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1、运行技术规格书培训,赵皓年月,大修期间的核安全风险,针对核安全控制的三大功能，反应性控制、堆芯冷却和放射性物质的包容而言，在机组大修期间的核安全风险同功率运行相比一点也没有降低，相反通过概率风险评价（PSA）的分析研究表明，在大修期间的不安全因素和状态等对堆芯熔化的贡献占相当大的比例。下面从核安全控制的三大功能出发对大修期间存在的主要核安全风险作简单介绍:,反应性控制,就反应性控制而言，尽管大修时反应堆处于次临界状态，自持链式反应已经终止，然而在此阶段发生误稀释、意外临界的风险相当大。此时控制棒可能全部插入堆芯，控制误稀释的手段相对较少，而且反应堆处于次临界状态，不象功率运行时发现和探测到误稀
2、释那么容易，在功率运行时若发生误稀释，一回路平均温度马上会变化，用于一回路平均温度控制的D棒组立刻会有响应，而随后I会变化，对于这一系列变化容易被反应堆操纵员所发现和作出正确判断。,反应性控制,然而在次临界状态下，发现和探测到误稀释的手段相对也较少，只有通过源量程中子通量和一回路硼浓度的变化来发现可能的误稀释，而一旦发现的时间也较晚，而且在大修时系统和设备的状态多变，进行水传输的机会较多，操作频繁，发生人因失误的几率也大为增加，因此发生误稀释的几率也相对较大。,堆芯冷却,就堆芯的冷却而言，在大修期间尽管自持链式裂变反应已经终止，然而堆芯中有大量的剩余释热需要保证得到有效地导出，否则将聚集从而导
3、致燃料元件损坏。,放射性物质的包容,而对于放射性物质的包容而言，在大修期间，核安全三道屏障不一定完整，燃料组件可能在堆芯，也可能在核燃料厂房，而在燃料组件的装卸料的过程中，燃料组件损坏的可能性也较大，而作为第二道屏障的一回路压力边界也开启，第三道屏障安全壳也开启，所以一旦发生放射性物质泄漏，其中部分安全屏障可能不可用，其直接后果可能造成放射性物质直接向环境排放。在大修期间，由于大量核安全相关设备因为维修而退出运行，安全保障系统可能可用也可能不可用。在发生事故时，操纵员可以动用的对策手段也相对较少。,严格执行运行技术规格书的重要性,从上面的分析和描述可以清楚地知道在大修期间存在的主要核安全风险，
4、然而如何保证这些核安全风险能够得到有效地归避，确保大修期间的核安全作到万无一失，从而达到保护公众和保护环境的最终目的，是我们每一个持照人员都应该认真思考的问题。,严格执行运行技术规格书的重要性,由于换料大修过程反应堆要经历从功率运行到换料冷停堆以及再从换料冷停堆到功率运行的各个阶段和状态，系统和设备的状态多变。然而在每一个运行状态，保证核安全的三大功能和支持功能必须无条件得到满足，所以运行技术规格书对大修期间的每种标准状态都给出了明确的定义，而且详细的规定了在各种运行状态下为保证核安全三大功能（反应性控制、冷却、放射性物质的包容）的所有必须可用的设备和系统，严格遵守运行技术规格书是保证大修核安
5、全的首要前提。,严格执行DHP/SHP规程的重要性,而且正因为大修期间运行状态多变，为了保证运行技术规格书在大修期间能够得到很好地遵守，所以特别设置了两类状态控制规程，一类是静态状态控制规程（PT9SHP）,它用于检查机组所在的大修状态的设备可用性满足核安全的要求，满足运行技术规格书对该状态下设备可用性的要求，只要运行状态处于该状态，运行值必须至少每班一次执行相应的静态控制规程，而且该规程由大修安全工程师独立验证执行。另一类是动态转换控制规程（PT9DHP），它是在运行状态转换之前，检查下一个状态所需的设备和系统满足运行技术规格书的要求。只有在相应的动态转换控制规程的条件得到满足之后，并且由大
6、修安全工程师进行独立验证签字同意之后，才允许进行运行状态的转换。,严格执行DHP/SHP规程的重要性,从以上分析和描述不难得出：严格执行和遵守DHP/SHP 规程的重要性是不言而喻的，在大修期间，严格执行和遵守了DHP/SHP 规程，运行技术规格书就能够得到了很好的遵守，否则，就可能偏离运行技术规格书的要求，核安全就无法得到保证。,维修冷停堆,什么是维修冷停堆？首先有必要理解维修冷停堆状态的定义，维修冷停堆是指一回路有开口（即一回路压力边界的完整性受到了破坏，例如稳压器人孔开启、压力容器排气管线开启等）且反应堆水池的水位低于19.3m（在反应堆换料水池和堆内构件储存池之间的水闸门就位时）或低于
