HAD103-01-2004核動力廠運行限值和條件及運行規(guī)程

1、核安全導則 HAD 103/01核動力廠運行限值和條件及運行規(guī)程核動力廠運行限值和條件及運行規(guī)程國家核安全局北京 4目 錄1引言引言 .12運行限值和條件的概念及其制定運行限值和條件的概念及其制定 .13安全限值安全限值 .34安全系統整定值安全系統整定值 .45正常運行限值和條件正常運行限值和條件 .56監(jiān)督要求監(jiān)督要求 .67運行規(guī)程運行規(guī)程 .68運行規(guī)程的制定運行規(guī)程的制定 .99運行限值和條件及運行規(guī)程的遵循運行限值和條件及運行規(guī)程的遵循 .9附件附件 正常運行限值和條件的選擇正常運行限值和條件的選擇 .12附件附件 II 運行規(guī)程的編制（概要）運行規(guī)程的編制（概要） .18附錄附錄

2、 A 本導則使用的某些術語解釋的實例本導則使用的某些術語解釋的實例.20名詞解釋名詞解釋 .2311 1引言引言1.11.1目的目的1.1.1 核動力廠運行安全規(guī)定 （以下簡稱規(guī)定 ）已對核動力廠的運行限值和條件及運行規(guī)程作出了原則的規(guī)定，本導則是對規(guī)定有關條款的說明和補充，其目的是為制定和貫徹執(zhí)行核動力廠運行限值和條件及運行規(guī)程提供指導。1.21.2范圍范圍1.2.1 本安全導則包括運行限值和條件的概念，適用于陸上固定式各種熱中子堆核動力廠的運行限值和條件的具體內容，以及營運單位制定、修改、遵守運行限值和條件及編寫文件的責任。本安全導則還包括運行規(guī)程，用以支持執(zhí)行并保證遵守運行限值和條件。1

3、.31.3總的要求總的要求1.3.1 為保證核動力廠安全運行，營運單位必須制定一組反映核動力廠最終設計和隨后修改的運行限值和條件（包括對設備和人員要求） ，并在核動力廠運行開始前報國家核安全監(jiān)管部門批準。1.3.2 “運行限值和條件必須作為營運單位運行核動力廠的一個重要依據。對運行負有直接責任的運行人員必須熟練掌握運行限值和條件，并保證遵守。 ” （規(guī)定5.1.2）1.3.3 核動力廠的運行必須遵守國家核安全監(jiān)管部門批準的運行限值和條件，并通過制定和實施運行規(guī)程來實現。核動力廠的運行規(guī)程必須與運行限值和條件相一致，并保證運行限值和條件的貫徹執(zhí)行。2 2運行限值和條件的概念及其制定運行限值和條件

4、的概念及其制定2.12.1運行限值和條件的概念運行限值和條件的概念2.1.1 規(guī)定要求必須制定運行限值和條件，以保證核動力廠根據設計運行。為此，在編制核動力廠安全分析報告時應明確規(guī)定必須滿足的運行限值和條件，以便：防止發(fā)生可能導致事故工況的狀態(tài)；如果發(fā)生事故工況，則要減輕其后果。2.1.2 運行限值和條件必須包括對各種運行狀態(tài)（包括停堆在內）的運行要求（規(guī)定5.1.1） 。這些運行狀態(tài)應包括啟動、功率運行、停堆、維修、試驗和換料。運行限值和條件還應確定運行要求，以保證安全系統包括專設安全設施在所有的運行狀態(tài)及設計基準事故下能執(zhí)行必要的功能。2.1.3 運行限值和條件的技術方面包括核動力廠安全重

5、要的各構筑物、系統和部件執(zhí)行其在安全分析報告中假定的預定功能時需要遵守的限制和運行要求。安全運行既取決于設備，也取決于人，所以運行限值和條件還應包括運行人員所采取的行動和所遵守的限制。2.1.4關于運行人員方面，運行限值和條件包括對涉及保持運行限值和條件的設備執(zhí)2行其功能進行必要的監(jiān)督、糾正或補充行動的原則要求。某些運行限值和條件可能包括自動功能和手動操作的組合作用。2.1.5 核動力廠的運行限值和條件應包括： 安全限值； 安全系統整定值； 正常運行限值和條件； 監(jiān)督要求； 偏離運行限值和條件時采取的行動。此外，為了證明運行限值和條件的合理應用，運行限值和條件可以包括其目的及其依據。這些內容應

6、包括在運行限值和條件的文件中，以增加核動力廠人員應用和遵守運行限值和條件的自覺性。2.1.6 運行限值和條件是一個邏輯體系。在這個體系中，上述各項是密切相關的，其中安全限值表明了安全條件的最終邊界。解釋這種相互關系的例子見附錄 A。運行限值和條件應集中在一個文件中，以方便控制室人員使用。控制室人員應通曉運行限值和條件及其技術依據。2.1.7 如果由于某種原因，運行人員不了解運行狀態(tài)，或不能確定核動力廠正在運行限值之內運行，或者核動力廠以非預期的方式運行，就應及時采取措施，使核動力廠回到安全狀態(tài)。2.22.2運行限值和條件的制定運行限值和條件的制定2.2.1 運行限值和條件必須以與設計規(guī)定相一致

7、的核動力廠及其環(huán)境的安全分析為依據。應在適當考慮安全分析中不確定性的基礎上確定運行限值和條件。應對安全分析報告以及運行限值和條件進行審查，并在必要時根據調試試驗的結果進行修改。應以書面形式論證每一運行限值和條件采用的理由（包括相應的背景資料） 。必要時，應容易獲得這些證明材料。2.2.2 通常營運單位應早在開始運行之前在設計單位的協助下制定運行限值和條件，以保證國家核安全監(jiān)管部門有足夠的時間進行評價和批準。2.2.3 每個運行限值和條件應有相關的監(jiān)督要求以支持運行人員保證遵守運行限值和條件。2.2.4 運行限值和條件對于負責運行的人員應意義明確，并由可測量的或直接識別的參數值來確定。當無法使用

