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蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈肀莄蚃蚁羆莃莃袆袂羀蒅虿螈罿薇袄肇肈芇蚇羃肇荿袃衿肆薁蚆袅肅蚄薈膃肄莃螄聿肄蒆薇羅肃薈螂袁膂芈薅螇膁莀螀肆膀蒂薃羂腿蚅蝿羈膈莄蚁袄膈蒇袇螀膇蕿蚀肈膆艿袅羄芅莁蚈袀芄蒃袄螆芃薅蚆膅芃莅葿肁节蒇螅羇芁薀薇袃芀艿螃蝿艿莂薆肈莈蒄螁羄莇薆薄袀莇芆螀螆莆蒈薂膄莅薁袈袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀莄袆膇芃薀袂膆蒅蒃螈膅膅蚈蚄螂芇蒁薀螁荿蚆衿螀聿葿螅衿膁蚅蚁袈芃蒈薇袇蒆芀羅袇膅薆袁袆芈荿螇袅莀薄蚃袄肀莇蕿袃膂薂袈羂芄莅螄羁莇薁蚀羁肆莄蚆羀艿虿薂罿莁蒂袀羈肁蚇螆羇膃蒀蚂羆芅蚆薈肅莇蒈袇肅肇芁螃肄腿蒇蝿肃莂艿蚅肂肁薅薁肁膄莈袀肀芆薃螆聿莈莆蚂腿肈薂薈膈膀螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆芇蒂螀羂莆薅羅芁莅蚇螈膇莄蝿羃肃莃蕿螆聿莂蚁肂羅莁螄袄芃莁蒃肀腿莀薆袃肅葿蚈肈羁蒈螀袁芀蒇蒀蚄膆蒆蚂衿膂蒅螄螂肈蒅蒄羈羄蒄薆螀节蒃虿羆膈薂螁蝿肄薁蒁羄羀薀薃螇荿薀螅羃芅蕿袈袅膁薈薇肁肇膄蚀袄羃膃螂聿芁膃蒂袂膇节薄肇肃芁蚆袀罿芀袈蚃莈艿薈羈芄芈蚀螁膀芇螃羇肆秦山核电厂最终安全分析报告第16章技术规格书Ⅰ梁军、顾健陈生林、戴宝和魏国良范永富
1996.60蔡剑平张廉缪鸿兴
1991.9版次Rev.汇编Compilation校对Checking审核Reviewing日期Date秦山核电厂最终安全分析报告第16章技术规格书秦山核电公司秦山核电厂最终安全分析报告内容目录
1.0引言和电厂概况
2.0厂址特征
3.0构筑物、部件、设备和系统的设计
4.0反应堆
5.0反应堆冷却剂系统及其连结系统
6.0专设安全设施
7.0仪表和控制
8.0电力
9.0辅助系统
10.0蒸汽和动力转换系统
11.0放射性废物管理
12.0辐射防护
13.0运行管理
14.0初始试验大纲
15.0事故分析
16.0技术规格书
17.0质量保证第16章技术规格书内容目录页码
1.0定义1-
11.1术语1-
11.2热功率1-
11.3额定热功率和加强工况热功率1-
11.4运行模式1-
11.5措施1-
11.6可运行的--可运行性1-
11.7可报告__1-
11.8安全壳完整性1-
21.9通道校准1-
21.10通道检查1-
21.11通道功能试验1-
21.12堆芯更动1-
21.13停堆深度1-
31.14可识别泄漏1-
31.15不可识别泄漏1-
311.16压力边界泄漏1-
31.17受控泄漏1-
31.18象限功率倾斜比1-
31.19I—131剂量当量比活度1-
41.20交错试验体制1-
41.21频度标记1-
41.22反应堆紧急停堆系统响应时间1-
41.23专设安全设施响应时间1-
41.24轴向通量偏差1-
41.25物理试验1-
52.0安全限值和安全系统限值的设定2-
12.1安全限值2-
12.
1.1反应堆堆芯2-
32.
1.2反应堆冷却剂系统压力2-
32.2安全系统限值的设定2-
32.
2.1反应堆紧急停堆系统仪表整定值2-3B.
2.1安全限值/依据B.2-1B.
2.
1.1反应堆堆芯B.2-1B.
2.
1.2反应堆冷却剂系统压力B.2-1B.
2.2安全系统限值的设定/依据B.2-22B.
2.
2.1反应堆紧急停堆系统仪表整定值B.2-23/4运行限制条件/监测要求3/
4.0-13/
4.0适用范围3/
4.0-13/
4.1反应性控制系统3/
4.1-13/
4.
1.1硼液控制3/
4.1-13/
4.
1.
1.1停堆深度——当T__g>60℃3/
4.1-13/
4.
1.
1.2停堆深度——当T__g≤60℃3/
4.1-23/
4.
1.
1.3硼稀释3/
4.1-33/
4.
1.
1.4慢化剂温度系数3/
4.1-33/
4.
1.
1.5最低临界温度3/
4.1-43/
4.
1.2硼液系统3/
4.1-53/
4.
1.
2.1流道--停堆3/
4.1-53/
4.
1.
2.2流道--运行3/
4.1-53/
4.
1.
2.3上充泵--停堆3/
4.1-63/
4.
1.
2.4上充泵--运行3/
4.1-83/
4.
1.
2.5硼酸驳运泵--停堆3/
4.1-83/
4.
1.
2.6硼酸驳运泵--运行3/
4.1-93/
4.
1.
2.7硼水源-停堆3/
4.1-103/
4.
1.
2.8硼水源-运行3/
4.1-103/
4.
1.3可__控制组件控制棒3/
4.1-113/
4.
1.
3.1棒组高度3/
4.1-1233/
4.
1.
3.2棒位指示器通道3/
4.1-163/
4.
1.
3.
2.1棒位指示器通道-运行3/
4.1-163/
4.
1.
3.
2.2棒位指示器通道-停堆3/
4.1-163/
4.
1.
3.3落棒时间3/
4.1-173/
4.
1.
3.4停堆棒插入极限3/
4.1-183/
4.
1.
3.5调节棒插入极限3/
4.1-183/
4.2功率分布极限3/
4.2-13/
4.
2.1轴向通量偏差3/
4.2-13/
4.
2.2热流密度热管因子FQZ3/
4.2-43/
4.
2.3核焓升热管因子FN△H3/
4.2-73/
4.
2.4象限功率倾斜比3/
4.2-83/
4.
2.5DNB参数3/
4.2-103/
4.3仪表3/
4.3-13/
4.
3.1反应堆停堆保护系统仪表3/
4.3-13/
4.
3.2专设安全设施驱动系统仪表3/
4.3-103/
4.
3.3监测仪表3/
4.3-213/
4.
3.
3.1辐射监测仪表3/
4.3-213/
4.
3.
3.2可__式堆内探测器3/
4.3-253/
4.
3.
3.3地震仪表3/
4.3-253/
4.
3.
3.4气象仪表3/
4.3-313/
4.
3.
3.5远距离停堆仪表3/
4.3-3443/
4.
3.
3.6事故后监测仪表3/
4.3-363/
4.
3.
3.7放射性液体排出流监测仪表3/
4.3-393/
4.
3.
3.8放射性气体排出流监测仪表3/
4.3-403/
4.
3.
3.9汽轮机超速保护3/
4.3-413/
4.4反应堆冷却剂系统3/
4.4-13/
4.
4.1反应堆冷却剂环路3/
4.4-13/
4.
4.
1.1正常运行3/
4.4-13/
4.
4.
1.2热停堆和中间停堆4A3/
4.43/
4.
4.
1.3中间停堆4B3/
4.43/
4.
4.
1.4不工作环路3/
4.4-13/
4.
4.
1.5不工作环路的启动—热态3/
4.4-13/
4.
4.
1.6不工作充满水环路的启动—冷态3/
4.4-23/
4.
4.
1.7未充水环路的启动3/
4.4-23/
4.
4.2安全阀3/
4.4-33/
4.
4.
2.1安全阀—停堆状态3/
4.4-33/
4.
4.
2.2安全阀—运行状态3/
4.4-33/
4.
4.3稳压器3/
4.4-43/
4.
4.4卸压阀3/
4.4-43/
4.
4.5蒸汽发生器3/
4.4-53/
4.
4.6反应堆冷却剂系统泄漏3/
4.4-103/
4.
4.
6.1泄漏探测系统3/
4.4-1153/
4.
4.
6.2运行泄漏3/
4.4-113/
4.
4.7水化学3/
4.4-123/
4.
4.8比活度3/
4.4-153/
4.
4.9压力/温度限值3/
4.4-183/
4.
4.
9.1反应堆冷却剂系统3/
4.4-183/
4.
4.
9.2稳压器3/
4.4-213/
4.
4.
9.3反应堆冷却剂系统超压保护系统3/
4.4-213/
4.
4.10结构完整性3/
4.4-223/
4.
4.
10.1A__E规范
1.2和3级部件3/
4.4-223/
4.
4.11反应堆冷却剂系统排出3/
4.4-233/
4.5应急堆芯冷却系统ECCS3/
4.5-13/
4.
5.1安注箱3/
4.5-13/
4.
5.2应急堆芯冷却系统子系统——T__g≥180℃3/
4.5-23/
4.
5.3应急堆芯冷却系统子系统——T__g≥180℃3/
4.5-33/
4.
5.4浓硼酸注入系统3/
4.5-53/
4.
5.
4.1浓硼酸注箱3/
4.5-53/
4.
5.
4.2热跟踪3/
4.5-63/
4.
5.5换料水箱3/
4.5-83/
4.6安全壳系统3/
4.5-13/
4.
6.1安全壳3/
4.5-163/
4.
6.
1.1安全壳完整性3/
4.6-13/
4.
6.
1.2安全壳泄漏3/
4.6-13/
4.
6.
1.3安全壳人员闸门3/
4.6-33/
4.
6.
1.4安全壳隔离阀及通道焊接增压系统3/
4.6-53/
4.
6.
1.5内部压力3/
4.6-63/
4.
6.
1.6空气温度3/
4.6-63/
4.
6.
1.7安全壳结构的完整性3/
4.6-73/
4.
6.
1.8安全壳通风系统3/
4.6-83/
4.
6.2降压和冷却系统3/
4.6-83/
4.
6.
2.1安全壳喷淋系统3/
4.6-83/
4.
6.
2.2喷淋添加系统3/
4.6-93/
4.
6.
2.3安全壳冷却系统3/
4.6-113/
4.
6.3除碘系统3/
4.6-123/
4.
6.4安全壳隔离阀3/
4.6-133/
4.
6.5可燃气体控制3/
4.6-193/
4.
6.
5.1氢气分析器3/
4.6-193/
4.
6.
5.2消氢器氢气复合器3/
4.6-203/
4.
6.
5.3氢气清洗系统3/
4.6-213/
4.
6.
5.4氢气混合系统3/
4.6-2273/
4.
6.6贯穿区__排风净化系统3/
4.6-233/
4.
6.7真空释放阀3/
4.6-233/
4.7电厂系统3/
4.7-13/
4.
7.1汽轮机热力系统3/
4.7-13/
4.
7.
1.1安全阀3/
4.7-13/
4.
7.
1.2辅助给水系统3/
4.7-23/
4.
7.
1.3应急给水箱3/
4.7-33/
4.
7.
1.4放射性活度3/
4.7-43/
4.
7.
1.5主蒸汽隔离阀3/
4.7-53/
4.
7.2蒸汽发生器压力/温度限制3/
4.7-53/
4.
7.3设备冷却水系统3/
4.7-63/
4.
7.4重要海水系统3/
4.7-73/
4.
7.5防淹3/
4.7-83/
4.
7.6控制室事故空调系统3/
4.7-93/
4.
7.7辅助厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统3/
4.7-113/
4.
7.8液压阻尼器3/
4.7-133/
4.
7.9密封源污染3/
4.7-153/
4.
7.10最终热阱3/
4.7-173/
4.
7.11消防水系统3/
4.7-183/
4.8电力系统3/
4.8-13/
4.
8.1交流电源3/
4.8-183/
4.
8.
1.1运行情况3/
4.8-13/
4.
8.
1.2停堆情况3/
4.8-33/
4.
8.2厂内配电系统3/
4.8-43/
4.
8.
2.1交流配电系统—运行3/
4.8-43/
4.
8.
2.2交流配电系统—停堆3/
4.8-53/
4.
8.
2.3直流配电系统—运行3/
4.8-73/
4.
8.
2.4直流配电系统—停堆3/
4.8-93/
4.9换料操作3/
4.9-13/
4.
9.1硼浓度3/
4.9-13/
4.
9.2仪器仪表3/
4.9-13/
4.
9.3衰变时间3/
4.9-23/
4.
9.4安全壳厂房贯穿件3/
4.9-33/
4.
9.5通讯3/
4.9-33/
4.
9.6装卸料机可运行性3/
4.9-43/
4.
9.7燃料厂房吊车3/
4.9-53/
4.
9.8冷却剂循环3/
4.9-53/
4.
9.9安全壳清洗和排风隔离系统3/
4.9-63/
4.
9.10反应堆压力容器水位3/
4.9-63/
4.
9.11燃料贮存池水位3/
4.9-793/
4.
9.12燃料操作厂房事故排风净化系统3/
4.9-73/
4.
9.13安全壳燃料操作事故辐射监测系统3/
4.9-93/
4.10特殊试验例外3/
4.10-13/
4.
10.1停堆深度3/
4.10-13/
4.
10.2控制棒组提升高度,插入深度和功率分布限值3/
4.10-13/
4.
10.3物理试验3/
4.10-33/
4.
10.4棒位指示通道—停堆3/
4.10-43/
4.11放射性排出流3/
4.11-13/
4.
11.1液态排出流3/
4.11-13/
4.
11.
1.1放射性浓度3/
4.11-13/
4.
11.
1.2剂量3/
4.11-13/
4.
11.
1.3放射性废液处理系统3/
4.11-23/
4.
11.2气态排出流3/
4.11-53/
4.
11.
2.1剂量率3/
4.11-53/
4.
11.
2.2剂量—惰性气体3/
4.11-83/
4.
11.
2.3剂量—I—
131、I—
133、H—3和以微粒形式存在的放射性物质3/
4.11-83/
4.
11.
2.4放射性废气处理系统3/
4.11-93/
4.
11.
2.5__性气体的混合3/
4.11-103/
4.
11.
2.6气体衰变箱3/
4.11-10103/
4.
11.3放射性固体废物3/
4.11-113/
4.
11.4总剂量3/
4.11-123/
4.
12.放射性环境监测3/
4.12-1B.3/4依据B.3/4-0B.3/
4.0适用范围B.3/
4.0-1B.3/
4.1反应性控制系统B.3/
4.1-1B.3/
4.
1.1硼液控制B.3/
4.1-1B.3/
4.
1.
1.1停堆深度B.3/
4.1-1B.3/
4.
1.
1.2停堆深度B.3/
4.1-1B.3/
4.
1.
1.3硼稀释B.3/
4.1-1B.3/
4.
1.
1.4慢化剂温度系数MTCB.3/
4.1-1B.3/
4.
1.
1.5最低临界温度B.3/
4.1-2B.3/
4.
1.2硼液系统B.3/
4.1-2B.3/
4.
1.3可__控制组件控制棒B.3/
4.1-2B.3/
4.2功率分布极限B.3/
4.2-1B.3/
4.
2.1轴向功率偏差AFDB.3/
4.2-1B.3/
4.
2.2热流密度热管因子FQZB.3/
4.2-2B.3/
4.
2.3核焓升热管因子FN△HB.3/
4.2-2B.3/
4.
2.4象限功率倾斜比B.3/
4.2-411B.3/
4.
2.5DNB参数B.3/
4.2-4B.3/
4.3仪表B.3/
4.3-1B.3/
4.
3.1反应堆停堆保护系统仪表B.3/
4.3-1B.3/
4.
3.2专设安全设施驱动系统仪表B.3/
4.3-1B.3/
4.
3.3监测仪表B.3/
4.3-1B.3/
4.
3.
3.1放射性监测仪表B.3/
4.3-1B.3/
4.
3.
3.2可__式堆内探测器B.3/
4.3-1B.3/
4.
3.3地震仪表B.3/
4.3-1B.3/
4.
3.4气象仪表B.3/
4.3-2B.3/
4.
3.5远距离停堆仪表B.3/
4.3-2B.3/
4.
3.6事故后监测仪表B.3/
4.3-2B.3/
4.
3.7氯气探测系统B.3/
4.3-2B.3/
4.4反应堆冷却剂系统B.3/
4.4-1B.3/
4.
4.1反应堆冷却剂环路B.3/
4.4-1B.3/
4.
4.2安全阀B.3/
4.4-1B.3/
4.
4.3稳压器B.3/
4.4-1B.3/
4.
4.4卸压阀B.3/
4.4-2B.3/
4.
4.5蒸汽发生器B.3/
4.4-2B.3/
4.
4.6反应堆冷却剂系统泄漏B.3/
4.4-2B.3/
4.
4.
6.1泄漏探测系统B.3/
4.4-212B.3/
4.
4.
6.2运行泄漏B.3/
4.4-2B.3/
4.
4.7水化学B.3/
4.4-3B.3/
4.
4.8比活度B.3/
4.4-3B.3/
4.
4.9压力/温度限值B.3/
4.4-4B.3/
4.
4.10结构完整性B.3/
4.4-8B.3/
4.5应急堆芯冷却系统ECCSB.3/
4.5-1B.3/
4.
5.1安注箱B.3/
4.5-1B.3/
4.
5.2应急堆芯冷却系统子系统B.3/
4.5-1B.3/
4.
5.3应急堆芯冷却系统子系统B.3/
4.5-1B.3/
4.
5.4浓硼酸注入系统B.3/
4.5-1B.3/
4.
5.5换料水箱B.3/
4.5-2B.3/
4.6安全壳系统B.3/
4.6-1B.3/
4.
6.1安全壳B.3/
4.6-1B.3/
4.
6.
1.1安全壳完整性B.3/
4.6-1B.3/
4.
6.
1.2安全壳泄漏率B.3/
4.6-1B.3/
4.
6.
1.3安全壳人员闸门B.3/
4.6-1B.3/
4.
6.
1.4安全壳隔离阀及通道焊接增压系统B.3/
4.6-1B.3/
4.
6.
1.5内部压力B.3/
4.6-2B.3/
4.
6.
1.6空气温度B.3/
4.6-213B.3/
4.
6.
1.7安全壳结构的完整性B.3/
4.6-2B.3/
4.
6.
1.8安全壳通风系统B.3/
4.6-2B.3/
4.
6.2降压和冷却系统B.3/
4.6-2B.3/
4.
6.
2.1安全壳喷淋系统B.3/
4.6-2B.3/
4.
6.
2.2喷淋添加系统B.3/
4.6-2B.3/
4.
6.
2.3安全壳冷却系统B.3/
4.6-3B.3/
4.
6.3除碘系统B.3/
4.6-3B.3/
4.
6.4安全壳隔离阀B.3/
4.6-3B.3/
4.
6.5可燃气体控制B.3/
4.6-3B.3/
4.
6.6贯穿区__排风净化系统B.3/
4.6-3B.3/
4.
6.7真空释放阀B.3/
4.6-3B.3/
4.7电厂系统B.3/
4.7-1B.3/
4.
7.1汽轮机热力系统B.3/
4.7-1B.3/
4.
7.
1.1安全阀B.3/
4.7-1B.3/
4.
7.
1.2辅助给水系统B.3/
4.7-1B.3/
4.
7.
1.3应急给水箱B.3/
4.7-2B.3/
4.
7.
1.4放射性活度B.3/
4.7-2B.3/
4.
7.
1.5主蒸汽隔离阀B.3/
4.7-2B.3/
4.
7.2蒸汽发生器压力/温度限制B.3/
4.7-2B.3/
4.
7.3设备冷却水系统B.3/
4.7-214B.3/
4.
7.4重要海水系统B.3/
4.7-2B.3/
4.
7.5防淹B.3/
4.7-3B.3/
4.
7.6控制室事故空调系统B.3/
4.7-3B.3/
4.
7.7辅助厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统B.3/
4.7-4B.3/
4.
7.8液压阻尼器B.3/
4.7-5B.3/
4.
7.9密封源污染B.3/
4.7-5B.3/
4.
7.10最终热阱B.3/
4.7-5B.3/
4.8电力系统B.3/
4.8-1B.3/
4.9换料操作B.3/
4.9-1B.3/
4.
9.1硼浓度B.3/
4.9-1B.3/
4.
9.2仪器仪表B.3/
4.9-1B.3/
4.
9.3衰变时间B.3/
4.9-1B.3/
4.
9.4安全壳厂房贯穿件B.3/
4.9-1B.3/
4.
9.5通讯B.3/
4.9-1B.3/
4.
9.6装卸料机可运行性B.3/
4.9-1B.3/
4.
9.7燃料厂房吊车B.3/
4.9-1B.3/
4.
9.8冷却剂循环B.3/
4.9-2B.3/
4.
9.9安全壳清洗和排风隔离系统B.3/
4.9-2B.3/
4.
9.10反应堆压力容器水位B.3/
4.9-215B.3/
4.
9.11燃料贮存池水位B.3/
4.9-2B.3/
4.
9.12燃料操作厂房事故排风净化系统B.3/
4.9-2B.3/
4.10特殊试验例外B.3/
4.10-1B.3/
4.
10.1停堆深度B.3/
4.10-1B.3/
4.
10.2控制棒组提升高度,插入深度和功率分布限值B.3/
4.10-1B.3/
4.
10.3物理试验B.3/
4.10-1B.3/
4.
10.4棒位指示通道—停堆B.3/
4.10-
15.0设计特征5-
05.1厂址5-
15.
1.1厂址非居住区5-
15.
1.2限制发展区5-
15.2安全壳5-
15.
2.1外形及主要几何尺寸5-
15.
2.2设计压力和温度5-
15.3反应堆堆芯5-
15.
3.1燃料组件5-
15.
3.2控制棒组件5-
55.4反应堆冷却剂系统5-
55.
4.1设计压力和温度5-
55.
4.2容积5-
5165.5气象塔位置5-
55.6燃料贮存5-
55.
6.1临界5-
55.
6.2疏排水5-
65.
6.3贮存容量5-
65.7部件之循环或瞬态的限值5-
66.0行政管理6-
06.1职责6-
16.2机构6-
16.3核电厂人员资格6-
76.4培训6-
76.5审查和监查6-
86.6报告制度6-
96.7规程、制度6-
126.8记录的保存6-
136.9质量保证处6-
136.10辐射防护6-1417表格目录表号名称页码
1.1-1运行模式1-
61.1-2频度标记1-
72.2-1反应堆停堆保护系统的紧急停堆整定值2-
43.1-1因控制棒不可运行需复核的工作及事故分析3/
4.1-
163.3-1反应堆停堆保护系统仪表3/
4.3-
23.3-2反应堆停堆系统仪表响应时间3/
4.3-
83.3-3专设安全设施驱动系统仪表3/
4.3-
113.3-4专设安全设施驱动系统仪表动作整定值3/
4.3-
153.3-5专设安全设施动作响应时间3/
4.3-
173.3-6辐射监测仪表3/
4.3-
223.3-7地震监测仪表3/
4.3-
273.3-8气象监测仪表3/
4.3-
323.3-9远距离停堆监测仪表3/
4.3-
343.3-10事故后监测仪表3/
4.3-
374.3-1反应堆停堆保护系统仪表监测要求3/
4.3-
94.3-2专设安全设施驱动系统仪表监测要求3/
4.3-
194.3-3辐射监测仪表的检查要求3/
4.3-
24184.3-4地震监测仪表的检查要求3/
4.3-
294.3-5气象监测仪表的检查要求3/
4.3-
324.3-6远距离停堆监测仪表的检查要求3/
4.3-
354.3-7事故后监测仪表的检查要求3/
4.3-
383.4-1反应堆冷却剂系统水化学限值3/
4.4-
144.4-1在役检查时必须检查的最少蒸发生器数目3/
4.4-
84.4-2蒸汽发生器管子的检查3/
4.4-
94.4-3反应堆冷却剂系统水化学限值监测要求3/
4.4-
144.4-4堆冷却剂比活度取样和分析要求3/
4.4-
174.4-5反应堆容器材料辐照监督管抽取程序3/
4.4-
203.6-1安全壳隔离阀3/
4.6-
143.7-1两个环路运行时有不能工作的主蒸汽管线安全阀情况下,最高允许的功率量程高中子通量整定值3/
4.7-
23.7-9安全有关的液压阻尼器3/
4.7-
144.7-1每个环路的主蒸汽安全阀3/
4.7-
24.7-2二回路系统比活度取样和分析计划3/
4.7-
54.11-1放射性废液取样和分析计划3/
4.11-
34.11-2放射性废气取样和分析计划3/
4.11-
63.12-1秦山核电厂环境监测表3/
4.12-33/
4.12-319B.3/
4.4-1反应堆容器韧性及铜磷含量数据B.3/
4.4-
75.7-1部件的循环或瞬态限值5-720表格目录图号名称页码
2.1-1反应堆堆芯安全限值2-
23.1-1不同热功率下控制棒组插入限值3/
4.1-
143.2-1轴向通量偏差限值随额定热功率的变化3/
4.2-
23.2-2归一化的FQZ随堆芯高度的变化3/
4.2-
53.4-1堆冷却剂I—131剂量当量比活度限值随额定热功率的变化3/
4.4-
163.4-2反应堆冷却剂系统、升降温限值曲线适用于至24EFPY3/
4.4-19B.3/
4.2-1典型的轴向功率偏移随热功率变化B.3/
4.2-3B.3/
4.4-1快中子E>1Mev通量与EFPY关系曲线B.3/
4.4-9B.3/
4.4-2辐照通量和含铜量对压力容器RTNDT升高值的影响300℃温度B.3/
4.4-
105.1-1厂址非居住区边界图5-
25.1-2厂址边界位置图5-
35.1-3厂区界线图5-
46.2-1秦山核电公司__机构6-
156.2-2运行班及运行指挥系统图6-
16211.0定义
1.1术语本节出现的术语适用于本技术规格书
1.2热功率热功率为反应堆堆芯输到反应堆冷却剂的总的热量传输率
1.3额定热功率和加强工况热功率本电站有2种工况—额定工况和加强工况额定热功率为
96.6万千瓦966MWt,加强工况下的热功率为
103.5万千瓦1035MWt
1.4运行模式运行模式是堆芯反应堆、功率水平和反应堆冷却剂平均温度等在很宽范围的组合给出的状态和工况表
1.1-1给出所规定的运行模式
1.5措施措施规定在指定情况下要求的补救办法,是技术规格书的一部分
1.6可运行的—可运行性一个系统、子系统、系列、部件或装置,当它能执行其规定的功能,而且所有为执行其功能所必需的附属仪器、控制、电源、冷却水或密封水、润滑或其他辅助设备也能执行它们的相关的支持功能时,则它是可运行的或者说具有可运行性
1.7可报告__可报告__是核安全法规HAF0502—1和HAF05021—1规定的应报告__中的任何一个
1.8安全壳完整性安全壳的完整性是具备的,当1-
11.
8.1事故情况下要求关闭的所有贯串件,a.能由可运行的安全壳自动隔离阀系统予以关闭,或b.能由手动阀、盲板或失电时确保其处于关阀位置的自动阀进行关闭,技术规格书
3.
6.4节表
3.6-1所规定的除外
1.
8.2所有设备闸门被关闭并密封
1.
8.3每个空气闸门遵照技术规格书
3.
6.
1.3的规定处于可运行状态
1.
8.4安全壳泄漏率不超过技术规格书
3.
6.
1.2所规定的限值
1.9通道校准通道校准是指在必要时对通道的输出进行调整,使其对所监督的已知的参数值的响应在必需的范围内和具有必需的精度通道校准必须包括包含传感器在内的整个通道、__、联锁和/或紧急关停的功能,也必须包括通道功能试验通道校准可按任一序列,交叠的或者把整个通道分为若干段来进行,以使全部通道得到校准
1.10通道检查通道的检查是通过观测对通道在运行中的性能作出定性的评估这包括在可能的情况下将通道的指示和/或状态与从测量相同参数的其它__的仪器通道得到的指示和/或状态进行比较
1.11通道功能试验通道功能试验是输入一个模拟__至通道,且尽可能接近主要敏感元件的实际的状态,来验证通道的可运行包括__和/或紧急停闭功能
1.12堆芯更动堆芯更动是指压力容器顶盖移走后反应堆压力容器内任何部件的__或更动、以及压力容器内的燃料组件的__或更换暂停堆芯的更动并不排除继续完成把一个部件__到一个更为安全、保守的位置的操作1-
21.13停堆深度停堆深度是a.当任一速控制棒提起时假设除最高价值一束棒全提出堆芯外,其余所有控制棒组停堆棒组和控制棒组全插入堆芯,反应堆从该状态转入次临界的瞬时反应性总量或b.当控制棒组插入时反应堆处于次临界的反应性总量
1.14可识别泄漏可识别泄漏是指a.进入闭合系统的泄漏除去可控泄漏,如泵密封或阀门填料泄漏,它们被收集并导入地坑和收集箱内,或b.进入安全壳大气的这些泄漏,即其来源已查出,并且知道它们或者不会妨碍泄漏探测系统的运行,或者不是压力边界泄漏,或c.反应堆冷却剂系统通过蒸汽发生器向二回路系统的泄漏
1.15不可识别泄漏不可识别泄漏是指除可识别泄漏和受控泄漏外的所有泄漏
1.16压力边界泄漏压力边界泄漏是通过反应堆冷却剂系统的部件本体、管壁或容器壁的不可隔离的破损造成的泄漏不包括蒸汽发生器传热管泄漏
1.17受控泄漏受控泄漏是指反应堆冷却剂泵轴密封的控制泄漏流
1.18象限功率倾斜比象限功率倾斜比是上半部堆外已标定的探测器测量的最大值与平均值之比或下半部已标定的堆外探测器测量的最大值与平均值之比中的较大的那个比值在有一个堆外探测器不能工作的情况下,取余下的三个堆外探测器计算平均值1-
31.19I—131剂量当量比活度I—131剂量当量比活度是指当量I—131的浓度Bq/g由这浓度的I—131单独造成的甲状腺剂量与实际存在的I—
131、I—
132、I—
133、I—134和I—135同位素的混合物造成的甲状腺剂量相同
1.20交错试验体制交错试验体制由如下组成a.对n个系统、子系统、通道或指定的其它部件的试验进度由把已规定的试验间隔划分成n个相等的分间隔而确定b.在每个分间隔开始时进行一个系统、子系统、通道或其它指定的部件的试验
1.21频度标记为执行监测要求而规定的频度标记对应于表
1.1-2所规定的时间间隔
1.22反应堆紧急停堆系统响应时间反应堆紧急停堆系统响应时间是指从通道敏感元件监测的参数超过其保护定值的那个时刻开始到保持线圈失去电压的时间间隔
1.23专设安全设施响应时间专设安全设施响应时间是从通道敏感元件监测的参数超过该专设安全设施触发动作整定值的那个时刻开始到专设安全设施的设备能执行其安全功能即阀门开或关到所要求的位置,泵出口压力达到所要求的值等时的时间间隔时间必须包括柴油发电机启动和程序带载的延迟
1.24轴向通量偏差轴向通量偏差是上下两截型的堆外中子探测器上半部和下半部归一化通量__的差
1.25物理试验物理试验是指那些用以测量反应堆堆芯和有关仪表的基本核特性所进行的试验以及1最终安全分析报告14章所阐述的试验,2由国家核___所批准的其它试验1-
41.26通风通风是指从封闭区域(装置)中排出空气或气体以保持该区域(装置)的温度、压力、湿度、浓度或其他运行条件的受控制的过程,在通风时不提供或要求置换空气或气体“通风”用于系统名称时,不隐含通风过程的意思
1.27排风净化系统排风净化系统是指为减少排气中的放射性碘或放射性微粒而设计和__的任何系统它使通风或管道排气在向环境释放前通过活性碳吸附器或高效粒子空气过滤器、来除去气体排气中的碘或微粒这个系统对防性气体不认为有效l.28清洗——净化清洗或净化是指任何从密闭系统中排出空气或气体以保持该密闭系统的温度、压力、湿度或其他运行条件的受控过程,使用这种方式时,需要置换空气或气体,以净化该密闭系统
1.29固化固化是指将废液转变成符合可暂存、可运输及可最终处置要求的形态的转化
1.30公众成员公众成员应包括所有在职业上与核电厂无关的人员这个范畴不包括执照持有者的雇员、承包商或卖主这个范畴要包括那些使用部分厂址来作与核电厂无关的娱乐的、职业的或其他用途的人们
1.31非控制区非控制区是指厂址边界处或厂址边界外的区域,该区域不受执照持有者为了保护人员免受放射性或放射性物资的辐照对进入的控制;或者是厂址边界内任何用作居住或工业的、商业的、科研的及/或娱乐的区域1-5表
1.1-1运行模式运行模式反应性有效反应堆功率*冷却剂平均温度冷却剂压力增殖系数Keff额定热功率℃MPakgf/cm2☆
1.功率运行~
1.02-100%280-302***
15.2~
1552.热态堆功率~
1.00-2%280±
215.2~
1553.热停堆<
0.9800280±
215.2~1554A中间停堆<
0.9800280~
18015.2~
2.94A阶段155~30±24B中间停堆<
0.9800180~
932.94±
0.2030±2B阶段
5.冷停堆<
0.9800≤93
①
2.94±
0.2030±
26.停堆换料**<
0.950<500*不包括衰变热**反应堆压力容器顶盖的螺栓已掉或顶盖已移走,燃料仍在压力容器内***运行初期为280-295℃☆这里取1kgf/cm2=
0.098066MPa,以下同,此外,凡未加说明的压力,一律指表压
①从运行安全角度,冷却剂平均温度降到<93℃时,反应堆已可认为处于停堆状态;如果需要打开冷却剂压力边界,使冷却剂与环境大气接触,而进行某些操作的话,应使冷却剂温度降至<60℃1-6表
1.1-2频度标记标记频度S至少每12小时一次D至少每24小时一次至少每7天一次M至少每31天一次Q至少每92天一次SA至少每6个月一次R至少每18个月一次S/U在每次反应堆启动前N.A不用*所有频度要求可根据
4.
0.2的规定进行变更1-
72.0安全限值和安全系统限值的设定
2.0安全限值和安全系统限值的设定
2.1安全限值反应堆堆芯
2.
1.1热功率、稳压器压力和运行回路最高冷却剂温度T__g的组合不得超过图
2.1-1所给出的限值适用范围模式
1.
2.3措施只要运行回路最高平均温度和热功率的组合所给定的点超过了相应的稳压器压力线,反应堆必须在1小时内处于中间停堆A阶段,并遵照技术规格书
6.
6.3的要求向__监督站和国家核___提交报告2-1反应堆冷却剂系统压力
2.
1.2反应堆冷却剂系统压力不得超过
18.9MPa
192.5kgf/cm2适用范围模式1,2,3,4A,4B,5,6,措施对运行模式1,2和3无论何时只要反应堆冷却剂系统压力超过了
18.9MPa
192.5kgf/cm2,反应堆系统便须进入中间停堆A阶段,同时,反应堆冷却剂系统压力必须在1小时内回到此限值内对运行模式4A,4B,5无论何时只要反应堆冷却剂系统压力超过了
18.9MPa
192.5kgf/cm2,必须在5分钟内把反应堆冷却剂系统压力降至此限值内
2.2安全系统限值的设定反应堆紧急停堆仪表整定值
2.
2.1反应堆紧急停堆系统仪表整定值的设置必须与表
2.2-1所给出的紧急停堆整定值相一致适用范围表
3.3-1所给出的每个通道措施对于反应堆紧急停堆系统仪表整定值与表
2.2-1中所列的允许值相比较欠保守的话,则须指明通道为不可运行,同时根据规格书
3.
3.
1.1中要求的措施条文采取适当的处理手段直至通道恢复到可运行状态,它的紧急停堆整定值调整到与反应堆紧急停堆整定值一致2-3表
2.2-1反应堆紧急停堆系统仪器仪表的停堆整定值保护参数整定值允许值
1.手动反应堆紧急停堆
2.功率量程高核功率低整定值≤25%额定热功率高整定值≤109%额定热功率低定值≤26%额定热功率高定值≤110%额定热功率
3.功率量程,高正核功率≤5%额定功率≤
5.5%额定功率变化率时间常数≥2秒时间常数≥2秒
4.功率量程,高负核功率≤5%额定功率≤
5.5%额定功率变化率时间常数≥2秒时间常数≥2秒
5.中间量程,高中子通量≤25%额定热功率≤30%额定热功率
6.源量程,高中子通量≤105中子计数/秒≤
1.3×105中子计数/秒
7.超温△T见注
18.超功率△T见注
29.稳压器低压力≥
13.0MPa
132.5kgf/cm2≥
12.9MPa
131.5kgf/cm
210.稳压器高压力≥
16.3MPa
166.5kgf/cm2≥
16.4MPa
167.5kgf/cm
211.稳压器高水位≤
8.12m≤
8.20m
12.反应堆冷却剂回路低流量≥90%额定流量/环路≥__%额定流量/环路
13.反应堆冷却剂泵母线低电压≥77%母线额定电压≥76%母线额定电压
14.反应堆冷却剂泵母线低频率≥47赫兹≥
46.9赫兹
15.反应堆冷却剂泵低转速≥__%额定转速≥88%额定转速
16.蒸汽发生器低—低水位≥
9.31m≥
9.28m
17.蒸汽/给水流量失配与蒸汽发生器低水位符合≤35%额定蒸汽流量≤
9.45m
18.汽轮机停机产生的反应堆停堆EH油压≤
6.9Mpa2-
419.安全注射__驱动停堆
20.反应堆冷却剂泵断触点闭合路器脱扣停堆注1超温△T≤△T0[k1-k2T__g-T__go+k3P-P0]-f△I△T0—反应堆在额定热功率下,冷却剂进、出口温差,
24.9℃T__go—反应堆冷却剂平均温度额定值,295℃P0—反应堆冷却系统压力
15.2MPa表压K1=
1.172;τ1=
30.0secK2=
0.0261/℃;τ2=
4.0secK3=
0.009471/kgf/cm2;f△I=注2超功率△T≤△T0[k4-k5T__g-k6T__g-T__go]-f△I△T0—反应堆在额定热功率下,冷却剂进、出口温差,
24.9℃T__go—反应堆冷却剂平均温度额定值,295℃K4=
1.15;k6=
0.00571/℃f△I=f△I=2-5关于
2.0安全限值和安全系统限值设定的依据B.
2.1安全限值/依据B.
2.
1.1反应堆堆芯此安全限值所作的限制,是为了防止燃料过热和燃料包壳可能的穿孔而造成裂变产物释放到反应堆冷却剂中,燃料的运行被限制在泡核沸腾范围,这时传热系数大,包壳表面温度稍高于冷却剂饱和温度,以防止燃料包壳的过热如果运行超出泡核沸腾区域的上边界的话,由于达到偏离泡核沸腾DNB及传热系数急剧下降,可造成包壳温度过高运行过程中DNB不是一个可直接测量的参数,而是由热功率,反应堆冷却剂温度和压力通过W-3公式与DNB__起来对均匀和非均匀轴向分布热流密度,DNB的W-3公式已经发展来用于预计偏离泡核沸腾热流密度值和DNB的位置局部偏离泡核沸腾热流密度比DNBR定义为在堆芯某个位置可以引起DNB偏离泡核沸腾的热流密度与该处的热流密度之比,它表示离开DNB还有多少裕度稳态运行、正常运行瞬态以及预期瞬态下的最小DNB值限定为
1.42这个值所相应的不会发生DNB的概率为95%,此概率的可信度为95%,对各种运行工况,选
1.42这个值都将具有适当的DNB裕量图
2.1-1中的曲线给出了最小DNBR不小于
1.42或堆芯出口处平均焓等于饱和流体焓时的热功率、反应堆冷却剂系统压力和平均温度值的相互关系这些曲线建立在焓升热管因子FN△H为
1.67及轴向功率分布峰值因子为
1.74的基础上,当功率降低时FN△H允许增加而有一定的余量,见下面表达式FN△H=
1.67·[1+
0.2(1-P)]其中P是额定热功率的份额这些热流密度限值比按照所有控制棒全部提到最大允许插入位置,并假设轴向功率偏移处于超温紧急停堆的f△I函数限值范围内的条件所计算出来的值为高当轴向功率偏移超出偏差范围时,轴向功率偏移对超温△T停堆的作用将降低整定值,使得保护作用与堆芯安全限值相一致B.
