防止核电厂重大事故的重点要求_防止重大事故管理

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防止核电厂重大事故的重点要求

中国核工业集团公司

目 录

前言

一、防止核泄漏事故

二、防止反应性事故

三、防止反应堆冷却剂系统失水（以下简称LOCA）事故

四、防止蒸汽发生器（以下简称SG）传热管破裂事故

五、防止最终热阱丧失事故

六、防止主蒸汽、主给水管道破裂事故

七、防止主系统异物事故

八、防止燃料跌落事故

九、防止超剂量事故

十、防止放射性物质丢失事故

十一、防止放射性物质超限值排放事故

十二、防止放射性物质运输的意外事故

十三、防止重水泄漏事故

十四、防止火灾事故

十五、防止台风/暴雨袭击造成的水淹、垮坝、厂房坍塌等事故

十六、防止汽机超速和轴系断裂事故

十七、防止汽轮机大轴弯曲和轴瓦烧损事故

十八、防止发电机损坏事故

十九、防止大型变压器损坏事故

二十、防止电气误操作事故

二

十一、防止压力容器爆破事故

二

十二、防止分散控制系统(DCS)失灵、热工保护拒动事故

二

十三、防止接地网事故

二

十四、防止人身伤亡事故

二

十五、预防恐怖活动的措施

言

核电站必须贯彻落实“安全第一、预防为主”的方针，以确保核电站安全运行，保证工作人员和公众安全，保护环境，保护投资者的资产免遭损失。

为强化和规范运行核电站的安全管理，按照国家有关法律、法规，结合核电站的特点，特制定“防止核电站重大事故的重点要求”。

一、防止核泄漏事故

核泄漏事件是指核电站内放射性物质失控排放到环境中去的运行事件。

运行核电站必须严格遵守《中华人民共和国安全生产法》、《中华人民共和国环境保护法》、中华人民共和国核安全法规和导则、核电站《技术规格书》等的相关要求，防止核泄漏事故的发生，重点要求如下：

1.1 核电站安全运行管理总则

1.1.1 核电站运行管理必须贯彻安全第一的方针；必须有足够的措施保证质量，保证安全运行，预防核事故，限制可能产生的有害影响；必须保障工作人员、公众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染，并将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平；

1.1.2 核电站必须接受国家核安全局的核安全监督，并及时、如实地报告安全状况，提供有关资料，并对所营运的核设施的安全、核材料的安全、工作人员和群众以及环境的安全承担全面责任；

1.1.3 应根据《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其相关导则编制核电站《运行质量保证大纲》，建立有效的质量保证体系，确保从事核安全相关的工作人员履行各自的职责，保证各自工作的质量；

1.1.4 核电站运行必须严格遵守《核电厂运行安全规定》（HAF103），执行《核电厂安全运行管理》（HAD103/06）的要求；

1.1.5 应建立正常、异常和事故处理运行规程，所有工作人员必须按照规程执行规定的操作；

1.1.6 必须按照批准大纲的要求对为安全运行所必需的构筑物、系统和部件进行定期维修、试验、检验和检查，并根据维修、试验、检验和检查等活动及国内外同行交流的经验对规定的大纲进行评价和修订；

1.1.7 必须制定保持反应堆堆芯管理、核燃料性能、核燃料和堆芯部件操作等的管理程序，并对堆芯状况进行监测和记录；

1.1.8 必须建立包括构筑物、系统和部件、运行限值和条件、规程和程序及其“修改”制度和实施程序，保证上述修改不会影响到国家核安全局的安全要求； 1.1.9 应严格遵守核电站《技术规格书》中的运行限值和条件以及监督要求；保证核电站设计的纵深防御三道屏障不会遭到破坏；

1.1.10 应根据《核电厂换料、修改和事故停堆管理》（HAF103/01）的要求，编制核电站换料检修和事故停堆管理制度和实施程序，保证换料检修期间的运行安全和事故停堆的原因分析、纠正措施的落实

1.1.11 应加强对核电站放射性排出流和放射性废物的管理，保证放射性排出流在不超过国家规定的排放限值的基础上能够符合合理可行尽量低的原则；

1.1.12 应加强核电站保卫工作，保证核电站实体保护系统的设计功能，保证核电站出入人员和货物的有效控制，使核电站设计的技防和人防有机结合，确保放射性物质不会遭到破坏和非法转移；

1.1.13 应建立和保持所有与放射性相关的活动的完整质量记录体系，确保工作质量符合工作开展前制订的质量标准；

1.1.14 所有从事放射性相关工作的人员必须遵守核电站辐射防护管理规定和实施程序的要求，在保证完成必要的会导致辐射照射的活动的同时，使工作人员所受照射保持在合理可行尽量低的水平；

1.1.15 应对从事放射性工作的人员不断进行技能培训（初次培训和再培训），保证其有熟练和充分的技能来完成自己的工作；

1.1.16 应在运行核电站中不断推进核安全文化建设，使所有在核电站内的工作人员都能正确处理安全与其他方面工作的关系，在质疑、谨慎的工作态度下，按照核电站管理制度和程序完成自身的工作，确保核电站的安全生命线；

1.1.17 应建立健全核电站经验反馈体系，保证内部出现的各类事件能够得到报告、分析和纠正。同时收集国内外同类设备发现的问题，以及问题产生的原因和相关纠正行动，评价电站是否需要采取相应的纠正行动，保证同行运行经验能够得到评价和借鉴；

1.1.18 应促进核电站与国内外同行交流与评审活动的展开，保证核电站能够定期进行核电站运行安全的自我审评和外部同行评审或专家评审工作，使核电站安全运行管理水平能够得到持续改进；

1.2 防止核泄漏事故发生的预防要点

1.2.1 应保证含有放射性物质的系统、设备、构筑物以及放射性监控系统等的运行可靠性，保证其能正确执行设计功能；

1.2.2 应编制核电站堆芯和核燃料管理、放射性废物运输、处理与贮存管理、放射性排出流管理等管理制度与实施程序，保证从事放射性工作的人员能够得到合理、完整的工作程序来指导他们的工作； 1.2.3 放射性工艺系统、设备、构筑物等的相关操作中出现任何在管理程序和操作规程中没有明确规定的情况，应暂停工作，待明确后才能继续进行；

1.2.4 应编制核电站《预防性维修大纲》，保证所有放射性相关的系统、设备、构筑物等能够得到及时、有效的预防性检查和维修；

1.2.5 应编制核电站《在役检查大纲》，对所有核承压设备（容器、管道、热交换器、稳压器、泵、阀门等及其支承件）进行定期检查，跟踪其缺陷产生和发展的趋势，并在缺陷扩展到超过规定限值前进行有效的处理，防止设备失效破损造成的放射性物质失控泄漏；

1.2.6 应对放射性相关的系统、设备、构筑物等进行定期巡检、试验等，保证系统、设备和构筑物等能够争取执行其设计功能，同时保证运行过程中产生的缺陷能够被及时发现并得到处理；

1.2.7 任何改变放射性工艺系统监测、报警、控制、保护定值，改变放射性工艺系统运行方式或改变放射性工艺系统内设备或部件功能、材料等都必须事前办理电厂审批程序，与核安全相关的修改，报国家核安全局审批。

1.2.8 保证核电站设计的三道安全屏障的完整性；

1.2.8.1 应严格按照操作规程进行操作，防止反应堆冷却剂系统因压力、温度等的瞬变影响反应堆压力容器的性能；

1.2.8.2 应按照电站《技术规格书》的要求，对反应堆冷却剂系统压力边界进行密封性试验，对安全壳厂房进行密封性和强度性试验，以验证这两道安全屏障的完整性；

1.2.8.3 应按照核燃料管理要求，在换料检修期间对燃料组件进行检查，保证反应堆内使用的核燃料组件符合使用标准；

1.2.8.4 应严格按批准的装换料方案和程序进行装料和堆芯核查，防止装错料事件的发生；

1.2.8.5 反应堆运行期间，应严格监督反应堆冷却剂系统的剂量水平的变化，保证其不会超过电站《技术规格书》的限值要求；

1.2.8.6 正常运行期间，应对放射性监测系统的相关参数、反应堆冷却剂系统的正常泄漏量、反应堆厂房内的温度、湿度、地坑水位和负压等参数的变化进行监督，保证用以证明三道屏障完整性的参数等都在正常范围内；

1.2.9 应对放射性工艺系统制订设备“开口”（解体设备或打开密封盖板）管理程序，保证解体设备或打开密封盖板过程中不会导致放射性物质失控泄漏，同时要保证在“开口”没有恢复前，其隔离边界不应擅自改变，防止放射性物质通过开口处失控泄漏； 1.2.10 应对所有放射性排出流进行监测，并对放射性排出流系统及其控制系统进行定期检查、检修、标定和试验，防止设备或控制系统失效引起的放射性物质失控排放；

