文章属性
∙【制定机关】国家核安全局
∙称重装置【公布日期】2008.11.11
∙【文 号】国核安发[2008]94号
∙【施行日期】2008.11.11
∙【效力等级】部门规范性文件
∙【时效性】现行有效
∙【主题分类】核能及核工业
正文
国家核安全局关于发布《重水堆核电厂运行事件判定准则》（试行）的通知
（国核安发〔2008〕94号）
各有关单位：
近年来，我局对重水堆核电厂运行监管情况表明，由于重水堆核电厂在设计和运行方面均与压水堆核电厂存在较大差别，现行《核电厂营运单位报告制度》（HAF001/02/01）中的运行事件判定准则对重水堆核电厂有一定的局限性，必须对现行运行事件判定准则进行适当的修订和补充。根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）和《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一-核电厂营运单位报告制度》（HAF001/02/01）的有关规定，结合重水堆核电厂的运行经验以及我局的监管实践，我局制定了《核电厂营运单位报告制度》中的《重水堆核电厂运行事件判定准则》（试行），现予发布执行。
各重水堆核电厂营运单位应严格按照新发布的判定准则实施管理，确保核电厂运行安全，并根据运行经验对其试用情况进行反馈和总结，在试行期间，每年向我局提交有关总结报告。
附件：重水堆核电厂运行事件判定准则（试行）
二○○八年十一月十一日
附件：
重水堆核电厂运行事件判定准则（试行）
4.1 报告准则
坐垫纸
在核电厂试验和运行期间，发生下列各类事件时，营运单位应该向国家核安全局和所在地区监督站报告。
4.1.1 违反核电厂技术规格书的事件
核电厂机组运行时，必须满足核电厂技术规格书规定的运行限制条件。如果偏离核电厂技术规格书规定的运行限制条件，或者某个安全重要系统或设备不能使用或运行参数达不到规定值，并在规定的时间内不能恢复正常而导致停堆，应该向国家核安全局报告。例如，机组运行时，一台汽动辅助给水泵不能使用，按核电厂技术规格书的规定，必须在24小时 内将其恢复正常；或者一台柴油机带动的辅助给水泵不能运行，按核电厂技术规格书的规定，必须在72小时内将其恢复正常。如果在上述规定的时间内尚未恢复正常而导致停堆，这样的停堆事件就应该报告。停堆包括热备用、热停堆、中间停堆和冷停堆。
scm435 4.1.1.2 违反技术规格书的运行事件。
这类事件包括：
（1）运行参数超过安全限值；
（2）监督试验或监测周期超过规定的期限；
（3）出现了技术规格书中不允许出现的运行工况等。
监督试验是指核电机组运行期间所进行的定期试验，它是为了验证安全有关的构筑物、系统或部件是否能继续执行其功能或者是在执行其功能的备用状态。如果两次监督试验或监测之间的间隔时间超过核电厂技术规格书允许的限值，应该报告。核电机组在运行时出现了核电厂技术规格书中禁止的运行工况，例如，在某种停堆工况下，应该维持两台停堆冷却泵处在运行状态，由于某种原因只有一台泵在运行，从而导致堆芯和主回路温度偏高。
4.1.2 导致核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害或出现下列工况的事件
（1）明显危害安全的没有分析过的工况；
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（2）超出核电厂设计基准的工况；
（3）在核电厂运行规程或应急规程中没有考虑过的工况。
多媒体集中控制器 “核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害的事件”是指这些设备出现故障或不能执行其功能或它们的机械或化学性能受到严重损伤，降低其对3类或4类工况的承受能力。这类事件的事例有：（1）堆芯或贮存水池内燃料包壳破损率超过允许范围；（2）一回路的放射性超过规定限值；（3）压力壳或一回路的其他重要设备（蒸汽发生器、主泵、稳压器、安全阀和卸压阀）出故障和主管道破损；（4）主冷却剂系统的焊缝或材料有重大缺陷；（5）在试验或运行期间，卸压阀或安全阀丧失操作能力或可用的数量不足；（6）安全壳泄漏超过规定限值。
“可能导致明显危害安全的没有分析过的工况，超出核电厂设计基准的工况或在核电厂规程或应急规程中没有考虑的工况的事件”主要是指一些对核电机组安全运行有全局性影响的
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事件，而不仅是个别运行参数的偏离或个别零件出故障。这类事件的事例有：
（1）堆芯传热管道内出现过量的汽泡，妨碍从燃料元件内导出热量，特别是在自然循环条件下，导致传热效率急剧下降，并可能引起元件或堆熔化；
（2）测量信号管路内出现汽泡，使仪表误显示，从而可能引起严重后果；
（3）在试验监督中，一个单一故障或人的误操作导致多台设备中断运行；
（4）在例行检查时发现高能管道的支撑构件的螺丝松动。
4.1.3 对核电厂安全有现实威胁或明显妨碍核电厂值班人员完成安全运行的自然事件和其他外部事件
核电厂附近发生这类事件时，将直接威胁核电厂的安全，并使核电厂值班人员难以继续维持反应堆的安全运行或按规定程序停堆或保持安全停堆状态。这类事件的事例有：雪崩、地震、洪水、雾、湖水或河水高水位或低水位、高温、高潮位、滑坡、雷电、地面沉降或塌陷、龙卷风、海啸及潮涌、地面隆起、火山爆发、飞机撞击、化学物质释放、森林火灾
、工业或军事设施事故、蓄水或挡水工程事故、地面交通工具爆炸或撞击、有毒气体释放和使用爆炸物等。但是，这类事件对核电厂安全的威胁是否具有现实性，需要分析判断，然后再决定是否应该报告。
其他外部事件主要指来自核电厂外部的某些人为事件，例如，经过核实的可能影响核电厂安全的敌意举动或有这种企图的行为。
4.1.4 导致专设安全设施和反应堆保护系统自动或手动触发的事件（预先安排的这类试验，以及反应堆处于保证停堆状况时因干扰信号引起停堆系统触发的事件除外）
专设安全系统和反应堆保护系统在需要时应能及时地正确投入运行。应该尽可能避免这些设施或系统误启动。尤其是安全注入系统和紧急停堆系统，因为它们突然投入运行后，将使燃料包壳和一回路设备出现剧烈的温度和压力瞬变过程，使其机械性能受到严重损伤，从而对核电机组的安全运行产生潜在的不利影响。因此，出现这类触发事件时应该报告。如果在一个事件过程中，为了缓解事件的后果，自动或手动触发反应堆保护系统或专设安全设施将不单独作为一个事件提交报告。
反应堆处于保证停堆状态时因干扰信号引起停堆系统触发的事件包括：在启动仪表系统所在区域使用电气设备，如吸尘器、电焊机、切割机、对讲机，反应堆厂房内设备启动等引起的电磁信号导致停堆系统触发的事件。
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