2.
1.2反应堆冷却剂系统压力这个安全限值的限制是保护反应堆冷却剂系统不受超压而保持完整性,因此可防止反应堆冷却剂内的放射性核素泄漏到安全壳大气中去反应堆压力容器和稳压器均按用于核电站的A__E规范第Ⅲ卷进行设计,允许承受的最高瞬态压力为设计压力的110%即
18.9MPa
192.5kgf/cm2因此,此安全限值
18.9MPa
192.5kgf/cm2与设计准则和有关的规范要求相一致B.2-1在初始运行之前,整个反应堆冷却剂系统须经水压试验至
21.5MPa219kgf/cm2125%设计压力以证实其结构完整性B.
2.2安全系统限值设定依据B.
2.
2.1反应堆紧急停堆系统仪表整定值表
2.2-1所规定的反应堆紧急停堆整定值是反应堆实施紧急停堆的各参数值紧急停堆整定值的选取确保防止反应堆堆芯和反应堆冷却剂系统超过其安全极限运行时的紧急停堆值的设计可以取比紧急停堆整定值少保守一点,但必须在规定的允许值限值之内,这里每个允许值必须等于或小于安全分析中采用的考虑了仪表漂移偏差后的停堆保护值反应堆手动紧急停堆反应堆手动紧急停堆是自动保护仪表通道的多重性通道,它可提供手动反应堆紧急停堆能力功率量程,核功率功率量程中核功率高整定值保护反应堆堆芯,防止其反应性偏离规定值,对于温度和压力保护线路来讲这种偏离过于快速而不能对它们进行保护低整定值则提供了功率量程内从低功率开始的功率偏离的多重保护当高于P—10整定值时,与低整定值相关的紧急停堆可以手动闭锁;而当低于P—10整定值,停堆功能便自动恢复功率量程,中子通量高变化速率功率量程正高核通量变化率紧急停堆保护是防止中子通量快速增长的,这种快速增长是在任何功率水平上控制棒弹棒__的特征这种紧急停堆专门用于补充功率量程核功率高定值和低定值停堆保护,以确保在弹棒__下满足安全准则功率量程下负高核通量变化率紧急停堆保护为确保在多种控制棒落棒事故下最小DNBR保持在
1.42以上单束控制棒落棒事故分析表明由于自动控制系统对汽轮机持续满负荷要求的响应或由于负慢化剂温度反馈,可能使功率返回满功率中间量程和源量程,中子通量B.2-2中间量程和源量程中子通量紧急停堆在反应堆启动阶段保护反应堆堆芯这些紧急停堆对功率量程中子通量通道的低整定值停堆保护提供了多重性的保护源量程通道当核功率低于P—6整定值时,起保护作用;当核功率高于P—6整定值时,可以手动闭锁源量程保护,中间量程通道在核功率低于P—10整定值时,系统起作用;当核功率高于P—10整定值时,可以手动闭锁该保护在事故分析中不考虑依靠中间量程通道或源量程通道相联的紧急停堆运行方式,但是本技术规格书要求在规定的停堆保护定值下完成其功能以加强反应堆保护系统的整体可靠性超温△T超温△T紧急停堆保护堆芯,防止在各种压力、功率、冷却剂温度和轴向功率分布的组合情况下发生DNB,这种保护用于慢瞬态,即对堆芯到温度探测器的管道传输延迟来讲为慢的瞬态,及压力处于反应堆高、低压停堆保护之间的情况其整定值须包括对水的密度和热容量随温度变化的修正及从堆芯到回路温度探测器的管道延迟的动态补偿在通常的轴向功率分布情况下,这个反应堆停堆保护限值总是低于图
2.1-1中所给出的堆芯安全限值如果由功率量程上部和下部核探测器的差所指示的轴向功率峰大于设计值,那么反应堆停堆保护值按照表
2.2-1的注释将自动减小超功率△T超功率△T反应堆紧急停堆保护确保燃料在各种可能的超功率工况下保持完整性即无融化,对超温△T保护所要求的范围进一步加以限制,同时对高中子通量停堆保护提供后备保护其整定值须包括对水的密度和热容量随温度变化的修正及从堆芯到回路温度探测器的管道传输延迟的动态补偿稳压器压力稳压器高压和低压停堆保护用于限制反应堆运行的允许压力范围高压停堆保护的后面还有稳压器的安全阀对于反应堆冷却剂系统进行超压保护,因此稳压器高压保护的定值低于安全阀的压力设定值
17.2MPa·175kgf/cm2低压紧急停堆保护可在反应堆冷却剂失压__发生时使反应堆紧急停堆稳压器水位B.2-3稳压器高水位紧急停堆是把稳压器的水位限制在一定的值使稳压器内保持足够的蒸汽空间以保护反应堆冷却剂系统不超压,同时也可防止水从稳压器安全阀向外释放事故分析中可不采用稳压器高水位停堆保护的方式,但是本技术规格书要求在规定的停堆保护定值下,完成其功能以加强反应堆保护系统的整体可靠性反应堆冷却剂回路低流量反应堆冷却剂回路低流量紧急停堆保护堆芯在失去一台或二台反应堆冷却剂泵流量的__下不发生DNB如果任一条环路的流量降低到额定满流量的90%以下时反应堆自动紧急停堆蒸汽发生器水位蒸汽发生器低一低水位紧急停堆是防止反应堆堆芯运行时蒸汽发生器的水位低于某个最小值,这个值是保证适当的热量移出能力所必需的所规定的整定值须留有一定的余量使蒸汽发生器在紧急停堆的时刻到启动辅助给水系统的允许时间延迟内仍将有足够的水量反应堆冷却剂泵母线低电压和低频率反应堆冷却剂泵母线低电压和低频率紧急停堆是保护反应堆堆芯在反应堆冷却剂泵失去电压或低频时不发生DNB的规定的整定值保证了在达到低流量紧急停堆整定值之前,给出反应堆紧急停堆__低频和低电压停堆保护考虑了一定的时间延迟,以防止由于电力系统某种瞬间的瞬态造成反应堆的误紧急停堆低电压停堆保护的时间延迟设定,须使得在反应堆冷却剂泵母线线路断路器脱扣后,__到达反应堆紧急停堆断路器所需的时间不超过
0.72秒对低频率停堆保护,时间延迟的设定须使达到低频率停堆保护整定值后反应堆紧急停堆断路器动作所需的时间不得超过
0.37秒汽轮机脱扣当运行在P—7以上时,汽轮机脱扣直接导致反应堆紧急停堆汽轮机的脱扣保护了汽轮机,同时减少了随后的瞬态的严重性事故分析中不考虑这种汽机脱扣的动作,但是要求在所规定的脱扣定值下完成其功能以加强反应堆保护系统的整体可靠性B.2-4专设安全设施ESF触发安全注射如果反应堆保护系统仪表没有给出反应堆紧急停堆,专设安全设施自动触发逻辑通道,启动安全注射的任何__将使反应堆紧急停堆这个紧急停堆用于失水事故下保护堆芯给出安全注射__的专设安全设施仪表通道列于表
3.3-3中反应堆冷却剂泵断路器位置停堆保护反应堆冷却剂泵断路器跳闸位置紧急停堆保护为预期的停堆保护,它保护反应堆堆芯当一台或二台冷却剂泵的断路器打开时不发生DNB跳闸位置停堆保护确保到达低流量停堆定值之前便可给出反应堆紧急停堆__事故分析中不考虑这种停堆保护的动作,但是打开/闭合位置停堆保护的设置应能完成其功能以加强反应堆保护系统的整体可靠性反应堆冷却剂泵低转速停堆反应堆冷却剂泵低转速停堆的优点在于转速__直接反映了冷却剂流量,可消除由于电网频率和电压瞬间或短时间变化引起的停堆转速测量更可确保冷却剂泵飞轮的最佳利用,从而提高核电站利用率它用以加强反应堆保护系统的整体可靠性B.2-53/4运行限制条件/监测要求3/4-03/4运行限制条件/监测要求3/
4.0适用范围运行限制条件
3.
0.1运行限制条件和措施要求在各种运行模式下,或每条技术规范所规定的其它情况下必须是适用的
3.
0.2当运行限制条件和相关措施要求没有在规定的时间间隔内得到满足时,即违反了技术规格书若运行限制条件在规定时间间隔到期前得到恢复,则措施要求就不再需要完成了
3.
0.3当运行限制条件不能得到满足,且已超出相关措施所要求的范围,应该在1小时内采取措施以准备将电厂置于技术规格书里没有要求的运行模式,其具体要求是a.至少在随后的6小时内到热停堆工况;b.并在随后的6小时内到中间停堆B阶段;c.在随后的24小时到冷停堆工况当电厂在采取纠正措施后恢复到措施项里有要求的范围时,除了在具体条目中已有说明外,其措施项中所规定的时间应从发现故障算起到满足运行限制条件为止本条目不适用于模式5和
63.
0.4只有当运行限制条件的要求是可以不依靠措施条文所包含的条款而得到满足时,才可进入运行模式或规定的其它适用情况当需要执行措施条文时,该条款并不妨碍通过一些运行模式监测要求
4.
0.1在各运行模式或各个运行限制条件所规定的其它情况中,除非在各个监测要求中另有说明,监测要求必须是适用的
4.
0.2每个监测要求必须按如下要求在规定的时间间隔内执行a.最大允许延长不得超过监测间隔的25%b.任意3个连续监测间隔的最大总的组合时间间隔不超过规定监测间隔的
3.25倍
4.
0.3在规定的时间间隔内执行监测要求,除非技术规格书另有要求,必须与运行限制条件的可运行性要求以及相关的措施条文相一致对不可运行的设备,监测要求不是必须执行的3/
4.0-
14.
0.4只有当与运行限制条件相关联的‘监测要求’已经在所说明的监测间隔内完成了或有另外的规定,才能进入某运行模式或其它规定的适用情况
4.
0.5A__E规范1,2,3级设备在役检查和试验的监测要求适用于如下情况a.在下列时间期间
1.从颁发电厂运行许可证到开始商业运行,A__E规范1,2,3级泵和阀门,除由国家核___给予专门书面的许可,可以放宽条件外,必须按照A__E锅炉和压力容器规范的第Ⅺ卷和附录进行在役试验
2.电厂开始商业运行以后,A__E1,2,3级泵和阀门必须按照A__E锅炉和压力容器规范第Ⅺ和10CFR50的
50.55ag节所要求的附录,除国家核___作专门书面许可放宽条件以外,进行在役检查b.由A__E锅炉和压力容器规范第Ⅺ卷和适用的附录对要求作的在役检查和在役试验工作所规定的监测时间间隔,本技术规格书规定如下A__E锅炉和压力容器规格及适用附录中所用在役检查和进行在役检查和在役试验活动的频度在役试验活动的术语每周至少每7天一次每月至少每31天一次每季度或每3个月至少每92天一次每半年或每6个月至少每184天一次每9个月至少每276天一次每年或每年度至少每366天一次c.技术规格书
4.
0.2的条款适用于上述进行在役检查和在役试验活动所要求的频度d.进行上述在役检查和试验还必须满足其他的规定的监测要求e.A__E锅炉和压力容器规范的任一部分都不可代替任何技术规格书要求3/
4.0-23/
4.1反应性控制系统3/
4.
1.1硼液控制3/
4.
1.
1.1停堆深度—当T__g>60℃运行限制条件
3.
1.
1.1停堆深度≥
2.0%△K/K适用范围运行模式1,2*,3*,4A,4B措施当停堆深度小于上述
2.0%△K/K的要求值时,立即用~7000PPm浓度的硼酸溶液按≥
11.2t/h的速度开始并持续硼化,直到恢复所要求的停堆深度为止*见
3.
10.1特殊试验例外监测要求
4.
1.
1.1必须按如下规定时间和要求,确定停堆深度大于或等于上述要求值a.在探测到不可运行的控制棒或几束棒后的1小时内,同时如果这束棒或几束棒不能运行,此后至少每12小时确定一次如果不可运行的控制棒是不能__或不能下落的,那么必须增加上述所要求的停堆深度,增加的量至少等于那不能__或不能下落的一束棒或几束棒的提棒价值;b.当处于运行模式1或2Keff~
1.0时,至少每12小时一次,验证控制棒组是否在技术规格书
3.
1.
3.5给定的限值内;c.当由运行模式3向运行模式2过渡时,反应堆达到临界前4小时内,验证预期的临界棒位是否在技术规格书
3.
1.
3.5的限值内;d.每次装载燃料后初始运行到高于2%额定热功率前,考虑下面e条中所列几个因素,这时控制棒组件处于技术规格书
3.
1.
3.5规定的最大插入极限;e.当处于运行模式3,4A或4B时,至少每24小时一次,用以下参数确定停堆深度
1.反应堆冷却剂系统硼浓度
2.控制棒位置
3.反应堆冷却剂系统平均温度3/
4.1-
14.按发出的总热能推算得到的燃料燃耗
5.氙浓度
6.钐浓度
4.
1.
1.
1.2每31个等效满功率天EFPD,至少对整个堆芯反应性平衡的预期值进行一次比较,以验证其符合程度在1%△K/K以内这种比较至少必须检查上面
4.
1.
1.
1.e所述的各项内容在每次燃料装载后运行到超过60个等效满功率天的燃耗之前,反应性预期值必须调整到归一化到与堆芯实际情况一致3/
4.
1.
1.2停堆深度—当T__g≤60℃运行限制条件
3.
1.
1.2停堆深度≥
2.0%△K/K适用范围模式5措施当停堆深度<
2.0%△K/K时,立即用~7000PPm的硼酸溶液按
11.2t/h的速度进行硼化,并且按此速度持续硼化直到反应堆恢复到所要求的停堆深度为止监测要求
4.
1.
1.2按下列规定时间和要求确定停堆深度大于或等于
2.0%△K/K a.探测到一束或几束不可运行的控制棒后1小时内并且在控制棒不可运行后至少每12小时确定一次如果不可运行的控制棒是不能__或不能下落的,那么其停堆深度必须增加,增加的量至少等于那不能__或不能下落的一束或几束控制棒的提棒价值;b.至少每24小时一次,由下列参数确定停堆深度
1.反应堆冷却剂系统硼浓度
2.控制棒位置
3.反应堆冷却剂系统平均温度
4.按发出的总热能推算得到的燃料燃耗
5.氙浓度
6.钐浓度3/
4.1-23/
4.
1.
1.3硼稀释运行限制条件
3.
1.
1.3无监测要求
4.
1.
1.3无3/
4.
1.
1.4慢化剂温度系数运行限制条件
3.
1.
1.4慢化剂系数MTC必须a.当所有控制棒全部提出堆外,在燃料循环寿期初BOL、热态零功率下不得为正0<△K/K/℃;b.当所有控制棒全部提出堆外,在燃料循环寿期末EOL、额定热功率下不得比-
5.7×10-4△K/K/℃更负适用范围技术规格书
3.
1.
1.
4.a仅适用于运行模式1和2Keff~
1.0参阅特殊试验例外
3.
10.3技术规格书
3.
1.
1.
4.b仅适用于运行模式
1.
2.
3.4参阅特殊试验例外
3.
10.3措施a.当慢化剂温度系数MTC超出上面
3.
1.
1.4a的限值为正时
1.确定控制棒的提升极限,并把控制棒保持在提升极限内,使MTC在24小时内恢复到限值范围内,否则在此后的6小时内使反应堆处于中间停堆A阶段状态这些控制棒提升极限须附加到技术规格书
3.
1.
3.5的控制棒插入极限中去
2.把控制棒保持在上面所建立的提升极限内直到此后的测量证实MTC已经恢复到所有控制棒全部提出所相应的限值范围内为止
3.按照技术规格书
6.6及有关规定准备并呈送一份报告给国家核___,以说1明测得的MTC值、过渡性的控制棒提出极限以及使得在全部控制棒提出情况下,正慢化剂温度系数恢复到它的限值范围内所对应的平均堆芯燃耗的预期值3/
4.1-3b.当慢化剂温度系数比上面技术规格
3.
1.
1.
4.b所定的限值更负时,须在12小时内使反应堆处于中间停堆B阶段状态监测要求
4.
1.
1.4按下列规定时间和要求,确定在每个燃料循环内,慢化剂温度系数是在它的限值范围内a.每次装载燃料后,初始运行到2%额定热功率之前,必须测量MTC并与上面技术规格书
3.
1.
1.
4.a所定的循环寿期初的限值进行比较b.在达到硼浓度300PPm后的7个等效满功率天以内,必须在任何热功率下测量MTC,并与控制棒全提出、额定热功率状态下的值-
3.2×10-4△K/K/℃相比较如果比较后发现MTC比-
3.2×10-4△K/K/℃更负,那么,在该燃料循环剩余时间内至少每14个等效满功率天测量一次MTC并与技术规格书
3.
1.
1.
4.b规定的循环寿期末MTC限值进行比较3/
4.
1.
1.5最低临界温度运行限制条件
3.
1.
1.5反应堆冷却剂系统回路最低运行温度T__g必须≥280℃适用范围运行模式1和2Keff~
1.0措施当反应堆冷却剂系统回路运行温度T__g<280℃时,把T__g在15分钟内恢复到限制范围内,否则在此后15分钟内,使电厂处于中间停堆A阶段监测要求
4.
1.
1.5必须按下列要求确定反应堆冷却剂温度T__g大于或等于280℃a.在反应堆达到临界前15分钟内b.当反应堆达到临界后,反应堆冷却剂系统温度低于280℃时至少每30分钟测定一次3/
4.1-43/
4.
1.2硼液系统3/
4.
1.
2.1流道—停堆运行限制条件
3.
1.
2.1作为最低限度,下列硼注入流道之一必须是可运行的a.如果只有技术规格书
3.
1.
2.
7.a中的硼酸贮存箱为可运行的,则从硼酸箱经过硼酸驳运泵到上充泵再往反应堆冷却剂系统的流道;或b.如果只有技术规格书
3.
1.
2.
7.b中的换料水箱是可运行的,从换料水箱经过上充泵到反应堆冷却剂系统的一条流道;或c.换料水箱经过安注泵到反应堆冷却剂系统的一条流道适用范围运行模式5和6措施当上述流道没有一条可运行或失去安全母线供电时,暂停所有的操作,包括堆芯更动或正反应性变化,直到至少有一条注入流道恢复到可运行状态监测要求
4.
1.
2.1按下列规定时间和要求证实上述几条流道中至少有一条是可运行的a.当辅助厂房环境气温<23℃时,至少每7天验证一次流道的温度是≥18℃,如果所用流道是从硼酸箱开始的话b.至少每31天进行一次流动验证或证实流程中的每个阀门手动的,动力操作的或自动的各自处正确的位置3/
4.
1.
2.2流道—运行运行限制条件
3.
1.
2.2下列注硼流道中各一条必须是可运行的a.从硼酸箱经由硼酸驳运泵和上充泵到反应堆冷却剂系统的二条流道b.从换料水箱经由离心上充泵系统到反应堆冷却剂系统的一条流道适用范围运行模式
1.
2.
3.4A和4B3/
4.1-5措施当上述注硼到反应堆冷却剂系统去的流道中只有一条可运行时,须在72小时内恢复到至少有二条注硼到反应堆冷却剂系统的流道处于可运行状态,否则在此后的6小时内降低到中间停堆A阶段状态,同时硼化到使停堆深度相当于60℃时至少有1%△K/K;在此后的7天内恢复到至少有二条流道处于可运行状态,否则在此后的30小时内降到冷停堆监测要求
4.
1.
2.2上述所要求的流道中至少有二条必须证实是可运行的a.当用硼酸贮存箱作水源时,至少每7天验证一次从硼酸贮存箱开始的流道的设备室温度≥23℃b.至少每31天验证一次流道中每只阀门手动的、动力操作的或自动的都各自处在它们正确的位置上;c.至少每18个月一次,在停堆期间验证流道中每个自动阀由安全注入试验__的触发而达正确的阀位;d.至少每18个月一次,验证
3.
1.
2.
2.a所要求的流道可以按至少
11.2t/h流率输送硼液到反应堆冷却剂系统中去3/
4.
1.
2.3离心上充泵—停堆运行限制条件
3.
1.
2.3技术规格书
3.
1.
2.1要求的注硼流道中至少有一台离心上充泵处于可运行状态,同时它能由可运行的安全母线供电适用范围运行模式5和6措施当没有一台离心上充泵处于可运行状态或失去6KV安全母线供电时,暂停所有的操作,包括堆芯更动或正反应性变化,直到有一台上充泵恢复到可运行状态监测要求
4.
1.
2.
3.1必须证实上面所要求的离心上充泵是可运行的,其方法是按照技术规格书
4.
0.5进行试验,验证在小流量再循环流动工况上充泵的出口压力可3/
4.1-6达到≥~
18.6MPa190kgf/cm
24.
1.
2.
3.2除上述要求可运行的泵以外,其余上充泵必须至少每31天一次验证其电机断路器在检修位置反应堆压力容器顶盖移开除外3/
4.1-73/
4.
1.
2.4离心上充泵—运行运行限制条件
3.
1.
2.4二台离心上充泵必须是可运行的适用范围运行模式
1.
2.
3.4A和4B
①措施当只有一台上充泵可运行时,必须在7天内恢复到二台上充泵处于可运行状态,否则在此后的6小时内至少降到中间停堆A阶段状态,同时硼化到使其停堆深度相当于能在60℃时有至少1%△K/K;在达到中间停堆A阶段状态后的7天内使两台上充泵恢复到可运行状态,否则在此后的30小时内降至冷停堆监测要求
4.
1.
2.
4.1按照技术规格书
4.
0.5的要求进行试验时,通过验证在小流量再循环流动下每台泵的出口压力≥
18.6MPa190kgf/cm2,证实至少有二台离心上充泵是可运行的3/
4.
1.
2.5硼酸驳运泵—停堆运行限制条件
3.
1.
2.5如果技术规格书
3.
1.
2.
1.a中有一条经过硼酸驳运泵的流道投入运行,那么必须至少有一台硼酸驳运泵可运行,并且能由可运行的安全母线供电适用范围运行模式5和6措施对于技术规格书
3.
1.
2.
1.a所要求流通的流道,如果二台硼酸运泵都不可1反应堆冷却剂系统温度<180℃系统处于水密实时,最多只能有一台离心上充泵运转3/
4.1-8运行,须暂停所有的运行操作,包括堆芯更动或引入正反应性变化,直到至少有一台硼酸驳运泵恢复到可运行状态监测要求
4.
1.
2.5必须按如下规定时间和要求,至少每7天一次证实上面要求的硼酸驳运泵是可运行的a.由控制室进行泵的启动除非泵已经处于运转状态;b.校验在小流量再循环流动情况下,泵出口压力可达~
0.78MPa;c.使泵至少运转15分钟以检验运行情况3/
4.
1.
2.6硼酸驳运泵—运行运行限制条件
3.
1.
2.6如果技术规格书
3.
1.
2.2a的通过硼酸驳运泵的流道是可运行的,那么该硼液注入流道中至少有一台硼酸驳运泵必须是可运行的并且由可运行的安全母线供电适用范围运行模式
1.
2.
3.4A和4B措施当二台硼酸驳运泵都处于不可运行状态时,必须在7天内至少使一台硼酸驳运泵恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少降低到中间停堆A阶段同时硼化到停堆深度相当于在60℃时为1%△K/K;在达到中间停堆A阶段后的7天内至少使一台硼酸驳运泵恢复到可运行状态,否则在此后的30小时内降至冷停堆监测要求
4.
1.
2.6必须按如下规定时间和要求,至少每7天一次证实上面要求的硼酸驳运泵是可运行的a.由控制室进行泵的启动除非泵已处于运转状态;b.校验在小流量再循环流动情况下,泵出口压力可达~
0.78MPac.使泵至少运转15分钟以检验其运行情况3/
4.1-93/
4.
1.
2.7硼水源—停堆运行限制条件
3.
1.
2.7作为最低要求,下列硼水源之一必须是可运行的a.一只硼酸贮存箱,它应达到
1.硼酸贮存箱液位维持在≥
2.5m
2.硼溶液温度应≥18℃
3.硼溶液硼浓度~7000PPmb.一只换料水箱,它应达到
1.换料水箱的液位维持在≥
12.5m
2.2℃≤硼溶液温度应≤50℃
3.硼浓度为~2400PPm适用范围运行模式5和6措施当没有可运行的硼水源时,暂停所有运行操作包括堆芯更动或正反应性变化,直到至少有一个硼水源恢复到可运行状态为止监测要求
4.
1.
2.7必须按如下规定时间和要求证实上述硼水源是可运行的a.至少每7天一次,进行下列校验工作
1.校验水中的硼浓度;
2.校验箱内溶液的液位;
3.当用硼酸贮存箱作水源时,测量核实硼酸贮存箱里的溶液温度b.当外界环境温度<2℃时,如果用换料水箱作为硼水源,须至少每24小时核实一次换料水箱的温度3/
4.
1.
2.8硼水源—运行运行限制条件
3.
1.
2.8下列硼水源每个都必须是可运行的3/
4.1-10a.每只硼酸贮存箱,它应达到
1.硼酸贮存箱液位维持在≥
2.5m
2.硼溶液温度应≥18℃
3.硼溶液硼浓度~7000PPmb.换料水箱,它应达到
1.换料水箱的液位维持在≥
12.5m
2.2℃≤硼溶液温度应≤50℃
3.硼浓度~2400PPm适用范围运行模式
1.
2.
3.4A和4B措施a.当硼酸贮存系统不可运行时,须在7天内使贮存系统恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少降低到中间停堆A阶段状态并硼化到使其停堆深度相当于能在60℃时至少有1%△K/K;在此后的7天内须使硼酸贮存系统恢复到可运行状态,否则在此后30小时内降至冷停堆状态b.当换料水箱不可运行时,须在1小时内使之恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少降低到中间停堆A阶段状态,并在随后的30小时内降到冷停堆监测要求
4.
1.
2.8必须按如下规定时间和要求证实每个硼水源是可运行的a.至少每7天进行一次下列校验工作
1.校验每个硼水源中的硼浓度;
2.校验箱内溶液的液位;
3.校验硼酸贮存系统的硼溶液温度b.当外界环境温度<2℃时,须至少每24小时核实一次换料水箱温度3/
4.1-113/
4.
1.3可__控制组件控制棒3/
4.
1.
3.1棒组高度运行限制条件
3.
1.
3.1所有插入堆芯的停堆棒和调节棒必须是可运行的,其实测棒位与要求棒位指示偏差,应控制在14步内;棒组内任意二束棒的实测棒位的指示偏差应控制在14步内适用范围运行模式1*.2*.和3*.注“*”见特殊试验例外
3.
10.2和
3.
10.3措施a.当一束或多束棒由于过大的摩擦阻力和机械方面的干扰,不能__而处于不可运行状态或知道不能紧急下落,须在1小时内确定技术规格书
3.
1.
1.1关于停堆深度的要求可否满足,以及在6小时内处于中间停堆A阶段状态b.当一束以上的棒不可运行或发生失步而与要求棒位指示偏差超过14步或同一棒组内任意二束棒实测棒位指示偏差超过14步时,应在6小时内降至中间停堆A阶段状态c.当一束棒不可运行或发生失步而与要求棒位指示偏差超过14步或与棒组内任意一束棒的实测棒位指示偏差超过14步时,如果符合下列情况之一尚可继续保持功率运行
1.失步的棒束在1小时内拉回到棒失步限制范围内,棒恢复到可运行状态;
2.棒已被认为不可运行,但同时技术规格书
3.
1.
1.1并于停堆深度的要求仍满足的,那么继续功率运行须符合如下条件a5天之内复核表
3.1-1所列的每项事故分析,确认在这种情况下进行运行的话,以前这些事故分析的结果仍属有效b至少每12小时确定一次技术规格书
3.
1.
1.1所要求的停堆深度c在72小时内用可__堆内探测器给出功率分布图同时验证FQZ的FN△H在它们的限值范围内d在1小时内将热功率水平降低至≤75%的额定热功率,并且在此后的4小时内把高中子通量停堆保护值减到≤85%的额定热功率值处,或者见下面e条e在1小时内把不可运行棒所在棒组的其余棒拉到与此不可运行棒同样棒位,使棒的顺序和插入极限满足图
3.1-1;在这以后3/
4.1-12的运行中,热功率水平限制在技术规格书
3.
1.
3.5要求的范围监测要求
4.
1.
3.
1.1应每12小时验证一次控制棒的棒位在限制范围内,如果棒位偏差__装置不可运行,则应每4小时验证一次棒位在限制范围内
4.
1.
3.
1.2每束未全插入堆芯的控制棒必须至少每31天在任意一个方向运动一次,运动的距离至少7步,以确定该棒是可运行的3/
4.1-14表
3.1-1因控制棒不可运行__需复核的工作及事故分析控制棒插入特性控制棒失步触发应急堆芯冷却系统的管道小破口或大管道裂缝造成的反应堆失水事故满功率下一束棒误提事故反应堆冷却剂系统主管道破裂事故大破口失水事故二回路主给水管破裂事故控制棒驱动机构耐压壳破裂事故控制棒束弹出事故3/
4.1-153/
4.
1.
3.2棒位指示器通道3/
4.
1.
3.
2.1棒位指示器通道——运行运行限制条件
3.
1.
3.
2.1所有停堆棒和调节棒棒位指示器通道和要求棒位指示系统必须是可运行的,同时能够确定同一棒组内棒位最高和最低两束棒的实测棒位指示偏差控制在14步以内,以及每束棒的实测棒位与要求棒位指示偏差控制在14步内适用范围运行模式
1、2和3措施a.每一组棒最多只有一个棒位指示器通道不可运行时,须采取下列行动之一
1.至少每8小时一次用可__堆内探测器和/或堆内热偶和/或堆外探测器,间接确定无指示棒的棒位;当无指示棒自从上一次确定棒位后在某一方向运动超过10步后须立即确定其棒位,或
2.在8小时内把热功率降低到<50%的额定热功率b.当每个棒组最多只有一个要求棒位指示器不可运行时,须采取下列之一行动
1.校验受影响棒组的所有棒位指示器是可运行的,同时至少每8小时一次校验棒组内棒位最高的一束棒与棒位最低的一束棒相互之间位置指示值偏差最大不超过14步
2.8小时内把热功率降低到<50%的额定热功率c.技术规格书
3.
0.4的条款不适用监测要求
4.
1.
3.
2.1除棒位偏差__装置不可运行的这段时间,必须至少每12小时校验一次要求位置指示系统与棒位指示通道指示的棒位偏差在14步之内,以确定每个棒位指示通道是可运行的;当棒位偏差__装置为不可运行时,至少每4小时比较一次要求棒位指示系统与棒位指示通道的数据3/
4.
1.
3.
2.2棒位指示器通道——停堆运行限制条件
3.
1.
3.
2.2对每束未全部插入的停堆棒或调节棒除要求棒位指示外至少有一个棒位指示器通道必须是可运行的3/
4.1-16适用范围运行模式4A、4B和5,堆芯初次装料及以后再换料后的刻度停堆断路器处于闭合位置见特殊试验例外
3.
10.5措施当可运行的位置指示器通道少于上述要求的数目时,立即脱扣停堆断路器监测要求
4.
1.
3.
2.
2.1至少每18个月进行一次通道功能试验,以确认上面所要求的每个棒位指示器通道都是可运行的
4.
1.
3.
2.
2.2至少每24小时校验一次要求棒位指示系统与棒位指示器通道的符合情况,以确认上面所要求的每个棒位指示器通道是可运行的3/
4.
1.
3.3落棒时间运行限制条件
3.
1.
3.3单独一束棒停堆组棒和调节组棒在全提出位置的落棒时间,即从开始下落的时刻到棒落到缓冲段入口的时间,须≤
2.0秒,这时的运行条件为a.T__g≥280℃b.所有反应堆冷却剂泵都在运行中适用范围模式
1、2和3见特殊试验例外
3.
10.2和
3.
10.3措施a.当任何一束棒的落棒时间超过上述限值时,须在进入运行模式
1、2或3之前,使落棒时间恢复到上述限值内若不能恢复,则2秒内所有控制棒引入堆芯的总反应性应满足RCCA位置和反应性价值随时间的变化曲线即2秒钟内引入的反应性当量为≥
5.26%△K/K监测要求
4.
1.
3.3须按下列要求,在反应堆达临界前测量控制棒落棒时间3/
4.1-17a.每次__反应堆压力容器顶盖后,测量所有棒的落棒时间b.对控制棒驱动机构进行任何维修或改进后,而这可能会影响某些棒的落棒时间,那么必须测量这些特定的受影响的棒的落棒时间c.至少每18个月测量一次3/
4.
1.
3.4停堆棒插入极限运行限制条件
3.
1.
3.4所有停堆棒必须全部提出适用范围运行模式
1、2和3见特殊试验例外
3.
10.2和
3.
10.3措施当最多只有一束停堆棒未全部提出时,除按照技术规格书
4.
1.
3.
1.2在1小时内进行监测试验外,须采取下列行动之一a.把该棒全提出,或b.指明该棒为不可运行的,同时应用技术规格书
3.
1.
3.1监测要求
4.
1.
3.4必须按下列时间规定和要求,确认每束停堆棒是全部提出的a.在反应堆趋于临界过程中,提出调节组T
1、T
2、T3或T4中的任何一束棒前15分钟内,b.此后至少每12小时一次3/
4.
1.
3.5调节棒插入极限运行限制条件
3.
1.
3.5各组调节棒插入必须遵从的物理上限制见图
3.1-1适用范围运行模式1和2对于Keff~
1.0;见特殊试验例外
3.
10.2和
3.
10.3措施当调节组棒插入堆芯超出了上面给定的插入极限范围时,除按照技术规格3/
4.1-18书
4.
1.
3.
1.2进行监测试验的情况外,须采取下列行动之一a.在2小时内使调节组恢复到插入极限范围内,或b.在2小时内把热功率水平降低到低于或等于按插入极限曲线确定的该棒组位置下所能允许的额定热功率份额,或c.在6小时内降至中间停堆A阶段状态监测要求
4.
1.
3.5必须至少每12小时验证一次调节组棒位在插入极限限制范围内,如果插入极限__系统不可运行,则至少每4小时验证一次单束棒的棒位在插入极限限制范围内3/
4.1-193/
4.2功率分布限值3/
4.
2.1轴向通量偏差△I运行限制条件
3.
2.1轴向通量偏差的指示值必须保持在通量偏差目标值的±5%通量偏差单位的目标带内适用范围运行模式1中50%额定热功率以上的运行工况见特殊试验例外
3.
10.2措施a.当指示的轴向通量偏差超出了上面规定的目标带并且在如下不同的热功率水平时,须按下列规定的时间和要求采取行动;
1.当运行功率在90%额定热功率以上,必须在15分钟以内完成下面二种动作之一a使指示的轴向通量偏差恢复到目标带的限制范围内,或b把热功率降低到90%的额定功率以下
2.当运行功率在50%和90%的额定热功率之间,则须a如果满足下面二个条件,仍可继续保持功率运行1在过去的24小时内,指示的轴向通量偏差越出规定目标带的越带偏离累计不超过1小时,同时2指示的轴向通量偏差在图
3.2-1所示的限值范围内,否则,在30分钟内把热功率降至低于50%额定热功率,并且在此后的4小时内将功率量程高核通量停堆保护定值降低到≤55%额定热功率b如果指示的轴向通量偏差保持在图
3.2-1的限值范围内,可按照技术规格书
4.
3.
1.1进行功率量程中子通量的监测试验在此试验期间可以运行在轴向通量偏差目标带外总量累计16小时,而可不计越带偏离c除非指示的轴向通量偏差在规定的目标带内以及上述措施
3.
2.a.1得到满足,热功率不得提升至90%额定热功率以上d除非指示的轴向通量偏差在过去的24小时内越出规定的目标带累计不超过1小时的越带偏离,热功率不得提升至50%额定热功率以上如果累计越带偏离没有违反的话,把功率提升至50%额定热功率以上并不要求轴向通量偏差处于目标带内3/
4.2-1监测要求
4.
2.
1.1在超过15%额定热功率的功率运行期间,须按照如下时间规定和要求确定轴向通量偏差在其规定限值范围内a.监测每个可运行的堆外通道所指示的轴向通量偏差
1.当轴向通量偏差监测__装置是可运行的,至少每7天进行一次,以及
2.在把轴向通量偏差监测__恢复到可运行状态后的头24小时,至少每1小时进行一次b.当轴向通量偏差监测__装置不可运行时,在开头的24小时至少每小时进行一次监测和记录指示的轴向通量偏差,这以后至少每30分钟进行一次,须假定每次进行记录前的时间间隔内保持的是记录下来的轴向通量偏差指示值
4.
2.
1.2越出规定的目标带的越带偏离时间须按下列规定进行累计a.当运行热功率水平等于或高于50%额定热功率时,对于越出目标的每一分钟功率运行计作1分钟越带偏离,以及b.当运行热功率水平在15%至50%额定热功率范围内,对于越出目标带的每一分钟功率运行计作半分钟越带偏离
4.
2.
1.3可运行堆外通道的轴向通量偏差的目标值必须至少每92个等效满功率天测定一次,技术规格书条款
4.
0.4不适用于此
4.
2.
1.4轴向通量偏差目标值必须至少每31个等效满功率天更新一次,它可以是按照上面
4.
2.
1.3确定轴向通量偏差目标值,也可以从新近的测量值进行线性外推技术规格书
4.
0.4的条款不适用于此3/
4.2-33/
4.
2.2热流密度热管因子FQZ运行限制条件
3.
2.2FQZ的限制按照如下关系式FQZ≤[]·KZ当P>
0.5FQZ≤
6.03KZ当P≤
0.5其中P=KZ是由图
3.2-2得到的给定堆芯高度的函数适用范围运行模式1措施当FQZ超过此限值时,须a.遵照下列规定行动对FQZ每超过限值1%须在15分钟内至少降低热功率1%,并且类似地在此后4小时内相应地降低停堆保护的功率量程高核功率高定值;可继续功率运行总计不超过72小时;如果对于FQZ每超过限值1%,超功率△T保护定值降低至少1%的话,此后可以继续功率运行b.在把热功率增加到由上述a条所要求的、已降低了的功率之上以前,须先查明并纠正超出限值的原因;如果通过堆内通量测量系统已证实FQZ处于限值之内了,然后方可增加热功率监测要求
4.
2.
2.1技术规格书
4.
0.4条款在此不适用
4.
2.
