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1、運行核電廠生產情況報告制度中國核工業(yè)集團公司運行核電廠生產情況報告制度目 錄1總則11 目的12 適用范圍2報告種類3定期報告31運行日報32運行年報4運行事件報告41 報告準則42事件報告5抄送報告6附則附件一 秦山核電廠運行日報附件二 秦山第二核電廠1號機組運行日報附件三 秦山第三核電廠1號機組運行日報附件四 各核電廠運行工況附件五 主要運行參數(shù)說明附件六 聯(lián)系辦法1. 總則1.1. 目的為加強對運行核電廠運行生產信息的管理，使領導和有關部門及時、準確、全面地掌握核電廠調試、試運行和生產運行信息，特制定本制度。1.2. 適用范圍 本制度適用于中國核工業(yè)集團公司（以下簡稱集團公司）管理的首次2、裝料后的核電廠。1.3. 參考文件國家核安全局：核電廠營運單位報告制度HAF001/02/01國防科學技術工業(yè)委員會：核電廠運行報告制度(1999年1月版)2. 報告種類報告分定期報告、運行事件報告和抄送報告三大類。定期報告包括：運行日報、運行月報和運行年度報告。運行事件報告包括：事件通告和事件報告。抄送報告包括：報送國家核安全局、國防科學技術工業(yè)委員會、國家電力公司、世界核電營運者協(xié)會（WANO）等的有關重要報告。3. 定期報告3.1. 運行日報3.1.1. 報告方式和時間每天早9:00前用電子郵件和傳真的方式發(fā)至核電部。如遇節(jié)假日，則順延至節(jié)假日后的第一個工作日報告。3.1.2. 報告內容3、前一日0:00至24:00之間24小時內核電廠的運行生產情況，包括：運行曲線；電廠運行工況；主要運行參數(shù)；進行的主要操作；發(fā)生的異常、事件和事故情況；未來72小時的主要工作計劃等（具體格式及說明見附件）。3.1.3 如在當日出現(xiàn)下列情況，應隨日報報核電部，并注明具體時間；反應堆功率水平發(fā)生變化；重要設備發(fā)生故障；出現(xiàn)重大異常現(xiàn)象。3.2. 運行月報3.2.1. 報告方式和時間每月10日以前，將上個月的核電廠運行生產情況以書面形式報核電部。如遇節(jié)假日，則順延至節(jié)假日后的第一個工作日報告。3.2.2. 報告內容報告內容應包括：核電機組綜合運行數(shù)據(jù)和性能指標綜述；核電機組月運行曲線（堆/熱、機功率）4、綜述；核電廠安全狀態(tài)；機組綜合指標；電力生產情況；安全相關設備狀況；重要修改活動；安全屏障的完整性；放射性廢物的管理和環(huán)境監(jiān)測；輻射防護；運行事件與經驗反饋；重大技術活動的跟蹤；其它需要報告的事項或活動。3.3. 運行年報3.3.1. 報告方式和時間每年4月1日以前，將上一年的核電廠運行生產情況以書面形式報核電部。如遇節(jié)假日，則順延至節(jié)假日后的第一個工作日報告。3.3.2. 報告內容報告內容應包括：核電機組綜合運行數(shù)據(jù)和性能指標綜述；核電機組年運行曲線（堆、機功率）綜述；電力生產情況；機組綜合指標；年度內換料、大修情況；核電廠安全狀態(tài)；安全屏障的完整性；安全相關設備狀況；運行事件與經驗反饋；重5、要修改活動；輻射防護；放射性廢物的管理和環(huán)境監(jiān)測；重大技術活動的跟蹤；人員培訓情況；質量保證活動；其它需要報告的事項或活動。4. 運行事件報告（事件通告和事件報告）4.1. 