8、可直接識別的數值時，應用適當的圖、表或計算方法來表示限值參數與堆功率或其他可測量參數之間的關系。應以明確的方式來表述運行限值和條件，以便在任何情況下都清楚是否發(fā)生了違反運行限值和條件的情況。2.2.5 對運行限值和條件，應明確說明，避免含糊，這對使用運行限值和條件時的可靠性有重要作用。因此在制定文件的初始階段，應將運行限值和條件提供給運行人員以尋3求在人因方面的建議。應解釋術語的意義，以有助于防止誤解。2.2.6 當有必要對運行限值和條件進行修改時，應遵循 2.2.12.2.5 所描述的方法。應審查核動力廠的所有修改，以確定是否有必要對運行限值和條件進行修改。運行限值和條件的任何修改都應經國家

9、核安全監(jiān)管部門的評價和批準。2.2.7 當有必要臨時修改運行限值和條件時(例如，對新堆芯進行物理試驗時)，應特別注意保證修改帶來的后果是經過分析的。雖然修改的狀態(tài)是臨時的，也需要至少經過與永久性修改同樣水平的評價和批準。當另一種方法合理可行時，應采用該方法，而不用臨時性地修改運行限值和條件。2.2.8 應對運行限值和條件進行定期審查，以保證其繼續(xù)適用于預期目的，并且在必要時，應根據運行經驗和技術的發(fā)展修改運行限值和條件。即使核動力廠沒有任何修改，也應進行這種定期審查。2.2.9 應考慮概率安全評價（PSA）在運行限值和條件最優(yōu)化方面的應用。概率評價方法與運行經驗一起可用于運行限值和條件的論證和

10、修改中。3 3安全限值安全限值3.1安全限值的概念是以防止核動力廠發(fā)生不可接受的放射性物質釋放為依據的，這是通過對燃料和包殼溫度、冷卻劑壓力、壓力邊界完整性和其他影響放射性物質從燃料中釋放的運行特性施加限制來實現的。制定的安全限值是為了保護某些防止放射性物質不可控制釋放的實體屏障的完整性。應以保守的方法制定安全限值，以保證考慮了安全分析中所有的不確定性。這意味著，超過單一的安全限值不會總是導致不可接受的后果。盡管如此，如果超過任何安全限值，就應停堆，并只有在根據制定的核動力廠規(guī)程進行恰當的評價并批準重新啟動后，才能恢復功率運行。3.2選擇安全限值的目的是在所有工況（不包括嚴重事故）下保持燃料包

11、殼和反應堆冷卻劑系統壓力邊界的完整性，以保證沒有顯著的放射性物質釋放。保持燃料包殼完整性的主要因素是充分地冷卻燃料，因此，反應堆冷卻劑系統的壓力邊界應保持完整，以防止冷卻劑喪失和導致冷卻有效性的降低。3.3雖然安全殼的完整性在限制事故時的放射性后果方面是重要的，但喪失安全殼完整性本身不會直接導致燃料包殼的損壞。因此，它可不包括在安全限值中，但應包括在正常運行限值和條件中。3.4應限制燃料和燃料包殼的溫度以保證實現設計意圖中有關燃料包殼的破損在可接受的程度內。安全限值通常應以保證燃料包殼完整性（并考慮了 3.1 中提到的保守性）的最大可接受值來表示。應確定燃料包殼的局部的傳熱率限值，以保證局部的

12、燃料溫度和燃料包殼溫度不會上升到發(fā)生包殼破損的水平。3.5反應堆冷卻劑系統壓力和溫度的安全限值應根據其設計值來確定。44 4安全系統整定值安全系統整定值4.1對于安全限值中的參數以及影響壓力或溫度瞬態(tài)的其他參數或參數組合，都要選定安全系統整定值。超過某些整定值將引起停堆以抑制瞬態(tài)，超過另一些整定值將導致其他自動動作以防止超越安全限值。還有一些安全系統整定值用于使專設安全設施投入運行。這些專設安全設施的作用是限制預計瞬態(tài)過程以防止超越安全限值，或減輕假想事故的后果。附錄 A 中解釋了安全系統整定值、安全限值以及運行限值和條件之間的相互關系。4.2盡管調整名義整定值時可能發(fā)生誤差，但規(guī)定的安全系統

13、整定值應保證在安全分析報告假定的參數值范圍內自動觸發(fā)安全系統。應提供恰當的報警，以便在達到安全系統整定值以前運行人員能夠采取糾正措施。4.3需要安全系統整定值的典型參數、運行事件和保護系統裝置有下列各項（注意：在核動力廠的不同狀態(tài)下，整定值也許是不同的。例如，在低的運行溫度下，反應堆壓力容器的卸壓系統也許需要較低的壓力整定值。 ）：（1） 中子注量率及其分布（源量程、中間量程和功率量程） ；（2） 中子注量率變化率；（3） 軸向功率分布因子；（4） 功率振蕩；（5） 反應性保護裝置；（6） 燃料包殼溫度或燃料通道冷卻劑溫度；（7） 反應堆冷卻劑溫度；（8） 反應堆冷卻劑溫度變化速率；（9） 反

14、應堆冷卻劑系統壓力（包括冷態(tài)超壓整定值） ；（10）反應堆容器或穩(wěn)壓器水位（隨核動力廠狀態(tài)和不同的堆型而變化） ；（11）反應堆冷卻劑流量；（12）反應堆冷卻劑流量變化速率；（13）一回路主冷卻劑泵跳閘；（14）中間冷卻和最終熱阱；（15）蒸汽發(fā)生器水位；（16）蒸汽發(fā)生器入口給水溫度；（17）蒸汽發(fā)生器出口蒸汽溫度；（18）蒸汽流量；（19）蒸汽壓力；（20）觸發(fā)蒸汽管道隔離、汽輪機脫扣和給水隔離；（21）應急輔助給水；5（22）主蒸汽管道隔離閥關閉；（23）冷卻劑應急注射；（24）安全殼壓力；（25）觸發(fā)安全殼噴淋系統、安全殼冷卻系統和安全殼隔離系統動作；（26）干井壓力；（27）液體毒物

