國家核安全局文件 國核安發〔2008〕94號 關于發布《重水堆核電廠運行事件判定準則》（試行）的通知 各有關單位： 　　近年來，我局對重水堆核電廠運行監管情況表明，由于重水堆核電廠在設計和運行方面均與壓水堆核電廠存在較大差別，現行《核電廠營運單位報告制度》（HAF001/02/01）中的運行事件判定準則對重水堆核電廠有一定的局限性，必須對現行運行事件判定準則進行適當的修訂和補充。根據《中華人民共和國民用核設施安全監督管理條例》（HAF001）和《中華人民共和國民用核設施安全監督管理條例實施細則之二附件一—核電廠營運單位報告制度》（HAF001/02/01）的有關規定，結合重水堆核電廠的運行經驗以及我局的監管實踐，我局制定了《核電廠營運單位報告制度》中的《重水堆核電廠運行事件判定準則》(試行)，現予發布執行。 　　各重水堆核電廠營運單位應嚴格按照新發布的判定準則實施管理，確保核電廠運行安全，并根據運行經驗對其試用情況進行反饋和總結，在試行期間，每年向我局提交有關總結報告。 附件：重水堆核電廠運行事件判定準則（試行） 二○○八年十一月十一日 主題詞：環保 核電廠 核安全 運行事件 通知 　　附件： 重水堆核電廠運行事件判定準則（試行） 　　4.1 報告準則 　　在核電廠試驗和運行期間，發生下列各類事件時，營運單位應該向國家核安全局和所在地區監督站報告。 　　4.1.1 違反核電廠技術規格書的事件 　　4.1.1.1 核電廠技術規格書要求的停堆事件 　　核電廠機組運行時，必須滿足核電廠技術規格書規定的運行限制條件。如果偏離核電廠技術規格書規定的運行限制條件，或者某個安全重要系統或設備不能使用或運行參數達不到規定值，并在規定的時間內不能恢復正常而導致停堆，應該向國家核安全局報告。例如，機組運行時，一臺汽動輔助給水泵不能使用，按核電廠技術規格書的規定，必須在24小時內將其恢復正常；或者一臺柴油機帶動的輔助給水泵不能運行，按核電廠技術規格書的規定，必須在72小時內將其恢復正常。如果在上述規定的時間內尚未恢復正常而導致停堆，這樣的停堆事件就應該報告。停堆包括熱備用、熱停堆、中間停堆和冷停堆。 　　4.1.1.2 違反技術規格書的運行事件。 　　這類事件包括： （1）運行參數超過安全限值； （2）監督試驗或監測周期超過規定的期限； （3）出現了技術規格書中不允許出現的運行工況等。 　　監督試驗是指核電機組運行期間所進行的定期試驗，它是為了驗證安全有關的構筑物、系統或部件是否能繼續執行其功能或者是在執行其功能的備用狀態。如果兩次監督試驗或監測之間的間隔時間超過核電廠技術規格書允許的限值，應該報告。核電機組在運行時出現了核電廠技術規格書中禁止的運行工況，例如，在某種停堆工況下，應該維持兩臺停堆冷卻泵處在運行狀態，由于某種原因只有一臺泵在運行，從而導致堆芯和主回路溫度偏高。 　　4.1.2 導致核電廠安全屏障或重要設備的性能受到嚴重損害或出現下列工況的事件 （1）明顯危害安全的沒有分析過的工況； （2）超出核電廠設計基準的工況； （3）在核電廠運行規程或應急規程中沒有考慮過的工況。 　　“核電廠安全屏障或重要設備的性能受到嚴重損害的事件”是指這些設備出現故障或不能執行其功能或它們的機械或化學性能受到嚴重損傷，降低其對3類或4類工況的承受能力。