《核电厂操纵人员培训和再培训大纲》
通用基本安全培训内容
1 .实物保护区出入控制管理要求； 2 .消防基础知识和消防灭火响应； 3 .质量管理基础和核电质量保证要求；
4 .应急响应的目的，核电厂应急状态分级和应急响应； 5 .急救基础知识和现场常见损伤救治的实施要领等； 6 .安全生产通用知识，现场工业安全危害及预防措施等； 7 .识别密闭空间中相关的危险因素和风险及采取的措施等； 8 .高空作业相关安全基础知识，跌落危害及避险措施等； 9 .电气安全中用电安全的危险因素，以及相关避险措施等； 10 .起重吊装中的工业安全风险；
11 .物料运输中通用物料搬运设备（非电动起重设备）的危险因
素和工作风险；
12 .辐射防护基础知识与防护概述； 13 .值班健康要求； 14 .人因绩效工具； 15 .网络安全防护要求； 16 .核电行业及历史； 17 .核安全文化；
18 .核安全、安全生产法律法规及案例。
现场操作员培训内容
1 .核电厂主要厂房、系统、设备及其标识的识别；
2 .核电厂核岛、常规岛、电气及外围等区域存在的风险及如何自我防
护；
3 .各区域的主要系统功能、流程、设备、主要参数； 4 .现场主要阀门、风机等设备操作； 5 .各区域现场巡视； 6 .运行程序的正确使用；
7 .系统在线、充水排气、设备隔离等运行操作； 8 .现场重要系统及设备的启动和停运；
9 .系统运行故障时的主要现象及所需采取的干预措施； 10 .防人因失误工具； 11 .现场相关运行管理规程等。
操纵员培训内容
一、核电基础理论培训（培训学时：不少于360学时）
序号 培训项目/课程 学时 主要培训I内容 1 .原子结构、同位素、核截面和核反应率等 2 .中子慢化和扩散 3 .核反应堆临界理论 1 反应堆物理 .反应性随时间变化 80 4 5 .温度效应和反应性控制 6 .核反应堆动力学 7 .核燃料循环和堆芯燃料管理概述 8 .反应堆物理启动、临界试验、停堆后再启动等 1 .热力学单位和特性、温度、显热、比热等热力学基础 2 .理想气体的性质、理想气体比热力学能与比焙等热力学过程 3 .卡诺循环、朗肯循环、热力循环效率等热力循环及核电厂主要热力过程 4 .导热、对流、换热等传热学基础 5 .流体性质、伯努利方程等流体力学 2 热工水力学 .核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性 80 6 7 .反应堆内的释热：核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布、燃料棒和堆芯释热计算等 8 .反应堆传热：反应堆内热量传输、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布等 9 .稳态工况下反应堆流体力学分析：单向流、两相流、自然循环等 10 .堆芯稳态热工水力设计单通道模型的反应堆稳态热工设计、子通道分析模型等 序号 培训项目/课程 学时 主要培训I内容 1 .原子结构、放射性及其衰变规律、辐射和辐射量等基本概念 核电厂辐射 3 防护 32 2 .辐射探测基础 3 .辐射防护基础 4 .核电厂辐射与防护 5 .辐射监测 6 .放射性废物管理等 1 .核电厂材料分类、核电厂主要部件材料等 2 .材料物理、机械、腐蚀性能等材料性能 3 .核燃料材料 4 .包壳材料 5 .结构材料：压力容器材料、奥氏体不锈钢等 6 .反应堆其他材料：控制材料、慢化和反射材料、冷却剂材料等 7 .老化管理和失效分析基础等 1 .水化学基础理论 2 .腐蚀及其防护 3 .化学补偿控制 4 核电厂材料 24 5 核电厂水化学 24 4 .冷却剂辐射化学 5 .