五大联赛揭幕战/曼联 乌龙球/篮球直播360/2026世界杯在哪

      運行核電站必須嚴格遵守《中華人民共和國安全生產法》、《中華人民共和國環境保護法》、中華人民共和國核安全法規和導則、核電站《技術規格書》等的相關要求，防止核泄漏事故的發生，重點要求如下：

      1.1核電站安全運行管理總則

      1.1.1核電站運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量，保證安全運行，預防核事故，限制可能產生的有害影響；必須保障工作人員、公眾和環境不致遭到超過國家規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督，并及時、如實地報告安全狀況，提供有關資料，并對所營運的核設施的安全、核材料的安全、工作人員和群眾以及環境的安全承擔全面責任；

      1.1.3應根據《核電廠質量保證安全規定》（HAF003）及其相關導則編制核電站《運行質量保證大綱》，建立有效的質量保證體系，確保從事核安全相關的工作人員履行各自的職責，保證各自工作的質量；

      1.1.4核電站運行必須嚴格遵守《核電廠運行安全規定》（HAF103），執行《核電廠安全運行管理》（HAD103/06）的要求；

      1.1.5應建立正常、異常和事故處理運行規程，所有工作人員必須按照規程執行規定的操作；

      1.1.6必須按照批準大綱的要求對為安全運行所必需的構筑物、系統和部件進行定期維修、試驗、檢驗和檢查，并根據維修、試驗、檢驗和檢查等活動及國內外同行交流的經驗對規定的大綱進行評價和修訂；

      1.1.7必須制定保持反應堆堆芯管理、核燃料性能、核燃料和堆芯部件操作等的管理程序，并對堆芯狀況進行監測和記錄；

      1.1.8必須建立包括構筑物、系統和部件、運行限值和條件、規程和程序及其“修改”制度和實施程序，保證上述修改不會影響到國家核安全局的安全要求；

      1.1.9應嚴格遵守核電站《技術規格書》中的運行限值和條件以及監督要求；保證核電站設計的縱深防御三道屏障不會遭到破壞；

      1.1.10應根據《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施程序，保證換料檢修期間的運行安全和事故停堆的原因分析、糾正措施的落實

      1.1.11應加強對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定的排放限值的基礎上能夠符合合理可行盡量低的原則；

      1.1.12應加強核電站保衛工作，保證核電站實體保護系統的設計功能，保證核電站出入人員和貨物的有效控制，使核電站設計的技防和人防有機結合，確保放射性物質不會遭到破壞和非法轉移；
      1.1.13應建立和保持所有與放射性相關的活動的完整質量記錄體系，確保工作質量符合工作開展前制訂的質量標準；

      1.1.14所有從事放射性相關工作的人員必須遵守核電站輻射防護管理規定和實施程序的要求，在保證完成必要的會導致輻射照射的活動的同時，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應對從事放射性工作的人員不斷進行技能培訓（初次培訓和再培訓），保證其有熟練和充分的技能來完成自己的工作；

      1.1.16應在運行核電站中不斷推進核安全文化建設，使所有在核電站內的工作人員都能正確處理安全與其他方面工作的關系，在質疑、謹慎的工作態度下，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應建立健全核電站經驗反饋體系，保證內部出現的各類事件能夠得到報告、分析和糾正。同時收集國內外同類設備發現的問題，以及問題產生的原因和相關糾正行動，評價電站是否需要采取相應的糾正行動，保證同行運行經驗能夠得到評價和借鑒；

      1.1.18應促進核電站與國內外同行交流與評審活動的展開，保證核電站能夠定期進行核電站運行安全的自我審評和外部同行評審或專家評審工作，使核電站安全運行管理水平能夠得到持續改進；

      1.2防止核泄漏事故發生的預防要點

      1.2.1應保證含有放射性物質的系統、設備、構筑物以及放射性監控系統等的運行可靠性，保證其能正確執行設計功能；

      1.2.2應編制核電站堆芯和核燃料管理、放射性廢物運輸、處理與貯存管理、放射性排出流管理等管理制度與實施程序，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他們的工作；

      1.2.3放射性工藝系統、設備、構筑物等的相關操作中出現任何在管理程序和操作規程中沒有明確規定的情況，應暫停工作，待明確后才能繼續進行；

      1.2.4應編制核電站《預防性維修大綱》，保證所有放射性相關的系統、設備、構筑物等能夠得到及時、有效的預防性檢查和維修；

      1.2.5應編制核電站《在役檢查大綱》，對所有核承壓設備（容器、管道、熱交換器、穩壓器、泵、閥門等及其支承件）進行定期檢查，跟蹤其缺陷產生和發展的趨勢，并在缺陷擴展到超過規定限值前進行有效的處理，防止設備失效破損造成的放射性物質失控泄漏；