2.2按下列要求评估Fxy以确定FQZ是否在其限值范围内a.对任何功率高于5%额定热功率的情况,使用可__堆内探测器测量功3/
4.2-4率分布b.在所测得的平面功率分布值Fxy上,考虑制造方面的偏差须增加4%误差,考虑到测量中的不确定性须再增加5%误差c.把按上面b算得的Fxy值FCxy与下列数值和式子进行比较
1.下面e和f条给出的特定堆芯测量平面上的额定热功率下的Fxy限值FRTPxy,和额定热功率下的Fxy限值FRTPxy,进行比较和测量所取的合适的堆芯
2.关系式FLxy=FRTPxy[1+
0.21-P]其中FLxy是在某一功率份额下运行时的限值,它是FRTPxy的函数P是进行Fxy测量时的额定热功率份额d.按下列时间规定再测量Fxy
1.当所取测量平面上的FCxy大于FRTPxy限值但小于FLxy关系式给出的值时,须按如下要求进行附加的功率分布测量,给出功率分布图并把FCxy与FRTPxy及FLxy进行比较a在超出上次确定FCxy时的热功率达到额定功率的20%或更多时之后的24小时内进行,或b至少每31个等效满功率天进行一次;这两种情况无论哪一个先发生,即进行测量和比较
2.当所取测量平面上的FCxy小于或等于FRTPxy限值时,须至少每31个等效满功率天进行一次附加的功率分布测量,给出功率分布图,并把FCxy与FRTPxy及FLxy进行比较e.额定热功率下一些特定堆芯平面上的Fxy限值为
1.含控制棒的堆芯平面T4棒平面的FRTPxy≤
1.
4442.无控制棒的堆芯平面的FRTPxy≤
1.277f.上面e条中的Fxy限值不适用于以下堆芯平面区域这里的区域是从燃料底部起算按堆芯高度的百分数度量
1.从0~15%的下部堆芯区域
2.从85~100%的上部堆芯区域
3.定位格架区域格架的名义位置处±2%
4.T4棒组的要求棒组位置附近堆芯高度±2%范围内之堆芯平面区域g.当FCxy超过FLxy时,Fxy对FQZ的影响必须加以评估以确定FQZ是否在其限值范围内
4.
2.
2.3在按照技术规格书
3.
1.
3.
1.C.
2.C或
4.
10.
2.2测量FQZ时,由功率分布图得到总的FQZ测量值,考虑制造偏差须加上4%,考虑测量不确定性须在上面值的基础上再加上5%3/
4.2-63/
4.
2.3核焓升热管因子FN△H运行限制条件
3.
2.3FN△H的限制按如下关系式FN△H≤
1.67[
1.0+
0.21-P]其中P=适用范围运行模式1措施当FN△H超过其限值时,须a.在2小时内将热功率降到50%额定热功率以下,并且在此后的4小时内将停堆保护的功率量程中子通量高定值降低到55%额定热功率以下b.在超过限值的24小时内,通过堆内测量系统证实FN△H在限值范围内,否则在此后的2小时内将热功率降到5%额定热功率以下;以及c.在把热功率提升到由上面a或b所规定之已降低的功率以上之前,必须查明使其越出限制范围的原因并予纠正;如果可以通过堆内测量系统证实当热功率在超过下列的热功率水平之前,其FN△H是处在相应的限值范围内,则允许进行其后的功率进行
1.名义功率为50%额定热功率
2.名义功率为75%额定热功率
3.达到95%额定热功率或更高功率水平之后的24小时内监测要求
4.
2.
3.1按下列要求使用可__式堆内探测器测得功率分布确定FN△H在其限值范围内a.每次换料后,在进行高于75%额定热功率的功率运行之前,b.至少每31个等效满功率天进行一次c.技术规格书
4.
0.4条款在此不适用
4.
2.
3.2上面
4.
2.
3.1中FN△H的测量值必须考虑测量不确定性再加上5%3/
4.2-73/
4.
2.4象限功率倾斜比QPTR运行限制条件
3.
2.4象限功率倾斜比不得超过
1.02适用范围运行模式1中50%额定功率以上时见特殊试验例外
3.
10.2措施a.当象限功率倾斜比经确定为>
1.02但≤
1.09时,则
1.在达到下列情况之一以前,至少每小时计算一次象限功率倾斜比a象限功率倾斜比降低到其限值范围内,或b热功率降低到50%额定热功率以下
2.须在2小时内做到下面二条之一a使象限功率倾斜比降低到其限值之内,或b对于所指示的象限功率倾斜比,超过
1.0的每1%须至少降低3%额定热功率,同时类似地须在此后4小时内降低功率量程中子通量停堆保护高定值
3.在超过限值后的24小时内验证象限功率倾斜比是否在其限值范围内,否则在此后的2小时内把热功率降低到50%额定热功率以下,同时把停堆保护的功率量程中子通量高定值在此后的4小时内降低到55%额定热功率的定值
4.在提升热功率之前须查明并纠正使其超出限值的原因在进行50%额定热功率以上功率运行时,须经过在此功率水平下对象限功率倾斜比进行每小时1次共12小时的验证,是在其限值范围内;或者直到验证了95%或以上的额定功率下倾斜比是可接受的b.当由于控制棒失步使象限功率倾斜比超过
1.09时,则
1.在达到下列情况之一以前,至少每小时计算一次象限功率倾斜比a象限功率倾斜比降低到其限值范围内,或b热功率降低到50%额定热功率以下
2.在30分钟内,对所指示的象限功率倾斜比超过
1.0每1%须至少降低3%额定热功率
3.在超过限值后的2小时内验证象限功率倾斜比处在其限值范围内,否3/
4.2-8则在此后的2小时内把热功率降低到50%额定热功率以下,同时在这以后的4小时内把停堆保护的功率量程中子通量高定值降低到55%额定热功率以下
4.在提升热功率之前须查明并纠正使其超出限值的原因,在进行50%额定热功率以上功率运行时,须经过在此功率水平下对象限功率倾斜比进行每小时1次共12小时的验证,是在其限值范围内,或者直到验证了95%或以上的额定功率下倾斜比是可接受的c.当所确定的象限功率倾斜比是由于控制棒失步以外的原因而超过
1.09时,则
1.在达到下列情况之一以前,至少每小时计算一次象限功率倾斜比a象限功率倾斜比降低到其限值范围内,或b热功率降低到50%额定热功率以下
2.在2小时内把热功率降到50%额定热功率以下,并且在此后的4小时内将停堆保护的功率量程中子通量高定值降低到55%额定热功率以下
3.在提升热功率之前须查明使其超出限值的原因并予纠正;如果象限功率倾斜比经过12小时的至少每小时一次的验证是在其限值范围内,那么可以在此后进行50%额定热功率以上的功率运行,否则须直到验证了在95%或以上的额定热功率下倾斜比也是可接受的才能进行50%额定热功率以上的功率运行监测要求
4.
2.4按下列规定和要求确定当运行热功率超过50%额定热功率时象限功率倾斜比在其限值范围内a.当__系统是可运行的,至少每7天计算一次倾斜比值,b.当__系统不可运行时,对稳态运行至少每12小时计算一次倾斜比值,c.当一个功率量程通道不可运行及热功率大于75%额定热功率时,至少每12小时一次用可__式堆内探测器和/或堆内热电偶确认功率分布3/
4.
2.5DNB参数3/
4.2-9运行限制条件
3.
2.5与DNB有关的下述参数必须保持在如下限值范围内a.反应堆冷却剂系统平均温度在加上测量仪表的不确定性后T__g≤298℃b.稳压器压力在减去测量仪表的不确定性后≥
15.0MPa153Kgf/cm2c.反应堆冷却剂系统总流量在减去测量仪表的不确定性后≥24000T/h适用范围运行模式1措施如任何上述参数超出其限值,须在2小时内使参数恢复到限值范围内,否则在此后的4小时内把热功率降低到5%额定热功率以下监测要求
4.
2.
5.1技术规格书
3.
2.5给出的每个参数,必须至少每12小时校验一次,以验证其在限值内
4.
2.
5.2反应堆冷却剂系统总流量必须至少每18个月测量一次,以确定其值在限值范围内
4.
2.
5.3反应堆冷却剂总流量必须至少每18个月校验一次,其校验仪表应在标定有效期内不适用于超过10%额定热功率的阶跃负荷变化的情况3/
4.2-103/
4.3仪表3/
4.
3.1反应堆停堆保护系统仪表运行限制条件
3.
3.
1.1表
3.3-1的反应堆停堆保护系统仪表的通道和联锁应是可运行的,具有如表
3.3-2所示的响应时间适用范围如表
3.3-1所示措施如表
3.3-1所示监测要求
4.
3.
1.
1.1每一个反应堆停堆保护系统的仪表通道应按表
4.3-1所示的运行工况和检查频度进行通道检查,通道校验和通道功能试验来确定其是可运行的
4.
3.
1.
1.2联锁的逻辑应在每次反应堆启动之前确定它是可运行的除了在反应堆启动前92天之内已做过以外整个联锁功能应在受联锁动作影响的每一有关通道的通道校验试验期间至少每18个月试验一次来确认它是可运行的
4.
3.
1.
1.3反应堆停堆保护系统每一个停堆功能的响应时间至少每18个月试验一次确认它是在限制值之内,每一次试验应至少包括一个逻辑序列,这样二个逻辑序列至少每36个月试验一次,每一功能的一个通道也如此,这样全部通道至少每18XN个月试验一次,这儿N是表
3.3-1中“通道总数”栏中所示的特定反应堆停堆保护功能多重通道的总数3/
4.3-1表
3.3-1反应堆停堆保护系统仪表停堆保护参数通道总数脱扣通道数可运行的最少通道数适用工况处理行动
1.手动停堆2121,2和[1]
82.源量程高中子通道2111反应堆启2121,242反应堆停堆2123,4A,4B
53.中间量程高中子通量2121,2和[1]32[2]2[2]
6.功率量程高的正变化率4231,22[2]
7.功率量程高的负变化率4231,22[2]
8.超温△T4231,22[2]
9.超功率△T4231,22[2]
10.稳压器低压力<P-7闭锁)4231,26[2]
11.稳压器高压力4231,26[2]
12.稳压器高水位<P-7闭锁)4231,26[2]
13.主冷却剂低流量一条环路低流量,4/每条2/每条3/每条1,26[2]<P-7闭锁)环路环路环路
14.主冷却剂泵母线低电压一条主泵母线低3/每条2/每条2/每条17[2]电压,<P-7闭锁)环路环路环路3/
4.3-2表
3.3-1反应堆停堆保护系统仪表续停堆保护参数通道总数脱扣通道数可运行的最少通道数适用工况处理行动
15.主冷却剂泵母线低频率一条主泵母线低频,<P-7闭锁3/每条母线2/每条环路2/每条环路17[2]
16.主冷却剂泵断路器脱3/每台2/每台2/每台17扣一台主泵断路器脱主泵主泵主泵扣,<P-7闭锁
17.主冷却剂泵低转速一台主泵低转速,<P-7闭锁3/每台主泵2/每台主泵2/每台主泵17[2]
18.蒸汽发生器4/每台2/每台3/每台1,26[2]低-低水位S.GS.GS.G
19.蒸汽/给水流量失配与蒸汽发生器低水位符合4/每台S.G2/每台S.G3/每台S.G1,26[2]
20.安注4231,
2121.汽轮机停机EH低油压<P-7闭锁
212122.反应堆联锁P-6P-7P-10P-13P-15244241221213323211,211,
29999923.反应堆停堆断路器4231,2表注[1]反应堆停堆断路器处于闭合状态和控制棒驱动系统具有提升控制棒能力[2]技术规格书
3.
0.4条文不适用3/
4.3-3[3]P-6以上,探测器的高压电源可切断[4]S.G表示蒸汽发生器,以后同3/
4.3-4措施行动1——可运行的通道数比可运行的最少通道数少1个时,须在6小时之内处于中间停堆A阶段状态然而,按技术规格书
4.
3.
1.
1.1作检查试验时,一个通道可以旁通达2小时行动2——可运行的通道数比通道总数少1个时,在满足下列条件下,热停堆、热态零功率和功率运行可以继续进行a.不可运行的通道在1小时之内处于脱扣状态b.满足可运行的最少通道数,然而按技术规格书
4.
3.
1.
1.1作检查试验时,可以比脱扣通道数多一个通道旁通达2小时c.在4小时之内,热功率限制在≤75%额定热功率和功率量程中子通量停堆高整定值减少到≤85%额定热功率;或者至少每12小时监测一次堆芯象限功率倾斜比行动3——可运行的通道数比要求的最少可运行的通道数少1个时,并且处于如下热功率水平时,则a.热功率在P-6以下,增加热功率到P-6整定值以上之前,须恢复不可运行的通道为可运行状态b.热功率在P-6以上,但小于5%满功率时,在增加热功率到5%满功率以上之前,须恢复不可运行的通道为可运行状态c.热功率在5%满功率以上时功率运行可以持续行动4——可运行的通道数比要求的最少可运行的通道数少1个时,暂停一切引起正反应性变化的操作行动5——可运行的通道数比要求的最少可运行的通道数少1个时,按技术规格书
3.
1.
1.1或
3.
1.
1.2的停堆深度的要求,在1小时内验证一次,并在以后至少每12小时验证一次行动6——可运行的通道数比通道总数少1个,满足下列条件时,热停堆、热态零功率和功率运行可以继续进行a.不可运行的通道在1小时之内置于脱扣状态b.满足可运行的最少通道数,然而按技术规格书
4.
3.
1.1作检查试验时,比脱扣通道数多的一个通道可以旁通达2小时3/
4.3-5行动7——可运行的通道数比总的通道数少1个,如在1小时之内不可运行的通道处于脱扣状态的话,则热停堆、热态零功率和功率运行可以继续到进行下一次要求的通道功能试验为止行动8——可运行的通道数比要求的最少可运行通道数少1个时,须在48小时内把不可运行通道恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内处中间停堆A阶段以及/或打开反应堆停堆断路器行动9——若运行通道数比最少通道数少时,由__窗指出,在1小时内恢复联锁到要求状态或按
3.
0.3处理3/
4.3-6表
3.3-1反应堆停堆保护系统仪表续允许__/状态条件和整定值功能P-6不存在2/2中间量程中子通道<10-7额定功率自动解除源量程反应堆停堆闭锁存在1/2中间量程中子通道>10-7额定功率允许手动闭锁源量程反应堆停堆*P-7不存在3/4功率量程核功率<10%额定功率2/2汽机冲动级压力<10%额定功率自动闭锁下列反应堆停堆
1.一个环路中反应堆冷却剂低流量
2.一个环路中反应堆冷却剂泵断路器脱扣
3.一条反应堆冷却剂泵母线低电压或低频率
4.汽机脱扣
5.一台反应堆冷却剂泵低转速
6.稳压器低压力
7.稳压器高水位存在2/4功率量程核功率>10%额定功率或1/2汽机冲动级压力>10%额定功率自动解除上述闭锁P-10存在2/4功率量程核功率>10%额定功率
1.允许手动闭锁功率量程低整定值反应堆停堆
2.允许手动闭锁中间量程反应堆停堆和中间量程控制棒停止提棒C-
13.自动闭锁源量程反应堆停堆P-6的后备不存在3/4功率量程核功率<10%额定功率
1.自动解除功率量程低整定值反应堆停堆闭锁
2.自动解除中间量程反应堆停堆和中间量程控制棒停止提棒闭锁C-
13.P-7的一个输入P-13不存在2/2汽机冲动级压力<10%额定功率P-7的一个输入*虽在控制线路中设有P-7联锁,但本电站不考虑单环路运行方式3/
4.3-7表
3.3-2反应堆停堆系统响应时间停堆保护参数响应时间
1.手动停堆/
2.源量程高中子通量≤
0.24秒*
3.中间量程高中子通量≤
0.24秒*
4.功率量程高核功率低整定值≤
0.24秒**
5.功率量程高核功率高整定值≤
0.24秒*
6.功率量程高的正核功率变化率≤
0.24秒*
7.功率量程高的负核功率变化率≤
0.24秒*
8.超温△T≤
3.94秒包括冷却剂传输时间
9.超功率△T≤
3.94秒包括冷却剂传输时间
10.稳压器低压力≤
0.74秒
11.稳压器高压力≤
0.74秒
12.稳压器高水位≤
1.34秒
13.主冷却剂低流量≤
1.34秒
14.主冷却剂泵母线低电压≤
0.72秒
15.主冷却剂泵母线低频率≤
0.37秒
16.主冷却剂泵断路器脱扣
0.22秒
17.主冷却剂泵低转速≤
0.31秒
18.蒸汽发生器低—低水位≤
1.34秒
19.蒸汽/给水流量失配与蒸汽发生器低水位符合
1.34秒
20.安注
0.22秒
21.汽轮机停机≤
0.22秒*响应时间试验不包括变送器通道的中子通量__部分的响应时间从变送器的输出或通道中第一个电子部件的输入开始进行测量3/
4.3-
84.3-1反应堆停堆保护系统仪表监测要求保护参数功能件通道检查通道校验通道功☆能试验监测时所处的工况
1.手动停堆//S/U
12.源量程高中子通量S6R5M,S/U1234A4B
53.中间量程高中子通量SR5S/U11,2和*
4.功率量程高核功率低整定值/R5S/U11,2和*
5.功率量程高核功率高整定值SD2M3Q5M1,
26.功率量程高的正核功率变化率/RM1,
27.功率量程高的负核功率变化率/RM1,
28.超温△TSR7M1,
29.超功率△TSRM1,
210.稳压器低压力SRM1,
211.稳压器高压力SRM1,
212.稳压器高水位SRM1,
213.主冷却剂低流量SRM
114.主冷却剂泵母线低电压/RM
115.主冷却剂泵母线低频率/RM
116.主冷却剂泵断路器脱扣//R/
17.主冷却剂泵低转速/RM
118.蒸汽发生器低—低水位SRM1,
219.蒸汽/给水流量失配与蒸汽发生器低水位符合SRM1,2*
20.安注//M41,2*
21.汽轮机停机EH低油压//R/
22.反应堆停堆断路器//MS/U11,2*
23.反应堆联锁P-6P-7P-10P-13P-15/////RRRRR/////211,211,2*反应堆停堆断路器处于闭合状态和控制棒驱动系统具有提升控制的能力☆——月通道功能试验至少每月试验A、B通道中的1个下月试另一个通道1——如果在此7天之前没有做过此内容2——仅在热平衡状态,15%满功率以上如果绝对偏差大于2%则调整通道3——在15%满功率以上,比较堆内,堆外测量的轴向功率偏移,如果绝对偏差大于3%,则重新校准4——每18个月检查一次手动专设安全设施功能输入3/
4.3-95——中子通量探测器可以不包括在通道校验之内6——P-6整定值以下7——通道校验包括测温旁路流量通道的校验3/
4.
3.2专设安全设施驱动系统仪表运行限制条件
3.
3.
2.1如表
3.3-3所示的专设安全设施驱动系统仪表通道和联锁应在它们的动作整定值和按表
3.3-5所示的响应时间内动作,它们的动作整定值与表
3.3-4中动作整定值一栏的值是一致的适用范围如表
3.3-3所示措施a.当专设安全设施驱动系统仪表通道的动作整定值比
3.3-4的“允许值”栏所示的值较少保守裕量时,在通道恢复到“动作整定值”栏所示动作整定值之前,应宣布此通道为不可运行通道,并按表
3.3-3所示的适用处理措施要求进行处理b.在专设安全设施驱动系统仪表通道不可运行时,按表
3.3-3所示的处理措施进行处理监测要求
4.
3.
2.
1.1每一个专设安全设施驱动系统的仪表通道应按表
4.3-2所示的运行工况和检查频度进行通道检查,通道校准和通道功能试验来确认是可运行的
4.
3.
2.
1.2联锁的逻辑应在每次反应堆启动之前的自动动作逻辑试验期间确认其是可运行的除了在反应堆启动前92天内已做过以外整个联锁功能试验至少应每18个月确认一次是可运行的
4.
3.
2.
1.3专设安全设施驱动系统完成其每一种功能的专设安全设施响应时间至少每18个月验证一次,确认它是在限制值之内每次试验至少应包括一个逻辑序列,这样二个逻辑序列至少每36个月试验一次每一功能的一个通道也如此这样全部通道至少每18XN个月试验一次,这儿N是如表
3.3-3中“通道总数”栏中所示的某种特定专设安全设施系统功能的多重通道数3/
4.3-10表
3.3-3专设安全设施驱动系统仪表功能通道总数动作要求的通道数可运行的最少通道数适用运行模式处理行动
1.安全注射a.手动2121234A4B18b.安全壳高压4231234A14[1]c.蒸汽管道低4/每条2/每条3/每条1234A[2]14压力蒸汽管蒸汽管蒸汽管d.稳压器低压力4231234A[2]14e.低—低平均4/每条2/每条3/每条1234A14温度与P-15环路环路环路符合f.驱动逻辑和触2121234A4B15发继电器
2.安全壳喷淋a.手动2221234A4B18b.安全壳高4231234A16高压力c.驱动逻辑和触2121234A4B15发继电器
3.安全壳通风隔离a.自动安全注射见上述
1.b~
1.eb.安全壳内高放2121234A4B17射性c.手动1111234A4B
184.蒸汽管道隔离a.蒸汽管道低4/每条2/每条3/每条1234A[2]14[1]压力蒸汽管蒸汽管蒸汽管b.安全壳高压力4231234A14[1]c.蒸汽管道压力4/每条2/每条3/每条4A4B[3]14[1]高的负变化率蒸汽管蒸汽管蒸汽管d.低—低T__g4/每条2/每条3/每条123[3]14[1]与P-15符合环路环路环路e.手动11112318f.驱动逻辑和触2121234A15发继电器
5.给水管道隔离a.蒸汽管道低4/每条蒸2/每条蒸3/每条蒸1234A[2]14压力汽管汽管汽管3/
4.3-11续表
3.3-3功能通道总数动作要求的通道数可运行的最少通道数适用运行模式处理行动b.任一台蒸汽4/每台2/每台3/每台1234A14[1]发生器高—SGSGSG高水位c.低T__g与4/每条2/每条3/每条1234A[2]14[1]P-15符合环路环路环路d.高给水流量4/每条2/每条3/每条1234A14[1]和P-15与环路环路环路低T__g或反应堆冷却剂低流量符合e.驱动逻辑和触2121234A15发继电器
6.辅助给水泵启动a.任一台蒸汽4/每台2/每台3/每台1234A4B19发生器低—SGSGSG低水位b.全部主给水泵2121219脱扣c.给水管道隔离见上述
5.a~
5.d条d.蒸汽/给水流4/每台2/每台3/每台量失配与蒸汽SGSGSG发生器低水位符合e.安全注射4231234A16f.6KV安全母3221234A18线失电g.驱动逻辑和触2121234A15发继电器
7.安全壳隔离1A阶段隔离a.手动2221234A4B18b.安全注射4231234A16c.驱动逻辑和触2121234A4B15发继电器2B阶段隔离a.手动2221234A4B18b.安全壳高一高压力4231234A16c.驱动逻辑和触2121234A4B15发继电器3/
4.3-12续表
3.3-3功能通道总数动作要求的通道数可运行的最少通道数适用运行模式处理行动
8.专设联锁P-114231234A9P-124231234A9P-42221234A
189.换料水箱切换到安全壳再循环地坑换料水箱低一低水位4231234A4B15手动
21210.6KV安全母线失电6KV安全母线低电压3231234A4B15表注1技术规格书
3.
0.4条款不适用2在此工况下<P-11动作允许手动闭锁3在此工况下>P-11动作允许手动恢复措施行动14——可运行的通道数比总的通道数少1个时如果在1小时之内不可运行的通道处于脱扣状态的话则可以继续运行直到下一次要求的通道功能试验为止行动15——当可运行通道数少于最少通道数要求时至少在6小时内到中间停堆A阶段并在随后的30小时内到冷停堆工况当一个通道是可运行时另一个通道可以为监测试验而旁通2小时行动16——可运行的通道数比总的通道数少1个时如果不可运行的通道处于旁通状态并在1小时之内证实满足可运行的最少通道数的要求时则运行可以继续按技术规格书
4.
3.
2.1作监测试验时比动作要求的通道数多的一个通道可以旁通达2小时行动17——在比可运行的最少通道数少1个时如果安全壳的清洗进风和排风阀维持在关闭状态时则运行可以继续行动18——可运行的通道数比总的通道数少1个时在48小时内将不可运行的通道恢复到可运行状态否则在此后的6小时之内至少处于中间停堆A阶段并在随后的30小时之内处于冷停堆状态行动19——可运行的通道数比总的通道数少1个时如果满足下列条件则热停堆、热态零功率和功率运行可以继续进行a.不可运行的通道在1小时之内是处于动作状态b.满足可运行的最少通道数要求然而按技术规格书
4.
3.
2.
1.1作监测试验时比动作要求的通道数多的一个通道可以旁通达2小时3/
4.3-13专设安全设施联锁联锁名称/状态条件和整定值功能P-4存在反应堆停堆
①驱动汽轮机停机
②作为P-15的输入
③对安注再驱动进行自动闭锁不存在反应堆未停堆解除安注自动再驱动的闭锁P-11存在2/4稳压器压力<
13.24MPa135Kgf/cm2
①允许手动闭锁稳压器低压力或蒸汽管道低压力或低一低T__g与P-15符合__驱动的安注;蒸汽管道低压力或低一低T__g与P-15符合__驱动的蒸汽管道隔离;蒸汽管道低压力或低T__g与P-15符合__驱动的给水管道隔离等动作
②自动闭锁蒸汽管道压力高的负变化率__驱动蒸汽管道隔离动作不存在3/4稳压器压力>
13.24MPa135Kgf/cm2
①自动解除驱动安注、蒸汽管道隔离、给水管道隔离等动作的手动闭锁
②允许手动恢复蒸汽管道压力高的负变化率驱动的蒸汽管道隔离动作P-12存在2/4T__g<255℃与P-15符合
①闭锁蒸汽旁路排放
②允许自动安注、蒸汽管道隔离和给水管道隔离不存在3/4T__g>255℃或P-15不存在
①解除蒸汽旁路排放闭锁
②禁止安注、蒸汽管道隔离和给水管道隔离P-14任一台蒸汽发生器,2/4水位高于
10.9m给水管道隔离,停止主给水泵和汽轮机停机P-13不存在2/2汽轮机功率<10%额定功率作为P-7的输入存在1/2汽机功率>10%作为P-7的输入3/
4.3-14表
3.3-4专设安全设施驱动系统仪表动作整定值功能单元动作整定值允许值
1.安全注射a.手动—b.安全壳高压力≤29KPa
0.3Kgf/cm2≤
34.3KPa
0.35Kgf/cm2c.蒸汽管道低压力≥
3.92MPa40Kgf/cm2≥
3.87MPa
39.5Kgf/cm2d.稳压器低压力≥
12.45MPa127Kgf/cm2≥
12.3MPa126Kgf/cm2e.低—低平均温度T__g≥255℃与P-15符合
2.安全壳喷淋a.手动——b.安全壳高≤
0.147MPa
1.5Kgf/cm2≤
0.152MPa
1.55Kgf/cm2—高压力
3.安全壳通风隔离a.自动和手动安注——b.安全壳内高放射性≤2×本底≤3×本底c.手动——
4.蒸汽管道隔离a.蒸汽管道低压力≥
3.92MPa40Kgf/cm2≥
3.87MPa
39.5Kgf/cm2b.安全壳高压力≤
26.5KPa
0.27Kgf/cm2≤
34.3KPa
0.35Kgf/cm2c.蒸汽管道高的负≤
0.686MPa/sec≤
0.72MPa/sec变化率7Kgf/cm2/sec
7.3Kgf/cm2/secd.低—低平均温度T__g≥255℃—与P-15符合e.手动
5.给水管道隔离a.蒸汽管道低压力≥
3.92MPa40Kgf/cm2≥
3.87MPa
39.5Kgf/cm2b.任一台蒸汽发生≤
10.9m≤
10.93m器高—高水位c.低T__g与P-15T__g≥278℃符合d.高给水流量与P给水流量≤120%额定值-15和低T__gT__g≥278℃或反应堆冷却冷却剂流量≥90%额定流量冷却剂流量≥剂低流量符合__%额定流量3/
4.3-15功能单元动作整定值允许值
6.辅助给水泵启动a.任一台蒸汽发生≥
9.31m≥
9.28m器低—低水位b.全部主给水泵脱扣—c.安注—d.蒸汽/给水流量≤35%额定流量,≤36%额定流量,失配与低水位符合≥
9.452m≥
9.35m
7.触动汽轮机紧急≤
10.9m≤
10.93m停堆的蒸汽发生器高—高水位
8.安全壳隔离1A阶段隔离a.手动——b.安注见本表第一项2B阶段隔离a.手动——b.安全壳高—高
0.147MPa≤
0.132MPa压力3/
4.3-16表
3.3-5专设安全设施动作响应时间动作信号和功能响应时间秒
1.手动a.安全注射主给水管道隔离/由安注引起反应堆停堆/安全壳隔离A阶段/安全壳通风隔离/辅助给水泵/海水冷却系统/安全壳通风冷却器/b.安全壳喷淋安全壳隔离B阶段/安全壳通风隔离/c.安全壳通风隔离安全壳净化和换气系统隔离/d.蒸汽管道隔离/
2.安全壳高压力Ⅰa.安注≤
32.7b.由安注引起反应堆停堆≤
0.74c.安全壳隔离A阶段≤
32.7d.应急柴油发电机组启动≤
12.
73.安全壳高压力Ⅱ主蒸汽管道隔离≤
5.
64.稳压器低压力a.安注≤
32.7b.由安注引起反应堆停堆
0.74c.安全壳隔离A阶段≤
32.7d.应急柴油发电机组启动≤
12.73/
4.3-
175.蒸汽管道低压力a.安注≤
32.7b.由安注引起反应堆停堆
0.74c.安全壳隔离A阶段≤
32.7d.主蒸汽管道隔离≤
5.6e.主给水管道隔离≤
5.6f.辅助给水泵启动≤
47.7g.应急柴油发电机组启动≤
12.
76.主蒸汽管道高压力变化率主蒸汽管道隔离≤
5.
67.安全壳高—高压力a.安全壳喷淋≤
37.7b.安全壳隔离B阶段≤
20.
618.蒸汽发生器高—高水位a.汽轮机停机,反应堆停堆≤
1.34b.主给水管道隔离≤
6.16c.辅助给水泵启动≤
6.
169.蒸汽发生器低—低水位a.汽轮机停机——反应堆停堆≤
1.34b.辅助给水泵启动≤
6.16注所有由于安注__开始启动电动辅助给水泵的响应时间
47.73/
4.3-18表
4.3-2专设安全设施驱动系统仪表监测要求功能单元通道检查通道校准通道功☆能试验检查时所处的工况
1.安全注射a.手动//M11,2,3,4A,4Bb.安全壳高压力SRM21,2,3,4Ac.蒸汽管道低压力SRM1,2,3,4Ad.稳压器低压力SRM1,2,3,4Ae.低—低T__g与//M1,2,3,4AP-15符合
2.安全壳喷淋a.手动//M11,2,3,4A,4Bb.安全壳高—高压力SRM21,2,3,4A
3.安全壳隔离a.自动安全注射//M1,2,3,4A,4BA阶段b.安全壳高高压力SRM1,2,3,4A,4BB阶段c.手动A、B阶段//M11,2,3,4A,4B
4.蒸汽管道隔离a.蒸汽管道补偿压力低SRM1,2,3,4Ab.安全壳高压力SRM21,2,3,4Ac.蒸汽管道压力负SRM4A,4B的高变化率d.低—低T__g与//M1,2,3,4AP-15符合e.手动//M11,2,3,4A3/
4.3-19a续表
4.3-2功能单元通道检查通道校准通道功☆能试验检查时所处的工况
5.给水管道隔离a.蒸汽管道补偿压力低SRM1,2,3,4Ab.任一台蒸汽发生器SRM1,2,3,4A高—高水位c.T__g与P-15符合//M1,2,3,4A,4Bd.高给水流量与P-15//M1,2,3,4A,4B和低T__g或反应堆冷却剂低流量符合
6.辅助给水泵启动a.任一台蒸汽发生器SRM1,2,3,4A低—低水位b.全部主冷却剂泵脱扣SRM1c.安注见上述1a~1d的检查要求d.6KV安全母线失电SRM1,2,3,4A
7.专设联锁P-11/R/1,2,3,4AP-12/R/1,2,3,4AP-4/R/1,2,3,4A
8.换料水箱切换到安全壳再循环地坑a.换料水箱低一低水位SRM1,2,3,4A,4Bb.手动切换开关SRM1,2,3,4A,4B3/
4.3-19b注1在反应堆停堆期间至少每18个月试验一次手动动作开关所有与手动安全动作有关的电路应至少每31天作一次通道功能试验2通道功能试验应包括用真空或压力接到变送器相应侧进行的变送器的试验☆——月通道功能试验至少每月试验A、B通道中的1个下月试验另一个通道3/
4.3-203/
4.
3.3监测仪表3/
4.
3.
3.1辐射监测仪表运行限制条件
3.
3.
3.1表
3.3-6所示辐射监测仪表通道当其__或脱扣整定值在规定范围之内时须是可运行的适用范围见表
3.3-6所示措施a.有一个辐射监测通道的__或脱扣整定值超过表
3.3-6所示值时,须在4小时之内将该整定值调至限值范围内或宣布该通道为不可运行b.有一个或一个以上辐射监测通道不可运行时,按表
3.3-6备注的要求采取行动c.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
3.
3.1每个辐射监测通道须按表
4.3-3所示的运行模式和给定的频度,进行通道检查、通道校准和通道功能试验,以确证其是可运行的3/
4.3-21表
3.3-6辐射监测仪表仪表通道名称可运行的最小通道数适用运行模式__或脱扣和整定值测量范围行动去保护系统脱扣或__通道
1.区域监测仪a.燃料贮存水池区域i.燃料厂房2*≤2倍本底
2.61~
8.
720.22N.A.燃料操作×10-4Gy/h事故b.安全壳i.安全壳燃料27≤2倍本底
8.70~
4.
3520.23N.A.操作事故×10-1Gy/h
2.工艺监测仪a.燃料贮存水池区域i.燃料操作1*≤2倍本底
1.11×10-1~22N.A.厂房排气
2.22×108Bq/l气体放射性活度b.i.安全壳清洗11231×10-1Bq/LP
1.0×10-4~/排出流微102Bq/l尘、气体和4A和≤2倍本底G
3.7×101~23/碘放射性4B
3.7×108Bq/l活度1×10-__q/LI
1.0×10-3~2×10__q/l/ii.安全壳大气16≤2倍本底
1.11×10~21N.A.气体放射
3.7×105Bq/l性活度c.主控室进风1所有≤2倍本底
1.11×10~20N.A.模式
3.7×105Bq/ld.凝汽器抽112≤2倍本底
1.11×10~20N.A.气器排气
345.55×1011Bq/le.烟囱排气112≤2倍本底
1.11×10~20N.A.
345.55×1011Bq/lf.N-16监测仪2123l/h
0.5-5000l/h20N.A.34A*在贮存水池中有辐照过的燃料3/
4.3-22说明行动20——可运行通道数少于所要求的最少可运行通道数时用携带式监测仪表至少每24小时对被测区域进行一次测量行动21——可运行通道数少于所要求的最少可运行通道数时按照技术规格书
3.
4.
6.1的措施条款执行行动22——可运行通道数少于所要求的最少可运行通道数时按照技术规格书
3.
9.12的措施条款执行行动23——可运行通道数少于所要求的最少可运行通道数时如果安全壳的清洗和排风阀保持在关闭位置可持续运行3/
4.3-23表
4.
3.3辐射监测仪表检查要求仪器名称通道检查通道标定通道功能试验检查时的运行模式
1.安全壳监测a.安全壳空气放射性监测仪SRM所有模式b.主系统泄漏监测1微尘放射性监测仪SRM1,2,3,42气态物放射性监测仪SRM1,2,3,
42.扫气排风通风系统监测a.微尘放射性监测仪SRM所有模式b.气态物放射性监测仪SRM所有模式
3.燃料贮存水池区域监测a.高放射性气态物放射性监测仪SRM*b.临界放射性水平监测仪SRM**
4.主控制室监测a.主控制室进口空气放射性水平监测仪SRM所有模式
5.工艺监测仪a.烟囱排气系统监测仪SRM1,2,3,4b.凝汽器排气系统监测仪SRM1,2,3,4c.N-16监测仪SRM1,2,3,4A注“*”指有乏燃料在贮存水池中“**”指有新燃料在燃料贮存水池区域厂房3/
4.3-243/
4.
3.
3.2可__式堆内探测器运行限制条件
3.
3.
3.2可__式堆内通量测量系统在下列情况下是可运行的a.至少有75%的探测器套管完好b.堆芯每个象限最少有2个探测器套管完好c.有效的可__式探测器,驱动装置和作通量图的读出设备完好适用范围可__式堆内通量测量系统可用于a.与堆外中子通量测量系统相互校准b.监测堆芯象限功率倾斜比c.测量FN△H,FQZ和FXY措施当可__式堆内通量测量系统不可运行时,此系统不用于进行上述监测或校准,技术规格书
3.
0.3和
3.
0.4的条款不适用监测要求
4.
3.
3.2可__式堆内通量测量系统,当要求用于下列情况时,在使用前24小时内由对所用的每一个探测器的输出进行归一化来确定它们是可运行的a.与堆外中子通量测量系统相互校准,或b.监测堆芯象限功率倾斜比,或c.测量FN△H,FQZ和FXY3/
4.
3.
3.3地震仪表运行限制条件
3.
3.
3.3如表
3.3-7所示的地震监测仪表须是可运行的适用范围所有时间措施a.上述要求的一台或几台地震监测仪表不可运行超过30天,在以后的103/
4.3-25天内遵照技术规格书
6.
6.3的要求向国家核___提交__报告,略述故障原因和将仪表恢复到可运行状态的计划b.技术规格书
3.
0.3和
3.
0.4的条款不适用监测要求
4.
3.
3.
3.1上述每一台地震监测仪表须按表
4.3-4所示的频度进行通道检查,通道校准和通道功能试验,来确认它是可运行的
4.
3.
3.
3.2在地震__中动作的上述地震监测仪表须在24小时之内恢复到可运行状态,在地震__发生后5天之内,须进行通道校准,收集动作仪表的数据,并分析确认震动地面的运动的数值,在10天之内按技术规格书
6.6准备并向国家核___提出报告,此报告描述地震级别、频谱以及震动超过OBE水平的地震__或核电厂由于地震__而不能运行于技术规格书规定的运行条件时,对电厂中与安全有重要关系的设施所造成的影响3/
4.3-26表
3.3-7地震监测仪表仪表和拾震器的位置测量范围可运行的最少仪表数量
1.三轴时程加速度仪a.15道输入的加速度讯
0.01~
1.0g1套号放大器,位于主控楼±
0.00层的地震控制室b.二台配套的控制微机及
0.01~
1.0g1台记录器,位于主控楼的地震控制室
2.三轴加速度拾震器a.自由场
0.01~
1.0g1台b.安全壳底板顶标高
0.01~
1.0g1台
2.75,方位角250°c.安全壳环梁顶标高
0.01~
1.0g1台+
58.30,方位角30°d.反应堆厂房内部结构标
0.01~
1.0g1台高+
13.50,方位角0°3/
4.3-27e.反应堆厂房内部结构标
0.01~
1.0g1台高+
18.00,方位角0°
3.双轴地震__开关a.安全壳底板顶标高
0.01~
1.0g4*台-
2.75,方位角250°*以4取2的方式发出电讯号向主控室__3/
4.3-28表
4.3-4地震监测仪表在役检查时间要求仪表和拾震器位置通道检查通道校准通道功能试验
1.三轴时程加速度仪a.15道输入的加速度M每次换料SA讯号放大器位于主控制楼±
0.00层的地震控制室b.二台配套的控制微机M每次换料SA及记录器,位于主控制楼的地震控制室
2.三轴加速度拾震器a.自由场M每次换料SAb.安全壳底板顶标高M每次换料SA-
2.75,方位角250°c.安全壳环梁顶标高M每次换料SA+
58.30,方位角30°d.反应堆厂房内部结构M每次换料SA标高+
13.50,方位角0°3/
4.3-29e.反应堆厂房内部结构M每次换料R标高+
18.00,方位角0°
3.双轴地震__开关a.安全壳底板顶标高M每次换料R-
2.75,方位角250°3/
4.3-303/
4.