7、15 m（在反应堆换料水池和堆内构件储存池之间的水闸门没有就位时）。在反应堆水池的水位高于19.3m（在反应堆换料水池和堆内构件储存池之间的水闸门就位时）或高于15 m（在反应堆换料水池和堆内构件储存池之间的水闸门没有就位时）的状态为换料冷停堆状态。对该定义必须清楚理解和掌握。,维修冷停堆,维修冷停堆又包括两种状态：维修冷停堆时反应堆冷却系统“小开口”：一回路的开口截面积小于稳压器人孔，也就是说稳压器排气管线开启，同时或者压力容器排气管线开启，同时或者一回路可视水位计在线以及一回路排水或者充水管线在线。维修冷停堆时反应堆冷却系统“大开口”：一回路的开口截面积大于或等于稳压器人孔，也就是稳压器人
8、孔开启、蒸汽发生器人孔（一次侧）开启或者压力容器顶盖已打开。在一回路小开口的情况下，迅速重新关闭它（30分钟之内）是可能的，因此能够重新使一回路加压，而当在一回路大开口的情况下，不可能迅速关闭它。,维修冷停堆,在实际工作过程中，若没有很好地理解维修冷停堆的定义，很容易造成偏离运行技术规格书，特别是在大修期间工作任务十分繁重的情况下。在一回路小开口之前（例如开启稳压器排气阀、进行目视水位计在线等）必须要求从正常冷停堆过渡到维修冷停堆的DHP合格签字之后才能进行同样在机组向上走的过程中，在一回路充水排气关闭最后关闭稳压器排气阀之前必须要求从维修冷停堆过渡到正常冷停堆的DHP合格签字之后才能进行,维
9、修冷停堆,为什么技术规格书规定当反应堆堆腔水位低于15米（无水闸时），或者在水位低于19.3米（有水闸门）时，换料冷停堆仍被视为维修冷停堆？为什么技术规格书规定在维修冷停堆工况要求LHSI和EAS A列必须可用？为什么运行技术规格书规定在维修冷停堆工况要求必须四路电源可用（两路外电源和两路内电源），而在换料冷停堆和正常冷停堆却没有这样要求？,维修冷停堆,反应堆处于这一模式，可在不卸出燃料组件的情况下，检修一回路的设备。维修冷停堆的主要风险 蒸汽发生器不可用（一回路小开口除外）堆芯余热导出只能通过其它需供电的设备来实现的 水装量较少，一回路可能在RRA运行最低水位，水的热惯性很少，失去冷却很快将
10、导致堆芯裸露 同样因为水装量少，发生误稀释时后果要严重得多，因为稀释得快RRA在低水位运行时，RRA泵汽蚀或者入口涡流的从而导致失去冷却的风险大,维修冷停堆,运行技术规格书规定：当主回路水位低于压力容器法兰面时，必须能够提供H3.2中所提到的措施。H3.2所提措施的配置要求下列设施可用：向主回路提供重力补水的连接：通过RIS系统从换料水箱补水，通过RRA系统从换料水箱补水，通过RRA系统从乏燃料水池补水；两个机组的RCV系统的连接，依据H3.2规程在主控室进行该连接的应用。当次临界30天后过渡到RRA低水位运行时，H3.2中的措施的实施要求9LKI配电盘和RIS011PO泵（其流量可排出余热）
11、可用，通过9LGIB 配电盘，9LGIB配电盘由相邻机组的LGD配电盘供电,正常冷停堆向维修冷停堆转换,对于反应性控制而言，由于在维修冷停堆时控制棒全部插入堆芯，要求一回路硼浓度大于等于2100ppm,防止误稀释的行政隔离TYPE-D实施，硼表投运且流量正常，硼浓度异常报警定值设为大于2050 ppm，两路源量程通道可用并投入运行，停堆通量高报警设定为当前实测中子通量水平（0）的两倍到三倍之间，即：20s30,所有的这些措施的主要目的都是保证防止并及早发现任何可能的误稀释。,正常冷停堆向维修冷停堆转换,对于堆芯冷却而言，在维修冷停堆工况必须保证两路独立的冷源的可用性，所以在保证全部RRA系统可
12、用的前提下，一回路能否迅速加压就是保证能够通过蒸汽发生器带走堆芯余热的一个前提条件，因此在稳压器人孔打开之前，必须保证至少一台蒸汽发生器可用（在停堆开始的前三天，要求两台蒸汽发生器可用），在稳压器人孔开启之后，要求PTR B列作为RRA的备用能够用于冷却堆芯。,正常冷停堆向维修冷停堆转换,对于放射性物质的包容而言，关于流体直接和反应堆厂房内空气或一回路接触安全壳贯穿件要求两个隔离阀可用或者其中一个已经关闭，对于其它贯穿件要求其中一个隔离阀可用。必须保证设备舱和重生物屏蔽门之一保持关闭，对于0m和8m气闸在两道门同时开启时必须保证其中一道门能够迅速关闭。,换料冷停堆,PT9SHP 001(燃料装
