1、第2 章核電廠技術規格書2.3 安全限值和安全系統限值的設定2. 3. 1 安全限值（1）反應堆堆芯熱功率、穩壓器壓力和運行環路最高冷卻劑溫度的組合不得超過右圖所給出的限值。適用范圍：模式1 、模式2 。2.3 安全限值和安全系統限值的設定2. 3. 1 安全限值（1）反應堆堆芯動作：a. 無論何時，只要由運行環路最高冷卻劑溫度和熱功率組合所確定的點超過了相對穩壓器壓力限值，則核電廠應在1 h 內處于熱備用模式，并遵從相應技術規范的要求。b. 少于三個環路的運行受“所有反應堆冷卻劑環路必須要運行”這條技術規范的限。2.3 安全限值和安全系統限值的設定2. 3. 1 安全限值（1）反應堆堆芯說明

2、：這主要是為了防止燃料過熱和燃料包殼可能穿孔而造成裂變產物釋放到反應堆冷卻劑中。燃料的運行被限制在泡核沸騰范圍，這里傳熱系數大，包殼表面溫度稍高于冷卻劑飽和溫度，以防止燃料包殼的過熱。穩態運行、正常運行瞬態以及預期瞬態下的最小偏離泡核沸騰比DNBR 限值（1.30或1.22）實際上是保護核電廠第一道安全屏障的一個必要條件。2.3 安全限值和安全系統限值的設定2. 3. 1 安全限值（2）反應堆冷卻劑系統壓力反應堆冷卻劑系統壓力不得超過18. 9 MPa （對于美國Shearon Harris Unit 1) 。適用范圍：模式1 、模式2 、模式3 、模式4 、模式5 。動作：a. 對模式1 、

3、模式2無論何時，只要反應堆冷卻劑系統壓力超過18. 9 MPa ，則核電廣應在1 h 內使反應堆冷卻劑系統壓力處于限值內的熱備用模式。2.3 安全限值和安全系統限值的設定2. 3. 1 安全限值（2）反應堆冷卻劑系統壓力動作：b. 對模式3 、模式4 、模式5無論何時，只要反應堆冷卻劑系統壓力超過18. 9 MPa ，則核電廠應在5 min 內將反應堆冷卻劑系統壓力降至其限值之內，并遵循相應技術規范的要求。說明：這主要是保護反應堆冷卻劑系統不受超壓而保持完整性，因此可防止反應堆冷卻劑內的放射性核素泄漏到安全殼空間里。這個限值實際上是保護核電廠第二道安全屏障的一個必要條件。2.3 安全限值和安全

4、系統限值的設定2. 3. 2 安全系統限值的設定反應堆緊急停堆系統儀表的整定值（1）關于功率量程中子注量率高變化率（2）超溫溫差OTT（ TOT）與超功率溫差OP T（ TOP)2.3 安全限值和安全系統限值的設定2. 3. 2 安全系統限值的設定反應堆緊急停堆系統儀表的整定值（1）關于功率量程中子注量率高變化率正正的高中子注量率變化率是在任何功率水平上發生控制棒彈棒事故的征兆。這是專門用于補充功率量程核功率高定值和低定值停堆保護，以確保在出現彈棒事故下能滿足安全準則。負負的中子高注量率變化率緊急停堆保護是確保在多種控制棒落棒事件時最小DNBR 能保持在1. 30 限值以上。2.3 安全限值和

5、安全系統限值的設定2. 3. 2 安全系統限值的設定反應堆緊急停堆系統儀表的整定值（2）超溫溫差OTT（ TOT）與超功率溫差OP T（ TOP)超溫溫差緊急停堆保護堆芯，防止在各種壓力、功率、冷卻劑溫度和軸向功率分布的組合情況下發生偏離泡核沸騰DNB 。這種保護用于慢瞬變，即對于堆芯到溫度探測器的管道傳輸延遲來講為慢的瞬變，且壓力處在穩壓器高、低壓力緊急停堆之間的范圍。超功率溫差緊急停堆保護確保在各種可能的超功率情況下燃料的完整性，即燃料芯塊無熔化，進一步限制了超溫溫差緊急停堆所要求的范圍，同時也對高中子注量率緊急停堆提供后備保護。2.3 安全限值和安全系統限值的設定2. 3. 2 安全系統

