防止核电厂重大事故的重点要求Word文档下载推荐.docx

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十三、防止重水泄漏事故

十四、防止火灾事故

十五、防止台风/暴雨袭击造成的水淹、垮坝、厂房坍塌等事故

十六、防止汽机超速和轴系断裂事故

十七、防止汽轮机大轴弯曲和轴瓦烧损事故

十八、防止发电机损坏事故

十九、防止大型变压器损坏事故

二十、防止电气误操作事故

二十一、防止压力容器爆破事故

二十二、防止分散控制系统（DCS）失灵、热工保护拒动事故

二十三、防止接地网事故

二十四、防止人身伤亡事故

二十五、预防恐怖活动的措施

前 

言

核电站必须贯彻落实“安全第一、预防为主”的方针，以确保核电站安全运行，保证工作人员和公众安全，保护环境，保护投资者的资产免遭损失。

为强化和规范运行核电站的安全管理，按照国家有关法律、法规，结合核电站的特点，特制定“防止核电站重大事故的重点要求”。

一、防止核泄漏事故

核泄漏事件是指核电站内放射性物质失控排放到环境中去的运行事件。

运行核电站必须严格遵守《中华人民共和国安全生产法》、《中华人民共和国环境保护法》、中华人民共和国核安全法规和导则、核电站《技术规格书》等的相关要求，防止核泄漏事故的发生，重点要求如下：

1.1核电站安全运行管理总则

1.1.1核电站运行管理必须贯彻安全第一的方针；

必须有足够的措施保证质量，保证安全运行，预防核事故，限制可能产生的有害影响；

必须保障工作人员、公众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染，并将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平；

1.1.2核电站必须接受国家核安全局的核安全监督，并及时、如实地报告安全状况，提供有关资料，并对所营运的核设施的安全、核材料的安全、工作人员和群众以及环境的安全承担全面责任；

1.1.3应根据《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其相关导则编制核电站《运行质量保证大纲》，建立有效的质量保证体系，确保从事核安全相关的工作人员履行各自的职责，保证各自工作的质量；

1.1.4核电站运行必须严格遵守《核电厂运行安全规定》（HAF103），执行《核电厂安全运行管理》（HAD103/06）的要求；

1.1.5应建立正常、异常和事故处理运行规程，所有工作人员必须按照规程执行规定的操作；

1.1.6必须按照批准大纲的要求对为安全运行所必需的构筑物、系统和部件进行定期维修、试验、检验和检查，并根据维修、试验、检验和检查等活动及国内外同行交流的经验对规定的大纲进行评价和修订；

1.1.7必须制定保持反应堆堆芯管理、核燃料性能、核燃料和堆芯部件操作等的管理程序，并对堆芯状况进行监测和记录；

1.1.8必须建立包括构筑物、系统和部件、运行限值和条件、规程和程序及其“修改”制度和实施程序，保证上述修改不会影响到国家核安全局的安全要求；

1.1.9应严格遵守核电站《技术规格书》中的运行限值和条件以及监督要求；

保证核电站设计的纵深防御三道屏障不会遭到破坏；

1.1.10应根据《核电厂换料、修改和事故停堆管理》（HAF103/01）的要求，编制核电站换料检修和事故停堆管理制度和实施程序，保证换料检修期间的运行安全和事故停堆的原因分析、纠正措施的落实

1.1.11应加强对核电站放射性排出流和放射性废物的管理，保证放射性排出流在不超过国家规定的排放限值的基础上能够符合合理可行尽量低的原则；

1.1.12应加强核电站保卫工作，保证核电站实体保护系统的设计功能，保证核电站出入人员和货物的有效控制，使核电站设计的技防和人防有机结合，确保放射性物质不会遭到破坏和非法转移；

1.1.13应建立和保持所有与放射性相关的活动的完整质量记录体系，确保工作质量符合工作开展前制订的质量标准；

1.1.14所有从事放射性相关工作的人员必须遵守核电站辐射防护管理规定和实施程序的要求，在保证完成必要的会导致辐射照射的活动的同时，使工作人员所受照射保持在合理可行尽量低的水平；

