【正文】 在所有運行工況下對核動力廠運行的影響明確地告知運行人員 ? 核動力廠運行管理者必須制定管理程序 ， 已在修改 、 安裝和試驗后盡可能快地更新文件 。 （ 維修 、 監(jiān)督 、 檢查活動的定義 ） ? 營運單位必須制定并實施安全重要構筑物 、 系統(tǒng)和部件的維修 、 試驗 、 監(jiān)督和檢查大綱 ? 必須確定核動力廠所有的安全重要構筑物 、 系統(tǒng)和部件的維修 、 試驗 、 監(jiān)督和檢查的標準和頻度 ， 以保證構筑物 、 系統(tǒng)和部件的可靠性和有效性與核動力廠整個壽期內的設計要求始終保持一致 ? 必須根據下列因素確定單個構筑物 、 系統(tǒng)和部件的預防性和預測性維修 、 試驗 、監(jiān)督和檢查的頻度： ? 構筑物 、 系統(tǒng)和部件對安全的重要性 ? 其固有的可靠性 ? 所評定的運行時性能劣化的可能性和老化特性 ? 運行經驗 ? 制造商的建議 ? 大綱必須包括 安全重要構筑物 、 系統(tǒng)和部件的定期檢查或試驗 ， 以證明其可靠性 ， 并決定是否可保證 NPP繼續(xù)安全運行或是否有必要采取任何補救措施 《 核安全專業(yè)實務 》 四 、 安全重要構筑物 、 系統(tǒng)和部件的維修 、 試驗 、 監(jiān)督和檢查 ? 營運單位必須制定所有維修 、 試驗 、 監(jiān)督和檢查工作規(guī)程 。 運行規(guī)程應以其在現場使用的形式來進行確認 。 只有指定的 合格運行人員才能控制或指揮核動力廠運行狀態(tài)的任何改變 。 在運行規(guī)程中提供的指導必須清晰 、 簡潔 ， 并盡可能是已驗證和確認為有效的 。 （ 圖 151） ?監(jiān)督要求 ：為了保證安全系統(tǒng)整定值和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(tǒng)和部件 。 運行限值和條件必須反映最終設計 ， 并必須在核動力廠運行開始之前經國家核安全監(jiān)管部門評價和批準 。 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)行其功能進行必要的監(jiān)督 、 糾正或補充行動的原則要求 。 運行限值和條件的 任何修改都必須經在國家核安全監(jiān)管部門的評價和批準 。 《 核安全專業(yè)實務 》 3 必須制定正常運行的運行規(guī)程 ， 以保證核動力廠在規(guī)定的運行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 。 必須確定專門的運行限值和條件 ， 還必須編制專項運行規(guī)程 。 ? 三里島事故的運行管理背景：核動力廠事故運行規(guī)程中的弱點（引發(fā)操縱員判斷失誤）。 ? 在異常事件后 ， 營運單位必須重新確認由于異常事件可能受影響的部件或系統(tǒng)的安全功能和功能完整性 。 《 核安全專業(yè)實務 》 六 、 輻射防護和放射性廢物管理 ? 營運單位必須制定和實施輻射防護大綱 ， 以保證在所有的運行狀態(tài)下由于核動力廠的電離輻射或由于從核動力廠有計劃地釋放放射性物質所引起的輻射照射保持在規(guī)定的限值以下 ， 并保持在合理可行盡量低的水平 。 ? 營運單位必須對放射性排出流排放進行安全分析 ， 證明所評定的對公眾的放射影響和所受劑量保持在合理可行盡量低的水平 。 ? 必須要求所有的核動力廠工作人員報告所有的事件 ， 并鼓勵報告與核動力廠安全有關的 “ 幾乎要發(fā)生的事件 ” 。 6) 預計運行事件： 在核動力廠運行壽期內預計至少發(fā)生一次的偏離正常運行的各種運行過程；由于設計中已采取相應措施 ，這類事件不至于引起安全重要物項的嚴重損壞 ， 也不至于導致事故工況 。 由此 ， 一回路和二回路的功率達到平衡 。 《 核安全專業(yè)實務 》 圖：機組平均溫度 Tavg可調控制程序與特征 (a)平均溫度 Tavg可調程序 (b)平均溫度可調程序特征 A：反應堆控制系統(tǒng)； B：反應堆； C：穩(wěn)壓器； D:中子探測器； E：蒸發(fā)器； F：汽輪機； G：發(fā)電機； H：冷凝器； S:壓力傳感器； T；節(jié)流閥； Tc:冷段溫度； Th：熱段溫度； Ts、 Ps：蒸汽溫度、壓力； mc：一回路冷卻劑流量； ms：二回路給水流量； 2：一、二回路； y：溫度或壓力； x：功率負荷 《 核安全專業(yè)實務 》 ?機組運行模式： ?