秦山核电站实习

第一篇：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

2013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...............................................................................................................11 2.2.3 堆芯组成.....................................................................................................................18 2.2.4 蒸汽发生器结...........................................................................................................20 2.2.5 汽轮机结构.................................................................................................................21 2.2.6 除氧器.......................................................................................................................23 2.2.7秦山全数字化仪控系统..............................................................................................26 第1章 前 言

实习地介绍

本次我们实习的地点是秦山核电站，秦山核电站坐落于浙江省嘉兴市海盐县秦山镇双龙岗，面临杭州湾，背靠秦山,这里风景似画、水源充沛、交通便利，又靠近华东电网枢纽，是建设核电站的理想之地。秦山核电站是中国大陆第一座自己研究、设计和建造的核电站，汽轮机、发电机、蒸汽发生器、堆内构件、核燃料元件等重要设备都由我国自己制造，进口设备主要有反应堆厂房环形吊车、压力壳、主泵等，电站动力装置主要由反应堆和一、二回路系统三部分组成。秦山核电站设计广泛采用了国外现行压水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作，始终把安全放在首位。

秦山核电站穿过隧道是二、三期核电基地。二期工程是国家“八五“期间的重点工程。由中国核工业总公司、浙江省、上海市等投资联营建设的，规模为两台60万千瓦核电机组的商用核电站，已分别于2002年2月6日和2004年5月3日建成发电。秦山核电站三期总装机容量为两台728兆瓦核电机组，是中国与加拿大联营建设的，二台机组分别于2002年12月31日和2003年6月12日建成发电。秦山核电站已成为总装机容量为300万千瓦的中国核电基地。

中国自行设计和建造的第一座实用型核电站。位于浙江省海盐县东南秦山。由上海核工程研究设计院等单位设计。采用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。电站1984年开工，一期工程包括建设一座30万千瓦核反应堆,安装 3台共30万千瓦汽轮发电机组及建设配套厂房和输电设施，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。

秦山核电站位于中国浙江省海盐县，是中国大陆建成的第一座核电站，在经过多次扩建后，现已发展成一处大型核电基地。该电站是中国第一座自己研究、设计和建造的核电站，一期工程额定发电功率30万千瓦，采用国际上成熟的压水型反应堆，1984年破土动工，1991年12月15日并网发电，设计寿命30年，总投资12亿元。厂区主要包括七个部分：核心部分、废物处理、供排水、动力供应、检修、仓库、厂前区等。全厂设备约28,000余台件，由国内585个工厂和10余个国家（地区）供货，汽轮机、发电机、蒸汽发生器、堆内构件、核燃料元件等重要设备都由中国自己制造，进口设备主要有反应堆厂房环形吊车、压力壳、主泵等，电站动力装置主要由反应堆和一、二回路系统三部分组成。秦山核电站设计广泛采用了国外现行压水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作，始终把安全放在首位。为阻止放射性物质外泄，设置了三道屏障，第一道锆合金管把燃料蕊块密封组成燃料元件棒；第二道为高强度压力容器和封闭的一回路系统；第三道屏障则为密封的安全壳，防止放射性物质外泄。加外还有安全保护系统、应急堆蕊冷却 系统、安全壳、喷淋系统、安全壳隔离系统、消氢系统、安全壳空气净化和冷却系统、应急柴油发电机组等，使反应堆在发生事故时，能自动停闭和自动冷却堆蕊。秦山核电站的建成结束了中国大陆无核电的历史，投产以来，机组运一直处于良好状态，成为中国自力更生和平利用核能的典范。

秦山核电站总投资17亿多元，所产生的清洁电能源源不断地输入华东电网，有助于缓解浙江省和长三角区域长期的能源供应吃紧状态。

实习目的

（1）训练从核电站业设计、施工、监理及系统运行管理等工作所必须的各种基本技能和实践动手能力；

（2）了解核电站整体的运行情况，以及各个设备的工作原理与工作过程。（3）培养理论联系实际、从实际出发分析问题、研究问题和解决问题的能力；

（4）培养热爱劳动、不怕苦、不怕累的工作作风

实习内容

(1)第一周：秦山核电站整体运行情况参观与了解

(2)第二周：关于《二回路系统水化学的改进》及《二期工程反应堆系统》的学习与了解(3)第三周：师傅带领参观海水反腐系统构造并讲解原理以及对核电站无线通信系统的认识

（4）第四周：关于核电站辐射对当地环境的影响实践与认知 第2章

秦山核电站运行过程

2.1 概述

核动力装置的组成及工作原理

核力装置是一个由各种仪器、系统、设备和机构组成的综合体，用于将核燃料裂变时放出的核能变换成电能、机械能和热能。核动力装置由两部分组成：一是反应堆装置，其作用是使核燃料中的易裂变核素产生裂变，释放热量，并把热量传递给工质（冷却剂）；二是汽轮发电机组（包括汽轮机和发电机），其作用是将工质（蒸汽）热能转为机械能和电能，在大多数核动力装置中，作为工质的冷却剂和蒸汽的回路是分开的。其中，冷却剂回路称为一回路．水蒸气回路称为二回路。一回路是带放射性的，二回路则是安全的。

秦山核电站一期工程建设的两台单机容量为100万千瓦级的俄罗斯ASE-91/99型压水堆核电机组即为双回路设计。其中，一回路由1个反应堆、1台稳压器和4个环路组成，如图2-2-1所示。

2-1-1 一回路组成

每个环路又包括1台蒸汽发生器、1台主泵和主管道。冷却剂在主泵的作用下．按照从反应堆一蒸汽发生器一主泵一反应堆的流程在一回路中循环流动。一回路内的压力由稳压器稳定在15.7 MPa，在冷却剂通过反应堆堆芯时，吸收核裂变释放出的热量，温度从t=290℃加热到t=322℃，因此冷却剂在正常情况下处于欠饱和状态。被加热的

冷却剂然后沿主管道进入蒸汽发生器，并在蒸汽发生器的传热管内流动，将热量传递给传热管外侧的二回路工质（给水），使给水沸腾，从而转变为饱和蒸汽，蒸汽的压力为6.28MPa，温度为278℃。同时'一回路冷却剂被二回路工质（给水）冷却，温度从320℃下降到290℃，然后沿主管道重新进入堆芯。

在蒸汽发生器内产生的饱和蒸汽沿蒸汽管线进入汽轮机。蒸汽在流过汽轮机膨胀做功，使其热能转换成汽轮机转子旋转的机械能。由于汽轮机转子与发电机转子通过联轴器连接在一起，因此汽轮机在转动的同时带动发电机转子旋转，继而在发电机定子上产生感应电流，这样就将机械能转换成电能，如图2-1-2所示。

2-1-2 二回路热力系统

由于随着蒸汽在汽轮机内的膨胀，蒸汽的湿度增加，而这有可能导致汽轮机零件的汽蚀磨损。所以，汽轮机分为高压缸和低压缸，并且在高压缸和低压缸之间设置汽水分离再热装置，对蒸汽进行干燥和加热。干燥后的微过热蒸汽进入低压缸做功，并最终排入凝汽器。

在凝汽器中布置有传热管，传热管内循环流动着海水，用于冷却汽轮机排出的乏蒸汽，使乏蒸汽转变为凝结水，同时保持凝汽器内为恒定的真空。海水的水温通常在13～33℃，海水的循环依靠循环泵实现。

凝汽器中蓄积的蒸汽凝结水称为主凝结水，由凝结水泵抽出，经过低压加热器加入除氧器。低压加热器是利用从汽缸中抽出的蒸汽加热凝结水，有利于提高热循环效率，同时也可将汽轮机内的水分带出，有利于汽轮机的安全运行。在秦山核电站共设有四级低压加热器，其中一号低加为并列布置的4个表面式加热器，二号低加是一个混合式加热器，三号低加是一个表面式加热器，四号低加也是一个表面式加热器。

在除气器中，利用汽轮机高压缸的抽汽将凝结水加热至饱和温度，使溶 在水中的氧和二氧化碳等气体被释放出来并排出二回路，避免金属设备腐蚀，可见除氧器。经过除氧后的凝结水称为主给水。

主给水由主给水泵抽出，经过高压加热器加热后进入蒸汽发生器，高压加热器同样是利用从高压缸中抽出的蒸汽加热给水，有利于提高热循环效率。在秦山核电站，高压加热器均为表面式加热器，共设有两级并且分AB两个并列运行系列。例如，A系列依次布置有一个五号高加和一个六号高加，B系列与A系列完全相同。

从以上对二回路热力系统的描述可知：二回路做功的工质从初始的饱和蒸汽，经过几个不同的热力过程后，仍然回到初始状态，这个周而复始的热力循环即是朗肯循环。

如图2-2-3所示，朗肯循环由以下几个热力过程组成：

2-1-3 核电厂郎肯循环

8→1→2，表示二路的给水在蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂释放的热量后转变为饱和蒸汽的过程，是一个定压吸热过程。2→3：表示饱和蒸汽在高压缸中膨胀做功，将蒸汽的内能部分地转化为转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程。

3→4：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的汽水分离过程，使蒸汽的湿度减小。

4→5：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的再热过程，使蒸汽的内能增加。

5→6：表示饱和蒸汽在低压缸中膨胀做功，将蒸汽的内能部分地转化为 转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程。

6→7：表示汽轮机排汽在凝汽器中被冷凝成凝结水的过程，是一个定压放热过程。

7—8：表示水在泵中的加压过程，是一个绝热压缩过程。

核电厂的热循环效率，通常用表示，它是指工质完成一循环所做的静功与工质在循环中从高温热源吸收的热量的比值，它表示输入的热量转变为功的份额。

从朗肯循环可知，工质在循环中从高温热源吸收的热量q1，是点1→2→3→4→5→6→90→10→7→8所 所围成的面积，工质在循环中向低温冷源释放的热量q2，是点6→9→10→7所 围成的面积；工质完成一个循环所做的净功即是吸收的热量与释放的热量之差，因此，核电厂的热循环效率可以用下式表示：(2-1-1)

由于q1与蒸汽的初始参数（温度、压力）有关，q2与蒸汽的终参数有关，因此初始参数越高，则热循环效率越高；终参数下降，初始参数不变，则热循环效率越高。

由于核电厂蒸汽的初始参数低于火电厂蒸汽参数，因此核电厂的热循环效率较低。为了提高热循环效率，核电厂普遍采用了给水回热循环。采用给水回热循环的意义在于：从汽轮机中抽出一部分蒸汽，加热给水，提高了蒸汽发生器的给水温度，减少了给水在蒸汽发生器中的吸热q1。同时，可使抽汽不在凝气器中令凝放热，减少冷源损失2。，因此在蒸汽初、终参数相同的条件下，采用给水回热循环的热效率比朗肯循环高。

秦山核电站运行工况

秦山核电站按照现行俄罗斯标准和IAEA标准设计有以下4种运行工况：(1)正常运行工况

正常运行工况是指电站所有系统和设备的状态符合所设计的正常运行限值和条件。正常运行工况包括有功率运行、最小可监测功率水平、热态、冷态、维修冷停堆、换料冷停堆，加热和冷却8个状态。(2)预期运行事件

预期运行事件是指所有能够预期的机组正常运 行的偏离，在运行期间发生一次或几次但是由于设计中规定了相应的措施，不会对安全重要部件造成大的破坏，不会导致事故状态。预期运行事件诸如：多台或者单台主泵停运、汽轮机主汽门关闭或者外部负荷丧失、蒸汽发生器安全阀、大气释放阀或者旁排阀意外打开等。(3)设计基准事故

设计基准事故是指由设计中的初始事件引发的事故，设计有符合单一故障准则的安全系统以限制事故的后果。设计基准事故诸如：稳压器安全阀意外打开并且停留在开位置、一回路小破口、一回路大破口、蒸汽发生器给水管破裂等。如图2-2-4 反应堆的组成(4)超设计基准事故

超设计基准事故是指由设计基准事故所没有预想到的初始事件弓发的事故，或者是设计基准事故叠加安全系统故障。超设计基准事故可能会导致严重的后果，甚至是堆芯熔化。超设计基准事故诸如：8小时和24小时全部交流电源故障、给水完全丧失、大/小破口跌加堆芯应急冷却系统能动部分故障、不停堆的预期瞬态、在反应堆顶盖移开和反应堆密封的情况下应急和计划冷却系统的排热长时间（超过24小时）丧失。

秦山核电站运行模式

秦山核电站有以下3种运行模式'即“N”模式、“T”模式和“C”模式。

(1)“N”模式（机跟堆运行模式）：是指反应堆功率控制系统控制反应堆功率，使反应堆功率保持在设定范围内；汽轮机自动控制系统调节汽轮机调门开度，使机组负荷跟随反应堆功率的变化而变化，从而保证主蒸汽集管压力恒定。

(2)“T”模式（堆跟机运行模式）：是指汽轮机自动控制系统控制机组负荷，使机组负荷保持在设定范围内，而反应堆功率控制系统调节控制棒的棒位，使反应堆的功率跟随机组负荷的变化而变化，从而保证主蒸汽集管压力恒定。“T”模式是电站的主要运行模式。(3)“C”模式（功率分布控制运行模式）：控制棒由MCDS的功率分布控制器控制，目的是进行反应堆功率分布控制。反应堆功率控制器监测主蒸汽集管压力，当主蒸汽集管压力大于限值时，自动强制转换到“T”模式。

秦山核电站的主要运行参数 2-1-5反应堆装置在正常运行工况下的运行参数

2.2反应堆结构

反应堆的作用和组成

热中子核反应堆的主要作用是：

(1)将核燃料所有形式的裂变能部分地转交成热能，并将热能传递给一回路冷却剂；

(2)在反应堆堆芯内建立可控的链式核裂变反应；

(3)在O～3000 Mw功率水平范围内能保持堆芯可控链式核裂变反应。

反应堆的组成部分如图1-2-1所示，包括有：反应堆压力容器，堆芯吊篮，堆芯围板，保护管组件、堆芯（燃料组件、控制棒组件、可燃毒物棒组件）、上部组件、堆内监测仪表、保护钢结构、上部组件热屏蔽、支承环、止推环、支承衍架、止推衍架、控制棒驱动机构，隔离波纹节、主密封件、接管区热屏蔽和生物屏蔽、干保护、堆内及堆外核测和堆芯捕集器。反应堆压力容器

反应堆压力容器作为一回路的压力边界，是防止堆芯内放射性裂变产物逸出的第三道屏障。压力容器用于容纳堆内构件，堆芯部件及其它相关部件。

反应堆压力容器是由容器法兰，接管区段上壳段，接管区段下壳段，支撑壳段，上部圆筒壳段，下部圆筒壳段和椭圆底封头7部分焊接而成，共有6环焊缝，如图2-2-1所示。

堆芯吊篮

堆芯吊篮是一个带椭圆形底的立体式圆筒体，其主要作用是：固定堆芯围板和燃料组件，使一回路冷却剂以均匀的流量在堆芯内流动，同时依靠其金属壳体，减少反应堆压力容器的入射中子量。

堆芯吊篮又法兰部分，多孔壳段，圆筒壳段，燃料组件支撑管，隔板，底封头，防断支撑等部件组成，如图2-2-2所示。

堆芯围板

堆芯围板安装固定在吊篮内，与吊篮一起装入或卸出压力容器，结构如图2-2-3所示。

堆芯

反应堆压力容器内进行裂变链式反应的区域。堆芯通常由燃料组件、中子源、可燃毒物、慢化剂(根据需要)和控制棒组件等组成。它们之间流过冷却剂，以带出裂变反应产生的热量。堆芯的主要性能参数见下表2-2-4

控制棒驱动机构

控制棒驱动机构的作用是驱动控制棒组件，是控制棒组件能够在堆芯中上下移动，实现反应堆启动、功率调节、剩余反应性补偿和停维；另外，通过位置传感器，可以向主控室传送控制棒在堆芯的位置信号，见图2-2-5。

控制棒驱动机构主体由承压壳体、电磁部件、运动部件、驱动杆和步长位置指示器组成。

承压壳体是由不锈钢支撑的带法兰的套管，用于安置控制棒驱动机构的内、外部件，保证控制棒驱动机构在一回路参数下工作。

运动部件安装在密封的承压壳内，通过与电磁部件之间的相互作用实现驱动枰和控制组件的移动。运动部件包括3个主要部分：提升组件、固定组件以及弹簧组件。其中：

(1)提升组件：用于实现驱动杆的步进式移动，包括提升线圈可动磁极（1个）锁紧线圈可动磁极（2个）、提升线圈不可动磁极（1个）以及可动棘爪。

(2)固定组件：用于保持驱动杆处于某一固定位置，包括有固定线圈不可动磁极（1个）、固定线罔可动磁极（1个）以及固定棘爪。驱动杆上部分是一个带齿的圆柱形套管，齿间间距为20 mm，可与运动部件中可动部件连接。在驱动杆下部端头有夹持装置，可与控制棒组件星形构架连接。在驱动杆内布置有13个由导磁不锈钢制成的分流器，各分流器之间由垫圈隔离，依靠分流器与步长位置传感器线圈之间的相互作用，形成驱动杆位置指示信号。步长位置指示器用于监测驱动杆和控制棒组件的位置，它可以提供控制棒组件在堆芯每20mm行程的位置指示，它通过控制棒驱动杆带动驱动杆内的分流器移动造成位置指示器内9组电感线圈电势的变化测出控制棒的棒位。

堆芯捕集器

秦山电站在世界上首次设置了堆芯熔融物捕集和冷却装置（简称堆芯捕集器），以减轻堆芯熔化并熔穿反应堆压力容器的严重事故后果。堆芯捕集器的作用是包容含有大量放射性裂变产物的堆芯熔融物和确保安全壳的完整性，从而使严重事故后果降低到对周围居民和环境规定的限值水平。

如果没有堆芯捕集器，那么在这样的严重事故下，高温、高化学活性的堆芯熔融物就会与安全壳构筑物直接作用，使其丧失密封完整性。在此情况下，不仅气态和气溶胶放射性产物．而且大量长寿命的液态和固态放射性物质将释人环境，这将导致灾难性的后果。因此，设置捕集堆芯熔融物并使其长期冷却的装置作为预防措施是必要的，这种代价带来的潜在效益就是使核电站的安全性显著提高。堆芯捕集器由托盘、通风集管、牺牲材料填料篮以及热交换器四部件组成，如图2-2-6所示。整个堆芯捕集器放置在反应堆本体的正下方。