13、卸模式下的换料冷停堆)在进行燃料装卸模式下的换料冷停堆阶段，必须执行该规程以保证核安全，换料大修时，堆芯卸料和装料时都必须执行该规程。在堆芯装卸料时，首先反应堆必须处于换料冷停堆的标准状态，一回路已经卸压，一回路平均温度必须在10度到60度之间，为满足换料工作人员安全和辐射防护安全的需要,要求反应堆换料水池的水位必须大于19.3M。,换料冷停堆,对于反应性控制而言，为保证装卸料过程中的停堆深度，防止误稀释和堆芯意外临界和局部临界事件的发生，要求一回路硼浓度大于2100PPM，硼浓度异常的报警定值设定为大于或等于2050PPM，防止误稀释的行政隔离TYPE-D必须实施，硼表投入运行且流量正常，每
14、48小时必须手动取样分析硼浓度，为探测任何可能误稀释的2个源量程通道必须可用，而且源量程停堆通量高报警定值必须整定为当前实测中子通量水平（0）的两倍到三倍之间，即：20s30,如果出现一个源量程通道不可用，必须立即监测一回路硼浓度。当出现硼表不可用时，必须立即检查防止误稀释的行政隔离TYPE-D实施完好，并且每12小时必须手动取样分析硼浓度，当硼表和一个源量程通道同时不可用时，必须立即停止装卸料操作和停止反应堆上部堆内构件的起吊操作。,换料冷停堆,冷却功能而言，主要包括反应堆冷却剂平均温度的监测、一回路硼水补给、反应堆冷却剂水位的监测，以及堆芯余热导出和提供动力的电源，为保证安全，需要有两个不
15、同的监测手段、两路不同的硼水补给手段，两路电源和两路不同的冷源。,换料冷停堆,放射性物质的包容而言，在该状态下，由于第二道安全屏障（一回路边界已经打开）已经破坏，而对于第一道屏障燃料元件包壳也可能存在破损，甚至可能在装卸料的过程中因发生燃料装卸事故而损坏，所以在该状态下特别第三道屏障的完整性，对于传输与安全壳大气或RCP 系统直接接触的流体的安全壳贯穿件要求两个隔离阀可用或其中一个隔离阀关闭，对于其他贯穿件，要求两个隔离阀之一可用，设备闸门必须保持关闭，0米气闸门在内门开启时必须保持内、外门之间的连锁，而8米气闸门只有在安全壳内已经建立起负压，且气闸门两道门之一可以迅速关闭等条件充分满足时才允
16、许将内、外门之间的连锁解除，已方便人员的进出。,换料冷停堆,而用于探测第一道安全屏障完整性的RX/KX的两路KRT必须可用（其中KRT011/012MA用于监测RX厂房换料水池表面剂量率，KRT013/014MA以及用于监测KX厂房乏燃料水池表面剂量率），在出现其中任一一个探测器不可用时，必须立即停止装卸料操作，同时监测安全壳空气（EBA）的气体活度的探测器KRT041MA必须可用。对于PT 9SHP 001程序所规定的安全壳的密封性的要求必须无条件得到满足，否则一旦发生燃料装卸事故，放射性物质将直接排向环境，后果不堪设想。,关于停堆通量高报警,在维修冷停堆和换料冷停堆，控制棒全部插入堆芯，源
17、量程高通量紧急停堆保护功能实际上已经无效了稀释事故分析表明，只要停堆状态下高通量阈值的设定始终至多等于停堆状态下正常通量的3倍，那么在出现故障发生误稀释，反应堆重返临界前，操纵员就拥有足够的干预时间 所以必须根据技术规格书的要求按照当前实测中子通量水平（0）来及时调整停堆通量高报警信号。,关于主泵停运时防止误稀释,已经进行的反应性事故研究表明：在一回路主泵停运的运行工况下，如果有一体积为硼浓度非常低的水和/或以m3数量级的冷水进入一回路的话，反应堆堆芯的后果将非常严重。事实上，失去强迫循环和如果自然循环的流量不足够的话，这清水团和/或冷水借助于一些连接回路会在一回路中聚集，而当启动主泵时，这清
18、水团进入堆芯，将引起反应堆准瞬时重新临界。所以在主泵停运时，一定要将RCV泵吸入口切换到PTR001BA,在大亚湾和岭奥专门设置了防止误稀释的保护（ADP)。在二核，只能依靠操纵员按照相应的 EOP程序进行（DEC/I2.1/I2.2等）,第三道屏障完整性,第三道屏障的组成：第三道密封屏障是当安全壳内发生冷却剂丧失事故后，防止裂变产物扩散，保护公众的最终屏障，它由下列部分组成：a）反应堆厂房或安全壳 反应堆厂房，是一种带有密封钢内衬的预应力混凝土建筑。b）构成安全壳延伸的某些管道 这些管道主要包括：二回路在安全壳内的部分，即：l 主蒸汽管道（VVP）；l 蒸汽发生器正常给水（ARE）和辅助给水
19、（ASG）管道；l 蒸汽发生器与反应堆厂房贯穿件之间的排污与取样管线（二回路的APG，REN，SIR）。它们通过蒸汽发生器的外部环段以及管板和管束在安全壳内构成闭式回路。,第三道屏障完整性,c）安全壳隔离系统管道，包括所有的穿过第三道屏障的隔离执行机构本身（以及隔离机构之间的管段与通至贯穿件的管段），也即进入与穿出安全壳的各个回路，但不构成上述安全壳的延伸。d）其它：电气贯穿件；反应堆厂房与燃料厂房之间燃料传输管；人员进出气闸门（0米和8米人员闸门）；设备舱。,第三道屏障完整性,安全壳隔离系统由位于贯穿第三道屏障的各个管线上的隔离装置组成。其总的设计原则如下：a）传输一回路冷却剂或直接与安全壳
