1、运行核电厂生产情况报告制度中国核工业集团公司运行核电厂生产情况报告制度目 录1总则11 目的12 适用范围2报告种类3定期报告31运行日报32运行年报4运行事件报告41 报告准则42事件报告5抄送报告6附则附件一 秦山核电厂运行日报附件二 秦山第二核电厂1号机组运行日报附件三 秦山第三核电厂1号机组运行日报附件四 各核电厂运行工况附件五 主要运行参数说明附件六 联系办法1. 总则1.1. 目的为加强对运行核电厂运行生产信息的管理，使领导和有关部门及时、准确、全面地掌握核电厂调试、试运行和生产运行信息，特制定本制度。1.2. 适用范围 本制度适用于中国核工业集团公司（以下简称集团公司）管理的首次2、装料后的核电厂。1.3. 参考文件国家核安全局：核电厂营运单位报告制度HAF001/02/01国防科学技术工业委员会：核电厂运行报告制度(1999年1月版)2. 报告种类报告分定期报告、运行事件报告和抄送报告三大类。定期报告包括：运行日报、运行月报和运行年度报告。运行事件报告包括：事件通告和事件报告。抄送报告包括：报送国家核安全局、国防科学技术工业委员会、国家电力公司、世界核电营运者协会（WANO）等的有关重要报告。3. 定期报告3.1. 运行日报3.1.1. 报告方式和时间每天早9:00前用电子邮件和传真的方式发至核电部。如遇节假日，则顺延至节假日后的第一个工作日报告。3.1.2. 报告内容3、前一日0:00至24:00之间24小时内核电厂的运行生产情况，包括：运行曲线；电厂运行工况；主要运行参数；进行的主要操作；发生的异常、事件和事故情况；未来72小时的主要工作计划等（具体格式及说明见附件）。3.1.3 如在当日出现下列情况，应随日报报核电部，并注明具体时间；反应堆功率水平发生变化；重要设备发生故障；出现重大异常现象。3.2. 运行月报3.2.1. 报告方式和时间每月10日以前，将上个月的核电厂运行生产情况以书面形式报核电部。如遇节假日，则顺延至节假日后的第一个工作日报告。3.2.2. 报告内容报告内容应包括：核电机组综合运行数据和性能指标综述；核电机组月运行曲线（堆/热、机功率）4、综述；核电厂安全状态；机组综合指标；电力生产情况；安全相关设备状况；重要修改活动；安全屏障的完整性；放射性废物的管理和环境监测；辐射防护；运行事件与经验反馈；重大技术活动的跟踪；其它需要报告的事项或活动。3.3. 运行年报3.3.1. 报告方式和时间每年4月1日以前，将上一年的核电厂运行生产情况以书面形式报核电部。如遇节假日，则顺延至节假日后的第一个工作日报告。3.3.2. 报告内容报告内容应包括：核电机组综合运行数据和性能指标综述；核电机组年运行曲线（堆、机功率）综述；电力生产情况；机组综合指标；年度内换料、大修情况；核电厂安全状态；安全屏障的完整性；安全相关设备状况；运行事件与经验反馈；重5、要修改活动；辐射防护；放射性废物的管理和环境监测；重大技术活动的跟踪；人员培训情况；质量保证活动；其它需要报告的事项或活动。4. 运行事件报告（事件通告和事件报告）4.1. 报告准则核电厂运行期间发生下列各类事件时，应向核电部报告。4.1.1. 违反核电厂技术规格书的事件4.1.1.1. 核电厂技术规格书要求的停堆事件4.1.1.2. 违反技术规格书的运行事件这类事件包括：运行参数超过安全限值；监督试验或监测周期超过规定的期限；出现了核电厂技术规格书中不允许出现的运行工况。4.1.2. 导致核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害或出现下列工况的事件 明显危害安全的没有分析过的工况；超出设计6、基准的工况；在核电厂运行规程或应急规程中没有考虑的工况。4.1.3. 