在发生堆芯熔化的超设计基准事故时，堆芯捕集器投入运行。堆芯熔融物首先流至托盘表面，然后沿托盘流人填料篮，通过与牺牲材料之间的热物理一化学反应（吸热反应），吸收部分热量，同时堆芯熔融换热物锆、铬、铝等氧化物组成的熔渣上升浮于熔化金属上层，阻止非挥发性裂变产物释出。另外，当堆芯燃料组件出口汽一气混合物温度达到400℃时，操纵员投入堆内构件检查井水应急使用系统（JNB），即打开堆内构件检查并与堆芯捕集器连接管线上的门阀，使堆内构件检查井中的蓄水（683m3）依靠重力（非动能）进入堆芯捕集器换热器组件，通过水的沸腾蒸发冷却堆芯熔融物，蒸汽由排放通道排入安全壳。在熔融物流出压力容器50min后，操纵员将乏燃料水池的蓄水引至熔融物表面，以冷却熔融物。在事故发生24小时内，堆内构件检查井和乏燃料水池的蓄水足以满足熔融物衰变余热并排出要求。在核电恢复后，通过JMN系统和FAK系统向堆内构件检查井和乏燃料水池补水，以确保堆芯捕集器的长期冷却。堆芯捕集器中的物质完全固化，需要至少10个月的时间。2.3 堆芯组成

燃料组件

堆芯中共装载有163个燃料组件，每个燃料组件都是由上管座、下管座和燃料棒束部分组成，如图2-3-1所示。

燃料组件的结构允许向燃料组件中插入控制棒组件、可燃毒物棒组件、中子—温度测量通道以及装卸料专用工具，燃料组件的特性参数见表2-3-2。

堆芯中的燃料组件按照组成的不同分为两类，即标准型燃料组件和混合型燃料组件。其中，混合型燃料组件又分为含钆的燃料组件和不含钆的燃料组件，如图2-3-3所示。2.4 蒸汽发生器结

蒸汽发生器的功能与组成

秦山核电站一回路冷却剂系统的每个环路设置有1台蒸汽发生器ΠΓB-1000M，其中KKS代码为JEA10,20,30,40AC001，并且围绕反应堆布置在反应堆厂房内，如图2-4-1所示。

蒸汽发生器作为一回路的主要设备，主要功能包括：

（1）将一回路冷却剂的热量通过传热管传递给二回路的给水，加热给水至沸腾，经过汽水分离后产生驱动汽轮机组的饱和蒸汽；

（2）作为一回路的压力边界，承受一回路压力，并与一回路其他压力边界共同构成防止放射性裂变产物逸出的第三道安全屏障；

（3）在预期运行事件、设计基准事故工况以及过度工况下保证反应堆装置的可靠冷却。

蒸汽发生器的主要技术参数见表2-4-2。

2.5 汽轮机结构

汽轮机的作用

汽轮机是热动设备，属于正常运行设备，其作用是不断的将水蒸气流的热能转变为汽轮机转子转动的机械能。汽轮机的工作原理

蒸汽的热能转变成机械能是通过汽轮机中级的工作来完成的。因此，要了解汽轮机的工作原理．必须首先掌握级的概念和工作原理。

汽轮机的级，是汽轮机最基本的工作单元，由一列喷嘴和一列动叶栅构成。汽轮机通常由许多级组成．在多级汽轮机中，蒸汽的热能转变成机械能就是通过各个级的工作来完成成的。汽轮饥级的结构如图2-5-1所示，静叶片固定在隔板中．两个相邻静叶片间的汽流通道称为喷嘴。动叶片固定在叶轮上，动叶片的剖面称为动叶栅。在隔板与转轴之间设置有减少蒸汽旁流的密封装置，称为隔板汽封；在动叶片顶部设有围带，围带顶部设有减少蒸汽旁流的密封装置，称为围带汽封。

当具有一定温度和压力的蒸汽通过汽轮机级时，首先在喷嘴中将蒸汽所具有的热能转变为动能，然后在动叶栅组成的汽流通道中将蒸汽的动能转变为机械能。换句话说，在汽轮机的级中，蒸汽总焓降的一部分转变为功。根据工作原理的不同，汽轮机的级分为冲动级和反动级两种类型。其中，冲动级又包括纯冲动级和带有一定反动度的冲动级。

级的反动度用ρ表示，是指动叶栅理想焓与级数的焓降之比，它表示蒸汽在动叶栅中的膨胀程度。

(1)如果ρ=0，称为纯冲动级，即蒸汽只在喷嘴中膨胀，在动叶栅中不膨胀。

(2)如果O<ρ<0.25，称为带有一定反动度的冲动级，即蒸汽不仅在喷嘴中膨胀。叶栅中也膨胀，并产生附加的反作用力，推动叶轮旋转。

(3)如果ρ=0.4～0.6及以上，称为反动级，即蒸汽在喷嘴和动叶栅中 都膨胀。

根据级的工作原理，汽轮机分为冲动式汽轮机、反动式汽轮机和冲动反动联合式汽轮机。

秦山核电站汽轮机结构

秦山核电站采用K-1000-60/3000型汽轮机，是列宁格勒金属工厂在长期设计、生产和运行高速汽轮机的经验基础上改进的。

K-1000-60/3000是汽轮机型号，其中： K——表示凝汽式汽轮机；

1000——表示额定功率为1000MW；

60——表示汽轮机前的蒸汽额定压力位60kgf/cm2(5.88MPa)； 3000——表示汽轮机的转速为3000r/min；

秦山核电站K-1000-60/3000型汽轮机由4个低压缸和1个高压缸组成，如图2-5-2所示。

2.6 除氧器

给水除氧的必要性及除氧方式

进入蒸汽发生器的给水必须经过除氧．这是因为给水中含有氧气，将会使给水管管道 汽发生器传热管以及汽轮机通流部分遭受腐蚀，缩短设备的寿命。防止腐蚀最有效的办法 是除去水中的溶解氧和其他气体，这一过程称为给水的除氧。

给水除氧的方式分为物理除氧和化学除氧两种。物理除氧是设置除氧器，利用汽轮机 的抽汽加热除氧器中的凝结水，达到除氧的目的。化学除氧是在凝结水中加入化学试剂极 限除氧。

秦山核电站同时使用了物理除氧和化学除氧两种方式，以达到除氧的目的。除氧器的作用 在秦山核电站的二回路热力系统中设置有除氧器。如前所述，除氧器的主要作用就是除去蒸汽发生器给水中的氧气及其他气体，保证给水的品质。同时，除氧器本身又是给水回加热系统中的一个混合式加热器，起到了加热给水，提高给水温度的作用。

除氧器的工作原理

水中溶解气体量的多少与气体的种类、水的温度以及各种气体在水蔺上的分压力有关，除氧器工作原理是：把压力稳定的蒸汽（通常是汽轮机高压缸的抽汽）送入除氧器，加热除氧器中的水。在加热过程中，水面上水蒸气的分压力逐渐增加，而其他气体的分压力逐渐降低．水中的气体就不断地分离析出。当水被加热到除氧器压力下的饱和温度时，水面上的空间全部被水蒸气充满，各种气体的分压力趋于零，此时水中的氧气及其他其他即被除去。

从上述的工作原理可以看出，热力除氧必须满足以下两个条件：，第一，必须将除氧器中的水加热到除氧器压力对应的饱和温度；

第二，必须及时排出从水中分离析出的气体。

如果第一个条件不满足，则气体不能全部从水中分离出来；如果第二个条件不满足，则已分离出来的气体会重新回到水中。因此，除氧器加热蒸汽的汽源也是至关重要。

对于秦山核电站，除氧器在加热和启动阶段，加热蒸汽来自厂用蒸汽，而厂用蒸汽可以来自主蒸汽集管、辅助锅炉或者临近机组。在汽轮机启动后并且抽汽的压力达到一定值时，加热蒸汽则来自汽轮机的三级抽汽。

还需要指出的是，气体从水中分离析出的过程并不是在瞬间能够完成的，需要一定的持续时间，气体才能分离出来。

除氧器结构

秦山核电站除氧器为淋水盘式除氧器，主要由上部的除氧塔和下部的除氧水乡组成，如图2-6-1所示。其中除氧塔是容积为150 m3，长度为3 m直径为2.2m

3的圆筒状容器，除氧水箱是一个容积为400 m，长度为3.8 m，直径为3.6 m的圆筒状容器。

在除氧塔顶部装有4个射流喷嘴，其作用是将进入除氧塔的主凝结水分散成束状水流 和水滴'以增加水和蒸汽之间的接触面积，改善传热效果，提高除氧效率，在射流喷嘴的下方设置有筛状多孔的淋水盘，称为上部淋水盘。喷嘴出口的束状水流首先落至上不淋水盘，除此之外，温度较低的除氧器补水、辅助给水泵的循环水以及蒸汽发生器的排污水等也是直接送至上部淋水盘。因此上部淋水盘的作用即是将凝结水及其他疏水和补水分解成细小的水滴。

在上部淋水盘下部还设置有一层筛状多孔的淋水盘，称为下部淋水盘。加热用的蒸汽从除氧塔两端经挡板送至下部淋水盘下部。加热蒸汽由下向上流动，与下落的束状水流接触换热，将水加热至饱和温度，使水中的气体不断分离逸出，并由塔顶的排气管排出，凝结水则下流至除氧塔底部。因此下部淋水盘的作用出了分散水流外，还有展平水流和气流的作用，使水流与汽流充分接触。

在除氧塔和下部的除氧水箱之间设有连接管。除氧塔中的水经连接短管的水流通道进入除氧水箱。在除氧水箱中设置再沸腾管，可将一部分加热蒸汽从除氧水箱的两侧引入除氧水箱的底部（正常水面以下）。设置再沸腾管的目的：一是在机组启动前可以加热水箱中的给水；二是在正常运行中，可以使水箱内的水经常处于沸腾状态，同时水箱液面上的汽化蒸汽还可以把除氧水与水中分离出来的气体隔离，从而保证除氧效果。再沸腾管由横向木管和立式支管组成．支管底部为封头多孔段。蒸汽进入母管后沿管道进入各支管，然后从支管底部的汽孔进入除氧水箱，加热水箱中的水至饱和温度。

在除氧水箱的蒸汽空间里除了有凝结水沸腾产生的蒸汽外，还有直接进入除氧水箱的高温流体（如高加凝结水、汽水分离再热器凝结水等它们的温度高于除氧器中水的饱和温度）汽化所形成的蒸汽。混合蒸汽由下向上流动，经连接短管内的蒸汽通道进入到除氧塔的下部淋水盘，在此与加热蒸汽的主流混合。综上所述，除气塔中的射流喷嘴和两层淋水盘以及除氧水箱中的再沸腾管保证了除氧器的有效除氧。

2.7秦山全数字化仪控系统

核电站仪控系统的功能

核电站仪控系统控制着整个电能生产的主要和辅助过程，并在所有运行模式及紧急情况下维护电厂的安全性、可靠性和可用性，以及在正常运行工况下维护环境的正常状态。仪控系统具有两大功能：信息功能和控制功能。

秦山核电站全数字化仪控系统的组成

秦山核电站采用全数字化仪控系统，又称全数字集散控制系统（或DCS-分散式控制系统）主要由正常运行仪控系统Teleperm XP(TXP)和安全仪控系统Teleperm XS(TXS)、堆本体仪控系统（堆外核测、堆内核测、棒控棒位等系统）和BOP仪控系统4部分组成，如图11-1-1所示。

秦山核电站全数字化仪控系统的功能分级

TNPS全厂仪控系统按照功能可以划分成3级，即现场及自动化级、机组级和全厂级仪

控系统。其中：

(1)现场及自动化级仪控系统：基于TXP、TXS、其他微处理器系统以及网络通讯设施构成，用于实现对工艺过程及设备的测量、监视、控制和保护；

(2)机组级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现正常运行和应急工况下对机组的监视、控制和保护；

(3)全厂级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现对全电厂的监视和控制、与核电系统连接的监视和控制等。

秦山核电站全数字化仪控系统的安全分级

从安全角度考虑，根据国际原子能机构颁布的核安全导则D3／D8，将仪控系统分为3个安全等级：安全(1E)、安全相关(SR)和非安全(NS)。反应堆保护系统功能全部在TXS中实现，安全相关功能的一部分在TXS中实现另外一部分在TXP中实现。TXP系统也用做对非安全功能进行控制。

第三章 秦山核电站海水系统防腐蚀措施及管理

3.1秦山核电站地理背景简介

秦山核电站是我国大陆自主设计、建造、运行的第一座核电站。该30万kW核电机组1991年12月首次并网发电，1994年4月投入商业运行。秦山核电站的冷却用海水取自于钱塘江、长江与东海交汇处的杭州湾。杭州湾海水中氯离子的含量高达7 250 ×10-6，海水中夹带有大量黏性细颗粒粉砂，最大含砂量可达5～12 kg/m3，是非常复杂的“含大量氯离子的双相流”。同时，海水中有机质丰富，富含有机酸，贝类等海生物生长迅速。由于秦山地区的海水泥沙含量大，腐蚀性强，对设备的磨损和腐蚀作用显著，具有磨损（冲刷）腐蚀、微生物腐蚀、电偶腐蚀、缝隙腐蚀、点蚀等多种腐蚀作用，故海水系统的防腐蚀管理是一个难点问题，也具有很强的代表性。

3.2 秦山核电站海水系统流程 3.2.1 系统概述

秦山核电站海水系统根据用户不同分为一回路海水系统和二回路海水循环冷却水系统。

一、二回路海水系统共用49号海水泵房及海水取排水设施。杭州湾的海水经取水方涵、拦污栅 再通过取水隧道，经过海水泵房内3台旋转滤网的过滤后进入泵坑。4台一回路海水泵和6台二回路海水循环水泵再将海水泵房泵坑内的海水通过管道输送给各用户进行热交换。在完成热交换后，二回路海水循环冷却水系统的排水汇集到排水母管经虹吸井、排水方涵、连接井、排水隧洞排入最终热阱杭州湾。来自02号核岛辅助厂房的一回路海水系统排水接排入虹吸井后的排水方涵，与二回路排水汇流；供给07号应急柴油机厂房的一回路海水统的排水直接排入厂区边坡排水沟。

3.2.2 一回路海水系统一回路海水系统也叫作重要厂用水系统，其功能是在机组各种运行工况下向02号厂房设备冷却水热交换器以及07号厂房应急柴油发电机组套泵房泵坑内取水后汇集于A、B两根水母管内，再分成4根进水管通过二次滤网过滤后分别供应 给两台凝汽器的A、B两侧进行热交换，排水经4根排水管汇集于两根回水母管后排入虹吸井。两根进水母管各引出一根支管将海水供应给04号汽轮机厂房内的其他用户构成海水冷却水系统。海水管式水冷器提供充足的冷却水,并将收集的热负荷输送到最终热阱，即杭州湾，确保反应堆机组在正常运行和事故运行条件下安全运行。一回路海水系统有4台100%容量的海水泵,分为两个冗余系 列，即1号、2号泵在一根输水母管上为A系列；3号、4号泵在另一根输水母管上为B系列。该系统满足核安全三级，抗震I类要求。一回路海水系统流程如图3-2-1所示。

3.2.3 二回路海水循环冷却水系统

二回路海水循环冷却水系统包括为凝汽器供应冷却海水的海水循环水系统和为其他用户提供冷却海水的海水冷却水系统。6台循环水泵从海水冷却水系统设两台海水过滤器，过滤海水中的杂物，以免堵塞各用户管束。3台海水升压泵是专为7.2 m标高处的发电机空冷器设计的。其他用户因布置在0 m标高层，海水压力足够高，故不另设升压泵供水。海水冷却水系统的用户主要有发电机空冷器，工业水冷却器和发电机定转子水冷却器。冷却完各用户后的海水排水分别经两根支管汇集到两根回水母管中。二回路海水循环冷却水系统的流程如图 3-2-2所示。

3.3海水系统现有防腐蚀措施 3.3.1 外防腐措施

由于海水的腐蚀性很强，而土壤或大气的腐蚀性相对较弱，故秦山核电站海水系统外防腐措施相对较为简单。埋地部分一般用环氧树脂加玻璃丝布包缠（四油三布）进行外防腐，配合厂区地下金属埋设物区域性阴极保护系统进行外壁联合保护；厂房内部分一般用环氧玻璃丝布或环氧类防腐漆进行外防腐。3.3.2 一回路海水系统

秦山核电站一回路海水系统输水管道大部分为管沟铺设，一少部分为埋地铺设。管道内表面衬有聚合物水泥砂浆衬里；4台一回路海水泵泵壳材质为奥氏体不锈钢，为保护泵壳免受含泥沙海水的腐蚀及冲刷，均采用高聚陶瓷类修复材料对泵壳内表面进行了防腐涂装；设备冷却水热交换器前的2台一回路海水过滤器用双相不锈钢及钛材进行制造，以保证良好的耐海水腐蚀性能；3台设备冷却水热交换器壳体为16MnR材料，海水侧水室有衬胶层保护，传热管及管板为钛材；应急柴油机冷却水及中冷水热交换器壳体材料为16MnR，海水水室有衬胶层，传热管为HAl77-2A铝黄铜材料，管板为HSn62-1锡黄铜材料，这两种铜合金均有 较好的耐海水腐蚀性能；07号厂房内使用衬塑管道连接热交换器和室外的砂浆衬里海水管道。

3.3.3 二回路海水循环水系统

二回路海水循环水系统中，碳钢类循环水泵部件与海水接触部分均有熔融环氧涂层或环氧沥青漆等防腐涂层进行保护，叶轮仓部位安装有锌合金牺牲阳极保护块；循环水泵叶轮叶片由于泥沙冲刷磨损严重，曾使用高聚陶瓷类冷涂层及超音速火焰热喷涂WC-Co-Cr涂层进行保护，现在还处于验证阶段；循环水系统管道中室外部分均为埋地铺设，管道内表面大部分衬有水泥砂浆衬里，局部为熔融环氧或防腐涂层；为加强对循环水系统管道的保护，该部分管道加有厂区海水管道内壁阴极保护系统，由16个镀铂钛辅助阳极装置向管内海水释放电流对管道内壁进行阴极保护；在输水母管互通闸阀两侧直径1.6 m和2.6 m渐缩管段内壁加有铝合金牺牲阳极进行阴极保护；04号厂房内凝汽器本体至海水进出口蝶阀间的海水管道内壁涂有重防腐环氧沥青漆涂料，并结合铝合金牺牲阳极对管道进行保护；4台二次滤网筒体及凝汽器进出口水室和折回水室内表面衬有橡胶防腐层。