6、限值的設定反應堆緊急停堆系統儀表的整定值（2）超溫溫差OTT（ TOT）與超功率溫差OP T（ TOP)超溫溫差的定值隨一回路壓力變化而變化，例如一回路泄漏，穩壓器壓力下降從而引起超溫溫差的定值點下降，這就有可能引起汽輪機自動快速降負荷（Runback），甚至停堆停機。超功率溫差的定值點則是不隨一回路壓力的變化而變化的。2.4 運行限制條件運行限制條件LCO, LIMITING CONDITIONS FOR 適用范圍APPLICABILITY根源交待motherhood statements2. 4. 1 適用范圍1. 當在各種運行模式或所指定的其他工況下，技術規格書中LCO 的規定都要求遵從

7、。如果不能滿足LCO 中的規定，則必須滿足其相應的動作（ ACTION）的要求。2. 當LCO 的要求和其相應的ACTION 要求在指定的時間間隔內都沒有滿足時，必定不遵從技術規范。如果在指定的時間間隔內， LCO 就恢復了，則就不需要完成ACTION 的要求，除非在ACTION 敘述中另有注釋。2.4 運行限制條件2. 4. 1 適用范圍3. （1）當運行限制條件（LCO）不滿足時提供在相應的動作（ ACTION ）要求除外，必須要求在1 h 之內，采取動作（ ACTION ）使核電廠處于一個較低水平的運行模式。可采取的ACTION 有：至少在下個6 h 之內，使核電廠運行在熱備用模式；至少

8、在隨后6 h 之內，使核電廠運行在熱停堆模式；至少再在后續24 h 之內，使核電廠運行在冷停堆模式。2.4 運行限制條件2. 4. 1 適用范圍3. （2）如果改正措施完成了，并允許在動作要求的情況下運行，則可以遵照給定的時間限制采取動作，但時間應從未能滿足運行限制條件（LCO ）的時刻算起。4. 除非在不依靠包括在動作要求里的規定而滿足運行限制條件（LCO ）的條件，否則不能進入一個運行模式或者其他指定的工況。這種規定必須不妨礙經過或到達遵從ACTION 中所要求的運行模式。在個別規范條文中所述要求除外。2.4 運行限制條件2. 4.2 反應性控制系統這部分含硼化控制、硼化系統及可移動控制組

9、件等都與反應性控制有關的一些規范。1. 關于停堆深度的運行限制條件2. 關于慢化劑溫度系數的運行限制條件3. 關于最低臨界溫度的運行限制條件4. 關于控制棒插入限值的運行限制條件2.4 運行限制條件2. 4.2 反應性控制系統1. 關于停堆深度的運行限制條件停堆深度必須大于或等于1770 PCM（對于Shearon Harris Unit 1 三環路運行）。適用范圍：模式1 、模式2 、模式3 、模式4 。動作：當停堆深度小于1770 PCM 時，立即用大于或等于7000 ppm 棚酸溶液以大于或等于11. 2 t/h 的流量硼化，直至恢復到所要求的停堆深度為止。2.4 運行限制條件2. 4.

10、2 反應性控制系統1. 關于停堆深度的運行限制條件本規范之所以要求有足夠的深度，因為具有足夠的停堆深度能保證：反應堆可以在各種運行模式下達到次臨界；與假想事故工況有關的反應性瞬變可控制在允許的限制范圍內；防止在各種停堆模式下意外的超臨界。2.4 運行限制條件2. 4.2 反應性控制系統2. 關于慢化劑溫度系數的運行限制條件慢化劑溫度系數必須當所有控制棒提出堆外，在燃料循環壽期初（BQL) ，熱態零功率下不得為正；當所有控制棒提出堆外，在燃料循環壽期末（EOL），額定熱功率下不得比-57PCM更負（對于Shearon Harris Unitl）。討論：（1）壽期初（BOL）出于安全考慮，保證反應

11、堆的固有安全性，所以要求慢化劑溫度系數為負值。（2）壽期末（EOL）慢化劑溫度系數有限值，主要考慮到此時硼稀釋的實際困難。2.4 運行限制條件2. 4.2 反應性控制系統3. 關于最低臨界溫度的運行限制條件反應堆冷卻劑系統環路最低運行溫度必須大子或等于288 （對于Shearon Harris Unit 1) 。適用范圍：運行模式1 、模式2 。動作：當反應堆冷卻劑系統環路運行溫度小于288 時，要求在15 min 之內恢復至其限值之上，否則在下個15 min 之內核電廠要處在熱備用運行模式。2.4 運行限制條件2. 4.2 反應性控制系統3. 關于最低臨界溫度的運行限制條件討論：之所以要求反