報告準則核電廠運行期間發(fā)生下列各類事件時，應向核電部報告。4.1.1. 違反核電廠技術規(guī)格書的事件4.1.1.1. 核電廠技術規(guī)格書要求的停堆事件4.1.1.2. 違反技術規(guī)格書的運行事件這類事件包括：運行參數(shù)超過安全限值；監(jiān)督試驗或監(jiān)測周期超過規(guī)定的期限；出現(xiàn)了核電廠技術規(guī)格書中不允許出現(xiàn)的運行工況。4.1.2. 導致核電廠安全屏障或重要設備的性能受到嚴重損害或出現(xiàn)下列工況的事件 明顯危害安全的沒有分析過的工況；超出設計6、基準的工況；在核電廠運行規(guī)程或應急規(guī)程中沒有考慮的工況。4.1.3. 對核電廠安全有現(xiàn)實威脅或有明顯妨礙核電廠值班人員完成安全運行的自然事件和其它外部事件4.1.4. 導致專設安全設施和反應堆保護系統(tǒng)自動或手動觸發(fā)的事件（預先安排的試驗除外）4.1.5. 任何可能妨礙構筑物或系統(tǒng)實現(xiàn)下列安全功能的事件 停堆和保持安全停堆狀態(tài)；排出堆芯余熱；控制放射性物質釋放；緩解事故后果。4.1.6. 導致多個獨立的具有下列功能的系統(tǒng)、序列或通道同時失效的共因事件停堆和保持安全停堆狀態(tài)；排出堆芯余熱；控制放射性物質釋放；緩解事故后果。4.1.7. 放射性釋放失去控制的事件4.1.8. 對核電廠安全有現(xiàn)實威脅或7、有明顯妨礙核電廠值班人員完成安全運行的內部事件4.1.9. 其它事件4.1.9.1. 輻射事故：指運行核電廠安全生產事故調查規(guī)程附件2中規(guī)定的1級及以上輻射事故4.1.9.2. 人員傷亡事故：指一次死亡1人或重傷3人以上的事故4.1.9.3. 火災事故：指一次火災直接財產損失10萬元以上的事故4.1.9.4. 重要設備故障、損壞：指未達到4.1.1-4.1.8條報告準則的重要設備故障、損壞，且直接財產損失30萬元以上4.1.9.5. 降負荷（非計劃）4.1.9.6. 與電網解列（非計劃）4. 1. 9. 7 重大人為誤操作：如發(fā)生惡性電氣誤操作；人員未認真監(jiān)視、控制、導致誤（漏）開、關閥門、誤8、（漏）投（停）系統(tǒng)設備等4.1.10 上述9類所不包括的，集團公司和核電廠根據(jù)事件的性質及其后果確定為對安全、經濟有影響的重大事件以及可能引起各級領導和公眾普遍關注的事件。4.1. 事件通告4.1.1. 口頭事件通告4.1.1.1. 核電廠發(fā)生重大事件，如INES 2級及以上事件、重大人員傷亡、引起各級領導和公眾關注的重大事件，必須在事件發(fā)生后4小時內口頭通告核電部。4.1.1.2. 對符合4.1章節(jié)條款所規(guī)定的任何事件，核電廠必須在事件發(fā)生后24小時內口頭通告核電部。 4.1.1.3. 口頭通告內容應包括：事件經過、事件發(fā)生時間，事件發(fā)生前機組狀態(tài)，事件對運行的影響，事件后果等。口頭通告可以9、是電話或傳真方式。4.1.2. 書面事件通告書面事件通告（表1）應在事件發(fā)生后3天內報核電部。4.2. 事件報告事件報告（表2）應在事件發(fā)生后的30天內以書面形式報核電部。5. 抄送報告核電廠應將報送國內外有關部門或組織機構的有關重要報告同時抄送核電部。5.1. 按國家核安全局核電廠營運單位報告制度上報國家核安全局的報告。5.2. 按國防科工委核電廠運行報告制度上報國防科學技術工業(yè)委員會的報告。