20、内大气相连的回路（满足单一故障准则）每个一回路冷却剂压力边界的安全壳贯穿管线或直接与安全壳内大气相通的安全壳贯穿管线，在安全壳垂直方向上都装有两个隔离装置（一个在安全壳内，另一个在安全壳外），以确保双重密封屏障。其隔离是通过以下设施来实现的：或者通过一个处于上锁关闭状态的隔离阀；或者通过一个逆止阀（仅针对安全壳内侧）；或者通过一个安全壳隔离保护时自动动作和主控室手动操作的隔离阀,第三道屏障完整性,例外情况有：由盲板隔离的贯穿件或确保在要求条件下的密封性的其他装置；安全壳地坑到安注泵和安全壳喷淋泵的再循环管线贯穿件，这两条管线均与安注回路和喷淋回路连接，每条再循环管线均有一个位于安全壳外侧的遥控
21、隔离阀。安全壳内侧没有自动隔离装置。安全壳外每一个隔离阀包裹在一个密闭的外套中，此外套还包裹着地坑与阀门之间的管段，如此构成了贯穿件的双层屏蔽专设安全系统RIS低安注压和EAS在通向地坑的再循环管线的贯穿件上只有一个隔离装置（安全壳外）。实际上，发生LOCA事故时，这两个系统是不可缺少的。为了提高其可靠性，每条线上只有一个电动阀。安全壳外的每个隔离阀包括从地坑到隔离阀的管段都包在一个密封套内，从而保证了贯穿件的双道密封。当阀体漏水或从地坑到隔离阀的管段有漏，地坑水仍被封在套内。ETY系统每一贯穿件有两个位于安全壳外的、相互串联的遥控隔离阀 主泵轴封注入管线贯穿件拥有一个位于安全壳内侧的逆止阀和
22、一个位于安全壳外侧（通常处于“打开”位置）的电动隔离阀。,第三道屏障完整性,b）安全壳的大气闭式回路 对于贯穿安全壳但不组成一回路压力边界，也不直接与安全壳大气相通的每条管道，在安全壳外设置有一隔离阀，这一隔离阀尽量靠近安全壳以确保贯穿件的双层屏蔽（安全壳内闭式回路，安全壳外设置隔离阀）。这一阀门是自动的，或者关闭上锁，或者可遥控操作。注：构成安全壳密封扩展边界的APG、ARE、ASG、REN二回路系统、SIR和VVP贯穿件不作为安全壳隔离系统的一部分。因此在维修停堆或换料停堆模式下，当蒸汽发生器二回路内侧与安全壳内大气相通时，应采取一些特殊的预防措施（如合格的临时装置等）,第三道屏障完整性,
23、安全壳B类密封性试验包括0M气闸门、8M气闸门、设备舱、燃料运输通道和电气贯穿件的密封性试验。安全壳C类密封性试验也称为安全壳机械贯穿件密封性试验，主要是通过对安全壳机械贯穿隔离阀进行密封性试验来确认其密封性完好，进而确保安全壳的完整性。,运行技术规格书对第三道屏障的具体要求,运行技术规格书对第三道屏障的具体要求,对第三道屏障技术规范要求的理解,安全壳设计承受一回路管道或二回路蒸汽管道双端断裂事故过程中产生的机械应力、热应力和环境应力（就第三道屏障而言）设计基准事故（例如：一回路双端断裂）在发生失水事故或主蒸汽管破裂事故后的很短时间内，在安全壳喷淋系统还未投入运行前，安全壳内的压力将会达到一个
24、峰值。安全壳设计成能经受此峰值压力。此峰值压力取决于破口处的质能释放以及破裂前安全壳内的压力和温度条件。根据FSAR第十五章的计算假定，安全壳的初始压力为0.11MPa（绝对）。安全壳的设计压力为0.45MPa（绝对）,对第三道屏障技术规范要求的理解,如果事故前安全壳内相对压力大于100mbar，设计基准事故发生后安全壳内压力可能超过设计值 正常运行工况，按保守策略，安全壳内的相对压力在40+60mbar之间，安全壳内的压力变化与运行时间有关，特别是与使用压缩空气的气动阀操作频度相关以及安全壳内压缩空气的泄漏有关。在安全壳压力在100mbar之前，运行技术规格书应该规定在60mbar到100m
25、bar之间时，应该尽快降低反应堆厂房的相对压力到可接受的范围内。,对第三道屏障技术规范要求的理解,为遵守单一故障准则，所有与安全壳内空气相通或可能相通的贯穿件都设置两道隔离装置。如果其中一道隔离装置在隔离信号发出时不关闭，则违背了单一故障准则。为保证事故工况下，最大安全壳泄漏率不超过每24小时0.3%个安全壳内总体积，必须定期检查安全壳密封性。通过在停机期间对安全壳及其贯穿件的定期试验保证这一检查。同时在机组运行状态，也可对安全壳密封性进行某些跟踪,对第三道屏障技术规范要求的理解,限值为10Nm3/h与前安全壳密封性（安全壳泄漏率不超过每24小时0.3%个安全壳内总体积）标准无关。10Nm3/