1.2.11 应对放射性物质运输、处理和贮存的系统、设备和构筑物进行定期检查、维修、标定、试验，保证能够执行设计功能；

1.2.12 应对核燃料运输、处理和贮存的系统、设备和构筑物进行定期检查、维修、标定、试验，保证能够执行设计功能；

1.2.13 放射性系统、设备、构筑物等的相关工作应按核电站程序规定进行正确记录，这些记录应按程序规定进行妥善保存。

二、防止反应性事故

反应堆运行必须遵循国家核安全法规《核电厂运行安全规定》（HAF103）及其有关导则，防止发生反应性事故。重点要求如下：

2.1 总体管理要求

2.1.1 反应堆运行期间，必须按照核电站《技术规格书》的要求，限制堆芯最大反应性价值和反应性的引入速率，保证符合运行限值和条件；

2.1.2 在控制棒手动控制的情况下，不应进行补偿原因不明的提棒操作；

2.1.3 当反应堆冷却剂的硼浓度变化后，要及时将反应堆补给水系统的硼浓度设定值重新调整到与冷却剂的硼浓度相等；

2.1.4 进行调硼操作时，应密切注意反应堆控制棒位置的变化，出现异常时，应中止调硼操作，直到查清原因；

2.1.5 必须预计由于反应堆功率变化所导致的氙变化对反应性造成的影响，必要时应调整硼浓度，使调节棒组始终处于正常的调节带范围内；

2.1.6 浓硼酸贮存容器内的高含硼溶液的液位应满足技术规格书的要求，并应定期对容器内的液体进行取样分析，确保其硼浓度在规定值以内；

2.1.7 反应堆停堆后，应保证最低限度的源量程中子通道投入运行，以监测反应堆内中子计数的变化；

2.1.8 在冷停堆过程中，以及在电站处于冷停堆或换料停堆模式时，应定期取样分析反应堆冷却剂系统的硼浓度，防止意外硼稀释；

2.1.9 反应堆压力容器顶盖吊开后，对可能造成反应堆冷却剂硼浓度稀释的系统（冷却水、消防水等）的阀门状态应进行行政隔离控制； 2.1.10 只要反应堆内有核燃料，就必须对其进行有效的中子计数监测；

2.1.11 在进行反应堆达临界操作前，必须预测临界硼浓度和临界棒位；

2.1.12 任何改变反应性的操作过程中，如任一源量程通道计数率意外增加2倍或2倍以上，应立即停止操作，直到查清原因；

2.1.13 反应堆的启动周期不应小于技术规格书规定的最小值；

2.1.14 任何工况下，不能同时进行向反应堆引入两种及以上的正反应性操作； 2.1.15 装换料后的反应堆首次临界应在反应堆物理人员的监督下严格按程序进行；

2.1.16 反应堆恢复临界时，预计临界状态的误差超过规定值，应停止临界操作并查清原因；

2.1.17 装料过程应按批准的装料程序执行，装料完成后应进行堆芯核查，防止装错料事件发生；

2.1.18 与二次侧蒸汽输送相关的蒸汽发生器、主蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、主蒸汽安全阀、主蒸汽旁路排放系统等应进行定期检查、试验，保证其能够执行设计功能；

2.2 防止失去停堆裕度的事件

2.2.1 堆芯装料方案应满足在整个燃料寿期内能够达到《技术规格书》所要求的最低停堆深度要求；

2.2.2 反应堆装料应严格按照批准的有效程序执行，记录装料的全过程操作，除每一组燃料组件的独立检查和核对外，在反应堆压力容器顶盖吊装前，必须按规定进行堆芯核查；

2.2.3 反应堆首次临界后，应完成《技术规格书》规定的所有零功率物理试验，并确认试验结果正常后才能提升反应堆功率；并根据装料方案和物理启动试验结果计算反应堆在寿期初、中、末最小停堆硼浓度与堆芯平均温度的关系等内容，用于指导该燃料循环内的反应堆运行；

2.2.4 反应堆在运行过程中，控制棒应控制在插入极限以上；

2.2.5 反应堆在热态停堆前，要根据反应堆停堆前的状态和反应堆运行参数进行计算分析，提供堆芯热态停堆最小停堆硼浓度值，在反应堆停堆规定时间前进行堆芯硼化操作，直到达到所要求的热态最小停堆硼浓度；

2.2.6 反应堆在冷态停堆前，要根据反应堆停堆前的状态和反应堆运行参数进行计算分析，提供堆芯冷态停堆最小停堆硼浓度值，并在反应堆降温降压前将堆芯硼浓度调整到冷态停堆所要求的最小停堆硼浓度，经取样分析，确认反应堆冷却剂满足冷态最小停堆硼浓度要求后才能开始降温降压；

2.2.7 燃料循环末期，慢化剂温度系数达到了《技术规格书》要求的限值，则应进行停堆换料；

2.3 防止意外硼稀释事件 2.3.1 应编制包括反应堆冷却剂硼稀释、硼化管道阀门在内的重要阀门行政隔离管理程序，这些阀门的状态改变必须经过审批才能执行；

2.3.2 当反应堆冷却剂补给水系统在“自动”方式工作时，应定期检查其自动补给的设定值与当前冷却剂硼浓度值相符合；

2.3.3 在进行反应堆冷却剂稀释操作前，必须按当前硼浓度和稀释后硼浓度值对稀释量进行计算，并且在稀释操作期间不得离开操作盘台执行其他操作，应监视硼浓度和反应性或堆功率变化趋势正确，稀释操作结束后，应将反应堆冷却剂补给水系统的设定值调整到与反应堆冷却剂新的硼浓度值相一致；

2.3.4在反应堆功率控制系统处于“自动”控制时，应监视反应堆功率的变化是否正常，并在控制棒自动动作时，要检查其动作是否正确；

2.3.5 在停堆换料期间，应对可能通过敞开容器或通道进入反应堆内的水源（冷却水、消防水等）进行行政控制，防止反应堆厂房的消防水或其他稀释水源等通过敞开容器进入到反应堆内造成意外硼稀释；

2.3.6 浓硼酸贮存容器内的溶液液位不应低于电厂《技术规格书》的规定值，并应对溶液进行定期取样分析，保证硼浓度在规定限值之内；

2.3.7 反应堆保护和专设设施系统应按电厂《技术规格书》的要求投入运行，并按照定期试验的要求进行试验，以验证其功能正常；

2.3.8 应对浓硼酸注入系统进行定期检查、试验，以验证其功能正常；

2.4 防止弹棒事件

2.4.1 应按照国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601），制订反应堆压力容器顶盖相联的控制棒驱动机构连接部件、密封部件等的检查、检修和试验程序。对执行过程中发现的任何质量问题都必须记录在案，认真分析原因，制订纠正行动计划，并保证有效实施；

2.4.2 当控制棒耐压壳的焊缝和热影响区的缺陷超过在役检查规定值时，应按有关规范进行处理；

2.4.3 反应堆正常运行期间必须遵守核电厂《技术规格书》的要求，控制棒应在插入极限上方运行，以减小发生弹棒事故的正反应性引入量；

2.4.4 反应堆冷却剂系统的温度和压力升降速率应控制在规定值范围内；

2.4.5 应对反应堆冷却剂系统防止超压的设备进行定期检查、检修和试验，保证其可执行设计功能；

2.4.6 应对安全壳厂房内的温度、湿度及放射性监测系统进行定期检查、检修和试验，保证其执行设计功能； 2.4.7 正常运行期间应监视反应堆冷却剂系统的泄漏量变化，及早判明泄漏点。

三、防止反应堆冷却剂系统失水（以下简称LOCA）事故

为了防止反应堆冷却剂系统压力边界范围内的设备（容器、管道、热交换器、稳压器、泵、阀门等及其支承件）失效破裂引起的LOCA事故，核电厂必须对所有反应堆冷却剂系统压力边界范围内的核承压设备进行严格管理，并重点要求如下：

3.1 应按照《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）的要求，对反应堆冷却剂系统压力边界范围内的所有承压设备及其支承件制订合理的检查、检修、试验程序并严格执行，确保其能够执行设计安全功能。具体检查、试验大纲的制订应按照核安全导则《核电厂在役检查》（HAD103/07）和《核电厂维修》（HAD103/08）等的要求；