15、控制和注入系統；（28）一回路中的放射性水平；（29）蒸汽管道的放射性水平；（30）反應堆廠房內的放射性水平和廠房內大氣污染水平；（31）正常電源斷電；（32）應急電源。4.4對上述各項，要求觸發(fā)在 4.1 中描述的動作可能因堆型和設計而異，或某些整定值可能并不適用。對特殊堆型，在安全分析報告中可以規(guī)定一些附加的參數及其安全系統整定值。5 5正常運行限值和條件正常運行限值和條件5.1正常運行限值和條件是為了保證安全運行，即保證安全分析報告的假定是有效的，并保證在核動力廠運行中不超過規(guī)定的安全限值。此外，應保證在正常運行限值與規(guī)定的安全系統整定值之間留有可接受的裕度，以避免安全系統出現不希望的頻

16、繁啟動。附錄 A 圖 A-1 給出了安全限值、安全系統整定值以及正常運行限值之間的關系。5.2正常運行限值和條件應包括運行參數的限值、可運行設備的最低需要量、各層次運行人員的最低配備，在偏離規(guī)定的運行限值和條件的事件中運行人員采取的規(guī)定動作和完成這些動作允許的時間。這些限值還應包括安全重要的參數，如工作介質的化學成分、其放射性含量和對排放到環(huán)境中的放射性物質的限值。5.3可運行性要求應規(guī)定在各種正常運行方式下需處于運行狀態(tài)或備用狀態(tài)的安全重要系統或部件的數目。這些可運行性要求同時規(guī)定在每種正常運行模式下核動力廠最低安全配置。當可運行性要求不能達到預期程度時，應規(guī)定使反應堆回到安全狀態(tài)（如降功率

17、或停堆）所采取的措施，并應規(guī)定完成動作允許的時間。5.4由于核動力廠停堆大修后再啟動時會出現較高的相關風險，在這種方式下的可運行性要求應比功率運行期間為使運行具有靈活性而規(guī)定的可運行性要求更為嚴格。應規(guī)定反應堆啟動時所需的可運行的安全系統設備。5.5在異常事件（包括反應堆緊急停堆）后，應查明事件的原因，以保證恢復運行或在緊急停堆情況下重新啟動反應堆是安全的。應備有規(guī)程來確定要實施的措施和評價。如果已經超過了運行限值和條件，應調查原因。65.6當需要停役安全系統的某一部件時，應證實安全邏輯仍符合設計規(guī)定。安全功能的執(zhí)行可能受到與執(zhí)行此功能的設備不直接相關的過程狀態(tài)或服役系統狀態(tài)的影響，因此應保證

18、識別此種影響并采取恰當的限制。5.7對安全有關設備的可運行性要求，在設計中應考慮設備的多重性和可靠性的規(guī)定，并應在不增加不可接受風險的前提下，考慮設備可能不可運行的時間規(guī)定。5.8應評價允許的不可運行時間及其累積效應，以保證任何風險的增加保持在可接受的水平。為此目的，應把概率安全評價或可靠性分析方法作為最恰當的方法采用。根據現有的安全研究或運行經驗等其他資料，在運行限值和條件中規(guī)定的不可運行時間可能短于由概率安全評價得出的時間。5.9附件對正常運行限值和條件所必需的項目進行了討論。應認識到，對特定核動力廠的設計，為了保證在設計和安全分析中包括的所有參數都得到恰當的控制，還可能需要其他一些限值。

19、6 6監(jiān)督要求監(jiān)督要求6.1為了保證安全系統整定值以及正常運行限值和條件始終得到滿足，應根據批準的監(jiān)督大綱監(jiān)測、檢查、核對、標定和試驗有關的系統和部件。6.2監(jiān)督大綱應涵蓋足夠的內容，以保證包括運行限值和條件的所有方面。應根據可靠性分析包括概率安全評價（可得到時）和對現有的監(jiān)督結果得到的經驗研究規(guī)定監(jiān)督頻度；或者在缺少這兩方面的結果時，根據供應商的建議來規(guī)定監(jiān)督頻度。6.3應在監(jiān)督規(guī)程中以明確的驗收準則規(guī)定監(jiān)督要求，使得在系統的可運行性或部件的可運行性方面是確定無疑的。應以書面形式確認這些準則與運行限值或條件之間的相互關系。6.4監(jiān)督要求還應包括探測老化和由于腐蝕、疲勞和別的機理引起的其他形式

20、的性能劣化的活動。該活動將包括非能動系統以及由正常運行限值和條件所明確包括的系統的無損檢驗。如果發(fā)現性能劣化狀態(tài)，就應評價對系統可運行性的影響和采取相應措施。6.5在核安全導則核動力廠的維修、監(jiān)督和在役檢查中有關于監(jiān)督活動的進一步的指導。7 7運行規(guī)程運行規(guī)程7.17.1總則總則7.1.1 所有安全有關的活動必須遵循根據批準的管理規(guī)程發(fā)布的文件執(zhí)行。獲得和正確使用書面運行規(guī)程（包括監(jiān)督規(guī)程）對核動力廠安全運行會起重要的作用。國家核安全監(jiān)管部門發(fā)布的規(guī)定要求， “必須制定全面地適用于正常工況、異常工況和事故工況下的運行規(guī)程” （ 5.2.2 節(jié)） 。77.1.2 應制定正常運行的運行規(guī)程，以保證

21、核動力廠在規(guī)定的限值和條件的范圍之內運行，并對安全執(zhí)行正常運行的所有模式，如啟動、功率運行、停堆過程、停堆、負荷變化、過程監(jiān)測和燃料裝卸提供指令。如有要求，運行規(guī)程應提交國家核安全監(jiān)管部門進行評價和批準。7.1.3 應制定報警響應規(guī)程，以支持主要的運行規(guī)程。它們應保證對偏離穩(wěn)態(tài)運行限值（附錄）及時和正確地響應，并應保證核動力廠參數維持在規(guī)定的運行限值之內。7.1.4 對預計運行事件和事故工況，運行規(guī)程應提供恢復指令。對設計基準事故，把核動力廠維持在規(guī)定的限值內的這些規(guī)程可以是事件導向的或征兆導向的。對超設計基準工況，指令將是征兆導向的，即用指示核動力廠狀態(tài)的參數為運行人員確定最佳的恢復途徑，而