5.3 報送國家電力公司和WANO等組織的有關重要報告。6附則6.1 本制度的解釋權屬中國核工業(yè)集團公司。6.2 本制度自2002年11月1日起試行。附件一：秦山核電廠運行日報CN01一、 日運行曲線二10、二年 月 日功率曲線二、電廠工況及主要運行參數(shù)名 稱參 數(shù)名 稱參 數(shù)備注工況 反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力MPa24:00時數(shù)據(jù)熱功率MWt反應堆冷卻劑平均溫度電功率MWe反應堆冷卻劑硼濃度ppm穩(wěn)壓器液位M反應堆冷卻劑泄漏率L/h凝汽器真空KPa主蒸汽壓力（額定值）MPa24小時平均值凝汽器端差主蒸汽溫度（額定值）循環(huán)水入口溫度主給水溫度（額定值）日發(fā)電量GWh年累計發(fā)電量GWh日上網電量GWh年累計上網電量GWh日廠用電率%上月能力因子%上月負荷因子%每月3日上報上月參數(shù)值三、主要工作（包括重大的維修項目等）（時間、主要工作內容及結果等）四、出現(xiàn)的異常情況（包括事件、重大的設備性能異常等）（時間11、過程及后果）五、72小時生產計劃（主要項目及預計時間等）六、備注其它要報告的項目七、報告人 日期 附件二：秦山第二核電廠1號機組運行日報CN04一、 日運行曲線二二年 月 日功率曲線二、電廠工況及主要運行參數(shù)名 稱參 數(shù)名 稱參 數(shù)備注工況 反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力MPa24:00時數(shù)據(jù)熱功率MWt反應堆冷卻劑平均溫度電功率MWe反應堆冷卻劑硼濃度ppm穩(wěn)壓器液位M反應堆冷卻劑泄漏率L/h凝汽器真空KPa主蒸汽壓力（額定值）MPa24小時平均值凝汽器端差主蒸汽溫度（額定值）循環(huán)水入口溫度主給水溫度（額定值）日發(fā)電量GWh年累計發(fā)電量GWh日上網電量GWh年累計上網電量GWh日廠用電率%上月能力因12、子%上月負荷因子%每月3日上報上月參數(shù)值三、主要工作（包括重大的維修項目等）（時間、主要工作內容及結果等）四、出現(xiàn)的異常情況（包括事件、重大的設備性能異常等）（時間、過程及后果）五、72小時生產計劃（主要項目及預計時間等）六、備注其它要報告的項目七、報告人 日期 附件三:秦山第三核電廠1號機組運行日報CN08一、 日運行曲線二二年 月 日功率曲線二、電廠工況及主要運行參數(shù)名 稱參數(shù)名 稱參數(shù)備注工況 主熱傳輸系統(tǒng)進口集管最高壓力MPa24:00時數(shù)據(jù)熱功率MWt主熱傳輸系統(tǒng)進口集管最高溫度電功率MWe主熱傳輸系統(tǒng)出口集管最高壓力MPa慢化劑液位mm主熱傳輸系統(tǒng)出口集管最高溫度主慢化劑系統(tǒng)排管出13、口溫度凝汽器真空KPa主蒸汽壓力（額定值）MPa24小時平均值凝汽器端差主蒸汽溫度（額定值）循環(huán)水入口溫度主給水溫度（額定值）日發(fā)電量GWh年累計發(fā)電量GWh日上網電量GWh年累計上網電量GWh日廠用電率%上月能力因子%負荷因子%每月3日上報上月參數(shù)值三、日換料情況換料通道編號換料棒束數(shù)量換料方式四、主要工作（包括重大的維修項目等）（時間、主要工作內容及結果等）五、出現(xiàn)的異常情況（包括事件、重大的設備性能異常等）（時間、過程及后果）六、72小時生產計劃（主要項目及預計時間等）七、備注其它要報告的項目八、報告人 日期 附件四：各核電廠運行工況1. 