3.
3.4气象仪表运行限制条件
3.
3.
3.4如表
3.3-8所示的气象监测仪表通道须是可运行的适用范围所有时间措施a.当一个或几个要求的气象监测通道不可运行超过7天,在之后的10天内遵照技术规格书
6.
6.3向国家核___提交__报告,略述故障原因和恢复这些通道到可运行状态的计划给出故障的原因和恢复这些通道到可运行状态的计划b.技术规格书
3.
0.3和
3.
0.4的条款不适用监测要求
4.
3.
3.4上述气象监测仪表通道的是每一个应按表
4.3-5所示的频度进行通道检查和通道校准以确认它们是可运行的3/
4.3-31表
3.3-8气象监测仪表仪表可用数字海拔标高
①m
1.风速492/112/147/
1822.风向492/112/147/
1823.气温
1924.温差392-112/92-147/92-182表
4.3-5气象监测仪表检查要求仪表通道检查通道校准
1.风速DSA
2.风向DSA
3.气温DSA
4.温差DSA3/
4.
3.
3.5远距离停堆仪表运行限制条件
3.
3.
3.5如表
3.3-9所示的远距离停堆监测仪表,控制室外显示读出须是可运行的可适用范围运行模式1,2,3和4A措施
①铁塔基础海拔标高82m,在铁塔的
10、
30、
65、100m等处装仪表3/
4.3-32a.可运行的远距离停堆监测通道数比表
3.3-9所要求的通道数少时,在30天之内将不可运行的通道恢复到可运行状态,否则在随后的12小时之内处于中间停堆B阶段b.技术规格书
3.
0.4的条款不适用监测要求
4.
3.
3.5每一个远距离停堆监测仪表通道须按表
4.3-6所示的频度进行通道检查和通道校准以确认它们是可运行的3/
4.3-33表
3.3-9远距离停堆监测仪表~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~仪表显示仪表位置通道总数可运行的最少通道数
1.反应堆停堆断路就地开关柜43器指示器
2.稳压器压力应控屏
113.稳压器水位应控屏
114.蒸汽发生器压力应控屏11/每台S,G
5.蒸汽发生器水位应控屏21/每台S,G
6.辅助给水流量应控屏42/每台S,G
7.反应堆冷却剂应控屏21/每条环路热段温度
8.反应堆冷却剂应控屏21/每条环路冷段温度
9.源量程应控屏
2210.中间量程应控屏223/
4.3-34表
4.3—6远距离停堆监测仪表检查要求仪表通道检查通道校准
1.反应堆停堆断路器指示器M/
2.稳压器压力MR
3.稳压器水位MR
4.蒸汽发生器压力MR
5.蒸汽发生器水位MR
6.辅助给水流量MR
7.反应堆冷却剂热段温度MR
8.反应堆冷却剂冷段温度MR
9.源量程M/
10.中间量程M/3/
4.3-353/
4.
3.
3.6事故后监测仪表运行限制条件
3.
3.
3.6表
3.3-10所示的事故后监测仪表通道须是可运行的适用范围运行模式1,2,3和4A措施a.可运行的事故后监测仪表通道数比表
3.3-10的要求的通道数少时,在30天之内将不可运行的通道恢复到可运行状态,否则在随后的12小时之内转中间停堆B阶段状态b.技术规格书
3.
0.4条款不适用监测要求
4.
3.
3.6每一个事故后监测仪表通道须按表
4.3-7所示的频度进行通道检查和通道校准以确认它们是可运行的3/
4.3-36表
3.3-10事故后监测仪表仪表可运行的最少通道数通道总数源量程中子通量12中间量程中子通量12功率量程核功率24反应堆冷却剂热段温度宽量程1/每条环路1/每条环路反应堆冷却剂冷段温度宽量程1/每条环路1/每条环路反应堆冷却剂回路压力宽量程1/每条环路1/每条环路稳压器水位24堆芯热电偶温度242安全壳再循环地坑液位1/每只2/每只安全壳空间压力24安全壳隔离阀阀位指示各1各1通风和回风管氢浓度12蒸汽发生器水位窄量程2/每台S.G4/每台S.G蒸汽发生器水位宽量程1/每台S.G2/每台S.G换料水箱水位24硼酸贮存箱水位1/每只箱1/每只箱3/
4.3-37表
4.
3.7事故后监测仪表检查要求~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~仪表通道检查通道校准源量程中子通量MR中间量程中子通量MR功率量程核功率MR反应堆冷却剂热段温度宽量程MR反应堆冷却剂冷段温度宽量程MR反应堆冷却剂回路压力宽量程MR稳压器水位MR堆芯热电偶温度MR安全壳再循环地坑液位MR安全壳空间压力MR完全壳隔离阀阀位指示MR通风和回风管氢浓度MR蒸汽发生器水位窄量程MR蒸汽发生器水位宽量程MR换料水箱水位MR硼酸贮存箱水位MR3/
4.3-383/
4.
3.
3.7放射性液体排出流监测仪表运行限制条件
3.
3.
3.7放射性液体排出流监测仪表通道是可运行的,排出流的放射性在允许的限值内适用范围所有运行模式措施a.当放射性液体排出流监测到放射性超过限值时,应立即停止放射性液体的排放b.当放射性液体排出流监测仪表通道数小于最少可运行通道数时,应在30天内恢复不可运行的仪表到可运行状态
4.
3.
3.7监测要求每个放射性液体排出流监测仪表通道,应每月进行通道检查,每18个月进行校验试验放射性液体排出流监测仪表仪表编号监测对象总通道数最少通道数整定值RE-2001T2废水
113.7×102Bq/lRE-1401放射性废物
113.7×102Bq/l蒸发器凝结水RE-2101T3废水
113.7×102Bq/l3/
4.3-393/
4.
3.
3.8放射性气体排出流监测仪表运行限制条件
3.
3.
3.8放射性气体排出流监测仪表通道是可运行的,排出流的放射性在允许限值内适用范围所有运行模式措施a.当放射性气体排出流监测到放射性超过限值时,应立即停止放射性气体的排放b.当放射性气体排出流监测仪表通道数小于最少可运行通道数时,应在30天内恢复不可运行的仪表到可运行状态
4.
3.
3.8监测要求每个放射性气体排出流监测仪表通道,应每月进行通道检查,每18个月进行校验试验放射性气体排出流监测仪表仪表编号监测对象总通道数最少通道数整定值RE0701-1烟囱排气
114.0×10__q/lRE0701-2烟囱排气
116.69×105Bq/lRE0701-3烟囱排气
116.62×107Bq/lRE0801-1凝汽器排气
111.0×10__q/lRE0801-2凝汽器排气
116.96×105Bq/lRE0801-3凝汽器排气
116.91×107Bq/lRE0901-1除氧器排气
111.0×10__q/l3/
4.3-403/
4.
3.
3.9汽轮机超速保护运行限制条件
3.
3.
3.9汽轮机超速保护系统是可运行的适用范围模式1,2措施当一个主汽阀或2个调节阀或2个再热主汽阀和2个再热调节阀不可运行时,应在72小时内恢复其到可运行状态
4.
3.
3.9监测要求a.至少每31天进行汽轮机主汽阀和调节阀的动作试验b.至少每18个月进行汽轮机超速保护系统的校验试验3/
4.3-413/
4.4反应堆冷却剂系统3/
4.
4.1反应堆冷却剂环路3/
4.
4.
1.1正常运行运行限制条件
3.
4.
1.1所有反应堆冷却剂环路都必须运行适用范围模式1,2措施a.两个反应堆冷却剂环路及其冷却剂泵都必须工作,否则在6小时内至少处于中间停堆A阶段状态监测要求
4.
4.
1.1至少每12小时检验一次二条反应堆冷却剂环路均处于运行中3/
4.
4.
1.2热停堆和中间停堆4A运行限制条件
3.
4.
1.2二个反应堆冷却剂环路处于可运行状态,一个冷却剂环路在运行适用范围模式3和4A措施a.至少一个冷却剂环路及其冷却剂泵必须正常运行,否则应在12小时内处于中间停堆4B,并在72小时内恢复一个反应堆冷却环路运行b.若两个反应堆冷却剂环路都不运行,立即停止反应堆冷却剂系统的除硼操作,并尽快恢复一个环路运行
4.
4.
1.2监测要求
4.
4.
1.
2.1当反应堆冷却剂泵不运行时,每7天确认其可运行性
4.
4.
1.
2.2运行的蒸汽发生器水位为零功率水位
4.
4.
1.
2.3要求运行的反应堆冷却剂环路,至少每12小时确认其在运行状态3/
4.4-1a3/
4.
4.
1.3中间停堆4B运行限制条件
3.
4.
1.3下列回路中至少二个处于可运行状态,并一个在运行a.反应堆冷却环路A和它相连的蒸汽发生器A和反应堆冷却剂泵Ab.反应堆冷却环路B和它相连的蒸汽发生器B和反应堆冷却剂泵Bc.停冷系统A系列d.停冷系统B系列适用范围模式4B措施a.当可运行回路数少于所要求的回路数时,立即采取行动尽快恢复所要求回路至可运行状态;若只有一个停冷系列运行,则在24小时内至冷停堆工况b.若没有一个回路运行,立即停止反应堆冷却剂系统的除硼操作,并尽快恢复一个回路到运行状态监测要求
4.
4.
1.
3.1不运行的反应堆冷却剂泵应每7天确认其可运行性
4.
4.
1.
3.2不运行的停冷系列或反应堆冷却剂系统至少每12小时确认其可运行性3/
4.
4.
1.4不工作环路运行限制条件
3.
4.
1.4秦山核电厂无此工作状况监测要求
4.
4.
1.4秦山核电厂无此工作状况3/
4.
4.
1.5不工作环路的启动--热态运行限制条件
3.
4.
1.5不工作状态反应堆冷却剂环路满足下列要求方可启动a.其冷段温度不低于工作环路冷段温度11℃b.反应堆次临界度至少为1%△K/K适用范围模式1,2,3,4A和4B3/
4.4-1b措施当上述规定不满足时,不能启动不工作环路监测要求
4.
4.
1.
5.1在启动不工作环路的主泵前30分钟以内,必须查定不工作环路冷段温度不低于工作环路冷段温度11℃
4.
4.
1.
5.2在启动不工作环路的主泵前30分钟以内,必须查定反应堆次临界度至少为1%△K/K3/
4.
4.
1.6不工作的充满水的环路的启动--冷态运行限制条件
3.
4.
1.6不工作状态反应堆冷却剂环路,满足下列要求方可启动a.反应堆次临界度至少为1%△K/K;b.充满水的不工作环路中的硼浓度必须大于或等于工作环路中的硼浓度适用范围模式5和6措施当上述规定不满足时,不能启动不工作环路监测要求
4.
4.
1.
6.1在启动不工作环路的主泵前30分钟以内,必须查定不工作环路中的硼浓度大于或等于工作环路中的浓度
4.
4.
1.
6.2启动不工作环路的主泵前30分钟以内,必须查定反应堆次临界度至少为1%△K/K3/
4.
4.
1.7未充水的环路的启动运行限制条件
3.
4.
1.7未充水的反应堆冷却剂环路必须保持不充水的状态直到3/
4.4-2a.反应堆压力容器水位处于或高于反应堆压力容器管嘴的中间平面b.未充水的环路的一回路压力边界处于可运行状态适用范围模式5和6措施同
3.
4.
1.5条监测要求
4.
4.
1.
7.1未充水的环路的一回路压力边界必须在充水前4小时内进行外观检查,以确定处于可运行状态3/
4.
4.
2.1安全阀--停堆状态运行限制条件
3.
4.
2.1最少有一个稳压器安全阀必须可工作,其起跳的压力值整定为
17.2MPa±1%175Kgf/cm2±1%起跳压力必须按照适用规范确定适用范围模式4A和4B措施如果稳压器安全阀都不能工作,立即停止所有操作,包括停止正反应性变化,并使一个可运行的停堆冷却回路投入停堆冷却方式运行监测要求
4.
4.
2.1除规格书
4.
0.5规定的要求外,再无其他要求3/
4.
4.
2.2安全阀--运行状态运行限制条件
3.
4.
2.2所有稳压器安全阀必须是可运行的,其起跳的压力值整定为
17.2MPa±1%175Kgf/cm21%表压,起跳压力必须按照适用规范确定适用范围模式1,2,33/
4.4-3措施如果有一个稳压器安全阀不可运行,应在15分钟内使不可运行的阀门恢复到可运行状态,或者在12小时内转到模式4B监测要求
4.
4.
2.2除规格书
4.
0.5规定的要求外,无其他要求3/
4.
4.3稳压器运行限制条件
3.
4.3稳压器是可运行的,即稳压器水位小于或等于
8.12m水容积
28.12m3,并至少保证2组稳压器电加热器正常工作,每组电加热器功率至少为150KW适用范围模式1,2,3和4A本限制不适用于热功率线性变化超过每分钟5%额定热功率或热功率阶跃变化超过10%额定热功率的过程措施a.如果只有一组稳压器电加热器工作,那么应在72小时内恢复2组稳压器电加热器正常工作,否则应在12小时内转到模式4Ab.如果稳压器不可运行,应在12小时内转到模式4A,并断开停堆断路器监测要求
4.
4.
3.1至少每12小时确定一次稳压器水位处于限值之内
4.
4.
3.2至少每92天确定稳压器电加热器电流值3/
4.
4.4卸压阀运行限制条件
3.
4.4二台动力卸压阀PORV以及与之相关联的二台隔离阀必须是可运行的适用范围模式1,2,3和4A措施a.当一台或二台动力卸压阀不可运行时,在1小时内使它们恢复到可运行3/
4.4-4状态或者关闭相关联的隔离阀并切除该隔离阀的电源否则,在此后的6小时内至少处于中间停堆A阶段状态并在随后的30小时内降到冷停堆状态b.当一台或二台隔离阀不可运行时,在1小时内使它们恢复到可运行状态或者关闭隔离阀,并切断隔离阀的电源;否则,在此后的6小时内至少处于中间停堆A阶段并在随后的30小时内降到冷停堆状态c.技术规格书的
3.
0.4条款不适用监测要求
4.
4.
4.1除规格书
4.
0.5条款的要求以外,每台动力卸压阀必须至少每18个月进行一次通道校准和阀门全行程动作试验,以证实阀门是可运行的
4.
4.
4.2每台隔离阀必须至少每92天进行一次全行程动作试验,以证实是可运行的3/
4.
4.5蒸汽发生器运行限制条件
3.
4.5在反应堆工作环路中的每台蒸汽发生器必须可运行适用范围模式1,2,3,4A和4B措施当反应堆工作环路中的蒸汽发生器不能运行时,应在T__g平均升高到60℃以上之前,使不能运行的蒸汽发生器恢复到可运行状态监测要求
4.
4.
5.0每台蒸汽发生器必须通过执行规格书
4.
0.5的要求和下列增加的在役检查计划来证实其可运行
4.
4.
5.1蒸汽发生器的选样和检查--每台蒸汽发生器必须在停堆时按照表
4.4-1的规定选取和检查最少数量蒸汽发生器以确定其可运行3/
4.4-
54.
4.
5.2蒸汽发生器管子的选样和检查--蒸汽发生器管子的最少取样数目、检查结果分级和要求的相应行动必须按照表
4.4-2中的规定,蒸汽发生器管子的在役检查必须按规格书
4.
4.
5.3规定的频度执行,检查过的管子必须按规格书
4.
4.
5.4的验收准则证明其可接受每次在役检查选取的管子不少于全部蒸汽发生器管子总数的3%受检管子必须按随机的方式选取,但必须包括a.当相似的电厂和相似水化学的经验表明关键区域必须加以检查时,则检查的管子中至少有50%必须从这些关键区域选取b.各蒸汽发生器的第一次检查在役检查以后必须包括
1.所有以前检查出的管壁穿透大于20%而未加封堵的管子
2.经验表明可能有问题的区域中的管子
3.对各选定的管子必须执行规格书
4.
4.
5.
4.a.8规定的检查内容如果对任一选定的管子,检查管子的涡流探头不能通过的话则必须记录下来,并必须再选相邻的管子作检查c.在各次在役检查中,选定为第二次和第三次样品的管子如果表
4.4-2已作要求应包括
1.从以前已发现不完好管子的区域选出的管子
2.以前检查中发现的不完好的那些管子各取样检查的结果必须按下述三类进行分级分类检查结果C-1在检查的管子总数中查出退化降级的管子数不到5%,并且没有一个管子损坏C-2在检查的管子中查出有一根或多根损坏,但损坏数不超过检查管子总数的1%,或者查出退化降级的管子数在5%和10%之间C-3在检查的管子中查出退化降级的管子数超过10%,或者损坏的管子数超过1%注在所有检查中,以前已经发现的退化降级管子一定会呈现较大的>10%进一步管壁穿透,对此必须包括到上述的百分比计算中3/
4.4-
64.
4.
5.3检查频度--上述要求的蒸汽发生器管子的在役检查必须按下列频度执行a.第一次在役检查必须在6个等效满功率月后,但在初始临界后的24个月内执行,以后的在役检查必须在前一次检查后的12个月到24个月内执行在全发挥性处理__T的条件下工作后,相继两次检查的结果不包括役前检查都落入C-1分类,或者相继两次检查表明以前发现的退化降级管子未继续退化,并且没有发现新的退化降级管子,则检查的间隔可以延长到最大为每40个月一次b.如果蒸汽发生器按表
4.4-2规定的40个月间隔进行在役检查,而其结果落入C-3分类,则检查频度必须增加到至少每20个月一次,增加的检查频度必须采用到以后的检查满足规格书
4.
4.
5.
3.a的准则为止,然后间隔可以延长到最大为每40个月一次c.如果在运行压力和温度下发生下列情况而造成受影响的系统的排放,则在停堆后必须按表
4.4-2中第一次取样检查的规定,对蒸汽发生器进行额外的、非计划的在役检查
1.一回路到二回路的管子泄漏不包括原来管子与管板焊接的泄漏超过规格书
3.
4.
6.2条的限值
2.发生超过运行基准地震的地震情况
3.要求触发专设安全设施的失水事故,或
4.主蒸汽管或给水管破裂
4.
4.
5.4验收准则a.用于本规格书内
1.“不完好”是指除制造图或规格书所要求的尺寸、光洁度或外形以外的情况如果涡流试验探测到指示小于管壁名义厚度的20%,则可以认为不完好
2.“退化降级”是指管子在使用中内壁或外壁发生了裂纹、耗蚀、磨损或一般腐蚀
3.“退化降级的管子”是指退化造成不完好超过或等于管壁名义厚度的20%的管子
4.“退化程度%”是指管壁厚度受影响或减损的百分数
5.“缺陷”是指不完好达到严重程度,超过了要求堵管的限值,管子有此缺陷即被认为是缺陷管子
6.“堵管的限值”是指管子不完好的深度已表明不能使用到下次检查,因而必须使管子退出工作,这一不完好深度规定为管壁名义厚度的40%即保留管壁厚度的60%
7.“不可使用的”是说明管子的一种情况,如果管子泄漏或存在大的缺陷,因而影响其在上述
4.
4.
5.
3.c中规定的运行基准地震、失水事故或蒸汽管或给水破裂__下保持结构完整性3/
4.4-
78.“管子检查”是对蒸汽发生器的管子从热段侧进入,并且整个通过弯管部分,一直伸到冷段顶部支承处的一种检查b.当对蒸汽发生器按表
4.4-2的要求,完成了相应的规定行动封堵了所有超过堵管限值的和所有包含穿通管壁的裂纹的管子之后,必须确定蒸汽发生器可运行
4.
4.
5.5报告a.必须在蒸汽发生器管子在役检查完后15天内,将每台蒸汽发生器的堵管数遵照技术规格书
6.
6.3的要求以__报告形式上报国家核___b.蒸汽发生器管子在役检查的完整结果必须包括在完成该检查的年度运行的报告中,该报告必须包括
1.检查的管子数目和程度
2.指明不完好的管壁穿透迹象的位置和百分数
3.堵管的确定c.蒸汽生发生器管子的检查结果必须在30天内和电站恢复运行前以__报告形式上报__监督站,抄报国家核___随着报告,必须对确定管子退化原因进行的调研和防止再发生采取的措施提供说明3/
4.4-8表
4.4-1在役检查时必须检查的最少蒸汽发生器数目役前检查2台第一次在役检查2台第二次在役检查2台第三次在役检查2台第四次在役检查2台
①②以后各次在役检查1台
①如果这次检查的结果表明所有蒸汽发生器工作状况均相似,则以后可以只对一台蒸汽发生器的至少6%管子作例行计划的在役检查,并且在二台蒸汽发生器间轮流进行
②在前一次在役检查中没有检查的另一台蒸汽发生器必须在相继的检查中进行检查3/
4.4-9表
4.4-2蒸汽发生器管子检查第一次取样检查第二次取样检查第三次取样检查取样数结果要求行动结果要求行动结果要求行动每台蒸汽发生器最少3%管子C-1C-2无封堵损坏管子,并对该蒸汽发生器额外检查6%管子-C-1C-2-无封堵损坏管子,并对该蒸汽发生器额外检查12%管子--C-1C-2C-3--无封堵损坏管子按照第一次取样结果C-3的要求行动执行C-3按照第一次取样结果C-3的要求行动执行--C-3检查该蒸汽发生器的所有管子,封堵损坏的管子,并对另一台蒸汽发生器检查6%管子按照规格书
6.6的规定迅速报告国家核___另一台蒸汽发生器C-1另一台蒸汽发生器C-2另一台蒸汽发生器C-3无按照第二次取样结果C-2的要求行动执行检查该蒸汽发生器的所有管子,并封堵损坏的管子按照规格书
6.6的规定迅速向国家核___报告------3/
4.4-103/
4.
4.6反应堆冷却剂系统泄漏3/
4.
4.
6.1泄漏探测系统运行限制条件
3.
4.
6.1下列反应堆冷却剂系统的泄漏探测系统必须可运行a.监测安全壳大气微尘放射性的工艺辐射监测系统部分b.安全壳污水坑和堆腔坑水位和泄漏流量监测仪表通道c.监测安全壳大气气体放射性的工艺辐射监测系统部分适用范围模式1,2,3,4A和4B措施在上述要求的泄漏探测系统只有两种可运行的情况下,如当要求的气体和/或微尘放射性监测系统不能工作,但对安全壳大气至少每24小时能收集到样品并进行一次分析时,则电厂可以继续运行30天,否则必须在6小时内至少转到模式4,并在随后的30小时内转为冷停堆监测要求
4.
4.
6.1泄漏探测系统必须按下列方法证明其可运行a.按照表
4.3-3规定的频度,对安全壳大气微尘监测通道进行通道检查、通道校准和通道功能试验b.至少每18个月对安全壳污水坑和堆腔坑水位和流量监测系统进行一次通道校准c.按照表
4.3-3规定的频度,对安全壳大气气体放射性监测通道进行通道校核、通道刻度和通道功能试验d.至少每18个月对压力壳“O”型环引漏管线温度监测系统进行一次通道校验3/
4.
4.
6.2运行的泄漏运行限制条件
3.
4.
6.2反应堆冷却剂系统的泄漏必须限制为3/
4.4-11a.无压力边界的泄漏b.不可识别的泄漏≤
0.227m3/hc.未与反应堆冷却剂系统隔离的任一台蒸汽发生器泄漏≤
0.227m3/hd.反应堆冷却剂系统可识别的泄漏≤
2.27m3/he.在反应堆冷却剂系统压力为
15.2±
0.14MPa下的受控制的泄漏
0.9×2m3/h适用范围模式1,2,3,4A和4B措施a.如果有压力边界的泄漏,则应在6小时内至少转到模式4A,并在随后的30小时内转为冷停堆b.除压力边界的泄漏外,任何一种反应堆冷却剂系统的泄漏超过上述相应的限值时,应在4小时内使泄漏降低到限值以内,否则在以后的6小时内至少转到模式4A,并在随后的30小时内转为冷停堆监测要求
4.
4.
6.2反应堆冷却剂系统的泄漏必须按下列方法证明其在上述规定的限值以内a.至少每12小时监测一次安全壳大气微尘的放射性b.至少每12小时监测一次安全壳污水坑和堆腔坑的水量和排放量c.至少每31天在反应堆冷却剂系统压力为
15.2±
0.14MPa表压下,监测一次反应堆冷却剂泵密封受控制的泄漏d.至少每12小时监测一次压力壳“O”型环引漏管线的温度3/
4.
4.7水化学运行限制条件
3.
4.7反应堆冷却剂系统水化学必须保持在表
3.4-1规定的限值适用范围所有模式措施3/
4.4-12a.当一个或多个水化学参数超过了稳态限值,但仍在瞬态限值以内时,应在24小时内使该参数恢复到稳态限值以内,否则在以后6小时内至少转到模式4A,并在随后的30小时内转为冷停堆b.当一个或多个水化学参数超过了瞬态限值,应在6小时内至少转到模式4A,并在随后的30小时内转为冷停堆c.当反应堆冷却剂系统中的氯化物或氟化物浓度超过稳态限值24小时以上或超过了瞬态限值时,如有可能,就使稳压器压力降低到≤
2.94MPa表压,并进行工程评估以确定超过限值的情况对反应堆冷却剂系统结构完整性的影响;在使稳压器压力升到高于
2.94MPa表压之前,或在进到模式4A之前,先要确定反应堆冷却剂系统可以继续运行监测要求
4.
4.7反应堆冷却剂系统水化学必须按表
4.4-3规定的频度进行参数分析,以确定其在限值以内3/
4.4-13表
3.4-1反应堆冷却剂系统水化学限值参数稳态限值瞬态限值溶解氧>121℃时≤
0.10PPm≤
1.00PPm氯化物≤
0.10PPm≤
1.50PPm氟化物≤
0.10PPm≤
1.50PPm表
4.4-3反应堆冷却剂系统水化学限值监测要求参数取样分析频度溶解氧>121℃时至少每周一次,在溶解氢含量小于15mlSTP/kgH2O,时每天测定一次氯化物至少每周一次氟化物至少每周一次3/
4.4-143/
4.
4.8比活度运行限制条件
3.
4.8堆冷却剂的I-131剂量当量比活度应限制在≤
5.92×104Bq/g
1.6μCi/g的水平上适用范围用于1,2,3,4A,4B和5运行模式措施对于第1,2,3,4AT__g≥260℃模式a.当堆冷却剂的I-131剂量当量比活度>
5.92×104Bq/g
1.6μCi/g但在图
3.4-1所示的允许限值以内位于曲线上或在曲线的下面和左面,可以在这种比活度下连续运行48小时,但不得超过年度总计划运行时间的10%,技术规格书中
3.
0.4措施不再适用b.若在一段时间内,堆冷却剂I-131剂量当量比活度大于
5.92×104Bq/g
1.6μCi/g运行时间超过48小时或者该活度超过了图
3.4-1所示的限制线,必须在6小时内处于T__g<260℃的中间停堆A阶段对于1,2,3,4A,4B,5运行模式a.一旦堆冷却剂的I-131剂量当量比活度>
5.92×104Bq/g
1.6μCi/g,就应按表
4.4-4中的3a项要求进行取样和分析直到堆冷却剂的比活度恢复到限值以内为止需按技术规格书
6.6的要求向国家核___提交报告,该报告除列有比活度的分析结果外,还应包含下列信息
1.超过限值对第1次取样前48小时内反应堆的功率运行历史
2.堆芯的燃耗情况
3.如果进行过除气操作,应提供超过限值时第1次取样前48小时内除气操作的历史
4.堆冷却剂I-131剂量当量比活度超过
5.92×104Bq/g
1.6μCi/g的持续时间监测要求
4.
4.8应按表
4.4-4所列的取样和分析要求进行取样和分析,以确定堆冷却剂的比活度是否在限值以内3/
4.4-15表
4.4-4堆冷却剂比活度取样和分析要求测量和分析的内容取样和分析的频度需要该分析的运行模式
1.确定总活度至少72小时测1次1,2,3,4A,4B
2.I-131剂量14天测1次1当量浓度的同位素分析
3.碘的同位素分析包括I-131,I-133,和I-135a一旦I-131剂量当量比活度超过
5.92×104Bq/g
1.6μCi/g,应每4小时测一次b当热功率在1小时内的升高或下降量超过额定热功率的15%时,应在变化后的2至6小时内取1次样1*,2*,3*,4A*,4B*,5*1,2,3,4A*直至堆冷却剂比活度恢复到至限值以内时为止3/
4.4-173/
4.
4.9压力/温度限值3/
4.
4.
9.1反应堆冷却剂系统RCS运行限制条件
3.
4.
9.1反应堆冷却剂系统稳压器除外在进行启动、停堆、临界以及在役泄漏试验和水压试验期间按图
3.4-2对温度和压力加以限制,且
1.一小时内最大升温不得超过
55.6℃
2.一小时内最大降温不得超过
55.6℃
3.水压试验的最大温度变化不得超过
12.22℃/h适用范围全部运行模式措施上述限值如有超过,须在30分钟内将温度和或压力恢复到限值内;并对于超限对RCS断裂韧性性能的影响作出工程评价;确认RCS仍可继续运行或者在其后6小时内至少处于中间停堆A阶段,并在随后30小时内使RCS平均温度T__g和压力分别降到小于60℃和
3.14MPa32kgf/cm2监测要求
4.
4.
9.
1.1对于RCS的温度和压力,在系统启动、停堆、在役泄漏试验和水压试验过程中至少每小时要检查一次,以确认其处于限值内
4.
4.
9.
1.2反应堆容器材料辐照监督试样以表
4.4-5所示定期抽出检验,确定材料性能的变化这些检验的结果将用来校正图
3.4-23/
4.4-18表
4.4-5反应堆容器材料辐照监督管抽取程序次序抽取管数管号时间间隔第一次一根样品管0第一个堆芯循环末第二次一根样品管
12.25EFPY
①第三次二根样品管
24.5EFPY第四次二根样品管
311.25EFPY第五次一根样品管430EFPY备用一根样品管可>30EFPY
①EFPY为等效满功率年3/
4.4-203/
4.
4.
9.2稳压器运行限制条件
3.
4.
9.2稳压器温度必须限制为a.最大升温速率为每小时55℃,最大冷却速率为每小时55℃b.与喷雾水温差最大不超过144℃适用范围所有运行模式措施当稳压器温度的限制超过上述任一限值时,应在30分钟内使其恢复到限值以内,并进行工程评估以确定超过限值的情况对稳压器断裂韧性特性的影响应确认稳压器可以继续运行,或者在以后的6小时内至少转到模式4A,并在随后的30小时内使反应堆冷却剂系统温度和压力分别降到60℃和
3.14MPa压力以下相当于冷停堆监测要求
4.
4.
9.2在系统升温或冷却过程中至少每30分钟一次,确认稳压器温度在限值以内在辅助喷雾工作过程至少每12小时一次,确认喷雾水温差在限值以内3/
4.
4.
9.3反应堆冷却剂系统超压保护系统运行限制条件
3.
4.
9.3下列超压保护系统至少有一套必须可运行a.两套动力卸压阀PORV’S起跳的整定值≤
3.92MPa表压~40Kgf/cm2适用范围当反应堆冷却剂系统冷段温度小于180℃时稳压器尚未建立汽腔措施a.当一套动力卸力阀不可运行时,在7天内使此不可运行的动力卸压阀恢复到可运行状态3/
4.4-21b.当两套动力卸压阀都不可运行时,应在8小时内使反应堆冷却剂系统卸压,并保持到两套动力卸压阀均恢复到可运行状态c.发生利用动力卸压阀缓解反应堆冷却剂系统的压力瞬态__,必须按规格书
6.6的规定,在30天内准备好一份专门报告送交国家核___该报告必须说明发生瞬态的情况,动力卸压阀对瞬态的作用,以及防止再发生此类__所需要的纠正行动d.规格书
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
4.
9.
3.1各动力卸压阀必须按下列方法证明可运行a.在进入到要求动力卸压阀处于可运行状态的工况前31天之内,应对动力卸压阀的动作通道进行一次通道功能试验阀门动作除外并且此后在动力卸压阀被要求可运行时至少每31天进行一次此种试验b.至少每18个月卸压阀动作通道进行一次通道刻度c.当卸压阀用作超压保护时,至少每72小时验明一次卸压阀的隔离阀处于开启状态d.按规格书
4.
0.5规定,对A__E规范C类阀门按照在役试验要求进行试验3/
4.
4.10结构完整性3/
4.
4.
10.1A__E规范和1,2和3级部件运行限制条件
3.
4.
10.1必须按规格书
4.
4.
10.1规定,保持A__E规格1,2和3级部件的结构完整性适用范围所有模式措施a.当任何A__E规范1级部件的结构完整性不符合上述要求时,则在反应堆冷却剂系统温度提高到高于脆性转变温度NDT以上33℃的最低温度前,应使受影响的部件的结构完整性恢复到限值以内,或者隔离受影响的部件b.当任何A__E规范2级部件的结构完整性不符合上述要求时,则在反应堆冷却剂系统温度提高到60℃以上之前,应使受影响的部件的结构完整性恢复到限值以内,或者隔离受影响的部件3/
4.4-22c.当任何A__E规范3级部件的结构完整性不符合上述要求时,则应使受影响的部件的结构完整性恢复到限值以内,或者使受影响的部件从使用中隔离d.规格书
3.
0.4条款不适用监测要求
4.
4.
10.1除规格书
4.
0.5的要求外,无其他监测要求
4.
4.
10.2除规格书
4.
0.5的要求外,每个反应堆冷却剂泵的习轮还应根据秦山核电厂在役检查大纲附录2中的
18.11和
19.11所规定的进行检查3/
4.
4.11反应堆冷却剂系统排气运行限制条件
3.
4.11反应堆冷却剂系统设有压力容器顶部排气通道,排气阀由安全母线供电,并处于可运行状态适用范围模式1,2,3,4A或4B措施当压力容器顶部的排气通道不可运行时,保持排气阀在关闭状态并断开其电源应在72小时内恢复其可运行性,否则在6小时内转为热停堆工况,并在随后的30小时内转为冷停堆工况监测要求
3.
4.
11.1压力容器顶部排气阀每18个月进行全行程动作试验
4.
4.
11.2每18个月进行一次排气试验,确认气流从排气通道排出3/
4.4-233/
4.5应急堆芯冷却系统ECCS3/
4.
5.1安注箱运行限制条件
3.
5.1每组两台并联两个反应堆冷却剂系统的安注箱必须满足下列可运行要求a.隔离阀开启b.安注箱液位维持在
6.5m≥40m3c.安注箱内硼浓度~2400ppmd.安注箱内充氮压力维持在
4.5-
4.9MPa46-50kgf/cm2适用范围运行模式1,2,3,和4A稳压器压力高于
6.86MPa70kgf/cm2措施a.当一组两台并联安注箱不可运行时,除了是由于隔离阀关闭造成的以外,须在1小时以内使安注箱恢复到可运行状态,否则,在此后的12小时内降到中间停堆B阶段状态b.当一组两台并联安注箱由于隔离阀的关闭而不可运行时,要么立即打开隔离阀,要么在1小时内降到中间停堆A阶段状态,并在此后12小时内处中间停堆B阶段状态监测要求
4.
5.1按如下要求证实每组安注箱是可运行的a.至少每12小时进行一次
1.校验所贮存的硼液体积和箱内氮气压力,和
2.验证每组安注箱的隔离阀是开启的b.每台安注箱内的溶液量增加超过安注箱容积的1%之后6小时内须校验安注箱溶液的硼浓度,并且至少每31天校验一次安注箱内硼液浓度c.至少每18个月一次,验证每只安注箱隔离阀在下列条件下能自动开启
1.当反应堆冷却剂系统压力≥
6.86MPa时
2.接收到安注试验__后3/
4.5-13/
4.
5.2应急堆芯冷却系统子系统T__g≥180℃运行限制条件
3.
5.2两个完全相同、且互相__的ECCS子系统必须是可运行的,每个子系统组成如下a.一台可运行的离心上充泵;b.1一组二台可运行的安注泵;c.一台可运行的停冷热交换器;d.一台可运行的停冷泵;e.一条可运行的流道,它能够在安注__触发下从换料水箱取水,在再循阶段可转换到从安全壳地坑取水适用范围运行模式1,2,3和4A措施a.当一个ECCS子系统不可运行时,须在7天之内使该不可运行的子系统恢复到可运行状态,否则在此后的12小时内降到中间停堆B阶段状态b.如果发生了ECCS被触发而动作并注射硼水到反应堆冷却剂系统中去的__,必须按技术规格书
6.6的要求按有关规定准备好报告并呈报国家核___报告须陈述ECCS动作的情况以及触发而动作的总累计时间监测要求
4.
5.2按下列要求证实每个ECCS子系统是可运行的a.至少每31天进行一次流动校验或验证流程中不加锁、不加封或其它固定的每只阀都处在它们正确的位置上b.用目视检查方法核实安全壳内没有残存的垃圾碎片、废料、破布等,以免被转移到安全壳地坑造成LOCA情况下影响或堵塞泵的吸入口,此时目视检查范围须包括
1.安全壳完整性建立前,安全壳内所有的可达区域;
2.安全壳完整性建立后每次进入安全壳所影响到的安全壳内区域3/
4.5-2c.至少每18个月一次按如下要求证实可运行
1.当反应堆冷却剂系统压力高于
3.3MPa35Kgf/cm2,校验余热排出RHR系统与反应堆冷却剂系统的自动隔离及联锁作用
2.目视检查安全壳地坑并验证其子系统的吸入口无垃圾阻塞,地坑部件顶部结构,栅栏筛网等没有整体结构上的问题或整体的腐蚀d.至少每18个月一次在停堆期间按下列要求证实是可运行的
1.校验流程中的每一个自动阀由安注试验__触发而动作到正确的位置
2.校验下列每台泵接收到安注试验__后能自动启动a离心上充泵b高压安注泵c停冷泵低压安注3/
4.
5.3应急堆芯冷却系统子系统--T__g<180℃运行限制条件
3.
5.3作为最低限度,一个ECCS子系统中至少有下列部分必须是可运行的a.一台可运行的离心上充泵b.一台可运行的停冷热交换器c.一台可运行的停冷泵d.一条可运行的流道,它能够从换料水箱取水并且在再循环阶段可转换到从安全壳地坑吸水适用范围运行模式4B措施a.当由于离心上充泵或从换料水箱来的流动途径不可运行而造成ECCS子系统不可运行时,须在1小时内至少使一个ECCS子系统恢复到可运行状态,否则在此后的20小时内降到冷停堆状态b.当由于停冷热交换器或停冷泵的不可运行而造成ECCS子系统不可运行时,须至少使一个ECCS子系统恢复到可运行状态或者用替代的除去余热办法把反应堆冷却剂系统温度T__g保持在180℃以下3/
4.5-3c.如果发生了ECCS被触发而动作并且注射硼水到反应堆冷却剂系统中去的__,必须按技术规格书有关的要求准备好报告并呈报国家核___报告须陈述ECCS动作的情况以及受触发而动作的总累计时间监测要求
4.
5.
3.1按照技术规格书
4.
5.2的适用监测要求,证实ECCS子系统为可运行的3/
4.5-43/
4.
5.4浓硼酸注入系统3/
4.
5.
4.1浓硼酸注入箱运行限制条件
3.
5.
4.1本电站不设置浓硼酸注入箱监测要求
4.
5.
4.1无3/
4.5-53/
4.
5.
4.2热跟踪运行限制条件
3.
5.
