核电厂运行生产情况报告制度

运营核电站生产情况报告制度2002.9.24运营核电站生产情况报告制度中国核工业集团公司运营核电站生产情况报告制度目录1 .总则1.1目的1.2适用范围2 .报告的种类3 .定期报告3.1运行日报3.2执行年度报告4 .运行事件报告4.1报告标准4.2事件报告5.cc报告6 .附则附件一秦山核电站运行日报附件二秦山第二核电站1号机组运行日报附件三秦山第三核电站1号机组运行日报附件四各核电站运行情况附件五主要执行参数的说明附件六联络方法1 .总则1.1 .目的为加强核电站运行生产信息的管理，领导和有关部门及时、准确、全面把握核电站调试、试运行和生产运行信息，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)管理的最初投入后的核电站。1.3 .参考书文件国家核安全局：核电站运营机构报告制度HAF001/02/01国防科学技术工业委员会：核电站运行报告制度(1999年1月版)2 .报告的种类报告有三个类别：定期报告、运行事件报告和cc报告。 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知和事件报告。 cc报告包括向国家核安全局、国防科技工业委员会、国家电力公司、世界原子能运营商协会(WANO )等提交的重要报告。3 .定期报告3.1 .运行日报3.1.1 .报告方式和时间每天9:00天前通过电子邮件和传真送到核电站。 假日的，顺延到假日的第一个工作日的报告。3.1.2 .报告内容前一天0:00至24:00核电站24小时运行生产状况，包括运行曲线在内的发电站运行状况主要运行参数主要操作发生异常，事件和事故情况今后72小时主要工作计划等(具体形式和说明见附件)。3.1.3当天发生以下情况时，应随日报向核电站报告，明确记载具体时间核反应堆功率水平变化关键设备出了毛病出现严重的异常现象。3.2 .执行月报3.2.1 .报告方式和时间到每月10号为止，将上个月的核电站的运转生产状况用书面形式向核电站部报告。 假日的，顺延到假日的第一个工作日的报告。3.2.2 .报告内容报告内容如下：核电机组综合运行数据和性能指标综述核电站月运行曲线(炉/热、机电)综述核电站安全状态机组综合指标电力生产状况安全相关设备状况重要修正活动安全保障的完整性放射性废弃物管理和环境监测需要执行放射线防护事件和经验反馈的重大技术活动跟踪报告的其他3.3 .执行年度报告3.3.1 .报告方式和时间到每年4月1日为止，将前一年的核电站的运行生产状况书面报告给核电部。 假日的，顺延到假日的第一个工作日的报告。3.3.2 .报告内容报告内容包括核电站综合运行数据和性能指标综述，核电站年运行曲线(炉、机电)综述电力生产状况单元综合指标年度内的材料更换， 修理状况核电站安全状况安全保障的完整性安全相关设备的状况执行事件和经验反馈的重要修正活动放射线防护放射性废弃物的管理和环境监测需要重大技术活动的跟踪人员训练状况质量保证活动报告的其他事项或活动。4 .运行事件报告(事件通知和事件报告)4.1 .报告标准核电站运转中发生以下事件的，必须向核电部报告。4.1.1 .违反核电站技术规格书的事件4.1.1.1 .核电站技术规格书要求的停止事件4.1.1.2 .违反技术规格书的驾驶事件此类事件包括执行参数超过安全限制值；监督试验或监督周期超过规定期限时，出现核电站技术规格书不允许的运行情况。4.1.2 .核电站的安全保障和重要设备的性能受到严重损害，出现以下情况的事件明显超过没有对安全造成威胁的分析案例设计标准的案例核电站的运行规程和紧急规程中没有考虑的案例。4.1.3 .核电站安全存在现实威胁或明显妨碍核电站值班人员安全运行的自然事件和其他外部事件4.1.4 .引起特殊安全设施和原子炉保护系统自动或手动启动的事件(预先安排的试验除外)。4.1.5 .构筑物或系统可能妨碍实现以下安全功能的事件停止堆积，维持安全堆积状态，缓和排出堆芯馀热，抑制放射性物质排出的事故的结果。4.1.6 .引起多个具有独立以下功能的系统、序列或通道同时发生故障的原因事件停止堆积，维持安全堆积状态，缓和排出堆芯馀热，抑制放射性物质排出的事故的结果。4.1.7 .放射性释放失去控制的事件4.1.8 .核电站安全存在现实威胁，或严重妨碍核电站值班人员安全运行的内部事件4.1.9 .其他案件4.1.9.1 .辐射事故： 运行核电厂安全生产事故调查规程指附件2规定的一级以上的辐射事故4.1.9.2 .人员伤亡事故：指一次死亡的1人或受重伤的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在10万元以上的事故4.1.9.4 .关键设备故障、损坏：未达4.1.1-4.1.8条报告标准的关键设备故障、损坏，直接财产损失30万元以上4.1.9.5 .降低负荷(计划外)4.1.9.6 .与电网解除连接(计划外)4. 1. 9. 7重大人为错误操作：发生恶意电气错误操作时人员不认识真正的监视、控制、错误的(泄漏的)开关、阀门的关闭、错误的(泄漏的)投入(停止)系统设备等4.1.10上述9种不包括的集团公司和核电站事件引发的性别质量及其结果确定为影响安全、经济的重大事件，可能引起各级领导和公众关注的事件。4.1 .事件通知4.1.1 .口头事件通知4.1.1.1 .