核电厂运行工况

一：核电厂运行工况分类 中国和美国的有什么区别· 在线等·

没什么区别，都是四类：

1类：正常运行和运行瞬态

2类：中等频率事件

3供：稀有事故

4类：极限事故

二：哪位大哥可以详细的说说核电厂冷却剂系统是怎么运行管理的？

我只熟悉压水堆。

核岛的一回路，冷却剂系统即RCP，核燃料在压力容器（堆芯）中裂变产热，被冷却剂带走热量，高温冷却剂经热管段送入蒸汽发生器，与二回路的水换热，冷却功经过渡段进入冷却剂主泵，加压后经冷管段进入堆芯冷却燃料，完成一个循环。

冷却剂的管理...这个管理是什么意思？控制么。冷却剂在各个管段的温度由仪控系统探头来测量，压力通过在第一环路（压水堆有三个并联环路，连接三个蒸汽发生器）的热管段上安装的稳压器来控制。如果要通过冷却剂系统控制堆功率，需要经过RCV（化学与容积控制系统）来配合调节冷却剂系统的硼浓度，硼浓度与堆功率成反比。冷却剂系统多为自动控制，只有在非正常运行工况下才由主控制辅助控制。

三：核电站四大主要系统

baike.baidu.com/view/230157.htm这里紶你想要的答应，哈哈。

四：核电站应该怎样利用大数据

得益于信息技术的发展，越来越多机器部件的健康和性能可以在操作过程中被监控。利用此类传感器生成的大量数据，

不仅需要复杂的计算，还需要大量的行业经验。美国电力研究院(EPRI)实施了一个新的示范项目，旨在将二者结合起来。　　诊断核电站的潜在问题需要耗费

大量的时间和资源。虽然大量的数据现在可以通过在线监测系统和其他工况评估设备来获得，但从中区分优劣并发现危急或突发的问题并非一件易事。　　EPRI

正在开发一个预测和健康管理软件工具，用以支持核电站实现以上目标。比如，一个泵或马达轴承的异常高温读数可以作为设备问题的第一征兆，但如果问题被及时

纠正，广泛的破坏就可以被避免。软件自动识别高温读数并提醒用户，列出引发工况的可能的问题。然后，软件从用户那里获得其他信息来确定哪些问题需要改正。

全方位预测与健康管理(FW-PHM)工具　　被称作全方位预测与健康管理(FW-PHM)的软件工具，通过集成

大量技术来加强监测，包括在线先进识别模式、自动诊断，以及剩余使用寿命算法。2013年，该软件工具在几家核电站进行了试点测试，并证明它可以缩短诊断

问题的时间，并使得系统工程师能将精力集中在解决问题上。完整的软件包在今年上半年将被更广泛地使用。　　监测技术，像FW-PHM软件使用的系统，处于

先进工业管理信息系统的前沿。建立在所谓的“大数据”分析的基础上，工业监测技术自动提供核电站人员可用以提高核电站的可靠性、效率和生产力的信息。

过去三十年工业和经济生产率的提升，都是基于数字信息和控制技术的开发和应用。随着核核电站的老化，核电工业在采用这些技术时表现缓慢。其目前的商业模式

和硬件设施是上世纪80年代的，如果行业不采取高效率的商业模式，则很难跟上竞争者的步伐。监测技术已具有较高的成本效益，拖延采用可能会增加运行成本并

限制核电站的长期经济可行性。　　FW-PHM软件套装使得核电站人员对操作和维护设备作出更明智的决定。它能够：　　减少设备故障　　工厂人员可以预见和避免可能会限制核电站生产或缩短设备生命的设备问题。　　提高可靠性和工作效率　　这个工具帮助核电站开发了可以一直使用，直到故障能够被补救的故障检修计划。由于它帮助指导故障检修过程，当新的信息出现时，这个工具会持续提问，帮助核电站工程师决定下一个要搜集的最重要的信息是什么。　　创建一个更加正式的行业范围的诊断经验记录　　当系统性的原因被确定时，核电站可以改变他们的反应，这样问题就不会复发。　　拓展知识　　每次使用时系统都在通过持续的数据库开发进行“学习”。尽管每个核电站或公用事业公司都有自己的监测中心，EPRI将从核电站的经验中收集新的故障检修信息，进行编译后，再提供给所有使用者。　　促进核电站健康　　通过获取经验丰富的工程师的知识—他们中的许多人几十年来一直在安全、可靠地运行着核电站，并且可能正考虑离开劳动力队伍，工具能整合核电站员工的知识和经验，帮助提供持续的设备健康管理。　　现有技术的局限性