3.3.4 二回路海水冷却水系统 二回路海水冷却水系统，从进水母管接口开始直至04号厂房内海水过滤器前后的海水管道以及04号厂房至回水母管的排水管道均为砂浆衬里，其余去各用户的海水管道内表面大为熔融环氧，局部冲刷严重管段用高聚陶瓷类耐磨材料进行防护；不锈钢材质的海水过滤内表面使用高聚陶瓷类涂层加以保护，以防止海水的点蚀和冲刷；3台海水升压泵泵壳内表面也使用高聚陶瓷涂层加以保护以抵御含泥沙海水的冲刷腐蚀；工业水冷却器与海水接触部分如水室、传热管、管板均为钛材质，具有良好的耐海水腐蚀性能；定转子冷却器内与海水接触的水室或接管也都有衬胶或衬塑防腐层进行防护；发电机空冷器传热管及管板为钛材，碳钢材质的海水进出口短管内表面用熔融环氧加高聚陶瓷耐磨涂层进行联合保护，空冷器端盖均用高聚陶瓷涂层进行防护。

3.4海水系统防腐蚀管理

3.4.1 海水系统防腐蚀管理策略

秦山核电站是我国大陆第一座核电站，受当时条件限制，海水系统选材及防腐 蚀初始设计中存在一些不足，造成运行前期海水系统发生一些腐蚀问题。由于一开始并没有成立专业的防腐科室对海水系统进行管理，故前期海水系统的防腐管理还是以消缺性管理为主。随着海水系统腐蚀问题的日益突出，为从根本上解决问题公司通过一系列、大范围的变更改造，并不断探索新的防腐蚀手段，引进新的防腐蚀材料和工艺，对海水系统进行防护，现在海水系统的状态已经比较稳定。随着电站累积运行时间的不断延长，腐蚀问题日益引起公司管理层的关注。通过成立材料防腐科专业科室对防腐工作进行归口管理和中长期规划，完善防腐相关管理制度，并建立了《系统设备防腐大纲》以及一、二回路海水系统设备预防性防腐大纲等子程序，初步实现了海水系统防腐管理文件体系的建立，现在海水系统的

防腐管理工作已经过渡到以预防性维修为主，持续改进的新阶段。同时，为保证海水系统在改造过程中防腐性能不降低，材料防腐科负责对系统设备变更、技改等项目的材料和防腐技术条件进行归口审查，可以从源头上保证选材的正确性和防腐手段的有效性，从而保持海水系统良好的防腐蚀性能。现有的海水系统防腐蚀管理工作主要分为预防性防腐和缺性防腐两种。其中，预防性防腐工作占有很大的比重。一方面通过对阴极保护系统的不断维护，保证系统的连续稳定运行，对海水管道内外壁进行持续的阴极保护，阻止或减缓海水对系统管道的腐蚀；另一方面，根据海水系统设备预防性防腐大纲合理安排防腐项目，利用每次换料大修或日常期间设备、管道解体的时间窗口，对设备、管道内表面的防腐层进行检查及修复，保证防腐层的完好，发挥最佳的保护效果；此外，还通过合理选材和改进防腐材料及工艺等手段来达到预防腐蚀的目的。由于海水的腐蚀性很强，且各种保护手段也存在一定的失效概率，因此尽管采取了以上种种预防性防腐措施，仅仅单纯依靠它们仍不能保证海水系统不发生腐蚀问题。一旦发生意料外的海水系统腐蚀问题，就需要采取消缺性防腐行动。一般消缺性防腐工作有如下几个来源：运行人员巡检发现腐蚀问题填报缺陷报告（DR）；检修或腐蚀调查人员在设备检修过程中发现腐蚀问题填报质量缺陷报告（QDR）；电站工作人员发现腐蚀问题填报状态报告（CR）。这些报告均有标准的处理流程，都会流转到材料防腐科，并由材料防腐科组织专业人员进行消缺处理，可以保证缺陷得到及时、有效的控制和处理以及记录。以预防性防腐为主辅以临时性消缺处理，双管齐下，方可保证海水系统的长期安全、可靠运行。由于防腐涉及的工作面比较宽，工作量大，考虑到科室人力资源有限，为此我们与国内多家优秀承包商单位建立了长期、稳定的战略合作伙伴关系，整合利用他们的技术、人力、材料等优势资源，不断提高我们的防腐管理水平，实现了合作各方的共赢。

3.4.2 海水系统防腐蚀管理文件体系

为了保证海水系统防腐蚀管理工作的规范和有效，材料防腐科专业人员有组织、有计划地不断建立和完善相关的管理制度和技术文件。《系统设备腐蚀监督与防腐管理制度》以及《外委防腐施工监督程序》是对包括海水系统在内的生产相关工艺系统进行防腐管理的指导性文件。为保证阴极保护系统的有效运作，实现对厂区海水循环水管道内壁和埋地部分海水管道外壁的有效保护，编写和逐步完善了《54号阴极保护站管理制度》、《54号阴极保护站检修规程》、《54号阴极保护站运行规程》等技术文件。为使包括海水系统在内的防腐工作能够达到预防性维修的水平，材料防腐科投入大量精力建立了《系统设备防腐大纲》，并编制了《一回路海水系统设备预防性防腐大纲》、《海水循环冷却水系统设备预防性防腐大纲》等子程序以及相关的检查及修复操作规程，即《腐蚀检查规程》、《橡胶衬里检查及修复规程》、《涂层检查及修复规程》、《水泥砂浆衬里检查及修复规程》、《玻璃钢检查及修复规程》，从而实现对海水系统进行有计划、标准化的腐蚀调查和预防性防腐处理工作。通过对上述预防性防腐大纲的编制，对海水系统内腐蚀敏感设备一一进行了分析筛选，结合设备的材质、运行工况、腐蚀环境等进行了综合分析，最终确定设备的腐蚀模式，并对防腐蚀措施及防腐要求加以明确，建立了海水系统设备防腐基础信息数据库。同时，在大纲中也明确规定了针对具体设备的防腐工作清单，包括工作内容、工作周期、工作时机、使用的规

程等。只要依据大纲就可以安排好每次大修中的腐蚀调查及防腐施工项目，实现预防性维修的最终目的。同时，这些大纲也是不断完善、持续改进的。根据几个循环的腐蚀调查和防腐施工结果，可以对大纲中的相关要求或规定进行修改和调整，以保证程序最佳的科学性和可操作性。按照预防性防腐大纲对海水系统进行预防性维修管理，可有效地维持整个海水系统处于较好的工作状态，做到防患于未然。随着海水系统防腐蚀管理的不断深入和完善，今后将根据工作的需要，在完善现有制度和程序的基础上，编写新的管理制度和技术文件，以完善整个防腐管理文件体系，对海水系统实施更加有效的、规范的管理。

3.5 海水系统防腐蚀管理难点问题 3.5.1泥沙冲刷问题

由于秦山地区海水含沙量较高，且沙粒的硬度很高，对海水系统设备尤其是叶轮等转动部件以及阀后管道或泵出口水室等海水流向急剧变化的静机部件的冲刷、磨蚀较严重，导致了一系列的腐蚀问题。循环水泵叶轮因冲刷磨损严重，导致备件更换频繁。现已采用多种防腐手段如前面所述冷涂、热涂耐磨涂层等进行防护，但现在均还处于防护效果验证阶段，还没能最终确定一种较好的解

决方案。一回路海水泵叶轮、口环等部件也存在类似的冲蚀问题，今后将继续探索新的防腐手段来解决这一问题。一回路海水泵及海水升压泵泵壳内表面等静机部件已经用高聚陶瓷类防腐耐磨涂层进行保护，经一个燃料循环约400天的现场实际运行考验后，涂层保持完好，取得了很好的保护效果。我们将不断调研、探索新的

防腐手段和材料来逐步解决上述悬而未决的腐蚀问题。

3.5.2 衬胶老化问题

虽然秦山核电站海水系统中的衬胶设备并不是很多，但随着机组累积运行时间的不断增长，像凝汽器这样重要的设备以及各热交换器和二次滤网内的衬胶层均面临着衬胶老化的问题。由于现在还没有掌握橡胶老化诊断的有效方法，未能建立相关管理程序，对海水系统中衬胶设备的防腐管理还存在着不足。现在对老化衬胶的处理方法为用电火花检测后对老化部分用橡胶修复材料进行修复处理。今后将努力改进，尽快掌握橡胶老化诊断技术，实现衬胶老化的有效管理，及时判断衬胶寿期，合理安排工期，对老化衬胶进行整体更换。

3.6 秦山核电站海水系统总结

通过引进先进的防腐材料和工艺，结合一系列、大范围的设备改造，成立材料防腐科专业科室进行专门管理，逐步建立和完善海水系统防腐蚀管理技术文件体系，秦山核电站对海水系统的管理工作已经实现从被动消缺到预防性维修管理的根本性转变。虽然海水系统的防腐管理工作已经取得了较大的进步，但由于秦山地区海水泥沙含量高等自然因素的限制，秦山核电站海水系统的防腐管理工作仍面临着严峻的挑战。同时，我

们在衬胶老化管理等方面还存在着诸多的不足，今后将加强与兄弟单位的沟通和协作，借鉴他们好的经验和方法，通过不断的努力、持续改进，将秦山核电站海水系统的防腐蚀管理工作推进到更好的水平。

第4章 秦山核电二期工程反应堆保护系统的研制

4.1秦山二期反应堆保护系统背景介绍

反应堆保护系统功能重要、设计制造标准严格、技术要求和难度均很高，在系统性能，尤其是可靠性方面的要求，是核电厂所有电气、电子类设备中最高的。中国核动力设计研院承担了国家“八五”科研攻关课题——600MW 核电站反应堆保护系统设计研究与设备研制的任务。在实验室工程样机研制成功的基础上，直接将研究成果用于了秦山核电二期工程的工程设计和建造活动。

反应堆保护系统包括从探测器到安全驱动器输入端的所有设备，其功能是监测与安全有关的核电厂变量，在需要时触发安全系统动作，将重要参数维持在规定的范围内，保证反应堆的安全。文章重点介绍了逻辑处理部分(RPR)的设计。

4.2 设计依据与准则 4.2.1.设计依据

秦山核电二期工程总体上参考了大亚湾核电站的设计，但由于其主回路为二环路，因此对保护系统的某些功能进行了重新设计分析，对保护参数的选取、各保护参数的监测通道数、系统的允许与联锁信号、触发的保护动作等作出了相应的修改和必要的调整，以构成系统的设计依据。

4．2.2 设计准则

秦山核电二期工程反应堆保护系统设计中，严格遵守现行国家标准与核安全法规并参照了有关法国标准(如 HAD102/

10、GB4083-83、RCC-E 等)。系统的设计符合以下设计准则：①所有保护动作应能自动触发；②反应堆保护系统具有足够的冗余度，满足单一故障准则；③在运行期间能对反应堆保护系统进行定期试验和故障检测；④控制与保护系统间设置隔离性接口，防止控制系统的故障延伸到保护系统；⑤提供针对共因故障 的保护；⑥提供保护动作手动启动能力；⑦系统设备满足质量鉴定要求；⑧有条件的系统旁通；⑨向控制室提供准确、完整的信息；⑩对安全驱 动器的闭锁能力。

4.3 反应堆保护系统结构

秦山核电二期工程反应堆保护系统在总体上是 4 个测量通道、A 和 B 两个冗余逻辑系列，每个系列X和Y两个半逻辑的结构(图4-3-1)。由RPR上游 4 个测量通道阈值继电器送出的保护动作初始启动信号，经去耦组件隔离后分两路分别送到半逻辑 X、Y，信号分别在 X、Y 逻辑线路中进行逻辑处理，逻辑处理后的信号经放大器放大驱动输出继电器。由输出继电器接点实现 X 和 Y 逻辑输出信号的 “与”，最后将保护动作触发信号送到停堆断路器和专设安全设施驱动器。与大亚湾核电站保护系统比较，秦山核电二期工程反应堆保护系统在输出部分实现了彻底的保护系列半逻辑输出分离，提高了系统的可维修性。

4-3-1 秦山核电二期工程反应堆保护系统结构框图

4.4紧急停堆系统与专设安全设施驱动系统

保护系统分紧急停堆和专设安全设施驱动两个子系统。其保护功能如下： 4.4.1 紧急停堆系统

其特性是维持燃料包壳的完整性，以及维持反应堆冷却剂系统的完整性。

紧急停堆系统的动作限制 II 类工况、III 类工况和IV 类工况的恶化，保护堆芯。执行的保护功能为①打开停堆断路器，使控制棒插入堆芯；②汽轮机刹车。

4.4.2 专设安全设施系统

专设安全设施驱动系统在Ⅲ类和Ⅳ类工况时启动专设安全设施，减轻或限制事故的后果，它也可能在某些Ⅱ类工况时动作。执行以下保护功能：①安全注入；②安全壳喷淋；③安全壳 A 阶段隔离；④安全壳 B 阶段隔离；⑤蒸汽管道隔离；⑥给水隔离；⑦启动辅助给水；⑧启动柴油发电机。

4.4.3 预期瞬态不停堆事故缓解系统(ATWT)为了解决预期瞬态不停堆的有关问题，增加了一个附加的预期瞬态不停堆事故缓解系统，称为 ATWT 系统。其任务是在工况要求时给出紧急停堆信号，启动辅助给水系统、使汽轮机刹车。为了体现功能多样性，该系统采用了不同于保护系统的专用信号。

4.4.4 定期试验

为了能对反应堆保护系统进行故障检测，系统设计中还考虑了定期试验的要求。反应堆保护系统定期功能试验由 3 个部分组成：模拟仪表试验、保护逻辑试验、输出电路及驱动器试验。这些试验是相互重叠的，即试验信号输入点位于上一级试验信号采集点前，保证了试验的完整性，覆盖了保护系统的各个部分。

4.5设备研制 4.5.1 设备组成

RPR 系统绝大部分属 1E 级电气设备，在性能，尤其是可靠性方面的要求很高。系统应具有在较苛刻的现场环境条件下工作、抵抗各种电磁干扰和抗地震等方面的能力。RPR 系统单台机组的设备包括：35 个电气机柜(8 个隔离柜，12 个紧急停堆系统柜，14 个专设安全设施驱动系统柜，1 个 ATWT 柜)，1 台保护逻辑定期试验装置(T2 试验装置)和 4 个继电器机架。反应堆保护系统设备设计成在冗余线路之间保证有最大限度的实体分隔与电气隔离。A 系列和 B 系列逻辑分别放在实体分隔的机柜中，连接电缆分隔敷设。紧急停堆逻辑独立于专设安全系统逻辑。另外，逻辑柜与信号柜之间、逻辑柜与输出柜之间、信号与输出柜之间在电气上也是相互隔离的。

4.5.2逻辑处理方式 在保护逻辑线路中，针对不同情况采用失激励(失去电压)动作和激励(接通电压)动作 2 种逻辑处理方式。采用失激励动作方式体现了故障安全原则。而在误动作往往带来比较严重的后果的地方，则采用激励动作的方式以减小误动几率。

4.5.3 设备器件的选择

在设备器件的选择方面，鉴于本项目在设备国产化方面的要求，尤其是考虑到反应堆保护系统的重要性和高度可靠性的要求，确定系统的核心部分采用成熟技术。相对于大亚湾核电站 RPR系统设备选用的磁性逻辑部件，秦山核电二期工程 RPR 系统设备使用 CMOS 件作为基本逻辑功能部件，它具有抗干扰能力强，有成熟的使用经验，系统响应速度快，功耗低,发热量小等优点。

4.5.4 ATWT 系统

对于 ATWT 系统采用继电器设备实现其功能，体现设备的多样性。

4.5.5 T2 试验装置

对于非 1E 级设备的 T2 试验装置，采用先进的计算机技术，自行开发研制。

4.5.6 性能试验

在工程样机制造和秦山核电二期工程的设备 制 造 中，根 据 有 关 的 规 定 和 要 求(参 照GB13625-92、GB8993-88、GB6833-86 等国标)，对系统进行了一系列的性能试验：抗震试验、环境试验、电磁兼容性试验、电源负荷测试、系统响应时间测试、电源波动测试等试验。试验结果都满足设计要求。

4.6 反应堆保护系统研制总结

反应堆保护系统的高可靠性是由合理的系统设计和可靠的设备来保证的。秦山核电二期工程反应堆保护系统与参考电站保护系统相比，在技术方面有一定程度的改进。秦山核电二期工程 1号机组的成功运行表明：反应堆保护系统设计和设备研制是成功的。‘

第5章 秦山核电站的无线通信设计特点

核电站在应急工况下, 通信的畅通与否关系到应急响应及相应信息能否及时实施和传达到位.为保证应急通信的可靠性, 核电站通信系统的设置应有足够的冗余性和多样性.秦山核电二期扩建工程设计了无线通信系统, 将其工业无线终端注册到语音服务器, 实现内部通讯和对外呼叫,提供了最便捷先进的通信方式, 组建了完全自主使用的无线通信系统.5.1秦山核电站无线通信系统及系统方案

本工程无线网的总体覆盖目标: 在核岛厂房内、常规岛厂房内、BOP 厂房内及厂房外形成一个完整的无线局域网络, 实现信息互通, 与每个无线用户方便灵活地实时接入.5.1.1秦山核电站无线通信系统的构成 秦山核电站无线通信系统由无线局域网、语音交换服务器和工业无线终端组成.其中无线局域网是由有线以太网和无线通信节点组成, 其终端是众多的便携式电脑和 W i F i手机.此外, 还有无线控制器和服务器.其总体架构如图5-1-1所示

39.5-1-1 秦山核电站无线通信系统的总体架构

.5.1.2系统方案

(1)有线以太网网络方案

无线通信系统是建立在无线局域网基础上的, 无线局域网是整个无线通信系统的核心, 有线局域网和无线覆盖部分构成.无线覆盖部分是依托于有线局域网的结构, 所以有线网络为整个网络提供信息通道, 是整个无线通信系统不可或缺的重要部分.整个无线通信系有线局域网采用星型拓扑结构, 网络分核心和接入层 2层, 网络中心节点配置 3层交换机作路由热备, 接入交换机采用 12口和 24口带 POE堆叠功能交换机.可根据用户的多种不同需求, 将网络单独划分成与其相对的虚拟局域网VLAN, 用于各自的系统运行.(2)无线局域网系统设计方案

