核动力厂运行限值及条件

运行限值和条件这一概念是指经国务院核安全监管部门批准的，为核动力厂的安全运行列举的参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务的水平等一整套规定。

定义运行限值和条件这一概念是指经国务院核安全监管部门批准的，为核动力厂的安全运行列举的参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务的水平等一整套规定1。

为保证核动力厂运行符合设计要求，营运单位必须制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件。运行限值和条件必须反映最终设计，并必须在核动力厂运行开始之前经国务院核安全监管部门评价和批准。

运行限值和条件必须包括对各种运行状态（包括停堆在内）的要求。这些运行状态应包括启动、功率运行、停堆、维修、试验和换料运行限值和条件还应确定运行要求，以保证安全系统包括专设安全设施在所有的运行状态及设计基准事故下能执行必要的功能。

运行限值和条件的技术方面包括核动力厂安全重要的各构筑物、系统和部件执行其在安全分析报告中假定的预定功能时需要遵守的限制和运行要求。

安全运行既取决于设备，也取决于人，所以运行限值和条件还必须包括运行人员应采取的行动和应遵守的限制。关于运行人员方面，运行限值和条件包括对涉及保持运行限值和条件的设备执行其功能进行必要的监督、纠正或补充行动的原则要求。

运行限值和条件必须作为营运单位运行核动力厂的一个重要依据。对运行负有直接责任的运行人员必须熟练掌握运行限值和条件，并保证遵守。包含运行限值和条件的有关文件都必须备在控制室供控制室人员使用，且必须是最新有效文本。

在核动力厂运行寿期内，必须根据经验的积累、技术和安全的发展以及核动力厂的变更对运行限值和条件进行复审。在国务院核安全监管部门提出要求，或者营运单位认为必要并经国务院核安全监管部门批准时，还必须对运行限值和条件进行修改。

运行限值和条件分类运行限值和条件可以分为以下几类:

（1）安全限值；

（2）安全系统整定值；

（3）正常运行的限值和条件；

（4）监督要求。

针对运行状态和事故工况，必须为安全重要物项规定一套相应的设计限值。设计限值必须符合核安全法规和相关的监督要求。设计还必须为核动力厂安全运行确定一套运行限值和条件。

核动力厂设计中确定的要求，以及运行限值和条件必须包括:

（1）安全限值；

（2）安全系统整定值；

（3）正常运行限值和条件；

（4）工艺变量和其他重要参数的控制系统限制和规程限制；

（5）对核动力厂的监督、维修、试验和检查的要求，以保证各构筑物、系统和部件执行设计中预定的功能，并使辐射风险保持在可合理达到的尽量低的水平；

（6）规定的运行配置，包括在安全系统或安全相关系统不可用时的运行限制；

（7）行动说明，包括在响应偏离运行限值和条件时所采取行动的完成时间。

安全限值与安全系统整定值安全限值的概念是以防止核动力厂发生不可接受的放射性物质释放为依据的，这是通过对燃料和包壳温度、冷却剂压力、压力边界完整性和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限制来实现的。制定的安全限值是为了保护某些实体屏障的完整性，以防止放射性物质不可控制释放。应按保守的方法制定安全限值，以保证考虑了安全分析中所有的不确定性。安全限值表明了安全条件的最终边界。

对于安全限值中的参数以及影响压力或温度瞬态的其他参数或参数组合，都要选定安全系统整定值。安全系统整定值是为防止出现超过安全限值的状态，在发生预计运行事件或设计基准事故时启动有关自动保护装置而设定的触发点。超过某些整定值将引起停堆以抑制瞬态，超过另一些整定值将导致其他自动动作以防止超越安全限值。还有一些安全系统整定值用于使专设安全设施投入运行。这些专设安全设施的作用是限制预计瞬态过程以防止超越安全限值，或减轻假想事故的后果。

需要安全系统整定值的典型参数、运行事件和保护系统装置有下列各项:

（1）中子注量率及其分布（源量程、中间量程和功率量程）、中子注量率变化率（2）轴向功率分布因子；

（3）功率振荡；

（4）反应性保护装置；

（5）燃料包壳温度或燃料通道冷却剂温度

（6）反应堆冷却剂温度、反应堆冷却剂温度变化速率；

（7）反应堆冷却剂系统压力（包括冷态超压整定值）；

（8）反应堆容器或稳压器水位（随核动力厂状态和不同的堆型而变化）

（9）反应堆冷却剂流量、反应堆冷却剂流量变化速率；

（10）一回路主冷却剂泵跳闸；

（11）中间冷却和最终热阱；

（12）蒸汽发生器水位；

（13）蒸汽发生器入口给水温度、蒸汽发生器出口蒸汽温度；

（14）蒸汽流量、蒸汽压力；

（15）触发蒸汽管道隔离、汽轮机脱扣和给水隔离；

（16）应急辅助给水；

（17）主蒸汽管道隔离阀关闭；

（18）冷却剂应急注射；

（19）安全壳压力；

（20）触发安全壳喷淋系统、安全壳冷却系统和安全壳隔离系统动作

（21）液体毒物控制和注入系统；

（22）一回路中的放射性水平；

（23）蒸汽管道的放射性水平；

（24）反应堆厂房内的放射性水平和厂房内大气污染水平；

（25）正常电源断电；

（26）应急电源。

对于上述各项，要求触发的动作因堆型和设计而异，某些整定值可能并不适用。对特殊堆型，在安全分析报告中可以规定一些附加的参数及其安全系统整定值。

正常运行的限值和条件正常运行限值和条件是为了保证安全运行，即保证安全分析报告的假定是有效的，并保证在核动力厂运行中不超过规定的安全限值而制定的。此外，应保证在正常运行限值与规定的安全系统整定值之间留有可接受的裕度，以避免安全系统出现不希望的频繁启动。

正常运行限值和条件应包括运行参数的限值可运行设备的最低需要量、各层次运行人员的最低配备，在偏离规定的运行限值和条件的事件中运行人员采取的规定动作和完成这些动作允许的时间。这些限值还应包括对安全重要的参数，如工作介质的化学成分、其放射性含量和对排放到环境中的放射性物质给出的限值。

可运行性要求应规定在各种正常运行方式下需处于运行状态或备用状态的安全重要系统或部件的数目。这些可运行性要求同时规定在每种正常运行模式下核动力厂最低安全配置。当可运行性要求不能达到预期程度时，应规定使反应堆回到安全状态（如降功率或停堆）所采取的措施，并应规定完成动作允许的时间。

在异常事件（包括反应堆紧急停堆）后，应查明事件的原因，以保证恢复运行或在紧急停堆情况下重新启动反应堆是安全的。应备有规程来确定要实施的措施和评价。

监督要求为了保证安全系统整定值以及正常运行限值和条件始终得到满足，应根据批准的监督大纲监测、检查、核对、标定和试验有关的系统和部件。

监督大纲应涵盖足够的内容，以保证包括运行限值和条件的所有方面。应根据可靠性分析包括概率安全评价（可得到时）和对现有的监督结果得到的经验研究规定监督频度。应在监督规程中以明确的验收准则规定监督要求，使得在系统的可运行性或部件的可运行性方面是确定无疑的。

本词条内容贡献者为:

李炜炜 - 高级工程师 - 环境保护部核与辐射安全中心