4.2本电站不设置此系统监测要求
4.
5.
4.2无3/
4.5-63/
4.
5.5换料水箱运行限制条件
3.
5.5换料水箱RWST必须满足下列可运行要求a.换料水箱液位保持在≥
12.5mb.硼浓度须保持在~2400ppmc.最低硼水温度不低于2℃d.最高硼水温度不高于50℃适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施如果换料水箱故障而不可运行,须在1小时内使其恢复到可运行状态,否则,在6小时内至少降到中间停堆A阶段,并在此后的30小时内降到冷停堆监测要求
4.
5.5按如下规定和要求证实换料水箱RWST是可运行的a.至少每7天一次,由下列方法来证实
1.校验换料水箱液位,以及
2.校验硼溶液中的硼浓度b.当室外温度低于2℃或高于50℃时,至少每24小时校验一次换料水箱温度3/
4.5-73/
4.6安全壳系统3/
4.
6.1安全壳3/
4.
6.
1.1安全壳完整性运行限制条件
3.
6.
1.1安全壳完整性须予维持适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施当安全壳失去完整性时,应在1小时内恢复安全壳完整性,否则在此后6小时内至少转到运行模式4A,并且在以后的30小时内降到冷停堆监测要求
4.
6.
1.1按下列规定和要求证实安全壳完整性a.除已列于技术规格书
3.
6.
4.1表
3.6-1中的以外,至少每31天一次,对所有不能用自动隔离阀关闭但又必须在事故下予以隔离的贯穿件,验证其可由阀门,盲板法兰进行隔离
①b.按规格书
3.
6.
1.3校验每个安全壳人员闸门是可运行的c.设备闸门每次关闭之后,用压力为Pa
0.26MPa
2.65kgf/cm2的气体,测量设备闸门密封的泄漏率,并验证这些密封的泄漏率加上规格书
4.
6.
1.
2.d所有其他B类和C类贯穿件的泄漏率之和,其综合泄漏率小于或等于
0.60La3/
4.
6.
1.2安全壳泄漏运行限制条件
①除那些阀门,盲板法兰和位于安全壳内部自动阀门以外这些贯穿件在每次冷停堆时应核实其是关闭的,那些不需要比每92天进行一次校验更频繁的贯穿件不在此例3/
4.6-
13.
6.
1.2安全壳泄漏率须被限制在a.总的整体泄漏率
1.小于或等于La,即在Pa
0.26MPa
2.65kgf/cm2压力下24小时内泄漏安全壳内空气重量的
0.22%
2.小于或等于Lt,即在减高压的Pt
0.13MPa
1.33kgf/cm2下,24小时内泄漏安全壳内空气重量的
0.11%b.对所有经受B类和C类试验的贯穿件和阀门,当加压至Pa时,其综合泄漏小于或等于
0.60La适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施当a测量的总的整体安全壳泄漏率超过
0.75La或
0.75Lt,或b对所有经受B类和C类试验的贯穿件和阀门,其测定的综合泄漏率超过
0.60La,则在反应堆冷却剂系统温度增至超过60℃以前,应恢复总的整体泄漏率至小于等于
0.75La或小于等于
0.75Lt,并使所有经受B类和C类试验的贯穿件的综合泄漏率恢复至小于或等于
0.60La监测要求
4.
6.
1.2安全壳泄漏率须用下列试验计划验证,并应遵照10CFR50附录J规定的准则,采用ANSIN
45.4-1987的方法和条款确定a.在每10年使用期内,须以40±10月的间隔,在停堆时,按Pa
0.26MPa
2.65kgf/cm2或Pt
0.13MPa
1.33kgf/cm2压力进行三次A类试验总的整体安全壳泄漏率,每一组试验的第三次试验须在电厂的10年在役检查停堆时进行b.如果任何定期A类试验不满足
0.75La或
0.75Lt其后A类试验的试验计划应予重新审查,并报国家核___批准如果连续二次A类试验不满足
0.75La或
0.75Lt,则A类试验须至少每18个月进行一次,直至连续二次A类试验满足
0.75La或
0.75Lt要求,此时上述试验计划可以恢复进行c.每次A类试行的精度须由补充试验予以验证,该补充试验须
1.通过验证补充试验和A类试验数值之差在
0.25La或
0.25Lt范围内来证实A类试验的精度
2.须有一个足以精确确定在A类试验和补充试验之间泄漏率变化的持续时间3/
4.6-
23.要求在作补充试验时,从安全壳注入或漏出的空气量至少相当于在Pa
0.26MPa
2.65kgf/cm2或Pt
0.13MPa
1.33kgf/cm2压力下总的测量的泄漏量的25%d.除包括下列设备的试验外,B类和C类试验间隔不大于24个月,试验充气压力为Pa
0.26MPa
2.65kgf/cm
21.人员闸门
2.使用连续泄漏监测系统的贯穿件,和
3.用来自密封系统流体加压的阀门e.人员闸门须按监测要求
4.
6.
1.3进行试验并证实是可运行的f.对采用安全壳隔离阀和泄漏槽焊缝加压系统连续监测的贯穿件,假若按监测要求
4.
6.
1.4,系统是可运行的,则不要求进行B类定期试验g.当确定综合泄漏率时倘若密封系统和阀门至少加压到
1.10Pa
0.286MPa
2.92kgf/cm2,并且密封系统容量足够维持系统压力至少30天,用来自密封系统的流体进行密封的隔离阀泄漏量可以排除在外,但应以10CFR50附录JⅢ.C.3节为条件h.使用泄漏连续监测系统的贯穿件,其B类试验应在Pa
0.26MPa
2.65kgf/cm2压力下进行,间隔时间不大于每3年一次i.所有试验的泄漏率计算须采用变换至绝对值的观测数据误差分析须选择一个平衡的泄漏测量系统进行j.技术规格书
4.
0.2不适用3/
4.
6.
1.3安全壳人员闸门运行限制条件
3.
6.
1.3每个安全壳人员闸门须是可运行的,满足下列要求a.除人员闸门用作为出入安全壳的通道时外,人员闸门的二道门都处于关闭状态;在用作为出入安全壳的通道时,人员闸门的二道门中至少须有一道门是关闭的b.在Pa
0.26MPa
2.65kgf/cm2压力下,总的人员闸门泄漏率小于或等于
0.05La适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施a.当一道人员闸门不可运行时3/
4.6-
31.至少维持可运行的人员闸门处于关闭状态,并且在24小时内恢复不可运行的人员闸门至可运行状态,否则将可运行的人员闸门的门锁闭
2.倘若可运行的人员闸门的门至少每31天校验一次证明是锁闭的,那末,可以继续运行直至进行规定的下次总的人员闸门泄漏试验
3.否则,在此后6小时内至少进入中间停堆A阶段,并在随后的30小时内降到冷停堆
4.技术规格书
3.
0.4条款不适用b.当安全壳人员闸门不可运行时,除一道人员闸门的门是由于不可操作的原因造成的以外,至少维持一道人员闸门的门是关闭的;在24小时内,恢复不可运行的人员闸门至可运行状态,否则在此后的6小时内转到中间停堆A阶段,并且在这以后的30小时内降到冷停堆监测要求
4.
6.
1.3每个安全壳人员闸门须证明是可运行的a.人员闸门每次打开后,关闭时必须检查其开、关动作正常到位,无卡涩b.在运行中使用人员闸门时,原则上根据闸门的开关情况来进行泄漏率试验;但至少每六个月进行一次
0.26MPa压力下总的泄漏率试验,验证其总的泄漏率在其限值范围以内c.电站换料、定期检查后的试验按B类试验要求进行3/
4.6-43/
4.
6.
1.4安全壳隔离阀及通道焊接增压系统运行限制条件
3.
6.
1.4本设计中无此系统监测要求
4.
6.
1.4无3/
4.6-53/
4.
6.
1.5内部压力运行限制条件
3.
6.
1.5安全壳内部压力应维持在-70~+700mm水柱适用范围运行模式1,2,3,4A及4B措施当安全壳内部压力超过限值时,须在1小时内使内部压力恢复到限值以内,否则,在此后的6小时内至少转到中间停堆A阶段状态,并且在随后的30小时内降到冷停堆监测要求
4.
6.
1.5安全壳内部压力必须至少每12小时测定一次,确证其在限值内3/
4.
6.
1.6空气温度运行限制条件
3.
6.
1.6安全壳内平均空气温度应不超过48℃适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施当安全壳空气平均温度>48℃时,须在8小时内降低至限值以内,否则,在此后的6小时内至少转到中间停堆A阶段状态,并且在随后的的30小时降到冷停堆状态监测要求
4.
6.
1.6安全壳空气平均温度是指安全壳顶部+52m二个温度及安全壳大厅工作区+18m二个温度指示的算术平均温度,并且至少每24小时确证一次3/
4.6-63/
4.
6.
1.7安全壳结构的完整性带灌浆钢束和典型穹顶的预应力混凝土安全壳运行限制条件
3.
6.
1.7安全壳结构的完整性维持在符合规格书
4.
6.
1.7验收准则的水平适用范围模式1,2,3,4A和4B措施当安全壳结构的完整性不符合上述要求时,在24小时内恢复结构的完整性到限值以内,否则在此后的6小时内至少转到中间停堆A阶段,在随后的30小时内降到冷停堆监测要求
4.
6.
1.
7.1安全壳钢束安全壳灌浆钢束在役检查ISI在初次结构完整性试验ISIT之后,按管理导则
1.90监测压力下变形方案B进行验证,其检查频度参照管理导则
1.90图2在役检查计划表结合整体泄漏率试验ILRT进行a.在压力试验前装好类似ISIT期间所使用的仪表,以便测量选定点的变形b.在ISIT时所选定测点的相同位置测量安全壳径向位移或垂直位移,所选定测点必须·在安全壳筒壁部分包括穹顶至筒壁过渡段6个平面,每个平面至少有4个测点测量安全壳径向位移3/
4.6-7a·在安全壳筒壁顶部至少在近似等距的4个方位上测量相对基础的垂直位移·测量安全壳穹顶垂直位移,至少在一个方位上测3点,1点在顶点,另2个均匀布置在穹顶与起拱线之间c.根据误差确定使用仪表读数的精度,以便将ISIT和ISI时所测得的变形进行比较d.如在任一位置上最大试验压力下所测得的变形比同样压力下ISIT期所测得的变形值增加5%以上,则该情况应予以报告e.在选定点上测量变形的中间压力值应与ISIT时的压力相当f.上述监测程序应符合管理导则
1.90的要求
4.
6.
1.
7.2端部锚具和相邻混凝土表面端部锚具和相邻混凝土表面的结构完整性须通过__检查,在对端部锚具混凝土外表面或端部锚具附近混凝土的裂纹型式作外观检查确定无明显变化来证明混凝土的检查须在A类安全壳泄漏试验参见规格书
4.
6.
1.2时进行,此时,安全壳处最大试验压力作用下
4.
6.
1.
7.3衬里板安全壳衬里板结构的完整性在每次作A类泄漏试验的停堆期间通过衬里的外观检查确定,并证实外观上无不利变化或其他异常的退化现象
4.
6.
1.
7.4报告在上述要求试验和检查时,检测到的安全壳结构的任何退化现象按照规格书要求报告给国家核___该报告应包括钢束状态、混凝土状态特别在钢束锚具处、检查程序、开裂的容许量和所采取纠正措施的描述3/
4.6-7b3/
4.
6.
1.8安全壳通风系统运行限制条件
3.
6.
1.8安全壳清洗送风和排风隔离阀应关闭适用范围1,2,3,4A及4B措施当一个安全壳清洗送风和或一个清洗排风隔离阀开着,须在1小时内使打开的阀关闭,否则在此后6小时内至少使其处中间停堆A阶段在随后的30小时内降到冷停堆因工作需要人员进入安全壳内检查,此时处于监控下开启清洗送、排风隔离阀例外监测要求
4.
6.
1.8安全壳清洗送风和排风隔离阀至少每31天验证一次阀门关闭状态3/
4.
6.2降压和冷却系统3/
4.
6.
2.1安全壳喷淋系统运行限制条件
3.
6.
2.1两个__的安全壳喷淋系统必须是可运行的,每个喷淋系统能从换料水箱吸水并且能转换到从安全壳地坑吸水适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施当一个安全壳喷淋系统不可运行时,须在7天内使此不可运行的喷淋系统恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少转到中间停堆A阶段状态;在其后的48小时使此不可运行的喷淋系统恢复到可运行状态,否则在随后的30小时内降到冷停堆3/
4.6-8监测要求
4.
6.
2.1每个安全壳喷淋系统必须按如下规定和要求证实是可运行的a.至少每31天一次校验流动途径中未加锁、未加封或其它保险的每只阀门手动的、动力驱动的或自动的都各自处于正确的阀位b.至少每18个月一次,在停堆期间进行
1.校验流动途径中的每只自动阀都可在安全壳喷淋触发试验__下动作到其正确位置
2.校验每台喷淋泵在安全壳喷淋试验__触发下自动启动c.至少每5年一次用空气或烟气通过喷淋头进行流动试验,以验证每只喷淋头畅通无阻d.当根据规范
4.
0.5进行试验时,确认泵在小循环时的出口压力大于或等于
1.0MPa3/
4.
6.
2.2喷淋添加系统运行限制条件
3.
6.
2.2喷淋添加系统须可运行于a.喷淋添加箱容纳18m3浓度为~30%重量百分比的NaOH溶液b.两台喷淋添加喷射器每一台都能把NaOH溶液从喷淋添加箱加到安全壳喷淋泵流程中去适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施当喷淋添加系统不可运行时,须在72小时内使系统恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少处于中间停堆A阶段;在以后的48小时内须使喷淋添加系统恢复到可运行状态,否则在随后的30小时内降到冷停堆状态监测要求
4.
6.
2.2喷淋添加系统必须按如下规定和要求证实是可运行的a.至少每31天校验一次流动途径中未加锁、未加封或其它保险的每只阀门手动的、动力驱动的或自动的都各自处于正确的阀位3/
4.6-9b.至少每6个月进行一次
1.校验NaOH添加箱的液位应≥1600mm及,
2.NaOH添加箱的NaOH溶液的浓度≥30%c.至少每18个月一次,在停堆期间校验流动途径中的每只自动阀都可在安全喷淋触发试验__下动作到其正确位置d.至少每5年一次通过NaOH添加试验回路,验证通过引射器的添加流量为6m3/hFI1003流量计显示3/
4.6-103/
4.
6.
2.3安全壳冷却系统运行限制条件
3.
6.
2.3本设计中无作为专设安全设施的安全壳冷却风机秦山核电厂用喷淋系统带走事故放热,正常运行时,主要由冷风机循环水系统带走安全壳空气热量监测要求
4.
6.
2.3无3/
4.6-113/
4.
6.3除碘系统
3.
6.3运行限制条件秦山核电厂用安全壳喷淋系统除碘监测要求
4.
6.3无3/
4.6-123/
4.
6.4安全壳隔离阀运行限制条件
3.
6.
4.1表
3.6-1列出了必须是可运行的安全壳隔离阀及其隔离时间适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施当表
3.6-1所指定的隔离阀中一个或几个不可运行时,须采取下列措施a.在4小时内把不可运行的阀恢复到可运行状态,或b.在4小时内用至少一个失效时保持在隔离位置的自动阀对每个受影响的贯穿件实施隔离,或c.在4小时内使用至少一个关闭的手动阀或盲板法兰隔离每个受影响的贯穿件,或d.在此后的6小时内至少处于中间停堆B阶段并在随后的30小时内降至冷停堆监测要求
4.
6.
4.
1.1表
3.6-1所给定的隔离阀,在对阀或相联的驱动器、控制电路或动力电路进行维护、检修或更换后投入运转前,须进行循环试验并检验隔离时间,以证实是可运行的
4.
6.
4.
1.2表
3.6-1所给定的每个隔离阀至少每18个月一次,在冷停堆或换料期间按如下规定和要求证实是可运行的a.校验每只A阶段隔离阀在A阶段安全壳隔离试验__下动作到隔离状态;b.校验每只B阶段隔离阀在B阶段安全壳隔离试验__下动作到隔离状态;c.校验每只安全壳清洗送排风阀在安全壳放射性高试验__下动作到隔离状态
4.
6.
4.
1.3当根据规范
4.
0.5进行试验时,每个表
3.6-2中的电动阀或自动阀的隔离时间应在其限值之内3/
4.6-13表
3.6-1安全壳隔离阀阀门编号系统隔离时间动作方式A.A阶段隔离V01-10A主冷却剂系统<25sec电动V01-10B主冷却剂系统<25sec电动V01-12主冷却剂系统<25sec电动V01-14主冷却剂系统<30sec电动V02-003A化容控制系统<15sec电动V02-00__化容控制系统<15sec电动V02-003C化容控制系统<15sec电动V02-043化容控制系统<30sec电动V05-07取样系统<15sec电磁V05-08取样系统<15sec电磁V05-14取样系统<15sec电磁V05-05取样系统<15sec电磁V05-06取样系统<15sec电磁V05-13取样系统<15sec电磁V05-09取样系统<15sec电磁V05-10取样系统<15sec电磁V05-15取样系统<15sec电磁V05-121取样系统<15sec电动V05-122取样系统<15sec电动V09-10B安注系统<10sec电动V09-10A安注系统<10sec电动V11-01A安全壳消氢系统<20sec电动V11-02A安全壳消氢系统<25sec电动V11-03A安全壳消氢系统<25sec电动V11-04A安全壳消氢系统<25sec电动V11-07A安全壳消氢系统<25sec电动V11-01B安全壳消氢系统<20sec电动V11-02B安全壳消氢系统<20sec电动3/
4.6-14V11-0__安全壳消氢系统<25sec电动V11-04B安全壳消氢系统<25sec电动V11-07B安全壳消氢系统<25sec电动V11-05A安全壳消氢系统<20sec电动V11-06A安全壳消氢系统<25sec电动V11-05B安全壳消氢系统<20sec电动V11-06B安全壳消氢系统<25sec电动V14-08疏排水系统<25sec电动V14-09疏排水系统<25sec电动V14-41疏排水系统<20sec电动V14-22疏排水系统<20sec电动V14-23疏排水系统<20sec电动V14-60疏排水系统<20sec电动V14-61疏排水系统<20sec电动V19-02A排污系统<25sec电动V19-02B排污系统<25sec电动B.B阶段隔离V02-035化容控制系统<30sec电动V02-041化容控制系统<30sec电动V06-35设冷系统<55sec电动V06-45设冷系统<55sec电动V06-46设冷系统<55sec电动C.安全壳清洗、排风DK1-1-1安全壳清洗送风≤27sec电动DK1-1-2安全壳清洗送风≤27sec电动DK1-1-3安全壳清洗送风≤27sec电动DK1-1-4安全壳清洗送风≤27sec电动DP1-1-1安全壳清洗排风≤27sec电动DP1-1-2安全壳清洗排风≤27sec电动DP1-1-3安全壳清洗排风≤27sec电动DP1-1-4安全壳清洗排风≤27sec电动DK1-1-5安全壳消氢进风≤14sec电动3/
4.6-15DK1-1-6安全壳消氢进风≤14sec电动VL1-2-1冷冻水系统≤30sec电动VL1-2-2冷冻水系统≤30sec电动VL1-3-1冷冻水系统≤20sec电动VL1-3-3冷冻水系统≤20sec电动VS301-001消防给水系统常关≤20sec电动VS301-002消防给水系统常关≤20sec电动VS301-003消防给水系统常关≤20sec电动VS301-004消防给水系统常关≤20sec电动VL01-001循环冷风机组的冷却水系统常开60sec电动VL01-002循环冷风机组的冷却水系统常开60sec电动VL01-003循环冷风机组的冷却水系统常开60sec电动VL01-004循环冷风机组的冷却水系统常开60sec电动D.手动阀V07-4__废燃系统/手动V07-43A废燃系统/手动V07-30B废燃系统/手动V07-30A废燃系统/手动V10-25A喷淋系统/手动V10-12A喷淋系统/手动V10-25B喷淋系统/手动V10-12B喷淋系统/手动V17-110去污系统/手动V17-37去污系统/手动V17-111去污系统/手动V17-38去污系统/手动VF01-301复用给水系统常关停堆检修时开启手动3/
4.6-16VF01-302复用给水系统常关停堆检修时开启手动VS201-101生活给水系统常关停堆检修时开启手动VS201-102生活给水系统常关停堆检修时开启手动E.电动阀V02-40化容控制系统<20sec手动V02-39化容控制系统<20sec手动V02-42化容控制系统<15sec手动V08-01D余热排出系统<65sec手动V08-01C余热排出系统<65sec手动V08-04D余热排出系统<85sec手动V08-04A余热排出系统<85sec手动V08-04C余热排出系统<85sec手动V08-04B余热排出系统<85sec手动V08-05A余热排出系统<85sec手动V08-05D余热排出系统<85sec手动V08-05B余热排出系统<85sec手动V08-05C余热排出系统<85sec手动V09-12A安注系统<10sec手动V09-12B安注系统<10sec手动V09-12C安注系统<10sec手动V09-12D安注系统<10sec手动V09-12E安注系统<10sec手动V09-12F安注系统<10sec手动V09-12G安注系统<10sec手动V09-12H安注系统<10sec手动V09-18A安注系统<150sec手动V09-18B安注系统<150sec手动V10-02A喷淋系统<10sec手动V10-02B喷淋系统<10sec手动V20-15A辅助给水系统<50sec手动V20-15B辅助给水系统<50sec手动V20-15C辅助给水系统<50sec手动3/
4.6-17V02-15D辅助给水系统<50sec手动F.主蒸汽隔离阀ZZQ-01V主蒸汽系统<5sec蒸汽ZZQ-02V主蒸汽系统<5sec蒸汽G.主给水隔离阀ZGS-13V主给水系统19sec电动ZGS-14V主给水系统19sec电动3/
4.6-183/
4.
6.5可燃气体控制3/
4.
6.
5.1氢气分析器运行限制条件
3.
6.
5.1为了监测安全壳大气的氢成份,二__立的氢分析器必须是可运行的适用范围运行模式1,2和3措施a.当一台氢气分析器不可运行时,须在30天内使其恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少降到中间停堆A阶段状态b.当2台氢气分析器均不可运行时,至少在72小时内恢复1台氢气分析器至可运行状态否则在6小时内转到模式4A监测要求
4.
6.
5.1每台氢气分析器必须至少每92天按先后交错试验的办法进行一次刻度校验,证实其是可运行的,刻度校验用的气体样品须含有11%体积百分比的氢气和平衡氮气24%体积百分比的氢气和平衡氮气
4.
6.
5.2每台氢气分析器至少每7天进行一次通道检查3/
4.6-193/
4.
6.
5.2消氢器氢气复合器运行限制条件
3.
6.
5.2两个__的消氢器系统必须是可运行的适用范围运行模式1,2,和3措施当一个消氢器系统不可运行时,须在30天内使此不可运行的消氢器系统恢复到可运行状态,否则在此后6小时内至少降到中间停堆A阶段状态监测要求
4.
6.
5.2每个消氢器系统必须按下列规定和要求证实是可运行的a.至少每6个月进行一次功能试验试验时,氢气复合器的温度维持在320℃左右,风机运转正常,仪器仪表指示表明系统正常运转,则系统的性能是可接受的b.至少每18个月进行一次
1.所有消氢器仪器仪表和控制线路的通道刻度
2.通过目视检查验证消氢器的附件无异常情况如电线或结构的联结的松动等,
3.在上述功能试验之后测量对地的电阻,校验所有电加热器电气线路的完整性3/
4.6-203/
4.
6.
5.3氢气清洗系统运行限制条件
3.
6.
5.3本电站设计中未设与安全有关的氢气清洗系统本电站设置了安全壳消氢通风系统是氢气复合系统的支持系统,为非安全有关系统参见本安全分析报告第9章
9.
4.
9.3监测要求
4.
6.
5.5无3/
4.6-213/
4.
6.
5.4氢气混合系统运行限制条件
3.
6.
5.4二个__的氢气混合系统必须是可运行的适用范围运行模式1,2和3措施如果一个氢气混合系统不可运行,须在30天内使此不可运行的系统恢复到可运行的状态,否则在此后的6小时内至少处中间停堆A阶段监测要求
4.
6.
5.4须按下列规定和要求证实每个氢气混合系统是可运行的a.至少每92天一次按照交错试验方式从控制室启动每个系统并使之至少运行15分钟3/
4.6-
223.
6.6贯穿区__排风净化系统运行限制
3.
6.
6.1该系统的描述见辅助厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统P2-1,
3.
7.7内容监测要求
4.
6.
6.1见辅助厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统
4.
7.7内容3/
4.
6.7真空释放阀运行限制
3.
6.
7.1秦山核电厂没采用真空释放阀监测要求
4.
6.
7.1无3/
4.6-233/
4.7电厂系统3/
4.
7.1汽轮机热力系统3/
4.
7.
1.1安全阀运行限制条件
3.
7.
1.1二条反应堆冷却剂环路的蒸汽发生器,其主蒸汽管道上的所有安全阀必须可运行,这些安全阀及开启整定值见表
4.7-1适用范围模式1,2,3和4A措施a.在两个反应堆冷却剂环路及其蒸汽发生器均运行而一条或二条主蒸汽管道上的安全阀不能工作时,可按模式1,2,3和4A继续运行,但要在4小时内使不能工作的阀门恢复到可工作状态,或在另外的4小时内按照表
3.7-1降低功率和调整核测系统NIS的保护停堆整定值,或者按照表
3.7-1使功率量程高核功率保护停堆整定值降低;否则应在以后的6小时内至少转到运行模式4A,并在随后的30小时内转为冷停堆b.规格书
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
7.
1.1除规格书
4.
0.5条的要求外,无其他监测要求3/
4.7-1表
3.7-1在两个环路运行下有主蒸汽安全阀不能工作的情况,最高允许的功率量程高核功率整定值不工作的安全阀最多数目最高许可的功率量程高核功率整定值额定热功率%每条环路1只90每条环路2只60每条环路3只30表
4.7-1每环路的主蒸汽安全阀ZZQ-11V,ZZQ-12V76kgf/cm2G
7.45MPa表压ZZQ-09V,ZZQ-10V74kgf/cm2G
7.26MPa表压ZZQ-07V,ZZQ-08V76kgf/cm2G
7.45MPa表压ZZQ-05V,ZZQ-06V74kgf/cm2G
7.26MPa表压3/
4.
7.
1.2辅助给水系统运行限制条件
3.
7.
1.2须有三__立的蒸汽发生器辅助给水泵及其管道必须可运行,它们是a.二台能够由应急电源母线供电的电动辅助给水泵b.一台能够由柴油机直接驱动的辅助给水泵,并且可运行的柴油供应系统包括一只贮油量为
2.25m3的日用油箱适用范围运行模式1,2,3和4A措施3/
4.7-2a.当一台辅助给水泵不可运行时,须在72小时内使它恢复到可运行状态,否则在此后的12小时内转到中间停堆B阶段状态b.当二台辅助给水泵不可运行时,须在6小时内至少处中间停堆A阶段状态并在随后的6小时内处中间停堆B阶段状态c.当三台辅助给水泵均不可运行时,须立即采取适当措施,尽快使至少一台辅助给水泵恢复到可运行状态监测要求
4.
7.
1.
2.1电动辅助给水泵必须按规格书
4.
0.5要求验证其可运行性
4.
7.
1.
2.2柴油机驱动的辅助给水泵必须按如下要求验证其可运行性a.至少每31天一次
1.按制造厂的性能曲线确证柴油机驱动的泵在使用流量下的出口压力至少为93%
2.根据流量或位置核对、确证流道中的每只阀门手动的、电动的、自动的均处于正确开/闭位置
4.
7.
1.
2.3至少每18个月
1.验证电动辅助给水泵接到下列__时自动启动泵电机开关可置于试验位置a安注__b失电__c任一台SG低—低水位__d全部主给水泵脱扣__e任一台SG低水位与汽/水失配__符合fATWS__
2.验证柴油机辅助给水泵接到下列__时自动启动a任一台SG低—低液位__b任一条6KV安全母线失电__3/
4.
7.
1.3应急给水箱运行限制条件
3.
7.
1.3应急给水箱必须是可使用的,并保证水箱水位≥
8.0m3/
4.7-3适用范围模式1,2,3和4A措施当应急给水箱不能使用时,应在4小时内a.使应急给水箱恢复到可使用状态,否则在以后的12小时内转到模式4B或b.验明厂区澄清水和消防水系统可以作为辅助给水泵的后备水源并且是可运行的,并在7天内使应急给水箱恢复到可使用状态,或者在以后的12小时内转到模式4B监测要求
4.
7.
1.
3.1当应急给水箱作为辅助给水泵的水源时,必须至少每12小时验明一次,以确证其贮存的水量在限额以内
4.
7.
1.
3.2当厂区澄清水和消防水系统作为辅助给水的水源时,必须至少每12小时验明一次,按照
4.
7.
4.1a的监测要求进行3/
4.
7.
1.4放射性活度运行限制条件
3.
7.
1.4二回路系统的比活度必须小于
2.7Bq/g等效碘-131剂量当量比活度适用范围模式1,2,3,4A和4B措施当二回路系统的比活度大于等于
2.7Bq/g等效碘-131剂量当量比活度时,应在6小时内至少转入模式4A,并在以后30小时内转到冷停堆状态监测要求
4.
7.
1.4必须按表
4.7-2的取样和分析计划,确定二回路系统的比活度处于限值之内3/
4.7-4表
4.7-2二回路系统比活度取样和分析计划测量和分析类型周期分析项目
1.确定总放射性活度*每季一次总β、总γ
2.核素分析确定碘-131剂量当量浓度*每季一次核素分析*当发现U型管有破裂时,改为每月二次3/
4.
7.
1.5主蒸汽隔离阀运行限制条件
3.
7.
1.5各台主蒸汽隔离阀必须是可运行的适用范围模式1,2,3和4A措施模式1-当一只主蒸汽隔离阀不可运行时,只要能在4小时内使它恢复到可运行状态,就可继续功率运行否则在以后的12小时内转到模式4B模式
2、3和4A-当一只主蒸汽隔离阀不可运行时,只要符合如下情况,随后可继续模式1,2,3和4A的运行a.隔离阀保持关闭b.不采用规格书
3.
0.4的规定否则,在以后的12小时内转到模式4B监测要求
4.
7.
1.5除了规格书
4.
0.5的要求外,无其他监测要求3/
4.
7.2蒸汽发生器压力/温度限值运行限制条件3/
4.7-
53.
7.
2.1当蒸汽发生器
一、二次侧冷却剂升压时,一回路冷却剂、主给水和承压边界的结构材料的温度须大于RTNDT+33℃适要范围所有运行模式措施当上述规定的要求不满足时a.应禁止对蒸汽发生器
一、二次侧升压;若升压过程中,发现蒸汽发生器
一、二次侧及承压边界结构材料的温度不能满足上述要求时,应在30分钟内使蒸汽发生器有关一侧的压力降低到限值内并且b.进行工程评价以确定超压对蒸汽发生器完整性的影响确定蒸汽发生器在温度升到高于60℃之前,连续运行是允许的监测要求
4.
7.
2.1当一回路或二回路冷却剂和承压边界温度小于RTNDT+33℃时,必须至少每小时确定一次蒸汽发生器各侧的压力3/
4.
7.3设备冷却水系统运行限制条件
3.
7.3两条__的设备冷却水环路必须可运行的适用范围模式1,2,3,4A和4B措施只有一条设备冷却水回路可运行时,应在72小时内恢复两条回路至可运行,否则应在6小时内转为热停堆工况,并在随后的30小时内转为冷停堆工况监测要求
4.
7.3两条设备冷却水回路是可运行的a.至少每31天验证与安全有关的阀门处于正确的位置b.至少每18个月验证◆在安注__或喷淋__下,有关阀门能动作到正确位置◆在安注__或其它自启动__下,设备冷却水泵能自动启动3/
4.7-63/
4.
7.4重要厂用水系统海水系统运行限制条件
3.
7.
4.1至少两条__的重要海水回路必须可运行适用范围模式1,2,3,4A和4B措施当只有一条重要海水回路可运行时,应在72小时内恢复到至少两条回路都能运行的状态,否则在以后的6小时内至少转到模式4A,并在随后的30小时内转到冷停堆监测要求
4.
7.
4.1必须验证至少两条__的重要海水回路都可运行a.至少每31天确证一次用于安全有关设备上的各阀门手动的、动力操作的或自动的是处于正确的开闭位置3/
4.7-7b.至少每18个月一次,在电厂停运时确证用于安全有关设备上的各自动阀门,能在安全设施动作试验__下动作到它的正确位置,并且对重要海水泵进行一次定期切换试验3/
4.
7.5防淹运行限制条件
3.
7.
5.1无监测要求
4.
7.
5.1无3/
4.7-83/
4.
7.6控制室事故空调系统运行限制条件
3.
7.
6.1须有两列__的控制室事故空调设备是可运行的适用范围所有运行工况措施模式1,2,3,4A和4B如果一列控制室事故空调设备不可运行,应在7天以内使它恢复可运行性,否则在此后6小时内至少转到模式4A,并在随后的30小时内转为冷停堆模式5和6a.如果二列控制室事故空调设备不可运行,暂停一切堆芯更动及可能引起正反应性变化的操作;b.技术规格书
3.
0.3条款不适用于模式6监测要求
4.
7.
6.1应证实每列控制室事故空调设备的可运行性a.在事故工况运行下至少每12小时检测一次,证明控制室空气温度≤33℃b.至少每31天一次按交错试验方式进行
1.启动事故空调系统检验,其与正常工况空调系统的联锁和切换的功能,然后恢复正常工况空调系统的运行
2.在现场手动启动事故空调系统,连续运行10小时
3.验证每个事故空调系统电源配的是安全母线c.至少每18个月一次或1对高效过滤器或吸附器小室结构维修之后,或2在与系统相通的任何通风区域刷漆、失火或化学释放之后,进行以下试验
1.当系统在9085m3/h±10%风量下运行,在现场按ANSIN510-1980用氟利昂进行试验,证明活性碳吸附器组的泄漏率≤
0.05%
2.当系统在9085m3/h±10%风量下运行,在现场按ANSIN510-1980用DOP进行试验,证明高效过滤器组的泄漏率≤
0.05%3/
4.7-
93.从吸附器排架上取一个取样盒,在31天之内,按ANSIN510-1980的要求,在80℃和70%相对湿度下进行实验室试验,证明甲基碘去除效率为≥99%
4.按照ANSIN510-1980完成外观检查d.每当活性碳吸附器运行720小时以后,进行以下试验
1.从吸附器排架上取一个取样盒,在31天内按ANSIN510-1980的要求,在80℃和70%相对湿度下进行实验室试验,证明甲基碘去除效率为≥99%e.每18个月至少一次进行下列试验
1.验证当系统在9085m3/h±10%风量下运行时,高效过滤器和活性碳吸附器的总压降<100mm水柱
2.验证系统在9085m3/h±10%风量下约610m3/h室外空气运行时,维持控制室相对周围区域3mm水柱正压
3.按ANSIN510-1980进行外观检查f.在更换高效过滤器以后,证明当系统在9085m3/h±10%风量下运行时,现场按ANSIN510-1980,用DOP试验高效过滤器的泄漏率≤
0.05g.在全部或局部更换活性碳吸附器以后,验证当系统在9085m3/h±10%风量下运行时,现场按ANSIN510-1980用氟利昂进行试验,吸附器的泄漏率为≤
0.05%3/
4.7-103/
4.
7.7辅助厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统运行限制条件
3.
7.
7.1须有两列__的排风净化系统是可运行的适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施当一列辅助系统厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统不能运行时,应在7天之内使它恢复可运行性,否则在此后的6小时内至少转到模式4A,并在随后的30小时内转到冷停堆状态监测要求
4.
7.
7.1每列辅助系统厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统,应证明其可运行性a.按交错进行的方式,每31天至少进行一次下列试验
1.在控制室启动,使气流通过高效过滤器、活性炭吸附器,至少运行10小时
2.证实系统的运行风量为29965m3/h±10%b.至少每18个月,或1对高效过滤器或吸附器小室进行结构上的维修之后,或2在辅助厂房内与系统相通之处进行油漆,失火或化学物释放之后,进行一次下列试验
1.系统在29965m3/h±10%风量下运行,按ANSIN510-1980用氟利昂进行试验,活性炭吸附器组的泄漏率应≤
0.05%
2.系统在29965m3/h±10%风量下运行,按ANSIN510-1980用DOP进行试验,高效过滤器组的泄漏率应≤
0.05%
3.从吸附器排架上取一个取样盒,在31天之内按ANSIN510-1980要求,在80℃和70%湿度下进行实验室试验,甲基碘去除效率应≥99%
4.按ANSIN510-1980进行外观检查c.每当吸附器运行720小时以后,应进行以下试验
1.从吸附器排架上取下一个活性炭取样盒,在31天之内按ANSIN5103/
4.7-11-1980要求,在80℃和70%湿度下进行实验室试验,验证甲基碘去除效率应≥99%
2.按ANSIN510-1980进行外观检查d.每18个月不少于一次下列试验
1.当系统风量为29965m3/h±10%时,测量预过滤器、高效过滤器和吸附器的总压降,应<175mm水柱
2.除非系统正在运行,否则应在高放射性试验__和安注试验__下自动投入运行,并使空气经由高效过滤器和活性炭吸附器后排出
3.在活性炭吸附器不受水浸湿情况下确证活性炭喷淋阀能按设计要求动作
4.按ANSIN510-1980进行外观检查e.当高效过滤器全部更换或局部更换之后,在29965m3/h±10%风量下,按ANSIN510-1980用DOP试验,高效过滤器的泄漏率应≤
0.05%f.当活性炭过滤器全部更换或局部更换后,在29965m3/h±10%风量下,按ANSIN510-1980用氟利昂进行试验,吸附器组的泄漏率≤
0.05%g.当空气净化单元进行重大改建和修理之后,按ANSIN510-1980对高效过滤器组和吸附器组进行风量均布试验,风量分布的不均匀度应小于+20%3/
4.7-123/
4.
7.8液压阻尼器运行限制条件
3.
7.
8.1表
3.7-9中所列的所有液压阻尼器必须是可运行的适用范围方式1,2,3,4A和4B措施当表
3.7-9中的一只或多只液压阻尼器不可运行时,电站须保持模式5,修复后才允许转入1,2,3,4A和4B监测要求
4.
7.
8.1必须按下列扩大的在役检查要求和规格书
4.
0.5的规定,进行检查以验证液压阻尼器可运行a.停堆时进行目视检查,检查其油位和活塞杆的外露部分是否正常,若不正常,须予修复b.至少每18个月一次在停堆时,选定有代表性的样品,至少如表
3.7-9中全部阻尼器数的10%进行功能试验,以验证活塞的正确动作、锁住和泄放被鉴定为“拆卸特别困难的”或“高辐射区的”且在前次功能试验中证明是可运行的阻尼器,可以免去功能试验在功能试验中发现不可运行的阻尼器,必须使其在恢复运行前,恢复到可运行状态在这些功能试验中发现每台阻尼器不能运行时,必须再选出最少全部阻尼器的10%进行功能试验直到不再发现有故障或者全部阻尼器均经过功能试验为止3/
4.7-13表
3.7-9安全有关的液压阻尼器序号__位置及阻尼器台数容量可达性或不可达性(可或不)高放区(是或否)拆装困难是或否11号反应堆冷却剂泵,3台40t不是是22号反应堆冷却剂泵,3台40t不是是31号蒸汽发生器,4台300t不是是42号蒸汽发生器,4台300t不是是501厂房内Ⅰ环主蒸汽管,2台40t不是是601厂房内Ⅱ环主蒸汽管,2台40t不是是701厂房内Ⅰ环主给水管,8台40t不是是801厂房内Ⅱ环主给水管,7台40t不是是9波动管,1台40t不是是3/
4.7-143/
4.
