??????? 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
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