系统的水化学准则 6 .水处理工艺和系统 7 .水化学分析和监测等 1 .阀门 2 .泵 6 核电厂通用机械设备 40 3 .风机 4 .热交换器 5 .汽轮机 6 .承压设备等 序号 培训项目/课程 学时 主要培训I内容 1 .核电厂的电气设备、电气设备安全分级等 2 .核电厂开关电器与导体 3 .成套配电装置 4 .核电厂交流电和直流电 5 .变压器 7 核电厂电气原理与设备 40 6 .交直流电动机 7 .同步发电机及励磁系统 8 .核电厂的电气主接线及厂用电 9 .电气设备的测量和控制 10 .电力系统接地及变频器 11.继电保护等 1 .核电厂仪表与控制系统概述：组成和功能、特点、安全分级等 2 .自动控制与调节基本知识 3 .核电厂反应堆功率监测仪表 4 .核电厂过程参数监测仪表 5 .核电厂反应堆控制系统 6 .反应堆冷却剂系统过程参数的控制 7 .蒸汽转换系统过程参数的控制 8 .汽轮机的控制和保护 9 .反应堆保护系统 10 .集中和分散控制系统 11 .核电厂主控室和信息系统等 8 核电厂仪表与控制 40 合计 360 二、系统与运行培训（培训学时：不少于180学时）
序号 培训项目/课程 学时 主要培训内容 1 .系统设计目的、功能及其核安全相关重要性 2 .系统的正常和备用电源 3 .系统操作注意事项、整定值、限值及设计原则 4 .与其它系统和机组（如有）的关联 5 .通过其它系统实现功能的替代方式 6 .设备运行的设计原则、能力以及限值 7 .系统和设备自动控制逻辑特性 8 .系统和设备运行的手动、就顺口备用操作方式 9 .系统有效监控（就地、远程、计算机显示及报警） 1 核电厂系统 1 10 .相关远程和就地仪表、指示、报警和控制 11 .数据记录装置 12 .系雌制和重要仪表失效模式及可能诱发因素 13 .系统重要运行参数以及参数之间的相互关系 14 .系统相关的化学控制及潜在影响 15 .系统相关的运行技术规格书要求，特别是要求立即行动的运行条件 16 .系统相关的工业安全注意事项 17 .潜在设备失效模式以及设备失效行业经验反馈 18 .机组启动与停运 19 .反应堆运行物理 20.日常庆修化^番度求、运行操作及异常处理等1 .运行技术规格书的定义、作用及适用范围 2 .运行技术规格书的结构、相关要求 2 运行技术规格书 8 3 .运行技术规格书的正常运行限值和条件、安全系统整定值、监督要求、设计特征、行政管理等 4 .缓解措施等 1 .核反应堆安全基本概念与特征 2 .核反应堆安全对策 3 核安全分析 4 3 .核电厂运行工况与事故分类 4 .核安全分析方法 5 .典型设计基准事故 序号 培训项目/课程 学时 主要培训内容 6.最终安全分析报告等 1 .严重事故基本概念 2 .严重事故现象与特征 3 .与应急运行规程的接口 4 .严重事故应急管理流程 5 .严重事故主控室导则 6 .历史上的严重事故等 4 严重事故管理 4 180 三、模拟机培训（培训学时：不少于400学时）
序号 培训项目 主要培训内容 1 .堆芯反应性操作的保守方法 2 .启动时核测仪表的响应 3 .反应堆临界和核加热点的确认方式 4 .规程和运行技术规格书的使用 1 正常运行工况 5 .反应堆启动过程中出现异常情况的响应 6 .核电厂启动和停运 7 .重要设备启停操作 8 .一、二回路功率控制 9.报警响应定期试验执行等 1 . 2一回路泄漏 3 .蒸汽发生器传热管泄漏 4 .反应堆冷却剂泵故障 5 .不可控冷却 2 预计运行事件工况 6 .汽轮机或发电机跳闸 7 .汽轮机甩负荷 8 .核仪表故障 9 .非核仪表故障