3.2 应对反应堆冷却剂系统的设备检查、试验结果进行数据统计和跟踪分析，并对发现的任何异常情况及时组织分析；

3.3 应根据《核电厂运行安全规定附件一----核电厂换料、修改和事故停堆管理》（HAF103/01）的规定编制电厂“修改”管理制度；

3.4承担修改核承压设备的设计、制造和安装单位必须具有相应的资质；

3.5 对任何改变或影响反应堆冷却剂系统内运行设备的操作、试验、检查等必须按有效的书面执行程序进行，并按要求进行记录；

3.6 从事反应堆冷却剂系统内的核承压设备在役检查或焊接工作的人员，必须具备相应的资格；

3.7 从事反应堆冷却剂系统设备上的运行、检修、检查人员，应得到足够的操作、检修、检查的技能培训和相关管理制度的培训；

3.8 从事反应堆冷却剂系统设备上的运行、检修、检查工作前，应做好工作前的准备工作，确保工作过程中不会对设备造成非预期瞬态冲击或性能劣化；

3.9 在电站运行过程中，应监督反应堆冷却剂系统中冷却剂泄漏量和安全壳温度、湿度、放射性水平、地坑水位、等参数变化，如发现未预期的增大，应及时进行查找；

3.10 应有效控制反应堆冷却剂的化学性能参数；

3.11 电站运行过程中，应按照电站《技术规格书》的要求，严格控制反应堆冷却剂系统的升、降温和升、降压速率，防止对反应堆冷却剂系统的设备造成意外瞬态冲击；

3.12 应对反应堆冷却剂系统的超压保护设备进行定期检查、试验和检修； 3.13 应对反应堆控制和保护系统进行定期试验、检查和检修；

3.14 应对反应堆冷却剂系统的设备建立设备档案，记录相关的运行瞬态、缺陷处理、检查与试验、预防性维修等设备信息，优化设备管理；

3.15 应积极采用成熟的先进监测、检查技术，提高对设备早期缺陷鉴定的灵敏度。

四、防止、蒸汽发生器（以下简称SG）传热管破裂事故

SG传热管破裂是一种旁路安全壳屏障事故，会造成高放射性的反应堆冷却剂直接向SG二次侧泄漏。作为反应堆冷却剂系统的关键核承压设备之一的SG，必须严格遵守国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601），并重点要求如下：

4.1 应按照《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）的要求，对SG及其支承件制订合理的检查、检修、试验程序并严格执行，确保其能够执行设计安全功能；

4.2 应建立SG从设计、材料选择、加工与制造、出厂验收及现场安装、检查、检修、运行瞬态等全过程数据，并对其总体性能参数进行统计分析，跟踪其发展趋势；

4.3 应定期检查SG传热管，分析减薄和缺陷原因，开展趋势分析。，尽量采用先进的在役检查技术，提高对SG早期缺陷的探查灵敏度；

4.4 如传热管减薄或缺陷超过限制标准应进行修补或堵管。

4.5 正常运行期间，应严格控制SG二次侧的水质。按要求投入SG排污系统的运行，保证设计的排污流量，防止水质变差或杂质沉积对SG造成的加速腐蚀；

4.6 换料检修或长期检修期间，应按规定对停役的SG进行保养；

4.7 正常运行期间，应监督SG二次侧及相关常规岛设备的放射性水平，发现异常应认真分析原因，并采取纠正措施；

4.8 应对SG二次侧进行定期清洗，跟踪分析和评价清洗效果；

4.9 应对防止SG超压的设备进行定期试验、检查和检修；

4.10 从事SG在役检查或焊接工作的人员，必须具备相应的资格；

4.11 从事SG运行、检修、检查人员，应得到足够的操作、检修、检查的技能培训和相关管理制度的培训。

五、防止最终热阱丧失事故 核电站最终热阱及其直接有关的输热系统（简称热阱系统）应遵循国家核安全法规《核电厂运行安全规定》（HAF103）的要求，并按照核安全导则《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》（HAD102/09）、《核电厂安全重要物项的监督》（HAD103/09）的要求，严格管理最终热阱系统，确保其运行安全。重点要求如下：

5.1 应遵循国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）和技术规格书的要求对核电站最终热阱系统进行定期检查、检修和试验，保证其执行设计功能；

5.2 应对应急给水系统的应急水源、备用水源及其连接设备进行定期检查，保证应急水量的要求和后备水源的可用性；

5.3 应按照《核电厂维修》（HAD103/08）导则的要求，建立最终热阱系统相关设备的预防性维修规定；

5.4 核级设备的在役检查和焊接工作必须遵循核安全法规的规定，由有资格的人员进行该项工作；

5.5 应保证非电动应急给水泵及其相关系列的设备的可靠性，以防止全厂断电事故时同时丧失冷却水；

5.6 应定期检查、试验反应堆保护系统能否执行其设计功能，特别是与最终热阱系统相关的保护，如SG低水位保护等；

5.7 应定期对重要海水系统进行检查、检修和试验，保证其能够执行设计功能；

电站正常运行期间，应保证各独立系列的最终热阱系统都处于可运行状态，否则应按照核电站《技术规格书》的规定执行；

5.8 应积极采用可靠性高的设备，提高热阱系统运行的可靠性；

5.9 应对电站运行、检修人员进行技能培训，特别应注意对运行人员在事故情况下保证最终热阱系统的培训。

六、防止主蒸汽、主给水管道破裂事故

必须遵照国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）对主蒸汽、主给水系统中的核级设备进行管理，非核级设备的管理可以参照《火力发电厂金属技术监督规程》(DL438—2000)或其他有关规程进行管理，重点要求如下：

6.1 应遵循国家核安全法规《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）的要求，并按照核安全导则《核电厂在役检查》（HAD103/07）、《核电厂维修》（HAD103/08）对核级主蒸汽、主给水管道、阀门及管道支吊架进行定期检查、检修和试验；

6.2 应参照《火力发电厂汽水管道与支吊架维修调整导则》(DL/T616—1997)的要求，对非核级主蒸汽、主给水管道的支吊架进行定期检查，必要时应进行应力核算及调整； 6.3 当检查或运行中发现的缺陷超过规范允许范围时，必须进行检修或更换；

6.4 在核级主蒸汽、主给水设备上进行在役检查和焊接等工作，必须具备相应的资质，并使用合格的检查、检修设备，按照批准的程序执行。非核级主蒸汽、主给水设备的焊接工艺、质量、热处理及焊接检验可以参照《电力建设施工及验收技术规范(火力发电厂焊接篇)》(DL5007—1992)有关规定执行；

应对主蒸汽隔离阀进行定期检查、检修、试验，保证其能执行设计功能；

6.5 应定期检查主蒸汽、主给水管道上的超压保护设备，确保其能执行设计功能；

6.6 电站启动过程中，必须按操作规程的要求对主蒸汽隔离阀阀后主蒸汽管道进行充分暖管。

七、防止主系统异物事故

核电站应遵循国家核安全法规《核电厂运行安全规定》（HAF103）编制防止反应堆冷却剂系统产生异物和外部异物进入系统的管理程序，重点要求如下：

7.1 核电站应制订设备解体或开盖检查、检修、防腐等工作中对“开口”部位的管理制度和实施程序；

7.2 与反应堆冷却剂系统及与系统相连接的辅助系统中的设备解体或开盖检查、检修、防腐等工作应按批准的程序实施，对带入、带出开口部位的任何物件进行登记，在人员离开后必须将开口部位进行临时封堵；

7.3 对于一旦掉入很难找寻、很难取出或掉入后对设备内的部件存在较大破坏风险的物件，在工作过程中都应系有可靠固定的绑扎带；

7.4 对于可进入的设备或从开口部位可检查的设备，在重新安装或扣盖前应对设备内部进行仔细检查；

7.5 开口设备检修场地应设置隔离栏，所有进入隔离栏内的人员，其着装、防护用品穿戴应符合规定，防止易松脱物件、眼镜、安全帽等掉入开口设备内；

7.6 反应堆压力容器顶盖吊开后，其水池区域内必须设置专人管理，水池四周应设置挡物板，防止小物体掉落水池中；

7.7 在反应堆压力容器顶盖吊开前，应对水池上方的所有设备（吊车、检修平台等）进行松动部件检查和记录。顶盖吊开后，水池上方进行的任何工作都必须严格遵守开口部位工作的管理规定；