对核电厂安全有现实威胁或有明显妨碍核电厂值班人员完成安全运行的自然事件和其它外部事件4.1.4. 导致专设安全设施和反应堆保护系统自动或手动触发的事件（预先安排的试验除外）4.1.5. 任何可能妨碍构筑物或系统实现下列安全功能的事件 停堆和保持安全停堆状态；排出堆芯余热；控制放射性物质释放；缓解事故后果。4.1.6. 导致多个独立的具有下列功能的系统、序列或通道同时失效的共因事件停堆和保持安全停堆状态；排出堆芯余热；控制放射性物质释放；缓解事故后果。4.1.7. 放射性释放失去控制的事件4.1.8. 对核电厂安全有现实威胁或7、有明显妨碍核电厂值班人员完成安全运行的内部事件4.1.9. 其它事件4.1.9.1. 辐射事故：指运行核电厂安全生产事故调查规程附件2中规定的1级及以上辐射事故4.1.9.2. 人员伤亡事故：指一次死亡1人或重伤3人以上的事故4.1.9.3. 火灾事故：指一次火灾直接财产损失10万元以上的事故4.1.9.4. 重要设备故障、损坏：指未达到4.1.1-4.1.8条报告准则的重要设备故障、损坏，且直接财产损失30万元以上4.1.9.5. 降负荷（非计划）4.1.9.6. 与电网解列（非计划）4. 1. 9. 7 重大人为误操作：如发生恶性电气误操作；人员未认真监视、控制、导致误（漏）开、关阀门、误8、（漏）投（停）系统设备等4.1.10 上述9类所不包括的，集团公司和核电厂根据事件的性质及其后果确定为对安全、经济有影响的重大事件以及可能引起各级领导和公众普遍关注的事件。4.1. 事件通告4.1.1. 口头事件通告4.1.1.1. 核电厂发生重大事件，如INES 2级及以上事件、重大人员伤亡、引起各级领导和公众关注的重大事件，必须在事件发生后4小时内口头通告核电部。4.1.1.2. 对符合4.1章节条款所规定的任何事件，核电厂必须在事件发生后24小时内口头通告核电部。 4.1.1.3. 口头通告内容应包括：事件经过、事件发生时间，事件发生前机组状态，事件对运行的影响，事件后果等。口头通告可以9、是电话或传真方式。4.1.2. 书面事件通告书面事件通告（表1）应在事件发生后3天内报核电部。4.2. 事件报告事件报告（表2）应在事件发生后的30天内以书面形式报核电部。5. 抄送报告核电厂应将报送国内外有关部门或组织机构的有关重要报告同时抄送核电部。5.1. 按国家核安全局核电厂营运单位报告制度上报国家核安全局的报告。5.2. 按国防科工委核电厂运行报告制度上报国防科学技术工业委员会的报告。5.3 报送国家电力公司和WANO等组织的有关重要报告。6附则6.1 本制度的解释权属中国核工业集团公司。6.2 本制度自2002年11月1日起试行。附件一：秦山核电厂运行日报CN01一、 日运行曲线二10、二年 月 日功率曲线二、电厂工况及主要运行参数名 称参 数名 称参 数备注工况 反应堆冷却剂系统压力MPa24:00时数据热功率MWt反应堆冷却剂平均温度电功率MWe反应堆冷却剂硼浓度ppm稳压器液位M反应堆冷却剂泄漏率L/h凝汽器真空KPa主蒸汽压力（额定值）MPa24小时平均值凝汽器端差主蒸汽温度（额定值）循环水入口温度主给水温度（额定值）日发电量GWh年累计发电量GWh日上网电量GWh年累计上网电量GWh日厂用电率%上月能力因子%上月负荷因子%每月3日上报上月参数值三、主要工作（包括重大的维修项目等）（时间、主要工作内容及结果等）四、出现的异常情况（包括事件、重大的设备性能异常等）（时间11、过程及后果）五、72小时生产计划（主要项目及预计时间等）六、备注其它要报告的项目七、报告人 日期 附件二：秦山第二核电厂1号机组运行日报CN04一、 日运行曲线二二年 月 日功率曲线二、电厂工况及主要运行参数名 称参 数名 称参 数备注工况 