议来进行评估。另外在大修期间也可以应某位委员或大修经理的要求针对某一问题召开专题会议。

2.2 大修计划和关键路径控制

事实证明, 应至少提前一年准备大修计划, 大修计划要得到各方人员的支持, 以保证系统可利用率符合管理层的核安全期望值、程序要求和运行技术规格书要求。大修计划要结合以往大修的经验教训进行制订和优化, 好的大修进度计划可准确到小时而且不需要经常修改, 不但总进度误差小, 各分项目的进度计划误差也要求尽量做到很小。

隔离窗口或大修里程碑已证明在制订大修总体进度计划时是很有用的。隔离窗口的大小和组成由系统满足停堆安全要求而定, 隔离窗口或大修里程碑计划是一种进度安排的技巧, 在一台设备或一个系统通道上安排的维修、在役检查和试验工作被安排在大修中的某个时间段进行。例如:在大修某个时间段内安排应急柴油发电机 (EDG) 退出运行, 在此系统窗口中同时安排由EDG供电的安全设备的维修或试验。这样可保证在隔离窗口或里程碑终点前可安排品质再鉴定和功能再鉴定, 而不至于将所有试验拖延到大修近结束时进行, 有效地保证大修计划的完成。

根据国际上的运行经验, 单靠严格地遵守运行技术规格书的要求也许不能完全保证大修期间的安全裕量。因此, 在进度计划制订期间, 应明确规定大修期间必须确保安全功能可用的系统, 如衰变热的导出、中子监测、维持停堆裕度、反应堆系统水位监测和控制、正常和备用电源、对人员安全必要的系统和部件以及安全壳完整性要求、冷却水的可利用性等。

2.3 减少人因失误

根据统计, 大修中人因事件的比例比非大修时期要高出三十个百分点。因此大修中人因事件的预防是防范事件发生的重中之重。此外根据以往的大修经验, 在连续进行的两次大修中, 后一次大修的人因事件数一般会少于前一次大修, 这主要是因为与前一次大修相比较, 后一次大修的参加人员无论是从精神状态还是熟练程度上都有所增强。这一规律性的现象也说明减少大修中的人因运行事件是有规律可循的。秦山第二核电厂大修期间减少人因失误的方法有:

(1) 增加工作的主动性。大修期间工作很忙, 但在组织实施各项工作时, 采取积极主动的心态将比消极完成计划任务得到事半功倍的效果。如:操纵员在工作闲暇时熟悉下一步的工作内容和运行文件;现场人员在接到工作文件后先分析工作量与风险点;工作完成后核实工作质量;闲暇时主动巡检等都将有效地防止运行事件的发生。

(2) 正视放射性伤害问题。秦山第二核电厂所发生的许多事件都与运行人员害怕照射剂量有关, 部分工作人员害怕进入高放区;在高放区内操作时紧张, 操作完毕后不检查或验证就离开现场, 这往往为后续操作埋下隐患。因此我们必须正视这个问题, 并应当树立这样一个理念, 即操作中由于操作精细到位而多受一点剂量, 实际上比后续返工可以少受许多不必要的剂量。

(3) 正视进度与安全的关系。大修工作已经基本上达到标准化、程序化, 只要每一个环节都不抢、不推, 都能够保质足量完成的话, 运行事件的发生几率将大大降低, 大修进度也可以得到保证。

(4) 增加工作的独立性。在大修中应当极力避免跨班作业, 运行值在接班后应当尽快分解工作任务, 合理分配人力, 保证工作量大的工作优先进行, 在交班前至少要将手头的工作完成一个阶段后再交班。

(5) 养成相互交流的工作习惯。相互交流的工作习惯不仅仅是口头通知或电子邮件, 还包括良好的日志记录、完整的规程执行记录以及良好的各种相关文件 (如化学取样单) 等。相互交流的工作习惯不仅仅是工作前的风险分析和工作后的汇报, 而且包括工作过程中的异常点分析、工作文件的缺陷记录以及异常问题的处理记录等等。这种工作习惯要在工作中不断的自觉培养, 同时辅之以一些引导性的奖惩措施, 相信会对工作带来好的反馈结果。