7.9密封源的污染运行限制条件
3.
7.
9.1包含放射性物质的每个密封源如超过
3.7×106Bqβ和/或γ射线材料,或
1.85×105Bqα射线材料,其可脱落的污染必须不大于或等于
1.85×102Bq适用范围所有运行模式措施a.每个密封源如果含有脱落污染超过上述限制时,必须立即从使用中撤出,并且
1.进行去污和修理,或者
2.依照GB4075-83“密封放射源分级”和GB4076-83“密封放射源一般规定”中的有关条款处置b.规格书
3.
0.3和
3.
0.4不适用监测要求
4.
7.
9.
1.1试验要求——对每一密封源必须由下列单位,试验其是否泄漏和/或污染a.业主,或者b.由国家核___或协议国特别授权的其他人员对每一试验样品试验方法的探测灵敏度必须与国家规定的泄漏或污染限值相适应
4.
7.
9.
1.2试验频度——对各类密封源必须按下述频度进行试验a.使用中的源不包括以前受到过堆芯通量辐照的启动源和裂变探测器——对包含放射性材料的所有密封源,至少每6个月一次
1.半衰期大于30天的不包括氚,和
2.气体以外的任何形式b.贮存不用的源——对每一密封源和裂变探测器,必须在使用前或转移给3/
4.7-15其他业主前进行试验,除非在前6个月内已试验过转移的密封源如果无证书表明上次试验的日期时,必须在使用前进行试验c.启动源和裂变探测器——每一密封源和裂变探测器,必须在修理或维护后经受堆芯通量辐照之前的31天内进行试验
4.
7.
9.
1.3报告——如果源的泄漏试验表明,可脱落污染大于等于国家有关规定时,必须在年报告的基础上向国家核___呈报3/
4.7-163/
4.
7.10最终热阱运行限制条件
3.
7.10在下列情况下,最终热阱必须是可运行的a.最低水位等于或高于百年一遇枯水位黄海基面-
4.73米,b.平均水温等于或低于极端最高水温
32.8℃,适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施当上述要求未能满足时,须在6小时内至少处于中间停堆A阶段状态,并在此后30小时内降到冷停堆状态监测要求
4.
7.10至少每24小时检验一次平均海水温度和水位是否在限制范围内,以确定最终热阱是可运行的3/
4.7-173/
4.
7.11消防水系统运行限制条件
3.
7.
11.12个__的消防水系统必须是可运行的a.两台流量为280m3/h的消防水泵可以将水送至消防水母管b.两个消防水池的容量为600×2m3适用范围所有模式措施a.当一台消防水泵或一个消防水池不可运行时,须在7天内恢复其可运行性
3.
0.3和
3.
0.4不适用b.当一个消防水系统不可运行时,须在24小时内建立一个备用消防水系统监测要求
4.
7.
11.1消防水系统应该证明是可运行的a.至少每31天,对消防水泵进行启动试验,每次至少运行10分钟b.至少每91天验证消防水系统有关阀门处于正确位置c.至少每7天确认消防水池水位在正常位置d.每6个月对消防水系统进行清洗e.每18个月进行一次功能试验3/
4.7-183/
4.8电力系统运行3/
4.
8.1交流电源3/
4.
8.
1.1运行情况运行限制条件
3.
8.
1.1最低限度,下列交流电源必须是可运行的a.在厂外输电网与厂内1E级配电系统之间有两条相互__的线路,和b.两套分隔且__的柴油发电机组,每套有
1.分隔的日用燃油箱最低限度贮有燃
0.8m3
①
2.分隔的燃油贮存系统最低限度贮有32m3燃油,及
3.分隔的燃油抽油泵适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施a.当上述规定的交流电源中有一路厂外电不能供电或一套柴油发电机组不可运行时,在1小时内执行监测要求
4.
8.
1.
1.1a和
4.
8.
1.
1.2a.4,以证实剩余交流电源的可运行性,并且以后至少每8小时监测验证一次;须在72小时内至少恢复二路厂外电和二套柴油发电机组到可运行状态,否则在此后的6小时内至少处于中间停堆A阶段并且在随后的30小时内降到冷停堆状态b.当上述规定的交流电源中有一路厂外电和一套柴油发电机组不可运行时,在1小时内执行监测要求
4.
8.
1.
1.1a和
4.
8.
1.
1.2a.4以证实剩余的交流电源的可运行性,并且以后至少每8小时监测验证一次;须在12小时内至少使不可运行的电源中的一个恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少处于中间停堆A阶段状态并且在随后的30小时内降到冷停堆状态从开始失电之时起72小时内至少恢复二路厂外电和二套柴油发电机组到可运行状态,否则在此后的6小时内至少处中间停堆A阶段状态并且在随后的30小时内降到冷停堆状态c.当上述规定的厂外交流电源有二路不可运行时,在1小时内执行监测要求
4.
8.
1.
1.2a.4以证实二套柴油发电机组的可运行性并且以后至少每8小时监测验证一次,除非柴油发电机组已经在运行中;须在24小时内至少使不可运行的外电源中的一路恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少处中间停
①当日用油箱液位下降到500mm时,__并自动启动燃油抽油泵唧送燃油到该油箱,至液位达1200mm为止日用燃油箱内的可用燃油量实际在
0.8m3到
2.2m3之间变动3/
4.8-1堆A阶段状态如果仅有一路外电源恢复,须在从开始失电之时起的72小时内至少恢复二路厂外电到可运行状态,否则在此后的6小时内至少处中间停堆A阶段状态并且在随后的30小时降到冷停堆状态d.当上述要求的柴油发电机组中的二套机组不可运行时,在1小时内执行了监测要求
4.
8.
1.
1.1a以证实二路厂外交流电源的可运行性并且以后至少每8小时监测验证一次;须在2小时内至少使不可运行的柴油发电机组中的一套机组恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少处中间停堆A阶段状态并且在随后的30小时内降到冷停堆状态须在从开始失电之时起的7天内至少恢复二套柴油发电机组到可运行状态,否则在此后的6小时内至少处中间停堆A阶段状态并且在随后的30小时内降到冷停堆状态监测要求
4.
8.
1.
1.1厂外输电网与厂内1E级配电系统之间的二条实体上相互__的线路必须a.至少每7天一次检查断路器控制回路状态指示灯正常,处于正常运行状态b.至少每18个月一次在停堆检修期间进行6KV安全母线的自动切换试验
4.
8.
1.
1.2每套柴油发电机组必须按下列规定和要求证实是可运行的a.至少每31天一次采用交错试验的办法进行
1.核实日用燃油箱的燃油液位,
2.核实燃油贮存罐的燃油液位,
3.核实燃油抽油泵能够启动并能把燃油从贮存系统唧送到日用燃油箱,
4.核实柴油机在环境条件下的启动,可在12秒内启动并达到不小于额定转速的98%及发电机的电压不小于额定电压的90%
5.核实发电机的并网、加负荷到≥1000kW并保持运转至达到运行平衡温度以后
6.核实柴油发电机组已调整到可以向相联的安全母线作为备用电源供电,
7.核实自动带载程序定时器是可运行的,每组负载组合之间的时间间隔相应于表
8.3-11所示的设计间隔延迟时间秒延迟时间可以超过规定值2秒b.至少每92天一次从燃油贮存罐中取样核实柴油机燃料油的粘度、含水量和沉积物量是否在允许限值范围内c.至少每18个月一次在计划停堆换料期间进行
1.按照预定的程序对柴油机进行检查,该检查程序结合了制造厂家关于这一级保养维修___,
2.核实发电机能够甩掉大于在最低循环流量下运转的重要厂用水泵相当的千瓦负载数而不脱扣,3/
4.8-
23.模拟失去厂外电同时发出安注试验__,以及a核实安全母线的断电以及从安全母线上扫负载的情况b核实柴油机由自动启动__在环境条件下的启动,对带有固定负载的安全母线送电、按带载程序自动加载应急负载及在发电机已带全部应急负载下保持运转5分钟以上c核实柴油发电机组的各种脱扣,除原动机超速和发电机差动的情况外,在安全母线失电和/或安注触发__下被自动越过
4.检查柴油发电机组保持运行时间超过在带载≥1000kW下达到温度平衡时间的情况
5.检查在每套柴油发电机组上自动加载的负载不超过2000kW功率3/
4.
8.
1.2停堆情况运行限制条件
3.
8.
1.2最低限度,下列交流电源必须是可运行的a.在厂外输电网与厂内1E级配电系统之间一条线路b.一套柴油发电机组,同时具备
1.装满燃油的日用燃油箱
2.分隔的燃油贮存系统,至少装有32m3燃油,以及
3.一台燃油抽油泵应用范围运行模式5和6措施当可运行的交流电源少于上述最低限度要求时,暂停所有的操作包括堆芯更换或正反应性变化,直到最低限度要求的交流电源恢复到可运行状态为止监测要求
4.
8.
1.2须执行监测要求
4.
8.
1.
1.1和
4.
8.
1.
1.2除
4.
8.
1.
1.2a.5外的每一条款,证实上面要求的交流电源是可运行的3/
4.8-33/
4.
8.2厂内配电系统3/
4.
8.
2.1交流电配电系统——运行运行限制条件
3.
8.
2.1下列交流电母线必须是可运行的并投入供电交流6KV安全母线Ⅰ段交流6KV安全母线Ⅱ段交流380V安全母线Ⅰ段交流380V安全母线Ⅱ段交流380V安全母线Ⅲ段交流380V安全母线Ⅳ段交流220V重要仪表电源母线Ⅰ段交流220V重要仪表电源母线Ⅱ段交流220V重要仪表电源母线Ⅲ段交流220V重要仪表电源母线Ⅳ段交流220V计算机电源母线3/
4.8-4适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施当上述这一套交流母线不是全部可运行时,须在8小时内使不可运行的母线恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少转到中间停堆A阶段状态,并在随后的30小时内降到冷停堆状态监测要求
4.
8.
2.1至少每7天一次检查断路器控制回路状态指示灯正常,处于正常运行状态核电厂正常运行时,厂内1E级交流电源由起/备变供电6KV安全Ⅰ段和Ⅱ段,交流380V安全Ⅰ,Ⅱ,Ⅲ和Ⅳ段母线是相互__的3/
4.
8.
2.2交流配电系统——停堆运行限制条件
3.
8.
2.2最低限度下列交流电母线必须是可运行的并投入供电交流6KV安全母线Ⅰ或Ⅱ段交流380V安全母线Ⅰ、Ⅱ或Ⅲ、Ⅳ段交流380V重要仪表电源母线Ⅰ、Ⅱ或Ⅲ、Ⅳ段3/
4.8-5适用范围运行模式5和6措施当上述这套交流母线未全部可运行和供电时,暂停所有的操作包括堆芯更换或正反应性变化,直到最低限度要求的交流电源恢复到可运行状态时为止监测要求
4.
8.
2.2至少每7天一次,检查断路器控制回路状态指示灯正常,处于正常运行状态上述交流电母线由启/备变供电3/
4.8-63/
4.
8.
2.3直流配电系统——运行运行限制条件
3.
8.
2.3下列直流母线通道必须带电并且是可运行的通道“A”由220V直流母线A,220V直流蓄电池组A和2台全容量充放电装置组成通道“B”由220V直流母线B,220V直流蓄电池组B和2台全容量充放电装置组成适用范围运行模式1,2,3,4A和4B措施a.当一路220V直流母线不可运行时,须在2小时内使不可运行的母线恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内,至少处于中间停堆A阶段状态,并且在随后的30小时内降到冷停堆状态b.当一组220V直流蓄电池和/或2台充放电装置不可运行时,须在2小时内使不可运行的蓄电池组和/或至少一台充放电装置恢复到可运行状态,否则在此后的6小时内至少处于中间停堆A阶段状态并且在随后的30小时内降到冷停堆状态监测要求
4.
8.
2.
3.1至少每7天检查直流220V配电屏断路器控制回路状态指示灯正常,母线电压正常,绝缘完好,蓄电池处于浮充电工况
4.
8.
2.
3.2须按下列规定和要求证实每个220V电池组和充放电装置是可运行的a.至少每7天校验一次
1.指示电池的比重在25℃和满电池溶液时为≥
1.20如果从电池顶部取样,得出比重的读数<
1.20,那么把从电池的顶、中和底部取样的读数加以平均,可以得到更精确的结果
2.每个指示电池的电解液位须保持在最低液位指示标记以上
3.电池的总电压≥2Vb.至少每31天校验一次
1.每个相联的电池在25℃和满电池溶液时的比重须≥
1.20如果从电池顶部取样得出的比重的读数<
1.20,那么把从电池的顶、中和底部取样的读数加以平均可以得到更精确的结果3/
4.8-
72.每个相联的电池的电解液位须保持在最低液位指示标记以上
3.每个相联电池的总电压>2Vc.至少每18个月校验一次
1.电池、电池板和电池架均未显现可见的实体损坏或异常的恶化
2.电池之间和终端联结是清洁、紧密的,无腐蚀并敷涂防腐材料d.至少每18个月一次,在停堆期间进行蓄电池带载试验,以验证电池容量能够供电并维持所有实际应急负载于可运行状态,且保持所要求的一段时间e.至少每60个月一次,在停堆期间进行放电性能试验,验证电池容量至少达到制造厂规定额定值的80%f.至少每18个月一次,校验电池充放电装置可在380V供给至少250A电流8小时以上3/
4.8-83/
4.
8.
2.4直流配电系统——停堆运行限制条件
3.
8.
2.4最低限度下列直流电气设备和母线必须已供电并且是可运行的220V直流母线A或B,带蓄电池组A或B,充放电装置1#或3#或2#或4#;24V直流母线A或B,带蓄电池组A或B,充放电装置1#或2#;适用范围运行模式5和6措施当上述这一套直流设备和母线未能全处于可运行时,须在8小时内建立起安全壳的完整性监测要求
4.
8.
2.
4.1至少每7天一次检查直流220V和24V配电屏断路器控制回路状态指示灯正常,母线电压正常,绝缘完好,蓄电池处于浮充电工况
4.
8.
2.
4.2须按照监测要求
4.
8.
2.
3.2证实上述所要求的220V和24V电池组和充放电装置是可运行的3/
4.8-93/
4.9换料操作3/
4.
9.1硼浓度运行限制条件
3.
9.1卸下反应堆压力容器封头及取走螺栓后,反应堆冷却系统和换料通道所有充水部分的硼浓度应保持均匀并且确保满足下列反应性的限制条件a.Keff≤
0.95,它包括
1.0%△K/K的保守的不确定性误差,或者b.硼浓度~2400PPm,它包括由于不确定性所需的保守裕量适用范围运行模式6*措施如果上述技术要求不满足时,立即暂停所有操作包括更换堆芯或正反应性变化,并且以≥
11.2t/h的流率用~7000PPm的硼酸溶液进行硼化并持续至Keff值降低到≤
0.95或者使硼浓度回复到~2400PPm两者中一个较严格的限制得到满足为止技术规格书
3.
0.3条款不适用监测要求
4.
9.
1.1上述二种反应性条件中限制较严格的那种须在下列操作前予以确认a.反应堆压力容器封头打开或取走,并且b.将任一控制棒从其全插入位置提升
0.91m以上
4.
9.
1.2反应堆冷却剂系统和换料通道的硼浓度须用化学分析方法至少每7天确定3次,并且其取样时间间隔最大不超过72小时
4.
9.
1.3至少每31天检验一次与运行模式有关联的系统的阀门处于所要求的状态*当反应堆压力容器封头打开或取走时反应堆应保持换料状态3/
4.
9.2仪器仪表运行限制条件3/
4.9-
13.
9.2在进行包括更换堆芯或者正反应性变化的任何操作时,必须至少有二个源量程中子通量监测器永久的和/或临时的在工作,每个监测器都有连续可见指示__,并且有音响__适用范围运行模式6措施a.上述技术要求不满足时,立即暂停包括更换堆芯或者正反应性变化的所有操作技术规格书
3.
0.3条款不适用b.当两套源量程通道均不可运行时,除了暂停所有操作外,连续监视硼浓度计,并每12小时取样分析冷却剂硼浓度监测要求
4.
9.2每个源量程中子通量监测器须按下列规定进行试验或校验,以证实是可运行的a.至少每7天进行一次通道功能试验,及b.初次开始更换堆芯前12小时内进行通道功能试验,并且c.在更换堆芯中至少每12小时进行一次通道检查3/
4.
9.3衰变时间运行限制条件
3.
9.3__反应堆压力容器内辐照过的燃料组件前,反应堆须保持次临界状态至少达100小时适用范围反应堆压力容器内的辐照过的燃料__过程措施如果反应堆次临界的时间少于100小时,暂停包括__反应堆内的乏燃料的所有操作技术规格书
3.
0.3款不适用监测要求
4.
9.3须在反应堆压力容器内的乏燃料__之前,通过核实次临界日期和时间,确定反应堆已处于次临界至少100小时3/
4.
9.4安全壳厂房贯穿件3/
4.9-2运行限制条件
3.
9.4安全壳厂房贯穿件应处于下列状态a.设备闸门关闭并至少用4只螺栓固定,保持其关闭状态,b.每个人员闸门的二道门中至少有一道门处关闭状态,c.使安全壳内大气与安全壳外环境相连通的每个贯穿件须
1.由隔离阀、盲板、或手动阀封闭,
2.能够由可运行的安全壳清洗送排风电动隔离阀来封闭适用范围更换堆芯或在安全壳内__已辐照过的燃料期间措施如果上述技术规格书要求不满足,立即暂停所有操作,包括更换堆芯或在安全壳厂房内__已辐照过的燃料技术规格书
3.
0.3条款不适用监测要求
4.
9.4上述要求的安全壳厂房每个贯穿件须在开始更换堆芯或__已辐照过的燃料前的100小时内以及在此过程中至少每7天一次,按照下列a或b的要求确定或已处在封闭的、隔离的状态,或能够由一个可操作的安全壳清洗送排风电动隔离阀进行封闭a.核实贯穿件处在封闭/隔离状态,或者b.结合技术规格书
4.
9.13条进行安全壳清洗送排风电动隔离阀的关闭试验3/
4.
9.5通讯运行限制条件
3.
9.5主控制室和换料处的人员之间须保持直接通讯__适用范围更换堆芯期间措施3/
4.9-3当控制室和换料处的人员之间不能保持直接通讯时,暂停所有更换堆芯的操作技术规格书
3.
0.3不适用监测要求
4.
9.5须在更换堆芯开始前的一小时内,以及在更换过程中在至少每12小时一次证实主控制室和换料处的人员之间保持直接通讯__3/
4.
9.6装卸料机可运行性运行限制条件
3.
9.6须使用装卸料机__带有相关组件的燃料组件,并且可按下列条件运行a.用来__燃料组件的装卸料机具有
1.额定起吊重量600kg
2.允许短时承载重量1500kg~3个燃料组件
3.两种起吊重量指示表机械的和电子的b.辅助吊钩具有
1.设计起吊重量1000kg
2.用于防止提升负荷超载的指示器适用范围__带有相关组件的燃料组件时措施如果装卸料机的可运行性要求不满足时,暂停使用任何不可运行的装卸料机进行包括__反应堆压力容器内的带有关组件的燃料组件的操作技术规格书
3.
0.3条款不适用监测要求
4.
9.
6.1用来__反应堆压力容器内的燃料组件装卸料机,须在开始这种操作前的100小时内,进行载荷试验以及验证负荷超过燃料组件重量+吊具重量×110%时可自动切断负荷,来证实是可运行的3/
4.
9.7燃料厂房吊车3/
4.9-4运行限制条件
3.
9.7当负荷超过一个带有控制棒的燃料组件以及有关的操作工具的重量时,禁止在贮存池中的燃料组件上方空间__适用范围贮存池里存有燃料组件时措施如果上述技术要求不满足,使被吊重物置于安全状态下,技术规格书
3.
0.3不适用监测要求
4.
9.7吊车联锁用于防止燃料房吊车在负载超过一个带有控制棒的燃料组件及有关操作工具的重量时在燃料组件上方__须在吊车使用前七天内证实是可运行的,并且在吊车以后的运行中至少每七天一次证实是可运行的3/
4.
9.8冷却剂循环运行限制条件
3.
9.8至少有一个余热排出回路须处于运行中适用范围运行模式6措施a.如果少于一个余热排出回路运行,除了在下面b中所规定的以外,暂停所有操作,在4小时内封闭从安全壳大气到室外大气直接出入口的所有安全壳贯穿件b.在靠近反应堆压力容器热管段处进行堆芯更换过程中,余热排出回路在每八小时期间可以不投入运行最多不超过1小时c.技术规范措施
3.
0.3不适用监测要求
4.
9.8至少每24小时一次,确定一个余热排出回路是在运行中及反应堆冷却剂循环流量为≥450m3/h3/
4.9-53/
4.
9.9安全壳清洗送排风隔离系统运行限制条件
3.
9.9安全壳清洗送排风隔离系统必须是可运行的适用范围运行模式6措施如果安全壳清洗送排风的隔离系统不可运行,封闭每个从安全壳大气到室外大气直接出/入口的清洗送排风贯穿件规范
3.
0.3不适用监测要求
4.
9.9安全壳清洗送排风隔离系统须在开始更换堆芯前的100小时内,以及在堆芯更换过程中至少每7天一次,结合技术规格书
4.
9.13条,进行安全壳清洗送排风隔离试验,来证实其是可运行的3/
4.
9.10反应堆压力容器水位运行限制条件
3.
9.10反应堆压力容器密封面至水面至少应保持
6.95m水深吊装燃料组件时,保持至少
3.2m深的屏蔽水层适用范围停堆换料期间__反应堆压力容器内辐照过的燃料组件或者控制棒时措施如果上述技术规格书的要求不满足时,暂停所有操作包括__燃料组件或者控制棒技术规格书
3.
0.3不适用监测要求
4.
9.10在开始__燃料组件或控制棒前2小时内以及以后在__燃料组件或者控制棒过程中至少每24小时一次,确定其水位至少达到最低要求深度3/
4.9-63/
4.
9.11燃料贮存池水位运行限制条件
3.
9.11就位在贮存格架中的乏燃料组件顶部至水面,至少应保持
6.53m水深适用范围凡辐照过的燃料组件在燃料贮存池中的任何时间措施如果不满足上述规格书的要求时,在燃料贮存区暂停燃料组件的一切__及吊车在燃料贮存区的带载运行,并且在4小时内恢复水位到其限值内技术规格书
3.
0.3不适用监测要求
4.
9.11当已辐照过的燃料组件在燃料贮存池内时,至少每7天一次确定燃料贮存池中的水位达到最低要求深度3/
4.
9.12燃料操作厂房事故排风净化系统运行限制条件
3.
9.12二列100%燃料操作厂房事故排风净化系统须是可运行的适用范围凡辐照过的燃料组件处于贮存池内的时候措施a.当燃料在贮存池内__,带载的吊车在贮存池上方运行时,至少一列燃料厂房事故排风净化机组必须是可运行的,处在待运行状态中,一旦空气中放射性超过规定值时可使排风通过一组高效粒子过滤器HEPA和活性炭吸附器组进行净化b.如果燃料操作厂房事故排风净化系统都不处于可运行状态,则暂停所有操作包括__贮存池内的燃料或带载吊车在贮存池上方运行,直到至少一个燃料操作厂房事故排风净化系统恢复到可运行状态c.技术规格书
3.
0.3和
3.
0.4不适用3/
4.9-7监测要求
4.
9.12上述要求的燃料操作厂房事故排风净化系统须按如下规定和要求证实是可运行的a.至少每31天进行一次
1.按交错试验的办法,从控制室启动系统,使排风通过HEPA过滤器和活性炭吸附器系列,并且至少运行10小时,校验该系统,以及
2.校验系统相联的安全母线的电源可运行性b.至少每18个月一次或者1对HEPA过滤器或者活性炭吸附器小室进行任何结构维修以后,或2在和系统连通的燃料厂房内涂漆,失火或者化学物质释放以后,进行下列试验和验证
1.校验系统运行流量为1550m3/h±10%,排风通过HEPA过滤器和活性炭吸附器,系统总泄漏量≤1%
2.按照ANSIN510-1980当通风系统运行在1550m3/h±10%流速时,在适当位置用氟利昂气体作试验,验证活性炭吸附器的泄漏率≤
0.05%
3.按照ANSIN510-1980当通风系统运行在1550m3/h±10%流速时,在适当位置用DOP试验,验证HEPA过滤器组的泄漏率≤
0.05%
4.取一个活性炭样品在31天内按照ANSIN510-1980在80℃和70%相对湿度下由活性炭样品的实验室分析验证放射性甲基碘除去率为99%
5.核实当按照ANSIN510-1980试验时,系统运行流量为1550m3/h±10%c.活性碳吸附器每累计运行720小时以后进行
1.取下一个活性碳取样盒在31天内按照ANSIN510在80℃和70%相对湿度条件进行实验室试验,由活性碳样品的实验室分析证实放射性碘甲烷的除去率为≥99%
2.按照ANSIN510-1980进行外观检查d.至少每18个月进行一次下列工作
1.验证通风系统运行流量为1550m3/h±10%时,通过组合的HEPA过滤器和活性炭吸附器组的压降<250mm水柱
2.校验在高放射性试验__作用时,该系统自动启动除非已经运行并且使排风通过HEPA过滤器和活性炭吸附器组
3.验证系统运行时,通风系统使乏燃料贮存水池区维持相对室外大气为3mm水柱负压e.每次全部或局部更换HEPA过滤器组以后,进行试验验证HEPA过滤器组的DOP泄漏率≤
0.05%,试验按ANSIN510-1980要求,系统运行流量为1550m3/h±10%3/
4.9-8f.每次全部或局部更换活性炭吸附器组以后,按ANSIN510-1980在合适位置作试验,验证当系统运行流量为1550m3/h±10%时活性炭吸附器的氟利昂气体的泄漏率≤
0.05%3/
4.
9.13安全壳燃料操作事故辐射监测系统运行限制条件
3.
9.13安全壳燃料操作事故辐射监测系统必须是可运行的适用范围更换堆芯或在安全壳内__已辐照过的燃料期间措施如果安全壳燃料操作事故辐射监测系统不可运行,则暂停更换堆芯或在安全壳内__已辐照过的燃料技术规格书
3.
0.3条款不适用监测要求
4.
9.13安全壳燃料操作事故辐射监测系统在更换堆芯或在安全壳内__已辐照过燃料的前100小时内进行一次通道功能试验及在更换堆芯或在安全壳内__已辐照过的燃料期间每7天进行一次通道功能试验3/
4.9-93/
4.10特殊试验例外3/
4.
10.1停堆深度运行限制条件
3.
10.1对测量控制棒和停堆深度的试验,如果可运行的控制棒组可为紧急停堆引入至少相当于最高的估计的控制棒价值的反应性,那么技术规格书
3.
1.
1.1关于停堆深度的要求可以暂停执行适用范围运行模式2措施a.如果任何一束控制棒不能在紧急停堆时插入以及用于紧急停堆的反应堆当量小于上述值时,立即用~7000PPm的硼液以
11.2T/h的速度进行硼化并持续到停堆深度满足技术规格书
3.
1.
1.1的要求b.当所有控制棒全部插入但反应堆的次临界度低于上述反应性当量值时,立即用~7000PPm的硼液以
11.2T/h的速度进行硼化,并持续到停堆深度恢复到满足技术规格书
3.
1.
1.1的要求为止监测要求
4.
10.
1.1每束控制棒的棒位,无论是部分提出堆芯或全部提出,必须至少每2小时测定一次
4.
10.
1.2每束未全部插入的控制棒,须在停堆深度降到小于技术规格书
3.
1.
1.1所规定限值之前的24小时内,证实其从至少50%提出位置紧急下落时能全部插入堆芯3/
4.
10.2控制棒组提升高度、插入深度和功率分布限值运行限制条件
3.
10.2进行物理试验时,满足下列条件的情况下,可暂停执行技术规格书
3.
1.
3.1,
3.
1.
3.4,.
3.
1.
3.5,
3.
2.1和
3.
2.4关于控制棒组提升高度,插入深度和功率分布的限制a.热功率维持在≤85%的额定热功率3/
4.10-1b.技术规格书
3.
2.2和
3.
2.3的限值仍保持,并且按照下面
4.
10.
2.2规定的频度进行测定适用范围运行模式1措施当技术规格书
3.
1.
3.1,
3.
1.
3.4,
3.
1.
3.5,
3.
2.1,
3.
2.4的要求暂停执行时,如果技术规格书
3.
2.2或
3.
2.3的任何限值被超过的话,须进行a.降低热功率,使得能满足技术规格书
3.
2.2或
3.
2.3中“措施”的要求,或者b.在6小时内转到中间停堆A阶段状态监测要求
4.
10.
2.1在进行物理试验期间,至少每小时一次测定其热功率≤85%额定热功率
4.
10.
2.2物理试验期间须按下列频度要求执行技术规格书
4.
2.2和
4.
2.3的监测要求a.技术规格书
4.
2.2,至少每12小时一次b.技术规格书
4.
2.3,至少每12小时一次3/
4.10-23/
4.
10.3物理试验运行限制条件
3.
10.3在进行物理试验时,在满足下列条件的情况下,可以暂停执行技术规格书
3.
1.
1.4,
3.
1.
1.5,
3.
1.
3.1,
3.
1.
3.4和
3.
1.
3.5a.热功率不超过5%的额定热功率b.可运行的中间量程通道的反应堆停堆保护定值设定为≤25%的额定热功率以及可运行的功率量程通道的停堆保护低定值设定为≤25%的额定热功率适用范围运行模式2措施当热功率≥5%额定热功率,立即打开反应堆紧急停堆断路器监测要求
4.
10.
3.1物理试验过程中至少每小时测定一次热功率,以确定其符合≤5%额定热功率的要求
4.
10.
3.2在开始进行物理试验前的12小时内,对每个中间量程通道和功率量程通道进行“通道功能试验”3/
4.10-33/
4.
10.4棒位指示通道——停堆运行限制条件
3.
10.4进行单束棒停堆棒和调节棒的落棒时间测量时,在满足下列条件的情况下,可以暂停执行技术规格书
3.
1.
3.3的限制a.一次只有一组停堆组棒或调节组棒从全插入位置提出,及b.在提棒时棒位指示装置是可运行的适用范围运行模式4A,4B和5中测量落棒时间的过程措施当提升控制棒时,位置指示装置通道不可运行或多于一组棒被提升时,立即断开反应堆紧急停堆断路器监测要求
4.
10.4上面要求的棒位指示装置通道,须通过校验要求棒位指示系统与实测棒位指示系统的偏差在14步内,以确认其为可运行这样的校验须在开始测量落棒时间前24小时内完成,并且以后至少每24小时校验一次3/
4.10-43/
4.11放射性排出流3/
4.
11.1液态排出流3/
4.
11.
1.1放射性浓度运行限制条件
3.
11.
1.1释入非控制区见图
5.1-3的液态排出流中放射性物质浓度除溶解或载带惰性气体之外均应在10CFR20附录B表Ⅱ第2栏规定的限值之内对溶解或载带惰性气体,其总放射性浓度应在
7.4Bq/ml之内适用范围任何时候措施释入非控制区的液态排出流中放射性物质浓度超过上述限值时,应立即将其恢复到该限值之内监测要求
4.
11.
1.
1.1放射性废液的取样和分析应按表
4.11-1的取样和分析计划
4.
11.
1.
1.2应按ODCM内的方法和符号表示放射性分析的结果,以确保释放点的放射性浓度在
3.
11.
1.1规定的限值以内3/
4.
11.
1.2剂量运行限制条件
3.
11.
1.2释入非控制区见图
5.1-3的液态排出流中放射性物质对公众个人引起的剂量应限制在a.任一日历季度内对全身不超过
1.5×10-2msv和对任一器管不超过5×10-2msv;b.任一日历年内对全身不超过3×10-2msv和对任一器管不超过
0.1msv适用范围任何时候3/
4.11-1措施a.由释放的液态排出流中放射性物质引起的剂量超过上述限值中任一值时,要按技术条款
6.9在30天内向有关部门提交一份书面报告,其内容包括指明超过限值的原因,并详细说明为减少排放量已采取的纠正措施和为确保以后的排放不再超过上述限值所建议采取的措施b.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
11.
1.2至少应31天一次按ODCM内的方法和符号测定最近日历季度和最近日历年内由液态排出流贡献的累积剂量3/
4.
11.
1.3放射性废液处理系统运行限制条件
3.
11.
1.3放射性废液处理系统必须是可运行的,当由释入非控制区见图
5.
1.3的液态排出流引起的辐照剂量在31天内超过6×10-4msv对全身或2×10-3msv对任一器管时,为减少放射性排放量必须启用本系统中的相应分系统适用范围任何时候措施a.放射性废液无处理排放并且其剂量超过上述限值以及废液处理系统中任一部分不运行时,应按技术条款
6.9在30天内向有关部门提供一份包括下列资料的书面报告
1.说明___放射性废液在无处理情况下排放,查明任何不可运行设备或分系统并指出其不可运行的原因;
2.使不可运行设备恢复到可运行状态所采取的措施;
3.简述为防止类似情况再发生所采取的措施b.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求3/
4.11-2表
4.11-1放射性废液取样和分析计划序号液体释放类型取样周期最小分析周期放射性分析类型探测下限LLD1Bq/ml1批量释放废液收集槽2a.废液检测槽b.废液蒸发器冷凝液收集槽c.二次废水样品箱d.处理过的洗衣房水和热淋浴水收集槽P每批P每批重要γ发射体
31.85×10-2I-
1313.7×10-2P一批/MM溶解和载带气体γ发射体
3.7×10-1P每批M混合样品4H-
33.7×10-1总α
3.7×10-3P每批M混合样品4Sr-__Sr-
901.85×10-3Fe-
553.7×10-2重要γ发射体
31.85×10-2M7定时取集样品M7溶解和载带气体γ发射体
3.7×10-1I-
1313.7×10-2连续6M混合样品67H-
33.7×10-1总α
3.7×10-3连续6Q混合样品67Sr-__Sr-
901.85×10-3Fe-
553.7×10-2说明1对本部份条款来说,LLD定义为能产生系统本底以上这样一个净计数的样品最低放射性物质浓度,这个净计数被探测到的几率为95%,只有5%几率把本底计数误认为“真”__对某个可能包括放化分离的测量系统LLD=其中LLD=“预置”探测下限单位质量或体积的微居数;__=本底计数率或合适的空白样品计数率的标准偏差每分计数;E=计数效率每次衰变计数;V=样品大小质量或体积单位;
2.22×106=每微居里的每分钟衰变数;Y=放化分离的份额需要时;△t=样品收集的中点时刻与计数时刻之间的延续时间秒计算中应采用E、V、Y和△t的典型值必须意识到LLD是定义为代表某个测量系统能力的一种预置事前限值而不是对某个测量的一种后置事后限值2批量释放是指废液的间断性排放取样分析前,每批废液应相互分开,然后按ODCM所述方法__混和以确保取样具有代表性3/
4.11-33对应LLD指标的重要γ发射体包括下列核素Mn-
54、Fe-
59、Co-
58、Co-
60、Zn-
65、Mo-
99、Cs-
134、Cs-
137、__-141__-144也应被测量但其LLD取
1.85×10-1Bq/ml这并不意味只考虑上列核素可查明核素成份的其他γ峰也应与上列核素一起作分析并按管理导则
1.21附录B1974年6月第一次修订版所列形式提供放射性排出流释放的半年度报告4混合样品是指其中所取液体的量与排放废液的量成比例的一种样品,而且其中所采用的取样方法使供测量用的试样具有代表所释放的液体5连续释放是指废液的不间断排放6为使样品具有代表液体排出流中放射性物质的量和浓度,样品应与排出流流量成比例地连续收集为使混合样品具有代表所释放的液体,分析前,所有用作混合的样品应被__混和7本取样点仅用于监视可能的释放途径而不是确实的释放途径可能污染的点是在非重要厂用水NSW系统中本技术条款采取的措施如下a如果NSW监测仪可运行并不在__,则本技术条款不要求作分析但要收集每星期的混合样品b如果一如NSW监测仪不在运行,则对重要γ发射体每星期要进行一次分析c如果一台NSW监测仪正在__或重要γ发射体的分析表明存在ODCM规定的放射性活度,则本技术条款列出的所有其他核素要按规定的周期进行分析,直到恢复至最初条件3/
4.11-
44.
11.
1.
3.1当放射性废液处理系统未全部投入使用时,应按ODCM中的方法和符号至少31天一次公布由于废液排放到非控制区所引起的剂量
4.
11.
1.
3.2在满足技术条款
3.
11.
1.1和
3.
11.
1.2情况下,应认为固定__的放射性废液处理系统可运行3/
4.
11.2气态排出流3/
4.
11.
2.1剂量率运行限制条件
3.
11.
2.1由于气态排出流中放射性物质从厂址排放到厂址边界及其以外区域见图
5.1-3引起的剂量率应限制如下a.惰性气体对全身不超过5msv/a和对皮肤不超过30msv/a;b.碘-
131、碘-
133、氚和所有半衰期大于8天的微粒核素对任一器管不超过15msv/a适用范围任何时候措施剂量率超过上述限值时,应立即控制释放率使其回到上述限值以内监测要求
4.
11.
2.
1.1应控制ODCM中的方法和符号来鉴定由气态排出流中惰性气体引起的剂量率不超过上述限值
4.
11.
2.
1.2在获得代表性样品并按表
4.11-2规定的取样和分析计划进行分析之后,应按ODCM中的方法和符号来鉴定由气态排出流中I-
131、I-
133、H-3和所有半衰期大于8天的微粒核素引起的剂量率不超过上述限值3/
4.11-5表
4.11-2放射性废气取样和分析计划序号气体释放类型取样周期最小分析周期放射性分析类型探测下限LLD1Bq/ml1废气衰变箱P每箱定时采集样品P每箱重要γ发射体
23.72安全壳清洗排气或通风P每次清洗定时采集样品P每次清洗重要γ发射体
23.7MH-3氧化物
3.7×10-23a.电站通风烟囱M3
(4)
(5)定时采集样品M重要γ发射体
23.7H-3氧化物
3.7×10-2b.透平建筑物通风烟囱M定时采集样品M重要γ发射体
23.7H-3氧化物
3.7×10-24如上
1、2和3列出的所有释放型式连续6W7活性炭样品I-
1313.7×10-8I-
1313.7×10-6连续6W7微粒样品重要γ发射体
(2)
3.7×10-7连续6M混合微粒样品总α
3.7×10-7连续6Q混合微粒样品Sr-__、Sr-
903.7×10-7说明1对本部份条款来说,LLD定义为能产生系统本底以上这样一个净计数的样品最低放射性物质浓度,这个净计数被探测到的几率为95%,只有5%几率把本底计数误认为“真”__对某个可能包括放化分离的测量系统LLD=其中LLD=“预置”探测下限单位质量或体积的微居数;__=本底计数率或合适的空白样品计数率的标准偏差每分计数;E=计数效率每次衰变计数;V=样品大小质量或体积单位;
2.22×106=每微居里的每分钟衰变数;Y=放化分离的份额需要时;△t=样品收集的中点时刻与计数时刻之间的延续时间秒;π=某个核素的放射性衰变常数秒-1计算中应采用E、V、Y和△t的典型值必须意识到LLD是定义为代表某个测量系统能力的一种预置事前限值而不是对某个测量的一种后置事后限值2对应LLD指标的重要γ发射性包括下列核素惰性气体排放物中有Kr-
87、Kr-
88、Xe-
133、Xe-133m、Xe-135和Xe-138,以及碘和微粒排放物中有Mn-
54、Fe-
59、Co-
58、Co-
60、Zn-
65、Mo-
99、I-
131、Cs-
134、Cs-
137、__-141和__-144这并不意味只考虑上列核素可查明核素成份的其他γ峰也应与上列核素一起作分析并按管理导则
1.21附录B1974年6月第一次修订版的形式提供放射性排出流释放的半年度报告3/
4.11-63在停堆、启动或热功率变化一小时内超过额定功率的15%之后也应进行取样和分析4当装料通道充满水时,至少应24小时采集一次氚样5每当废燃料是在废燃料水池中,至少应7天一次对废燃料水池区域通风排气中的氚进行取样6在按技术条款
3.
