核電站建造運(yùn)營中為防止核泄漏采取哪些措施

1、核電站建造運(yùn)營中為防止核泄漏采取哪些措施 運(yùn)行核電站必須嚴(yán)格遵守中華人民共和國安全生產(chǎn)法、中華人民共和國環(huán)境保護(hù)法、中華人民共和國核安全法規(guī)和導(dǎo)則、核電站技術(shù)規(guī)格書等的相關(guān)要求，防止核泄漏事故的發(fā)生，重點(diǎn)要求如下： 1.1 核電站安全運(yùn)行管理總則 1.1.1 核電站運(yùn)行管理必須貫徹安全第一的方針；必須有足夠的措施保證質(zhì)量，保證安全運(yùn)行，預(yù)防核事故，限制可能產(chǎn)生的有害影響；必須保障工作人員、公眾和環(huán)境不致遭到超過國家規(guī)定限值的輻射照射和污染，并將輻射照射和污染減至可以合理達(dá)到的盡量低的水平； 1.1.2 核電站必須接受國家核安全局的核安全監(jiān)督，并及時(shí)、如實(shí)地報(bào)告安全狀況，提供有關(guān)資料，并對(duì)所營運(yùn)

2、的核設(shè)施的安全、核材料的安全、工作人員和群眾以及環(huán)境的安全承擔(dān)全面責(zé)任； 1.1.3 應(yīng)根據(jù)核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定（haf003）及其相關(guān)導(dǎo)則編制核電站運(yùn)行質(zhì)量保證大綱，建立有效的質(zhì)量保證體系，確保從事核安全相關(guān)的工作人員履行各自的職責(zé)，保證各自工作的質(zhì)量； 1.1.4 核電站運(yùn)行必須嚴(yán)格遵守核電廠運(yùn)行安全規(guī)定（haf103），執(zhí)行核電廠安全運(yùn)行管理（had103/06）的要求； 1.1.5 應(yīng)建立正常、異常和事故處理運(yùn)行規(guī)程，所有工作人員必須按照規(guī)程執(zhí)行規(guī)定的操作； 1.1.6 必須按照批準(zhǔn)大綱的要求對(duì)為安全運(yùn)行所必需的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件進(jìn)行定期維修、試驗(yàn)、檢驗(yàn)和檢查，并根據(jù)維修、試驗(yàn)、檢驗(yàn)

3、和檢查等活動(dòng)及國內(nèi)外同行交流的經(jīng)驗(yàn)對(duì)規(guī)定的大綱進(jìn)行評(píng)價(jià)和修訂； 1.1.7 必須制定保持反應(yīng)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，并對(duì)堆芯狀況進(jìn)行監(jiān)測和記錄； 1.1.8 必須建立包括構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件、運(yùn)行限值和條件、規(guī)程和程序及其“修改”制度和實(shí)施程序，保證上述修改不會(huì)影響到國家核安全局的安全要求； 1.1.9 應(yīng)嚴(yán)格遵守核電站技術(shù)規(guī)格書中的運(yùn)行限值和條件以及監(jiān)督要求；保證核電站設(shè)計(jì)的縱深防御三道屏障不會(huì)遭到破壞； 1.1.10 應(yīng)根據(jù)核電廠換料、修改和事故停堆管理（haf103/01）的要求，編制核電站換料檢修和事故停堆管理制度和實(shí)施程序，保證換料檢修期間的運(yùn)行安全和

4、事故停堆的原因分析、糾正措施的落實(shí) 1.1.11 應(yīng)加強(qiáng)對(duì)核電站放射性排出流和放射性廢物的管理，保證放射性排出流在不超過國家規(guī)定的排放限值的基礎(chǔ)上能夠符合合理可行盡量低的原則； 1.1.12 應(yīng)加強(qiáng)核電站保衛(wèi)工作，保證核電站實(shí)體保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)功能，保證核電站出入人員和貨物的有效控制，使核電站設(shè)計(jì)的技防和人防有機(jī)結(jié)合，確保放射性物質(zhì)不會(huì)遭到破壞和非法轉(zhuǎn)移； 1.1.13 應(yīng)建立和保持所有與放射性相關(guān)的活動(dòng)的完整質(zhì)量記錄體系，確保工作質(zhì)量符合工作開展前制訂的質(zhì)量標(biāo)準(zhǔn)； 1.1.14 所有從事放射性相關(guān)工作的人員必須遵守核電站輻射防護(hù)管理規(guī)定和實(shí)施程序的要求，在保證完成必要的會(huì)導(dǎo)致輻射照射的活動(dòng)的同