這類事件的事例有：（1）堆芯或貯存水池內燃料包殼破損率超過允許范圍；（2）一回路的放射性超過規定限值；（3）壓力殼或一回路的其他重要設備（蒸汽發生器、主泵、穩壓器、安全閥和卸壓閥）出故障和主管道破損；（4）主冷卻劑系統的焊縫或材料有重大缺陷；（5）在試驗或運行期間，卸壓閥或安全閥喪失操作能力或可用的數量不足；（6）安全殼泄漏超過規定限值。 　　“可能導致明顯危害安全的沒有分析過的工況，超出核電廠設計基準的工況或在核電廠規程或應急規程中沒有考慮的工況的事件”主要是指一些對核電機組安全運行有全局性影響的事件，而不僅是個別運行參數的偏離或個別零件出故障。這類事件的事例有： （1）堆芯傳熱管道內出現過量的汽泡，妨礙從燃料元件內導出熱量，特別是在自然循環條件下，導致傳熱效率急劇下降，并可能引起元件或堆熔化； （2）測量信號管路內出現汽泡，使儀表誤顯示，從而可能引起嚴重后果； （3）在試驗監督中，一個單一故障或人的誤操作導致多臺設備中斷運行； （4）在例行檢查時發現高能管道的支撐構件的螺絲松動。 　　4.1.3 對核電廠安全有現實威脅或明顯妨礙核電廠值班人員完成安全運行的自然事件和其他外部事件 　　核電廠附近發生這類事件時，將直接威脅核電廠的安全，并使核電廠值班人員難以繼續維持反應堆的安全運行或按規定程序停堆或保持安全停堆狀態。這類事件的事例有：雪崩、地震、洪水、霧、湖水或河水高水位或低水位、高溫、高潮位、滑坡、雷電、地面沉降或塌陷、龍卷風、海嘯及潮涌、地面隆起、火山爆發、飛機撞擊、化學物質釋放、森林火災、工業或軍事設施事故、蓄水或擋水工程事故、地面交通工具爆炸或撞擊、有毒氣體釋放和使用爆炸物等。但是，這類事件對核電廠安全的威脅是否具有現實性，需要分析判斷，然后再決定是否應該報告。 　　其他外部事件主要指來自核電廠外部的某些人為事件，例如，經過核實的可能影響核電廠安全的敵意舉動或有這種企圖的行為。 　　4.1.4 導致專設安全設施和反應堆保護系統自動或手動觸發的事件（預先安排的這類試驗，以及反應堆處于保證停堆狀況時因干擾信號引起停堆系統觸發的事件除外） 　　專設安全系統和反應堆保護系統在需要時應能及時地正確投入運行。應該盡可能避免這些設施或系統誤啟動。尤其是安全注入系統和緊急停堆系統，因為它們突然投入運行后，將使燃料包殼和一回路設備出現劇烈的溫度和壓力瞬變過程，使其機械性能受到嚴重損傷，從而對核電機組的安全運行產生潛在的不利影響。因此，出現這類觸發事件時應該報告。如果在一個事件過程中，為了緩解事件的后果，自動或手動觸發反應堆保護系統或專設安全設施將不單獨作為一個事件提交報告。 　　反應堆處于保證停堆狀態時因干擾信號引起停堆系統觸發的事件包括：在啟動儀表系統所在區域使用電氣設備，如吸塵器、電焊機、切割機、對講機，反應堆廠房內設備啟動等引起的電磁信號導致停堆系統觸發的事件。 　　4.1.5 任何可能妨礙構筑物或系統實現下列安全功能的事件 （1）停堆和保持安全停堆狀態； （2）排出堆芯余熱； （3）控制放射性物質釋放； （4）緩解事故后果。 　　這里不包括在同一個系統中冗余或備用設備能夠完成所要求功能而個別部件出故障。 　　這里包括任何可能妨礙安全系統正確執行安全功能的事件，而不管這些事件是在什么時候發生或發現的，或當時是否需要該系統完成相應的功能，也不管其他系統是否可以完成同樣的安全功能。“可能妨礙安全系統正確執行安全功能的事件”是指在啟用有隱患的安全系統之前發現并排除了故障或采取了糾正措施，從而沒有造成實際后果。