26、h的限值作为一种标准（超出5Nm3/h，应立即查找原因），目的是检查：所有贯穿安全壳的回路和与安全壳内外空气直接相通的系统处于正常在线状态（尤其保持相应水封）。在连接安全壳内外的贯穿件有无大的泄漏（特别SAS，EBA 大直径的贯穿件）在安全壳完整性存在变化的所有阶段，有关RX泄漏率的规定不适用（如：当ETY扫气系统投运，期间安全壳内外空气直接相连；气闸门打开等）,对第三道屏障技术规范要求的理解,在大亚湾最初的设计中也没有安全壳泄漏在线监测系统。1995年，大亚湾自己组织人力进行分析研究，参考法国核电厂同类系统的设计思想，在法国专家的帮助下自行设计并安装了安全壳泄漏在线监测系统，也称为SEXTE
27、N系统。二核在103/201大修中将进行安装和调试安全壳泄漏在线监测系统。,运行技术规格书对第三道屏障的具体要求,16.4.9 安全壳完整性 16.4.9.1 换料或维修冷停堆状态16.4.9.1.1 技术规定 当反应堆处于换料或维修冷停堆（反应堆冷却剂系统打开），下述技术规定必须遵守：a）安全壳贯穿件 1）如果传送流体的安全壳贯穿件与安全壳大气或与反应堆冷却剂系统直接相通，两个隔离阀必须是可运行的或其中之一已经关闭。2）对于其它贯穿件，两个隔离阀之一必须是可运行的。不考虑安全壳隔离逆止阀，因为逆止阀的可运行性很难证明，另外，也因为在这些运行模式下安全壳内可能出现的压力也不会太高。,运行技术规
28、格书对第三道屏障的具体要求,限制条件 在进行例行试验时的维修操作(例如需要打开安全壳内某系统)时，必须遵守以上技术规定，必要时可利用临时系统。对于打开燃料传送管的情况，详见节。b）进入反应堆厂房的条件 要区分以下两种情况：正在进行燃料操作期间 无燃料操作期间 b1）无燃料操作期间,运行技术规格书对第三道屏障的具体要求,1）人员闸门 无论是人员闸门（在8m处）或是应急闸门（在0m处），其内外两道门之间的互锁可以解除。在满足以下条件时，可同时打开8m处人员闸门的两道门：已在闸门外门安装一个活动门；（塑料帘门）小扫气子系统（ETY）的排气功能可以启用；需要时，闸门内门可重新迅速关闭 反应堆厂房由DV
29、N-EBA保持一定的负压。（塑料帘门向RX厂房）0m处应急闸门两道门之一是关闭的。当设备或人员需要进出时，0m处应急闸门的两道门可同时打开，但其中一道门在需要时能快速关闭。两道门同时打开的时间应越短越好。,运行技术规格书对第三道屏障的具体要求,2）设备闸门 设备闸门必须用以下两种方式之一关闭：设备闸门 重生物屏蔽门 限制条件 如需要经设备闸门运输设备，允许只用运输过渡区外门密封。此种办法严格限于设备运输期间。,运行技术规格书对第三道屏障的具体要求,b2）正在进行燃料操作期间 1）8m处人员闸门 内外门之间的互锁解除，两道门均可打开，但要满足以下条件：在人员闸门外门安装一个活动门；小扫气子系统（
30、ETY）的排气功能可以启用；需要时，闸门内门可重新快速关闭；反应堆厂房由DVNEBA保持一定的负压。2）0m处应急人员闸门 当内门打开时，要保持两道门的互锁功能。3）20m处设备闸门 设备闸门必须关闭（用少量均匀分布的螺栓进行密封）。,对第三道屏障技术规范要求的理解,人员闸门的开启：开启8m气闸门时，RX厂房的动态屏蔽代替静态屏蔽，RX厂房的压力应低于核辅助厂房并且在气闸门处安装门帘。应检查ETY的通风确认其能顺利地切换到碘排风，以保证事故情况下静态屏蔽建立前（关闭8m气闸）EBA的隔离期间的动态屏蔽。由于安全壳内压力上升的情况下动态屏蔽不再有效，因此8m气闸门应能快速关闭。正常情况下DVN-
31、EBA使RX的压力低于核辅助厂房，建立动态屏障。然而在失去冷却或者发生燃料装卸事故的情况下，EBA隔离，动态屏障继续由扫气功能保证（ETY应在5分钟内投运）。这种模式下，两列带碘捕捉器的ETY必须可用（与碘过滤器相关的加热器也同时可用）。为防止安全壳隔离阀自动关闭（意外的）而导致动态屏蔽破坏，必须闭锁导致该阀门自动关闭的信号(TCAKRT01 闭锁KRT009/017MA放射性高二ETY隔离信号）,对第三道屏障技术规范要求的理解,在进行放射性燃料操作时，允许安全壳动态屏蔽。这样既能保证核安全（特别是操作风险），又能保证人员安全（由无联锁并装有门帘的气闸门快速撤离）EBA使RX的压力低于核辅助厂