秦山核電廠工況表11-1 運行模式運行模式反應性14、有效增殖系數(shù)Keff反應堆功率*(額定熱功率)冷卻劑平均溫度()冷卻劑壓力MPa(kgf/cm2)1.功率運行1.0(2100)280302*15.2(155)2.熱態(tài)零功率1.0(02)280215.2(155)3.熱停堆0.9800280215.2(155)4A.中間停堆0.980028018015.22.94A階段(15530)24B中間停堆0.9800l80932.940.20(302)B階段5.冷停堆0.9800932.940.20(302)6.停堆換料*0.9500500* 不包括衰變熱 * 反應堆壓力容器頂蓋的螺栓已松開或頂蓋已移走，燃料仍在壓力容器內 * 運行初期為28029515、 這里取1kgfcm20.098066MPa，以下同, 此外，凡未加說明的壓力。一律指表壓。從運行安全角度，冷卻劑平均溫度降到93時，反應堆已可認為處于冷停堆狀態(tài)；如果需要打開冷卻劑壓力邊界，使冷卻劑與環(huán)境大氣接觸，而進行某些操作的話，應使冷卻劑溫度降至60。附：秦山核電廠主要參數(shù)實際運行曲線2. 秦山第二核電廠工況標準運行狀態(tài)表編號標準運行模式的名稱堆芯臨界狀態(tài)偏離停堆棒組和控制棒組位置冷卻劑平均度（C）冷卻劑壓力（MPa 絕對）1換料冷停堆5000pcm和Cb2100ppm全部插入10T60常壓2維修冷停堆5000pcm和Cb2100ppm全部插入10T70常壓3正常冷停堆1000pcmS16、，B，C 提出10T900.1P3.04單相中間停堆（RRA投入）1000pcmS，B，C 提出90T1802.4P3.05雙相中間停堆（RRA投入）1000pcmS，B，C 提出120T1802.4P3.06正常中間停堆（RRA投入）1000pcmS，B，C 提出160T290.83.0P15.57熱停堆 P=01000pcm并且次臨界值等于或大于圖16.4-2所示值S，B，提出290.8(+3,-2)15.58熱備用 P2%Pn臨界S提出，A、B、C、D疊入棒位在插入限值以上290.8(+3,-2)15.59功率運行2%PnP100%Pn臨界S提出，A、B、C、D疊入棒位在插入限值以上2917、0.8T31015.5CB：硼濃度； Pn：額定功率3. 秦山第三核電廠工況根據(jù)最新的技術規(guī)格書版本（2002版），反應堆工況分為以下五種：運行模式描述反應性（keff）功率（額定滿功率百分比（%）（注釋4）一回路出口溫度（C）一回路出口壓力Mpa（g）1功率運行0.9992260T3109.892低功率熱態(tài)加壓a.臨界b.次臨界0.9990.99922607P9.893升溫或冷卻a.臨界b.次臨界0.9990.9995無（注釋1）（注釋2）無（注釋1）（注釋2）4很低功率冷態(tài)卸壓a.臨界b.次臨界0.9990.9990.110000.25保證停堆狀態(tài)a熱態(tài)加壓b冷態(tài)卸壓c一回路處于檢修水位(18、注釋3)無0.10.10.126010010079.8900.20注釋1（冷卻）：在模式3冷卻過程中，一回路在壓力維持在7 Mpa（g）左右情況下先將溫度冷卻到100C以下，7 Mpa（g）壓力高于應急堆芯冷卻系統(tǒng)自動注射觸發(fā)設定值。