10 .保护系统故障 11 .棒控系统故障 序号 培训项目 主要培训内容 12 .需要紧急硼化的工况 13 .燃料包壳破损导致反应堆冷却剂高放射性 14 .汽轮机旁排系统故障 15 .仪用压空部分丧失或单个设备的仪用压空丧失 16 .部分失电或电源降级（包括安全级和非安全级仪表电源） 17 .部分丧失重要厂用水系统 18 .部分丧失设备冷却水或单个设备的冷却水丧失 19 .丧失凝汽器真空 20 .丧失凝汽器冷却水 21 .凝结水系统故障 22.给水系统故障1 .意夕M亭堆 2 .误安注 3 .一回路破口事故 4 .二回路破口事故 5 .蒸汽发生器传热管断裂 3 事故工况 6 .一回路丧失强迫循环冷却 7 .二回路丧失所有给水 8 .一回路丧失余热排出 9 .丧失热阱 10 .失去厂内外电源 U.未能预期停堆的瞬态等 400学时
注：各核电厂参考本表格，结合堆型技术特点，明确具体培训内容。
高级操纵员培训内容
一、高级理论培训（培训学时：不少于80学时）
序号 培训项目/课程 学时 主要培训内容 1 .核安全法规的体系结构 2 .中华人民共和国核安全法 3 .安全许可证制度 4 .操纵人员培训、资格和授权 1 核安全法规 8 5 .营运单位报告制度 6 .核事故应急管理 7 .核动力厂运行安全规定、运行限值和条件 8 .辐射防护要求与放射性废物排放等 1 .安全限值、正常运行限值条件和监督要求的依据 2 运行技术规格书实践 8 2 .运行技术规格书相关运行实踢口案例分析 3 .运行技术规格书的修订背景等 序号 培训项目/课程 学时 主要培训内容 1 .核电厂事故分析基本知识 2 .最终安全分析报告有关核电厂瞬态与事故特点 3 .安全分析方法 3 瞬态和事故分析 24 4 .安全分析中的初始核电厂状态、事件序列、关键参数期望 5 .事故的预期指示、自动动作和主控室预期操作 6 .堆芯冷却、放射性包容以及核电厂稳定所需长期行动等 1 .在核电厂紧急情况下运行值的职责 2 .核事故、自然灾害等核电厂应急预案 3 .在紧急情况下确定和执行适当的应急行动水平 4 应急响应 8 4 .通知和报告的内容和格式要求 5 .场内和场外组织的应急响应职能 6 .核电厂紧急情况下与场外组织的联系 7 .减轻健康和安全危害的场内和场外保护措施等 序号 培训项目/课程 学时 主要培训内容 1 .严重事故基本概念 2 .严重事故现象和机理 3 .严重事故管理目标 5 堆芯损坏缓解 20 4 .严重事故预防和缓解策略 5 .严重事故管理导则及与应急运行规程的接口 6 .严重事故诊断流程 7 .严重事故应急管理以及应急移动设备调度等 1 .运行人员行为规范 2 .人员绩效 3 .反应性管理 6 运行期望 4 4 .运行操作管理 5 .规程使用 6 .瞬态响应 7 .运行人员基本功等 1 .电网调度机构的工作模式及调度术语 2 .电网的调度规程要求 7 涉网管理 8 3 .涉网操作规定及电力安全规定 4 .涉网设备维修申请及操作票规定 5 .设备故障或异常处理流程等 序号 培训项目/课程 学时 主要培训内容 合计 80 二、模拟机培训（培训学时：不少于80学时）
与操纵员模拟机培训内容相似，但侧重多重或复杂故障的综合场景练习，持续强化操纵人员基本功，进一步提升在预防人因失误、组织协调、机组监控、风险决策等方面的能力。
值长岗前培训内容
一、专业技术培训