32、房，建立动态屏障。当RX放射性高时，EBA保证人员撤离期间由ETY扫气回路实现的动态屏蔽功能继续（ETY应在5分钟内投运）（IPMC001)两列ETY及其加热器、碘过滤器必须可用，两列风机中其中一列可由内部电源供电。为防止安全壳隔离阀自动关闭（意外的）而导致动态屏蔽破坏，必须闭锁导致该阀门自动关闭的信号。预防性投入一列ETY 是没有必要的，因为燃料操作事故发生后人员撤离期间，ETY能够快速投运形成动态屏蔽。,在大修期间容易造成第三道屏障不满足运行技术规格书现象,安全壳在开启人员闸门时，其动态屏蔽失效，也就是RX同NX厂房的负压不能维持。8米和0米人员闸门的开启或联锁不能满足要求设备舱和生物屏蔽
33、门的开启不满足要求机械贯穿件不能满足要求在蒸汽发生器二次侧人孔、手孔或眼孔打开的情况下必须防止通过构成安全壳密封扩展边界的APG、ARE、ASG、REN二回路系统、SIR和VVP等系统而旁路。（例如VVP安全阀工作、GCT-A工作等等）燃料传输通道不满足要求。,技术规范对打开燃料输送管的规定,在进行换料小车干式试验时，运行技术规范有何规定？,技术规范对打开燃料输送管的规定,燃料输送通道燃料输送通道正常运行时处于隔离状态（阀门关闭并装上塞子（实际上为盲板），只在换料操作时才打开。限制条件 在反应堆水池排空的情况下，有必要打开转运通道时（准备换料、维修和定期试验）必须遵守下述规定：燃料厂房中全部燃
34、料操作都停止；反应堆堆腔水池排放塞和核仪表系统（RPN）探测器的装卸孔板已经就位；反应堆堆腔水池和堆内构件存放水池之间的水闸门已经就位，其密封已经充气；反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统（PTR）可运行，已准备好500m3的水准备向乏燃料水池供水。,技术规范对打开燃料输送管的规定,在反应堆水池排空的情况下打开燃料输运通道，最大的风险在于乏燃料水池同反应堆水池之间仅仅靠一道水闸门（乏燃料水池同燃料传输池之间）来密封，而水闸门失去压空供气或密封损坏失效时将导致乏燃料水池跑水。所以运行技术规格书有非常严格的规定。在乏燃料水池跑水的情况下，可能导致PTR泵吸入口失水而导致KX厂房水池失去冷却或
35、水池的生物屏蔽不充分的放射性保护事故。,KRT系统,KRT系统接受来自固定辐射探测仪表的数据，这些探测仪表监测和控制穿过不同屏障的放射性传输，测量向环境的放射性排放，监测核电厂的内部辐射及污染水平 与核安全相关通道分四类，均与放射性物质屏蔽有关：自动监测每一道屏障相对于所屏蔽的放射性物质的放射性是否高；事故阶段的测量和事故后处理；监视控制放射性物质的排放；通过测量放射性参数连续监视某道屏障的完整性以保护人员,KRT系统,监视每一道屏障 a）第一道屏障（燃料包壳）KRT 001 MA：正常运行工况一回路流体放射性活度的测量安装在RCV 下泄管线上。,KRT系统,b）第二道屏障（一回路）一/二回路
36、间泄漏有三套测量系统：KRT 007 MA：冷凝器的不凝气体放射性活度的探测，KRT/CVI灵敏度高，在蒸汽发生器传热断裂时反应迅速 KRT 002/003 MA：在每个蒸汽发生器REN取样管上安装KRT/APG 放射性监视。对蒸汽发生器传热管发生小泄漏，放射性产物在蒸汽发生器中积聚，该测量是灵敏的 KRT 032/033 MA：测量两台蒸汽发生器出口反应堆厂房外VVP管线内的放射性，测量：N16的含量，在20功率以上代表 N16的放射性；总，在所有功率运行过程代表裂变产物的放射性,KRT系统,b）第二道屏障（一回路）一回路向核岛冷却水系统RRI泄漏KTR 005/006 MA：分别安装在RR
37、IA/B列测量放射性。取样点设在热交换器下游，以便确定可能的泄漏点。核辅助厂房辅助蒸汽SVA系统泄漏KRT 505 MA：测量辅助厂房内辅助蒸汽冷凝水的放射性。一回路向安全壳内的泄漏正常监视：KRT 009 MA：检测安全壳内惰性气体的放射性，跟踪一回路微小破口的变化,KRT系统,c）第三道屏障（安全壳）安装在核辅助烟囱中的污染排放源KRT 036 MA：可以快速定位烟囱排放的污染源，此探测气体的通道（安装在NX厂房）循环检测DVN/DVK/DVW排风管。KRT 041 MA：测量RX内EBA管道中的惰性气体的活度，触发EBA隔离阀自动关闭。,KRT系统,2）监视与预防向电站外的放射性排放 a