2.4 大修培训管理

大修核安全有关的培训应着重注意余热排出、厂外电源、反应堆冷却剂装量、燃料池的装量和反应性控制或停堆裕量事件以及低水位运行和为防止意外硼稀释方面的培训。外部运行经验应反映到培训中去, 特别是对非经常工作和关键项目, 应考虑给予专门的培训, 并采用班前会进行复习。电厂人员, 包括承包商和其它临时指派去支持大修的人员, 需要进行大修核安全方面的培训。他们应了解纵深防御的概念, 在大修期间提供纵深防御的系统或部件以及风险预防或限制措施。应使培训人员了解停堆工况下堆芯毁损的潜在危险和事件的潜在后果。培训中应强调怎样去避免这些事件, 并包括停堆期间可能发生事件的响应措施。

2.5 大修经验反馈应用

换料大修过程中的经验反馈工作重点在预防, 即大修过程中重要和关键活动事先的经验反馈。随着经验反馈信息的积累, 事先的经验反馈工作已经有很好的基础。也就是说, 通过对国际上其他电站和本电厂在以往多次大修中出现的人因失误及设备故障的研究, 特别是对人因失误特点的清楚了解, 结合大修计划中安排的关键路径上的生产活动, 提前将以往出现过的相关事件以及产生的影响, 以经验反馈日报的形式发出, 供相关工作人员参考和借鉴, 达到减少和预防事件发生的目的。大修期间的经验反馈应紧密结合大修里程碑和当日大修重要活动, 提醒昨日的经验和主要风险, 特别是历史上已出现过的事件、人因失误等, 这样更有效, 针对性强。

摘要：核电站的年度换料大修是整个电站的一项重要生产活动, 期间存在着较大的核安全风险。文章从反应性控制、堆芯冷却、放射性包容、电源保障以及人因管理等方面对换料大修机组核安全风险进行了分析, 并结合秦山第二核电厂多次换料大修的经验, 提出了防御风险的管理对策。

关键词：换料大修,核安全风险,核电站,对策

参考文献

[1]昝云龙.大亚湾核电站生产管理丛书—安全管理[M].北京:原子能出版社, 2002.

[2]昝云龙.大亚湾核电站生产管理丛书—运行管理[M].北京:原子能出版社, 2002.

[3]换料大修运行人员必读.秦山第二核电厂培训教材[S].2005.

核电站安全壳 篇11

2011年日本福岛核事故之后，全世界的目光再次聚焦核电安全。针对福岛核事故的经验反馈，大亚湾核电基地制订并完成了50余项福岛后安全改进行动，其中，核电站非能动应急高位冷却水源系统（简称“高位冷却水源系统”）的研发及其成功应用，提高了我国核电站应对极端自然灾害的能力，提升了核电站的安全性和可靠性，也标志着我国核电站安全水平迈上了一个新台阶。

2015年9月28日，中国电力企业联合会2014年度中国电力创新奖评选结果揭晓，高位冷却水源系统荣获“中国电力创新奖二等奖”。这一殊荣是对项目科技创新的高度肯定。

创新驱动发展，护航核电安全

高位冷却水源系统由大亚湾核电运营管理有限责任公司（简称“大亚湾运营公司”）牵头研制。作为我国核电行业第一家专业化的运营管理公司，该公司始终将安全视作核电站的生命线，“核安全高于一切”、“安全就是效益”的文化导向也早已深入大亚湾人的骨子里。自商运以来，大亚湾核电基地建立了一整套具有纵深防御特点的内部安全管理組织体系，从管理规程到执行规程，再到具体的技术规程和运行、维修、系统设备改造规程，完整覆盖了一座核电站的每一个生产管理环节，具体化为白纸黑字的文件就高达3万多份。

高位冷却水源系统正是剑指核电站运行安全的项目，也是核电行业首次系统考虑核电站应对超设计基准事故的薄弱环节分析和应对措施的项目。

该项目历时三年半，大亚湾运营公司与合作单位研发了一套在核电站现有冷却水源丧失事故状况下，能够为核电站提供备用应急冷却水的应急冷却水源系统。据专家介绍，在核电厂发生类似日本福岛超设计基准事故工况下，可通过应急冷却水源系统将高位水源储水以自然重力方式引入辅助给水系统或乏燃料冷却系统，对其进行非能动补水，实现反应堆和乏燃料的冷却，为电源恢复和最终热阱恢复争取时间，从而为反应堆和乏燃料水池的安全提供一条冗余的成功途径。