序号 培训项目/课程 主要培训内容 1 .异常、复杂事故处理 2 .核安全监督与控制 3 .电站的核安全、环保管理 4 .反应性管理 5行政隔离与运行隔离 6 .核安全相关设备不可用的跟踪与控制 机组和电站核安全实时1 控制与监督 7 .核安全相关定期试验的检查与生效 8肪人因失误措施的落实与监督 9 .临时变更过程控制与跟踪 10 .应急值班管理 11 .电、气、水源及其可靠性管理 12 .消防系统、设备可靠性管理 13 .核电厂废物管理 14 .保守决策的运用等 序号 培训项目/课程 主要培训内容 1 .运行交管理 2.运行工作会议管理 3 .最小核安全运行值的确定与保证 4 .“生产早会”的主持技巧 2 值班管理与控制 5 .工作票审批流程与日常或大修计划的风险识别与管控 6 .值班记录的编制与确认 7 .值长管理巡视 8.经验反馈等 1 .核电厂事件分类 2 .核电厂应急分类 3 .应急组织机构、运行控制组职责以及和其它各组的关系 3 应急计划与行动 4 .应急计划启动的决策过程及方法 5 .运行控制组的构成和作用及行动步骤 6 .事故规程操作单的执行方法和步骤
7 .协助监督机组长按照事故规程操作单执行 序号 培训项目/课程 主要培训内容 1 .核电厂一次接线图 2 .核电输电、厂用系统以及发电机-变压器组继电保护装置 3 .联网系统省调、中调、地调和核电主控室各自责任划4 电网知识及关系处理 分 4 .周波极限达系统频率以上时,各方应立即采取的紧急措施 5 .核电厂内解列模式的操作 6 .有功、无功的控制方式和操作 7 .和电网通讯联络手段 8 .调度专用术语 1 .核电厂的灭火组织 2 .二级干预队在火场的主要行⅛ 3 .-二、三、四级干预队的功能以及作用 5 消防管理 4 .核电厂的灭火手段 5 .消防行动中的组织、联系手段 6 .值长消防行动卡的应用 1废水、废气处理系统运行的部门责任和管理原则 6 三废管理和环境保护
2 .值长在三废管理中的职责 3 .熟练开展各类废水的疏水行动 4 .熟练掌握废水废气的处理原则和排放流程 序号 培训项目/课程 主要培训内容 1 .白班值值长、运行大修经理（或值长）的职能、管理权限 2.白班值值长、运行大修经理（或值长）的核安全职责 3 .大修核安全、大修安全风险导则 4 .核电厂日常项目管理，核岛、常规岛大修中主隔离设置 7 白班值管理和大修管理 原则 5 .隔离指令的建立和应用，大修工作包的准备和审查，工 作包审批的基本原则和风险控制的要点 6 .大修期间隔离工作管理方法,大修规程,大修主线计划
7.白班值值长其他管理工作项目 二、管理能力培训
序号 培训项目/课程 主要培训内容 1 .工作组织过程 2 .观察指导技巧与应用 3 .沟通技巧 4 .运行值管理 5 .培训支持 6 .核安全文化培育 7 .职业精神 8 .合规与法律意识 1行为观察 2 .人员管理 3 .识别人员绩效问题及其影响因素 4 .绩效面谈 1 领导力和管理 2 人员考核 序号 3 培训项目/课程 分析和解决问题能力 1分析问题能力 2.解决问题技巧 主要培训内容 再培训内容
一、基本安全再培训（培训学时：不少于12学时/年）复习和强化基本安全培训初训内容，学习内外部经验反馈等。 二、理论再培训（培训学时：不少于16学时/年）
巩固和提升核电厂安全可靠运行的理论知识，更新和强化重要核电厂运行规程，深入学习内外部经验反馈，研讨最近或即将进行的核电厂设计变更和程序变更。主要培训内容包括：
（-）重要的反应堆物理及热工概念； （二）内外部经验反馈； （三）设计和程序变更；
（四）核电厂分析后确定需要培训的其他内容。 三、模拟机再培训（培训学时：不少于80学时/年）
维持和提升个人和团队处理复杂工况、建立优先级的能力，不断强化操纵人员基本功及绩效偏差的纠正。主要培训内容包括：
（-）正常运行操作；
（二）核电厂系统异常事件的诊断和响应； （三）挑战关键安全功能应急事件的诊断和响应； （四）反应性控制；
（五）保持反应堆冷却剂系统完整；
（六）保证足够的堆芯冷却和衰变热导出; （七）保持安全壳完整； （八）内、外部经验反馈事件等。