38、）正常工况废液排放KRT 901 MA和KRT 902 MA：除了废液排放前在储存罐中进行放射性测量，在排放过程中，这些体积活度探头测量排放管线上的放射性，一旦超过容许值，立即发出隔离排放信号。b）通过核辅助厂房烟囱的气态废物排放核辅助厂房烟囱测量KRT 017 MA与KRT 021 MA：这些辐射防护测量系统通过记录惰性气体的体积活度、气溶胶活度计数率和利用有关设备（滤纸、碘盒）收集的碘测量烟囱中排放的气体的活度计数率。1号和2号机组都有KRT 017 MA和KRT 021 MA，但两个机组只有一个烟囱，因此对烟囱的监测是双重的。,KRT系统,被污染地点排风限制排放 在开式通风房间出现一回路
39、液体泄漏时，可能导致含碘废气对外排放。此时，探测系统探测到放射性高于阈值，发出信号隔离相关通风，并向主控室报警，然后自动或手动投入碘过滤回路 安全壳内ETY扫气回路（KRT 009 MA）运行测量通道KRT 009 MA和KRT 017 MA探测安全壳内惰性气体的放射性活度引发ETY系统隔离阀自动关闭。停堆期间EBA安全壳内换气（KRT 041 MA）KRT 041 MA：测量RX内EBA管道中的惰性气体的活度，引发EBA隔离阀自动关闭。KRT 011/012 MA：一旦出现燃料操作事故，这两个测量反应堆水池上部计量率的通道确保所探测的放射性物质释放超出限值时，触发报警器并关闭EBA隔离阀。D
40、VK 燃料厂房通风系统（KRT 013/014 MA）KRT 013/014 MA：同样的方法，这两个测量KX厂房水池上部计量率的通道提示可能发生燃料操作事故。,KRT系统,3）事故后处理和事故中所用的测量 a）第一道屏障（燃料包壳）KRT 001 MA和KRT 026 MA：这些测量用于事故工况。它们通过一回路高放信号自动隔离，确保事故工况下RX厂房的屏蔽。事故后因为下泄隔离，KRT 026 MA可用于测量一回路的放射性。它位于取样间的RCP和RRA取样的REN公共母管上。,KRT系统,3）事故后处理和事故中所用的测量 b）第二道屏障（一回路）KRT 022 MA和KRT 023 MA：这些
41、RX厂房高通量的测量在事故规程中使用。它们向操纵员提供有用的补充信息以便启动应急计划。,KRT系统,3）事故后处理和事故中所用的测量c）第三道屏障(安全壳)事故后核岛周围厂房的污染（NX厂房，KX厂房）KRT 051/052/053/054/055/501/502 MA：事故后高污染液体泄漏的情况下，废液被收集在这些厂房的地坑内然后重新注入RX厂房以避免严重的污染扩散。因此，计量率的测量安装在每个可能接收高放废液的地坑上方，这些废液自动隔离排往TEU。一个补充管网将这些地坑的废液重新注入核岛。,KRT系统,事故后核岛周围厂房的污染（NX厂房，KX厂房）KRT 051/052/053/054/0
42、55/501/502 MAKRT051MA(燃料厂房地坑活度监测RPE008PS)KRT052MA(燃料厂房地坑活度监测RPE002PS)KRT053MA(燃料厂房地坑活度监测RPE009PS)KRT054MA(燃料厂房地坑活度监测RPE013PS)KRT055MA(燃料厂房地坑活度监测RPE014PS)KRT501MA(核辅助厂房地坑活度监测9RPE001PS)KRT502MA(核辅助厂房地坑活度监测9RPE002PS),KRT系统,4）保护人员辐射防护固定测量 a）燃料操作KRT 011/012/013/014 MA：安装在反应堆水池上方的KRT 011/012 MA与安装在乏燃料水池上方
43、的KRT 013/014 MA，在装卸料期间探测到辐射后，发出人员撤离信号，以保护人员安全。这些通道用于测量燃料操作事故时的,KRT系统,4）保护人员辐射防护固定测量b）主控室的可居留性KRT 018/019 MA：主控室通风系统DVC在厂区空气污染时有所动作，以保护主控制室人员。一旦探测到厂区空气污染，碘过滤换气系统投入运行。高通量报警隔离无过滤的正常通风系统。c）KRT 028 MA：反应堆厂房测量放射性碘，用于保护在RX厂房工作人员。,关于RCP007MN不可用等情况下的技术规范,1#机组满功率运行时由于涉及1RCP007MN的KRG机柜内一个卡件故障，存在一个三周的I0，机组仅有这一个
44、I0,由于缺少备件，紧急采购备件需要三天的时间，而此时反应堆紧急停堆，停堆原因已经查明并且引起紧急停堆的故障已经消除，且除了1RCP007MN不可用之外没有其它故障，请问是否允许立即反应堆重新临界以及提升功率直到恢复满功率运行？为什么？,关于RCP007MN不可用等情况下的技术规范,在上述情况下，允许反应堆立即重新临界，但在1RCP007MN没有处理好之前，不允许反应堆升功率超过P10。因为在1RCP007MN不可用时，如果反应堆功率在P10以下的状态，就1RCP007MN不可用而言机组没有I0,因为只有功率在P10以上时,1RCP007MN参与的稳压器水位高高同P7信号相符合产生RPR停堆保