有许多行业中，已经有了很好的先例：因为提供及时纠正或预防维护的监测信息，避免了生产损失或灾难性的事故。对于核电站的应用，工程性的努力来评估异常

情况并提供一个对真实老化状况的有用诊断，已经成为在扩大技术应用中的一个障碍。EPRI承认，在工程进入该过程前，需要一个自动诊断和预后顾问来捕捉异

常现象并即刻提供诊断信息。　　此外，大多数核电站没有一个自动学习的架构来捕捉获得的经验，同时检修故障，然后解决问题。由此带来的结果是，一些行业的

问题，经历一次又一次同样漫长的诊断过程。　　提供一个风险......余下全文>>

五：核电厂，辐射防护值班这个岗位，需要哪些什么知识？容易胜任吗？

1 总则

1.1 本标准为贯彻《中华人民共和国环境保护法（试行）》和国家有关法规，为发展我国核能事业，保护环境，保障人体健康，促进国民经济的发展，参照有关国际标准，结合我国具体情况而制订的。

1.2 本标准适用于各种轻水堆型的陆地固定式核电厂（原则上也适用于核热电厂）。

1.3 核电厂的厂址选择、设计、建造、运行、退役和扩建、改建或变更运行工况，均必须符合本标准有关章节的要求。

1.4 辐射防护原则

1.4、1 核电厂所有导致人员辐射照射的实践活动要有正当的理由，保护公众免受一切不必要的辐射照射。

1.4、2 辐射防护最优化，即考虑了社会的和经济的因素之后，使核电厂对公众所造成的辐射照射，应遵循“可合理达到尽量低”的原则。

1.4、3 在正常运行条件下，对可能受到核电厂辐射照射的公众个人和群体，实行计量当量限值制度。

1.4、4 在应用这些原则时，应考虑现在的实践在未来的岁月里所造成的计量负担。

1.5 核电厂有关辐射防护和环境保护的设施，应通过技术经济论证，采用最优方案，并必须做到与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。

1.6 核电厂的营运单位，必须根据国家环境保护部门颁布的《核电站基本建设环境保护管理办法》的规定，提交相应的环境影响报告书。

1.7 核电厂的环境影响报告书实行专业技术审核，国家环境保护部门批准制度。

1.8 省级环境保护部门行使对核电厂的环境保护工作的检查、监督权、遇有违反本标准，并使环境质量和公众健康受到危害的事件时，有权予以制止，并视情节轻重依法予以惩处。

2 选址要求

2、1 在评价厂址是否适宜建设核电厂时，必须综合考虑厂址区域的地质、地震、水文、气象、交通运输、工业企业、土地利用、厂址周围人口密度和分布，以及社会经济方面的合理性等因素；必须考虑厂址所在区域内可能发生的自然的或人为的外部事件对核电厂自身安全的影响；必须考虑核电厂放射性流出物（特别是事故工况下的流出物）对环境、生态和公众的影响；必须考虑新燃料、乏燃料和放射性废物的贮存和运转问题。

2、2 核电厂应尽量建在人口密度较低、地区平均人口密度较小的地点。

核电厂距10万人口以上的城镇和距100万人口以上大城市的市区发展边界，应分别保持适当的直线距离。

2、3 核电厂周围应设置非居住区，非居住区的半径（以反应堆为中心）不得小于0.5km。

核电厂非居住区周围应设置限制区，限制区的半径（以反应堆为中心）一般不得小于0.5km。

2、4 如果核电厂厂址不能满足2、2与城镇距离的要求，则应提出附加工程安全设施和厂址安全性评价的资料，并加以详细说明和论证。

2、5 在发生最大可信事故条件下，非居住区边界上的任何个人（成人），在事故发生后8h内所接受的有效计剂量当量应不大于0.25Sv(25rem)，甲状腺剂量当量应不大于2.5Sv(25rem)。

在事故的整个持续期间内（事故持续时间可取30d），在半径80km范围内公众群体接受的集体有效剂量当量必须小于2×10 4人.Sv(2×10 6人.rem），集体甲状腺剂量当量必须小于2×10 4人.Sv(2×10 6人.rem）。