1.1.15应对从事放射性工作的人员不断进行技能培训（初次培训和再培训），保证其有熟练和充分的技能来完成自己的工作；

1.1.16应在运行核电站中不断推进核安全文化建设，使所有在核电站内的工作人员都能正确处理安全与其他方面工作的关系，在质疑、谨慎的工作态度下，按照核电站管理制度和程序完成自身的工作，确保核电站的安全生命线；

1.1.17应建立健全核电站经验反馈体系，保证内部出现的各类事件能够得到报告、分析和纠正。

同时收集国内外同类设备发现的问题，以及问题产生的原因和相关纠正行动，评价电站是否需要采取相应的纠正行动，保证同行运行经验能够得到评价和借鉴；

1.1.18应促进核电站与国内外同行交流与评审活动的展开，保证核电站能够定期进行核电站运行安全的自我审评和外部同行评审或专家评审工作，使核电站安全运行管理水平能够得到持续改进；

1.2防止核泄漏事故发生的预防要点

1.2.1应保证含有放射性物质的系统、设备、构筑物以及放射性监控系统等的运行可靠性，保证其能正确执行设计功能；

1.2.2应编制核电站堆芯和核燃料管理、放射性废物运输、处理与贮存管理、放射性排出流管理等管理制度与实施程序，保证从事放射性工作的人员能够得到合理、完整的工作程序来指导他们的工作；

1.2.3放射性工艺系统、设备、构筑物等的相关操作中出现任何在管理程序和操作规程中没有明确规定的情况，应暂停工作，待明确后才能继续进行；

1.2.4应编制核电站《预防性维修大纲》，保证所有放射性相关的系统、设备、构筑物等能够得到及时、有效的预防性检查和维修；

1.2.5应编制核电站《在役检查大纲》，对所有核承压设备（容器、管道、热交换器、稳压器、泵、阀门等及其支承件）进行定期检查，跟踪其缺陷产生和发展的趋势，并在缺陷扩展到超过规定限值前进行有效的处理，防止设备失效破损造成的放射性物质失控泄漏；

1.2.6应对放射性相关的系统、设备、构筑物等进行定期巡检、试验等，保证系统、设备和构筑物等能够争取执行其设计功能，同时保证运行过程中产生的缺陷能够被及时发现并得到处理；

1.2.7任何改变放射性工艺系统监测、报警、控制、保护定值，改变放射性工艺系统运行方式或改变放射性工艺系统内设备或部件功能、材料等都必须事前办理电厂审批程序，与核安全相关的修改，报国家核安全局审批。

1.2.8保证核电站设计的三道安全屏障的完整性；

1.2.8.1应严格按照操作规程进行操作，防止反应堆冷却剂系统因压力、温度等的瞬变影响反应堆压力容器的性能；

1.2.8.2应按照电站《技术规格书》的要求，对反应堆冷却剂系统压力边界进行密封性试验，对安全壳厂房进行密封性和强度性试验，以验证这两道安全屏障的完整性；

1.2.8.3应按照核燃料管理要求，在换料检修期间对燃料组件进行检查，保证反应堆内使用的核燃料组件符合使用标准；

1.2.8.4应严格按批准的装换料方案和程序进行装料和堆芯核查，防止装错料事件的发生；

1.2.8.5反应堆运行期间，应严格监督反应堆冷却剂系统的剂量水平的变化，保证其不会超过电站《技术规格书》的限值要求；

1.2.8.6正常运行期间，应对放射性监测系统的相关参数、反应堆冷却剂系统的正常泄漏量、反应堆厂房内的温度、湿度、地坑水位和负压等参数的变化进行监督，保证用以证明三道屏障完整性的参数等都在正常范围内；

1.2.9应对放射性工艺系统制订设备“开口”（解体设备或打开密封盖板）管理程序，保证解体设备或打开密封盖板过程中不会导致放射性物质失控泄漏，同时要保证在“开口”没有恢复前，其隔离边界不应擅自改变，防止放射性物质通过开口处失控泄漏；