反应堆冷却剂系统压力MPa24:00时数据热功率MWt反应堆冷却剂平均温度电功率MWe反应堆冷却剂硼浓度ppm稳压器液位M反应堆冷却剂泄漏率L/h凝汽器真空KPa主蒸汽压力（额定值）MPa24小时平均值凝汽器端差主蒸汽温度（额定值）循环水入口温度主给水温度（额定值）日发电量GWh年累计发电量GWh日上网电量GWh年累计上网电量GWh日厂用电率%上月能力因12、子%上月负荷因子%每月3日上报上月参数值三、主要工作（包括重大的维修项目等）（时间、主要工作内容及结果等）四、出现的异常情况（包括事件、重大的设备性能异常等）（时间、过程及后果）五、72小时生产计划（主要项目及预计时间等）六、备注其它要报告的项目七、报告人 日期 附件三:秦山第三核电厂1号机组运行日报CN08一、 日运行曲线二二年 月 日功率曲线二、电厂工况及主要运行参数名 称参数名 称参数备注工况 主热传输系统进口集管最高压力MPa24:00时数据热功率MWt主热传输系统进口集管最高温度电功率MWe主热传输系统出口集管最高压力MPa慢化剂液位mm主热传输系统出口集管最高温度主慢化剂系统排管出13、口温度凝汽器真空KPa主蒸汽压力（额定值）MPa24小时平均值凝汽器端差主蒸汽温度（额定值）循环水入口温度主给水温度（额定值）日发电量GWh年累计发电量GWh日上网电量GWh年累计上网电量GWh日厂用电率%上月能力因子%负荷因子%每月3日上报上月参数值三、日换料情况换料通道编号换料棒束数量换料方式四、主要工作（包括重大的维修项目等）（时间、主要工作内容及结果等）五、出现的异常情况（包括事件、重大的设备性能异常等）（时间、过程及后果）六、72小时生产计划（主要项目及预计时间等）七、备注其它要报告的项目八、报告人 日期 附件四：各核电厂运行工况1. 秦山核电厂工况表11-1 运行模式运行模式反应性14、有效增殖系数Keff反应堆功率*(额定热功率)冷却剂平均温度()冷却剂压力MPa(kgf/cm2)1.功率运行1.0(2100)280302*15.2(155)2.热态零功率1.0(02)280215.2(155)3.热停堆0.9800280215.2(155)4A.中间停堆0.980028018015.22.94A阶段(15530)24B中间停堆0.9800l80932.940.20(302)B阶段5.冷停堆0.9800932.940.20(302)6.停堆换料*0.9500500* 不包括衰变热 * 反应堆压力容器顶盖的螺栓已松开或顶盖已移走，燃料仍在压力容器内 * 运行初期为28029515、 这里取1kgfcm20.098066MPa，以下同, 此外，凡未加说明的压力。一律指表压。从运行安全角度，冷却剂平均温度降到93时，反应堆已可认为处于冷停堆状态；如果需要打开冷却剂压力边界，使冷却剂与环境大气接触，而进行某些操作的话，应使冷却剂温度降至60。附：秦山核电厂主要参数实际运行曲线2. 秦山第二核电厂工况标准运行状态表编号标准运行模式的名称堆芯临界状态偏离停堆棒组和控制棒组位置冷却剂平均度（C）冷却剂压力（MPa 绝对）1换料冷停堆5000pcm和Cb2100ppm全部插入10T60常压2维修冷停堆5000pcm和Cb2100ppm全部插入10T70常压3正常冷停堆1000pcmS16、，B，C 提出10T900.1P3.04单相中间停堆（RRA投入）1000pcmS，B，C 提出90T1802.4P3.05双相中间停堆（RRA投入）1000pcmS，B，C 提出120T1802.4P3.06正常中间停堆（RRA投入）1000pcmS，B，C 提出160T290.83.0P15.57热停堆 P=01000pcm并且次临界值等于或大于图16.4-2所示值S，B，提出290.8(+3,-2)15.58热备用 P2%Pn临界S提出，A、B、C、D叠入棒位在插入限值以上290.8(+3,-2)15.59功率运行2%PnP100%Pn临界S提出，A、B、C、D叠入棒位在插入限值以上2917、0.8T31015.5CB：硼浓度； Pn：额定功率3. 