包括组网设计方案和整体集成方案.根据现有需求, 组网设计方案采用无线控制器 + 无线节点的无线覆盖形式.该方案的无线网络升级不需要变动现有网络,非常简单方便.根据现有基础网络部署情况, 整体集成方案使用集中控管式系统架构, 在有线网络架构上部署无线网络.无线局域网由无线接入点+ 无线控制器构成.无线控制器放在中心机房, 利用现有的信息点将防辐射无线节点布置在需要布置的地方.无线节点可以穿越交换机和路由器, 与无线控制器相连.40

(3)语音交换服务器设计方案

在中心机房部署语音交换服务器(IP? PBX), 基本的无线通信业务可以通过 IPPBX实现.IP?PBX支持标准的IP通信协议, 包含了软交换、呼叫控制、媒体控制等多种功能, 支持互动式语音应答 IVR.在部署时, 可以根据注册用户数量的多少灵活控制, 多台IP PBX之间可以集联, 因此具有良好的扩展能力.对于应用最广泛的无线网络部分, 直接利用无线信终端就可以顺利组成无线通信系统.将无线终端注册到 IPPBX, 成为无线通信系统的有效分机, 就可以与有线终端实现互通, 并借助 IPPBX的中继线路与 PSTN实现互通.(4)无线通信系统基本功能方案

包括基本通信业务、会议功能、语音信箱、收发短信, 以及互动式语音应答 I VR, 录音服务, 群组呼叫, 呼叫详细记录, HA双机热备。

(5)无线通信系统抗核辐射防护方案

由于核电站核岛内外和各厂房工作环境的特殊性, 以及秦山核电站位于海边、空气中的盐雾浓度很高的特点, 需要对无线节点作特殊的防护处理.该无线通信系统所有的无线通信节点从电子元器件到外壳材料的选取都要充分考虑核电站运行环境的特殊性, 并在无线通信节点外采取抗辐射和盐雾的防护措施.2无线网络的安全保障措施。.1集中的安全管理

无线系统的安全管理是将防火墙, 虚拟专用网 VPN, 安全认证, 防病毒, 无线入侵监测, 以及RF电磁波管理等多项安全功能汇聚到无线控制器上完成的, 这就从根本上解决了传统无线网对安全分散管理给用户带来的不安全感, 摆脱了对有线网安全的依赖性.5.2多种用户认证方式和访问控制

该无线系统支持目前各种用户认证的方式(802.1X, W EB认证, MAC, SSI D, VPN 等), 用户可以根据需要方便地进行选择.用户状态防火墙是无线控制器的独特功能,是针对无线接入的特性设计的.传统的网络防火墙是没有用户这一概念的, 对它的保护只是基于IP地址或物理端口制定的防火墙策略, 所以对于没有固定接入点的无线终端, 这种防火墙的功效不大.而该无线系统的防火墙功能则是与用户认证捆绑在一起的, 当无线用户成功通过认证后, 就会获得一个预设的用户状态防火墙, 不同的无线用户有不同的防火墙策略, 从而极大方便用户的安全管理.5.2.1无线接入点安全侦测和保护

采用无线系统的 RF侦测功能和保护机制可以实时监测核电站无线网覆盖区域

内的所有无线节点的接入情况, 如相邻房间的无线节点、设置错误的无线节点, 以及未经认可而连接到网络中的无线节点等.5.2.2无线网络入侵侦测及病毒防护

该无线系统的特点是无线控制器由专用的网络处理器和加密处理器组成, 且内置一个无线入侵模式库, 实时检测异常的无线数据包.当该无线系统侦测出有入侵时, 会记录和显示入侵的格式,并对入侵做出自动保护响应.该无线系统针对无线终端的病毒防护主要从无线终端的准入检查, 以及对无线终端发出数据进行有效的检查和监控两个层面进行.5.3无线通信系统的 RF智能控管及QoS 5.3.1无线通信系统的 RF智能控管 干扰问题一直是控制系统设计、安装, 以及维护过程中关注的重要问题, 随着无线技术的应用越来越普遍, 对这一问题的研究, 特别是对核电这一敏感领域的实证研究变得越来越迫切.核电站控制系统对抗干扰能力的要求相当高, 因此无线通信系统的 RF 射频功率控管就显得非常重要.该无线系统的 RF智能控管具有自动调节网上所有无线节点的电波特性.启动了 RF智能控管, 无线节点与无线节点之间就会自动互传有关无线电波的信息、调整电波的参数, 直到无线节点之间达到一个最优化的无线电波运行环境.5.3.2无线通信系统的 QoS 无线通信系统的服务质量 QoS是非常重要的.其带宽管理能力使得在移动音视频应用方面

表现出很强的优势.该无线系统可在每个用户的权限内, 达到用户无线连接的最高带宽.对于不同的 IP服务, 无线系统也可透过无线控制器设置定义不同的 QoS队列.例如无线语音的应用, 可将SIP和 RTP协议设定在高的队列, 而一般应用则将 http和 ftp设定在低的队列.无线系统可允许用户设置专有的语音 SSI D,将单纯的数据传输用户和无线通信终端用户分开.但也可以在单一 SSID内同时传送数据和语音, 关键是怎样保证语音传输的质量.该无线控制器内的用户防火墙可把 SIP /RTP等 VoIP协议数据包置于较高的优先队列, 从而在数据和语音同时传送时, 可确保语音质量不受影响.在一个语音SSI D内, 可以优先级队列处理 SIP和 H.323等无线语音数据.5.4核电站无线通信系统总结

无线通信系统必将大大提高核电站工作人员在调试运行、维修等方面的工作效率, 避免因缺乏及时沟通而造成的工作延误.国外核电站已有成功使用无线通信系统的先例, 因此在核电站建设无线移动通信系统是可行的.考虑到核电通信解决方案的发展趋势、技术成熟与发展方向、终端及运营维护成本等因素, 在核电站建设一套专用的低功率、低干扰、抗辐射的无线通信系统将是国内核电站通信建设的发展方向.42

第6章 秦山核电厂二回路系统水化学的改进

6.1秦山核电厂二回路系统水化学背景介绍

秦山核电厂是我国自行设计、建造和运行的第一座压水堆核电厂，装机容量为 310 MW。1991 年 12月 15 日正式并网发电，至今已经安全稳定运行近16年。特别是近几年，电厂的各项性能指标都有了较大的提高，WANO（世界核营运者协会）十项技术性能指标基本达到世界中值水平，有几项已经进入世界先进水平。秦山核电厂良好运行业绩的取得，是和核电厂管理水平不断提高以及在设备改造上的投入分不开的。WANO 化学性能指标也随着二回路系统水化学管理理念的更新和水质控制的改进和而不断改善，通过改变运行方式及增加除铁置减少二回路系统的腐蚀和腐蚀产物的转移、对凝结水精处理装置的优化运行以及大修及启动过程的水质的严格控制等措施，使电厂的 WANO 化学性能指标不断进步，到 2006 年已经达到世界先进水平。图 1 列出了 1997 年以来秦山核电厂 WANO 化学性能指标的变化情况。6.2二回路系统水化学的改进 6.2.1 管理理念的更新

压水堆核电站二回路系统化学控制的主要目的是减少二回路系统的腐蚀，保证二回路系统设备特别是蒸汽发生器结构材料的完整性，提高核电站的运行安全性和可利用率。WANO 化学性能指标的计算选取的参数就是二回路系统的六个控制参数，由此也可以看出二回路系统化学控制的重要性。秦山核电厂设计上二回路系统的主要水质控制规范如表 1 所示。针对秦山核电厂所采取的蒸汽发生器传热管为 Incoloy800 材料的核电厂，WANO化学性能指标计算参数的世中值也列在表 6-2-1 中，从表中可以看出，世界中值和控制指标相比有数量 级的差别。

6-2-1 WANO 化学性能指标变化趋势图

秦山核电厂早期的化学管理的理念主要是保证关键水质不超标运行，也没有过多地考虑 WANO化学性能指标的问题。随着秦山核电厂管理水平的提高，对水化学的认识也不断加深，对水质的控制也越来越严格。秦山核电厂化学管理的理念也不是仅仅保证水质不超标，而是要求杂质离子的含量越低越好。因为只有在使杂质离子控制在尽量低的水平，才能有效地降低二回路系统的腐蚀，防止蒸汽发生器传热管的腐蚀开裂。秦山核电厂二回路水化学的管理目标转变成以达到世界先进电厂的水化学管理水平为目标，即 WANO化学性能指标达1.00，也就要求参与 WANO 化学性能指标计算的所有 6 个控制参数的运行值就必须小于世界中值。

表6-2-2 二回路系统主要控制参数设计指标及 WANO 化学性能指标计算世界中值

*注： 设计时无该控制参数指标要求

只控制水质不超标是容易的，而要使控制参数低于世界中值就比较难了。为此，秦山核电厂在实践中不断总结经验，对二回路系统水质控制的各个环节进行认真分析，总结出水质控制的环节从过程上看包括以下几个方面： 1)大修过程控制，为下一燃料循环水质控制打好基础； 2)启机过程中二回路完全冲洗、净化；

3)运行期间水质的调节和控制，及时调整水质偏差。从控制杂质的来源看包括以下几个方面：

1)补给水的质量控制，减少由补给水带进的杂质含量；

2)化学品的控制，包括化学添加剂及使用于现场的一些辅助材料； 3)防止凝汽器泄漏；

4)优化凝结水精处理装置的运行，减少其带来的负面影响。从改善二回路系统运行环境来看包括：

1)选择适当的二回路系统的 pH 值；

2)针对电厂的具体情况选择更适当的pH值调节剂； 3)控制适当的联氨浓度； 4)阴阳离子摩尔比的控制。

通过观念上的更新，秦山核电厂开始注重对水质控制的每个环节都进行考虑，对于薄弱环节采取改进措施。通过加强对以上各个环节的控制，秦山核电厂 WANO 化学性能指标不断改善，不过离世界先进水平还有点差距。为了进一步实现达到世界先进水平的目标，秦山核电厂于 2004 年专门成立了改善 WANO学性能指标小组，重点解决影响WANO 化学性能指标的给水铁及蒸汽发生器排污水中钠含量偏高问题。该小组在改善二回路系统运行环境重点进行高 AVT 处理； 在控制杂质来源重点进行凝结水精处理装置的优化运行；在水质控制的过程中重点完善大修启动过程中的化学控制。通过对这些薄弱环节的改进，使二回路系统的水质不断改善，WANO 化学性能指标也不断进步，并最终达到世界先进水平。图6-2-3 是 2004 年到 2005 年 WANO化学性能指标及影响水质变化月趋势图。

6-2-3 WANO 化学性能指标及影响水质变化月趋势图

6.3 减少二回路系统腐蚀及腐蚀产物转移

6.3.1 二回路系统采取高 AVT 秦山核电厂由于凝汽器出现泄漏的次数比较多，故以前一直采取的运行方式是维持凝结水全流量处理，这样即使二回路属于无铜系统，其 pH 值也无法控制在较高的水平。秦山核电厂二回路系统主要是碳钢材料，由于pH 值无法控制在比较高的范围，随着设备的老化，二回路系统的腐蚀比较严重，反映在给水中铁含量相对较高，这些腐蚀产物转移到蒸汽发生器，对于蒸汽发生器传热管会造成不利的腐蚀环境，有可能影响蒸汽发生器结构材料的完整性。为解决秦山核电站给水中铁含量相对较高的问题，从化学控制上可以采取变更 pH 值调节剂（如从高挥发性的氨改为挥发性较低的乙醇胺）和高 AVT 处理两种方式进行纠正。高 AVT 处理主要采取的是提高二回路系统 pH 值的方法，以减少二回路系统的腐蚀。由图 6-3-1可以看出，对于碳钢和低合金钢，其腐蚀速率随 pH值的升高而降低。所以采取高 pH 值运行可以有效地控制二回路系统的腐蚀。另外高 pH 值还可以有效地降低腐蚀产物向蒸汽

发生器的转移。图6-3-2是Fe3O4的溶解度与溶液 pH值和温度的关系，从图中可以看出，在酸性和弱碱性溶液中，Fe3O4在 77℃显示了最大溶解度，而且随温度上升，Fe3O4溶解度迅速降低。这表明在低 pH 值的给水中，腐蚀产物中铁会从给水设备或管道上溶解，并随着给水最终进入蒸发器，给水进入蒸发器后给水温度的升高，溶解度降低，腐蚀产物就沉积在蒸发器中，从而对蒸发器的运行造成不利影响。因此，提高给水的 pH 值，能有效的防止腐蚀产物向蒸发器转移。

6-3-1 pH 值和金属材料腐蚀速率关系图

6-3-2 温度和 pH 值对 Fe3O4溶解度的影响

秦山核电厂在采取增加循环海水二次滤网、对海水旋转滤网进行改造、加强对凝汽器钛管的在役检查、采取预防性堵管等措施后，目前凝汽器泄漏的次数和以前相比明显降低。所以秦山核电厂 2004 年开始决定采取提高二回路系统的 pH 值的方法来降低给水中铁的含量，即把给水的 pH 值由 9.4 提高到9.7，而与此同时，凝结水精处理装置的处理流量由100 %下降到 30 %。从整个二回路系统腐蚀产物的变化情况来看，在提高二回路系统的 pH 值以后，腐蚀产物含量都有明显下降。具体铁含量变化情况如下：a.MSR（汽水分离再热器）疏水的铁含量由30 μg/L 左右下降到目前的 10 μg/L 左右，试验期间约为试验前的 1/3。b.高加疏水中铁含量约降低40 %。c.给水中铁含量由 5 μg/L 降到 3 μg/L 左右，降幅约为 40 %。d.蒸发器炉水中的铁含量降低到原来的 50 %左右。e.汽中的铁含量变化不大，但凝混出口的铁含量由于处理流量的下降而有所升高。图 6-3-3是提高 pH 值试验 2004 年 4 月两周的给水及 MSR 疏水铁含量变化趋势图（4 月 12 日开始提高二回路系统的 pH 值）：

6-3-3 给水及 MSR 疏水铁含量变化图

6.4 凝汽器热井中加装磁力过滤器

秦山核电厂凝结水中的腐蚀产物也是给水以及蒸汽发生器中腐蚀产物的重要来源之一。在对凝结水进行全流量处理时，凝结水精处理装置兼做除铁过滤器，给凝结水精处理装置带来不少负担，同时容易造成树脂的污染。在二回路系统进行高 AVT 处理后，凝结水只能进行部分流量处理，凝结水中的大部分腐蚀产物又有可能旁路凝结水精处理装置而直接进入给水系统，并最终进入蒸汽发生器。根据这个情况，秦山核电厂在第 7 燃料循环运行试验的基础上，从R8 开始在 1#、2#凝汽器热井底部共安装了 56 片磁栅，每片磁栅覆盖的面积约 0.5 m2。在二回路系统启动过程中进行小循环冲洗后，这 56 片磁栅上就吸附了很多的腐蚀产物，循环冲洗结束后磁栅取出进行了清洗，清洗干净后重新放入凝汽器，运行一个燃料周期后再取出清洗。二回路系统启动前的小循环冲洗过程中，磁栅能吸附 20 kg 左右的腐蚀产物，而一个燃料循环，约能吸附近70 kg 的腐蚀产物。由此可以看出磁栅在吸附凝结水中的腐蚀产物方面具有良好的效果。图 6-4-1 为磁栅吸附腐蚀产物的效果图。

6-4-1 磁栅吸附腐蚀产物的情况

6.5凝结水精处理装置的优化运行

6.5.1 消除树脂性能下降对水质的影响

秦山核电厂从开始运行至现在，凝结水精处理装置中的树脂进行过两次更换。一次是 1998 年，另外一次是2003 年。秦山核电厂根据对 1997 年蒸汽发生器炉水中的阳离子电导率、硫酸根离子含量以及树脂物理性能的分析，判断引起蒸汽发生器二次侧硫酸根及阳离子电导率的升高的原因是有碎树脂进入二回路系统，于是决定于 1998 年对所有凝结水精处理装置的树脂进行更换。从表 2中列出的 1998 年以后的数据来看，蒸汽发生器二次侧中硫酸根离子和阳离子电导率在树脂更换后明显下降。2003 年对于凝结水精处理装置的树脂的更换，主要是考虑到树脂的交叉污染已造成蒸汽发生器二次侧钠含量的升高。更换新树脂更强调了阴、阳树脂的分离性能，对于其粒径范围及均一系数都提出了严格的要求。

6.5.2 新树脂处理

新树脂在投运初期有一个过渡期，过渡期采取和平时一样的再生及处理工艺不能够很好地控制混床出水的水质，对二回路系统的钠离子含量会造成明显的影响。所以在新树脂的过渡期内，应采取不同的再生及处工艺，以降低树脂过渡期内树脂床对二回路系统钠的影响。秦山核电厂对于新树脂的处理措施是失效树脂再生前，对树脂进行碱浸泡（2~16 h）处理，然后对阳树脂用倍量酸

第二篇：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。

嘉化工业园110v嘉化兴港变电站的热电主控室里，有远程控制系统。主控1号机2号机3号机和新2号机（原4号机）的发电组设备运行。

发电机组成

发电机通常由定子、转子、端盖及轴承等部件构成。定子由定子铁芯、线包绕组、机座以及固定这些部分的其他结构件组成。转子由转子铁芯(或磁极、磁扼)绕组、护环、中心环、滑环、风扇及转轴等部件组成。由轴承及端盖将发电机的定子，转子连接组装起来，使转子能在定子中旋转，做切割磁力线的运动，从而产生感应电势，通过接线端子引出，接在回路中，便产生了电流。在发电机发电的前后需要大量的配送电设备，更需要许多的电力保护。

发电机励磁及发电机灭磁

励磁装置是指同步发电机的励磁系统中除励磁电源以外的对励磁电流能起控制和调节作用的电气调控装置。励磁系统是电站设备中不可缺少的部分。励磁系统包括励磁电源和励磁装置，其中励磁电源的主体是励磁机或励磁变压器；励磁装置则根据不同的规格、型号和使用要求，分别由调节屏、控制屏、灭磁屏和整流屏几部分组合而成。

励磁装置的使用，是当电力系统正常工作的情况下，维持同步发电机机端电压于一给定的水平上，同时，还具有强行增磁、减磁和灭磁功能。对于采用励磁变压器作为励磁电源的还具有整流功能。励磁装置可以单独提供，亦可作为发电设备配套供应。

励磁系统的主要作有：

1）根据发电机负荷的变化相应的调节励磁电流，以维持机端电压为给定值；

2）控制并列运行各发电机间无功功率分配； 3）提高发电机并列运行的静态稳定性； 4）提高发电机并列运行的暂态稳定性；

5）在发电机内部出现故障时，进行灭磁，以减小故障损失程度； 6）根据运行要求对发电机实行最大励磁限制及最小励磁限制。发电机的灭磁装备是起保护作用的，灭磁与励磁同时存在。