1.2.10应对所有放射性排出流进行监测，并对放射性排出流系统及其控制系统进行定期检查、检修、标定和试验，防止设备或控制系统失效引起的放射性物质失控排放；

1.2.11应对放射性物质运输、处理和贮存的系统、设备和构筑物进行定期检查、维修、标定、试验，保证能够执行设计功能；

1.2.12应对核燃料运输、处理和贮存的系统、设备和构筑物进行定期检查、维修、标定、试验，保证能够执行设计功能；

1.2.13放射性系统、设备、构筑物等的相关工作应按核电站程序规定进行正确记录，这些记录应按程序规定进行妥善保存。

二、防止反应性事故

反应堆运行必须遵循国家核安全法规《核电厂运行安全规定》（HAF103）及其有关导则，防止发生反应性事故。

重点要求如下：

2.1总体管理要求

2.1.1反应堆运行期间，必须按照核电站《技术规格书》的要求，限制堆芯最大反应性价值和反应性的引入速率，保证符合运行限值和条件；

2.1.2在控制棒手动控制的情况下，不应进行补偿原因不明的提棒操作；

2.1.3当反应堆冷却剂的硼浓度变化后，要及时将反应堆补给水系统的硼浓度设定值重新调整到与冷却剂的硼浓度相等；

2.1.4进行调硼操作时，应密切注意反应堆控制棒位置的变化，出现异常时，应中止调硼操作，直到查清原因；

2.1.5必须预计由于反应堆功率变化所导致的氙变化对反应性造成的影响，必要时应调整硼浓度，使调节棒组始终处于正常的调节带范围内；

2.1.6浓硼酸贮存容器内的高含硼溶液的液位应满足技术规格书的要求，并应定期对容器内的液体进行取样分析，确保其硼浓度在规定值以内；

2.1.7反应堆停堆后，应保证最低限度的源量程中子通道投入运行，以监测反应堆内中子计数的变化；

2.1.8在冷停堆过程中，以及在电站处于冷停堆或换料停堆模式时，应定期取样分析反应堆冷却剂系统的硼浓度，防止意外硼稀释；

2.1.9反应堆压力容器顶盖吊开后，对可能造成反应堆冷却剂硼浓度稀释的系统（冷却水、消防水等）的阀门状态应进行行政隔离控制；

2.1.10只要反应堆内有核燃料，就必须对其进行有效的中子计数监测；

2.1.11在进行反应堆达临界操作前，必须预测临界硼浓度和临界棒位；

2.1.12任何改变反应性的操作过程中，如任一源量程通道计数率意外增加2倍或2倍以上，应立即停止操作，直到查清原因；

2.1.13反应堆的启动周期不应小于技术规格书规定的最小值；

2.1.14任何工况下，不能同时进行向反应堆引入两种及以上的正反应性操作；

2.1.15装换料后的反应堆首次临界应在反应堆物理人员的监督下严格按程序进行；

2.1.16反应堆恢复临界时，预计临界状态的误差超过规定值，应停止临界操作并查清原因；

2.1.17装料过程应按批准的装料程序执行，装料完成后应进行堆芯核查，防止装错料事件发生；

2.1.18与二次侧蒸汽输送相关的蒸汽发生器、主蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、主蒸汽安全阀、主蒸汽旁路排放系统等应进行定期检查、试验，保证其能够执行设计功能；

2.2防止失去停堆裕度的事件

2.2.1堆芯装料方案应满足在整个燃料寿期内能够达到《技术规格书》所要求的最低停堆深度要求；

2.2.2反应堆装料应严格按照批准的有效程序执行，记录装料的全过程操作，除每一组燃料组件的独立检查和核对外，在反应堆压力容器顶盖吊装前，必须按规定进行堆芯核查；

2.2.3反应堆首次临界后，应完成《技术规格书》规定的所有零功率物理试验，并确认试验结果正常后才能提升反应堆功率；

并根据装料方案和物理启动试验结果计算反应堆在寿期初、中、末最小停堆硼浓度与堆芯平均温度的关系等内容，用于指导该燃料循环内的反应堆运行；

2.2.4反应堆在运行过程中，控制棒应控制在插入极限以上；

2.2.5反应堆在热态停堆前，要根据反应堆停堆前的状态和反应堆运行参数进行计算分析，提供堆芯热态停堆最小停堆硼浓度值，在反应堆停堆规定时间前进行堆芯硼化操作，直到达到所要求的热态最小停堆硼浓度；

