【摘要】：核能已成為人類(lèi)生產(chǎn)生活中的重要能源,既可以滿足生產(chǎn)對(duì)能源的需求,也可以支持社會(huì)經(jīng)濟(jì)的發(fā)展,提升我國(guó)的工業(yè)技術(shù)水平,進(jìn)而提高國(guó)家綜合實(shí)力,具有重要的社會(huì)意義。AP系列核電站屬于第三代核電站,具有更高的安全級(jí)別,更先進(jìn)的非能動(dòng)技術(shù),是我國(guó)未來(lái)發(fā)展的主流核電堆型。本文則以質(zhì)量管理相關(guān)知識(shí)為基礎(chǔ),以AP系列核電站輔助設(shè)備中極具代表性的正常余熱排出熱交換器(以下簡(jiǎn)稱RNS熱交換器)的安裝質(zhì)量管理全過(guò)程為例,詳細(xì)論述質(zhì)量管理相關(guān)原理、過(guò)程及在實(shí)際工程中的應(yīng)用,提出一套適用于AP系列核電站RNS熱交換器安裝質(zhì)量管理流程以及解決質(zhì)量問(wèn)題的方法思路。本文首先從RNS熱交換器安裝的質(zhì)量策劃入手,將RNS熱交換器安裝工作分解,找出質(zhì)量控制要點(diǎn),提出了質(zhì)量目標(biāo),進(jìn)而得出質(zhì)量管理計(jì)劃,對(duì)質(zhì)量管理計(jì)劃的管理流程及改進(jìn)思路進(jìn)行分析,并提出了RNS熱交換器安裝的質(zhì)量保證體系的建立和實(shí)施方式,尤其是AP系列核電站較有特點(diǎn)的人員授權(quán)上崗管理,從質(zhì)量管理干系人角度進(jìn)行質(zhì)量管理。其次,重點(diǎn)研究AP系列核電站RNS熱交換器安裝質(zhì)量控制及改進(jìn)方法,應(yīng)用質(zhì)量管理計(jì)劃、先決條件檢查、質(zhì)量風(fēng)險(xiǎn)管理、因果圖、經(jīng)驗(yàn)反饋等工具方法,提高設(shè)備安裝質(zhì)量管理水平,通過(guò)質(zhì)保監(jiān)查查找質(zhì)量管理環(huán)節(jié)中存在的問(wèn)題,進(jìn)一步改善設(shè)備安裝質(zhì)量管理流程。研究表明,RNS熱交換器安裝質(zhì)量管理從質(zhì)量策劃、質(zhì)保體系的建立和實(shí)施、質(zhì)量控制及改進(jìn)的全過(guò)程為主線,結(jié)合應(yīng)用質(zhì)量管理計(jì)劃、先決條件檢查、質(zhì)量風(fēng)險(xiǎn)管理、因果圖等工具方法,可以顯著提高設(shè)備安裝質(zhì)量,提高效益指標(biāo),為后續(xù)AP系列核電站RNS熱交換器或類(lèi)似設(shè)備安裝質(zhì)量管理提供了參考方法,避免同樣的問(wèn)題再次發(fā)生。
【圖文】：

1.1.1 研究的背景在現(xiàn)有的社會(huì)經(jīng)濟(jì)環(huán)境中，核電的應(yīng)用已經(jīng)占據(jù)了極其重要的地位。其優(yōu)勢(shì)就在于核電不會(huì)產(chǎn)生對(duì)大氣的過(guò)多污染物質(zhì)，合乎環(huán)境保護(hù)政策的要求，因此為進(jìn)一步控制環(huán)境污染，降低溫室效應(yīng)和氣候惡化的速率，我國(guó)積極推行核電建設(shè)工程，以期望在滿足環(huán)境穩(wěn)定要求的前提下，保證社會(huì)經(jīng)濟(jì)活動(dòng)的有序開(kāi)展，進(jìn)而提升我國(guó)綜合實(shí)力，提高國(guó)際地位[1]�？v觀我國(guó)核電發(fā)展的過(guò)程，在上世紀(jì)八十年代首次提出了有關(guān)核電的發(fā)展策略，以“以我為主、中外合作”的方針著手建設(shè)壓水堆核電廠。在引進(jìn)消化吸收國(guó)外先進(jìn)技術(shù)的同時(shí)，逐步實(shí)現(xiàn)自主設(shè)計(jì)以及設(shè)備國(guó)產(chǎn)化的再創(chuàng)新目標(biāo)。經(jīng)過(guò)幾代核電人的艱苦奮斗，中國(guó)核電站建造運(yùn)營(yíng)技術(shù)已基本進(jìn)入成熟階段。中國(guó)核能行業(yè)協(xié)會(huì)數(shù)據(jù)顯示，截至 2016 年底，我國(guó)共有 35 臺(tái)核電機(jī)組投入商業(yè)運(yùn)行，總裝機(jī)容量為 33632MWe（額定裝機(jī)容量），，占全國(guó)電力裝機(jī)容量的 2.04%，仍較發(fā)達(dá)國(guó)家差距很大[2]，可參考圖 1 所示。

上海交通大學(xué)工程管理碩士學(xué)位論文 第一章 緒論1.1.2 研究的意義AP 系列核電站應(yīng)用第三代核電技術(shù)，具有更高的安全級(jí)別，更先進(jìn)的非能動(dòng)技術(shù)，是我國(guó)未來(lái)發(fā)展的主流核電堆型。而質(zhì)量管理是核電站建設(shè)期間最重要的一項(xiàng)工作內(nèi)容，建設(shè)期間的質(zhì)量直接關(guān)系著運(yùn)行期間的安全，因此做好質(zhì)量管理對(duì)于整個(gè)核電站的建設(shè)至關(guān)重要。AP 系列核電站正常余熱排出系統(tǒng)（Normal Residual Heat Removal System，簡(jiǎn)稱 RNS）不是安全相關(guān)系統(tǒng)，系統(tǒng)流程簡(jiǎn)圖見(jiàn)圖 2 所示，主要提供的功能包括：帶出反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）停堆時(shí)的熱量；停堆凈化，即在換料過(guò)程中，將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和換料空間的冷卻劑送往化學(xué)和容積控制系統(tǒng)凈化；安全殼內(nèi)置換料水箱冷卻；反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)低壓補(bǔ)水和冷卻；低溫超壓保護(hù)（LTOP）；乏燃料池冷卻；事故后，為安全殼非能動(dòng)冷卻水箱提供長(zhǎng)期補(bǔ)水流道[3]。
【學(xué)位授予單位】：上海交通大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2018
【分類(lèi)號(hào)】：TM623;TB657.5

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2608510