励磁系统是电站设备中通过对发电机端电压进行检测，或者还要进行信号的隔离，这是防止干扰的，然后和AVR内部设定的电压值进行对比，对这个偏差量然后进行放大，用他去触发励磁的输出，从而控制了励磁的输出，这个励磁的变化从而又弥补了发电机电压的变化，使其尽快回归正常的电压水平，通过这样一个原理使得发电机的电压持续稳定在一个恒定的水平。在此次实习的主控室看到的发电机的励磁输出是可控硅输出的，有的是全波整流的，有的是半波整流的，当然全波的性能好一些。这些可控硅的触发信号就来自于实际值和设定值的偏差量。比如当发电机的实际电压偏离了正常电压，高了一点的时候，这个电压和设定电压的偏差，就被放大，然后触发可控硅，使得AVR的励磁输出减小一些，这样电压就会下降一点又回归正常值。

发电机的自动同期装置

发电机要对外发电，就要与系统并网，并网的条件是发电机与系统之间的相位、频率、电压三者都要相同时，即所谓同期时才能并网，否则强行并网会对发电机轴系产生强大扭矩，损坏发电机，对电网也会产生冲击；发电机的同期装置就是监测发电机与系统的状况，在符合并网条件时，自动合上开关，使发电机并网

发电工作保护

在许多的调节柜和测控屏中，备用装置占大多数，很多指示灯都指向备用状态。在电的配送管理中，保护力度很大，以防突然事故引起的电力无法供应，以此造成的严重损失。如果突然事故的发生造成电力的输送中断，蓄电装置储存有一定的电量，会自动并且及时的启动。在短时间内提供所需电力，为维修提供缓冲空间。各个备用系统也将随之运行，很多备用装置都是自动化的，因为电力的配送管理过程中，这些工作保护都是必不可少的。

根据对供电可靠性的要求及中断供电在政治、经济上所造成损失或影响的程度进行分级，即是对用电方进行的一种保护。

嘉化兴港热电厂供配电(工程师介绍)热电厂的电力主要是供应企业内的用电。其工程有一期和二期，一期是最初的投入建设，二期部分已经投入运行。本企业以供汽为主，发电为辅。嘉化兴港热电厂所发电力主要供工业园区的氯碱工业等使用。嘉化兴港热电厂是嘉化工业园区的一部分。

4号5号发电机组

4号5号发电机组远程控制室和110v嘉化兴港变电站的热电主控室类似，有电脑数据控制和室内的设备控制，发电机的励磁灭磁调节，发电机自动同期装置，各种保护及备用等。

灭弧装置

灭弧装置就是为了防止由于触点断开时产生的电弧火花造成不必要的损失而设置的。在一此大电流电路上，触头或开关的通断都会产生电弧火花，可能会造成以下危害：

1、烧伤触点触头等，久而久之使电路接触不良，造成电路的损坏。

2、可能对人的眼、皮肤等造成电弧灼伤，对人体造成不可臆测的危害。

3、在一些对电弧火花敏感的地方，如煤气厂或充置可燃性气体的地方，一丁点的电弧火花都可能引起爆炸等。

4、电弧火花可能随着电路对一些电子产品（如集成电路）造成击穿损坏等。所以为了安全起见，在有大电流可能引起的触点触头等地方都要加装一个金属盒来屏蔽电弧火花的产生，在交流接触器最为常见。

变频器

电压和频率固定不变的交流电变换为电压或频率可变的交流电的装置称作“变频器”。该设备首先要把三相或单相交流电变换为直流电。然后再把直流电变换为三相或单相交流电。变频器同时改变输出频率与电压，因此变频器可以使电机以较小的启动电流，获得较大的启动转矩，即变频器可以启动重载负荷。

变频器具有调压、调频、稳压、调速等基本功能，应用了现代的科学技术，价格昂贵但性能良好，内部结构复杂但使用简单，所以不只是用于启动电动机，而是广泛的应用到各个领域，各种各样的功率、各种各样的外形、各种各样的体积、各种各样的用途等都有。

高压变频器是指输入电源电压在3KV以上的大功率变频器。

控制器

控制器由高速单片机处理器、人机操作界面和PLC共同构成。其中人机操作界面有三种配置：工控PC机界面、嵌入式工控机界面、标准操作面板界面，用户可根据需要进行选择。单片机实现PWM控制。人机操作界面解决高压变频调速系统本身和用户现场接口的问题，提供友好的全中文监控界面，使用方便、快捷，同时可以实现远程监控和网络化控制。内置PLC则用于柜体内开关信号的逻辑处理，可以和用户现场灵活接口，满足用户的特殊需要。

控制器与功率单元之间采用光纤通讯技术，低压部分和高压部分完全可靠隔离，系统具有极高的安全性，同时具有很好的抗电磁干扰性能，可靠性大大提高。另外，控制电源掉电时，控制器可由配备的UPS继续供电，（散热风机电源取自移相变压器）变频器可以继续运行。

变电站

变电所就是电力系统中对电能的电流和电压进行变换，集中和分配的场所。

隔离开关

隔离开关是高压开关的一种，因为没有专门的灭弧装置，所以不能切断负荷电流和短路电流。一般与断路器配合使用。隔离开关的作用：

1．隔离电源:将需要检修的电气设备用隔离开关与电网的带电部分可靠的隔离，使被检修的电气设备与电源有明显的断开点，以保证检修工作的安全。

2．改变运行方式进行倒闸操作:如在双母线运行的电路中，可以利用隔离开关将设备或线路从一组母线切换到另一组母线上去。3。接通和切断小电流电路

锅炉

煤在锅炉炉膛燃烧，燃料的化学能转变为高温烟气的热能，通过传热，高温烟气的热能再转换为高温蒸汽的热能。

燃煤蒸汽锅炉主要部件 炉本体：炉膛、燃烧器、空气预热器、烟风道

锅本体：省煤器、汽包、下降管、联箱、水冷壁、过热器、再热器等。

锅炉的给水部分

锅炉的给水有主管道和辅助管道之分，在锅炉点火的初期，锅炉内各介质的温度都比较低，此时，锅炉的蒸发量不大，所以需求的供水也不大，此时要关闭主管道，由副管道给水。从锅炉出来的烟气也要发挥其‘余热’，要经过空气交换器、电除尘、脱硫等设备，最终通过高达200米的烟囱排放到大气中。其中，新安装的脱硫装置的脱硫效率能达到95%以上，可以说效果非常的不错，有效减少了污染物的排放。此外，烟气的温度在129度左右，对大气的影响也非常的有限，真正做到了清洁生产的目标。

秦山核电站是中国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站，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。

核能发电

利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。它与火力发电极其相似。只是以核反应堆及蒸汽发生器来代替火力发电的锅炉，以核裂变能代替矿物燃料的化学能。除沸水堆外（见轻水堆），其他类型的动力堆都是一回路的冷却剂通过堆心加热，在蒸汽发生器中将热量传给二回路或三回路的水，然后形成蒸汽推动汽轮发电机。沸水堆则是一回路的冷却剂通过堆心加热变成70个大气压左右的饱和蒸汽，经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。

1..核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。

2.核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。

3.核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，没有其他的用途。

4.核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。5.核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响，故发电成本较其他发电方法为稳定。

核能属于清洁能源，一个核反应堆所释放的能量是原煤的上千万倍。人类在获取能源的过程中，也给生态环境带来了极大的破坏，所以我们要保护好环境，尽我们最大的努力较少污染排放，学习新的技术，开发出新的清洁能源。

实习小结

通过此次实习，使我们对电力的传输，分配，维护设计有了一次比较全面的感性认识，为进一步理解和接受将要学习的专业知识打基础。使理论与实践有一个良好的结合。对电力各个方面的设备外观有了感官上的了解，并在相关技术人员的介绍下，对它们的名称和作用有了一定的掌握。在指导老师的讲解中，我们也一一交流了近年来国内电力行业的形势。

在热电厂的参观中，认识到我们所学习的电路和模拟电路只是基础，关于电网，要深入学习的还有很多。我们才刚刚开始接触，如果想要从事电力方面的工作，要做出的努力也很大。毕竟这不同于别的行业，可以归结为利润高，风险大。也就是说，掌握的透彻，能力够硬，在这个行业就大有作为。如果一知半解，而且又在此领域工作，那么可能会因为小问题而损失巨大。

近年来，我国的电力事业特别是电网线路得到突飞猛进的发展，并且其需求量也越来越大。随着电力事业的发展，电力行业的技术水平将越来越高，竞争也将更加的剧烈，这就对我们每个员工的素质提出了新的更高的要求。作为要步入社会的我们，一定不要放松对自己的要求，再接再厉，努力学习知识、掌握本领，以适应将来工作生活的需要。对于任何一个从事电力的工作者来说，电力事业的发展既是机遇也是挑战。对于我们大二的学生来说，更应该在有限的时间里掌握更多的专业知识，加强实践和设计能力，这样更有利于进来的发展。参观实习的时间虽然短暂，但是却让我受益匪浅，学到很多的知识。电力本就是一个十分需要从实践中汲取营养的学科，只有从实践出来，结合理论，才能真正掌握电学的光亮处。

在嘉化兴港热电厂的一名工程师的说明中，我们认识到，要从事这个行业，不仅需要全面良好的专业技能，不论是实践还是理论，还需要积极的心态，强大的心理承受能力。工作中，思维一直保持清新的警惕的状态。因为发电厂的电路

繁多，路线复杂，要求技术人员能够耐心冷静的应对突发的事故。而且如果想要从事这个行业，兴趣也是一大重要因素，没有兴趣的话，面对冗繁的电路线，检修维护是很难进行下去的。所以我们在学好专业课的同时也需要培养对电气信息工程专业的热爱对电力事业的热爱。在秦山核电站的展览大厅，同学们一边看核电站设备模型，一边听核电站老师详细而通俗的讲解，对核电的理解好像刹那间有了一个很大的飞跃，“核燃料”、“核裂变”、“热传递”、“电磁感应”等高科技的专用词语在大家的脑海里开始翻滚，朦胧中带有一丝清晰，清晰中又带有一些不解，显得或近或远„„展览室内，国家几代领导人亲临核电站建设基地的场景，并为核电站成功建设的题词--“祖国核电从这里起步”、“国之光荣”等内容让同学们都肃然起敬，对祖国核电发展的自豪感和对核电美好前景的憧憬，就像一股热流，从大家的心中油然升起。然后是第三个更有趣、更直观的实践活动---“核电站中央控制室的参观和实际演练”。核电站中央控制室被称为核电站的大脑神经，由于核电站的严格管理，“外人”是绝对不能进入实际运行的“中央控制室”，但核电站的模拟机与核电站实际中央控制室一模一样。我们一行30多人倍分为两组分别参观模拟控制室的。

这是我们第一次比较全面直观的真正了解核能发电的全过程。有种奇妙的感觉，充实又有距离。

为期四天的参观实习，收益颇丰，不仅增长了有关发电，核电方面的知识，更让我们知道了很多在发电站工作的内容，也让我们大体的知道了该往哪个方向去充实自己，装备好自己。

第三篇：核电站实习报告

2012年中美暑期实习班

（HEU-TAMU）

专题报告

实习地点：哈尔滨工程大学 红沿河、三门及大亚湾核电站 班 级 ： 091517 学 号 ： 2009151728 姓 名 ： 宋天昊 指导老师：高璞珍 实习时间：2012.7.29-8.9 题目：AP1000与ACPR1000+技术特点的比较分析

Title：The comparative analysis of the technical characteristics of AP1000 and ACPR1000+ 摘要: 本文通过分析AP1000和ACPR1000+各自的技术特点和发展过程，展现了其设计思路并分析比较了其安全性、经济型、建造成本等方面的优劣。Summary:

This article shows design ideas of AP1000 and ACPR100+ by analyzing their technical characteristics and development process.It analyzes and compares the pros and cons of their security, economic, and construction costs.关键词：三代技术 非能动 自主 AP1000 ACPR1000+ Key Words: The 3rd generation Passive Independent technology AP1000 ACPR1000+ 引言: 此次实习过程中参观了三门核电站全球首个AP1000机组的建设现场和以M310机组发展来的CPR1000为主要堆型的红沿河核电站和大亚湾、岭澳核电站。并听取了有关以CPR1000技术为基础的自主化第三代核电技术ACPR1000+的介绍。

AP1000和ACPR1000+作为我国核电技术未来发展的两个主导方向，有着其各自不同的技术特点和各自的优势。分析比较其各自的特点和优势，对于理解现代反应堆的设计思路、加深对第三代核电的认识具有重要意义。

Introduction: During this study tour, we visited the construction site of the world's first AP1000 unit of the Sanmen Nuclear Power Plant and CPR1000 which develops from the M310 unit in Hongyanhe, Daya Bay and Lingao Nuclear Power Plants.We had listened to the introduction of ACPR1000+ technology, our own third-generation nuclear power technology which is based on CPR1000.As the two dominant directions of the future development of nuclear power technology in China, the AP1000 and ACPR1000+ have different technical characteristics and their respective advantages.Analysis comparing their respective features and advantages has an important significance for understanding modern reactor design ideas, and a better understanding of third-generation nuclear power technology.主体内容

一、AP1000的技术特点

1、设计思路

AP1000 是美国西屋公司在AP600先进压水堆技术的基础上设计的第三代核电堆型。

AP1000技术的最大特点是运用了非能动安全设计。AP1000压水堆的基本设计思路是：在设计基准事故情况下，电站无需人工操作、电源或泵，同样能实现安全停堆并维持安全停堆状态。AP1000并非借助能动设备如柴油应急发电机和水泵，而是依靠自然力如重力、自然循环和压缩空气来防止堆芯和安全壳过热。

2、非能动安全

非能动安全技术是AP1000堆型最大的特点。非能动安全是指不依赖外来的触发和动力源，而靠自然循环、重力、蓄势等简单有效但又从不失效的物理规律来实现安全功能的系统。

AP1000的非能动安全设计可以使系统处于长时间停堆状态，根据概率安全分析AP1000满足美国核管会确定的安全准则和概率风险准则，并有很大裕量。概率风险评估的结果表明起事故概率为目前运行电站的1/100。

AP1000的非能动安全系统主要包括非能动余热排出系统、非能动安注系统和非能动安全壳冷却系统。其中非能安全壳的设计最为独特。安全壳采用双层设计，钢制安全壳本身就是非能动安全系统的一部分。非能动安全壳系统（PCS, Passive Containment System）可以将热量从壳体传到环境中，非能动水箱中的水可以将堆芯冷却持续72小时以上，留有足够的时间来处理应急事故。非能动安全壳利用自然对流使空气流经双层安全壳之间的通道来提供额外冷却。

3、简化设计

AP1000设计过程中，采用了简化设计的思路。简化的非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件。减少了50%安全相关闸阀，减少了80%安全相关管道，减少了85%控制电缆，减少了35%的泵类，减少了45%的抗震建筑。这些使简化设计使反应堆节约了反应堆建造成本，缩短了反应堆的建造周期，也使反应堆的运行更具经济型。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh。

与现役核电站相比，在相同的发电能力下，AP1000占地面积更小。它的电站布置将安全相关系统和非安全相关系统分离开。电站由核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房放射性废物厂房等几个关键建筑结构组成，每个建筑各自独立。

4、成熟技术

AP1000保留了很多在现有电站和改进型电站中的能动安全相关系统，主回路系统和设备设计采用成熟电站设计。[6]AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。

5、数字化控制

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。AP1000测量系统有42个固定测量仪表并可以形成3D图像。AP1000的数字化仪控系统是核电站控制系统的一大进步。

6、模块化建造

模块化建造(Modulized Construction)是AP1000建设的另一特点。模块是一个名词，在这里用来指一个由材料和部件组装而成的组合件。车间预制后模块作为一个整体单元，方便和加速了现场的建造。在模块就位前对其预制和组装，避免了在其最终位置的狭窄空间进行过多的工作，这样就允许安装和土建并行作业。

AP1000机组的模块包括结构模块（structure module）、安全壳模块（containment vessel module）和机械模块（mechanical module）。其中，结构模块一般由钢板和型钢及内部混凝土构成，形成完整厂房结构。钢板和型钢组成的结构在车间预制，混凝土在结构件现场就位后浇注。钢制安全壳（CV）是先进电站采用模块化建造的关键设备之一，分为底封头、4个中间环段和顶封头，共5个模块。采用分段预制，再进行现场组装的方式建造。机械模块由设备、管道、管道支架、泵等组成。其作为一个单元在车间预制和装配，最后运输到现场，并被安装进各个区域。机械模块设计成带有自我支撑钢结构形式。

AP1000机组共包含300余个模块为铁路—海运（rail-shippable equipment modules），50余个大型结构模块（large structural modules）为现场建造。

模块化建造的优点在于：（1）提高了设备的质量和安全性

（2）展开工作面。提高了整体施工的进度。（3）钢筋混凝土板的抗震性相对较高 模块化建造的缺点在于：

(1)模块体积大、需要大型施工机械和专用道路，抬高了建造成本。模块化建造需要重载道路（Heavy Haul Road），CV装配区（CV assembly area），兰普森起重机（Lampson Crane）和施工现场自备码头（Site Wharf）。这些基础设施的建设都增加了核电站的建造成本。

(2)模块精度要求高、测量难度大，容易变形，施工质量控制难度加大。(3)模块化建造给产品保护提出了更高的要求。模块化建造要求很多设备在土建施工阶段就安装就位。但是AP1000机组采用开顶法施工，土建和安装作业深度交叉，给提前安装的设备模块的成品保护带来很多困难。尤其是设备模块上安装的一些电机、泵、热交换器等设备。

(4)模块化材料成本较高。为了确保模块不超重，减少位置冲突，减少变更工作量，目前模块严格限制材料代换，模块大部分材料仍为美标材料，不管是国外采购还是国内定制生产，其采购时间和成本均较高。而且模块化施工采用的自密实混凝土、水泥用量较多，成本相对普通混凝土非常高。

(5)设备模块布置给今后检修带来困难。AP1000采用大量设备模块，这些设备模块上的管道、阀门、热交换器等设备布置紧凑，且固定在钢结构框架上，没有太多检修空间，这给今后模块上部件的检修和更换带来了困难。

7、AP1000的燃料国产化问题

AP1000由于是美国纯进口技术，所以其燃料目前需要进口，但AP1000的燃料国产化工作进展缓慢，所以如果其燃料长期依赖进口，必然影响其运行的经济性，降低其运营效益。