该系统的成功研发，大大提高了我国核电站应对极端自然灾害的能力，使得堆芯融毁事故从理论上降低到百万年一次的概率，放射性早期释放事故降低到千万年一次的概率，使得我国运营核电站具备三代堆型的安全特征，标志着我国核电站安全运行水平达到了一个全新的高度。

目前，该系统已在岭澳二期2号机建设完成示范工程建设，其中，高位水箱采用钢筋混凝土结构，可以抵御8级地震和台风飞射物的侵害；传输管线采用柔性设计和快速连接设计，具备快速响应、快速修复能力；高位水源储水量达5200立方米，可在极端自然灾害引起的事故工况下，满足堆芯、乏燃料水池超过3天的用水需求。

该项目的示范意义和应用价值也在持续凸显，目前，高位水源系统方案已确定将在辽宁红沿河5、6号机组得到推广应用；高位水源系统设计方案中的利用移动泵实现蒸发器注入方案、安全壳喷淋注入方案、乏池补水方案、换料（PTR）水箱补水方案、辅助给水系统（ASG）水箱补水方案等已经在中广核运行机组和在建机组上得到了应用；示范工程中移动柴油机泵为福岛事故后国内首台移动柴油机泵，已在核电行业得到了广泛的应用和推广。

大亚湾运营公司的安全文化早已渗透成为每位员工的行为习惯甚至生活方式。公司形成了以安全文化为核心的企业文化，不遗余力巩固“安全至上”、“一次把事情做好”、“按程序办事”等安全文化理念，为电站安全运营提供着源源不断的内生动力。

瞄准国际一流，坚守质量高标准

持续二十多年的安全生产业绩，是对大亚湾核电基地坚持技术创新、践行质量理念的最好佐证。质量是始终如一的零缺陷追求，是不断刷新的国际先进的数据记录。其中值得称道的是，截至2015年12月31日，岭澳核电站一期1号机组实现连续安全运行3598天，在全球64台同类型机组中排名第一；大亚湾核电站2号机组实现连续安全运行2482天，在全球64台同类型机组中排名第三。2015年法国电力公司举办的国际同类型核电机组年度安全业绩挑战赛中，公司荣获“能力因子”项目的第一名，公司已连续七年获得此项目的第一名。至此，公司在该安全业绩挑战赛中已累计获得32项次第一名。

对质量近乎苛刻的要求，带来了不断增长的效益。截至2015年12月31日，大亚湾核电站、岭澳核电站一期、岭澳核电站二期六台机组年度累计上网电量达453.78亿千瓦时，其中年度输港电量为117.42亿千瓦时。大亚湾核电基地累计商运上网电量达5730.92亿千瓦时，其中输送香港的电量累计已超2100亿千瓦时，达2120.19亿千瓦时，

输港电量占香港用电量的四分之一，也就是说每四户家庭就有一户使用大亚湾核电站的电，整个基地的上网电量约占广东省用电量的十分之一，清洁的能源为保障粤港两地经济社会发展注入了动力。

质量体现在不断的科技创新以及自主化努力。于1997年开建的岭澳核电站一期以大亚湾核电站为参考，进行了52项重要技术改进，实现了工程管理自主化、建筑安装施工自主化、调试和生产准备自主化，实现了部分设计自主化和部分设备制造国产化。最终，该工程不仅实现了30%的整体国产化率，更实现了可媲美国际同类核电站的先进水平。2002年11月，国际原子能机构（IAEA）对岭澳核电站一期进行运行前安全评审后，给予高度评价：“岭澳一期的大部分指标都可以与新的IAEA国际安全标准相媲美，其业绩将成为全球核工业界极有价值的参照”。

为进一步提高安全性和经济性，岭澳核电站二期于2005年开始主体工程的建设，研发建设人员实施了15项重要技术改进和40余项其它技术改进，其中包括采用数字化仪控和先进控制室、先进燃料组件、半速汽轮发电机组等，为我国研发具备自主知识产权的三代核电技术ACPR1000+打下坚实的基础。通过岭澳核电站二期的项目建设，大亚湾基本形成自主技术品牌核电站设计自主化和设备制造国产化能力，该项目也荣获了2012—2013年度国家优质投资项目特别奖。