5、時(shí)，使工作人員所受照射保持在合理可行盡量低的水平； 1.1.15 應(yīng)對(duì)從事放射性工作的人員不斷進(jìn)行技能培訓(xùn)（初次培訓(xùn)和再培訓(xùn)），保證其有熟練和充分的技能來完成自己的工作； 1.1.16 應(yīng)在運(yùn)行核電站中不斷推進(jìn)核安全文化建設(shè)，使所有在核電站內(nèi)的工作人員都能正確處理安全與其他方面工作的關(guān)系，在質(zhì)疑、謹(jǐn)慎的工作態(tài)度下，按照核電站管理制度和程序完成自身的工作，確保核電站的安全生命線； 1.1.17 應(yīng)建立健全核電站經(jīng)驗(yàn)反饋體系，保證內(nèi)部出現(xiàn)的各類事件能夠得到報(bào)告、分析和糾正。同時(shí)收集國內(nèi)外同類設(shè)備發(fā)現(xiàn)的問題，以及問題產(chǎn)生的原因和相關(guān)糾正行動(dòng)，評(píng)價(jià)電站是否需要采取相應(yīng)的糾正行動(dòng)，保證同行運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)?zāi)軌虻?/p>

6、到評(píng)價(jià)和借鑒； 1.1.18 應(yīng)促進(jìn)核電站與國內(nèi)外同行交流與評(píng)審活動(dòng)的展開，保證核電站能夠定期進(jìn)行核電站運(yùn)行安全的自我審評(píng)和外部同行評(píng)審或?qū)＜以u(píng)審工作，使核電站安全運(yùn)行管理水平能夠得到持續(xù)改進(jìn)； 1.2 防止核泄漏事故發(fā)生的預(yù)防要點(diǎn) 1.2.1 應(yīng)保證含有放射性物質(zhì)的系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物以及放射性監(jiān)控系統(tǒng)等的運(yùn)行可靠性，保證其能正確執(zhí)行設(shè)計(jì)功能； 1.2.2 應(yīng)編制核電站堆芯和核燃料管理、放射性廢物運(yùn)輸、處理與貯存管理、放射性排出流管理等管理制度與實(shí)施程序，保證從事放射性工作的人員能夠得到合理、完整的工作程序來指導(dǎo)他們的工作； 1.2.3 放射性工藝系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物等的相關(guān)操作中出現(xiàn)任何在管理

7、程序和操作規(guī)程中沒有明確規(guī)定的情況，應(yīng)暫停工作，待明確后才能繼續(xù)進(jìn)行； 1.2.4 應(yīng)編制核電站預(yù)防性維修大綱，保證所有放射性相關(guān)的系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物等能夠得到及時(shí)、有效的預(yù)防性檢查和維修； 1.2.5 應(yīng)編制核電站在役檢查大綱，對(duì)所有核承壓設(shè)備（容器、管道、熱交換器、穩(wěn)壓器、泵、閥門等及其支承件）進(jìn)行定期檢查，跟蹤其缺陷產(chǎn)生和發(fā)展的趨勢，并在缺陷擴(kuò)展到超過規(guī)定限值前進(jìn)行有效的處理，防止設(shè)備失效破損造成的放射性物質(zhì)失控泄漏； 1.2.6 應(yīng)對(duì)放射性相關(guān)的系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物等進(jìn)行定期巡檢、試驗(yàn)等，保證系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物等能夠爭取執(zhí)行其設(shè)計(jì)功能，同時(shí)保證運(yùn)行過程中產(chǎn)生的缺陷能夠被及時(shí)發(fā)現(xiàn)并得到處理

8、； 1.2.7 任何改變放射性工藝系統(tǒng)監(jiān)測、報(bào)警、控制、保護(hù)定值，改變放射性工藝系統(tǒng)運(yùn)行方式或改變放射性工藝系統(tǒng)內(nèi)設(shè)備或部件功能、材料等都必須事前辦理電廠審批程序，與核安全相關(guān)的修改，報(bào)國家核安全局審批。 1.2.8 保證核電站設(shè)計(jì)的三道安全屏障的完整性； 1.2.8.1 應(yīng)嚴(yán)格按照操作規(guī)程進(jìn)行操作，防止反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)因壓力、溫度等的瞬變影響反應(yīng)堆壓力容器的性能； 1.2.8.2 應(yīng)按照電站技術(shù)規(guī)格書的要求，對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界進(jìn)行密封性試驗(yàn)，對(duì)安全殼廠房進(jìn)行密封性和強(qiáng)度性試驗(yàn)，以驗(yàn)證這兩道安全屏障的完整性； 1.2.8.3 應(yīng)按照核燃料管理要求，在換料檢修期間對(duì)燃料組件進(jìn)行檢查，保證