8、AP1000的大型设备换装问题

AP1000由于采用开顶施工法，并没有留出大型设备换装的通道。大型设备，如蒸汽发生器等如果出现问题将无法更换。AP1000使用的蒸汽发生器为增大型蒸汽发生器（D215），其设计寿命为50年。而现役蒸汽发生器实际设计寿命为15年左右，所以该新型蒸汽发生器能否正常使用50年仍是一个未知数，如果由于传热管破裂等因素使其使用寿命达不到50年，就必然涉及到大型设备的换装问题。但AP1000机组由于没有设备换装通道，所以这是挑战AP1000机组的一大问题。

二、ACPR1000+技术特点以及发展过程

1、CPR机型的发展

CPR1000是China Pressurized Reactor的简称，它是中国广东核电集团有限公司出的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术方案。它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。

CPR1000由大亚湾核电机组所使用的M310机组发展而来。岭澳一期核电以大亚湾核电站为基础，保持其功率不变，进行了多项技术改进，进一步提升了其安全水平和经济性，使其达到了“二代加”核电站的先进水平。CPR1000方案是以大亚湾和岭澳一期核电站为参考基础，为进一步满足新版核安全法规的要求，相应的采纳了一些新技术。在后续项目中，CPR1000方案仍将结合经验反馈，陆续采用新技术，使其安全性和经济性进一步提高。

CPR1000基于M310的主要技术改进有：（1）18个月换料方案，减少换料大修次数，降低大修成本、燃料循环成本、放射性废物的产生量、反应堆压力容器的中子流量和工作人员的受辐照剂量，提高电站的可利用率和年发生电量。（2）设计寿命60年的压力容器改进（3）可视化进度控制

（4）堆腔注水，有利于防止或延迟压力容器熔穿，防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿，抑制安全壳内氢的产生量，提高安全壳保持完整性的概率。

CPR1000的主要特点是：

（1）技术成熟，有丰富的运行经验，国际上基于M310机组的反应堆有1000堆年的安全运行经验。

（2）技术先进。作为基于M310机组的二代技术的改进，其运营水平达到了国际同类核电站的先进水平

（3）经济性好。由于基本实现了自主化和设备的国产化，其工程造价大大降低。而且基于大亚湾核电站的良好的运行经验，CPR1000的运行成本也大大降低，提高了其经济性。

2、CPR1000在国内的推广应用

CPR1000作为中广核集团的主推堆型，在中广核集团所属的在建的核电站中大量建设应用。采用CPR1000机组的堆型的核电基地有：

(1)岭澳核电站二期

岭澳核电站二期是中广核集团在广东地区建设的第三座大型商用核电站。项目建设两台百万千瓦级压水堆核电机组，采用CPR1000建设方案。2004年7 月 21 日，国家批准建设岭澳核电站二期项目建议书，2005 年 3 月 14 日 国家核准了可行性研究报告，2005 年 3 月 16 日，岭澳核电站二期工程主要合同在北京人民大会堂签定。2005 年 9 月 5 日，国家发改委核准岭澳核电站二期工程。2005年12月15日，岭澳二期核电站主题工程开工，2010年7月15日，岭澳二期首次开机成功并并网发电。

(2)红沿河核电站

辽宁红沿河核电站位于大连瓦房店市，规划建设六台CPR1000机组，其中一期工程4台机组已经全面开工建设。红沿河核电是东北地区投资最大的能源项目和东北地区第一座核电站。辽宁红沿河核电站1号机组将于2012年底正式建成发电，到2014年底，四台机组将全面发电，届时年发电量将达到300亿度，相当于大连地区售电量的1.25倍。

(3)福建宁德核电站

福建宁德核电站规划建设六台百万千瓦级压水堆核电机组，一期工程采用CPR1000技术，建设四台百万千瓦级压水堆核电机组。2006年9月1日，国家发展改革委同意宁德核电站一期工程开展前期工作。其主体工程于2008年2月18日正式开工，首台机组计划于2012年投产，2010年12月28日，福建宁德核电站工程技术人员在使用我国首台自主研发的核电站全范围模拟机。

(4)阳江核电站

阳江核电站是中广核集团在广东地区的第二核电基地。项目采用CPR1000技术，一期工程拟建设四台百万千瓦级压水堆核电机组，由中广核集团阳江核电有限公司负责建设和运营。国家核电自主化工作领导小组于 2004 年9月2日同意项目建议书。项目规划建设 6 台百万千瓦级或更大容量的核电机组，分两到三期建设，首期建设两台。其主体工程已于2007 年开工，首期两台机组 2013年左右建成投入商业运行。

3、ACPR1000+技术特点

ACPR1000+是Advanced China Pressurized(water)Reactor的简称，是中广核集团主推的在CPR1000的基础上发展的三代核电的堆型。

ACPR1000是中广核集团设计开发的自主核电品牌。拥有自主知识产权，主要指标达到三代标准。ACPR1000+的设计采用了经过验证的成熟技术，充分借鉴了压水堆核电厂建设和运行的经验反馈。具有良好的安全性，同时也兼顾了经济性，可以满足国内外不同用户的多种要求。其主要特点有：

(1)ACPR1000+的设计目标：

1、寿命60年，建造周期50个月；

2、机组可利用率≥90%，热效率约37%；

3、机组为三环路压水堆；

4、堆芯事故率≤1X10-7堆·年；

5、电厂电功率1150MW；

6、换料周期18个月；

7、电场布置单堆。

(2)ACPR1000+的安全性：

1、采用预防、监测、保护、包容、应急五级防御机制。ACPR1000是我国自主开发的第三代核电品牌，各项技术均达到国际先进水平，按照最先进的标准进行设计，能够应对各类突发性事件，安全性能得到显著改善，2、采用双层安全壳结构，实现非能动停堆。提高了核电站的抗震能力，在高达7级地震的情况下能够保证正常停堆。

3、ACPR1000+提高了安全壳的抗撞击能力，可以抵抗飞机直接撞击安全壳。

4、吸取了日本福岛311事故的教训，备用柴油机采用远距离布置，保证其在海啸的情况下实现正常停堆。

(3)ACPR1000+的数字化仪控系统：在CPR1000的DCS-level2系统的基础上，采用核电厂实时信息监控系统 KNS，使其达到DCS-level3。KNS系统是中广核工程有限公司设计院仪控所自主设计开发的针对核电站的厂级实时信息监控系统。KNS系统主要性能：

1、其可用率＞99%；

2、大量数据库20万点，且可扩充；

3、至少保存五年历史数据；

4、主要设备均为冗余配置热备用，确保可用性；

5、重要设备两路供电，确保数据采集存储可靠性；

6、骨干网光纤连接且冗余结构，确保抗干扰能力以及可用性。

三、AP1000和ACPR1000+的比较

1、在大型事故工况下安全性的比较

在大型事故工况下，AP1000采用了非能动安全设计。利用钢制双层安全壳来实现自主停堆。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆·年，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆·年，而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守可信。

ACPR1000+也采用了双层安全壳结构，但由于其留出了供蒸汽发生器等大型设备换装的换装通道，这对于双层安全壳结构有极其不利的影响，一般认为其设计并不成熟，在实现非能动停堆的能力上不及AP1000。在应对地震、海啸等方面，ACPR1000+采用了备用柴油机远距离布置的方式，但由此带来的设备管线的保护问题也随之而来。如果由于柴油机对主控设备的供电管线在极端情况下出现断裂，那么ACPR1000+所采用的柴油机远距离布置的方式将没有任何意义。

2、建造成本的比较

AP1000的建造采用大量的模块化建造，旨在降低降建造成本并缩短建造时间。但是从我国三门核电站的建造实际来看，由于需要建设自备码头、重载道路、专用路轨、大型施工机械等，实际建造成本并未降低，且比在役核电站和其他在建核电站建造成本高。由于主要大型设备生产厂家并无建造AP1000所用诸多设备的经验，且由于首次建造细节设计多次更改，AP1000的建造时间也并为缩短，目前，我国三门核电站的实际建造速度已经比原始进度表延后了一年左右。

ACPR1000+由于并未实际建造也没有完成详细设计，所以不可比较具体建造成本。但由于ACPR1000+借鉴了大量CPR堆型的建造的成熟技术，且并未采用模块化建造，因此CPR的建造对于ACPR1000+具有很好的参照价值。CPR1000作为中国在建型号最多的核电机组，其建造成本并不高。以红沿河核电站为例，红沿河核电站计划6台机组，投资约500亿人民币。而三门核电站一期工程两台机组就计划投资250亿，且在实际建设过程中，其建造成本已经远超250亿。由此看来，ACPR1000+的建造成本在目前阶段应该低于AP1000

3、运行效益的比较

改善核电站性能意味着少花钱多发电。AP1000通过以下几项设计改善核电站性能和提高人员安全：18个月燃料周期提高了燃料利用率同时降低燃料总成本 ；显著减少维修、测试和检修要求以及人员量；减低辐射泄漏和电站废物、93%可利用率以及60年的使用寿命。

同时，因其更小更简单的电站设计，AP1000需要更少的设备及基础设施用于电站的测试及维护。操作和维护需求的降低同时也因需要较少的维护人员而节省成本。选择可靠设备保证了高度可靠性，减少了维护。设备标准化减少了零部件库存、培训需要，从而降低了维护周期。另外，重要设备配备了内置测试功能。

虽然AP1000的设计理念超前，但是由于其并没有实际运行建造经验，所以其实际运行成本还有待考证。

与AP1000相比，CPR机型在中国有着良好的运营经验。大亚湾核电站和岭澳核电站作为目前中国盈利最多、收益最好的核电站，无疑证明了CPR机型在中国的成功。基于CPR技术的ACPR1000+的运营效益也会得到业内的认可。

四、总结

AP1000第三代核电技术运用了以非能动安全、模块化建造为主的超前的设计理念，其设计和建造都实现了划时代的跨越，有着重要的意义。基于美国核电多年的技术积累，其设计先进且成熟。但由于AP1000的建造、运营等方面缺乏经验，所以其在初期遇到的问题比较多，建造周期、建造成本等很多方面都没有达到预期的目的。其日后的改进尚需时日。

ACPR1000+作为中广核集团自主研发的第三代核电技术，其设计目标是要达到第三代核电的要求，其技术基于目前在中国广泛建造的CPR1000机型，ACPR1000+多基于成熟的技术。但基于广核工程公司设计院的自身的经验积累以及设计水平的限制，ACPR1000+更多的带有“二代加”的色彩，其在非能动安全等方面的设计并不十分成熟。

AP1000和ACPR1000+都是我国三代核电优先发展的堆型。我们并不能单一地判断孰优孰劣，其优劣将由其日后的实际运营情况决定。

参考文献：

【1】三门核电站讲座以及展板

【2】ACPR1000+宣传视频以及中广核集团讲座 【3】《AP1000技术手册》，西屋公司，2009 【4】《船舶和动力装置》，彭敏俊，哈尔滨工程大学

第四篇：秦山三期重水堆核电站BOP工程施工项目管理

秦山三期重水堆核电站BOP工程施工项目管理

The BOP Construction Project Management of Qinshan-III CANDU NPP

韦龙生

（上海核工程研究设计院，上海，200233）

摘 要 介绍了上海核工程研究设计院CMT工程项目管理公司的项目管理体系；为实现三大控制，对各个管理层面的管理目标要求以及通过秦山三期重水堆核电站BOP工程施工项目管理实践后的经验和体会。关键词 CMT公司 项目管理 程序 管理模式 质量保证体系

Abstract This paper introduces project management system of CMT Project Management Company of Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute;it also describes management goal requirement for various levels of management structure designed for the realization of three major controls of cost, schedule and quality.The establishment and implementation of quality programme for NPP construction project is also discussed in detail.It finally presents some experiences and understandings obtained from the practices of BOP construction project management for Qinshan-III CANDU NPP.Key words CMT Company Project management Procedure Management pattern Quality assurance programme

秦山三期重水堆核电站（2×728 MWe）是加拿大在早期重水堆核电站运行经验的基础上，经过改进的标准化CANDU-6型核电站。

秦山三期重水堆核电站工程建设管理采用由加拿大原子能有限公司（AECL）总承包交钥匙的方式。加方AECL主要负责核岛（NSP）工程设计、设备采购，AECL与加拿大唯一一家从事核电站工程建设项目管理的公司NPM合作，联合组成了现场项目管理组织SPMO，负责核岛施工建安管理、调试指导。AECL负责工程总的项目管理。AECL将BOP（常规岛、电站辅助设施、公用设施）部分分包给美国Bechtel公司负责设计和设备采购，BOP部分的工程建造由中方负责。

上海核工程研究设计院CMT工程项目管理公司受业主委托，负责承担秦山三期重水堆核电站BOP工程建造项目管理。CMT工程项目管理公司在实施秦山三期重水堆核电站BOP工程建造管理的过程中，学习AECL工程项目管理的理念、技术和方法，在SPMO和Bechtel公司专家的指导和帮助下，通过6年来的项目管理实践，深刻认识到了项目管理的核心所在，熟悉了工程公司从事EPC工程总承包项目管理的组织体系；勇于实践，善于总结，虚心向外国总承包工程公司学习，正确处理借鉴国外经验和勇于创新的关系。在总结、借鉴和吸收国内工程项目管理经验的基础上，建立和完善了公司自身的项目管理体系，初步掌握了工程建设项目管理的规律和内在联系。

BOP工程于1997年3月正式开工，1号机组和2号机组相继于2002年12月31日和2003年7月24日投入商业运行，比原计划提前112天。1 CMT公司的项目管理体系

建立和完善工程项目管理体系，是工程项目管理公司的核心工作。工程项目管理公司内部的组织机构、岗位设置、基础工作、管理程序、工程管理软件、技术装备、人员培训等方面，都应以有利于项目管理水平的提高为出发点。一个完善的项目管理体系是搞好工程施工项目管理的根本保证。

建立工程项目管理体系，目前还没有系统和成熟的经验。通过从事秦山三期重水堆核电站工程建设项目管理的实践，我们体会到项目管理体系应包括满足项目管理需要的组织机构（包括职责）、人力资源、程序、技术和方法。也就是说，对工程项目管理的全过程都应建立程序、形成文件，使项目管理过程有序和有效地进行。1.1 CMT工程项目管理现场组织机构和岗位设置 1.1.1 组织机构 工程施工是核电站建设的重要阶段之一，对这一阶段的施工管理和控制成功与否，直接关系到整个核电站建设的效果。妥善配置合适的工程施工项目管理现场组织机构，是搞好核电站工程施工项目管理的组织保证。

工程施工项目管理，根据项目的大小和承担施工管理的范围，可以确定不同规模的组织机构。这里介绍的是承担核电站工程施工项目管理较为典型的工程施工项目管理现场组织机构，如图1所示。

CMT公司在工程施工项目管理中实行现场总经理负责制，负责核电站工程施工全过程的管理和控制。在现场总经理以下分设质量保证部、计划和进度控制部、现场设计和QS部、施工（土建/安装）部、服务部、合同部等职能部门。各部门设部门经理1名，负责本部门分管的工作。

这种组织结构分上、下两层，为扁平型结构。该组织结构管理面宽，目标明确，上、下关系密切，团队精神得以充分发挥，并有利于对专业人员的培养。这种短小精悍的组织机构特别适用于现场施工管理。

工程施工项目管理也是一项系统工程。工程项目管理公司根据施工项目管理的内在要素，设置相应的组织机构，并制定明确的职责，在现场总经理的领导下，各部门各负其责，形成了一个有机的整体，在相应的管理程序和工作指导程序的规范和约束下正常运转。在这个整体中，既有分工，又有合作。因此，在实施工程施工项目管理过程中，根据施工项目管理的需要和内在联系，规范部门之间的接口关系，也是发挥整体效应，即群体意识和合作精神，保障施工项目管理能快速、高效获得较好经济效益的重要管理手段之一。1.1.2 岗位设置

项目组织机构是为实现具体项目的目标而组建的临时机构。其使命期为合同签订至合同完成或合同终止。而项目组织中的岗位设置和人员配备一般根据项目合同约定、规模的大小、复杂程度和用户意见，按照各职能部门的职责范围，结合现场施工进度分阶段充实完善，组成最有效的人员配备。

项目组织要保证项目的各项任务能有效地按合同规定的指标按期完成，项目组织中各岗位的职责分工应是明确的。在项目实施过程中，根据项目大小和复杂程度，相近岗位的职责有时可以兼容，但每个岗位的功能和职责必须有责任明确的人员承担和负责。

这里介绍的岗位设置是依据核电站常规岛、BOP施工项目管理范围和内容编制而成的。如果今后同时承担核电站核岛施工项目管理，就可以在这个基础上加以扩展。因为，施工项目管理技术和要素是相通的。上海核工程研究设计院CMT工程项目管理公司有一套完整的项目管理体系，又有一支施工项目管理的专业化队伍，还有整个设计院各职能部门和专业室作为强大的技术、人才后援。只要依据与业主签订的核岛施工项目管理合同约定的范围和内容，调整现场施工项目管理职能部门的职责范围，增设相应的管理岗位，补充完善相应的管理程序，依据岗位职责的要求增加人员配置，以满足工程进度、质量和费用控制要求。1.2 人力资源管理

项目管理人员的能力对实现项目目标有十分重要的意义。核电站在施工项目管理上有比一般民用工程更为严格的要求。为满足核电站施工项目管理对项目管理人员资质、水平的要求，公司在人力资源管理方面采取如下措施：（1）对核电站施工项目管理人员配置时进行个人评价

对项目管理人员进行综合评价，需要考察以下7个方面的能力： 1）组织协调管理能力；

2）在职经验（指在某岗位上工作经验的年限）； 3）熟练程度（指是否做过同类或类似项目）； 4）专业知识水平； 5）群体意识； 6）合作精神； 7）语言能力（在涉外项目中）。

上述各方面的能力对于项目管理中的不同岗位其重要程度是不一样的。因此，在配置人员时，必须结合其岗位特点加以综合评价。

（2）认真做好项目管理人员的入场教育、质保培训和岗位培训

通过向新进入现场工作的项目管理人员发放人员入场教育包，对其进行入场教育。入场教育包要求新到人员阅读各种文件：CMT质保大纲（摘要）、文件控制过程介绍、人员岗位描述、质保手册、安全程序、合同职责等。入场教育的目的是让新到人员大体了解项目管理公司的整个运作情况，具备一定的岗位知识。质保培训要求所有的项目管理人员对质保大纲，包括QA手册、管理程序、核安全法规以及ISO9000等适用的相关标准规定进行学习，让全体人员具备质保意识，严格遵守程序的各项要求，在受控状态下完成各项活动。岗位培训要求不同岗位的管理人员学习与岗位相关的工作指导程序和专业知识，不断提高专业水平和项目管理水平，丰富专业知识。（3）加强对项目管理人员的考评和资格评定

