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如何防止核电厂反应性事故
国家核安全法规《核电厂设计安全规定》（HAF102）对核电厂堆芯设计提出了必须满足的最低安全要求，中华人民共和国核工业部标准《压水堆核电厂反应堆设计准则》（BEJ-318-88）对压水堆核电厂反应堆设计提供了准则。而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度率，保证符合运行限值和条件的要求；
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，应尽可能使主冷却剂系统内的硼浓度均匀变化。在主冷却剂硼浓度变化过程中，应密切注意反应堆如果控制棒位置动作方向与主冷却剂系统平均温度Tavg的变化，出现异常时不一致时，应中止调硼浓度变化的操作，直到查清原因查清为止；
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，应保证有最低限度的源量程中子通道投入工作运行，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，应定期取样分析主反应堆冷却剂系统的硼浓度，防止意外硼稀释；确保硼浓度不被意外稀释；
3.1.9 在换料停堆模式时，应尽可能避免在堆芯有燃料组件的情况下，将反应堆冷却剂系统的液位降到主管道以下的工作；
2.1.109 反应堆压力容器顶盖吊开后，对可能造成主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，并谨慎安排这些系统的设备解体检修或试验等；

2.1.110 只要反应堆内有核燃料，就必须对监测其进行有效的中子计数的变化监测符合电厂《技术规格书》的要求；
2.1.121 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；
2.1.132 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，直到查清原因被查清为止；
3.1.143 当反应堆慢化剂温度系数为正时，反应堆不能进行临界操作；3.1.154 在反应堆接近临界或低功率情况下，反应堆冷却剂温度和硼浓度阶跃变化不能超过技术规格书规定的最大值；
2.1.163 反应堆的起启动周期不应小于技术规格书规定的最小值；
2.1.174  反应堆的中子通量在源量程范围内时任何工况下，不能同时进行向反应堆使用引入两种及以上的方法来正改变反应性操作；
3.1.187 反应堆换料后的初次临界时，预计临界棒位的误差超过500PCM规定值时，应使用外推临界的方法使反应堆临界；2.1.195  反应堆临界（包括换料后的首次临界）操作必须按照事前批准的有效程序进行操作。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；进行，但操作过程中任何程序中没有明确规定或没有规定的操作都不能按个人/团组织理解来执行，必须待程序修改明确后才能继续执行；
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；
2.1.2017 装料过程应按批准的装料程序执行，装料过程中和完成后都应进行装料堆芯核查，防止装错料事件发生；
2.1.2018 3.1.210 当发现防止反应堆冷却剂系统不可控冷却时。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；
检查蒸汽排放系统是否误动作或误打开；
现场检查主蒸汽管道及管道上的设备是否失效破裂；
检查反应堆厂房内温度、湿度、压力等的变化；
检查蒸汽发生器给水系统是否故障，导致给水量突然增大；
检查反应堆功率调节系统是否故障，引起控制棒失控下插；
2.2 防止失去停堆裕度的事件
3.2.1 核电站按照应遵循国家核安全法规《核电厂运行安全规定》（HAF103），并参照《核电厂堆芯和燃料管理》（HAD103/03）编制反应堆堆芯和燃料管理制度和实施程序，这既包括新燃料的验收、移动和贮存管理，也包括对辐照过的燃料组件的移动和贮存管理，以确保反应堆运行符合核安全管理要求3.2.2 新燃料的设计、制造和采购管理应参照核安全导则《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》（HAD003/10）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；
3.2.4 反应堆和乏燃料池内燃料组件的任何移动都必须进行记录，这些记录应在电站寿期内妥善保存；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；
3.2.6 反应堆装料后的首次临界应在反应堆物理人员的监督下按照批准的反应堆首次临界程序进行，并记录临界过程和临界参数；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
3.2.8 应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，要满足《技术规格书》中控制棒的插入极限与功率水平的关系；
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，为了防止慢化剂温度系数（αm）达到电厂《技术规格书》规定的负限值，影响堆芯的停堆深度，应在寿期末进行HFP状态下的慢化剂温度系数测量试验。如果寿期末试验测得的慢化剂温度系数达到了安全分析报告《技术规格书》要求的限值，则应立即进行停堆换料；
3.2.14 正常运行过程中，应将电站运行参数控制在运行限值范围内。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，应对其进行修复，修复过程必须遵循核安全法规和相关导则按有关规范进行处理的要求；
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 正常运行期间，应将主反应堆冷却剂系统的温度和压力升降速率参数应控制在规定值正常范围内，防止系统超压造成设备的机械损伤；
2.4.5 应对主反应堆冷却剂系统的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。责任编辑：上官绿竹