22、無需事故診斷。7.1.5 當在核動力廠的運行實踐中使用口頭和/或書面指令時，應按管理程序執(zhí)行，以保證口頭和/或書面的指令不會偏離制定的運行規(guī)程以及不違反規(guī)定的運行限值和條件。對任何不符合的情況應報送國家核安全監(jiān)管部門事先批準。7.1.6 應驗證和確認運行規(guī)程，以保證其在管理上和技術上是正確的，并且使運行人員容易使用和起到預期作用。應特別注意保證運行規(guī)程與其預期的使用環(huán)境相一致。運行規(guī)程應以其在現場使用的形式來進行確認。7.1.7 應定期審查運行規(guī)程，以保證始終適合其目的，并在必要時按照要求修改、驗證、確認和批準運行規(guī)程。7.27.2應急規(guī)程的某些特殊方面應急規(guī)程的某些特殊方面7.2.1 可用事

23、件導向或征兆導向來制定應急運行規(guī)程。對設計基準事故，兩種方法都能使用，但是考慮到 7.2.5 中敘述的理由，優(yōu)先采用征兆導向的應急運行規(guī)程。對超設計基準事故，由于可能存在各種不同的工況，應優(yōu)先采用征兆導向的應急運行規(guī)程和事故管理指南。7.2.2 事件導向的應急運行規(guī)程規(guī)定運行人員的動作是基于確定的事件。對事件導向的規(guī)程，應根據在設計和安全分析報告中預先確定的事件有關的核動力廠狀態(tài)作出事故響應的決定和采取措施。在使用事件導向的方法時，運行人員在開始采取恢復和/或緩解行動前必須識別具體的設計基準事故。7.2.3 事件導向的應急運行規(guī)程應至少包括：(1)確定具體事故的征兆（如報警、運行工況、參數變化

24、的可能幅度、堆芯冷卻的可能劣化特性） ；(2)可能由事故引起的自動動作；(3)運行人員為了運行管理或確認自動動作而采取的直接操作；(4)為了使反應堆返回正常工況或保持在持續(xù)安全的穩(wěn)定停堆狀態(tài)，運行人員采取的后續(xù)動作。87.2.4 應考慮事件導向規(guī)程的固有限制：(1)只有在恰當地確定了事件類型后，才可能采取最佳的恢復和/或緩解行動。運行人員可能不得不對非預期事件作出響應，對于處理此類事件他們可能發(fā)現自己未進行過專門培訓或者沒有規(guī)程來正確地確定已發(fā)生的事件；(2)在最終安全分析報告中僅分析和說明了有限數量的事件，未分析的超設計基準事故不在規(guī)程范圍之內；(3)大多數事件導向的規(guī)程是取“單向”的，并只

25、涉及到有限數量的事件組合；(4)在不同的規(guī)程之間沒有聯系或銜接，因此運行人員沒有預先確定的方法來處理多重事件（如蒸汽管道斷裂同時喪失冷卻劑事故，或失去給水同時發(fā)生未能緊急停堆的預期瞬態(tài)） 。7.2.5 征兆導向的應急運行規(guī)程采用正式確定并優(yōu)先排列主要關鍵安全功能的方法，能夠解決事件導向方法的某些局限。在征兆導向規(guī)程中，應根據核動力廠系統的征兆和狀態(tài)（如安全參數值和關鍵安全功能）來決定事件的響應措施。這使運行人員能保持最佳的工作狀態(tài)，而不需要考慮事故場景進展。在征兆導向方法中用的監(jiān)測核動力廠參數的方法應滿足核動力廠人員處理嚴重事故工況下的需要。7.2.6 為實施征兆導向規(guī)程，應進行全面的熱工水力

26、分析。該分析應保證，針對每個關鍵安全功能的劣化，運行人員所采取的措施足以應付該安全功能最嚴重的問題。7.2.7 應急運行規(guī)程應易于與核動力廠其他規(guī)程相區(qū)別，應采用一致的格式。規(guī)程的名稱應簡短明確，以便運行人員能很快地了解到其適用的異常工況。7.2.8 在應急運行規(guī)程中應避免解釋性的內容，應急運行規(guī)程應只限于運行人員操作或驗證核動力廠狀態(tài)的指令。應急運行規(guī)程可以包括補充性的背景資料，以進一步幫助運行人員采取恰當的應急措施，但這些資料應與主要的操作指令區(qū)別開。必要時，指令應包括啟動應急規(guī)程的行動，以確定事故工況的應急等級和開始相應的應急響應行動。在執(zhí)行應急運行規(guī)程或事故管理指南的過程中，當事件嚴重

27、性顯示出有變化時，應重復這些行動的指令。7.2.9 應通過系統分析超設計基準事故和核動力廠應付這種事故上存在的薄弱環(huán)節(jié)并通過制定處理這些薄弱環(huán)節(jié)的對策，來確定處理超設計基準事故所必需的應急運行規(guī)程或事故管理指南。7.2.10在確定和選擇處理超設計基準事故最適宜的行動時，應考慮核動力廠具體的情況。嚴重事故的事故管理指南應包括利用核動力廠內、相鄰機組或核動力廠外的所有可能的安全有關或常規(guī)的手段，以防止放射性物質向環(huán)境中釋放。7.2.11為了保證有效地使用事故管理指南，應注意使事故管理指南與現有的應急運行規(guī)程相銜接，以保持連貫性及避免任何疏漏或不一致。7.37.3調試階段運行規(guī)程調試階段運行規(guī)程97