12、應堆達臨界時Tavg=288攝氏度在于保證：（1）慢化劑溫度系數為負值；（2）保護系統的儀表處在正常范圍；（3）穩壓器能在有汽腔情況下處于可運行狀態；（4）反應堆壓力容器遠離最小脆性轉變溫度RTNDT。2.4 運行限制條件2. 4.2 反應性控制系統4. 關于控制棒插入限值的運行限制條件控制棒組必須限制在物理插入限值之上。適用范圍：運行模式1 、模式2 。動作：監測試驗除外，當控制棒組插入位置在規范限值之下時，則（1）在2 h 之內恢復控制棒組位置在限200值之上；或2.4 運行限制條件2. 4.2 反應性控制系統4. 關于控制棒插入限值的運行限制條件動作：監測試驗除外，當控制棒組插入位置在規

13、范限值之下時，則（2）在2 h 之內將熱功率降至小于或等于右圖中棒位所允許的額定功率份額； （3）否則，至少在6 h 之內使核電廠處于熱備用運行模式。2.4 運行限制條件2.4 運行限制條件2.4 運行限制條件2. 4. 3 功率分布限值1. 關于軸向中子注量率偏差（AFD)DAF 的運行限制條件所指示的軸向中子注量率偏差DAF 必須維持在DAF 靶值兩側的靶帶內：（2）當堆芯平均累積鈾燃耗大于6000 MWd/t 時，靶帶寬不對稱，為+3% ，-12% 。2.4 運行限制條件2. 4. 3 功率分布限值1. 關于軸向中子注量率偏差（AFD)DAF 的運行限制條件DAF 可以偏離出規定的靶帶，

14、但應滿足：所指示的DAF是在允許運行范圍內，并在先前24 h 內越帶偏離累計時間不超過1 h 。又，當運行功率在 15% 和 50%額定熱功率之間所指示的DAF 可以偏離出規定的靶帶，但應滿足在先前24 h 越帶偏離累計時間不超過2 h 。適用范圍：運行模式1 ，且在15% 額定熱功率之上。2.4 運行限制條件2. 4. 3 功率分布限值1. 關于軸向中子注量率偏差（ AFD)DAF 的運行限制條件動作：熱功率Pt先前的24 h 內偏離累計時間熱功率降至功率量程中子注量率高停堆保護定值點降Pt=90%15 min90%50%=Pt90%30 min1h50%4h=55%Pt2h50%50%2.

15、4 運行限制條件2. 4. 3 功率分布限值1. 關于軸向中子注量率偏差（ AFD)DAF 的運行限制條件軸向中子注量率偏差DAF是運行在高功率水平且平衡假的工況下確定的。此時，控制棒位較高，接近于棒位的上限或全部提出堆外（ARO）。在這樣的工況下，所得的DAF 值除以其額定熱功率的份額即得出與其相應的堆芯燃耗情況下額定功率時的DAF 靶值。DAF值與功率是線性關系在核電廠里，軸向中子注量率偏差DAF ，因為是由電離室所測得的電流差值，所以也常用I 表示。2.4 運行限制條件2. 4. 3 功率分布限值2.關于象限功率傾斜比（QPTR)RQPT的運行限制條件象限功率傾斜比RQPT 必須不超過1

16、. 02 。適用范圍：運行模式1 ，且在50% 額定熱功率之上。動作：（1）當象限功率傾斜比RQPT值超過1. 02 ，但小于1. 09 時；（2）當由于控制棒失步使所確定的RQPT超過1. 09 時；（3）當由于控制棒失步之外的原因使所確定的RQPT超過1. 09 時。2.4 運行限制條件2. 4. 5 反應堆冷卻劑系統反應堆冷卻劑系統泄漏必須限制為：（1）無壓力邊界泄漏；（2）不可識別泄漏限值為0. 227 m3 /h;（3）通過所有蒸汽發生器從反應堆向二回路總泄漏限值為0. 227 m3 /h ，通過任一個蒸汽發生器每天總泄漏量限值為2. 0 m3 ;（4）來自反應堆冷卻劑系統的可識別泄