7.8 换料水池平台上进行的检修工作必须建立隔离区，防止检修工作过程中物件坠落到换料水池内或反应堆压力容器内；

7.9 应正确使用水下照明灯具，防止其松动部件或意外炸裂后的碎片落入压力容器内； 7.10反应堆压力容器内较长时间无工作，应用“假盖”暂时封盖压力容器；

7.11携入、携出的物品记录出现数量差异，应查清原因。确实查不清原因时，应根据可能掉入开口设备内的物件性质进行安全评价，不会产生安全问题的才能将开口部位恢复；

7.12 应对反应堆冷却剂系统内的设备进行定期检查、检修和试验，防止缺陷扩大造成在反应堆正常运行过程中损坏而在内部产生“异物”；

7.13 应对反应堆冷却剂系统松动部件监测装置进行定期检查，保证监测装置功能正常；

7.14 新增设备或更换设备时，安装前必须对设备内部进行检查，防止异物没有清理干净或设备内部件没有固紧，在运行中送脱而成为系统中的“异物”。

八、防止燃料跌落事故

燃料组件的跌落不但可能损伤堆芯和/或移动中的燃料组件，而且辐照过的燃料组件跌落可能造成燃料组件内的放射性气体外泄，威胁人员安全，因此核电站应遵循国家核安全法规《核电厂运行安全规定》（HAF103），按照《核电厂堆芯和燃料管理》（HAD103/03）制订燃料组件装、卸管理程序，重点要求如下：

8.1 反应堆装、卸料操作前，应对装、卸料相关的所有设备、工具和吊具及其控制系统进行功能试验，确保其能执行设计功能；

8.2 装卸料操作人员必须经过核电站规定的培训，考核合格后授权上岗；

8.3 每次装卸料前，应对每一个参加装卸料的人员进行操作程序的培训，并在实际装卸料前进行模拟组件的实际操作后才能开始正式操作；

8.4 装卸料操作前，应检查所有装卸料操作的条件全部满足，特别是水下照度、水质（透明度、硼浓度等）、水位和装卸料相关设备的控制、保护系统以及对外联络渠道等；

8.5 装卸料操作组必须职责明确，统一指挥；

8.6 装卸料操作必须按批准的程序执行，如果无法按程序执行下去时，应停止操作，查明原因，采取措施，必要时修改程序，批准后再继续进行装卸料操作；

8.7 装卸料操作中如果遇到程序中未规定或不明确的状况时，应停止操作，待程序明确后才能继续执行；

8.8 装卸料过程的操作应有清晰记录。如果实行交接班操作，则必须有充分的交接班时间，按规定进行交接班； 8.9 装卸料相关设备应积极采用新技术和新设备，特别是水下监视、探测设备和水下操作工具等，以提高设备可靠性；

8.10 每次装卸料前，必须对参加装卸料的所有人员进行燃料组件跌落事件应急演习，保证在事件发生后，现场工作人员能及时、有序地撤离现场。

九、防止超剂量事故

为了防止超剂量事故的发生，应严格执行《辐射防护规定》（GB8703-88）和《核电厂运行期间的辐射防护》（HAD103/04）等相关规定，并重点要求如下：

9.1 加强辐射工作人员的管理

9.1.1 应编制核电站辐射防护大纲及程序，建立电站各类辐射防护目标值，并逐步分解到计划工作项目中加以控制，确保个人剂量不会超过国家规定的限值；

9.1.2 核电站应建立所有进入辐射控制区工作人员的个人剂量档案和健康档案，加强人员剂量管理，进行工作适应性评价；

9.1.3 应编制工作人员的辐射防护培训计划，提高作业人员辐射防护意识和辐射防护要领；

9.1.4 外来人员进入辐射防护控制区进行工作前必需提供剂量档案和健康证明，经过核电站规定的相应培训，取得核电站授权后才能从事放射性工作；

9.1.5 进入辐射控制区人员必须佩戴电子剂量计，电子剂量计事先需设置报警阈值。佩带者听到报警声，应立即离开现场，并与辐射防护人员联系；

9.1.6 辐射控制区域内的工作在开工前必须办理辐射工作许可证，辐射工作人员在控制区内应穿戴规定的个人防护用品，并与辐射防护人员相互沟通，使每项辐射工作中个人和集体剂量尽量低；

9.1.7 辐射防护人员应对每项辐射控制区内的工作内容进行审核，对于剂量较大的工作，应按“合理可行尽量低”的原则编制辐射防护最优化计划，尽可能降低该项工作的辐照剂量；

9.1.8 对于在辐照剂量很大的区域或设备上进行的工作，工作人员在作业前应进行适当的模拟体培训，以熟练掌握工作内容和辐射防护要点；

9.1.9 对于个人累积剂量达到或将达到核电站规定的年度目标值的工作人员，必须限制其在辐射控制区域内的工作时间和工作内容；

9.2 加强辐射防护工作管理

9.2.1 严格执行辐射工作许可制度，实施分级审批管理； 9.2.2 根据辐射防护最优化原则，采取必要的剂量降低措施，如屏蔽、去污、工具改进、限制工作时间等；

9.2.3 严格执行检修工作程序和辐射防护计划；

9.2.4 开工前核查辐射防护措施执行情况，工作过程中观察工作人员是否遵守良好的辐射防护实践；

9.2.5 高剂量、高污染风险的作业应事先制定详细的辐射防护最优化计划，辐射防护人员要全程监控；

9.2.6 对高剂量作业进行评价，工作中应考虑采取剂量分担原则； 9.3 强化辐射控制区现场管理

9.3.1 加强对现场的控制，对辐射控制区实行辐射分区管理，进行标识、挂牌；

9.3.2 制定辐射控制区巡测制度，合理布置测点，辐射防护人员定期进行现场的巡检和辐射水平调查，根据辐射水平的变化，及时划定辐射分区等级；

9.3.3 高剂量区域进行上锁控制。

9.4 定期对各种辐射防护仪表进行刻度、检验，保证仪表精度；

9.5 采取探伤用放射源使用登记、办理探伤许可证、实施现场警示和隔离、辐射防护人员全程监控、制定卡源应急预案等措施，加强探伤作业辐射防护管理，防止意外照射。

9.6 对于装卸料、高放射性体吊出水面等操作应制订应急方案并进行培训和现场演习，同时限制操作期间进入工作区域的人员数量，防止在出现燃料组件跌落等意外事故造成超剂量事件。

十、防止放射性物质丢失事故

为了防止放射性物质丢失事故的发生，应遵照《中华人民共和国核材料管制条例》（HAF501）、《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》（HAF501/01）、《核电厂放射性废物管理安全规定》（HAF401）的要求，并按照《核动力厂实物保护导则》（HAD501/02）编制核电厂放射性物质管理程序，重点要求如下：

10.1 核电站所有放射性核材料（铀-235，含铀-235的材料和制品；铀-233，含铀-233的材料和制品；钚-239，含钚-239的材料和制品；氚，含氚的材料和制品；锂-6，含锂-6的材料和制品）、放射性废物和放射源均属于放射性物质，必须遵照国家核安全法规的要求严格管理，防止丢失；

10.2 应根据国家核安全法规、导则与国家安全部门对核电站安全保卫的规定编制放射性物质管理程序，明确划分责任和规定独立的监督管理职能；保证放射性物质管理设施在其寿期内的安全； 10.3 建立和执行放射性物质产生、处理、整备、贮存、运输的质保大纲，记录放射性物质从产生到处置前的全过程，并妥善保存；

10.4 建立和执行从事放射性物质的工作人员的操作、试验、检修和培训程序，保证工作人员适应相关的技术标准和规章制度，并注重培养质量意识和安全素养；

10.5 按照核安全法规、导则的要求和国家安全部门的要求，建立放射性物质控制与监视系统，定期检查、检修系统，保证其执行设计功能；

10.6 核燃料组件管理

10.6.1 新燃料组件和乏燃料组件贮存厂房必须建立安全防范系统，并应对此安全防范系统进行定期检查、试验和维修，保证系统能够正常工作；

10.6.2 应保证贮存池摄像系统拥有可靠的电源；

10.6.3 应定期对新燃料组件和乏燃料组件进行核查与记录；

10.6.4 燃料贮存厂房应进行上锁管理。除电站正常工作人员外，其他人员进入该厂房必须经电站审批程序批准后，才能由电站指定人员陪同进入；

10.6.5 换料检修期间或者平时有人较长时间工作期间，厂房入口处必须设置保卫人员专门管理，出入人员一律登记；

10.6.6 应严格管理电站实物保护系统，防止核燃料的非正常转移；

10.6.7 核燃料在运输期间的安全管理规定请参照第十三项（防止放射性物质运输的意外事件）的要点执行。

10.7 放射性废物管理

10.7.1 核电站应遵循《核电厂放射性废物管理安全规定》（HAF401）的要求，按照《核动力厂实物保护导则》（HAD501/02）编制电站放射性废物管理大纲和执行程序；