9、反應(yīng)堆內(nèi)使用的核燃料組件符合使用標(biāo)準(zhǔn)； 1.2.8.4 應(yīng)嚴(yán)格按批準(zhǔn)的裝換料方案和程序進(jìn)行裝料和堆芯核查，防止裝錯(cuò)料事件的發(fā)生； 1.2.8.5 反應(yīng)堆運(yùn)行期間，應(yīng)嚴(yán)格監(jiān)督反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的劑量水平的變化，保證其不會(huì)超過電站技術(shù)規(guī)格書的限值要求； 1.2.8.6 正常運(yùn)行期間，應(yīng)對(duì)放射性監(jiān)測系統(tǒng)的相關(guān)參數(shù)、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的正常泄漏量、反應(yīng)堆廠房內(nèi)的溫度、濕度、地坑水位和負(fù)壓等參數(shù)的變化進(jìn)行監(jiān)督，保證用以證明三道屏障完整性的參數(shù)等都在正常范圍內(nèi)； 1.2.9 應(yīng)對(duì)放射性工藝系統(tǒng)制訂設(shè)備“開口”（解體設(shè)備或打開密封蓋板）管理程序，保證解體設(shè)備或打開密封蓋板過程中不會(huì)導(dǎo)致放射性物質(zhì)失控泄漏，同時(shí)要

10、保證在“開口”沒有恢復(fù)前，其隔離邊界不應(yīng)擅自改變，防止放射性物質(zhì)通過開口處失控泄漏； 1.2.10 應(yīng)對(duì)所有放射性排出流進(jìn)行監(jiān)測，并對(duì)放射性排出流系統(tǒng)及其控制系統(tǒng)進(jìn)行定期檢查、檢修、標(biāo)定和試驗(yàn)，防止設(shè)備或控制系統(tǒng)失效引起的放射性物質(zhì)失控排放； 1.2.11 應(yīng)對(duì)放射性物質(zhì)運(yùn)輸、處理和貯存的系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物進(jìn)行定期檢查、維修、標(biāo)定、試驗(yàn)，保證能夠執(zhí)行設(shè)計(jì)功能； 1.2.12 應(yīng)對(duì)核燃料運(yùn)輸、處理和貯存的系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物進(jìn)行定期檢查、維修、標(biāo)定、試驗(yàn)，保證能夠執(zhí)行設(shè)計(jì)功能； 1.2.13 放射性系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物等的相關(guān)工作應(yīng)按核電站程序規(guī)定進(jìn)行正確記錄，這些記錄應(yīng)按程序規(guī)定進(jìn)行妥善保存。 二

11、、防止反應(yīng)性事故 反應(yīng)堆運(yùn)行必須遵循國家核安全法規(guī)核電廠運(yùn)行安全規(guī)定（haf103）及其有關(guān)導(dǎo)則，防止發(fā)生反應(yīng)性事故。重點(diǎn)要求如下： 2.1 總體管理要求 2.1.1 反應(yīng)堆運(yùn)行期間，必須按照核電站技術(shù)規(guī)格書的要求，限制堆芯最大反應(yīng)性價(jià)值和反應(yīng)性的引入速率，保證符合運(yùn)行限值和條件； 2.1.2 在控制棒手動(dòng)控制的情況下，不應(yīng)進(jìn)行補(bǔ)償原因不明的提棒操作； 2.1.3 當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑的硼濃度變化后，要及時(shí)將反應(yīng)堆補(bǔ)給水系統(tǒng)的硼濃度設(shè)定值重新調(diào)整到與冷卻劑的硼濃度相等； 2.1.4 進(jìn)行調(diào)硼操作時(shí)，應(yīng)密切注意反應(yīng)堆控制棒位置的變化，出現(xiàn)異常時(shí)，應(yīng)中止調(diào)硼操作，直到查清原因； 2.1.5 必須預(yù)計(jì)由于