质量还体现在低能耗和可持续发展。大亚湾核电基地各电站投运以来，放射性废气、废液年排放量远低于国家规定排放标准，放射性固体废物的年产生量低于设计标准。同时，核电作为清洁能源，还彰显了建设环境友好、资源节约型企业的要义。数据显示，与同等规模的燃煤电站相比，大亚湾核电基地六台百万千瓦级核电机组（按上网电量453.78亿千瓦时计算），2015年少消耗标煤约1480万吨，减少向环境排放：二氧化碳约3650万吨，二氧化硫约35万吨，氮氧化物约23万吨，相当于种植了约10万公顷森林。基于上述在环境保护方面的突出贡献，大亚湾核电基地入选了“中国美丽电厂”，并荣获“生态美”专项奖。

在质量面前，大亚湾核电基地从起步之初就高目标、严要求，“10个0”即是如此——零非计划停机停堆、主控室零报警、零泄漏、零误排放、零人员伤害、零内污染、零火灾、零燃料缺陷、零人员超年度辐射限值、零特许申请。

实现高起点起步后，大亚湾更是在创新中发展，在发展中创新，从“一长一短一高一低” （更长的燃料循环、更短的大修工期、更高的设备可靠性、更低的人因失误率）4个领域全面提升安全运营水平，实现软硬实力双驱动。

聚焦人因工程研究，追求“零缺陷”

国际范围内，核电站能够安全运行六十多年，与人因失误风险的预防和应对密不可分。大亚湾运营公司一直致力通过技术、管理和文化等多重手段，推行一系列防止人因失效的措施，力图从源头上遏制人的犯错“苗头”，追求“零缺陷”目标。

大亚湾运营公司建设了国内核电行业首家行为训练中心，每一位现场运行人都要在这里接受严格的岗前行为训练，通过实景演练来规范行为习惯。在大亚湾核电基地厂区，不少现场人员胸前挂着7张防人因失误工具卡，很多公共区域也时刻悬挂这些卡片，提醒员工在工作中对照执行。为了规范人的行为，公司还将规程覆盖到了每一个生产环节，在大亚湾，没有程序不能进行任何操作，从总经理到普通员工无一例外，“按程序办事”的文化深入人心。

核电站人因工程技术研究所，也是核电站安全运营的幕后英雄之一。服务于大亚湾核电基地的人因工程技术研究所（以下简称“研究所”）致力于研发智能化设施来自动采集、分析、整理人因事件相关数据，综合人因失误的特点，识别出目前机组潜在的人因失误陷阱，以有针对性地提出改进方案，并借由硬件（人机接口改进）与软件（防人因训练课程体系）的建设，有效减少人因失误风险，降低核电事故发生概率。

目前，研究所确立了四大研究方向：一是核電站人员生理、心理行为研究，二是核电站主控室人机接口研究，三是核电站人因事件分析与研究，四是核电站防人因训练场景研发。

天道酬勤。研究所充分利用大亚湾核电基地20多年的核电运营管理经验，依托现有培训设施及技术优势，已经交出了靓丽的研究成绩单：成功研发出M310、CPR1000机组人机接口改进方案设计与验证平台；完成了4套CPR1000机组SOP（标准化作业程序）及防人因研发平台研发；完成10余项人机接口改进方案的研究与验证，并建立人机接口改进方案研究标准流程；“防人因失误训练”标准课程体系成功在多个基地得到推广……

人因工程技术的研究意义重大，通过课题、项目的研究确立一整套的标准、体系，这将大大提升电厂安全管理水平，而随着后续项目成果在国内乃至国际范围的推广，其对核电安全生产的提升乃至核电产业发展所产生的战略意义将凸显放大。

随着国务院核准建设“华龙一号”，国内核电新项目将加速重启，我国核电“走出去”也将迈出更强有力的步伐。速度终有上限，安全永无止境。安全之余核电发展，将始终是无条件坚守的底线。大亚湾核电站20余年的安全运行，不仅为我国核电发展积累了有益的经验，更坚定了社会各界对核电安全的信心。