2.2.6反应堆在冷态停堆前，要根据反应堆停堆前的状态和反应堆运行参数进行计算分析，提供堆芯冷态停堆最小停堆硼浓度值，并在反应堆降温降压前将堆芯硼浓度调整到冷态停堆所要求的最小停堆硼浓度，经取样分析，确认反应堆冷却剂满足冷态最小停堆硼浓度要求后才能开始降温降压；

2.2.7燃料循环末期，慢化剂温度系数达到了《技术规格书》要求的限值，则应进行停堆换料；

2.3防止意外硼稀释事件

2.3.1应编制包括反应堆冷却剂硼稀释、硼化管道阀门在内的重要阀门行政隔离管理程序，这些阀门的状态改变必须经过审批才能执行；

2.3.2当反应堆冷却剂补给水系统在“自动”方式工作时，应定期检查其自动补给的设定值与当前冷却剂硼浓度值相符合；

2.3.3在进行反应堆冷却剂稀释操作前，必须按当前硼浓度和稀释后硼浓度值对稀释量进行计算，并且在稀释操作期间不得离开操作盘台执行其他操作，应监视硼浓度和反应性或堆功率变化趋势正确，稀释操作结束后，应将反应堆冷却剂补给水系统的设定值调整到与反应堆冷却剂新的硼浓度值相一致；

2.3.4在反应堆功率控制系统处于“自动”控制时，应监视反应堆功率的变化是否正常，并在控制棒自动动作时，要检查其动作是否正确；

2.3.5在停堆换料期间，应对可能通过敞开容器或通道进入反应堆内的水源（冷却水、消防水等）进行行政控制，防止反应堆厂房的消防水或其他稀释水源等通过敞开容器进入到反应堆内造成意外硼稀释；

2.3.6浓硼酸贮存容器内的溶液液位不应低于电厂《技术规格书》的规定值，并应对溶液进行定期取样分析，保证硼浓度在规定限值之内；

2.3.7反应堆保护和专设设施系统应按电厂《技术规格书》的要求投入运行，并按照定期试验的要求进行试验，以验证其功能正常；

2.3.8应对浓硼酸注入系统进行定期检查、试验，以验证其功能正常；

2.4防止弹棒事件

2.4.1应按照国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601），制订反应堆压力容器顶盖相联的控制棒驱动机构连接部件、密封部件等的检查、检修和试验程序。

对执行过程中发现的任何质量问题都必须记录在案，认真分析原因，制订纠正行动计划，并保证有效实施；

2.4.2当控制棒耐压壳的焊缝和热影响区的缺陷超过在役检查规定值时，应按有关规范进行处理；

2.4.3反应堆正常运行期间必须遵守核电厂《技术规格书》的要求，控制棒应在插入极限上方运行，以减小发生弹棒事故的正反应性引入量；

2.4.4反应堆冷却剂系统的温度和压力升降速率应控制在规定值范围内；

2.4.5应对反应堆冷却剂系统防止超压的设备进行定期检查、检修和试验，保证其可执行设计功能；

2.4.6应对安全壳厂房内的温度、湿度及放射性监测系统进行定期检查、检修和试验，保证其执行设计功能；

2.4.7正常运行期间应监视反应堆冷却剂系统的泄漏量变化，及早判明泄漏点。

三、防止反应堆冷却剂系统失水（以下简称LOCA）事故

为了防止反应堆冷却剂系统压力边界范围内的设备（容器、管道、热交换器、稳压器、泵、阀门等及其支承件）失效破裂引起的LOCA事故，核电厂必须对所有反应堆冷却剂系统压力边界范围内的核承压设备进行严格管理，并重点要求如下：