這類事件的事例包括下列系統所發生的故障：反應堆保護系統或緊急停堆系統、專設安全設施、專設安全設施觸發系統、事故監測系統、反應堆冷卻劑系統、卸壓閥或安全閥、設備冷卻水系統、應急供水系統（重要負荷公用系統）、最終熱阱系統、交流和直流應急供電系統等。在同一個系統中冗余的或備用設備能完成所要求的安全功能時，個別部件出故障不在此例。例如，兩臺泵各開到額定容量的50%完成某一功能，如果其中一臺因故停運，則另一臺可以開到額定容量的100%完成同樣的功能。 　　妨礙這些構筑物或系統實現其安全功能的原因可能是一個或多個人的失誤、設備故障、設計、分析、制造和安裝不正確或程序（如監測、維修、鑒定、質保、等程序）錯誤。 　　4.1.6 導致多個獨立的具有下列功能的系統、序列或通道同時失效的共因事件 （1）停堆和保持安全停堆狀態； （2）排出堆芯余熱； （3）控制放射性物質釋放； （4）緩解事故后果。 　　這里包括由同一原因引起的多個獨立的安全重要系統、序列或通道同時失效的并發故障或斷發故障的事件。出現這類事件的原因可能是由于相應系統或部件所處的環境相同，使得對諸如火災、洪水、高溫或放射性物質釋放這類影響不能隔離；或者是由于在這些系統或部件之間原來就存在相互影響的因素；或者是由于這些系統或部件的設計、制造、安裝、運行或維修過程中類似的失誤。這類共因事件對核電廠的安全具有更大的危險性，因而要給予特別注意。 　　4.1.7 放射性釋放失去控制的事件 　　4.1.7.1 對工作人員和電廠附近公眾成員造成的有效劑量當量超過國家標準規定的限值； 　　4.1.7.2 在非限制區，空氣中氣載放射性物質在一小時內平均濃度超過國家標準規定的導出空氣濃度（DAC）限值的兩倍； 　　4.1.7.3 在非限制區，飲用水中所含放射性核素，除氚和溶解的惰性氣體外，在一小時內平均濃度超過國家規定的導出食入（DIC）限值的兩倍； 　　4.1.7.4 放射性物質貯存及放射性廢物的排放管理違反了國家標準或有關部門的相應規定。 　　這類事件的事例有： （1）在一次事件中，工作人員個人所受到的有效劑量當量超過了50mSv； （2）在非限制區內，公眾成員在一個日歷年內受到的有效劑量當量超過5 mSv； （3）導致人員傷亡或需要送醫院治療的核起因事件； （4）放射性物質包裝不合格或不密封，以致表面劑量超過規定值或有放射性物質泄漏； （5）放射性物質在限制區或非限制區內丟失，并可能危害公眾的健康； （6）放射性器材被盜或遭破壞等重大事故； （7）意外放射性釋放； （8）意外臨界。 　　4.1.8 對核電廠安全有現實威脅或明顯妨礙值班人員安全運行的內部事件 　　在核電廠出現這類異常事件時，例如火災，可能需要值班人員撤離或不能進入安全有關系統或設備的場所，從而妨礙安全運行，這類事件應該報告。這類事件的事例還包括化學物質、有毒氣體和放射性物質釋放以及使用爆炸物等。 　　4.1.9 其他事件 　　4.1.9.1 一次事件中重水損失超過100Kg； 　　4.1.9.2 主熱傳輸系統與應急堆芯冷卻系統之間的隔離閥失效或誤操作，導致堆芯冷卻劑流量被旁通的事件； 　　4.1.9.3 裝換料錯誤事件。這類事件包括在裝換料過程中將燃料棒束裝入錯誤的燃料通道，或裝入燃料通道的燃料棒束富集度不正確，或燃料通道換料方式錯誤； 　　4.1.9.4 上述各類所不包括的，由國家核安全局或營運單位根據事件的性質及其后果確定為對安全有影響的重大事件以及公眾普遍關注的事件。