28、.3.1 在調試階段建造組、調試組和運行組共存，這期間從一個組到另一個組之間逐步移交職責，直到整個核動力廠由核動力廠的運行管理者接管。在此階段，應在調試組的監(jiān)督下由運行組根據為實施調試大綱所制定的試驗規(guī)程運行。7.3.2 試驗規(guī)程應在實際可行的程度上與核動力廠正常運行規(guī)程相一致，以便驗證和必要時修改運行規(guī)程。此過程還給運行人員提供了熟悉核動力廠正常運行規(guī)程及核動力廠對這些規(guī)程響應情況的機會。在核安全導則核動力廠調試規(guī)程中給出了調試階段運行規(guī)程的較詳細指導。8 8運行規(guī)程的制定運行規(guī)程的制定8.1制定適用的運行規(guī)程應遵循有計劃和系統的過程。使用全面的編寫指南會有助于這項工作。8.2每個規(guī)程應足夠

29、詳細，使合格人員能進行要求的行動而無需督導，但不應試圖對涉及的核動力廠過程提供一個完整的描述。8.3規(guī)程的格式對每個核動力廠可能是不同的，這取決于營運單位的政策，但應根據制定的質量保證要求和建議來編制。質量保證的安全規(guī)定和安全導則提供了這方面恰當的指導。8.4必須指定具有適當資格和有經驗的人員來起草和驗證規(guī)程。8.5應使用考慮人因的技術（如任務分析）來制定安全、可靠和有效的運行規(guī)程，其中應考慮控制室布置、核動力廠總體設計以及核動力廠人員安排和運行經驗。8.6運行規(guī)程應在下列方面對核動力廠提供專門的指導：(1)明確定義在安全分析報告以及運行限值和條件中規(guī)定的限制；(2)規(guī)程之間的合適銜接，以避免

30、遺漏和重復，并明確進入及退出條件；(3)以在人因方面與良好實踐相一致（包括明確的目標和含義）的方式供運行人員使用，并在適當處采用流程圖、表以及其他幫助運行人員的方法；(4)為了幫助使用者和在將來修改規(guī)程的人員，需要對規(guī)程的依據進行書面解釋；(5)驗證和批準過程，包括對該核動力廠的確認或盡可能現實逼真的模擬的確認；(6)使用事件導向和征兆導向的規(guī)程來處理預計運行事件和事故工況，使用征兆導向規(guī)程來處理超設計基準事故工況；8.7此外，應對有關的傳感器、報警器和執(zhí)行元件（特別對事件后或事故后規(guī)程有關的）提供合適的標識，以保證安全過渡到充分的安全狀態(tài)。附件提供了關于制定運行規(guī)程方法的進一步指導。9 9運

31、行限值和條件及運行規(guī)程的遵循運行限值和條件及運行規(guī)程的遵循9.1核動力廠管理者對保證遵循運行限值和條件負有首要的責任。為履行這個責任，10應根據關于質量保證的安全規(guī)定和有關的安全導則制定相關的管理措施。與運行限值和條件一致的運行規(guī)程的條款在遵循運行限值和條件中起主要作用。在運行規(guī)程和其他文件中可能直接陳述某些運行限值和條件，這應在實施文件中明確指出。對多機組核動力廠，每個機組都應有各自的文件來說明運行限值和條件。9.2為了有助于保證遵循運行限值和條件，負責執(zhí)行運行限值和條件的所有人員必須持有運行限值和條件的最新有效文本，并應就其使用進行充分培訓。在可能的情況下，應將運行限值標在儀表上，以有助于

32、遵循運行限值。同樣，控制室人員和需要使用或參考運行規(guī)程的其他人員也應直接得到最新版本的運行規(guī)程。運行人員在應用當前的規(guī)程方面應得到充分的培訓，并在修改運行限值和條件以及運行規(guī)程時，應進行充分的有計劃的再培訓。9.3如果發(fā)生不滿足運行限值和條件或不能遵循運行規(guī)程的情況，應當報告并分析原因。這可能導致按已制定的程序修改運行限值和條件或運行規(guī)程，該程序用于對運行限值和條件或運行規(guī)程有控制地作出改變。常規(guī)試驗或調試試驗的結果也需要進行分析并需要考慮修改運行限值和條件和/或運行規(guī)程的必要性。9.4當修改運行限值和條件或運行規(guī)程時，為保證其他的文件與修改后的運行限值和條件及運行規(guī)程相一致，應使用配置式管理

33、。特別應有從安全分析開始，通過運行限值和條件到實施規(guī)程的跟蹤機制，以便有助于配置式的控制和避免運行限值和條件的意外刪除、意外保留或意外應用。還應參閱關于質量保證的安全規(guī)定和有關導則。9.5對運行人員人數應有條件和限制，特別是在控制室（附件 I） 。應根據運行人員的人數和人員資格來設計運行規(guī)程，以便于運行人員使用。運行規(guī)程應明確規(guī)定由誰負責實施。在需要口頭聯絡時，應根據批準的規(guī)定進行。9.6應根據質量保證的安全規(guī)定和有關的安全導則對核動力廠運行及其遵循運行限值和條件及規(guī)程情況進行記錄并保存。應審查有關不符合項的報告，以保證實施糾正措施，并有助于防止將來發(fā)生此種不符合項。本安全導則要求的典型文件和

34、記錄如下：（1）每一功率水平區(qū)段（包括停堆）的運行記錄；（2）監(jiān)督大綱的記錄；（3）燃料存量（新的和用過的） 、燃料運輸、燃料燃耗歷史和堆芯驗證的記錄；（4）釋放到環(huán)境中的氣態(tài)和液態(tài)放射性物質以及在廠區(qū)累積的固態(tài)和液態(tài)放射性廢物的記錄；（5）主傳熱系統部件的壓力循環(huán)和溫度循環(huán)的記錄；（6）對運行規(guī)程或與運行限值和條件有關的核動力廠設備所做修改的審查或對運行限值和條件所做修改的審查的記錄；（7）監(jiān)查、監(jiān)查結果和糾正措施的記錄；（8）偏離運行限值和條件或運行規(guī)程的報告；11（9）影響遵循運行限值和條件的人因失誤或安全系統部件故障的報告；（10） 偏離正常運行、異常事件和實驗要求的特殊的或臨時的運行