17、漏限值為2. 27 m3 /h;2.4 運行限制條件2. 4. 5 反應堆冷卻劑系統反應堆冷卻劑系統泄漏必須限制為：（5）在反應堆冷卻劑系統壓力為15. 4 MPa 的情況下可控泄漏限值為7.037 m3 /h;（6）任何反應堆冷卻劑系統壓力隔離閥的最大允許泄漏限值為0.681 1. 136 m3 /h （壓力為15. 4 MPa）。適用范圍：運行模式1 、模式2 、模式3 、模式4 。2.4 運行限制條件2. 4. 5 反應堆冷卻劑系統動作：(1 ）在有壓力邊界泄漏的情況下，核電廣至少應在6 h 之內處在熱備用模式，在隨后的30 h 處于冷停堆模式。(2 ）壓力邊界泄漏和來自反應堆冷卻劑系統

18、壓力隔離閥除外，在任何反應堆冷卻劑泄漏最大于上述限值任何之一的情況下，應在4 h 之內將泄漏量減小到限值內，否則電廠在下一個6 h 處于熱備用，并在后續的30 h 之內處于冷停堆模式。(3 ）在任何一個反應堆冷卻劑系統壓力隔離閥泄漏量大于限值表的限值情況下，在4 h內至少借助于關閉手動閥或使無效的自動閥將受影響系統高壓部分與低壓部分隔離開來，否則電廠至少在下一個6 h 之內要處在熱備用模式并在后續30 h 之內處于冷停堆模式。2.4 運行限制條件2. 4.6 應急堆芯冷卻系統兩個獨立的應急堆芯冷卻系統子系統必須是可運行的，每個子系統包括：(1 ）一臺可運行的上充安注泵；(2 ）一臺可運行的余熱

19、排出（RHR）熱交換器；(3 ）一臺可運行的余熱排出（RHR ）泵；(4 ）一條可運行的流道，它能夠在安注信號觸發后從換料水箱取水，在再循環階段可轉換到從安全殼地坑取水。適用范圍：運行模式1 、模式2 、模式302.4 運行限制條件2. 4.6 應急堆芯冷卻系統動作：在一個應急堆芯冷卻系統子系統不可運行時，須在72 h 之內將不可運行的子系統恢復到可運行狀態，否則電廠至少在下一個6 h 之內處于熱備用模式，并在后續的6 h 之內處于熱停堆模式。2.4 運行限制條件2. 4. 7 安全殼系統安全完完整性必須要保持。適用范圍：運行模式上模式2 、模式3 、模式4。動作：在安全殼完整性有損情況下，應

20、在1 h 之內恢復安全殼完整性，否則，核電廠至少在下一個6 h 之內應處于熱備用模式，并在后續的30 h 之內處于冷停堆模式。2.4 運行限制條件2.4. 8 電廠系統每一個主蒸汽管線隔離閥（MSIV ）必須是可運行的。適用范圍：運行模式1 、模式2 、模式3 、模式4 。動作：對模式1在一個主蒸汽隔離閥（MSIV ）不可運行時（是在開啟的情況下），假定不可運行的閥門在4 h 之內能被恢復到可運行狀態，核電廠即可繼續處于功率運行模式。否則，在下一個6 h 之內核電廠應處于熱備用模式，并在后續的6 h 之內處于熱停堆模式。2.4 運行限制條件2.4. 8 電廠系統每一個主蒸汽管線隔離閥（MSIV

21、 ）必須是可運行的。適用范圍：運行模式1 、模式2 、模式3 、模式4 。動作：對模式2 、模式3在一個MSIV 不可運行的情況下，假定此隔離閥保持關閉，則核電廠可以繼續運行在模式2 或模式3 。否則核電廠應在下一個6 h 之內處于熱備用模式，并在隨后的6 h 之內處于熱停堆模式。2.4 運行限制條件2. 4. 10 換料運行在反應堆冷卻劑系統中所有充水部分和換料通道中的棚濃度必須保持均勻并足以確保滿足以下反應性條件之一：(1 keff=2000 ppm 。適用范圍：運行模式6 。動作：在不滿足上述規范要求的情況下，立即中止包括堆芯變動或添加正反應性的所有操作，并啟動和繼續用大于或等于7 00