      1.2.6應對放射性相關的系統、設備、構筑物等進行定期巡檢、試驗等，保證系統、設備和構筑物等能夠爭取執行其設計功能，同時保證運行過程中產生的缺陷能夠被及時發現并得到處理；

      1.2.7任何改變放射性工藝系統監測、報警、控制、保護定值，改變放射性工藝系統運行方式或改變放射性工藝系統內設備或部件功能、材料等都必須事前辦理電廠審批程序，與核安全相關的修改，報國家核安全局審批。

      1.2.8保證核電站設計的三道安全屏障的完整性；

      1.2.8.1應嚴格按照操作規程進行操作，防止反應堆冷卻劑系統因壓力、溫度等的瞬變影響反應堆壓力容器的性能；

      1.2.8.2應按照電站《技術規格書》的要求，對反應堆冷卻劑系統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生；

      1.2.8.5反應堆運行期間，應嚴格監督反應堆冷卻劑系統的劑量水平的變化，保證其不會超過電站《技術規格書》的限值要求；

      1.2.8.6正常運行期間，應對放射性監測系統的相關參數、反應堆冷卻劑系統的正常泄漏量、反應堆廠房內的溫度、濕度、地坑水位和負壓等參數的變化進行監督，保證用以證明三道屏障完整性的參數等都在正常范圍內；

      1.2.9應對放射性工藝系統制訂設備“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測，并對放射性排出流系統及其控制系統進行定期檢查、檢修、標定和試驗，防止設備或控制系統失效引起的放射性物質失控排放；

      1.2.11應對放射性物質運輸、處理和貯存的系統、設備和構筑物進行定期檢查、維修、標定、試驗，保證能夠執行設計功能；

      1.2.12應對核燃料運輸、處理和貯存的系統、設備和構筑物進行定期檢查、維修、標定、試驗，保證能夠執行設計功能；

      1.2.13放射性系統、設備、構筑物等的相關工作應按核電站程序規定進行正確記錄，這些記錄應按程序規定進行妥善保存。

      二、防止反應性事故

      反應堆運行必須遵循國家核安全法規《核電廠運行安全規定》（HAF103）及其有關導則，防止發生反應性事故。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《技術規格書》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的硼濃度設定值重新調整到與冷卻劑的硼濃度相等；

      2.1.4進行調硼操作時，應密切注意反應堆控制棒位置的變化，出現異常時，應中止調硼操作，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，必要時應調整硼濃度，使調節棒組始終處于正常的調節帶范圍內；

      2.1.6濃硼酸貯存容器內的高含硼溶液的液位應滿足技術規格書的要求，并應定期對容器內的液體進行取樣分析，確保其硼濃度在規定值以內；

      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，以監測反應堆內中子計數的變化；

      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（冷卻水、消防水等）的閥門狀態應進行行政隔離控制；

      2.1.10只要反應堆內有核燃料，就必須對其進行有效的中子計數監測；

      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規格書規定的最小值；

      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，預計臨界狀態的誤差超過規定值，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行，裝料完成后應進行堆芯核查，防止裝錯料事件發生；

      2.1.18與二次側蒸汽輸送相關的蒸汽發生器、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等應進行定期檢查、試驗，保證其能夠執行設計功能；

      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能夠達到《技術規格書》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，必須按規定進行堆芯核查；

      2.2.3反應堆首次臨界后，應完成《技術規格書》規定的所有零功率物理試驗，并確認試驗結果正常后才能提升反應堆功率；并根據裝料方案和物理啟動試驗結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容，用于指導該燃料循環內的反應堆運行；

      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反應堆在熱態停堆前，要根據反應堆停堆前的狀態和反應堆運行參數進行計算分析，提供堆芯熱態停堆最小停堆硼濃度值，在反應堆停堆規定時間前進行堆芯硼化操作，直到達到所要求的熱態最小停堆硼濃度；

      2.2.6反應堆在冷態停堆前，要根據反應堆停堆前的狀態和反應堆運行參數進行計算分析，提供堆芯冷態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整到冷態停堆所要求的最小停堆硼濃度，經取樣分析，確認反應堆冷卻劑滿足冷態最小停堆硼濃度要求后才能開始降溫降壓；

      2.2.7燃料循環末期，慢化劑溫度系數達到了《技術規格書》要求的限值，則應進行停堆換料；

      2.3防止意外硼稀釋事件