12、反應(yīng)堆功率變化所導(dǎo)致的氙變化對(duì)反應(yīng)性造成的影響，必要時(shí)應(yīng)調(diào)整硼濃度，使調(diào)節(jié)棒組始終處于正常的調(diào)節(jié)帶范圍內(nèi)； 2.1.6 濃硼酸貯存容器內(nèi)的高含硼溶液的液位應(yīng)滿足技術(shù)規(guī)格書的要求，并應(yīng)定期對(duì)容器內(nèi)的液體進(jìn)行取樣分析，確保其硼濃度在規(guī)定值以內(nèi)； 2.1.7 反應(yīng)堆停堆后，應(yīng)保證最低限度的源量程中子通道投入運(yùn)行，以監(jiān)測反應(yīng)堆內(nèi)中子計(jì)數(shù)的變化； 2.1.8 在冷停堆過程中，以及在電站處于冷停堆或換料停堆模式時(shí)，應(yīng)定期取樣分析反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的硼濃度，防止意外硼稀釋； 2.1.9 反應(yīng)堆壓力容器頂蓋吊開后，對(duì)可能造成反應(yīng)堆冷卻劑硼濃度稀釋的系統(tǒng)（冷卻水、消防水等）的閥門狀態(tài)應(yīng)進(jìn)行行政隔離控制； 2.1.

13、10 只要反應(yīng)堆內(nèi)有核燃料，就必須對(duì)其進(jìn)行有效的中子計(jì)數(shù)監(jiān)測； 2.1.11 在進(jìn)行反應(yīng)堆達(dá)臨界操作前，必須預(yù)測臨界硼濃度和臨界棒位； 2.1.12 任何改變反應(yīng)性的操作過程中，如任一源量程通道計(jì)數(shù)率意外增加2倍或2倍以上，應(yīng)立即停止操作，直到查清原因； 2.1.13 反應(yīng)堆的啟動(dòng)周期不應(yīng)小于技術(shù)規(guī)格書規(guī)定的最小值； 2.1.14 任何工況下，不能同時(shí)進(jìn)行向反應(yīng)堆引入兩種及以上的正反應(yīng)性操作； 2.1.15 裝換料后的反應(yīng)堆首次臨界應(yīng)在反應(yīng)堆物理人員的監(jiān)督下嚴(yán)格按程序進(jìn)行； 2.1.16 反應(yīng)堆恢復(fù)臨界時(shí)，預(yù)計(jì)臨界狀態(tài)的誤差超過規(guī)定值，應(yīng)停止臨界操作并查清原因； 2.1.17 裝料過程應(yīng)按批準(zhǔn)

14、的裝料程序執(zhí)行，裝料完成后應(yīng)進(jìn)行堆芯核查，防止裝錯(cuò)料事件發(fā)生； 2.1.18 與二次側(cè)蒸汽輸送相關(guān)的蒸汽發(fā)生器、主蒸汽管道、主蒸汽隔離閥、主蒸汽安全閥、主蒸汽旁路排放系統(tǒng)等應(yīng)進(jìn)行定期檢查、試驗(yàn)，保證其能夠執(zhí)行設(shè)計(jì)功能； 2.2 防止失去停堆裕度的事件 2.2.1 堆芯裝料方案應(yīng)滿足在整個(gè)燃料壽期內(nèi)能夠達(dá)到技術(shù)規(guī)格書所要求的最低停堆深度要求； 2.2.2 反應(yīng)堆裝料應(yīng)嚴(yán)格按照批準(zhǔn)的有效程序執(zhí)行，記錄裝料的全過程操作，除每一組燃料組件的獨(dú)立檢查和核對(duì)外，在反應(yīng)堆壓力容器頂蓋吊裝前，必須按規(guī)定進(jìn)行堆芯核查； 2.2.3 反應(yīng)堆首次臨界后，應(yīng)完成技術(shù)規(guī)格書規(guī)定的所有零功率物理試驗(yàn)，并確認(rèn)試驗(yàn)結(jié)果正常后才能提升反應(yīng)堆功率；并根據(jù)裝料方案和物理啟動(dòng)試驗(yàn)結(jié)果計(jì)算反應(yīng)堆在壽期初、中、末最小停堆硼濃度與堆芯平均溫度的關(guān)系等內(nèi)容，用于指導(dǎo)該燃料循環(huán)內(nèi)的反應(yīng)堆運(yùn)行； 2.2.4 反應(yīng)堆在運(yùn)行過程中，控制棒應(yīng)控制在插入極限以上； 2.2.5 反應(yīng)堆在熱態(tài)停堆前，要根據(jù)反應(yīng)堆停堆前的狀態(tài)和反應(yīng)堆運(yùn)行參數(shù)進(jìn)行計(jì)算分析，提供堆芯熱態(tài)停堆最小停堆硼濃度值，