35、指令；（11） 運行規(guī)程（包括特殊的和臨時的）的編制和生效的管理規(guī)程。9.7在形成 9.6 中所述文件的結構時，應給予特別考慮，以便在需要時能容易識別和追溯與退役階段相關的記錄。12附件 正常運行限值和條件的選擇I.1.1反應性控制反應性控制I.1.1負反應性要求負反應性要求I.1.1.1.在反應性控制裝置中可以引入的最小負反應性應能使反應堆在任何運行狀態(tài)和事故工況下停堆后，立即達到安全分析報告中所假設的次臨界度。I.1.1.2.應以反應堆操縱員可獲得的信息的形式（如控制棒位置、液體毒物濃度或中子增殖系數）規(guī)定所要求的負反應性。I.1.1.3.為了在停堆后無限期地保持規(guī)定的次臨界度，在使用正常

36、的反應性控制裝置不足以補償溫度、氙毒或其他瞬態(tài)反應性效應時，可使用設計中所提供的輔助手段，如利用含硼水或其他毒物。I.1.2 反應性系數反應性系數應根據安全分析的要求，規(guī)定反應堆不同工況下的反應性系數限值，以保證事故分析和瞬態(tài)分析中所用的假設在每個燃料循環(huán)中始終有效。I.1.3 正反應性引入速率正反應性引入速率為了避免出現可能導致燃料溫度過高的反應性事故工況，應規(guī)定正反應性引入速率的限值，并通過反應性系統邏輯或運行人員應遵守的專門限制來保證這些限值不被超過。I.1.4 反應堆堆芯中子注量率監(jiān)測反應堆堆芯中子注量率監(jiān)測為了在反應堆各種功率水平下（包括啟動和停堆工況）充分地監(jiān)測中子注量率，應規(guī)定儀

37、表監(jiān)測要求。這些要求可包括為提供必要的最低注量率水平而使用的中子源和中子探測器的靈敏度。I.1.5 反應性控制裝置反應性控制裝置應規(guī)定各種正常運行方式下反應性控制裝置及其位置指示器的可運行性要求，包括安全分析報告中所述的多重性及多樣性要求。這些可運行性要求應對反應性控制裝置的恰當順序、觸發(fā)時間和插入時間作出專門規(guī)定。反應性控制裝置的動作時間必須與設計相符或比設計更保守。I.1.6 反應性差值反應性差值應規(guī)定反應性控制裝置預期的和實際的臨界位置之間允許的反應性差值，并在每次大量換料后的初始臨界時和按規(guī)定的時間間隔驗證其是否符合。應評價產生重大差值的原因并采取必要的糾正措施。13I.1.7 液體毒

38、物系統液體毒物系統對所有的液體毒物系統應規(guī)定其濃度、貯存量和溫度（影響溶解度）等限值，并用適當的措施來保證檢測和糾正與這些限值的偏差。應規(guī)定可運行性要求，以保證這類系統能正確地動作并發(fā)揮其功能，還應規(guī)定觸發(fā)時間和注入時間。I.1.8 堆芯堆芯堆芯經倒換后，燃料元件及其他堆內部件的位置應按書面程序進行核實和驗證，以保證每個部件都安裝在正確的位置。I.1.9 防止硼稀釋防止硼稀釋在輕水堆停堆運行期間應特別注意將硼稀釋事件的可能性降到最小。應規(guī)定硼濃度、源量程范圍內中子注量率監(jiān)測、無硼水源的隔離和應急注硼系統的限值和條件。I.2.2反應堆保護系統和儀表反應堆保護系統和儀表I.2.1反應堆保護系統和其

39、他安全系統的儀表反應堆保護系統和其他安全系統的儀表應規(guī)定反應堆保護系統和其他安全系統的儀表與邏輯裝置的可運行性要求，并在合適的場合，規(guī)定響應時間、儀表漂移和準確度的限值。應指明安全分析報告中所要求的聯鎖裝置并規(guī)定其可運行性要求。I.2.2 主控制室外的停堆儀表和控制主控制室外的停堆儀表和控制考慮到主控制室有可能無法逗留而在設計中設置主控制室外停堆儀表和控制時，應規(guī)定主要參數測量儀表（例如溫度、壓力、冷卻劑流量和中子注量率）的可運行性要求，以便在主控制室外一處或幾處把核動力廠停堆并維持在安全狀態(tài)。I.3.3堆芯冷卻堆芯冷卻I.3.1反應堆冷卻劑系統溫度反應堆冷卻劑系統溫度為了保證不超出規(guī)定的堆芯

40、參數安全限值，并保證影響冷卻劑系統完整性的溫度處于合適的界限以內，應規(guī)定各種正常運行模式下的冷卻劑溫度（最高或最低）和冷卻劑溫度變化速率的限值。I.3.2反應堆冷卻劑系統壓力反應堆冷卻劑系統壓力應對各種正常運行模式規(guī)定反應堆冷卻劑系統允許壓力的限值。在某些情況下，例如為考慮材料性能的限制條件，對這類運行限值的規(guī)定應與其他參數，如溫度或冷卻劑流量關聯在一起。在此種情況下應清楚說明它們之間的關系，并提供所需要的各種曲線和計算方法，以保證不超過允許的條件。同樣，還應規(guī)定適用的特殊要求。限值的選擇應使各種事故分析所假定的初始條件不被超過并保持主冷卻劑系統的完整性。14I.3.3 反應堆功率反應堆功率為

41、了保證不超過堆芯冷卻系統的能力，應規(guī)定反應堆總功率的限值，并在安全分析報告中作出規(guī)定。I.3.4 反應堆功率分布反應堆功率分布在需要保證滿足各種正常運行模式下允許的注量率差、功率峰值因子和功率分布的規(guī)定限制的場合下，應規(guī)定反應性控制的專門邏輯，或控制棒和/或中子吸收體布置方式，以及控制棒反應性價值。應恰當控制注量率分布，從而保證不超過燃料溫度和熱流密度限值，并保證不超過在事故分析中假定的初始條件。需要時，應提供適當的計算方法或測量技術使反應堆操縱員能確認其符合性。I.3.5 反應堆冷卻劑的化學品質反應堆冷卻劑的化學品質除了對上述壓力和溫度限值的限制以外，應規(guī)定冷卻劑化學品質的限值，例如，在水冷