3.1应按照《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）的要求，对反应堆冷却剂系统压力边界范围内的所有承压设备及其支承件制订合理的检查、检修、试验程序并严格执行，确保其能够执行设计安全功能。

具体检查、试验大纲的制订应按照核安全导则《核电厂在役检查》（HAD103/07）和《核电厂维修》（HAD103/08）等的要求；

3.2应对反应堆冷却剂系统的设备检查、试验结果进行数据统计和跟踪分析，并对发现的任何异常情况及时组织分析；

3.3应根据《核电厂运行安全规定附件一----核电厂换料、修改和事故停堆管理》（HAF103/01）的规定编制电厂“修改”管理制度；

3.4承担修改核承压设备的设计、制造和安装单位必须具有相应的资质；

3.5对任何改变或影响反应堆冷却剂系统内运行设备的操作、试验、检查等必须按有效的书面执行程序进行，并按要求进行记录；

3.6从事反应堆冷却剂系统内的核承压设备在役检查或焊接工作的人员，必须具备相应的资格；

3.7从事反应堆冷却剂系统设备上的运行、检修、检查人员，应得到足够的操作、检修、检查的技能培训和相关管理制度的培训；

3.8从事反应堆冷却剂系统设备上的运行、检修、检查工作前，应做好工作前的准备工作，确保工作过程中不会对设备造成非预期瞬态冲击或性能劣化；

3.9在电站运行过程中，应监督反应堆冷却剂系统中冷却剂泄漏量和安全壳温度、湿度、放射性水平、地坑水位、等参数变化，如发现未预期的增大，应及时进行查找；

3.10应有效控制反应堆冷却剂的化学性能参数；

3.11电站运行过程中，应按照电站《技术规格书》的要求，严格控制反应堆冷却剂系统的升、降温和升、降压速率，防止对反应堆冷却剂系统的设备造成意外瞬态冲击；

3.12应对反应堆冷却剂系统的超压保护设备进行定期检查、试验和检修；

3.13应对反应堆控制和保护系统进行定期试验、检查和检修；

3.14应对反应堆冷却剂系统的设备建立设备档案，记录相关的运行瞬态、缺陷处理、检查与试验、预防性维修等设备信息，优化设备管理；

3.15应积极采用成熟的先进监测、检查技术，提高对设备早期缺陷鉴定的灵敏度。

四、防止、蒸汽发生器（以下简称SG）传热管破裂事故

SG传热管破裂是一种旁路安全壳屏障事故，会造成高放射性的反应堆冷却剂直接向SG二次侧泄漏。

作为反应堆冷却剂系统的关键核承压设备之一的SG，必须严格遵守国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601），并重点要求如下：

4.1应按照《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）的要求，对SG及其支承件制订合理的检查、检修、试验程序并严格执行，确保其能够执行设计安全功能；

4.2应建立SG从设计、材料选择、加工与制造、出厂验收及现场安装、检查、检修、运行瞬态等全过程数据，并对其总体性能参数进行统计分析，跟踪其发展趋势；

4.3应定期检查SG传热管，分析减薄和缺陷原因，开展趋势分析。

，尽量采用先进的在役检查技术，提高对SG早期缺陷的探查灵敏度；

4.4如传热管减薄或缺陷超过限制标准应进行修补或堵管。

4.5正常运行期间，应严格控制SG二次侧的水质。

按要求投入SG排污系统的运行，保证设计的排污流量，防止水质变差或杂质沉积对SG造成的加速腐蚀；

4.6换料检修或长期检修期间，应按规定对停役的SG进行保养；

4.7正常运行期间，应监督SG二次侧及相关常规岛设备的放射性水平，发现异常应认真分析原因，并采取纠正措施；

4.8应对SG二次侧进行定期清洗，跟踪分析和评价清洗效果；

4.9应对防止SG超压的设备进行定期试验、检查和检修；

4.10从事SG在役检查或焊接工作的人员，必须具备相应的资格；

4.11从事SG运行、检修、检查人员，应得到足够的操作、检修、检查的技能培训和相关管理制度的培训。

五、防止最终热阱丧失事故

核电站最终热阱及其直接有关的输热系统（简称热阱系统）应遵循国家核安全法规《核电厂运行安全规定》（HAF103）的要求，并按照核安全导则《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》（HAD102/09）、《核电厂安全重要物项的监督》（HAD103/09）的要求，严格管理最终热阱系统，确保其运行安全。