核电站发生的重大事件，如INES 2级以上事件、重大人员伤亡、引起各级领导和大众关注的重大事件，应在事件发生后4小时内口头通知核电站部。4.1.1.2.4.1项条款规定的任何事件，核电站应在事件发生后24小时内口头通知核电站部。4.1.1.3 .口头通知的内容包括事件经过、事件发生时间、事件发生前的单元状态、事件对运行的影响、事件结果等。 口头通告可以通过电话或传真进行。4.1.2 .书面事件通知书面通知(表1 )应在事件发生后三天内通报原子能发电部。4.2 .事件报告事件报告书(表2 )应在事件发生后30天内书面报告核电站部。5.cc报告核电站在向国内外有关部门和组织机构提交重要报告书的同时，还必须将核电部加入cc。5.1 .国家核安全局核电厂营运单位报告制度报告国家核安全局的报告。5.2 .将国防科技工业委员会的报告报告国防科技工业委员会核电厂运行报告制度。5.3提交国家电力公司和WANO等组织的重要报告。6 .附则6.1本制度解释权属于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：秦山核电站运行日报CN01一、日运行曲线二二年月日功率曲线二、电厂状况和主要运行参数名字参数名字参数备注盒子反应堆冷却系统的压力MPa24:00时数据热输出MWt核反应堆冷却水平均温度电力MWe反应堆制冷剂硼浓度ppm调节器液位m核反应堆冷却水泄漏率L/h冷凝器真空KPa主蒸汽压力(额定值)MPa平均24小时冷凝器的边缘不好主蒸汽温度(额定值)循环水入口温度主供水温度(额定)日发电量GWh年累计发电量GWh日本互联网的电量GWh年累计互联网电量GWh日本工厂的电力使用率%上个月的能力因子%上个月的负荷系数%每月三号报告上个月的参数值三、主要工作，包括重大维修项目等(时间、主要工作内容、结果等)四、发生的异常情况，包括事件、重大设备性能异常等(时间、过程、结果)5，72小时生产计划(主要项目或预定时间等)六、备注要报告的其他项目七、报告员的日期附件二：秦山第二核电站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、电厂状况和主要运行参数名字参数名字参数备注盒子反应堆冷却系统的压力MPa24:00时数据热输出MWt核反应堆冷却水平均温度电力MWe反应堆制冷剂硼浓度ppm调节器液位m核反应堆冷却水泄漏率L/h冷凝器真空KPa主蒸汽压力(额定值)MPa平均24小时冷凝器的边缘不好主蒸汽温度(额定值)循环水入口温度主供水温度(额定)日发电量GWh年累计发电量GWh日本互联网的电量GWh年累计互联网电量GWh日本工厂的电力使用率%上个月的能力因子%上个月的负荷系数%每月三号报告上个月的参数值三、主要工作，包括重大维修项目等(时间、主要工作内容、结果等)四、发生的异常情况，包括事件、重大设备性能异常等(时间、过程、结果)5，72小时生产计划(主要项目或预定时间等)六、备注要报告的其他项目七、报告员的日期附件：秦山第三核电站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、电厂状况和主要运行参数名字参数名字参数备注盒子主传热系统进口集管的最高压力MPa24:00时数据热输出MWt主传热系统进口集管最高温度电力MWe主传热系统出口集管最高压力MPa慢动作液位mm主传热系统出口集管最高温度主慢化剂系排出管出口温度冷凝器真空KPa主蒸汽压力(额定值)MPa平均24小时冷凝器的边缘不好主蒸汽温度(额定值)循环水入口温度主供水温度(额定)日发电量GWh年累计发电量GWh日本上网的电量GWh年累计互联网电量GWh日本工厂的电力使用率%上个月的能力因子%负荷系数%每月三号报告上个月的参数值三、日交换情况交换信道编号交换条束数材料交换方式四、主要工作，包括重大维修项目等(时间、主要工作内容、结果等)五、发生的异常情况，包括事件、重大设备性能异常等(时间、过程、结果)6，72小时生产计划(主要项目或预定时间等)七、备注要报告的其他项目八、报告员的日期附件四：各核电站的运行情况1 .秦山核电站的状况表1.1-1运行模式运行模式反应性有效增殖系数Keff核反应堆功率*(额定热功率)冷却剂平均温度()冷却液压力MPa(kgf/cm2)1 .电力运行至1.0(2100)%280至302 * * *15.2(155 )2 .热态零功率至1.0(02)%280215.2(155 )3 .热停炉0.9800280215.2(155 )4A .中间堆栈0.980028018015.22.94阶段a(15530)24B中间堆栈0.9800l80932.940.20(302 )阶段b5 .冷堆0.9800932.940.20(302 )6 .停止转运*0.9500500*不包括衰变热*原子炉压力容器顶盖的螺栓被松开或者顶盖被拆下，燃料残留在压力容器内*运行初期为280295在此，设为1kgf/cm2=0.MPa，以下同样，另外，设为未说明的压力。 一律指表压。 从运转安全的观点出发，冷却水的平均温度下降到93时，如果需要打开原子炉已经处于冷温停止状态的制冷剂压力的边界，使制冷剂与环境大气接触，请将制冷剂温度下降到60。附属：秦山核电站主要参数的实际运行曲线2 .秦山第二核电站的状况标准运行状态表编号标准运行模式的名称堆芯的临界状态偏离停止棒组和控制棒组位置冷却剂平均度(c )冷却剂压力(MPa绝对)