如何防止核電廠反應(yīng)性事故

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1、如何防止核電廠反應(yīng)性事故國家核安全法規(guī)《核電廠設(shè)計安全規(guī)定》（HAF102）對核電廠堆芯設(shè)計提出了必須滿足的最低安全要求，中華人民共和國核工業(yè)部標(biāo)準(zhǔn)《壓水堆核電廠反應(yīng)堆設(shè)計準(zhǔn)則》（BEJ-318-88）對壓水堆核電廠反應(yīng)堆設(shè)計提供了準(zhǔn)則。而反應(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)性價值和反應(yīng)性的引入速度率，保證符合運(yùn)行限值和條件的要求；2.1.2在控制棒手動控制的情況下，不應(yīng)進(jìn)行補(bǔ)償原因不明的提棒操作；2.1.3當(dāng)反

2、應(yīng)堆冷卻劑的硼濃度變化后，要及時將反應(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，應(yīng)盡可能使主冷卻劑系統(tǒng)內(nèi)的硼濃度均勻變化。在主冷卻劑硼濃度變化過程中，應(yīng)密切注意反應(yīng)堆如果控制棒位置動作方向與主冷卻劑系統(tǒng)平均溫度Tavg的變化，出現(xiàn)異常時不一致時，應(yīng)中止調(diào)硼濃度變化的操作，直到查清原因查清為止；2.1.5必須預(yù)計由于反應(yīng)堆功率變化所導(dǎo)致的氙變化對反應(yīng)性造成的影響，必要時應(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)；

3、2.1.7反應(yīng)堆停堆后，應(yīng)保證有最低限度的源量程中子通道投入工作運(yùn)行，以監(jiān)測反應(yīng)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(yīng)定期取樣分析主反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的硼濃度，防止意外硼稀釋；確保硼濃度不被意外稀釋；3.1.9在換料停堆模式時，應(yīng)盡可能避免在堆芯有燃料組件的情況下，將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的液位降到主管道以下的工作；2.1.109反應(yīng)堆壓力容器頂蓋吊開后，對可能造成主反應(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，并謹(jǐn)慎安排這些系統(tǒng)的設(shè)備解體檢修或試驗(yàn)等；2.1.110只要反應(yīng)堆內(nèi)有核燃料，就必須對監(jiān)測其進(jìn)行有效的中子

4、計數(shù)的變化監(jiān)測符合電廠《技術(shù)規(guī)格書》的要求；2.1.121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；2.1.132任何改變反應(yīng)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(yīng)立即停止操作，直到查清原因被查清為止；3.1.143當(dāng)反應(yīng)堆慢化劑溫度系數(shù)為正時，反應(yīng)堆不能進(jìn)行臨界操作；3.1.154在反應(yīng)堆接近臨界或低功率情況下，反應(yīng)堆冷卻劑溫度和硼濃度階躍變化不能超過技術(shù)規(guī)格書規(guī)定的最大值；2.1.163反應(yīng)堆的起啟動周期不應(yīng)小于技術(shù)規(guī)格書規(guī)定的最小值；2.1.174?反應(yīng)堆的中子通量在源量程范圍內(nèi)時任何工況下，不能同時進(jìn)行向反應(yīng)堆使用引入兩種及以上的方法來正改

5、變反應(yīng)性操作；3.1.187反應(yīng)堆換料后的初次臨界時，預(yù)計臨界棒位的誤差超過500PCM規(guī)定值時，應(yīng)使用外推臨界的方法使反應(yīng)堆臨界；2.1.195?反應(yīng)堆臨界（包括換料后的首次臨界）操作必須按照事前批準(zhǔn)的有效程序進(jìn)行操作。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；進(jìn)行，但操作過程中任何程序中沒有明確規(guī)定或沒有規(guī)定的操作都不能按個人/團(tuán)組織理解來執(zhí)行，必須待程序修改明確后才能繼續(xù)執(zhí)行；2.1.16反應(yīng)堆恢復(fù)臨界時，預(yù)計臨界狀態(tài)的誤差超過規(guī)定值，應(yīng)停止臨界操作并查清原因；2.1.2017裝料過程應(yīng)按批準(zhǔn)的裝料程序執(zhí)行，裝料過程中和完成后都應(yīng)進(jìn)行裝料堆芯核查，防止裝錯料

6、事件發(fā)生；2.1.20183.1.210當(dāng)發(fā)現(xiàn)防止反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)不可控冷卻時。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)計功能；檢查蒸汽排放系統(tǒng)是否誤動作或誤打開；現(xiàn)場檢查主蒸汽管道及管道上的設(shè)備是否失效破裂；檢查反應(yīng)堆廠房內(nèi)溫度、濕度、壓力等的變化；檢查蒸汽發(fā)生器給水系統(tǒng)是否故障，導(dǎo)致給水量突然增大；檢查反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)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核電站按照應(yīng)遵循國家核安全法規(guī)《核電廠運(yùn)行安全規(guī)定》（HAF103），并參照《核電廠堆芯和燃料管理》（HAD

7、103/03）編制反應(yīng)堆堆芯和燃料管理制度和實(shí)施程序，這既包括新燃料的驗(yàn)收、移動和貯存管理，也包括對輻照過的燃料組件的移動和貯存管理，以確保反應(yīng)堆運(yùn)行符合核安全管理要求3.2.2新燃料的設(shè)計、制造和采購管理應(yīng)參照核安全導(dǎo)則《核燃料組件采購、設(shè)計和制造中的質(zhì)量保證》（HAD003/10）2.2.1堆芯裝料方案應(yīng)滿足在整個燃料壽期內(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；3.2.4反應(yīng)堆和乏燃料池內(nèi)燃料組件的任何移動都必須進(jìn)行記