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运行技术规格书培训 赵皓 ２００５年３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，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