10.7.2 应定期核查并记录放射性废物的贮存数量，确认数量与记录相符；

10.7.3 应定期对核电站实物保护系统进行检查、测试和维护，保证其功能正常；

10.7.4 应注重核电站人员和车辆出入口的放射性检查，防止放射性物质的非法转移；

10.8 放射源管理 10.8.1 根据国家有关规定办理放射源使用许可证和使用登记证，并制定放射源管理制度；

10.8.2 放射源必须由专人负责保管；

10.8.3 放射源必须存放于专门的贮存库内，并实行“双门双锁”管理；

10.8.4 必须对所有放射源进行登记，放射源保管人员应定期核对所保管的放射源，确保帐物一致；

10.8.5 应对放射源的使用进行登记；

10.8.6 应对报废放射源妥善保管；

10.8.7 放射源的保管、使用等过程中发现问题应及时报告；

10.8.8 应严格规定对承包商自带放射源的管理，保证其在厂区使用过程中不会发生遗失事件，保证其携入、携出厂区的放射源相符；

10.8.9 制定人员和车辆出入厂区（特别是辐射控制区）的管理制度并严格执行，对进出厂区的人员和车辆进行放射性检查。

十一、防止放射性物质超限值排放事故

为了防止放射性物质超限值排放事故的发生，重点要求如下：

11.1 应严格执行《中华人民共和国环境保护法》、《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86）、《核电厂放射性废物管理安全规定》（HAF401），并按照《核电厂放射性排出流和废物管理》（HAD401/01）等相关规定，编制核电站放射性废物和排出流管理制度和实施程序，并符合合理可行尽量低的原则，防止发生放射性物质超限值排放事件；

11.2 根据国家规定的放射性废物排放量限值，核电站应制定放射性废物排放管理目标值，并严格控制；

11.3 放射性废物管理应从源头抓起，通过各种渠道的培训和宣传，提高职工环保意识，降低放射性废物的产生量；

11.4 对于计划安排的放射性废物排放，应提前进行排放量的估算，并在实际排放过程中严格进行放射性监测和控制，做好规定的排放记录；

11.5 应定期对放射性废物处理、排放、暂存等设施及其联锁控制系统进行定期检查、标定、检修和试验，保证其执行设计功能；

11.6 应定期对放射性监测、分析仪器/仪表进行定期检查和校验； 11.7 应建立放射性废物排放的数据库，跟踪分析废物排放的发展趋势，及早发现问题，采取纠正行动；

11.8 建立放射性废物管理人员的培训计划，保证放射性废物的收集、处理、排放和贮存操作正确，可控。

十二、防止放射性物质运输的意外事故

放射性物质（核燃料、放射性废物和放射源等）的运输必须遵照《放射性物质安全运输规定》（GB11806-89）。同时核电站应严格执行《中华人民共和国环境保护法》、《核电厂运行安全规定》（HAF103），并按照《核电厂安全运行管理》（HAD103/06）和相关法规和导则管理放射性物质的运输，防止放射性物质运输过程中发生意外事故，重点要求如下：

12.1 放射性物质的运输包装和安全防范系统必须符合国家环境保护和核安全法规的要求，包装体外的辐射水平和表面污染必须低于国家放射性物质运输标准，确保运输人员和周围环境的安全；

12.2 必须制定放射性物质包装、运输、中转、贮存、接受等的技术条件和防护与保卫程序，保证燃料正常运输过程中不会发生意外事件；

12.3 每次放射性物质运输前都必须编制运输程序以及应付意外事件的预案。运输程序中应明确运输组织和职责、核燃料包装、运输条件、运输线路、辐射防护方案和保卫方案等；

12.4 运输前应严格检查运输工具、设备和车辆以及安全防范系统，确认全部正常。同时核对运输放射性物质的数量、编号、容器封记等，检查装载量是否符合运输安全条件；

12.5 所有参加运输和保卫的人员都要在运输前接受安全保卫教育，并接受应急预案的培训；

12.6 申报运输计划、填报货运单据等一律使用核材料代号。任何人员不得向无关人员泄露运输路线、时间、始发和到达地点等具体信息；

12.7 运输途中任何技术条件、运输线路、辐射监测和保卫等方案的改变必须经过同等级别的审批，同意后才能执行。

12.8 运输途中应定期检查运输设备、放射性监测仪器和安全防范系统，保证其工作正常；

12.9 运输途中的任何停车、中转和交接都必须按运输程序规定进行运输车辆的守护；

12.10 由核电站管辖的放射性物质运输中转站的设计和设施必须符合国家核安全法规的要求，其设施与建筑物应定期检查、试验和检修，确保其能够执行设计功能；

12.11 运输过程中必须进行详细记录，该记录应作为核电站永久性记录进行保存； 12.12 运输过程中应与经过地区的环保部门、安全保卫部门、交通部门等保持合作，确保放射性物质运输安全和环境安全；

12.13 运输完成后，接受单位必须与承运单位共同检查运输包装完好无损，并核实运输物质的名称、单位、编号等相符合，运输过程记录完整、清楚后才能进行接受。

十三、防止重水泄漏事故

为防止重水反应堆的重水泄漏，保证反应堆的安全，减少重水的损失以及减少氚向环境的排放，必须严格遵守《技术规格书》及相关程序，并提出以下重点要求：

13.1 重水包容系统应选取高质量、低泄漏的部件和设备，如波纹管阀门和双填料密封阀门；

13.2重水包容系统应取消不必要的机械连接部件，如法兰。尽量采用焊接连接；

13.3 采用引漏措施，将任何可能漏出的重水引入相应的收集槽，收集的重水经净化和浓缩后复用；

13.4 提高设备的可靠性。电厂制定的预防性维修大纲应优化重水包容设备的维修周期，并将其作为开展预兆性维修优先考虑的项目之一；

13.5 应对设备的缺陷和故障进行统计，运用可靠性分析方法对设备的可靠性进行分析，以此来改进预防性维修大纲，从而达到提高设备可靠性的目的；

13.6 严格按照《化学管理大纲》的要求控制反应堆冷却剂系统和慢化剂系统的水质指标，减少系统中的杂质，减缓设备或管道的腐蚀；

13.7 电厂制定的《在役检查大纲》应充分考虑重水包容设备和管道的在役检查和监督；

13.8 制定与重水有关的管理程序，规定重水装填、输送以及泄漏回收的流程和实施步骤；明确重水的衡算要求，对重水的总装量、泄漏量和回收量进行统计和核算；建立电厂重水管理数据库，对重水管理的相关数据进行趋势分析和评价，发现问题后，应及时采取行动进行改进；

13.9 核电厂任何人员发现重水泄漏时都应及时报告和处理；

13.10 加强运行和检修中的重水操作管理，尽一切努力减少重水的泄漏和降级重水的产生量；

13.11 加强重水泄漏监测，通过绘制厂房氚放射性浓度的控制图，及时识别微小的泄漏点；分析重水泄漏点的泄漏原因，及时采取改进措施；

13.12 对任何重水泄漏事件都应按照经验反馈体系的流程进行事件的根本原因分析，制定相应的纠正行动和实施计划，并对纠正行动进行跟踪。

十四、防止火灾事故

为保障核电站运行期间的消防安全，防止火灾事故的发生，应按照国家核安全导则《核电厂防火》（HAD102/11）的有关规定，重点要求如下：

14.1 总体要求

14.1.1 按核安全导则《核电厂防火》（HAD102/11）的有关规定编制核电站防火大纲和实施程序；

14.1.2 应在保障核电站消防设施（探测、报警和灭火）执行其设计功能的同时，保障核电站厂区的消防人员具有良好的组织、训练和装备，建立由电厂运行值班人员组成的义务消防组织，并通过定期培训使他们能够正确使用便携式灭火器和消防栓等，确保核电站消防工作的纵深防御策略。

14.1.3 核电站消防部门必须配备在使用灭火设备和灭火方法方面以及在核电站安全方面都有经验并经良好训练的人员，以确保在指挥灭火操作时能兼顾到保持核电站的安全；

14.1.4 一切可能引起火灾的作业，特别是使用明火、钎焊、焊接和火焰切割等作业，在作业前必须办理动火许可证，并且只有在有适当的防火措施的条件下才能进行这些作业。

14.1.5 消防水系统不得与生产用水或生活用水的管系相连接。除非这些系统的水可作消防供水的备用水或提供缓解事故工况的安全功能；

14.1.6应对火灾探测和灭火系统进行定期在役检查、试验、标定和检修，对防火屏障、门、封堵构造等要进行定期检查；

14.1.7 应定期检查核电站厂区范围内的消防通道，保证其畅通。因工作必须隔离某些消防通道前，必须经消防管理部门同意，并在开工前制订临时消防通道，并在作业区域周围做好醒目、清晰的临时消防通道标识；