5.1应遵循国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）和技术规格书的要求对核电站最终热阱系统进行定期检查、检修和试验，保证其执行设计功能；

5.2应对应急给水系统的应急水源、备用水源及其连接设备进行定期检查，保证应急水量的要求和后备水源的可用性；

5.3应按照《核电厂维修》（HAD103/08）导则的要求，建立最终热阱系统相关设备的预防性维修规定；

5.4核级设备的在役检查和焊接工作必须遵循核安全法规的规定，由有资格的人员进行该项工作；

5.5应保证非电动应急给水泵及其相关系列的设备的可靠性，以防止全厂断电事故时同时丧失冷却水；

5.6应定期检查、试验反应堆保护系统能否执行其设计功能，特别是与最终热阱系统相关的保护，如SG低水位保护等；

5.7应定期对重要海水系统进行检查、检修和试验，保证其能够执行设计功能；

电站正常运行期间，应保证各独立系列的最终热阱系统都处于可运行状态，否则应按照核电站《技术规格书》的规定执行；

5.8应积极采用可靠性高的设备，提高热阱系统运行的可靠性；

5.9应对电站运行、检修人员进行技能培训，特别应注意对运行人员在事故情况下保证最终热阱系统的培训。

六、防止主蒸汽、主给水管道破裂事故

必须遵照国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）对主蒸汽、主给水系统中的核级设备进行管理，非核级设备的管理可以参照《火力发电厂金属技术监督规程》（DL438—2000）或其他有关规程进行管理，重点要求如下：

6.1应遵循国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）的要求，并按照核安全导则《核电厂在役检查》（HAD103/07）、《核电厂维修》（HAD103/08）对核级主蒸汽、主给水管道、阀门及管道支吊架进行定期检查、检修和试验；

6.2应参照《火力发电厂汽水管道与支吊架维修调整导则》（DL/T616—1997）的要求，对非核级主蒸汽、主给水管道的支吊架进行定期检查，必要时应进行应力核算及调整；

6.3当检查或运行中发现的缺陷超过规范允许范围时，必须进行检修或更换；

6.4在核级主蒸汽、主给水设备上进行在役检查和焊接等工作，必须具备相应的资质，并使用合格的检查、检修设备，按照批准的程序执行。

非核级主蒸汽、主给水设备的焊接工艺、质量、热处理及焊接检验可以参照《电力建设施工及验收技术规范（火力发电厂焊接篇）》（DL5007—1992）有关规定执行；

应对主蒸汽隔离阀进行定期检查、检修、试验，保证其能执行设计功能；

6.5应定期检查主蒸汽、主给水管道上的超压保护设备，确保其能执行设计功能；

6.6电站启动过程中，必须按操作规程的要求对主蒸汽隔离阀阀后主蒸汽管道进行充分暖管。

七、防止主系统异物事故

核电站应遵循国家核安全法规《核电厂运行安全规定》（HAF103）编制防止反应堆冷却剂系统产生异物和外部异物进入系统的管理程序，重点要求如下：

7.1核电站应制订设备解体或开盖检查、检修、防腐等工作中对“开口”部位的管理制度和实施程序；

7.2与反应堆冷却剂系统及与系统相连接的辅助系统中的设备解体或开盖检查、检修、防腐等工作应按批准的程序实施，对带入、带出开口部位的任何物件进行登记，在人员离开后必须将开口部位进行临时封堵；

7.3对于一旦掉入很难找寻、很难取出或掉入后对设备内的部件存在较大破坏风险的物件，在工作过程中都应系有可靠固定的绑扎带；

7.4对于可进入的设备或从开口部位可检查的设备，在重新安装或扣盖