一回路溫度冷卻到100C以下后，在回路壓力降到應急堆芯冷卻系統(tǒng)自動注射觸發(fā)設定值以前，將應急堆芯冷卻系統(tǒng)閉鎖。注釋2（升溫）：在模式3升溫過程中，在一回路壓力達到7 Mpa（g）以前，反應堆功率應保持低于0.1%滿功率且一回路溫度保持在100C以下。這將避免升溫過程中反應堆由于低一回路壓力而觸發(fā)停堆。在一回路溫度升到100C以前，應將應急堆芯冷卻系統(tǒng)閉鎖解除。注釋19、3（模式5c）：此模式適用于當一回路被打開且排水后的水位處于集管處時。注釋4該功率排除了衰變熱。一回路術語描述參見下圖：進口集管出口集管監(jiān)控一回路進出口壓力和溫度是為了確保一回路的熱工水力條件。慢化劑術語描述參見下圖：慢化劑液位以上建議和意見妥否，請批示。 排管容器排管容器慢化劑液位是監(jiān)視是否發(fā)生堆內LOCA的重要參數(shù)之一。主慢化劑系統(tǒng)排管出口溫度監(jiān)控主慢化劑過冷度。主慢化劑系統(tǒng)排管出口溫度4. 田灣核電站工況 （暫空缺）附件五：主要運行參數(shù)說明1. 運行工況：指電站實際所處的運行模式，對特殊運行工況應寫明該工況。2. 堆功率：反應堆熱功率，即反應堆堆芯輸?shù)椒磻牙鋮s劑的總的熱量傳輸率。單位：20、MWt3. 電功率：發(fā)電機輸出功率。單位：MWe4. 反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力：主系統(tǒng)穩(wěn)壓器壓力。單位：Mpa5. 反應堆冷卻劑平均溫度：反應堆冷卻劑熱段溫度和冷段溫度的算數(shù)平均值的高選溫度。單位：6. 穩(wěn)壓器液位：反映反應堆冷卻劑水裝量。單位：M7. 反應堆冷卻劑硼濃度：反應堆冷卻劑硼酸濃度的分析值。單位：PPm8. 反應堆冷卻劑泄漏率：監(jiān)視一回路壓力邊界及輔助系統(tǒng)泄漏。單位：L/h9. 主蒸汽壓力：反映SG傳熱效率。單位：MPa。10. 主蒸汽溫度：主蒸汽壓力所對應的飽和溫度。 單位：11. 凝汽器真空：反映二回路熱力循環(huán)效率的重要參數(shù)，真空度越高，效率越高。單位：KPa12. 凝汽器端差：低21、壓缸排汽溫度與凝汽器海水出口溫度之差。單位：13. 循環(huán)水入口溫度：二回路最終熱阱海水溫度，跟大氣溫度相關。單位：14. 主給水溫度：SG給水入口溫度。單位：15. 廠用電率：廠用電量與發(fā)電量之比。單位：%16. 負荷因子：發(fā)電量與額定發(fā)電量之比。單位：%17. 能力因子：可發(fā)電量與額定發(fā)電量之比。單位：%17. 主慢化劑液位：（重水堆）監(jiān)控堆內構件是否有足夠的冷卻水位，單位：mm18. 主慢化劑排管出口溫度：（重水堆）監(jiān)控慢化劑的過冷度。單位：附件六：聯(lián)系辦法：傳 真010-68531694電子郵件運行處 HDBYXC郵 件北京2102信箱21分箱郵政編碼100822，表1：核電廠運行事件通22、告廠名：事 件年序 號 核電廠； 號機組報告編號事件名稱：事件發(fā)生時間：口頭通告時間：報 告 準 則4.1.14.1.44.1.7.14.1.7.4備注：4.1.24.1.54.1.7.24.1.84.1.34.1.64.1.7.34.1.9表3 表4事 件 發(fā) 生 前 機 組 狀 態(tài)電功率水平：零功率/熱備用滿功率正在停堆降功率正在施工備注：正在啟動冷停堆換料/維修例行試驗啟動試驗低功率熱停堆提升功率特定試驗事 