秦山第三核电厂工况根据最新的技术规格书版本（2002版），反应堆工况分为以下五种：运行模式描述反应性（keff）功率（额定满功率百分比（%）（注释4）一回路出口温度（C）一回路出口压力Mpa（g）1功率运行0.9992260T3109.892低功率热态加压a.临界b.次临界0.9990.99922607P9.893升温或冷却a.临界b.次临界0.9990.9995无（注释1）（注释2）无（注释1）（注释2）4很低功率冷态卸压a.临界b.次临界0.9990.9990.110000.25保证停堆状态a热态加压b冷态卸压c一回路处于检修水位(18、注释3)无0.10.10.126010010079.8900.20注释1（冷却）：在模式3冷却过程中，一回路在压力维持在7 Mpa（g）左右情况下先将温度冷却到100C以下，7 Mpa（g）压力高于应急堆芯冷却系统自动注射触发设定值。一回路温度冷却到100C以下后，在回路压力降到应急堆芯冷却系统自动注射触发设定值以前，将应急堆芯冷却系统闭锁。注释2（升温）：在模式3升温过程中，在一回路压力达到7 Mpa（g）以前，反应堆功率应保持低于0.1%满功率且一回路温度保持在100C以下。这将避免升温过程中反应堆由于低一回路压力而触发停堆。在一回路温度升到100C以前，应将应急堆芯冷却系统闭锁解除。注释19、3（模式5c）：此模式适用于当一回路被打开且排水后的水位处于集管处时。注释4该功率排除了衰变热。一回路术语描述参见下图：进口集管出口集管监控一回路进出口压力和温度是为了确保一回路的热工水力条件。慢化剂术语描述参见下图：慢化剂液位以上建议和意见妥否，请批示。 排管容器排管容器慢化剂液位是监视是否发生堆内LOCA的重要参数之一。主慢化剂系统排管出口温度监控主慢化剂过冷度。主慢化剂系统排管出口温度4. 田湾核电站工况 （暂空缺）附件五：主要运行参数说明1. 运行工况：指电站实际所处的运行模式，对特殊运行工况应写明该工况。2. 堆功率：反应堆热功率，即反应堆堆芯输到反应堆冷却剂的总的热量传输率。单位：20、MWt3. 电功率：发电机输出功率。单位：MWe4. 反应堆冷却剂系统压力：主系统稳压器压力。单位：Mpa5. 反应堆冷却剂平均温度：反应堆冷却剂热段温度和冷段温度的算数平均值的高选温度。单位：6. 稳压器液位：反映反应堆冷却剂水装量。单位：M7. 反应堆冷却剂硼浓度：反应堆冷却剂硼酸浓度的分析值。单位：PPm8. 反应堆冷却剂泄漏率：监视一回路压力边界及辅助系统泄漏。单位：L/h9. 主蒸汽压力：反映SG传热效率。单位：MPa。10. 主蒸汽温度：主蒸汽压力所对应的饱和温度。 单位：11. 凝汽器真空：反映二回路热力循环效率的重要参数，真空度越高，效率越高。单位：KPa12. 凝汽器端差：低21、压缸排汽温度与凝汽器海水出口温度之差。单位：13. 循环水入口温度：二回路最终热阱海水温度，跟大气温度相关。单位：14. 主给水温度：SG给水入口温度。单位：15. 厂用电率：厂用电量与发电量之比。单位：%16. 负荷因子：发电量与额定发电量之比。单位：%17. 能力因子：可发电量与额定发电量之比。单位：%17. 主慢化剂液位：（重水堆）监控堆内构件是否有足够的冷却水位，单位：mm18. 主慢化剂排管出口温度：（重水堆）监控慢化剂的过冷度。