14.1.8 应对在消防方面有通风要求区域内的通风系统和消防排烟系统进行定期检查、试验，保证其执行设计功能；

14.1.9火灾探测系统报警时，必须立即进行确认和采取有效措施；

14.1.10 因消防系统局部检修、改造等工作必须暂时隔离部分消防系统时，应对隔离消防系统区域增设临时消防措施，并严格管理该区域内的动火作业，负责防火的部门必须对这些动火作业持续进行监护；

14.1.11 在有可燃物料的场所进行焊接、火焰切割、钎焊等产生热量或火花的操作时，必须移走或覆盖这些物料，或采取其他防点燃的措施，负责防火的部门必须对这些活动持续进行监护，并在该区域内适当地配备便携式灭火器；

14.1.12 应保证贮存有大量可燃性物料的固定设备（如柴油机油箱、汽机润滑油、大型油浸式变压器、大型油冷却/润滑泵等）区域内消防探测系统和灭火系统的可靠性，制订火灾预防措施，并能及时地探测到固定装置内易燃和可燃物料的泄漏；

14.1.13 应对贮存氢气或可能产生氢气的区域内设置氢气探测装置，保证使氢的体积浓度保持低于规定值；

14.1.14 应当采取措施尽量减少易燃物料在厂区内的贮存和运输； 14.1.16 应定期对核电站厂区内的避雷设施进行定期检查、试验、检修或更换；

14.1.17 应对电气设备及其连接部位进行严格管理，防止电气系统故障引起的火灾事故。

14.2 安全重要物项的消防管理要求

14.2.1 安全重要物项的修改、扩建等工程中，应委托有资质的单位承担并尽可能使用不燃或阻燃材料；

14.2.2 在内含（或临近）安全重要物项的场所，必须控制可燃物料的现场使用和贮存，记录其数量，并且尽实际可能使之保持最少数量。不应将运行并不急需的可燃物料贮存在靠近安全重要物项的场所；

14.2.3 应对所有内含安全系统的场所及对这些场所构成重大火灾危险的其他区域都必须进行假想火灾后果的分析，依据分析结果制订火灾预防措施；

14.2.4 必须对核电站进行有效的行政管理，以确保可燃物料和点燃源不会被带入有安全重要物项却无充分预防措施的场所或其邻近场所。对不再需要的可燃物料的清理工作也必须予以管理；

14.2.5 应对反应堆厂房氢气探测系统、消氢系统进行定期检查、试验、标定和检修，保证能执行其设计功能；

14.3 电缆防火

14.3.1 在核岛主、辅厂房、常规岛厂房等与安全运行相关的厂房内敷设新电缆时，应选择阻燃电缆；

14.3.2 电缆敷设经过的穿墙孔洞必须用不燃或阻燃材料封堵，以防止火灾蔓延扩大；

14.3.3 严格按照设计规范的要求进行施工，电缆必须敷设在电缆桥架内，做到布线整齐，各类电缆按规定分层敷设；

14.3.4 应尽量减少或避免电缆的中间接头数量，如需要，应依据工艺要求制作安装电缆头，经质量验收后，再用耐火防爆盒将其封闭；

14.3.5 应建立健全电缆维护、检查及防火的各项规章制度，并严格执行。电缆中间接头应进行定期测温，并按规定进行预防性试验；

14.3.6 电缆层（井）所设的消防水喷淋灭火系统要始终处于良好的备用状态，并按试验计划要求进行定期试验；

14.3.7 电缆间、电缆层（井）必须保持干净清洁，不准存放物品和杂物，不积水，保证排水沟畅通，安全电压的照明充足。

14.4 汽机油系统防火

14.4.1 油系统应尽量避免使用法兰连接，禁止使用铸铁阀门；

14.4.2 法兰禁止使用塑料垫，橡皮垫（含耐油橡皮垫）和石棉纸垫；

14.4.3 油管道法兰、阀门及可能漏油部位附近不准有明火作业，必须明火作业时要采取有效安全防护措施。油管路附近的热力管道或其他热体的保温应紧固完整，并包好铁皮类金属防护层； 14.4.4 禁止在油管道上进行焊接工作。在拆下的油管上进行焊接时，必须事先将管道冲洗干净。

14.4.5 油管道法兰、阀门及轴承、调速系统等应确保严密不漏油，如有漏油应及时清除，严禁漏油渗透到蒸油管道及阀保温层。

14.4.6 如果油管道法兰、阀门的周围及下方敷设有热力管道或其他热体，这些热体保温必须齐全，保温外层应包金属保护层；

14.4.7 检修时如发现保温材料内有漏油，应消除漏油点，并及时更换保温材料；

14.4.8 机组油系统的设备及管道损坏发生漏油，凡不能与系统隔离处理的或热力管道已渗入油的，应立即停机处理；

14.4.9 油管路要保持清洁，并经常进行检查，严禁踩搭或其他人为因素造成油管路受力，使油管路损坏。

14.5 燃油罐区及燃油箱防火

14.5.1 储油罐或油箱应保持良好的通风排风，室内油罐或油箱应有机械排风。使储油区域油汽浓度低于油品的自燃点；

14.5.2 油区、输卸油管道应设置可靠的防静电安全接地装置，并定期测试接地电阻值；

14.5.3 油类区域必须建立健全安全管理制度。油类区域的消防设施和灭火器材要定期检查，保持良好的备用状态。油类区域进行动火作业前必须办理动火证，动火作业时必须落实各项安全防火措施，防火责任部门应对该动火作业进行连续监督；

14.5.4 要定期对油类区域进行检查，对罐体、管路和设备经常检查，燃油系统使用的软管要定期检查更换。

14.6 防止氢气系统爆炸着火

14.6.1 严格按国家有关氢气系统运行、储存、运输、装卸的法规要求执行。

14.6.2 严禁在氢气储存的区域动用明火作业，确需动火作业时应有严格的安全防护措施，作业区域的氢浓度要经检测，符合安全要求后，才能动火作业。

14.6.3 氢气瓶或专设氢容器及其配气母管应设在厂房外有良好通风的有掩蔽的专设区域。在需要机械通风的场所，应使氢的体积浓度保持低于规定值；

14.6.4 应设置监测设备以指示氢冷发电机氢气系统内氢气的压力和纯度。应设计用二氧化碳或氮气等惰性气体进行吹扫的装置，使充氢气的设备和有关管道系统在充氢气前或排氢气时能进行吹扫。

14.6.5运行期间可能产生氢气的蓄电池的电气间内都必须设置能把氢气直接排到室外的独立的通风装置，使氢浓度保持在其可燃限值以下；

14.6.6 氢气系统和储存氢气的区域配备的消防器材应按要求进行检查、试验；

14.6.7 氢气系统的管道阀门要密封，不能有泄漏，阀门保持动作灵活、可靠，阀门间隙必须调整合格。14.7 大型油浸变压器防火

14.7.1 变压器的线圈绝缘要定期进行检测，保证绝缘良好，防止发生短路引发火灾事故；

14.7.2 变压器套管应经常进行检查，避免套管损坏引爆起火；

14.7.3 变压器油应定期进行化验分析。更换和补充变压器油料时应经过滤合格后，才能加装；

14.7.4 变压器线路和各连接部位要经常进行检查，预防因铁芯涡流发热引起火灾；

14.7.5 变压器的避雷设施要安全有效。定期进行检测，防止雷击起火；

14.7.6 严禁在变压器周围动火作业，确需动火作业时，必须做好安全防火措施，保证变压器的安全；

14.7.7 变压器的消防设施和器材要始终处于完好的备用状态，并定期检查和试验；

14.7.8 大型变压器设置的火灾探测系统和灭火系统应定期进行检查、试验，保证系统的可用性。

十五、防止台风/暴雨袭击造成的水淹、垮坝、厂房坍塌等事故

由于大多数核电站都是临海设计，因此防止台风/暴雨袭击造成的垮(漫)坝、水淹厂房及厂房坍塌事故发生是核电站在台风季节的一项重点工作，核电站应认真贯彻《中华人民共和国防洪法》和其他相关规定，重点要求如下：

15.1 应根据国家核安全法规HAF002《核电厂核事故应急管理条例》和HAF002/01《核电厂核事故应急管理条例实施细则之一----核电厂营运单位的应急准备和应急响应》以及核安全导则HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备》等的规定，电厂应建立防台抗台管理程序，确保在台风/暴雨来临前电厂防台抗台机构能够正常工作，确认电厂防洪设施功能完好，抗台物资储存正常，人员、车辆等安排就绪；