42、反應堆中，電導率、pH 值、含氧量以及雜質（如氯、氟）含量等化學品質都十分重要。I.3.6 安全閥和安全閥和/或卸壓閥或卸壓閥應規(guī)定反應堆冷卻劑系統所需的安全閥和/或卸壓閥滿足可運行性要求的數量。對直接循環(huán)的沸水堆核動力廠，這個系統包括蒸汽系統卸壓閥和安全閥。應規(guī)定閥門動作的壓力整定值。這些整定值的選取應保證各種運行狀態(tài)下（包括低溫下運行）系統的完整性。I.3.7 慢化劑與覆蓋氣體系統慢化劑與覆蓋氣體系統需要時，應對慢化劑溫度、化學品質和污染程度規(guī)定限值。對覆蓋氣體中爆炸性氣體混合物的允許濃度也應規(guī)定限值。因此，還應規(guī)定在線工藝監(jiān)測設備的可運行性要求。I.3.8 蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器對蒸汽發(fā)生

43、器規(guī)定的可運行性要求應與安全分析報告中的要求相一致。這些要求包括應急給水系統、蒸汽系統安全閥和隔離閥的可運行性以及良好的水質和對水位及最小熱交換容量的規(guī)定限值。I.3.9 反應堆冷卻劑系統泄漏反應堆冷卻劑系統泄漏泄漏限值應這樣確定：冷卻劑裝量可由正常補給系統維持，系統的完整性能保持在安全分析報告中所假定的程度。應給出各個安全重要部件與其安全功能相稱的最大泄漏的技術條件。在確定泄漏限值時，應考慮到環(huán)境或二回路系統受泄漏介質污染的允許限值。應規(guī)定反應堆冷卻劑泄漏檢測系統或測量系統的可運行性要求。泄漏一般應分類成可識別的泄漏（例如，由泵密封處進入收集系統的或通過蒸汽發(fā)生器的泄漏；應測量這些泄漏，以避

44、免掩蓋不可識別的泄漏）或不可識別的泄漏。I.3.10 反應堆冷卻劑的放射性反應堆冷卻劑的放射性為保護人員和環(huán)境，并對安全分析報告中提到的燃料元件完整性提供度量，應規(guī)定反應堆冷卻劑允許的比活度限值。如果使用冷卻劑放射性活度在線測量來監(jiān)測運行中燃料包15殼的完整性，需要時，則應對探測和查明破損或可疑的燃料元件規(guī)定最低限度的措施。I.3.11 最終熱阱最終熱阱最終熱阱通常是指作為設備和冷凝器冷卻水來源的江河、湖泊和海洋。在某些情況下，使用干式或濕式冷卻塔。應規(guī)定與這些熱阱的冷卻能力相一致的動力生產水平限值。I.3.12 停堆時衰變熱排出停堆時衰變熱排出停堆狀態(tài)下的操作可能引起對反應堆冷卻系統能力的限

45、制。應為進行某些操作前（如降低冷卻劑水位或開啟反應堆冷卻劑系統和安全殼邊界）規(guī)定衰變熱水平的限值。為確定在所有停堆狀態(tài)下可運行的必需的冷卻系統，還應規(guī)定附加的限值和條件。在輕水反應堆中，應特別注意停堆運行期間對水位的控制和監(jiān)測，以防止喪失衰變熱排出系統。應規(guī)定允許水位和必要的可運行儀表的限值和條件。I.3.13 堆芯應急冷卻系統堆芯應急冷卻系統應對用于堆芯應急冷卻的各系統的可運行性要求作出規(guī)定。這些要求應包括設備可運行性和環(huán)境條件、冷卻劑注入和循環(huán)的充分性、管道系統的完整性和堆芯應急冷卻所依賴的各系統中的流體最低裝量的規(guī)定限值。上述可運行性要求應包括應付安全分析報告中所分析的有關事故所需的全部

46、措施。特別是為保證這些系統能連續(xù)有效工作，還應規(guī)定應急電源系統和其他輔助系統（例如，用于防止溶液凍結的加熱回路、設備冷卻系統和通風系統）的可運行性要求。為保證向環(huán)境釋放的放射性物質低于可接受的限值，還應考慮到這些應急系統在事故后的長期工作能力，并作出規(guī)定。I.4.4安全殼系統安全殼系統應規(guī)定安全殼系統的可運行性要求，并包括不要求安全殼完整性的條件的核動力廠狀態(tài)。應規(guī)定允許的泄漏率，并對下列系統和部件規(guī)定可運行性要求和運行條件：隔離閥；真空破壞閥；執(zhí)行裝置；過濾、冷卻和噴淋系統；可燃氣體控制和分析系統；通風和凈化系統以及有關儀表。規(guī)定的運行限值和條件應保證從安全殼系統中釋放的放射性物質限制在事故

47、分析中假定的泄漏途徑及泄漏率以內。為了保證不損害安全殼系統的有效性，應規(guī)定出入口控制的措施。I.5.5其他系統其他系統I.5.1 通風系統通風系統對于把氣載放射性物質控制在規(guī)定限值之內的通風系統（作為安全系統的支持系統） ，適用時，應對其可運行要求規(guī)定相應的限值。I.5.2 外層安全殼通風外層安全殼通風16在采用雙層安全殼的場合，外層安全殼應進行通風，并保持在安全分析報告所述的適當的負壓下，以保證可能的直接泄漏低于假定值。應規(guī)定以壓力或泄漏率表示的合適的限值。I.5.3 輔助系統輔助系統多數安全系統的可靠運行是依賴輔助系統（如壓縮空氣系統和廠用水系統）的運行。如果輔助系統可能對核動力廠安全有重

48、要影響，則應考慮輔助系統的限值和條件。I.5.4 電力系統和其他動力源電力系統和其他動力源應規(guī)定各種運行狀態(tài)下動力電源的可用性要求。動力電源包括廠外電源；廠內發(fā)電機組（柴油機組、燃氣輪機以及有關的燃料儲備） ；蓄電池組和有關的控制；保護、配電及開關裝置。所規(guī)定的可運行性要求，應使所有安全有關設備（用于核動力廠安全停堆和減輕及控制事故工況）得到足夠的電力供應。應按可運行性要求確定所需功率、供電線路的多重性、最大允許的時間延遲以及應急電源供電的持續(xù)時間。應規(guī)定其他動力源（例如氣動系統）的相應要求。在停堆運行期間很多系統和部件都要停役維修，此時應特別注意保證始終充足的電力供應。I.5.5 地震監(jiān)測儀