11.
2.
1、
3.
11.
2.2和
3.
11.
2.3计算每项剂量或剂量率的情况下,应知道其所涉及期间内样品流量与被取样的排出流流量之比值7至少应7天更换一次样品,并应在更换或移开取样器后48小时内完成分析每次停堆、启动或热功率变化一小时内超过额定功率的15%之后至少在7天内每隔24小时至少应进行一次取样,并应在更换后的48小时内完成分析分析24小时收集的样品时,相应的LLDS可以增加到10倍如果a分析表明反应堆冷却剂中I-131剂量当量浓度未增加到超过3倍;和b惰性气体监测仪测量结果表明排出流放射性活度未增加到超过3倍,则上述要求不适用3/
4.11-73/
4.
11.
2.2剂量——惰性气体运行限制条件
3.
11.
2.2由排放到电站厂址边界及其以外区域见图
5.
1.3的气态排出流中惰性气体引起的空气剂量应限制如下a.任一日历季度内对γ辐射不超过
0.05mGy,对β辐射不超过
0.1mGyb.任一日历年内对γ辐射不超过
0.1mGy,对β辐射不超过
0.2mGy适用范围任何时候措施a.由气态排出流中放射性惰性气体引起的空气剂量超过上述限值中任一值时,要按技术条款
6.9在30天内向有关部门提交一份书面报告,其内容包括指明超过限值的原因,详述为减少排放量已采取的纠正措施以及为确保以后的排放不再超过上述限值所建议采取的措施b.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
11.
2.2至少应每31天一次按ODCM中的方法和符号测定惰性气体在最近日历季度和最近日历年内贡献的累积剂量3/
4.
11.
2.3剂量——I-
131、I-
133、H-3和以微粒形式存在的放射性物质运行限制条件
3.
11.
2.3由排放到电站厂边界及其以外区域见图
5.1-3的气态排出流中I-
131、I-
133、H-3和所有半衰期大于8天的微粒核素对公众个人造成的剂量应限制如下a.任一日历季度内对任何器管不超过
0.075msv;b.任一日历年内对任何器管不超过
0.15msv适用范围任何时候3/
4.11-8措施a.由释放的气态排出流中I-
131、I-
133、H-3和所有半衰期大于8天的微粒核素引起的剂量超过上述限值中任一值时,要按技术条款
6.9在30天内向有关部门提交一份书面报告,其内容包括指明超过限值的原因,详述为减少排放量已采取的纠正措施以及为确保以后的排放不再超过上述限值所建议采取的措施b.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
11.
2.3至少应每31天一次按ODCM中的方法和符号测定I-
131、I-
133、H-3和所有半衰期大于8天的微粒核素在最近日历季度和最近日历年内贡献的累积剂量3/
4.
11.
2.4放射性废气处理系统运行限制条件
3.
11.
2.4通风排气处理系统和放射性废气处理系统均应可运行,当由释入厂址边界及其以远区域见图
5.1-3的气态排出流引起的31天内辐照剂量超过下列任一值时,为减少放射性排放量必须启动本系统中的相应分系统a.对γ辐射造成的空气剂量
0.002mGy;b.对β辐射造成的空气剂量
0.004mGy;c.对公众个人任何器管
0.003msv适用范围任何时候措施a.放射性废气在无处理情况下排放而且剂量超过上列限值时,要按技术条款
6.9在30天内向有关部门提交一份书面报告
1.查明任何不可运行设备或分系统并指出其不可运行的原因;
2.使不可运行设备恢复到可运行状态所采取的措施;
3.简述为防止类似情况再发生所采取的措施b.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求3/
4.11-
94.
11.
2.
4.1当放射性废气处理系统未全部投入使用时,应按ODCM中的方法和符号至少31天公布一次由释入厂区边界以及远地区的废气所产生的剂量
4.
11.
2.
4.2在满足技术条款
3.
11.
2.2或
3.
11.
2.3情况下,应认为固定__的通风排气处理系统和放射性废气处理系统可运行3/
4.
11.
2.5__性气体的混合运行限制条件
3.
11.
2.5只要氢浓度超过4%体积浓度,以行同放射性废气处理系统下泄到氢复合器的氧浓度就不得超过2%体积浓度,以行同适用范围任何时候措施a.放射性废气处理系统下泄到氢复合器的氧浓度超过2%但不超过4%时,要在48小时内把氧浓度降到上述限值b.放射性废气处理系统下泄到氢复合器的氧浓度超过4%,而且氢浓度超过4%时,应立即暂停再输送废气到系统中去,并使氧浓度降到4%以下,然后采取上述措施ac.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
11.
2.5用技术条款
3.
3.
3.11表
3.3-13中要求可运行的氢和氧监测仪来监测放射性废气处理系统中的废气,通过至少12小时监测一次,确定放射性废气处理系统中的氢和氧浓度在上述限值之内3/
4.
11.
2.6气体衰变箱运行限制条件
3.
11.
2.6每只气体衰变箱所含惰性气体的放射性活度不得超过
3.__×1015Bq按折合成Xe-133考虑适用范围任何时候3/
4.11-10措施a.任何气体衰变箱含的放射性物质量超过上述限值时,应立即暂停再把放射性物质加进箱内,在48小时内使箱内含量减少到限值以下并按技术条件
6.9在下一个半年度放射性排出流释放报告中说明造成这种情况的经过b.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
11.
2.6当放射性物质加进箱内后,应至少每24小时一次鉴定每个气体衰变箱所含的放射性物质不超过上述限值3/
4.
11.3放射性固体废物运行限制条件
3.
11.3应按工艺控制大纲对放射性废物进行固化或脱水以满足水运和陆运要求运输时以及处置场要求在处置场接受时适用范围任何时候措施a.在固化或脱水不满足处置场、水运和陆运要求时,应暂停对不符合要求被处置的废物的运输,且必要时修改工艺控制大纲、工作程序和或固体废物系统以防类似情况再发生b.不能按工艺控制大纲完成固化或脱水时,应对每个容器内不合要求被处理的废物进行检验以保证其满足埋藏地和装运要求并应采取适当行政措施以防止类似情况再发生c.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
11.3应按工艺控制大纲从每种湿放射性废物例如过滤器泥渣、废树脂、蒸残液、硼酸溶液和硫酸钠溶液等的至少每第10批中至少取一个代表性试样进行固化检证试验a.如果任一试样经固化检验不合格,则被试验的这批废物应暂停固化,直到再获得附加试样,按工艺控制大纲确定可供选择的固化参数和随后的固化验证试验合格为止3/
4.11-11b.如果一批废物的初步试样经固化检验不合格,工艺控制大纲应规定要从同类湿废物的每批中收集代表性试样进行检验,直到至少连续三个初步试样经固化检验证明合格必要时应修改工艺控制大纲,以确保以后各批废物固化合格c.固定__的设备不符合技术条款
3.
11.3或被告知不可运行时,应调节此设备使之达到可运行状态或必要时应规定处理废物的约定能力以满足相应的运行和处置要求3/
4.
11.4总剂量运行限制条件
3.
11.4由于放射性释放和铀燃料循环源的辐射引起公众个人的年日历年剂量对全身或任何器管甲状腺除外不得超过
0.25msv,对甲状腺不得超过
0.75msv适用范围任何时候措施a.由液态或气态排出流放射性物质的释放引起的剂量超过技术条款
3.
11.
1.2a、
3.
11.
1.2b、
3.
11.
2.2a、
3.
11.
2.2b、
3.
11.
2.3a或
3.
11.
2.__规定限值的2倍时,应作出包括来自核装置和室外暂存箱贡献的直接辐射的计算,以鉴定其是否超过本条款上述限值在这种情况下,按技术条款
6.9应在30天内向有关部门提交一份书面报告,其内容包括为减少以后排放防止再发生超过上述限值所采取的纠正措施以及为达到此目标所拟订的计划如10CFR
20.405C所述,该报告还应包括如此一项分析,这就是评价铀燃料循环源包括所有排出流通道和直接辐射在日历年包括本报告涉及的释放期内对公众个人造成的辐照剂量报告中还应说明辐射水平和有关放射性物质的浓度,照射的原因、水平和浓度如果测算剂量超过上述限值以及导致违反40CFR190部份的释放条件仍未被纠正,该报告应包括按40CFR190规定提出的变更申请报告提交被认为申请开始,直到申请的主要步骤完成才准予变更b.技术条款
3.
0.3和
3.
0.4的规定不适用监测要求
4.
11.
4.1应按技术条款
4.
11.
1.
2、
4.
11.
2.2和
4.
11.
2.3以及ODCM中的方法和符号来鉴定由液态和气态排出流贡献的累积剂量3/
4.11-
124.
11.
4.2应按ODCM中的方法和符号鉴定由核装置和放射性废物暂存箱产生的直接辐射所贡献的累积剂量此要求只在技术条款
3.
11.4措施a.提出的条件下才合适3/
4.11-133/
4.12放射性环境监测运行限制条件
3.12应按表
3.12-1的规定实施放射性环境监测适用范围所有时间措施a.放射性环境监测未按表
3.12-1的规定实施,应依照技术规格书
6.6的要求,在准备提交国家核___的放射性环境监测年度报告中说明未按照要求实施的理由和防止再次发生的计划b.由于电厂排出流导致规定位置的环境取样介质中的放射性水平超过5倍探测下限LLD时,应依照技术规格书
6.6的要求,在30天内准备并向__监督站提交报告,抄报国家核___c.表
3.12-1要求的一个或多个取样位置的牛奶或新鲜阔叶植物样品取不到,应确定具__置取得替代样品并在30天内补入放射性环境监测表之后,取不到样的特殊位置可以从监测表中删去根据技术规格书
6.6的要求,应在本年度的放射性废液排放年报中为此改变提交文件,说明取不到样品的原因和新取样位置选择的合理性d.技术规格书
3.
0.3和
4.
0.4的条款不适用监测要求
4.12应依据表
3.12-1的要求从放射性环境监测表所列取样位置收集放射性环境监测样品并且按照表
3.12-1要求的检测能力进行分析3/
4.12-1表
3.12-1秦山核电厂环境监测表项目监测对象监测种类及核素取样或测量频度取样或测量点分布布点数年样品数测量数年样品分析数备注空间γ辐射照射量率γ连续点1—关键点主导风向下侧
2.2km最近居民点点2—厂前区主导风下侧
0.5km点3—非主导风向下侧
2.5km居民点3设备尚未到货暂时不监测γ季按
22.5°方位角布点,近密远蔬详见“取样点分布图”47188累积剂量γ季原则同上45172大气及沉降气溶胶总α、总β90Sr、137Cs、239Pu、γ-核素8天/月季点1点13—非主导风向下侧8km处环境监测站武原镇2968192322天1个样每季12个样合并进行核分析沉降物总β90Sr、137Cs、γ-核素、雨水中3H月点1月分析点1355季分析点
1、点13点55-65km处对照点326203060土壤90Sr、239Pu、Uγ-核素年主导风向下侧30km内8点及点559936农蓄产品稻米小麦青菜罗卜90Sr、137Cs、γ-核素γ-核素90Sr、137Cs、131Iγ-核素90Sr、137Cs、γ-核素年点155及20km内5点777772172821牛奶牧草油菜籽桑甘蔗茶90Sr、137Cs、131I90Sr、137Cs、131Iγ-核素γ-核素γ-核素γ-核素90Sr、137Cs、γ-核素半年半年年年年年点5025km处奶场点54-30km处奶场及对照点55奶场点1点55点7点56-杭州点1点55点6-厂址对岸2km处白塔山岛点4和点56332223662223182422293/
4.12-2表
3.12-1续秦山核电厂环境监测表项目监测对象监测种类及核素取样或测量频度取样或测量点分布布点数年样品数测量数年样品分析数备注农产蓄品羊全研究骨中90Sr肉中137Cs、γ-核素甲状腺中131I年点1点55各三头2516每点做一个甲状腺样及做一个γ-核素样海洋海水90Sr、137Cs、3Hγ-核素、U半年取水口、排水口各一点距排水口
0.6-
0.8km处3点距排水口
1.6-
1.8km处4点距排水口10km处1点舟山渔场1点1122110海底淤泥γ-核素半年距排水口
0.6-
0.8km处2点距排水口
1.6-
1.8km处2点488海滩土γ-核素年点2—厂区毛灰山点5—厂址南侧
1.5km处海滩点7—厂址北侧4km处海滩点55—厂址北侧25km处海滩对照点444海产品海蜇鲻鱼齐鱼青蟹带鱼、墨鱼γ-核素90Sr、137Cs、γ-核素90Sr、137Cs、γ-核素γ-核素90Sr、137Cs、γ-核素年年年年年点1点15点53点5舟山渔场121111211216316指示生物牡蛎松叶苔藓γ-核素γ-核素γ-核素年年年点2厂址西侧方家山一点、西南侧秦山一点、点6点7点6132132162其它陆水湖塘水饮用水90Sr、137Cs、3H、Uγ-核素90Sr、137Cs、3H、Uγ-核素半年年点1点55点
1、点4及海盐水源井23462030西瓜桔子γ-核素γ-核素年年点57—厂址北侧25km处平湖、点55点
6、点38—厂址西南侧11km处的南北湖222222总计总布点数171点年样品总数645个年样品分析总数705个3/
4.12-3关于
3.0和
4.0运行限制条件和监测要求的依据B.3/4-0B.
3.0适用范围依据本节技术规格书给出适用于3/4节内每项运行限制条件和监测要求的总要求它们给技术规格书的3和4节提供了基础,但___由10CFR
50.36所规定的那些技术规格书的一部分B.
3.
0.1此技术规格书从已定义的运行模式或其它规定条件方面规定了每一技术规格书的适用性,对每一适用的技术规格书则作了一些专门的描述B.
3.
0.2此技术规格书规定了一些必需的条件使得与各个单独的运行限制条件及相联的措施要求相一致B.
3.
0.3此技术规格书阐述了在措施条款中未予直接说明以及某些措施条款的出现会与技术规格书的意图相冲突的情况下要采取的措施例如,技术规格书
3.
5.1要求每个反应堆冷却剂系统的安注箱是可运行的并对一个安注箱不可运行时给出明确的措施要求在技术规格书
3.
0.3的条文中,如果一个以上的安注箱不可运行,电厂要求在1小时以内至少处于中间停堆A阶段并且在随后的30小时内处冷停堆状态B.
3.
0.4此技术规格书给定要进入一种运行模式或所规定的其它适用条件必须具备(a)全套所需系统、设备或部件是可运行的,(b)运行限制条件所规定的所有其它参数应予满足而不考虑措施条文中所包含的允许偏离和故障停用的条款该条款的含义是要保证所要求的设备或系统不可运行时或者其它规定的限值被超过时不会启动电厂进行运转对于数量有限的一些技术规格书的有关条款,当带不可运行设备进行启动不会影响电厂安全时,对此条款还给出一些例外在一些适当的技术规格书的措施条文中对这些例外进行说明B.3/
4.0-1B.
4.0适用范围依据B.
4.
0.1此技术规格书给出了为确保运行限制条件得以满足所必需的监测活动以及在不同运行模式下或运行限制条件为适用的其它工况下需执行的监测活动在各单独的监测要求中给定了不考虑适用的运行模式或其它工况进行附加监测活动所需的条款B.
4.
0.2此技术规格书的这些条款给出了进行超出正常监测间隔所规定的监测活动时的允许偏差因为进度和性能方面的考虑,应在运行中留有一定的灵活性,这些允许偏差也是必需的这些偏差的值,不管是单独一次试验间隔中取的还是在连续的三次试验间隔中所取的,都应有一定的限制而足以保证与监测活动相关联的可靠性不会大大降低,而超出从名义的规定间隔中所得结果B.
4.
0.3此技术规格书的这些条款给出了一种准确则用以确定是否与运行限制条件中的可运行性要求相一致按照这些准则如果有关的监测活动已经在规定的时间间隔内满意进行过了,那么即假定那些设备、系统和部件都是可运行的此条款中并无任何内容直接用于定义设备、系统和部件的可运行性,当这些项目被发现或得知是不可运行时,仍满足监测要求B.
4.
0.4此技术规格书确保与运行限制条件相关的监测活动在进入运行模式或其它适用工况之前于规定的时间间隔内执行该条款的目的旨在确保可令人满意地证实这种监测活动使运行限制条件的可运行性要求得以满足在这技术规格书条文的规定下,例如在电厂初始启动时或在延伸的计划停堆时,必须在使系统或设备置于或返回到可运行状态之前的规定监测时间间隔内进行适用的监测活动B.
4.
0.5此技术规格书确保A__E规范1,2和3级部件的在役检查和A__E规范1,2和3级泵、阀的在役检查将如10CFR
50.55a所要求的那样,按照A__E锅炉和压力容器规范及附录的第Ⅺ卷的不断定期更新的最新版本进行上述要求的任何放松须有国家核___的书面文件,并且不属此技术规格书内容B.3/
4.0-2B.3/
4.1反应性控制系统依据B.3/
4.
1.1硼液控制B.3/
4.
1.
1.1和B.3/
4.
1.
1.2停堆深度足够的停堆深度应保证1)反应堆可以在各种运行情况达到次临界,2)与假想事故工况有关的反应性瞬态可控制在允许的限制范围内,3)反应堆可保持足够的次临界度以防止停堆情况下意外的临界停堆深度的要求在整个堆芯的寿期内随着燃料的燃耗,反应堆冷却剂系统硼浓度和冷却剂系统的平均T__g而变化最严格的限制情况发生在寿期末,T__g处于零功率运行温度下发生假想的主蒸汽管道破裂事故而造成不可控的反应堆冷却剂系统的冷却在该事故的分析中要求一定的初始最小停堆深度以控制反应性瞬态因此,停堆深度要求是建立在此限制条件的基础上并且与FSAR的事故分析假设相一致B.3/
4.
1.
1.3硼稀释应使反应堆冷却剂系统硼浓度降低过程中反应性的变化是渐变的减硼有关的反应性变化率将在操纵员可识别,可控制的范围内B.3/
4.
1.
1.4慢化剂温度系数(MTC)慢化剂温度系数(MTC)的限值用以确保在事故分析和瞬态分析中所用的假设在每个燃料循环期保持有效为测量每个燃料循环期的MTC所规定的监测要求可满足证实MTC值的要求,因为此温度系数变化缓慢,并且主要是由于伴随着燃料的燃耗,反应堆冷却剂系统中硼浓度的降低而引起的验证测得的MTC值是否在其限值范围内确保了温度系数的每一燃料循环的整个寿期内可保持在允许值范围内对MTC的限制保证了此温度系数保持在FSAR事故分析和瞬态分析对此参数所假设的限制条件内此技术规格书中的MTC值适用于一组特定的电厂运行工况;因此对已经明确指明了状态以外的工况下的MTC值的验证,则要求外推到那些工况,以便进行精确比较每个燃耗循环初期和循环后期MTC进行监测是合适的,它可证实由于MTC随着燃料燃耗、反应堆冷却剂硼浓度的减少变化缓慢,慢化剂温度系数仍保持在限值范围内B.3/
4.1-1B.3/
4.
1.
1.5最低临界温度此技术规格书保证反应堆冷却剂系统平均温度小于280℃时不会达到临界要求规定这限制来保证
(1)慢化剂温度系数在分析用的温度范围内,
(2)保护系统仪表处于正常运行范围,
(3)稳压器能在有蒸汽空间情况下处于可运行状态,
(4)反应堆压力容器在其最小脆性转化温度RTNDT上B.3/
4.
1.2硼液系统硼注入系统可确保在每种运行模式下提供控制用的负反应性执行这种功能所需部件包括
(1)硼水源,
(2)上充泵,
(3)分开的流道,
(4)硼酸驳运泵在反应堆冷却剂系统(RCS)的平均温度高于60℃时,须能至少提供两个分开而多重的硼注入系统,以保证在由一种假设的故障造成一个系统不可运行的__中,仍有一个系统有完成其功能的能力所允许的停用时间应保证可完成设备的少量修理工作,而不会在修理期间由于注入系统故障对整个电站设施的安全造成不适当的风险每个系统的硼化能力能足以对运行工况提供适当的停堆深度,这里已考虑氙衰变以及冷却到60℃的因素当反应堆冷却剂系统温度低于60℃时,一个硼注入系统是可接受的而可不考虑单一故障,因为此时反应堆情况是稳定的,同时,附加了限制条件禁止在有一个注入系统不可运行的__中进行堆芯的更换和有正反应性变化的操作要求硼水位的反应性能力在低于60℃时,考虑了氙衰变及从60℃冷却到50℃情况,能足以提供1%△K/K停堆深度所容水体积的限值包括由于排水管线的位置和其它物理因素而无法利用的水体积所应留的余量一个硼注入系统在换料期间的可运行性确保了此系统可用于运行模式6时的反应性控制B.3/
4.
1.3可__控制组件(控制棒)本节技术规格书保证了
(1)维持可接受的功率分布极限,
(2)维持最小停堆深度,
(3)限制了控制棒失步对相关的事故分析的可能的影响规定控制棒位置指示器的可运行性用于确定控制棒位,因此保证符合控制棒齐步和插入极值的要求允许有限度的偏离基本要求的措施条文通常同时附带有附加的限制条件以B.3/
4.1-2保证满足原始的准则一束控制棒失步要求测量峰值因子或限制热功率,此两个限制条件中的任一个都应确保持续运行中燃料棒的完整性此外,须复核受到控制棒失步影响的事故分析,以确认其结果在未来的运行中仍保持有效最大落棒时间限制须与事故分析所用的假设落棒时间一致在T__g≥280℃及全部反应堆冷却剂泵运转情况下进行的测量,确保了测得的落棒时间代表在反应堆运行工况下紧急停堆所经历的控制棒插入时间要求对控制棒和控制棒棒位指示器的可运行性按每12小时一次的名义要求进行验证,如果自动监测通道不可运行,则要求按更高的频度进行验证这些验证频度须对保证满足适用的运行限制条件(LCO)是合适的B.3/
4.1-3B.3/
4.2功率分布极限依据本节技术规格书用于保证在Ⅰ类工况
①(正常运行)和Ⅱ类工况
①(一般事故)__下燃料的完整性,这要求(a)在正常运行和短时间瞬态情况下保持堆芯的最小DNBR≥
1.42,b限制裂变气体释放、燃料芯块温度包壳机械性能在设定的设计准则内此外,对Ⅰ类工况下线功率密度峰值的限制,保证了LOCA分析中假设的初始条件得到满足,同时应急堆芯冷却系统的验收准则燃料包壳温度1200℃的限值不会突破本技术规格书中所用的热管和峰值因子的定义如下Fq(Z)热流密度热管因子,定义为堆芯高度Z处燃料棒表面的最大局部热流密度与燃料棒的平均热流密度之比,并考虑到燃料芯块和燃料棒的制造公差FN△H核焓升热管因子,定义为线功率沿燃料棒长度积分中的最高积分功率与平均燃料棒功率比FXX(Z)径向功率峰因子,定义为在堆芯高度为Z的平面处功率密度峰值与平均功率密度之比B.3/
4.
2.1轴向功率偏差(AFD)轴向功率偏差限值确保FQ(Z)无论在正常运行或伴随功率变化而来的氙再分布情况下,不超过归一化轴向峰值因子乘以
2.9构成的包络线上界功率偏差目标值在平衡氙条件下确定控制棒可按照其各自的插入极限的限制置于堆芯内,在高功率水平稳态运行时控制棒应插在正常棒位附近,在这些条件下得到的功率偏差目标值与额定热功率份额之比就是与堆芯燃耗情况有关的额定热功率下的功率偏差目标值其它热功率水平下的功率偏差目标值可由额定热功率的轴向功率偏差值乘以相应的热功率份额而得到,必须定期更新功率偏差目标值必须反映堆芯燃耗情况虽然总希望电站运行的轴向功率偏差处在规定的目标带内,但在电站热功率快速降低时控制棒__将引起AFD偏离出低热功率水平的目标带之外,这种偏离不会造成对氙重新分布很大影响而改变峰值因子的包络线,此峰值因子在此后返回到额定热功率时可能达到(此时AFD在目标带内),如果发生上述偏离的时间是有限的话因此,对于运行在目标带外但仍在图
3.2-1限值内而且功率在50%到90%额定热功率之间的情况,规定了前24小时内累计越带偏离1小时的限制条件,对于热功率在15%到50%额定热功率之间的情况,AFD
①定义见最终安全报告第4章反应堆B.3/
4.2-1偏离到目标带以外的影响要小一些,实际越带偏离2小时的限制就反映了这种情况AFD的自动监测由电站处理计算机通过AFD监测__装置进行,每一分种计算机确定可运行的堆外探测器输出的平均AFD值并且立即提供__信息,如果可运行的堆外测量通道给出的平均AFD越出目标带并且热功率高于90%额定热功率的话在电站运行于50%到90%的额定功率和15%到50%的额定功率时,如果越带偏离时间积累分别超过1小时和2小时的限值,计算机输出__信息B.3/
4.
2.2和B.3/
4.
2.3热流密度热管因子FQ(Z)和核焓升热管因子FN△H对热流密度热管因子和核焓升热管因子的限制,确保1)局部功率密度峰和最小DNBR的设计限值不被超过,和2)在LOCA事故下燃料包壳温度峰值不超过1200℃这个ECCS验收准则的限值这些热管因子每个都是可测量的,但通常只是定期地按照技术规格书
4.
2.2和
4.
2.3规定进行测定如果满足下列情况,这种定期监测的方法足以确保热管因子保持在限值范围内a、控制棒组内的各束棒应保持同时__每组棒的要求棒位和实测棒位的指示偏差在14步内;同一棒组内的棒位最高和最低二束棒的实测棒位和要求棒位指示偏差在14步内b、控制棒按照技术规格书
3.
1.
3.5所给出的棒组重叠方式顺序提棒或插入;c、技术规格书
3.
1.
3.5中的控制棒插入极限仍须保持;d、表示轴向功率分布的轴向功率偏差维持在限值内如果上述a到d的条件都得以满足,FN△H将保持在它的限值范围内在测量FQ时,必须考虑实验误差和制造公差而留有一定的余度当用堆内测量系统给出全堆芯通量分布时需适当地考虑5%的测量误差及考虑4%的制造公差堆芯的FN△H的分析考虑不确定性也需包含10%的不确定性,这意味着正常运行时应为FN△H≤
1.67/
1.1取10%的误差基于下列考虑a、径向功率分布形状的异常扰动,譬如由棒失步造成的径向功率分布扰动,对FN△H的影响比对FQ更直接b、虽然控制棒__直接影响到能否把FN△H限制在其限值范围内,但这种控制方式不能容易地应用于限制FQc、启动物理试验中测得的关于功率分布形状预期值的误差,对于FQ来讲可由约束轴向通量分布加以补偿,但对FN△H就不能轻易进行这种补偿B.3/
4.2-2B.3/
4.
2.4象限功率倾斜比象限功率倾斜比限值保证径向功率分布满足发出功率能力分析中所用的设计值要求启动试验中要测量径向功率分布,在功率运行中要定期地测量径向功率分布象限功率倾斜比限值取
1.02,达到这个值时就要求采取正确动作,当发生X-Y平面功率倾斜时,可以根据DNBR和线功率密度进行保护限值
1.02的选取对指示功率倾斜的不确定性留有余量当运行时的功率倾斜情况介于倾斜比
1.02和
1.09之间时,有2小时的时间余量来确定和纠正掉落的或失步的控制棒如果采取了这种行动尚不能纠正此倾斜的话,就要对超过
1.0的每1%倾斜降低功率3%以恢复对FQ的不确定性所留的裕度B.3/
4.
2.5DNB参数对与偏离泡核沸腾(DNB)有关的参数的限制保证每一个这种参数都可保持在瞬态和事故分析中所假设的正常稳态运行包络线以内这些限值须与最终安全分析报告的初始假设一致,并且通过分析证实这些限值取值适当,能使所分析的每个瞬态保持最小DNBR不小于
1.42通过仪表的读出,每12小时对这些参数进行定期的监测,足以保证在负荷变化和其它的预期瞬态运行后,这些参数可恢复到它们的限值范围内每18个月定期测量反应堆冷却剂系统(RCS)的总流量,以探测流动有否降低和确保流量指示通道与所测的流动的相关性,从而使指示百分流量足以验证12小时定期测得的流量值B.3/
4.2-3B.3/
4.3仪表依据B.3/
4.
3.1和B.3/
4.
3.2停堆保护系统仪表和专设安全设施仪表停堆保护系统和专设安全设施(ESF)的仪表系统及联锁的可运行性确保
(1)当每个通道或通道组合监测的参数超过其整定值时,将触发相关的专设安全设施(ESF)运行和/或反应堆紧急停堆,
(2)保持规定的符合逻辑,
(3)保持足够的多重性,允许试验或维修时有一个通道停止工作,
(4)系统有足够的功能和能力从多样性参数方面满足停堆保护系统和专设安全设施的用途要求如果在电站的设计中设置了安全保护和减轻事故及瞬态的系统,要求这些系统的可运行性就是要提供整体可靠性、多重性和多样性这些系统中每一个系统的整体运行都与事故分析采用的假设条件相一致对这些系统规定的监测要求确保系统整体功能保持在与初始设计标准相近的水平上以最低频度进行的定期监测试验足以证实这种能力按规定频度测量响应时间,可保证与每个通道相关联的保护动作功能和专设安全设施的动作功能,可在事故分析所假设的限定时间内完成在分析中则并不依赖这些通道的响应时间响应时间可以用任何一列依次的、重叠的或全通道试验测量进行验证,如果这些试验能验证全通道响应时间的话敏感元件响应时间的验证可由下列任一方法进行
(1)就地、厂内或厂外试验测量,或
(2)利用已经合格鉴定过响应时间的敏感元件进行替换测量B.3/
4.
3.3监测仪表B.3/
4.
3.
3.1辐射监测仪表辐射监测通道的可运行性将保证
(1)由各个通道在其工作区域内连续测量辐射水平;
(2)当辐射水平超过__(或脱扣)阈值时触发__或联动B.3/
4.
3.
3.2可__式堆内探测器可__式堆内探测器在所规定的最低设备配套下的可运行性,须确保用此系统测得的数值能精确代表堆芯内中子通量空间分布B.3/
4.
3.
3.3地震仪表B.3/
4.3-1地震仪表的可运行性须确保其有足够的能力立即确定地震__的大小,并评估安全方面重要性能的响应,还要求能对测得的响应与电厂设计所用的基准进行比较,其能力须与建议的地震仪表一致对报告的要求按照我国的有关标准或参考ANSI标准N693的推荐做法B.3/
4.
3.
3.4气象仪表气象仪表的可运行性须确保可给出足够的气象数据,以估计由于放射性物质的日常释放或事故释放到大气中,造成公众可能受到的放射性剂量大小它的这种能力用以评估是否需要启动保护手段以保护公众的健康和安全,并与厂外气象监测计划相一致B.3/
4.
3.
3.5远距离停堆仪表远距离停堆仪表的可运行性须确保有足够的能力在主控室外进行停堆和保持在热停堆状态在主控制室失去可居留性__中要求其有此种能力B.3/
4.
3.
3.6事故后监测仪表事故后监测仪表的可运行性须确保能在事故后对给定电厂参数给出足够信息以监督和评价这些参数这种能力与轻水冷却核电厂中用以评价事故中及事故后电厂工况所推荐的仪表要求相一致B.3/
4.
3.
3.7氯气探测系统本电厂未设氯气探测系统B.3/
4.3-2B.3/
4.
4.4反应堆冷却剂系统依据B.3/
4.
4.1反应堆冷却剂环路电厂设计按所有冷却剂环路都运行并在正常运行和预期瞬态过程保持DNBR大于
1.42当一条反应堆冷却剂环路不运行时反应堆便停堆反应堆冷却剂系统可以按下列方法防止超压瞬变和不使它超过限值
(1)限制稳压器的水容积以便一回路冷却剂膨胀进入稳压器,或
(2)当各蒸汽发生器的二回路水温高于反应堆冷却剂系统冷段温度以上28℃时,限制启动反应堆冷却剂泵保持不工作环路中硼浓度大于或等于工作环路中硼浓度的要求可保证工作环路启动过程不会使堆芯引入反应性在启动不工作环路前,先验明不工作环路中的硼浓度以便再次保证不工作环路的硼浓度是合适的启动不工作环路将会使冷水流到堆芯由于冷水流入而造成的反应性瞬变,可由推迟不工作环路的启动直到它的温度达到不低于工作环路11℃,而减到最小程度在环路启动前确定反应堆次临界,可以防止由于冷水招致反应性瞬变而造成任何功率尖峰B.3/
4.
4.2安全阀稳压器安全阀的工作可以防止反应堆冷却剂系统压力超过
18.9Mpa
192.5Kgf/cm2的安全限值每台安全阀设计排放压力
17.6Mpa180Kgf/cm2下的排放容量为80t/h饱和蒸汽单台安全阀的排放容量足够适应停堆过程发生的超压情况下的排放如果所有安全阀都不能工作,则使一个可工作的余热排出环路接入反应堆冷却剂系统,以提供超压排放能力和防止反应堆冷却剂系统超压运行中稳压器安全阀都必须可工作,以防止反应堆冷却剂系统压力超过
18.9Mpa
192.5Kgf/cm2的安全限值所有安全阀的组合排放能力大于全部甩负荷并且在停堆保护系统达到第一个停堆整定值前不紧急停堆(即不考虑甩负荷时直接紧急停堆的效益),以及同时假设动力卸压阀或蒸汽排放阀都不运行时所造成的最__动率安全阀起座整定值的验证只能在停堆时按照A__E锅炉和压力规范第Ⅺ卷的规定进行B.3/
4.
4.3稳压器稳压器中的汽腔可保证反应堆冷却剂系统不处于水实体状态并能适应运行中的压力波动汽腔同时可保护稳压器的安全阀和动力卸压阀不会排放水动力卸压阀和汽腔的作用是在所有设计瞬态包括设计阶跃减负荷并有蒸汽排放B.3/
4.4-1的情况下,使反应堆冷却剂系统卸压动力卸压阀的动作可使弹簧加载的稳压器安全阀的不必要开启减到最少B.3/
4.
4.4卸压阀反应堆冷却剂系统(RCS)压力在一些设计瞬态下会升高,这些设计瞬态包括其程度直至“有蒸汽旁路排放的负荷阶跃减少”瞬态工况,动力卸压阀功能是使RCS可以在这些瞬态下卸压动力卸压阀可运行可以使稳压器的弹簧加载型安全阀的意外开启减少到最少每台动力卸压阀串接一台远距离操作的隔离阀,以备万一卸压阀不可运行时,可提供有效的关闭能力B.3/
4.
4.5蒸汽发生器检查蒸汽发生器管子的监测要求可以保证反应堆冷却剂系统这部分的结构完整性得到保持蒸汽发生器管束的在役检查对有机械损坏迹象或由于设计和制造错误引起不断退化,或由使用条件造成腐蚀情况下的管子状况保持监测是很重要的蒸汽发生器管束的在役检查也对管子退化的性质和原因提供定性方法,以便采取校正措施要求电厂以这样一种方式运行,使二回路冷却剂保持在水化学限值以内因而对蒸汽发生器管子造成的腐蚀可以忽略如果二回路冷却剂不维持在这些水化学限值以内,则局部腐蚀很可能造成应力腐蚀破裂在运行中,破裂程度是以蒸汽发生器管子的一回路冷却剂系统和二回路冷却剂系统之间的泄漏限值(一回路到二回路的泄漏为一台蒸汽发生器
0.227m2/h的最大泄漏)作为限制的运行中一回路向二回路泄漏小于此限值的破裂能有足够安全裕度以经受正常运行和假设事故时的载荷运行电厂已证明一回路向二回路的泄漏能够很快由蒸汽发生器排污水的辐射监测仪及主蒸汽管道N16监测仪检查出来泄漏超过此限值时,要求电厂停止运行并进行非计划的检查,找出泄漏的管子加以封堵正确的二回路冷却剂化学处理,不大可能引起耗蚀性的缺陷不过,如果在使用中产生了缺陷,则可在蒸汽发生器管子的计划性在役检查中被发现对于缺陷管子名义壁厚40%堵管限值的所有管子均要求加以封堵运行电厂对蒸汽发生器管子的检查,证明能可靠地查出已穿透20%原来壁厚的退化管子当蒸汽发生器管子的检查结果落入C—3分类时,应把这些结果按照规格书
6.6,在电厂恢复运行前按HAF0502—1迅速报告给国家核___国家核___将根据具体情况考虑,需要时可能要求进行分析、实验室审查、试验、补充涡流检查,以及修改技术规格书B.3/
4.
4.6反应堆冷却剂系统(RCS)泄漏B.3/
4.
4.
6.1泄漏检测系统本规格书要求反应堆冷却剂系统的泄漏检测系统能监测和检查反应堆冷却剂压力边界的泄漏这些检测系统是与反应堆冷却剂压力边界泄漏检测系统的推荐内容一致的B.3/
4.
4.
6.2运行的泄漏B.3/
4.4-2经验表明可以预计从反应堆冷却剂系统有一定__的泄漏,其中不可识别的泄漏部分可以减少到小于
0.227m3h的限值,该限值是足够低的,可以保证早期探测到额外泄漏可识别的泄漏限值
2.27m3h为已知来源的泄漏规定了容许的__这种泄漏不会妨碍泄漏检测系统对不可识别的泄漏的检测受控制的泄漏限值是对反应堆冷却剂泵运行在反应堆冷却剂系统名义压力
15.2MPa表压力和供应冷却剂泵密封水的调整阀完全开启下,密封水的总流量超过
0.9×2m3h时加以限制该限制保证失水事故时安全注射流量不会低于事故分析中的假定值未从反应堆冷却剂系统隔离的所有蒸汽发生器总的管子泄漏限值为
0.227m3h,它可保证在蒸汽发生器管子破裂或蒸汽管道破裂事故时,使由于管子泄漏而造成的剂量贡献,限制到国标GB—6249—86限值的一小份额
0.227m3h的限值是与这些事故分析中采用的假设一致的一台蒸汽发生器
0.227m3h的泄漏限值,保证在主蒸汽管道破裂或失水事故条件下蒸汽发生器管子的完整性得以保持任何量的压力边界泄漏均不容许,因为它可能表明压力边边界即将大破坏所以任何压力边界泄漏均要求迅速使机组进入冷停堆工况B.3/
4.
4.7水化学反应堆冷却剂系统的水化学限值可保证反应堆冷却剂系统的腐蚀为最少,并可减少反应堆冷却剂系统由于应力腐蚀而造成的可能泄漏或破坏使水化学(参数)维持在稳态限值以内,可提供适当抗腐蚀性以保证反应堆冷却剂系统在电厂寿命期内的结构完整性,氧、氯化物和氟化物超过限值的综合影响是与时间和温度有关的当控制浓度水平超过稳态限值而达到瞬态限值时,在特定的时间限制内可以继续运行而不会显著影响反应堆冷却剂系统的结构完整性在瞬态限值以内允许继续运行的时间限制,为采取校正行动使控制浓度恢复到稳态限值以内提供时间规定的监测要求保证有足够时间,可检测出浓度超过限值并采取校正行动B.3/
4.