核电站安全壳 篇12

核电作为清洁能源将会在我国的电力发展过程中逐渐占主导地位，但是由于其核安全问题以及日本福岛核电站事件的影响，核电建设将会越来越受到国家以及社会公众的关注，为确保我国核电建设健康发展，提高核电站安全运行水平，就必须从工程建造阶段抓起，注重工程安全质量控制。核电站建设是一项系统复杂、工程浩大的建造工程。具有以下特点：一是工地分散、施工项目多、施工战线长、流动大、施工对象变化大；二是土建、安装工程施工专业广、专业性强、施工技术复杂；三是各种模板、管道、电气线路、设备容器等众多，高空、交叉作业多；四是机械化、电气化施工程度高，用电作业多；五是起重吊装作业频繁；六是高温、高压、低温、超真空、超净工程多，质量要求高。因此，核电站施工建造阶段动态危险因素多，施工风险大，极易发生各类工伤事故。如何向社会公众提交一个安全放心的工程将是摆在我们面前的主要任务。以安全文化建设为基础、以动态危险源管理为核心、以“六结合”为安全管理措施，建立预防型为特色的动态安全管理模式将是我们的努力方向。

1. 创建核安全文化，提高职工的安全意识

核电站的安全文化建设要从安全观念文化抓起，特别应当突出如下几个方面的安全观念文化：即以人为本的观点、关爱员工生命的观点、安全第一的观点、预防为主的观点、安全也是生产力的观点、安全就是效益的观点、安全是生活质量的观点、安全超前的观点、风险最小化观点、安全管理科学化观点、安全投资的观点，以及自我保护意识，风险防范意识和防患于未然的意识等等。安全文化建设通过创造一种良好的安全人文氛围和协调的人、机、环境关系对人的观念、意识、态度、行为等形成从无形到有形的影响，从而对人的不安全行为产生控制作用，以达到减少或杜绝人为事故的效果。只有树立起符合时代要求和建设世界一流核电站的安全观念文化，才能达到适应核电站建设过程中的各项安全活动要求。

建设核电站的安全文化可以从以下三个方面着手。一是要大力进行安全文化宣传。安全文化宣传各级领导是关键，要一层带一层，一层抓一层，直到形成全员宣传安全，人人讲安全，事事为安全的良好环境。二是要加大对现场作业人员的安全教育力度，要促使现场作业人员在施工中自觉地把安全作为第一需要。三是要全面普及安全知识技能。工程管理人员要按照行业标准及其技术要求编制安全施工方案并组织施工；安全管理人员进行科学的安全管理；广大职工自觉地学习安全知识，掌握安全知识，在施工中进行安全操作。

2. 建立以动态危险源管理为核心的安全管理体系

2.1 系统危险源辨识

系统危险辨识是整个安全管理的基础和必要前提。从安全系统工程考虑，危险源辨识的任务是全面发掘系统内潜在危险因素，分析系统可能被触发而引起事故的后果及影响，切实提出消除或控制事故，减少人员伤亡和设备财产损失的措施类型，为进一步分析评价决策提供客观依据。

2.2 动态危险源的安全管理

根据安全管理理论，安全系统是一个自组织反馈控制系统。一方面，系统中客观存在的危险可能作用于系统中的人群，引起各类伤亡事故；另一方面，系统中有组织的人群（各层管理干部、工人）对危险有一定的反抗能力，将通过反馈控制及前馈控制的方式阻碍事故发生和发展。核电站建设阶段的安全管理应尽可能激发人群的这种能力，不断收集系统中危险的动态信息实施调整控制，通过一系列工程技术措施消除固有危险因素，从根本上改善劳动条件，保证作业安全。

2.2.1 目标管理

目标管理是现代系统控制的科学方法之一。其作用在于确定年度安全控制目标，加强基础工作管理，及早发现问题以便迅速采取有效措施，保证总体目标实现。一般采用千人伤亡率、事故严重度和百万工时事故率等。核电站年度职业健康安全控制目标确定以后，采用安全生产责任书的形式层层进行分解落实到各参建单位并要根据危源的重要程度制定安全控制措施和安全管理方案（评价为重要的危源）。每月底对当月发生的伤亡事故进行统计与分析，如实际值超过控制值，则说明实际采取的措施存在问题，必须采取弥补措施，消除隐患。