模式 是指核蒸汽供應系統(tǒng)的裝載燃料的反應堆壓力容器與下列因素的一種組合： ?堆芯反應性狀態(tài) ， ?功率水平 ， ?反應堆冷卻劑平均溫度 ， ?和壓力容器封頭頂蓋螺栓緊張程度 ， ?如表 19所示 《 核安全專業(yè)實務 》 機組運行模式 （ 2） 核動力廠技術規(guī)格書： ?核電廠運行的安全限值 ?反應堆堆芯安全限值 （ 表 19 模式 ） ： ? 功率運行 、 啟動下 ， 熱功率 、 RCS最高環(huán)路平均溫度和穩(wěn)壓器壓力的組合不超過規(guī)定的安全限值 ? 穩(wěn)態(tài) 、 正常運行和預期事件期間不超燃料設計限值 ? 95%可信度 95%概率不發(fā)生 DNB， 燃料中心溫度 熔點 ?反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力安全限值： 15模式 ， p≤, RCS的設計壓力 ， 運行壓力不超設計壓力的 10%；所有 RCS部件要在125%設計壓力下進行水壓試驗 ， 按 ASME規(guī)范第 XI篇要求進行實驗 ?安全系統(tǒng)整定值 ?正常運行限制條件 ?正常運行限制條件組成 ?正常運行限制條件應用分類：分 6類 ， 條件 i條件 vi ?監(jiān)督要求應用分類：分 4類 ， 監(jiān)督要求 i監(jiān)督要求 iv ?正常運行限制條件類別： 9大類共計 103個正常運行限制條件 《 核安全專業(yè)實務 》 核動力廠運行的安全管理 ?標準技術規(guī)格書的正常運行限制條件要求共分 9大類103個正常運行限制條件 ? 反應性控制系統(tǒng) （ 11） ? 功率分布限值 （ 4） ? 儀表 （ 9） ? 反應堆冷卻劑系統(tǒng) （ 19） ? 應急堆芯冷卻系統(tǒng) （ 6） ? 安全殼系統(tǒng) （ 19） ? 電廠系統(tǒng) （ 18） ? 電力系統(tǒng) （ 10） ? 換料操作 （ 7） 《 核安全專業(yè)實務 》 （ 2） 核動力廠運行安全監(jiān)督 ?定義 ：核動力廠運行安全監(jiān)督包括檢查和處理 、 處罰 、 強制命令 ，簡稱對核動力廠運行安全的檢查和執(zhí)法 。 ? 核動力廠營運單位的組織機構必須適合核動力廠安全運行管理的特點 ，絕不可將管理非核動力廠的原有組織加以簡單擴充來管理核動力廠 。 在人員挑選 、 培訓與再培訓及授權時必須考慮 。 核設施主管部門或其委托的單位負責對執(zhí)照申請人進行考核 ，NNSA負責監(jiān)督 、 核準并發(fā)照 。 3) 當調試活動由供貨方或其他部門負責承擔時 ， 營運單位應該對各階段調試活動的審查和批準做出必要的安排 。 3) 只有在完成營運單位和國家核安全監(jiān)管部門認為必需的全部運行前試驗 ， 并且試驗結果獲得營運單位和國家核安全監(jiān)管部門兩者的認可后 ， 才允許進行初始裝料 。 營運單位必須在初始裝料前把該分析報告上報國家核安全監(jiān)管部門 。 ? 與安全無關的事件稱為分級范圍之外事件。 D. 在工作組的指導下 ， 核設施營運單位應該明確核事件分級和報告的責任部門 ， 負責 INES核事件分級和 IRS報告的具體有關工作 。 《 核安全專業(yè)實務 》 3 國家核安全局運行事件報告管理辦法 （ 1） 核動力廠運行事件報告準則 ? 在核動力廠試驗和運行期間 ， 發(fā)生下列 核動力廠運行事件報告準則的 各類事件時 ， 營運單位應該向國家核安全局和所在地區(qū)監(jiān)督站報告 。 B. 事件報告內容 核電廠名稱和核電機組編號 、 事件報告編號 、 事件通告編號 、 事件名稱 、 始發(fā)事件 、 事件發(fā)生時間和結束時間 、 報告日期 、 報告人 、 報告準則 、 補充報告 、 事件發(fā)生前機組狀態(tài)和功率水平 、 事件對運行的影響和事件后功率水平 、 放射性后果 、 安全評定 、 報告摘要 、 報告正文等共 16項 。 ? 對核動力廠進行系統(tǒng)的安全重新評價必須采用定期安全審查的方式 。 《 核安全專業(yè)實務 》 七 、 核動力廠退役 ? 在核動力廠關閉以前 ， 營運單位必須盡早對核動力廠的退役做出適當的安排 （ 包括財政安排 ） ， 并必須盡早由國家核安全監(jiān)管部門批準該退役安排 。 （ 3） 當進入給定的退役階段 ， 必須滿足相應的運行限值和條件的要求 。 《 核安全專業(yè)實務 》 清華大學核研院 周志偉 聯系方式 : 郵件： 電話： 13521657815 Thanks！ 謝謝 ！ 《 核安全專業(yè)實務 》