22、0 ppm硼酸溶液以大于或等于6. 81 t/h 速度硼化直至keff 降至= 2 000 ppm 。2.5 監測要求監測要求在核電廠技術規格書中是保證核電廠安全運行，滿足運行限制條件的重要措施。它是與運行限制條件伴生的，因此，監測要求部分與運行限制條件部分條數相同，即一條運行限制條件規范緊跟一條監測要求的形式。2.8 廣東大亞灣核電廠技術規格書簡介該技術規格書的主要內容包括定義，安全限值，保護闕值，運行中的限制條件，監測要求與行政管理六部分（缺設計特點部分）2.4 運行限制條件2. 4. 3 功率分布限值2.關于象限功率傾斜比（QPTR)RQPT的運行限制條件象限功率傾斜比RQPT 必須不超

23、過1. 02 。適用范圍：運行模式1 ，且在50% 額定熱功率之上。動作：（1）當象限功率傾斜比RQPT值超過1. 02 ，但小于1. 09 時；（2）當由于控制棒失步使所確定的RQPT超過1. 09 時；（3）當由于控制棒失步之外的原因使所確定的RQPT超過1. 09 時。2.4 運行限制條件2. 4. 5 反應堆冷卻劑系統反應堆冷卻劑系統泄漏必須限制為：（1）無壓力邊界泄漏；（2）不可識別泄漏限值為0. 227 m3 /h;（3）通過所有蒸汽發生器從反應堆向二回路總泄漏限值為0. 227 m3 /h ，通過任一個蒸汽發生器每天總泄漏量限值為2. 0 m3 ;（4）來自反應堆冷卻劑系統的可識

24、別泄漏限值為2. 27 m3 /h;2.4 運行限制條件2. 4. 5 反應堆冷卻劑系統反應堆冷卻劑系統泄漏必須限制為：（5）在反應堆冷卻劑系統壓力為15. 4 MPa 的情況下可控泄漏限值為7.037 m3 /h;（6）任何反應堆冷卻劑系統壓力隔離閥的最大允許泄漏限值為0.681 1. 136 m3 /h （壓力為15. 4 MPa）。適用范圍：運行模式1 、模式2 、模式3 、模式4 。2.4 運行限制條件2. 4. 5 反應堆冷卻劑系統動作：(1 ）在有壓力邊界泄漏的情況下，核電廣至少應在6 h 之內處在熱備用模式，在隨后的30 h 處于冷停堆模式。(2 ）壓力邊界泄漏和來自反應堆冷卻劑

25、系統壓力隔離閥除外，在任何反應堆冷卻劑泄漏最大于上述限值任何之一的情況下，應在4 h 之內將泄漏量減小到限值內，否則電廠在下一個6 h 處于熱備用，并在后續的30 h 之內處于冷停堆模式。(3 ）在任何一個反應堆冷卻劑系統壓力隔離閥泄漏量大于限值表的限值情況下，在4 h內至少借助于關閉手動閥或使無效的自動閥將受影響系統高壓部分與低壓部分隔離開來，否則電廠至少在下一個6 h 之內要處在熱備用模式并在后續30 h 之內處于冷停堆模式。2.4 運行限制條件2. 4.6 應急堆芯冷卻系統兩個獨立的應急堆芯冷卻系統子系統必須是可運行的，每個子系統包括：(1 ）一臺可運行的上充安注泵；(2 ）一臺可運行的余熱排出（RHR）熱交換器；(3 ）一臺可運行的余熱排出（RHR ）泵；(4 ）一條可運行的流道，它能夠在安注信號觸發后從換料水箱取水，在再循環階段可轉換到從安全殼地坑取水。適用范圍：運行模式1 、模式2 、模式302.4 運行限制條件2. 4.6 應急堆芯冷卻系統動作：在一個應急堆芯冷卻系統子系統不可運行時，須在72 h 之內將不可運行的子系統恢復到可運行狀態，否則電廠至少在下一個6 h 之內處于熱備用模式，并在后續的6 h 之內處于熱停堆模式。2.4 運行限制條件2. 4. 7 安全殼系統安全完完整性必須要保持。適用范圍：運行模式上