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;

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　　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;

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　　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