单位：附件六：联系办法：传 真010-68531694电子邮件运行处 HDBYXC邮 件北京2102信箱21分箱邮政编码100822，表1：核电厂运行事件通22、告厂名：事 件年序 号 核电厂； 号机组报告编号事件名称：事件发生时间：口头通告时间：报 告 准 则4.1.14.1.44.1.7.14.1.7.4备注：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 发 生 前 机 组 状 态电功率水平：零功率/热备用满功率正在停堆降功率正在施工备注：正在启动冷停堆换料/维修例行试验启动试验低功率热停堆提升功率特定试验事 件 对 运 行 的 影 响电功率水平：无明显影响降低功率热停堆蒸汽发生器失去给水备注：推迟并网紧急停堆冷停堆中断运行汽机跳闸失去热阱放射性有人员在允许范围内环境在允许范围内后 果无照23、射超过允许范围污染超过允许范围出现问题的系统或设备：事件已经结束正在继续正在扩展不紧急紧急摘要（简要说明事件概况）： 填表人（签字）： （ ） 年 月 日 负责人（签字）： （ ） 年 月 日表2：核电厂运行事件报告厂名： 核电厂 号机组事 件 报 告 编 号电厂代码和机组编号统一机组号年序 号共 页第 1 页CN事件名称：事件通告编号始发事件：年序 号事件发生时间事件结束时间报告日期报 告 人：年月日时分年月日时分年月日职 务电 话报 告 准 则INES补 充有4.1.14.1.44.1.7.14.1.7.4报 告无4.1.24.1.54.1.7.24.1.8预定递交日期报告编号4.1.3424、.1.64.1.7.34.1.9表3表4年月日年序号事 件 发 生 前 机 组 状 态电功率水平 MWe零功率/热备用满功率正在停堆降功率正在施工备注：正在启动冷停堆换料/维修例行试验启动试验低功率热停堆提升功率特定试验事 件 对 运 行 的 影 响电功率水平 MWe无明显影响降低功率热停堆蒸汽发生器失去给水备注：推迟并网紧急停堆冷停堆中断运行汽机跳闸失去热井放射性有人员在允许范围内环境在允许范围内后 果无照射超过允许范围污染超过允许范围安全评定：表2续（1）：核电厂运行事件报告厂名： 核电厂 号机组事 件 报 告 编 号电厂名称代码统一机组号年序 号共 页和机组编号第 2 页CN报告摘要：表25、2续（2）：核电厂运行事件报告厂名： 核电厂 号机组事 件 报 告 编 号电厂名称代码统一机组号年序 号共 页和机组编号第 3 页CN报告正文： 1.事件名称 2事件描述 事件发生前机组的状态 事件发生前安全系统的可用性 事件进展序列，初因事件，子事件 3. 主要的失效 人因和技术 4. 人员，程序，设备的可用性 对失效的设备，应指明型号和制造厂家 5. 冗余系统和设备的可用性 6. 事件原因 直接原因 根本原因 7. 事件后果 对核电厂运行的影响 放射性后果 经济损失 潜在后果 8. 事件分级（按照INES） 9. 纠正行动或纠正行动计划 10. 经验教训 11. 结论 12. 需要说明的其26、他情况 13. 参考资料 （按章节编写，续页自备）表3 伤亡事故报告表 发生事故核电厂： 填报日期： 事故时间年 月 日 时 分事故类别事故情况死亡 人， 重伤 人， 轻伤 人姓 名性别年龄工龄工 种伤害部位及程序事故经过及原因 填写人： 纠正措施责任分析对责任者的处理意见 事故调查组人员（注明职别） 事故调查组意见 签 字： 附件清单图纸、资料、原始记录、笔录、试验和分析计算资料、事故照片、录像等 表4 火灾或设备事故调查报告发生事故核电厂： 填报日期： 事故时间年 月 日 时 分事故类别设备损坏情况： 直接财产损失： 万元事故经过及原因纠正措施防止事故重复发生的对策、执行人和完成期限责任分析对责任者的处理意见 事故调查组人员（注明职别） 事故调查组意见 签 字： 附件清单图纸、资料、原始记录、笔录、试验和分析计算资料、事故照片、录像等