??????? 1.2.8.2 應按照電站《技術(shù)規(guī)格書》的要求，對反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界進行密封性試驗，對安全殼廠房進行密封性和強度性試驗，以驗證這兩道安全屏障的完整性；
??????? 1.2.8.3 應按照核燃料管理要求，在換料檢修期間對燃料組件進行檢查，保證反應堆內(nèi)使用的核燃料組件符合使用標準；
??????? 1.2.8.4 應嚴格按批準的裝換料方案和程序進行裝料和堆芯核查，防止裝錯料事件的發(fā)生；
??????? 1.2.8.5 反應堆運行期間，應嚴格監(jiān)督反應堆冷卻劑系統(tǒng)的劑量水平的變化，保證其不會超過電站《技術(shù)規(guī)格書》的限值要求；
??????? 1.2.8.6 正常運行期間，應對放射性監(jiān)測系統(tǒng)的相關參數(shù)、反應堆冷卻劑系統(tǒng)的正常泄漏量、反應堆廠房內(nèi)的溫度、濕度、地坑水位和負壓等參數(shù)的變化進行監(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 應對放射性工藝系統(tǒng)制訂設備“開口”（解體設備或打開密封蓋板）管理程序，保證解體設備或打開密封蓋板過程中不會導致放射性物質(zhì)失控泄漏，同時要保證在“開口”沒有恢復前，其隔離邊界不應擅自改變，防止放射性物質(zhì)通過開口處失控泄漏；
??????? 1.2.10 應對所有放射性排出流進行監(jiān)測，并對放射性排出流系統(tǒng)及其控制系統(tǒng)進行定期檢查、檢修、標定和試驗，防止設備或控制系統(tǒng)失效引起的放射性物質(zhì)失控排放；
??????? 1.2.11 應對放射性物質(zhì)運輸、處理和貯存的系統(tǒng)、設備和構(gòu)筑物進行定期檢查、維修、標定、試驗，保證能夠執(zhí)行設計功能；
??????? 1.2.12 應對核燃料運輸、處理和貯存的系統(tǒng)、設備和構(gòu)筑物進行定期檢查、維修、標定、試驗，保證能夠執(zhí)行設計功能；
??????? 1.2.13 放射性系統(tǒng)、設備、構(gòu)筑物等的相關工作應按核電站程序規(guī)定進行正確記錄，這些記錄應按程序規(guī)定進行妥善保存。
??????? 二、防止反應性事故
??????? 反應堆運行必須遵循國家核安全法規(guī)《核電廠運行安全規(guī)定》（HAF103）及其有關導則，防止發(fā)生反應性事故。重點要求如下：
??????? 2.1 總體管理要求
??????? 2.1.1 反應堆運行期間，必須按照核電站《技術(shù)規(guī)格書》的要求，限制堆芯最大反應性價值和反應性的引入速率，保證符合運行限值和條件；
??????? 2.1.2 在控制棒手動控制的情況下，不應進行補償原因不明的提棒操作；
??????? 2.1.3 當反應堆冷卻劑的硼濃度變化后，要及時將反應堆補給水系統(tǒng)的硼濃度設定值重新調(diào)整到與冷卻劑的硼濃度相等；
??????? 2.1.4 進行調(diào)硼操作時，應密切注意反應堆控制棒位置的變化，出現(xiàn)異常時，應中止調(diào)硼操作，直到查清原因；
??????? 2.1.5 必須預計由于反應堆功率變化所導致的氙變化對反應性造成的影響，必要時應調(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滿足技術(shù)規(guī)格書的要求，并應定期對容器內(nèi)的液體進行取樣分析，確保其硼濃度在規(guī)定值以內(nèi)；
??????? 2.1.7 反應堆停堆后，應保證最低限度的源量程中子通道投入運行，以監(jiān)測反應堆內(nèi)中子計數(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，應定期取樣分析反應堆冷卻劑系統(tǒng)的硼濃度，防止意外硼稀釋；
??????? 2.1.9 反應堆壓力容器頂蓋吊開后，對可能造成反應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)應進行行政隔離控制；
??????? 2.1.10 只要反應堆內(nèi)有核燃料，就必須對其進行有效的中子計數(shù)監(jiān)測；
??????? 2.1.11 在進行反應堆達臨界操作前，必須預測臨界硼濃度和臨界棒位；
??????? 2.1.12 任何改變反應性的操作過程中，如任一源量程通道計數(shù)率意外增加2倍或2倍以上，應立即停止操作，直到查清原因；
??????? 2.1.13 反應堆的啟動周期不應小于技術(shù)規(guī)格書規(guī)定的最小值；
??????? 2.1.14 任何工況下，不能同時進行向反應堆引入兩種及以上的正反應性操作；
??????? 2.1.15 裝換料后的反應堆首次臨界應在反應堆物理人員的監(jiān)督下嚴格按程序進行；
??????? 2.1.16 反應堆恢復臨界時，預計臨界狀態(tài)的誤差超過規(guī)定值，應停止臨界操作并查清原因；
??????? 2.1.17 裝料過程應按批準的裝料程序執(zhí)行，裝料完成后應進行堆芯核查，防止裝錯料事件發(fā)生；
??????? 2.1.18 與二次側(cè)蒸汽輸送相關的蒸汽發(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)等應進行定期檢查、試驗，保證其能夠執(zhí)行設計功能；
??????? 2.2 防止失去停堆裕度的事件
??????? 2.2.1 堆芯裝料方案應滿足在整個燃料壽期內(nèi)能夠達到《技術(shù)規(guī)格書》所要求的最低停堆深度要求；
??????? 2.2.2 反應堆裝料應嚴格按照批準的有效程序執(zhí)行，記錄裝料的全過程操作，除每一組燃料組件的獨立檢查和核對外，在反應堆壓力容器頂蓋吊裝前，必須按規(guī)定進行堆芯核查；
??????? 2.2.3 反應堆首次臨界后，應完成《技術(shù)規(guī)格書》規(guī)定的所有零功率物理試驗，并確認試驗結(jié)果正常后才能提升反應堆功率；并根據(jù)裝料方案和物理啟動試驗結(jié)果計算反應堆在壽期初、中、末最小停堆硼濃度與堆芯平均溫度的關系等內(nèi)容，用于指導該燃料循環(huán)內(nèi)的反應堆運行；
??????? 2.2.4 反應堆在運行過程中，控制棒應控制在插入極限以上；
??????? 2.2.5 反應堆在熱態(tài)停堆前，要根據(jù)反應堆停堆前的狀態(tài)和反應堆運行參數(shù)進行計算分析，提供堆芯熱態(tài)停堆最小停堆硼濃度值，在反應堆停堆規(guī)定時間前進行堆芯硼化操作，直到達到所要求的熱態(tài)最小停堆硼濃度；
??????? 2.2.6 反應堆在冷態(tài)停堆前，要根據(jù)反應堆停堆前的狀態(tài)和反應堆運行參數(shù)進行計算分析，提供堆芯冷態(tài)停堆最小停堆硼濃度值，并在反應堆降溫降壓前將堆芯硼濃度調(diào)整到冷態(tài)停堆所要求的最小停堆硼濃度，經(jīng)取樣分析，確認反應堆冷卻劑滿足冷態(tài)最小停堆硼濃度要求后才能開始降溫降壓；
??????? 2.2.7 燃料循環(huán)末期，慢化劑溫度系數(shù)達到了《技術(shù)規(guī)格書》要求的限值，則應進行停堆換料；
??????? 2.3 防止意外硼稀釋事件
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