49、表地震監(jiān)測儀表適用時，應規(guī)定地震監(jiān)測儀表的可運行性要求。應確定與安全分析報告相一致的報警整定值或需采取糾正措施的整定值。儀表的數量應足以保證能在規(guī)定的限值下觸發(fā)所需的自動動作。I.5.6 重物移動重物移動由于起重設備故障或誤操作可能損壞安全有關系統或設備，為防止在其所在區(qū)域上方或鄰近移動重物，應對起重設備規(guī)定限值和條件。該限值和條件很可能隨運行模式不同而異。I.5.7 燃料裝卸燃料裝卸對燃料和吸收體裝卸的操作要求應包括能一次裝卸燃料總量的限值，必要時，還應包括輻照過燃料的溫度和衰變時間的限值。適當時，應規(guī)定燃料裝卸設備的可運行性要求。應規(guī)定燃料裝卸時監(jiān)測堆芯反應性的措施，以保證滿足反應性要求。

50、應規(guī)定用于這類監(jiān)測的程序和儀表。為了保證在燃料移動時不進行可能引起核功率突升或輻射危害的操作，應規(guī)定燃料操作人員和控制室運行人員之間的通訊要求。I.5.8 輻照過燃料的貯存輻照過燃料的貯存應規(guī)定輻照過燃料的貯存條件，這些條件包括乏燃料冷卻系統的最低冷卻能力和燃料上方的最低水位、在指定位置外的任何場所禁止貯存輻照過燃料、最小備用貯存容量以及為防止貯存區(qū)內達到臨界應預留的反應性裕量。還應規(guī)定輻照過燃料貯存區(qū)的輻射監(jiān)測要求。17I.5.9 新燃料貯存新燃料貯存應規(guī)定新燃料的貯存準則。為了避免新燃料在裝卸或貯存期間達到臨界，還應制定一些專門措施。還應在燃料裝入堆芯前核實燃料的富集度。I.5.10 輻射

51、監(jiān)測儀表輻射監(jiān)測儀表應規(guī)定輻射監(jiān)測儀表（包括排出流監(jiān)測）的可運行性要求。這些要求應符合輻射防護及核安全監(jiān)管部門的要求，保證有關區(qū)域和排放通道得到充分的監(jiān)測，并在超過規(guī)定的輻射限值或放射性限值時進行報警或開始恰當的行動。I.5.11 核動力廠人員配備核動力廠人員配備應規(guī)定各種運行狀態(tài)下所需要當班的核動力廠人員，當班人員必須足以執(zhí)行所要求的應急規(guī)程。應規(guī)定控制室人員的最低配備和執(zhí)行其職責的必要資格。I.5.12 消防系統消防系統應規(guī)定所有運行狀態(tài)下消防系統可用性的要求。18附件 II 運行規(guī)程的編制（概要）II.1. 可根據圖 II.1 所示遵循質量保證原則制定核動力廠運行規(guī)程。II.2. 通常由

52、運行組完成運行規(guī)程的起草（方框 1） 。使用的主要參考文件應包括：(a) 含設計假設和意圖的文件；(b) 承包商對系統和部件運行提供指導的合同文件；(c) 調試文件（見核安全導則核動力廠調試 ） ；(d) 其他同樣或相似類型核動力廠的規(guī)程。運行組應保證在任何情況下運行規(guī)程都符合安全分析報告、運行限值和條件以及任何其他監(jiān)管要求，并符合包含在核動力廠手冊中的營運單位的政策。II.3. 應由至少與文件起草者資格相同的人員進行運行規(guī)程草案初稿的審查特別是安全方面（方框 2）。審查者應核實，草案確實表明安全分析中作為假設基礎的核動力廠所有設施是可以運行的并能執(zhí)行其預定功能。審查還應考慮文件的編輯和格式。

53、II.4. 應征求運行人員以及合適時征求設計人員和建造人員對草案的意見方框 3 和3（a）。II.5. 由運行管理者授權后（方框 4） ，應首先在每個系統的實際初始運行中或者必要時在模擬運行期間確認運行規(guī)程（方框 5） 。凡可能時，應由起草和審查人員以外的其他人員進行這種確認。對僅完成了模擬運行的情況，應盡可能快地由系統的實際運行來最終確認運行規(guī)程。II.6. 如果確認試驗是滿意的，應將草案呈送核動力廠管理者，并建議批準和發(fā)布。如果草案不令人滿意，草案及提出的修改意見方框 4（a）應送回到起草人處。II.7. 如果核實沒有必要作進一步修改（方框 6） ，則應批準和發(fā)布運行規(guī)程。運行規(guī)程就應進入

54、核動力廠手冊中的文件系統，并根據質量保證原則處理（方框 7） 。II.8. 所有已批準的運行規(guī)程應根據書面管理程序分發(fā)，以便在控制室隨時可用（方框 8 和 9） 。II.9. 審查應按規(guī)定的時間或必要時根據運行經驗進行（方框 10） 。II.10.上述審查引起的對運行規(guī)程的任何修改都應按照與初始文件同樣的流程安排。19圖圖.1.1 制定運行規(guī)程的流程圖制定運行規(guī)程的流程圖草案1運行人員評價3審查2授權（運行管理者）4驗證試驗5批準（核動力廠管理者）6分發(fā)8實施9納入文件系統7設計人員和建造人員評價3(a)定期或專門的審查10建議的修改4(a)意見 ？試驗滿意？有無不滿意是是否修改20附錄 A本導則使用的某些術語解釋的實例A.1 引言引言A.1.1 圖 A-1 說明了安全限值、安全系統整定值和運行限值之間的相互關系。A.1.2 為明確起見，圖 A-1 中的實例僅描述所考慮的關鍵參數中的燃