15.2 核电站应编制构筑物、道路、地下排水管网的管理制度和实施程序，定期进行检查，记录检查中发现的各种缺陷，并及时安排缺陷检修；

15.3 新增或改造构筑物及相关系统时，必须遵照国家核安全法规的要求和《中华人民共和国建筑法》及其相关管理条例和规定，由有资质的单位进行设计、建造或改造；

15.4 核安全相关的厂房的功能和结构改变，需报告国家核安全局，在得到批准后才能开始施工；

15.5 工艺系统构筑物、道路和地下管网的结构、功能等的改变应纳入电站“修改”管理范畴，其管理过程应符合核电站质保要求；

15.6核电站应及时总结每次防台抗台的管理经验，评价电站防台抗台的设施、物质储备和各类资源等是否充分，并根据总结修改防台抗台管理制度和实施程序，增设或增加防台抗台设施、储备和资源。15.7 防止水淹

15.7.1 做好防洪大坝的监测、检查和维修加固工作，确保大坝处于良好状态；

15.7.2 截洪、排洪沟、渠，厂区下水排水系统等防台设施必须在每年汛期到来之前完成检查和修复工作；

15.7.3 汛期到来前应完成电站排水系统的设备检查、试验、检修等工作，保证厂区排水系统能执行其设计功能；

15.7.4 检查所有建筑厂房的防台风/暴雨情况，有缺陷的应及时加固；

15.7.5 应重点检查地平面以下运行设备的防淹能力和厂内电力架空线路的牢固程度，做好外网或厂内输变电系统短路、跳闸等的事故预想和预案；

15.7.6应确认厂内电源系统和反应堆停堆、保护系统及专设安全设施系统工作正常，防止发生丧失全部厂外交流电源的事件。如台风/暴雨情况确实严重，可以提前向调度申请，适当降低负荷运行或降功率停堆；

15.8 防止垮坝

15.8.1 通过定期沉降观测确认防洪大坝的稳定性，发现问题及时采取有效的加固措施；

15.8.2 应定期对大坝进行外观检查，确保：

15.8.2.1 丁坝坝根结合牢固，丁坝结构无塌陷、无裂缝；

15.8.2.2 防潮扭工字块、四脚空心块体、砼四方块体摆放整齐，无缺损及塌陷；

15.8.2.3 承压面各面层无孔洞及开裂；

15.8.2.4大坝道路结构完好；

15.8.2.5 大坝内稳压土方无塌陷、无孔洞；

15.8.2.6 反滤层处无人为破坏；

15.9 防止厂房塌陷

15.9.1 汛期到来前应检查各建筑厂房的机构完整性；

15.9.2 对于发现缺陷的厂房应及时安排检修、加固。

十六、防止汽机超速和轴系断裂事故

16.1 防止汽机超速

16.1.1 在额定蒸汽参数下，调节系统应能维持汽轮机在额定转速下稳定运行，甩负荷后能将机组转速控制在危急保安器动作转速以下；

16.1.2 各种超速保护均应正常投入运行，超速保护不能可靠动作时，禁止机组起动和运行；

16.1.3 机组重要运行监视表计，尤其是转速表，其显示不正确或失效时严禁机组起动。运行中的机组，在失去有效监视手段的情况下，必须停止运行；

16.1.4 透平油和抗燃油的油质应合格。在油质及清洁度不合格的情况下，严禁机组起动；

16.1.5 机组大修后必须按规程要求进行汽轮机调节系统的静止试验或仿真试验，确认调节系统工作正常。在调节部套存在有卡涩、调节系统工作不正常的情况下，严禁机组起动；

16.1.6 正常停机时，在打闸后，应先检查有功功率是否到零，千瓦时表停转或逆转以后，再将发电机与系统解列，或采用逆功率保护动作解列。严禁带负荷解列；

16.1.7 在机组正常起动或停机的过程中，应严格按运行规程要求投入汽轮机旁路系统；在机组甩负荷或事故状态下，旁路系统必须开启；

16.1.8 在任何情况下绝不可强行挂闸；

16.1.9 抽汽机组的可调整抽汽逆止门应严密、联锁动作可靠；

16.1.10 汽轮机调节系统经重大改造后必须进行甩负荷试验；

16.1.11 应按规程要求进行危急保安器试验、汽门严密性试验、门杆活动试验、汽门关闭时间测试、抽汽逆止门关闭时间测试；

16.1.12 应确认危急保安器动作转速符合设计规定；

16.1.13 电液伺服阀(包括各类型电液转换器)的性能必须符合要求，否则不得投入运行。运行中要严密监视其运行状态，不卡涩、不泄漏和系统稳定。大修中要进行清洗、检测等维护工作。发现问题及时处理或更换。备用伺服阀应按制造厂的要求条件妥善保管；

16.1.14 要慎重对待调节系统的重大改造，应在确保系统安全、可靠的前提下，进行全面的、充分的论证； 16.1.15 严格执行运行、检修操作规程，严防电液伺服阀(包括各类型电液转换器)等部套卡涩、汽门漏汽和保护拒动。

16.2 防止汽机轴系断裂。

16.2.1 机组主、铺设备的保护装置必须正常投入，振动监测，振动超限跳机保护应投入运行；机组正常运行瓦振、轴振应在机组设计范围内，并注意监视变化趋势；

16.2.2 应根据机组设计要求定期对转子部件进行检查；

16.2.3 每次大修中，必须进行转子表面和中心孔探伤检查。对高温段应力集中部位可进行金相和探伤检查，选取不影响转子安全的部位进行硬度试验；

16.2.4 转子检验不合格绝不能使用，除非电站已经进行了技术评定并得到批准，且已根据机组的具体情况、缺陷性质制定了运行安全措施；

16.2.5 应严格按超速试验规程的要求进行机组超速试验；

16.2.6 机组大修中，必须检查平衡块固定螺丝、风扇叶片固定螺丝、定子铁芯支架螺丝、各轴承和轴承座螺丝的紧固情况，保证各联轴器螺丝的紧固和配合间隙完好，并有完善的防松措施；

16.2.7 大修中应检查隔板变形情况，其最大变形量不得超过规程规定值；

16.2.8 发电机不得进行非同期并网。

16.3 建立和完善技术档案

16.3.1 应建立转子技术档案，至少包括：

16.3.1.1 转子原始资料，包括制造厂提供的转子原始缺陷和材料特性；

16.3.1.2 历次转子检修、检查资料；

16.3.1.3 机组主要运行数据、运行累计时间、主要运行方式、冷热态起停次数、起停过程中的汽温汽压负荷变化率、超温超压运行累计时间、主要事故情况的原因和处理。

16.3.2 应建立机组试验档案，至少包括投产前的安装调试试验、大小修后的调整试验、常规试验和定期试验；

16.3.3 应建立机组事故档案。无论大小事故均应建立档案，包括事故名称、性质、原因和防范措施。

十七、防止汽轮机大轴弯曲和轴瓦烧损事故 为了防止汽轮机转子弯曲和轴瓦烧损事故的发生，应严格按照机组设计、制造要求和电力行业相关标准或规定进行运行管理，重点要求如下：

17.1 防止汽轮机大轴弯曲。

17.1.1 应具备和熟悉掌握的资料。

17.1.1.1 转子安装原始弯曲的最大晃动值(双振幅)，最大弯曲点的轴向位置及在圆周方向的位置。

17.1.1.2 大轴弯曲表测点安装位置转子的原始晃动值(双振幅)，最高点在圆周方向的位置。

17.1.1.3 机组正常起动过程中的波德图和实测轴系临界转速。

17.1.1.4 正常情况下盘车电流和电流摆动值，以及相应的油温和顶轴油压。

17.1.1.5 正常停机过程的惰走曲线，以及相应的真空和顶轴油泵的开启时间。紧急破坏真空停机过程的惰走曲线。

17.1.1.6 停机后，机组正常状态下的汽缸主要金属温度的下降曲线。

17.1.1.7 通流部分的轴向间隙和径向间隙。

17.1.1.8 应具有机组在各种状态下的典型起动曲线和停机曲线，并应全部纳入运行规程。

17.1.1.9 记录机组起停全过程中的主要参数和状态。停机后按要求定时记录汽缸金属温度、大轴弯曲、盘车电流、汽缸膨胀、胀差等重要参数；

17.1.1.10 系统改造应遵守核电站变更管理规定，改造后的首次运行操作、试验等必须依据修改后的运行规程、试验细则等执行；

17.1.2 汽轮机起动前必须按设计要求或运行规程检查各参数、控制和保护系统正常，否则禁止起动；

17.1.3 机组起、停过程管理

17.1.3.1 机组起动前连续盘车时间应满足制造厂的有关规定；

17.1.3.2 机组起动过程中因故停机必须回到盘车状态，并查明原因，严禁盲目起动；

17.1.3.3 停机后立即投入盘车。当盘车电流较正常值大、摆动或有异音时，应查明原因及时处理。严禁用吊车强行盘车； 17.1.3.4 停机后如盘车故障暂时停止运行时，必须监视转子弯曲度的变化，当弯曲度较大时，应采用手动盘车180°；