件 對 運 行 的 影 響電功率水平：無明顯影響降低功率熱停堆蒸汽發(fā)生器失去給水備注：推遲并網緊急停堆冷停堆中斷運行汽機跳閘失去熱阱放射性有人員在允許范圍內環(huán)境在允許范圍內后 果無照23、射超過允許范圍污染超過允許范圍出現(xiàn)問題的系統(tǒng)或設備：事件已經結束正在繼續(xù)正在擴展不緊急緊急摘要（簡要說明事件概況）： 填表人（簽字）： （ ） 年 月 日 負責人（簽字）： （ ） 年 月 日表2：核電廠運行事件報告廠名： 核電廠 號機組事 件 報 告 編 號電廠代碼和機組編號統(tǒng)一機組號年序 號共 頁第 1 頁CN事件名稱：事件通告編號始發(fā)事件：年序 號事件發(fā)生時間事件結束時間報告日期報 告 人：年月日時分年月日時分年月日職 務電 話報 告 準 則INES補 充有4.1.14.1.44.1.7.14.1.7.4報 告無4.1.24.1.54.1.7.24.1.8預定遞交日期報告編號4.1.3424、.1.64.1.7.34.1.9表3表4年月日年序號事 件 發(fā) 生 前 機 組 狀 態(tài)電功率水平 MWe零功率/熱備用滿功率正在停堆降功率正在施工備注：正在啟動冷停堆換料/維修例行試驗啟動試驗低功率熱停堆提升功率特定試驗事 件 對 運 行 的 影 響電功率水平 MWe無明顯影響降低功率熱停堆蒸汽發(fā)生器失去給水備注：推遲并網緊急停堆冷停堆中斷運行汽機跳閘失去熱井放射性有人員在允許范圍內環(huán)境在允許范圍內后 果無照射超過允許范圍污染超過允許范圍安全評定：表2續(xù)（1）：核電廠運行事件報告廠名： 核電廠 號機組事 件 報 告 編 號電廠名稱代碼統(tǒng)一機組號年序 號共 頁和機組編號第 2 頁CN報告摘要：表25、2續(xù)（2）：核電廠運行事件報告廠名： 核電廠 號機組事 件 報 告 編 號電廠名稱代碼統(tǒng)一機組號年序 號共 頁和機組編號第 3 頁CN報告正文： 1.事件名稱 2事件描述 事件發(fā)生前機組的狀態(tài) 事件發(fā)生前安全系統(tǒng)的可用性 事件進展序列，初因事件，子事件 3. 主要的失效 人因和技術 4. 人員，程序，設備的可用性 對失效的設備，應指明型號和制造廠家 5. 冗余系統(tǒng)和設備的可用性 6. 事件原因 直接原因 根本原因 7. 事件后果 對核電廠運行的影響 放射性后果 經濟損失 潛在后果 8. 事件分級（按照INES） 9. 糾正行動或糾正行動計劃 10. 經驗教訓 11. 結論 12. 需要說明的其26、他情況 13. 參考資料 （按章節(jié)編寫，續(xù)頁自備）表3 傷亡事故報告表 發(fā)生事故核電廠： 填報日期： 事故時間年 月 日 時 分事故類別事故情況死亡 人， 重傷 人， 輕傷 人姓 名性別年齡工齡工 種傷害部位及程序事故經過及原因 填寫人： 糾正措施責任分析對責任者的處理意見 事故調查組人員（注明職別） 事故調查組意見 簽 字： 附件清單圖紙、資料、原始記錄、筆錄、試驗和分析計算資料、事故照片、錄像等 表4 火災或設備事故調查報告發(fā)生事故核電廠： 填報日期： 事故時間年 月 日 時 分事故類別設備損壞情況： 直接財產損失： 萬元事故經過及原因糾正措施防止事故重復發(fā)生的對策、執(zhí)行人和完成期限責任分析對責任者的處理意見 事故調查組人員（注明職別） 事故調查組意見 簽 字： 附件清單圖紙、資料、原始記錄、筆錄、試驗和分析計算資料、事故照片、錄像等