项目管理人员的考评是每年一次，由个人总结、自评一年的工作后，再由部门经理和总经理对其作出评价的一种考评活动。这种考评可作为总经理对每位员工的工作变动、辞退或培训的依据之一。人员资格评定主要从人员的工作经历、培训、学历、技术职称、专业等方面对其从事岗位工作的能力、资格作出评定，使人员资格管理工作处于受控状态。

（4）编制项目管理人员动员计划

依据对核电站工程施工项目管理人力资源配置的统计资料分析的基础上，编制核电站工程施工项目管理人员动员计划，保证人力资源管理上的计划性、有效性，以确保工程施工项目管理对各岗位人员数量和质量的需求。1.3 部门和岗位遵循的管理程序和工作指导程序

“程序”其通常含义是：为进行某项活动所规定的途径。

在工程项目管理中，为适应工程项目管理的需要，程序均形成书面文件，即所谓“书面程序”。书面程序通常包括：活动的目的和范围，做什么和谁来做，何时、何地和如何做，应使用什么材料、设备和文件，如何对活动进行控制和记录。

书面程序又可分为管理程序和工作指导程序两类，是对那些影响质量的活动进行全面策划和管理所用的基本文件，是质量手册的支持文件。

管理程序应阐明影响质量的那些管理人员、执行人员、验证或评审人员的职责、权限和相互关系，说明实施各种不同活动的方式将采用的文件及将采用的控制方式。

工作指导程序也叫质量文件，是管理程序的支持性文件。管理程序一般不涉及纯技术性细节，这些细节在工作指导程序中加以规定。

工程项目管理公司的工作指导程序通常按专业划分来进行编制，即每个专业/岗位有一套工作指导程序。工作指导程序应满足质保手册、管理程序对质量活动的要求。工作指导程序是用以指导各专业/岗位的作业技术和活动的。CMT工程项目管理公司按照现场组织机构的设置和各部门的岗位设置，根据各部门和各岗位的职责，制定了一套完整的管理程序和工作指导程序，保证了秦山三期重水堆核电站BOP工程施工项目管理的顺利进行。1.4 CMT公司工程项目管理技术和方法

工程项目管理中，采用国际上先进的工程管理软件和程序化管理方法，这是当今国内项目管理与国际接轨的重要标志。CMT在工程项目管理技术上采用了大量工程管理软件，可以使工程项目管理者更加快速、高效、直观地对工程进度、费用、质量监督、合同管理、文档信息进行有效的管理和控制。例如，公司使用的P3软件是当前国际上先进的多用户工程项目计划软件，它以广义网络计划技术为基础，可以根据作业间的逻辑关系以及当前的工程进展情况，通过进度计算，结合各项施工活动的预计完成日期以及与目标的偏差找出关键路径，使进度管理和控制具有前瞻性和科学性。P3软件特别适用于核电站这类大型复杂的项目在实施阶段进行计划编制与进度控制。它既是定量工具，也不失为定性的指导手段，使长期以来困扰大家的工程进度和投资/成本情况无法整体地动态管理的问题得到了很好的解决。

CMT工程项目管理公司以严格的程序化运作作为项目管理的重要手段和方法，成功实现了由“人治”向“法治”的过渡，从根本上克服了过去项目管理中习惯性的灵活有余、规范不足和以行政干预为主的管理模式。在CMT工程项目管理公司从事的工程施工项目管理中，做到任何一项工作开始前，都有详细的管理程序和工作指导程序，人员都必须培训和考核合格，工作中应产生和收集的记录也已预先确定，做到事前有检查单，事后有尾项清单，所有与质量有关的建造活动均受到有效的“监督验证机制”的监督。每一项活动、每一个环节均处于相关程序的规范和约束之下，充分发挥个体和群体的作用，实现人和制度的和谐统一。2 CMT公司的工程施工项目管理目标要求

工程施工项目管理是受业主委托、按照合同约定、代表业主对工程施工的组织实施进行全过程的管理。

进度、质量、费用是核电站工程施工项目管理的三大控制目标，为了使三大控制目标得以实现，CMT项目管理公司将三大控制目标的实现过程有机地分解到核电站工程施工项目管理的各个层面，从局部到整体，使之环环相扣。为此，特制定了核电站工程施工项目管理各层面的管理目标要求，从而保证总体目标的实现。2.1 质量保证体系的建立和运作

2.1.1 建立核电站工程建造管理质量保证大纲

建立满足中国国家核安全法规HAF003和ISO 9000相关规定的核电站工程建造管理质量保证大纲，并随着工程进展不断地改进升版。

（1）制定核电站工程建造管理质量保证手册；

（2）按质保大纲要求，编制/修订完善现场质保管理程序；（3）建立现场质量记录系统；

（4）建立符合合同约定的、与项目管理范围和目标相适应的项目管理现场组织机构，明确规定各部门的职责、权限和内外接口关系；

（5）设置专门的质量保证管理部门和专职的质量保证工程师；

（6）在明确各部门职责的基础上，明确规定各部门的岗位设置和岗位职责；（7）编制/修订完善各部门和各岗位遵循的管理程序和工作指导程序。2.1.2 实行程序化管理

做到任何一项工作开始前，都有详细的管理程序和工作指导程序；工作中应产生和收集的记录已预先确定，做到事前有检查单，事后有尾项清单，所有与质量有关的建造活动均受到有效的“监督验证机制”的监督。2.1.3 提交质保大纲评审报告

为保证质保大纲的有效性、适宜性、充分性，每年必须对质保大纲进行至少一次的评审活动。每次评审后，向业主和项目管理公司上级管理层提交质保大纲评审报告。2.1.4 内部质保管理（1）人员资格管理。（2）质保培训。按《CMT人员培训》程序的要求，每年按计划进行全员和岗位质保培训。

（3）内部质保监查。质保部按《监查计划》程序的要求，每年按计划对CMT内部各部门至少进行一次质保监查。2.1.5 质保体系的对外运作

（1）审核承包商的施工质量保证手册；（2）审评承包商的管理程序；

（3）审核承包商的现场质量记录系统；

（4）每年对承包商至少进行一次计划内的质保监查；（5）审查承包商潜在分包商的资格。2.1.6 制定纠正措施

项目实施过程中发生不符合项，应坚持按程序规定进行原因分析，制定纠正措施并跟踪验证其有效性。2.1.7 协调质量纠纷

针对项目实施过程中发生的质量事故，应按程序规定组织质量事故分析会，分析事故原因，协调质量纠纷。2.2 计划和进度控制

（1）对工程计划采用分级分段管理、定期更新的进度计划管理模式，实现对工程进度的动态管理。

（2）依据业主制定的核电站工程一级进度计划（里程碑计划），运用P3计划管理软件，采用关键路径法，以逻辑关系驱动编制工程施工阶段的二级进度计划，报业主批准后执行。

（3）根据业主批准的核电站工程施工阶段的二级进度计划，组织、协调施工承包商编制施工三级进度计划。经计划和进度控制部综合、平衡，报现场总经理批准后，下达给承包商组织实施。

（4）根据批准后的工程施工阶段的二级、三级进度计划，编制、季度施工进度计划，经现场总经理批准后，作为进度控制、费用控制、材料控制和设计图纸/文件交付控制的依据。

（5）每月用三级进度计划的更新数据进行二级进度计划的偏差分析、更新二级进度计划。

（6）依据更新后的三级进度计划、图纸交付进度计划、设备/材料到货计划、施工工序、施工人力动员计划、施工机具动员计划，每月编制三月滚动计划。以控制施工承包商的施工进度，保证项目施工进度计划的实现。（7）为保证三月滚动计划的实现，按《现场施工管理办法》程序规定，承包商必须依据三月滚动计划编制： 1）以施工队为单位，编制三周滚动计划； 2）编制三月劳力需用量计划； 3）编制三月机具需用量计划； 4）编制三月材料需用量计划。

（8）严格控制关键路径上的关键工序、关键分部、分项工程或单项工程的进度，确保上述关键部位对人、机、物、环境及设计文件的质量、数量和时间进度要求。（9）在安装后期，应以调试为中心，根据调试要求调整安装计划和系统移交计划，按调试要求组织系统移交，以保证里程碑节点的按时实现。2.3 建安管理

（1）建立现场工作管理程序。根据核电站工程项目特点，在与业主、承包商协商一致的基础上，建立核电站工程施工现场管理工作程序，使工作程序化、标准化，其主要现场工作管理程序如下： 1）施工用水、电、风、气（汽）管理程序； 2）施工现场总平面图管理程序； 3）基础和钢结构递交程序； 4）施工现场管理办法； 5）项目施工协调程序； 6）分包合同管理办法； 7）施工预算和费用控制办法； 8）保证安全施工程序； 9）施工进度计划管理办法；

10）施工质量保证、质量控制、质量检验标准和方法；

11）工程结束后，项目管理公司需向业主移交的项目管理资料清单； 12）竣工文件编制大纲的实施工作程序。

（2）审查确认施工承包商编制的施工组织设计和重大施工方案。

（3）制定核电站工程施工项目管理大纲。包括施工项目管理目标、施工项目管理组织机构、岗位设置、任务范围、工作程序、质量检验标准和方法等，报业主批准后执行。

（4）建立《开工报告》和《开工报告批准书》制度。组织业主、承包商对现场开工条件进行检查，审查批准开工报告。

（5）建立现场施工调度会制度。定期召开现场施工调度会议，协调解决与施工承包商、业主之间有关施工问题，落实和督促实施调度会议决议。

（6）监督检查各类大型临时设施的工程建设，散装材料、设备堆放、施工机械、设备停放等应符合施工现场总平面设计要求，发现问题及时纠正。

（7）加强现场监督管理，确保按能源设置方案架设水、电、气（汽）线路；铺设符合要求的场区道路及排水、排洪沟渠，始终保持道路和沟渠畅通，创造一个良好的施工环境。

（8）依据《现场土石方工程开挖管理程序》，监督检查大型土石方的挖、运、填，施工要符合现场土石方的平衡方案，保持施工现场的平整和道路畅通。

（9）实行施工现场总平面的跟踪管理，及时搞好交叉作业场地的协调平衡；结合施工进度和施工条件变化需要，修改和补充施工现场总平面布置。（10）依据《安全施工程序》加强现场督查，保证现场施工/人员通道畅通，按合适的规范要求，保持安全、卫生的施工条件。

（11）依据《现场施工管理办法》，跟踪承包商的三周滚动计划的执行情况，发现施工进度延误或存在将造成进度延误的重要潜在因素时，应及时向施工承包商发出施工进度隐患通知单。

（12）依照《重要物项移交》程序，组织土建承包商将已具备安装条件的重要物项移交给安装承包商，根据接受方提出要采取的纠正行动，跟踪检查纠正行动的实施。

（13）土建移交安装后，依据《物项保护程序》，加强安装承包商对土建成品物项保护管理，对损坏的责任、修复、经费支付作出明确的界定。

（14）运用工程软件（如IntEC）对电气和仪控电缆敷设、电缆导管、电缆托架以及电缆规格、型号、长度、数量、端接及相关的设计变更、不符合项等建立在线数据库，进行全过程状态跟踪管理。

（15）对进入工程主体的材料和设备，在承包商从业主仓库领取开箱品检时，必须严格检查必需的质量文件，监督材料质量控制和监察承包商的材料贮存管理，并依照相关程序规定及时解决缺证、缺件、损坏等问题。（16）参加承包商自购材料的复验工作，并审查其提交的材料质量复验文件。

（17）凡CMT管辖范围内，已安装材料和设备在移交前后的拆借者，在1号和2号机组之间的材料设备拆借，必须按《材料设备拆借程序》要求，监督拆借者的拆借过程和返还过程。

（18）依照设备维护相关程序，承包商从业主仓库领取材料和设备至移交调试的时间段内，对承包商的设备维护计划、维护程序、频度、实施情况进行监督检查，并定期召开例会，对设备维护过程中存在的问题，提出纠正行动。（19）依据三月材料需用量计划，跟踪材料到场动态，编制每月材料、设备情况报告，说明材料设备到场情况，对存在的问题及时提出预警，并督促采购部门采取措施尽早解决。

（20）系统向调试移交要有完整的系统移交管理程序和相应的组织措施，做到移交组织落实、职责明确、协调管理有序、尾项处理及时。（待续）

秦山三期重水堆核电站BOP工程施工项目管理（续完）

The BOP Construction Project Management of Qinshan-III CANDU NPP

韦龙生

（上海核工程研究设计院，上海，200233）

2.4 工业安全管理

（1）在与业主、施工承包商协商一致的基础上，根据核电站施工现场特点，建立工业安全管理工作程序： 1）安全管理办法；

2）施工安全监督管理程序。

（2）为揭示和消除事故隐患，整改不安全因素，防患于未然，根据工程不同阶段施工特点，对施工过程中的安全进行四种形式的检查。即：一般安全检查、专业性检查、季节性检查、节日前后检查。（3）及时公布天气预报，督促预防措施的落实。（4）建立安全例会制度，使检查和整改落到实处。（5）编制现场安全月报。

（6）组织现场的安全事故调查、分析、登记、上报、处理，并做好事故材料的归档工作。

2.5 现场设计管理

（1）依据核电站设计采用的规范、标准以及相应的技术规范书，负责对施工承包商所做的现场设计的正确性和完整性进行审查，然后将上述图纸转送设计承包商作最终批准。

（2）组织审查设计承包商提供给现场施工图纸资料的完整性，按计划发送给施工承包商，使承包商能按时开工。（3）施工过程中，向承包商提供工程设计技术支持，及时解释和解决承包商提出的设计图纸/文件中的问题，使承包商能正常施工。（4）在子项/系统开工前，熟悉工程设计图纸及文件，组织现场设计的工程师从施工方面对图纸进行评审，对可能发生的技术问题要有预见性，并能提前采取行动，使承包商能连续施工。

（5）依据核电站工程施工二级进度计划要求，在子项/系统开工前，组织设计技术交底和图纸会审。

（6）审查和评价由施工承包商、CMT专业工程师所发的设计变更和材料代用申请，提出评价结论，然后送设计承包商最终批准。

（7）评价不符合项并提供解决的方式，诸如报废、修理、返工和按原样接受，并判断不符合项的起因，确保采取的纠正行动可防止再度发生。

（8）检查、督促施工承包商执行业主编制的《竣工文件编制大纲》，对施工承包商提交的竣工文件的正确性、完整性进行审查并组织归档。

2.6 质量监督管理

（1）在核电站工程建造管理质量保证大纲的指导下，编制核电站施工质量监督大纲，对核电站施工过程的质量监督活动进行描述和规定，实现核电站建造全过程的质量控制。

（2）审查、确认施工承包商编制的质量控制程序是否符合核电站施工质量监督大纲的要求。（3）检查和试验计划（ITP）的编制和审查：

1）施工承包商必须在某子项/系统建安工作开始前一个月提交该子项/系统的检查和试验计划；

2）CMT质量监督人员对施工承包商提供的ITP内容的完整性、适用性和支持文件进行审查，并选定CMT QS的检查点（见证点（W点）、停工待检点（H点）），审查批准后下达施工承包商实施。

（4）根据质量监督程序，质量监督人员编制每个专业的质量监督计划，对施工承包商施工活动的核查、试验和监督活动制成核查清单（Check List），作为CMT QS人员对施工承包商的日常施工活动所进行的核查、试验和监督的计划和记录。

（5）定期或即时与施工承包商有关人员讨论施工中存在的问题，针对不同性质的质量问题，及时发布质量观察报告（QOR）、不符合项报告（NCR）、纠正行动要求（CAR），以严格控制施工过程中出现的质量问题。

（6）QS人员在进行日常检查的同时，对ITP上的各W点、H点进行见证检查，负责审查、检查、见证、核实并验收承包商的工作质量，及时关闭W点和H点。

（7）IntEC数据库的管理。仪控、电气QS人员要负责监督安装承包商是否按IntEC数据库最新信息进行现场施工，施工人员是否将安装信息及时提交承包商专门的数据记录员，并输入IntEC数据库。

（8）建立混凝土浇筑活动授权制度。土建承包商完成混凝土浇筑前的各项工作后，在该部位有施工活动的所有承包商及CMT相关的QS人员对本单位的施工和见证活动进行检查确认。

（9）按《质量记录控制程序》的规定，做好质量记录控制工作。QS人员对现场产生的质量观察报告、不符合项报告、纠正行动要求、现场设计变更（FCR）要进行全过程跟踪，直到承包商按照质量文件上的处理意见完成了相应工作，并经现场检查以及支持性文件验证后，才可以按步骤关闭该质量文件。

（10）审查、确认施工承包商从事特殊工种人员（焊接、探伤、测量）的上岗证书，确保特殊工种人员的资质符合质保要求。

（11）QS人员在施工现场要对承包商使用的现场文件抽样检查，以确保现场没有参照作废的图纸和文件在施工。

2.7 文档管理

（1）在现场建立统一的文件编码系统。对核电站施工承包商提交给项目管理公司的所有文件和项目管理公司产生的文件提供一个前后连贯一致的独特编号，确保网上登录和检索方便。

（2）建立现场文件控制系统。对现场设计图纸和文件的接收、审核、发放、储存，现场设计变更，旧版图纸和规格书处理等的管理流程和控制方法作出明确规定。

（3）按施工进度计划要求，在现场设计工程师协助下，及时传递最新版的设计文件和图纸供施工承包商和相关部门使用，依照相关程序对旧版设计文件和图纸及时回收登记、核销、处理，保证施工现场按最新版的图纸施工。

（4）建立核电站建造质量记录控制系统。项目管理公司文件控制对核电站质量记录的接收、登记、储存、查阅、维护和移交负责，以可靠和一贯的方法防止质量记录损坏、变质、遗失或误用。

（5）建立现场信息高效传递和可检索的函件控制系统。对项目管理公司从参与核电站建造承包商处收到或发布给参与者的函件、文件、图纸、会议纪要、通讯方式的管理过程制定明确的管理程序，并在建造过程中加以实施。

（6）建立现场办公自动化计算机网络系统，共享文件信息，为现场项目管理人员提供即时检索和查询，并做好电子文件的贮存、保管、拷贝、调用和维护工作。

（7）按合同或规范、标准的要求，做好历史文件的编制、移交工作。接收、检查、接受和保管由施工承包商提交的历史文件及补遗，编制项目管理公司的历史文件，并将历史文件移交业主。