17.1.3.5 停机后应监视凝汽器、高压加热器和除氧器水位，防止汽轮机进水。

17.1.4 应严格执行机组操作规程，当规程规定的参数超过手动停机值时，应按规程规定打闸停机；

17.1.5 应采用良好的保温材料(不宜使用石棉制品)和施工工艺，保证机组正常停机后的上下缸温差不超过规定值；

17.1.6 机组监测仪表应完好、准确，并定期进行校验。尤其是大轴弯曲表、振动表和汽缸金属温度表；

17.1.7 严格执行运行、检修操作规程，严防汽轮机进水、进冷汽。

17.2 防止汽轮机轴瓦损坏

17.2.1 汽轮机的辅助油泵及其自起动装置，应按运行规程要求定期进行试验，保证处于良好的备用状态。机组起动前辅助油泵必须处于联动状态。机组正常停机前，应进行辅助油泵的全容量起动、联锁试验；

17.2.2 油系统进行切换操作(如冷油器、辅助油泵、滤网等)时，应在指定人员的监护下按操作票顺序缓慢进行操作，操作中严密监视润滑油压的变化，严防切换操作过程中断油；

17.2.3 机组起动、停机和运行中要严密监视推力瓦、轴瓦钨金温度和回油温度。当温度超过标准要求时，应按规程规定的要求进行处理；

17.2.4 在机组起、停过程中应按制造厂规定的转速停、起顶轴油泵；

17.2.5 在运行中发生了可能引起轴瓦损坏(如水冲击、瞬时断油等)的异常情况下，应在确认轴瓦未损坏之后，方可重新起动；

17.2.6 油位计、油压表、油温表及相关的信号装置，必须按规程要求装设齐全、指示正确，并定期进行校验；

17.2.7 油系统油质应按规程要求定期进行化验，油质劣化及时处理。在油质及清洁度超标的情况下，严禁机组起动；

17.2.8 应避免机组在振动不合格的情况下运行；

17.2.9 润滑油压低时应能正确、可靠的联动交流、直流润滑油泵；

17.2.10 直流润滑油泵的直流电源系统应可靠并有足够的容量，其各级熔断器应按设计要求进行配置，防止直流润滑油泵失去电源； 17.2.11 交流润滑油泵电源的接触器，应采取低电压延时释放措施，同时要保证自投装置动作可靠；

17.2.12 油系统严禁使用铸铁阀门，各阀门不得水平安装。主要阀门应挂有“禁止操作”警示牌。润滑油压管道原则上不宜装设滤网，若装设滤网，必须有防止滤网堵塞和破损的措施；

17.2.13 安装和检修时要彻底清理油系统杂物，并严防检修中遗留杂物堵塞管道；

17.2.14 检修中应注意主油泵出口逆止门的状态，防止停机过程中断油；

17.2.15 严格执行运行、检修操作规程，严防轴瓦断油。

十八、防止发电机损坏事故

为了防止发电机的损坏事故发生，应严格按照机组设计、制造要求和电力行业相关标准或规定进行运行管理，重点要求如下：

18.1 建立设备运行监督管理体系，定期分析、评价设备运行状况，根据分析、评价结果制定纠正措施，并予以落实；

18.2 应建立和完善技术档案，至少包括：

18.2.1 发电机原始资料，包括制造厂提供的发电机原始缺陷和材料特性；

18.2.2 发电机机组主要运行数据、运行累计时间、主要运行方式、冷热态起停次数、起停过程中的负荷变化率、超功率运行累计时间、主要事故情况的原因和处理；

18.2.3 历次发电机检修、检查资料。

18.3 应建立发电机组试验档案，至少包括投产前的安装调试试验、大小修后的调整试验、常规试验和定期试验；

18.4 应建立机组事故档案。无论大小事故均应建立档案，包括事故名称、性质、原因和防范措施。

18.5 防止定子绕组相间短路

18.5.1 加强对发电机环形接线、过渡引线、鼻部手包绝缘、引水管水接头等处绝缘的检查。按照《电力设备预防性试验规程》（DL/T 596—1996），对定子绕组端部手包绝缘施加直流电压测量，不合格的应及时消缺；

18.5.2 定期检查定子绕组端部线圈的磨损、紧固情况，并按试验要求进行试验，防止定子绕组端部松动引起相间短路； 18.5.3 严格控制氢冷发电机氢气的湿度在规程允许的范围内，并做好氢气湿度的控制措施。

18.6 防止定、转子水路堵塞、漏水

18.6.1防止水路堵塞过热

18.6.1.1 水内冷系统中的管道、阀门的橡胶密封圈应全部更换成聚四氟乙烯垫圈；

18.6.1.2 安装定子内冷水反冲洗系统，定期对定子线棒进行反冲洗。反冲洗系统的所有钢丝滤网应更换为激光打孔的不锈钢板新型滤网，防止滤网破碎进入线圈。

18.6.1.3 大修时，对水内冷定子、转子线棒应分路做流量试验。

18.6.1.4 扩大发电机两侧汇水母管排污口，并安装不锈钢法兰，以便清除母管中的杂物。

18.6.1.5 水内冷发电机水质应严格控制在规定范围内，防止水中铜离子含量超标；

18.6.1.6 应监视定子线捧层间测温元件的温差和出水支路的同层各定子线捧引水管出水温差，将温差控制在制造厂规定值内。

18.6.2 为防止发电机漏水，重点应对绝缘引水管进行检查，引水管外表应无伤痕，严禁引水管交叉接触，引水管之间、引水管与端罩之间应保持足够的绝缘距离；

18.6.3 防止转子漏水

18.6.3.1 水内冷发电机发出漏水报警信号，经判断确认是发电机漏水时，应立即停机处理；

18.6.3.2 选装灵敏度可靠的漏水报警装置，应做好调试、维护和定期检验工作，确保装置反应灵敏、动作可靠；

18.6.3.3 转子绕组复合引水管应更换为有钢丝编织护套的复合绝缘引水管；

18.6.3.4 推广双水内冷发电机用气密试验代替水压试验。

18.7 应定期检查发电机转子，防止发生匝间短路；

18.8 防止漏氢

18.8.1 大修后气密试验不合格的氢冷发电机严禁投入运行；

18.8.2 为防止氢冷发电机的氢气漏入封闭母线，在发电机出线箱与封闭母线连接处应装设隔氢装置，并在适当地点设置排气孔和加装漏氢监测装置； 18.8.3 应按时检测氢冷发电机油系统、主油箱内、封闭母线外套内的氢气体积含量，当含氢量超过限值时，应按规程规定进行处理；

18.9 应按调度要求投入发电机非全相运行保护系统，并对保护系统进行定期检查、试验和检修，保证其执行设计功能，防止发电机非全相运行；

18.10 发电机不得进行非同期并网操作；

18.11 防止发电机局部过热

18.11.1 发电机绝缘过热监测器过热报警时，应立即取样进行色谱分析，必要时停机进行消缺处理；

18.11.2 应对氢内冷转子进行通风试验；

18.11.3 全氢冷发电机定子线棒出口风温差超过规定值时，应按规程要求立即处理；

18.12 防止发电机内遗留金属异物

18.12.1 建立严格的现场管理制度，防止锯条、螺钉、螺母、工具等金属杂物遗留在定子内部，特别应对端部线圈的夹缝、上下渐伸线之间位置作详细检查；

18.12.2 应严格执行核电站“开口”设备管理规定，携入、携出发电机内的任何物件和在发电机内使用的备件、材料等都必须一一登记，发电机检查、检修结束后要对记录情况进行核查。在发电机内进行检查、检修等人员的着装应符合要求，在扣缸前应对发电机内部进行彻底检查后才能扣缸；

18.12.3 大修时应对端部紧固件（如压板紧因的螺栓和螺母、支架固定螺母和螺栓、引线夹板螺栓、汇流管所用卡板和螺栓等）、紧固情况以及定子铁芯边缘矽钢片有无断裂等进行检查。

18.13 发电机定子接地保护应按规程要求投在规定方式，应定期对定子接地保护系统进行检查、试验等，保证其能执行设计功能；

18.14 当发电机的转子绕组发生一点接地时应查明故障点与性质。如系稳定性的金属接地，应立即停机处理。

18.15 防止励磁系统故障引起发电机损坏

18.15.1 有进相运行工况的发电机，其低励限制的定值应在制造厂给定的允许值和保持发电机静稳定的范围内，并定期校验；

18.15.2 自动励磁调节器的过励限制和过励保护的定值应在制造厂给定的允许值内，并定期校验。