45、护信号才有效，故在反应堆功率在P10以下的状态，就1RCP007MN不可用而言机组没有I0，如果1RCP007MN不可用反应堆功率大于P10时，那么有相应的I0，只需要按照运行技术规格书的要求在规定的时间内修复或者退防即可。但是在1RCP007MN不可用时，如果反应堆功率少于P10时，即没有相应的P10信号时，运行技术规格书规定不允许反应堆功率超过P10,关于RCP007MN不可用等情况下的技术规范,关于RCP007MN不可用等情况下的技术规范,关于RCP007MN不可用等情况下的技术规范,关于(2)的说明，英文（大亚湾）运行技术规格书原文是：Remark:These requirements
46、 are applicable if there is no operational inhibition of the measuring channel related to the mode of the reactor at the time when the inoperability is discovered(permissive signal).If this is not the case,the reactor will not be kept in a mode for which the protection is necessary.,关于RCP007MN不可用等情况
47、下的技术规范,原文比较费解，翻译出来词不达意。造成执行技术规格书上的困难。建议修改成：一个要求的保护通道不可用，该通道置于安全位置。参与相同保护信号的其他测量通道进行定期试验前，必须恢复此条不可用测量通道（其他测量通道进行定期试验允许利用25%裕量）如果在发现该测量通道不可用时，机组状态（允许信号）处于不需要该测量通道参与的某保护的状态，则禁止将反应堆置于需要该保护的状态,对GCT-A的安全功能的理解,根据运行技术规范，GCTA系统的安全功能主要体现在哪里？为什么？根据运行技术规范，GCTA系统的安全功能主要体现在它是在某些事故后的运行规定中使用（如SGTR,主回路小破口）的系统 对二回路的超
48、压保护的安全功能不是由GCTA系统来承担而是主要由主蒸汽安全阀来承担。而在某些事故处理中GCTA系统承担相应的安全功能。在SGTR事故中，必须需要利用GCTA尽快对一回路冷却从而在保证堆芯饱和裕度的前提下尽快对一回路降压达到平衡一、二回路之间的压力减少压差已减少泄漏 而在一回路小破口事故中，也需要GCTA尽快对一回路冷却使在保证堆芯饱和裕度的前提下尽快对一回路降压从而减少泄漏。,对PAMS系统的理解,PAMS在事故处理过程中以综合详细的形式为主控制室操纵员提供准确的、冗余的模拟数据，结合主控室的其它信息，使操纵员能够跟踪反应堆状态相关的物理参数的变化。PAMS通道的设计和RPR相同，而且某些回
49、路是两系统公用的。此系统的功能如下：事故后的辅助诊断；执行事故规程时帮助决策；帮助事故后监视。PAMS由下列部分组成：状态灯（显示安全保护的要求）A、B列堆芯冷却监测系统的数据 用于显示安全相关系统物理参数的设备 其它信息设备,对PAMS系统的理解,安全监督盘的功能如下：根据主泵状态、一回路压力和堆芯热电偶测量温度计算并显示出饱和温度裕度TSAT、堆芯最高温度和压力容器水位；信息系统采集、处理并显示数据以便帮助事故诊断和事故处理；控制盘上各系统相关的状态灯反映出安全保护要求的状态（自动停堆、安注、喷淋）。堆芯冷却监测系统的作用：其作用是持续地向操纵员显示堆芯冷却相关的数据，以便判断一回路水沸腾
50、的风险。堆芯冷却监测系统向A/B列提供数据（一回路压力、安全壳压力、堆芯温度）。系统的每一列都显示：堆芯出口最高温度，饱和温度裕度TSAT，压力容器水位等。,对PAMS系统的理解,KPS上堆芯温度测量不可用，必须根据运行技术规格书记相应的PAMS的I0.没有相应的模拟图将堆芯测量和PAMS联系在一起，实际上堆芯测量系统是最主要的PAMS系统。缺少堆芯测量系统相应的比较全面的运行程序，尤其是没有将堆芯水位测量系统应用到EOP程序中去，在事故工况下使其真正起到应有的作用。,关于净化PTR001BA使乏燃料水池却临时中断的通用特许申请,根据技术规格书的规定：无论机组处于何种运行状态，用一台PTR泵保