3 在正常运行工况下的剂量限值和排放量控制值

3、1 每座核电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人（成人）造成的有效剂量当量，每年应小于0.25MSv（25rem)。

3、2 每座压水堆型核电厂气载和液体放射性流出物的年排放量，除满足3、1的规定外，一般还应低于下列控制值。 4 事故应急防护水平

......余下全文>>

六：核电站泄露事故等级是如何划分的？

1970年，美国标准学会安反应堆事故出现的预计概率和对广大居民可能带来的放射性后果，把核电厂运行工况分为四类：

工况1：正常运行和运行瞬变，包括（1）核电厂的正常启动，停闭和稳态运行（就是安一个不变功率发电）（2）带有允许偏差的极限运行，如发生燃料包壳泄露，一回路冷却剂放射性水平升高，蒸汽发生器传热管有泄漏等，但为超过规定的最大允许值（3）运行瞬变，如核电厂的升温升压或冷却卸压，以及在允许范围内的符合变化等

工况2：中等频率事件，或者称预期运行事件 这是指在核电厂运行寿期内（就是核电厂从建成发电到退役）预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程，起发生频率约为一个反应堆1年一次到33年一次。由于在设计时以采取适当的措施，它只能迫使反应堆停闭，不会造成燃料元件损坏获证一回路、二回路超压，不会导致事故工况

工况3：稀有事故，或者称一般事故工况 在核电厂寿期内，这类事故一般极少出现，起发生频率为一个反应堆33年到10000年发生一次，处理这类事故时，为了防止或限制对的辐射伤害，需要专设安全设施（就是为了保证反应堆安全防止事故发展更严重，在发生事故时才发挥作用的设备）投入工作

工况4：极限事故，或者严重事故工况 这类事故发生频率约为一个反应堆10000年到1000000年发生一次，因为它发生的可能性非常低，也被称作假象事故 它一旦发生，就会释放出大量的放射性物质，所以在核电厂设计中必须加以考虑

切尔诺贝利核事故就属于这个最高等级的核事故 需要在距离核电厂半径30以内的人员全部撤离

在这里我想说明一点 不要将核电厂的事故看成洪水猛兽 威胁每个人的安全 很多事情都可以称为事故 但事故也有严重和不严重之分 正常的工业生产都有发生事故的可能性 只要安正常的规定操作就可以把事故发生的可能性降到最低

七：为什么核电厂会有模拟机培训

因为在运行的真实核电厂不管从经济效益，还是安全方面看，都不希望直接在其上进行操作培训，更不可能、实际上也做不到在其上进行异常工况或事故操作培训。所以，为了不影响核电厂的正常且安全地运行，为了提高核电厂运行人员的技能，尤其是可能一辈子都碰不到的异常、事故工况的操作演练，避免到时候慌张、不知所措而无法处理异常或事故情况，核电厂都被要求必须与核电厂工程建设同步完成核电厂仿真机建设，而且往往需要提前一年完成，以便给首批操纵员进行取证（注意，操纵员执照是一堆一个不能像驾照一样通用），之后核电厂才能装料临界启动。

八：什么是核电厂的纵深防御？什么是五道防线

请查阅：baike.baidu.com/...eF6F8u

简要如下：

纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御（固有特性、设备及规程），用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护[2] 。

（1）第一层次防御目的是为防止偏离正常运行和系统故障。这一层次要求按照恰当的质量水平和工程实践正确保守的设计、建造和运行核电厂。

（2）第二层次的防御目的是检测和纠正偏离正常运行的情况，以防止预计运行事件升级为事故工况。这一层次要求设置由安全分析所确定的专用系统并制定运行规程，以防止或尽量减少这些假设始发事件所造成的损坏。

（3）设置第三层次的防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或始发事件的升级仍有可能未被前一层次的防御所制止，可能发展为更严重的事件。这些极少可能的事件是在核电厂的设计基准中所预期的，因此，必须提供固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程以控制其后果，并在这些事件之后达到稳定的、可接受的状态。

（4）第四层次的防御目的是应付已经超出设计基准事故的严重事故，并保证放射性后果在合理可行尽量低的水平。这个层次最重要的安全目标是保护包容功能。通过减轻所选定的严重事故的后果，加上事故处置规程，可以完成这个目标。

（5）第五层次即最后层次的防御目的是为减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。这一层次要求具有适当装备的应急控制中心，制定和实施厂区内核厂区外的应急响应计划。