（8）按质保大纲的要求对项目公司内部产生的程序、细则等文件进行标识、分发和管理，确保参与项目管理活动人员了解适当和最新的文件。

2.8 合同管理

（1）依据与业主商定的《分包合同管理办法》和《施工预算和费用控制办法》对核电站施工分包合同进行管理。（2）熟悉合同，加强对合同的分析，制定/完善合同管理程序，跟踪合同执行情况，确保全面履行合同。

（3）实行实效管理。根据所掌握的工程进度、工程质量、影响质量的关键因素，对存在的问题及时提出意见，对有关合同的来往信函、文件、业主指令和会议纪要等迅速作出反应。（4）及时把合同数据按有关条款分类整理，并将合同工期、工序、价格以网络形式列出，制定费用分解控制计划，经现场总经理审核，报业主批准后执行。

（5）在不损害双方利益的前提下，协助业主完成对合同某些条款的补充、修改或变更。

（6）依据承包商合同和业主的工作程序，协助业主在合同价基础上控制施工过程中可能发生的新增费用，达到对工程实际价的控制。

（7）树立“以事前控制为主”的观点，事前预测存在的风险及可能发生索赔的因素，采取相应对策，以减少承包商提出索赔的可能。

（8）按合同要求协助业主及时向承包商提供设计文件和供应由业主负责的材料、设备，搞好土建移交等协调，使承包商能如期开工、正常施工、连续施工，避免违约造成承包商向业主索赔。

（9）组织对工程变更的审核，进行技术和经济综合分析，分清产生变更或修改的原因和责任，严格控制变更或修改费用。

（10）对承包商合同的工程超量进行审核，对承包商合同中未包含的必须由承包商实施的工程或用工进行审核，并签署合同工程量调整和用工签证，提交业主审核认可。

（11）协助业主定期/不定期进行工程量与工程费用分析，对较大的偏差提出分析报告及控制方案和措施。

（12）参与业主与承包商的周会、月会，并以月报形式向业主报告资金动态、支付情况，每季度向业主提交资金控制管理报告。

（13）工程验收后，检查合同双方均已完成的合同义务和责任，审核承包商提交的工程结算书，并编制竣工报告，提出支付施工承包商保留金的文件及附件，经现场总经理审核后，报业主审查认可，最后编制保留金付款报告。经验和体会

CMT工程项目管理公司通过秦山三期重水堆核电站BOP工程施工项目管理实践，主要有以下几方面的体会：

（1）设计人员参加工程项目管理，利用自身参加过核电站设计的经验，发挥设计院技术和人才素质优势，保障工程进度和质量。

现场设计管理负责核查设计单位的设计图纸。CMT现场设计管理人员来自参加过核电站的设计人员，对BOP系统工艺流程、系统布置、运行原理、技术规格书都比较熟悉。在核查Bechtel设计图纸中，很快发现了由于设计方总体综合的疏忽和差错，导致工艺系统之间存在大量接口出现座标偏移和施工图中的错误。如：二根30〃主给水系统管道分别短了7 m和8 m；二根108〃取水管道均短了2 m。CMT发函至Bechtel设计方予以澄清，经Bechtel确认后发出了FCR，为施工赢得了时间。

例如在安装QS方面，由于仪控QS人员对不同工艺系统选用的各种型号仪表的功能、安装要求及其相应的验收准则和方法都比较清楚，所以在审查安装承包商的检查和试验计划时就一目了然，可以指导承包商作具体修改，做到全面、完整。

审查转换设计图纸。国外工程咨询设计公司对核电站2〃和2〃以下管道及钢结构一般都采用现场设计。Bechtel发出的现场设计图纸是概念图，满足不了中方施工要求。承包商必须依靠自身力量将这些概念设计图纸转换成能指导现场施工的图纸，CMT负责对这些图纸的审核。凭借自身的设计经验，CMT项目管理人员很顺利地完成了这些转换图的审核工作，为承包商施工铺平了道路。

（2）设计人员参加工程项目管理，充分发挥设计院的资源优势，及时掌握各种信息，实施有效的跟踪管理。

CMT工程项目管理公司在BOP工程施工项目管理中，对BOP项目管理所需信息的采集、整理、处理、存储、检索、传递和利用做到了计算机网络化管理，使项目管理人员能及时掌握各种信息，对项目管理实施有效的跟踪管理。在进度计划管理中，使用了当前国内外工程公司普遍采用的P3软件。它以广义网络计划技术为基础，根据作业间的逻辑关系以及当前工程的进展情况，不但能给出活动的时间进度安排，通过进度计算，还能给出各项施工活动的预计完成日期以及与目标的偏差，找出关键路径，使进度管理和控制具有前瞻性和科学性。

在项目管理中使用Access软件，对图纸、FCR、EF1、QOR、NCR进行在线管理；运用IntEC软件，将所有电气、仪控电缆，电缆托架，电缆导管，电缆的规格型号、数量、长度，电缆走向、路径，电缆端接等建立在线数据库进行管理，实现了对项目状态的完全跟踪和历史记录，确保施工质量完全受控。

（3）勇于实践，善于总结，在借鉴外国工程公司经验的基础上，编制适合自身特点的管理程序，完善项目管理体系，为今后我国核电站工程建设的项目管理打下基础。

程序化管理是当今国际型工程公司用于项目管理的重要手段。在AECL和SPMO的指导下，CMT通过对BOP工程施工项目管理的实践体会到程序化管理的科学性和先进性。从工程一开始就有现成的程序可以遵循，对工作极为有利。为此，CMT参照AECL/SPMO的程序，编制了127份BOP项目管理程序，并在BOP项目管理实践中去经受检验。随着工程建设的全面展开和新情况的出现，通过质保监查，部分程序的缺陷被及时发现，我们结合BOP建设过程中的实际情况加以修订和完善，使这些程序适合BOP项目管理自身的特点，保证其有效性和权威性。

在127份程序中，升版修订和完善的有69份，占总程序的54%。其中升版修订3次的有14份，占升版修订总数的20%；升版修订4次的有4份，占升版修订总数的5.8%。

这一整套的管理程序不是简单地搬用外国总承包商的管理程序，而是通过CMT自身的工作实践，结合BOP外部和内部条件以及国内施工承包商的具体情况编制的，并经过实践检验不断修订和完善。这是CMT 6年来积累的一份宝贵财富，为今后承担核电站建设的项目管理打下了扎实的基础。

（4）发展专业化工程项目管理公司，可以不断积累工程建设经验，提高项目管理水平，为业主提供优质服务。CMT工程项目管理公司在从事秦山三期重水堆核电站BOP工程项目管理过程中，实行程序化管理，建立和完善了公司的项目管理体系，成功地完成了秦山三期重水堆核电站BOP工程建设的项目管理，得到了业主和总承包商的好评。作为专业化工程项目管理公司，可以利用自身在秦山三期重水堆核电站工程积累的项目管理经验和建立的项目管理体系为下一个核电站项目管理服务。在下一个核电站的项目管理中积累新的经验，不断完善公司自身的项目管理体系，从而更好地为业主提供优质服务。不求最好，但求更好，改进是无止境的。

（5）CMT项目管理公司经过6年来承担秦山三期重水堆核电站BOP工程建设的项目管理，培养了一批工程项目管理人才，为设计院管理体制向EPC总承包工程公司的转化奠定了基础。

管理是一门科学。项目管理专业化，就是要有一批具有专业知识、有一定工程实践经验并相对稳定的工程技术人员。人才培养是一个多方面的系统工程，包括组织能力、领导能力、管理能力、协调能力、业务能力等各方面的培养。从人员培训方面讲，不同的工作岗位，可以锻炼不同的技能，不同的工作经历，可以造就人员在各种工作岗位上的协调发展，有利于造就多功能的复合型管理技术人才。

CMT经过6年来在秦山三期重水堆核电站BOP工程项目管理过程中实现设计人员多功能培养转化，锻炼出了一批项目管理专业人才，如项目经理、施工经理、计划经理、质保经理、质监经理、合同经理、服务经理以及计划进度控制工程师、估算师、费用控制工程师、材料控制工程师、工业安全控制工程师等。他们有扎实的专业知识和较高的外语水平，懂管理、会组织、能协调，是设计院管理体制深化改革中的一批极为宝贵的财富。（续完）

第五篇：关于赴杭州质监局和秦山核电站交流学习活动的调研报告

关于赴杭州市质监局和秦山核电站

交流学习活动的调研报告

2010年1月5日至8日，和平区质量技术监督局崔永昌副局长率领质量管理科、食品生产监管科、质量监督科的负责人耿成城、葛伟、穆钧，赴杭州市质监局和秦山核电站对“质量兴区”和食品质量安全监管等方面工作，开展学习交流活动。体验到了杭州质监局和秦山核电站较高的工作和管理水平。现总结如下：

一、杭州市质监局质量兴区及食品安全监管工作

浙江省是我国经济较发达的地区，杭州是浙江省的经济文化中心。杭州质监局在经济管理活动中具有较高的水平。在质量兴区和食品安全监管工作中，我们认为有以下几点值得我们学习借鉴：

1、质量兴区工作

（1）为提高产品质量总体水平，促进产品结构调整、经济增长方式转变和产业竞争力提升，杭州市质监局建议当地政府将质量工作列入当地政府（部门）工作议事日程，端正发展经济的指导思想，处理好质量、数量、效益的关系，引导企业以质量求生存,以名牌求发展，走质量效益型的发展道路。针对本地质量工作的突出问题和国内外市场要求，确定提高质量的奋斗目标和具体措施，加强和完善日常工作机构，落实必要的人员和经费，建立工作台帐，认真做好辖区范围内的质量兴区工作；

（2）实施名牌发展战略，将培育名牌、打造名牌经济工作纳入本地区加快经济发展重点规划之中，建立名牌培育机制，帮助培育企业制定名牌争创工作计划,落实工作措施。注意发现典型，大力宣传名牌产品和名牌企业，加强政策引导，鼓励更多的企业争创各级名牌产品。

（3）引导企业加强标准、计量等质量基础工作，实施技术标准战略，采取有效措施引导和推动企业采用国际和国外先进的技 1

术标准，鼓励企业制订高水平的标准。要求企业必须有有效的产品标准和相关标准，形成标准体系，并得到有效的实施，杜绝无标生产，开展标准化良好行为确认工作。强化标准研制与科研的结合，将自主知识产权的成果转化为企业技术标准，推进科技成果快速形成现实生产力。鼓励企业积极参与行业标准、国家标准、国际标准的制（修）订工作，抢占技术制高点，提高主导产业技术标准核心竞争力。鼓励企业积极申报承担国家标准化专业技术委员会（分技术委员会、工作站）工作，使企业参与国际、国家标准化活动。加强标准化示范园区建设。帮助企业建立和完善计量检测体系，配备必要的计量检测设备，根据《计量法》的规定，实行法制检定，确保在用的计量器具合格准确，提高计量检测和保证能力，发挥计量在企业的生产工艺控制、能源核算、经营管理、安全及环境监测等方面的基础性作用，开展计量检测体系水平确认工作。

（4）引导企业建立起完善有效的质量保证体系，鼓励企业开展自愿性产品认证。健全质量管理和质量检验机构，健全质量管理各项制度，落实质量职责，完善出厂检测手段，加强对进厂原材料、生产工艺过程的半成品、成品质量检验工作，实现全员全过程的质量管理。大力推行质量、环境、职业安全健康等国际通行的管理体系认证，通过先进科学的质量管理方法，提高质量管理水平和质量保证能力，确保产品质量稳定提高。

（5）督促企业严格执行工业产品生产许可证制度、强制性产品认证制度、食品质量安全许可证制度以及制造计量器具许可证、特种设备制造许可证等制度，杜绝无证生产现象发生。强化证后监管力度，加强日常巡查，督促企业严格按照发证产品实施细则要求，保持持续生产合格产品的能力，确保重要工业产品的质量。

（6）加强对辖区内食品生产加工企业的监管工作。对辖区内的食品生产加工企业进行普查并建档，做好动态管理，当企业生产条件发生重大变更时，督促企业到质监局进行登记备案。

（7）对辖区内各街道办事处确定质量工作责任考核目标，量

化评分标准，将质量工作责任目标考核结果纳入区委、区政府对部委、街道工作目标责任制考核范围。

2、食品安全监管工作

杭州市质量技术监督局在食品安全监管工作中也有许多好的经验，其中最有特点的就是针对全市食品行业质量安全状况开展评价，评价的主要内容是通过构建食品行业质量安全数学模型，利用数学公式推算食品行业质量安全指数，并定期向社会发布，为政府决策、职能部门监管、市民消费提供及时准确的信息，为我市食品行业产品总体质量状况提供预警和科学风险评估。

食品质量安全指数评价由代表品（包括代表性的单一产品、小类产品、大类产品）选择、数学模型构建、计算公式推导、抽检数据采集、指数运算、指数发布等几部分构成，其核心内容是推算质量指数。食品质量安全指数是指某一地区在某一时期经过加权后合格食品销售额占全部食品销售额的比率，它是反映地区食品质量水平的重要质量指标，是不同种类食品合格率在权重比较后的综合平均水平。那么，质量安全指数与传统的批次合格率有什么不同呢？举一个简单的例子，在某一次监督检查中甲企业大米有14000袋，而乙企业、丙企业、丁企业各只有2000袋，检查中发现四个企业的大米只有甲企业质量合格，则计算得到的批次合格率为25%,但实际上由于甲企业大米的数量要比乙企业、丙企业、丁企业三个企业的总和还多一倍,实际的产品质量合格率应为70%才合理。因此，质量安全指数中通过引入销售额，反映了质量安全合格的产品在整个市场所占的份额；通过加权，反映了在特定的地区内，人民群众对食品产品的关注度以及各类产品的重要度。与批次合格率相比，它在内涵上更丰富，与老百姓的日常生活关联更密切，在指导消费、判定本地区食品行业宏观质量形势上更具有针对性。在构建体系上，分别建立单个食品、单类食品质量安全指数，并以此为基础计算食品行业质量安全总指数。

食品行业门类众多，品种包罗万象，把所有的产品囊括到指

数评价体系既不科学也无法实现，这就需要制定出科学合理的代表品。根据国家食品生产许可证监管目录划分原则，首先确定了粮食加工、肉制品、水产品、方便食品等23大类食品，进而选择了市民消费量大、具有行业特色、优势主导食品和易发生质量问题的小麦粉、大米、酱油、牛奶、蔬菜等56种食品作为指数代表品。同时，专门设计了问卷调查表，分发给区域内3000户以上居民，并开展网上调查，广泛征求社会意见，进一步确定指数代表品。

食品安全质量指数的计算需要大量翔实有效的监督抽查数据做基础，只有这样，指数的发布才有科学依据，才能符合实际，才能为政府决策提供参考，才能给当地的老百姓提供有效的消费指南。因此，按照生产属地原则，对指数代表品的检测分为三类进行。一是对本地产食品的购样检测。按照食品产品生产许可证（QS）管理目录，对纳入QS管理范围的本地食品生产企业进行100%全覆盖检验；同时按照食品产品安全风险程度划分，对纳入重要程度的食品产品在平时抽检的基础上加大检验频次。二是对外地产食品的购样检测。对应食品产品生产许可证（QS）管理目录，以当地主要连锁超市为代表对流通领域的外产食品进行全覆盖购样检测，同时参照前期开展的问卷调查结果，对与百姓生活关联度高的其他产品进行购样检测。三是对蔬菜等农产品的抽样检测。由有资质的产品检测中心，对物流中心上市蔬菜质量进行定性全检全测，对蔬菜中可能残留的甲胺磷、氧化乐果等20多项农残指标进行定量检测，并将其列入农产品质量安全指数。简单的说，就是要通过多角度、全方位的抽检为我们的指数运算提供数据支持。

通过全覆盖检测和代表品（包括农产品）销售数据采集，运用数学模型计算出质量指数，每月通过媒体向社会公布一次单个食品和单类农产品质量安全指数，每季度公布一次单类食品质量安全指数，每半年公布一次食品质量安全总指数。相信通过指数的发布，能够为食品行业质量安全形势作出宏观研判，能够筑起一道食品安全防线，能够更进一步的让质监工作贴近百姓生活。

二、秦山核电站安全管理工作

1、设备保证

作为核电站，设备的安全运行是最重要的，秦山核电站设计广泛采用了国外现行压水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作，始终把安全放在首位。为阻止放射性物质外泄，设置了三道屏障，第一道锆合金管把燃料蕊块密封组成燃料元件棒；第二道为高强度压力容器和封闭的一回路系统；第三道屏障则为密封的安全壳，防止放射性物质外泄。另外还有安全保护系统、应急堆蕊冷却系统、安全壳、喷淋系统、安全壳隔离系统、消氢系统、安全壳空气净化和冷却系统、应急柴油发电机组等，使反应堆在发生事故时，能自动停闭和自动冷却堆蕊。秦山核电站的建成结束了中国大陆无核电的历史，投产以来，机组运行一直处于良好状态，成为中国自力更生和平利用核能的典范。

2、建立完善的安全制度

制订了《质量保障大纲》等300多份管理文件，明确了组织职责、人员分工；建立了质量保障体系，核安全检查、日常管理、应急机制等实施方案。

3、人员培训和管理

在人员管理方面，每个员工都要经过严格培训，每个岗位均有行为规范，让每一个岗位上的员工操作动作形成习惯。考核合格后才能上岗。使每人都成为最后一道安全屏障。设立专职质量安全保证人员，并具有较高的权限，现场发现问题可能及时制止并以书面形式上报。任何人发现安全问题均有权上报。上级将按规定对违反制度的人员进行处理。在处理上将违反制度的行为和无心犯错区别开。违反制度人员要被公布到网上，无心犯错的人员不予处罚。

4、质量保证体系的核查

具有独立权限的专职人员对质量保证体系运行有效性进行监督。并及时对程序文件版本进行升级以保证其有效性。

5、建立企业文化

一个企业文化决定一个企业的业绩，通过企业文化的培养，统一了员工的思想，提高了员工的责任心和企业凝聚力，形成了良好的团队协作的工作氛围。

参加调研的同志抓住这次难得的学习机会，加强了相关工作的交流与探讨，学习到了兄弟单位一些好的工作方法和经验，使我们开阔了视野、拓宽了思路，达到了取长补短的学习交流的目的，对我们下一步工作创新提供了很好的借鉴。

赴杭州质监局学习调研小组

二0一0年一月十四日