2.2.2 安全检查与纠正措施

1）建立安全检查网络。根据核电站组织机构形式，建立三级安全检查网络体系，即核电站运营单位—工程管理单位—参建单位三级安全检查网络。核电站运营单位和工程管理单位主要对核电站总体职业健康安全管理体系进行绩效测量与监测；各参建单位主要对本单位职业健康安全管理体系进行管理和监测。

2）制定适用性和可操作性强的安全检查表。对于某项作业活动、某个工作系统、某种装置，根据有关标准、规程、规定、其他核电站事故案例，系统分析及研究，归纳总结所有危害和不符合项，确定检查项目并编制成检查表，以便进行检查。检查表根据检查对象编制，特别是针对复杂的机械设备和设施。采用安全检查表可以使检查内容明确，避免遗漏。

3）安全检查形式及频率。为了提高生产设施的本质安全化状况，从根本上消除危险因素，主要采取如下安全检查和监测方式：安全人员日常巡查、双周一次HSE联合安全检查、不定期组织脚手架、起重作业、机械设备、交通安全等专项检查。对于各项检查中发现的问题，采用“隐患整改通知单”的形式通知责任单位限期整改，整改后复查关闭。

2.2.3 标准化作业

标准化作业是程序性较强的作业（如冲压、起重、电、气焊作业）中控制人为失误的重要手段。要求工人通过对有关作业程序的学习、反复训练，逐渐形成条件反射，达到操作准确无误，高效优质的良好效果。标准化作业是落实操作规程，克服不良作业习惯的有效技术措施。对于新入厂职工在上岗作业前都要进行标准化作业训练，一般在班组安全教育中进行标准化作业训练。

2.2.4 实施高风险作业安全控制制度

针对危险源辨识结果，识别出可能导致人员群伤、死亡或重大财产损失、重大环境污染事故的作业项目作为高风险作业项目进行重点管理，可有效避免重大事故的发生。对于高风险作业项目应制定高风险作业安全控制方案进行控制（流程图见图1）。高风险作业控制方案应包括以下内容： (1) 风险辨识和评价（根据经验、工程计划和工作准备文件，识别出作业活动中属于高风险作业的项目）； (2) 风险分析和方案制定（通过分析，识别导致事故的潜在因素和事故形式，确定针对性的防范和应急措施）； (3) 方案的实施和监控（向施工人员、安全监管人员进行交底，在各个环节中落实方案中规定的措施，监控措施落实情况和现场出现的风险变化，对变化做出及时响应或报告）； (4) 报告和反馈（通过报告和反馈提升方案的有效性，使反馈的信息成为今后同类作业的重要输入）； (5) 复制和差异化处置（标准化应用，相同的作业项目直接调用方案，不同的作业项目参考标准方案进行差异化分析）。

2.2.5 安全考核与评价

安全考评的目的在于获得核电站建造过程中动态的安全信息，对工作过程形成动态约束机制，是进行综合安全评价的重要依据。安全考核涉及领导安全意识、管理水平、人员素质及安全管理运作质量等，参考《建筑施工安全检查标准》（JGJ59-9 9）制定考评表，定期对参建单位的职业健康安全管理体系运行情况进行考核和评价。

3. 采用“六结合”安全管理措施

安全管理措施不是一成不变的，应针对核电站工程建造不同阶段的实际特点在具体安全管理中要做到“六结合”，即：结合现场的施工需要，改进安全管理方法；结合现场的施工特点，调整安全管理内容；结合现场的施工进度，调整安全管理工作布局；结合重大施工活动，调整安全工作重心；结合施工季节，调整安全管理工作重点；结合现场违章实例，调整安全管理措施。

4. 结束语

安全管理是一门综合性系统科学，安全管理的对象是生产中的一切人、物、环境的状态管理与控制，是一种动态的管理。通过安全文化建设、动态危险源管理和“六结合”的安全管理措施建立一种预防为主的安全管理模式，实现对核电站建造阶段安全风险的有效控制，从而保障核电站的顺利建设。

参考文献

[1]职业健康安全卫生管理规范.GB/T28001

[2]电力建设安全工作规程.DL500 9.1-2002