4.8比活度只要在堆冷却剂比活度的限值以下运行,可以确保当一次侧漏往二次侧的定态泄漏率为
0.227m3h时发生蒸汽发生器管子破损事故,该事故造成的厂区边界处2小时的剂量值只为10CFR100指标值的1个小的分额该比活度限值是根据美国核管会对典型厂址进行的参数评价结果而制定的限值与秦山核电厂的具体情况比,评价中所用的厂址边界位置,气象条件等参数均是偏保守的国家核___将确定重新评价本厂址比活度限值时与厂址有关的具体准则经B.3/
4.4-3过再评价,有可能得出更高值的限值为适应热功率变化后可能发生的碘尖峰现象,措施说明中允许在堆冷却剂I-131剂量当量比活度>
5.92×104Bq/g,但在图3.4-1所示的允许限值以内的条件下,继续运行一段时间,I-131剂量当量比活度超过
5.92×104Bq/g但在图3.4-1限值以内的运行时间不得超过机组年度总运行时间的10%将T__g降至<260℃,可以阻止蒸汽发生管子破损事故的活性释放,因为此时堆冷却剂的饱和压力低于蒸汽大气释放阀的起跳压力监测要求可以确保在比活度过高时可探测到并有足够的时间采取纠正措施,已获得的碘尖峰信息,将用于评价碘尖峰现象的有关参数如果已获得的数据证明,是恰当的话,可以降低功率变化后同位素分析的频度B.3/
4.
4.9压力/温度限值启动和停难期间的温度和压力变化应予以限制,使之符合A__E规范第Ⅲ卷附录G中所给出的要求
1、反应堆冷却剂温度和压力及系统启动和停堆的升、降温与升、降压速率(以下称启动、停堆速率)应被限制于符合图3.4-2中对于第一个满功率运行周期的曲线(稳压器除外)
(1)对于特定的温度变化速率所允许的压力与温度的组合居于所示限值线的__和右方对于所给线之间的冷却速率限值可由内插法求得
(2)图
3.4-2仅规定了确保防止脆性破坏的限值,对于正常运行,系统其它装置特性,诸如泵供热特性,稳压器加热器容量特性等可以限制可能导至超过一定压力—温度范围的启动和停堆速率
2、这些限值线用下述方法定期进行计算
3、如果容器温度低于RTNDT+33℃则蒸汽发生器二次侧不能进行升压
4、稳压器启动和停堆的升、降温速率应不超过55℃/h时如果稳压器和喷雾流体之间温差大于144℃,则喷雾器应不再使用
5、系统役前水压试验以及在役泄漏试验和水压试验压力应符合A__E规范第XI卷的要求每一试验之前应对限定的RTNDT按通量曲线(图B.3/
4.4—1)或根据由反应堆容器监督大纲得到的实测数据加以调整反应堆容器铁素体材料的断裂韧性性能按A__E规范一1983和ASTME-185以及附加的反应难容器要求确定并根据A__E第Ⅲ卷附录G
(1983)对有关性能加以评价启动和停堆限值曲线的计算,使用服役寿期中24个等效满功率年(EFPY)末期的零延性基准温度RTNDT的最大限制值选择24EFPY使用寿命周期为了使堆芯区(1/4)T部位处限定的RTNDT大于限定的未经辐照材料的RTNDT选择这样一种限定的RTNDT可以保证RCS中所有部件将按所采用的规范要求保守地运行B.3/
4.4-4反应堆容器材料已经试验确定其初始RTNDT;有关结果见表B.3/
4.4-l反应堆运行和综合的快中子(E>lMEV)辐照可引起RTNDT的升高,因而基于上述材料的通量和铜含量使用图B.3/
4.4-1和B3/
4.4-2可以预估调整的基准温度图
3.4-2的启动和停堆限值曲线包含了24EFPY末期RTNDT的升高值以及对于测量压力和温度仪器的可能误差的调整以这一方法确定的△RTNDT值可一直用到按ASTME-185考虑的材料监督大纲得出结果第一个样品管将于第一个堆芯循环末期抽出接下的样品管接ASTME—185和10CFR50附录H的要求进行抽取当根据辐照监督管确定的△RTNDT超过按当量样品管辐照剂量计算的△RTNDT时,启动和停堆曲线必须重新计算对于各种启动和停堆速率所允许的压力一温度关系用A__E规范第Ⅲ卷附录G所给出的方法计算计算启动和停堆限值曲线的一般方法基于线弹性断裂力学原理计算过程中首先假设一个半椭圆表面缺陷,深(1/4)T,长(3/2)T(T壁厚)分别存在于容器内壁和外壁这一假想裂纹的尺度参照A__E规范第Ⅲ卷附录G,作为基准裂纹,是当今在役检查技术完全有能力检测出的,因而由这一基准缺陷所得出的反应堆运行限值曲线是保守的,并能对于防止脆性断裂提供足够的安全裕度为了保证辐照脆化效应能在限值曲线中加以考虑,而采用了零延性基准温度RT的最大限定值这包含了辐照产生的升高值△RT,(相应于启动和停堆曲线所依据的周期的末尾)A__E规范第Ⅲ卷附录G中计算各种启动和停堆速率下允许限值曲线的方法规定启动或停堆期间任一时刻的热应力和内压载荷应力组合的总应力强度因子KI不得大于相应此刻金属温度下的基准应力强度因子KIRKIR由基准断裂韧性曲线,或称KIR曲线(如A__E规范附录G中所定义)得到KIR曲线由如__程给出KIR=
29.43+
1.344eXp[
0.026(T-TRNDT+__)]……………………
(1)式中,KIR是基准应力强度因子,是金属温度T和金属无延性基准温度(脆性转变温度)RTNDT的函数于是可得启动一停堆分析的控制方程为CKIm+KIt<KIR……………………………………………………………
(2)式中KIm为膜应力(内压载荷)产生的应力强度因子(下称SIF)KIt为温度梯度产生的SIFKIR为规范给定的温度与材料的RTNDT的函数C=
2.0对干A级和B级使用限制B.3/
4.4-5在启动和停堆瞬态期间任意时刻,KIR都是由假想裂纹尖端处的金属温度相应的RTNDT值和基准断裂韧性曲线来确定的由容器壁温度梯度引起的热应力计算得到后,相应的热应力强度因子KIt即可针对基准缺陷而求得然后按方程
(2)求得由压应力强度因子,由此即可算出允许的压力停堆计算停堆期间冷却剂温度下的允许压力时,规范基准缺陷假设在容器内壁停堆期间,缺陷控制部位总是在内壁,因为温度梯度于内壁产生拉应力而且随冷却速率增加而增加允许的压力——温度关系按稳态和有限的冷却速率两种情况给出根据这些关系对感兴趣的每种冷却速率建立综合的限值曲线在停堆分析中需要使用综合曲线,因为停堆过程的控制应根据反应堆冷却剂温度的测定,而限定的压力实际下取决于假设缺陷尖端的材料温度停堆过程中容器(1/4)T部位温度高于内径处工质的温度显然对于稳态情况并不如此而已,因而,在任意给定的反应堆冷却剂温度下按有限冷却速率导出的△T于(1/4)T部位产生的KIR值高于稳态运行情况进而,如果KIR的增加超过了KIT,那么计算的停堆过程中的允许压力将大于稳态值由于不能对(1/4)T部位的温度直接控制,需要如上过程因而如果停堆过程中某一时间,间隔内速率减少,可能尚未察觉已超出许用压力,使用综合曲线就会排除这种情况,从而保证了系统在整个停堆期间中可保守地运行启动为了确定有限升温速率下的限值曲线,需要进行三种计算停堆分析作出后,假设容器内壁存在(1/4)T的缺陷,对稳态以及有限升温速率状态导出允许的压力——温度关系启动期间温度梯度在内壁产生的压缩应力减缓了内压产生的拉伸应力裂纹尖端处的金属温度滞后于载热剂温度,因而启动期间对于(1/4)T裂纹的KIR小于稳态工况同样的冷却剂温度下对于(1/4)T裂纹的KIR启动过程中,特别是瞬态末期,可能存在这种情况,即热应力压应力和稳态与有限的升温速率下不同的KIR的影响不能相互补偿,基于稳态工况的压力——温度曲线不再是有限的升温速率下所有类似曲线族中的低限(考虑(1/4)T缺陷)因而,为了保证在任意冷却剂下得到对稳态和有限升温速率计算的许用压力的下限值,必须对两种情况都作分析启动分析的第二部分是关于假设(1/4)T深缺陷在外表面的压力——温度限制计算与处于容器内表面的情况不同,启动期间于外表面形成的温度梯度产生拉应力,趋向于增强内压产生的应力这些热应力当然取决于升温速率和在升温曲线上的时刻(或冷却剂温度)两种情况进而因为在外壁的热应力是拉伸应力并随升温速率增加而增加,就不能确定一个下限曲线,相反,对于每一种有意义的升温速率都必须另行分析B.3/
4.4-6表B.3/
4.
4.
4.1反应堆容器韧性及铜、磷含量数据部件材料Cu%P%TNDTRTNDT上平台能量Kgf-m上封头顶SA-53__CL.1(板)
0.012-10℃–10℃≥
10.4上封头法兰SA-508CL.3(锻)
0.
050.012-10℃-10℃≥
10.4接管段SA-508CL.3(锻)
0.
050.012-20℃-20℃≥
10.4入口接管SA-508CL.3(锻)
0.
050.012-10℃-10℃≥
10.4出口接管SA-508CL.3(锻)
0.
050.012-10℃-10℃≥
10.4下筒体、下封头环SA-508CL.3(锻)
0.
050.012–20℃-20℃≥
10.4下封头底SA-53__CL.1(板)
0.012-10℃-10℃≥
10.4以上据VGG361191/4,2/4给出B.3/
4.4-7其次,在对于稳态和有限升温速率两种情况产生压力——温度曲线后,按如下所述产生最终的极值曲线逐点比较稳态和有限升温速率数据由此构造一条综合曲线在任意给定温度下许用压力取所考虑的各曲线三种数值中的小者为了设定保守的启动限值有必要使用综合曲线,因为在整个启动过程中控制条件由内壁转到外壁,所以压力限值必须在所有时刻都依据最大临界准则由分析给出最后,对于启动速率数据和停堆速率数据的综合曲线还要根据压力和温度测量仪表的可能误差对各条曲线的值加以调整稳压器运行温度范围与脆性破坏无关但仍提出运行限制以保证运行和按A__E规范要求进行疲劳分析二者相容可运行性两只动力卸压阀(PORV)的可运行性要保证RCS在压力瞬态下受到保护,每台动力卸压阀(PORV)都有足够的释放能力以便对RCS作超压保护B.3/
4.
4.10结构完整性A__E规范的1,2和3级部件的检查大纲要求保证这些部件的结构完整性在电厂整个寿命期内保持在容许的水平这些部件的检查大纲的适用程度是与A__EⅪ卷锅炉和压力容器规范一致的B.3/
4.4-8B.3/
4.5应急堆芯冷却系统(ECCS)依据B.3/
4.
5.1安注箱每台RCS安注箱的可运行性确保了在RCS压力降低到安注箱压力以下时,能立即通过每个冷段把足够体积的硼水注入反应堆堆芯这种初始冲入堆芯的水在RCS管道大破口时就起了最初的冷却作用对安注箱容积,硼浓度和压力的限值须保持能满足安全分析中对安注箱注人所作的假设条件动力驱动的安注箱隔离阀须认作是IEEE279-1971中的运行中的“旁通”,它要求无论什么时候,允许条件未予满足时“旁通”的保护功能便自动取消此外,如果这些安注箱隔离阀未能满足单一故障准则,要求去除阀的电源如果有一个安注箱不管什么理由而不可运行(除隔离阀关闭的情况外),这时对运行的限制就是要使电站处于LOCA__并发一个附加的安注箱失效的时间减少到最低,因为这种情况会导致包壳温度峰值达到不可接受的程度如果一只关闭的隔离阀不能立即打开,则一只安注箱的全部能力便无法使用,故要求马上采取行动使反应堆置于适当的运行模式,在这种运行模式下是不要求此安注箱能力的B.3/
4.
5.2和B.3/
4.
5.3应急堆芯冷却系统子系统二个完全相同且互相__的ECCS子系统保证了在LOCA情况下即使假设考虑任何单一故障损失掉一个子系统也能有足够的应急堆芯冷却能力任何一个子系统与安注箱一起运行就能提供足够的冷却能力冷却堆芯,对任何假想的破口大小,包括大到RCS最大冷段管道的双端断裂,都能保持包壳温度的峰值在可接受的限值以内此外,每个ECCS子系统在事故恢复阶段的再循环工况时也能对堆芯进行__的冷却当RCS的温度低于180℃时,基于此时反应堆的反应性条件稳定及对堆芯的冷却要求有限,一个可运行的ECCS子系统是可接受的而不考虑单一故障用于保证每个设备部件可运行性的监测要求,最低限度须确保安全分析所用的假设条件得以满足及维持子系统的可运行性B3/
4.
5.4浓硼酸注入系统本电站不设置浓硼酸注人系统B.3/
4.5-lB.3/
4.
5.5换料水箱(RWST)作为ECCS一部分的换料水箱的可运行性须确保在LOCA事故下能提供足够的硼水量给ECCS注入用对换料水箱最小容积和硼浓度的限制确保了1)提供安全壳内足够水量以能通过再循环流动冷却堆芯,和2)在换料水箱的水和RCS的水混合后,反应堆处于冷态仍将维持次临界,此时所有的控制棒除最大价值的一束棒外都插入堆芯这时假设与LOCA分析所用的一致所容水体积的限值中须包括一定的余量,要考虑到由于水箱排水管线的位置或其它实体特征造成一部分的体积的水无法利用的因素B.3/
4.5-2B.3/
4.6安全壳系统依据B.3/
4.
6.1安全完B.3/
4.
6.
1.l安全壳完整性安全壳完整性确保从安全壳大气释放的放射性物质限制在事故分析中假设的那些泄漏途径及相关的泄漏率这种限制与泄漏率限值一起将事故工况下厂区边界放射性剂量限制在有关法规和标准规定的限值以内B.3/
4.
6.
1.2安全壳泄漏率安全壳泄漏率限值确保总的安全壳泄漏容积不会超过事故分析中假定的在事故压力峰Pa下的值在进行定期试验时为考虑在二次泄漏率试验间的安全壳泄漏屏障可能退化,作为附加的安全裕度,(如适用的话)测量的总的整体泄漏率进一步限制在小于或等于
0.75La或
0.75Lt测定泄漏率的监测试验须符合10CFR50附录J的要求B.3/
4.
6.
1.3安全壳人员闸门要求安全壳人员闸门的关闭和泄漏率限值满足有关安全壳完整性和安全壳泄漏率的限制安全壳人员闸门的密封监测试验可保证总的人员闸门泄漏量不会由于泄漏试验间隔期间因密封损坏而超量B.3/
4.
6.
1.4安全完隔离阀及通道焊接增压系统本电站本设置此系统B.3/
4.6-1B.3/
4.
6.
1.5内部压力安全壳内部压力的限制应保持安全壳峰值压力不超过LOCA工况时的设计压力
0.26MPa
2.65Kgf/cm2B.3/
4.
6.
1.6空气温度安全壳内空气平均温度的限制应保证整个安全壳内空气平均温度不超过LOCA事故分析所假设的初始温度条件B.3/
4.
6.
1.7安全完结构的完整性这个限制确保在电厂寿期内维持安全壳结构的完整性与原设计标准可相比要求结构完整性确保安全完能承受失水事故或主蒸汽管道破裂事故时的最大压力
0.26MPa
2.65kgf/cm2在初次安全壳结构完整性试验时候,测量安全壳钢束拉开力的测量,钢绞线受拉试验,钢束、锚具和安全壳暴露的内外表面的外观检查以及A类泄漏试验足以证明安全壳具有这个能力(钢绞线试样还经受应力循环试验模拟钢束的运行状态和环境)证明安全完结构完整性的监测要求符合管理导则
1.90“预应力混凝土安全壳结构内灌浆钢束的在役检查”,1971年8月B.3/
4.
6.
1.8安全壳通风系统电厂运转期间,安全完清洗送风和排风隔离要求处于关闭状态保证这些阀门处于关闭状态是为使通过安全完清洗通风系统释放出去的放射性物质不致过量B.3/
4.
6.2降压和冷却系统B.3/
4.
6.
2.1安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统的可运行性确保在LOCA事故下能使安全壳降压和提供冷却能力压力的减低和由此而造成的较低的安全壳泄漏率是与事故分析采用假设相一致的B.3/
4.
6.
2.2喷淋添加系统喷淋添加系统的可运行性确保在LOCA事故中有足够的NaOH添加到安全壳喷淋系统中去对NaOH的最小体积和最低浓度的限制确保1)因为增加B.3/
4.6-2了PH值,使喷淋水保持除碘的效率,及2)对安全壳内设备的腐蚀影响减到最小所容水体积的限值包括因为水箱出水管线位置或其它物理特征造成一部份水不可利用应留的余量这些假设与事故分析中所假定的除碘效率相一致B.3/
4.
6.
2.3安全壳冷却系统安全壳循环冷却风机系统的可运行保证正常运行时的安全壳大气温度维持在限值以内B.3/
4.
6.3除碘系统秦山核电厂用安全壳喷淋系统除碘B.3/
4.
6.4安全壳隔离阀安全壳隔离阀的可运行性确保在发生放射性物质释放到安全完大气或安全壳的压力升高的__时,把安全壳大气与外部环境隔离开来在规定的时间限值内隔离安全壳确保了LOCA下释放到环境中的放射性物质与分析中所作的假设相一致B.3/
4.
6.5可燃气体控制用于探测和控制氢气的设备和系统的可运行性确保此设备在LOCA后条件下能用以保持安全壳内氢气浓度低于可燃值任一消氢机组都能够控制由下列途径可能产生的总气量1)锆水反应,2)水的辐射分解,3)安全壳内的金属腐蚀作用等这些氢气控制系统符合管理导则
1.7“LOCA后安全壳内可燃气体浓度控制”所推荐的要求B.3/
4.
6.6贯穿区__排风净化系统该系统的描述见辅助厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统(P2一1)参见B.3/
4.
7.7B.3/
4.
6.7真空释放阀秦山核电厂末设置此真空释放阀B.3/
4.6-3B.3/
4.7电厂系统依据B.3/
4.
7.1汽轮机热力系统B.3/
4.
7.
1.1安全阀主蒸汽管安全阀的可运行性保证二回路系统压力在最严重的预期系统运行瞬态下,可被限制在设计压力(
7.55MPa表压)的110%以内最大排放量是发生在汽机100%额定热功率下脱扣并且同时丧失冷凝器热阱时(即无蒸汽旁路到冷凝器)规定的阀门开启整定值和释放容量均依照A__E规范第Ⅲ卷的要求蒸汽管上全部阀门的总释放量约为2464T/h,它是100%额定热功率下总蒸汽流量2020T/h的约122%每台运行蒸汽发生器最少具有不同数量的安全阀可工作时,在表
3.7-1容许的热功率限值下可保证足够的释放量安全壳不能工作时按措施要求的限制使二回路系统蒸汽流量和热功率降低并使功率量程核通量通道的反应堆保护整定值降低后容许启动和/或功率运行反应堆停堆保护整定值是按下列基准降低的SP=其中SP=降低后的反应堆停堆保护定值(额定热功率的百分数)V=每一主蒸汽管上最多不能工作的安全阀数目P0=功率量程高核通量停堆保护定值X=每一蒸汽管上所有安全阀的总额定释放量(T/h)Y=任一安全阀的最大额定释放量(T/h)B.3/
4.
7.
1.2辅助给水系统在全部失去厂外电源__中,辅助给水系统的运行性保证反应堆冷却剂系统能从正常运行状态冷却到低于180℃电动的和柴油机驱动的辅助给水泵每台都能输出流量为>45T/h的给水进入到蒸汽发生器,这容量足可保证适当的给水流量以排除衰变热,并使反应堆冷却剂系统温度降到低于180℃,那时余热排出系统(RHRS)即可投入运行B.3/
4.7-1B.3/
4.
7.
1.3应急给水箱当全部失去厂外电源时,蒸汽排向大气,依靠有最低水容量的安全除盐水箱的可运行性,保证足够水量可用以维持反应堆冷却剂系统处于模式4A约8小时,因为水箱出水管的位置或其他物理特性等原因水容量的限值包括了不能利用的那部分水在内B.3/
4.
7.
1.4放射性(活度)二回路系统比活度的限制,保证在蒸汽管破裂__中造成厂址外的辐射剂量被限制到国家标准GB6249-86限值的一小份额剂量包括受蒸汽管破裂影响的那台蒸汽发生器的一回路到二回路的管子泄漏后果在内,这些限值与事故分析中所用的假设是一致的B.3/
4.
7.
1.5主蒸汽管隔离阀主蒸汽管隔离阀的可运行性保证在主蒸汽管破裂__中不会导致多于一台的蒸汽发生器通过破口排放这一限制为了1)使破口排放导致反应堆冷却剂系统冷却而引入的正反应性影响为最小;2)当主蒸汽管破裂发生在安全壳内时,限制安全壳内压力的升高在监测要求关闭时间内的主蒸汽隔离阀的可运行性事故分析中所用的假设是一致的B.3/
4.
7.2蒸汽发生器压力/温度限制对蒸汽发生器压力和温度的限制,保证蒸汽发生器中压力所致的应力不会超过最大允许的断裂韧性应力限值B.3/
4.
7.3设备冷却水系统设备冷却水系统的可运行性保证了足够的冷却能力用于正常和事故工况安全有关设备的连续运行本系统冷却能力的多重性和单一故障假设,与用于事故分析中的假设是一致的B.3/
4.
7.4重要海水系统重要海水系统的可运行性保证了足够的冷却能力用于正常和事故工况安全有关设备的连续运行,本系统冷却能力的多重性和单一故障假设,与用于事B.3/
4.
7.2故工况允许限值的假设是一致的B.3/
4.
7.5防淹秦山核电厂的设计具有合适的非能动洪水控制保护设施,足以适应设计基准洪水B.3/
4.
7.6控制室事故空调系统控制室事故空调系统的可运行性保证,1)对连续运转的设备和仪表,由本系统冷却使周围空气温度不超过允许温度,2)在所有事故期间和事故以后,保持控制室操作人员的可居留性本系统的运行协同控制室的其它设计措施,限制控制室操作人员全身放射性照射小于等于
0.25Sv或相当于此值的当量此极值与EJ270-B4《核电站辐射防护规定》、GB4792-84《放射性卫生防护基本标准》的要求是一致的B.3/
4.7-3B.3/
4.
7.7辅助厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统辅助厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统用于净化在失水事故之后从安全设施泵房的应急停堆冷却设备和从贯穿区泄漏的放射性物质,防止污染环境在事故分析的厂区外剂量计算中未考虑辅助厂房安全设施泵房和贯穿区排风系统的有利作用B.3/
4.7-4B.3/
4.
7.8液压阻尼器要求液压阻尼器可运行,以保证反应堆冷却剂系统和所有其他安全有关的系统在地震或其他引起动载荷的__过程中和以后能保持结构完整性可从检查计划中排队在外的阻尼器,是一些__在非安全有关的系统上的,并且它们的失效或该系统故障时不会对任何安全有关的系统产生不利影响为了对阻尼器的可靠性进一步保证,于每18个月间隔在电厂停运时,在__的阻尼器中选出代表性样品作功能试验,试验包括抽动阻尼器以验明活塞的运动、锁住和泄放均正确,发现这些样品阻尼器有失效情况时,要求再选一些样品进行功能试验,为了减少人员的辐照,__在高辐射区的或难于__位置的阻尼器,只要它们的可运行性制造后或随后时间的功能试验中被证明了,就可以不按这些功能试验的要求B.3/
4.
7.9密封源的污染对密封源的可脱落污染的限制,保证当意外摄入或呼吸到可以从源材料泄漏出来的物质时,全身或局部器官受到的辐照不会超过容许限值对要求进行泄漏试验的源的可脱落污染的限制,包括α放射物,根据美国10CFR
70.39(C)对钚的限制,该规格书上免做泄漏试验的有关数量是与美国10CFR
30.1-20和10CFR
70.19的准则相一致的不包括在规格书要求中的源的泄漏不一定代表超过个人最大的全身辐照如果源材料是被吸入或摄入的话B.3/
4.
7.10最终热阱最终热阱的水位和水温的限制,可确保有足够的冷却能力,以供电站的正常冷却降温或把事故工况的影响减轻到可接受的程度B.3/
4.7-5B.3/
4.8电力系统依据交流和直流电源以及相关的配电系统在电站运行过程中的可运行性确保了能有足够的电力供给安全有关的设备,这些设备用于1)电厂的安全停运,2)在电厂内减轻和控制事故规定的最低限度的__和多重的交流电源,直流电流和配电系统须满足10CFR50附录“A”的设计总则(GDC)17的要求对电源不同程度的降质所规定的措施,可限制电厂持续运行于与降质的水平相当的状态电源的可运行性与事故分析的初始假设条件一致,在发生某个事故并同时考虑发生假想的失去厂外电和厂内交流电源单一故障时,电源的可运行性概念要求能维持至少一条厂内交流和一条厂内直流电源及有关的配电系统于可运行状态对交流电源、直流电源和相关的配电系统,所规定的在停堆及换料期间的可运行性最低限度须确保1)电厂可维持在停堆或换料状态下相当长的时间间隔;2)有足够的仪表和控制能力对电厂进行监督并保持在应有的状态下B.3/
4.8-1B.3/
4.9换料操作B.3/
4.
9.1硼浓度换料期间对最低硼浓度的限制,保证Keff≤
0.95,确保了1)堆芯更换时反应堆保持次临界状态,和2)为控制反应性,直接进入反应堆容器的水体积内保持硼浓度均匀,限制Keff值不得大于
0.95,它考虑了不确定性而有一定保守裕量,足以防止换料操作期间反应堆临界这些限制与事故分析中用于硼稀释__所假设的初始状态一致B.3/
4.
9.2仪器、仪表源量程中子通量探测器的可运行性确保具有多重监测能力来探测堆芯反应性状态的变化B.3/
4.
9.3衰变时间在__反应压力容器内受辐照燃料组件之前,对反应堆次临界性的最低要求,要确保有足够时间使短寿期裂变产物进行放射性衰变这个衰变时间与事故分析中所有的假设一致B.3/
4.
9.4安全壳厂房贯穿件安全壳厂房贯穿件封闭和可运行性的要求,确保释放到安全壳内的放射性物质受限制而不泄漏环境中去基于在换料运行模式中安全壳内压力较低,可运行性和封闭的限制足以限制燃料元件破损造成的放射性物质释放到外面去B.3/
4.
9.5通讯对通讯能力的要求确保在堆芯更换期间电厂状态或堆芯反应性状态的显著变化能立即通知到换料处的人员B.3/
4.
9.6装卸料机的可运行性装卸料机的可运行性要求确保了1)装卸料机能用于控制棒和燃料组件的__,2)每一吊车都具有足够的起吊能力来起吊一控制棒或燃料组件,和3)在起吊操作中万一发生意外__,堆内构件和压力容器能得到保护B.3/
4.9-1B.3/
4.
9.7燃料厂房吊车当负载超过一燃料加控制棒组件及相关的操作工具的额定重量时限制载荷不得在贮存水池中其他燃料组件上方__,万一发生这一载荷跌落时可确保1)限制只有包含在单个燃料组件内的放射性可能释放,和2)贮存格架中燃料的任何可能变形都不会形成临界排列这一假设和事故分析中假定的放射性释放相一致B.3/
4.
9.8冷却剂循环要求至少有一个余热排出回路处于运行中,确保1)按要求在换料模式下有足够冷却能力以排出衰变热并维持反应堆压力容器中的水温在50℃以下,和2)保持足够的循环冷却剂通过反应堆堆芯,使硼稀释__的影响减到最小并防止硼的分层现象B.3/
4.
9.9安全壳清洗和排风隔离系统这一系统的可运行性确保了安全壳通风清洗贯穿件在监测到安全壳内高放射性水平时能自动隔离,对这一系统可运行性的要求是为了限制放射性物质从安全壳内大气释放到环境中去B.3/
4.
9.10和B.3/
4.
9.11反应堆压力容器和燃料贮存池水位最低水位的限制确保有足够水深,以去除从一受辐照燃料组件破损处释放出的假设的碘的间隙(碘含量10%)的99%最小水深与事故分析的假设一致B.3/
4.
9.12燃料操作厂房排风净化系统燃料操作厂房排风净化系统的限制确保从受辐照燃料组件释放的全部放射性物质在排入大气以前要通过HEPA过滤器和活性炭吸附器得到过滤这一系统的可运行性和除碘能力与燃料贮存水池事故分析中的假设相一致B.3/
4.9-2B.3/
4.10特殊试验例外依据B.3/
4.
10.1停堆深度此特殊试验例外规定了进行控制棒价值测量试验时,为控制反应性可立即提供最低控制棒价值量要求此特殊试验例外允许对堆芯实际反应性和预期的反应性随着燃料燃耗或燃料循环运行造成的变化进行定期校验B.3/
4.
10.2控制棒组提升高度,插入深度和功率分布限值在进行一些物理试验,如1)测量控制棒价值,2)确定氙振荡情况下的反应堆稳定性指数和衰减因子时,此特殊试验例外允许单束控制棒处于棒组正常提升高度和插入极限之外B.3/
4.
10.3物理试验此特殊试验例外允许在低于或等于5%额定热功率下进行物理试验并要求验证反应堆堆芯的基本核特性和有关的仪器仪表B.3/
4.
10.4棒位指示系统——停堆此特殊试验例外允许在测量落棒时间时棒位指示系统不运行因为确定落棒时间所需的数据是从落棒时的位置指示线圈的电压导得,所以要求此特殊试验例外B.3/
4.10-
15.0设计特征5-
05.0设计特征
5.1厂址厂址非居住区
5.
1.1秦山30万千瓦核电站的厂址非居住区见图
5.1-1所示限制发展区
5.
1.2限制发展区见图
5.1-2,图
5.1-3所示
5.2安全壳
5.
2.1外形及主要几何尺寸本反应堆安全壳厂房是园柱形带典型穹顶的内衬钢板预应力钢筋混凝土安全壳其主要设计数据如下a、安全壳内径36mb、安全壳筒壁高
55.1mc、安全壳混凝土壁厚1md、安全壳混凝土穹顶厚度1me、安全壳基础平板厚度
2.5-
7.9mf、安全衬里钢板厚度6mmg、安全壳自由容积>490006m
35.
2.2设计压力和温度安全壳的最大设计内压为
0.26MPa
2.65Kgf/cm2最高温度为≤127℃(失水事故工况)
5.3反应堆堆芯
5.
3.1燃料组件反应堆堆芯容有121个燃料组件,每个燃料组件由204根燃料棒组成,燃料棒包壳为Zr-4合金每根燃料棒的燃料芯块名义装管高度为
2.9米每根棒内铀的总重量为1456克初始堆芯装料的最大235U加浓度为
3.0%Wt重量百分比从第五个燃料循环起换料燃料组件235U加浓度过渡到
3.4%Wt,在物理设计上与初始堆芯相类似5-
15.
3.2控制棒组件反应堆堆芯有37个控制棒组件,控制棒吸收体长度为
2.7米,吸收体材料组成为80%银,15%铟和5%镉所有控制棒吸收体外都有不锈钢的包壳管
5.4反应堆冷却剂系统
5.
4.1设计压力和温度反应堆冷却剂系统的设计是a、按照安全分析报告
5.2中所指出的法规要求,并根据监测要求对通常的性能下降留有适当的余量b、设计压力为
17.2MPa175Kgf/cm2c、设计温度为350℃;稳压器的设计温度略有不同,为370℃
5.
4.2容积反应堆冷却系统的总容积为~165m
35.5气象塔位置
5.
5.1气象塔位置见图
5.1-1所示
5.6燃料贮存
5.
6.1临界
5.
6.
1.1新燃料贮存格架设计成使存放的燃料组件之间中心距为500mm,燃料池充满清水时的Keff≤
0.95在假设的最佳慢化情况下Keff≤
0.
985.
6.
1.2乏燃料贮存格架的设计使贮存的燃料组件之间的中心距250mm,充满清水时的Keff小于等于
0.95,这已包括了△K/K计算中的不确定性所需的保守余量
6.5%△K/K5-
55.
6.2疏排水燃料贮存水池的设计可以防止意外排水情况,使水位不低于
12.15m标高此即低于水池正常水位约为
0.5m
5.
6.3贮存容量燃料贮存池可贮存的燃料组件数的限额为648个
5.7部件的循环或瞬态的限值
5.
7.1对表
5.7-1中所规定的部件,设计的循环或瞬态的限值见该表所列5-6表
5.7-1部件的循环或瞬态限值部件循环或瞬态限值设计循环或瞬态反应堆压力容器升温150次升温速率升温时平均温度T__g从≤55℃/hr≤60℃到≥280℃冷却150次冷却速率冷却平均温度T__g从≤55℃/hr≥280℃到≤60℃全部甩负荷不立即停从15%额定热功率以上堆60次到0%额定热功率全厂断电30次失去厂外电源满功率时紧急停堆300次从100%额定热功率到0%额定热功率稳压器冷却150次冷却速率冷却时温度从≥350℃≤55℃/hr到≤60℃辅助喷淋意外开启8次喷淋水的温差144℃反应堆冷却剂系统泄漏试验150次试验压力≥
17.2MPa175Kgf/cm2水压试验10次试验压力≥
21.5MPa219Kgf/cm25-
76.0行政管理6-
06.1职责秦山核电公司总经理对整个电厂的运行负责,总经理缺席时由常务副总经理代理
6.2机构
6.
2.l__机构和职责秦山核电公司__机构见图
6.2—1秦山核电公司对核电厂负全面责任其主要职责是
1、按照国家核___门对营运单位的要求,提交各种安全审批文件,申请各种安全执照
2、对核电厂总的质量保证体系的建立和实施实行监督,并对核电厂整体质量和安全有影响的重要物项进行有计划的重点检查
3、负责核电厂的运行、维修和安全管理
4、对燃料组件的采购及管理工作进行指导和检查秦山核电公司实行总经理负责制,公司主要__和单位职责如下l、总经理职责
(1)保证国家的法律、法令、法规和条例在本公司贯彻执行
(2)代表营运单位,对核电厂的运行负全面责任
(3)制定本公司质量保证方针、目标
(4)对影响运行的活动负有总的责任和权力
2、常务副总经理职责
(1)受总经理委托,主持公司日常工作,并负责核电厂生产运行的全面工作
(2)受总经理委托负责__本公司的质量保证工作对《秦山核电公司运行质量保证大纲》及其实施程序的执行情况进行检查和监督,保证秦山核电公司生产运行质保体系的正常运转
(3)负责本公司培训和核保障及核材料管制工作
3、总工程师职责协助总经理主持本公司生产和技术管理,制定科研与技术发展目标,审批重要的技术规程、试验方案、技措方案以及重大不符合项的处理,对核电厂的生产运行的质量和安全负全面技术责任6—
14、负责基建工作的副总经理职责协助总经理主持本公司基建工程方面的工作
5、负责人事保卫的副总经理职责协助总经理主持公司人事、保卫方面的工作,并对其工作符合质保要求负有全面责任
6、负责生活后勤的副总经理职责协助总经理主持公司生活后勤保障方面的工作,对生活后勤工作和涉及到场内应急响应的有关后勤工作负有全面责任
7、总会计师职责协助总经理对公司的生产经营投资问题作出决策,参与企业技术改造方案的制定以及重大经济合同等的研究、审查;负责__费用计划的编制和执行,成本费用的预测、计划、控制、分析、考核,以及对资金进行有效的管理
8、公司办公室职责公司办公室在总经理__下,协助公司__处理日常行政事务工作,对公司所属各单位行政管理进行业务指导,负责公司有关文件、制度和规程的制定、印发并检查其执行情况负责公司文件、科技档案和质量保证记录等管理工作
9、计划处职责计划处在总经理__下,负责公司生产经营综合计划、基本建设计划的编制、上报和下达,投资管理、工程预决算和经营合同项目的管理,会同财务处__建安工作决算工作;__编制统计报表并负责上报
10、质量保证处职责质量保证处在常务副总经理__下,负责制定、修改和补充《秦山核电公司运行质量保证大纲》及程序,并保证《大纲》及程序的有效执行同时负责质量保证工作的内外部接口,不符合项的管理和审查、质保人员培训及质保文件的管理工作
11、财务处职责财务处在总经理和总会计师的__下,参与公司生产经营决策和经济活动分析,负责财务费用计划的编制和执行,进行成本费用预测、计划、控制、核算、分析和考核,参与拟定经济合同、协议等经济文件,负责资金管理等方面的工6-
212、培训处职责培训处在常务副总经理__下,依据国家有关法规、条例,负责制定我公司各类人员资格要求和完善培训大纲,并按照大纲__培训、检查和评价培训效果,为核电厂提供各类合格人员负责__各种技术讲座、技术交流工作,参与生产岗位人员的上岗考试和进行人员的教育、再培训工作
13、供应运输处职责供应运输处在常务副总经理__下,负责公司所需基建材料、生产设备和原材料、备品备件等物资采购供应工作,负责燃料组件的订货和中转押运工作
14、保卫处职责保卫处在主管副总经理__下,负责我公司和核电厂现场的安全保卫、消防、场内应急分管项目及内部治安、交通安全管理等工作
15、生产处职责
(1)负责核电厂运行监督、生产技术管理、生产作业计划管理,__编制、修改和参与审查有关生产性规程、管理制度、《最终安全分析报告》和其它技术文件
(2)__电站运行__的分析及经验反馈;负责电站的试验管理
(3)编审月度以上生产运行计划表,归口报告制度
(4)__科研项目的申报、审批及成果审查的管理工作
16、设备管理处职责
(1)负责完善检修对策和检修大纲,编制设备计划、实施的监督和检查
(2)负责备品备件定额管理,以及节能、仪表、计量、计算机的管理工作
(3)负责建立设备台账、档案,设备的更新改造与折旧报废管理工作
(4)负责压力容器、安全阀和起重设备的安全检验及技术鉴定
17、安防处职责
(1)负责全厂辐射防护的全面管理工作和辐射监测系统、地震监测系统的运行,以及厂房内的辐射防护工作
(2)负责气态、液态放射性物质批量排放的审批和监测分析
(3)负责全厂个人剂量的监测管理和控制,及人员辐射防护的培训和教育
(4)负责全厂工业安全及全公司事故归口并具体负责辐射防护事故和人身事故的调查和分析工作
(5)负责放射性物质运输、储存等的辐射监测、监督工作
(6)负责各厂房去污等工作
18、核安全监督管理处职责
(1)对口国家核___的业务__和处理有关事宜
(2)负责核安全方面的监督管理工作
(3)分析编报与核安全相关的__6-
319、环境与应急管理处职责:(l)对秦山地区各核电厂的应急工作进行检查指导及有关协调工作
(2)__有关应急文件的编制
(3)__对各核电厂人员的应急培训
(4)负责应急中心的日常管理及维护
(5)负责环境监测和保护的有关工作6)事故时负责提供应急环境监测、剂量评价数据和防护建议
20、技术支持处职责
(1)负责堆物理、燃料组件、金属监督、役检等的技术监督、管理工作
(2)归口核保障和核材料管制等管理工作
(3)负责科技情报,生产用的图书资料管理和标准化等综合技术管理工作
21、运行部职责(l)严格执行经批准的运行限值以及本公司颁发的有关规程、制度,接受电网调度的命令,直接负责核电厂的运行操作,确保核电厂的安全和经济运行
(2)负责运行中参数的监测、记录和__处理
(3)负责日常生产调度的__工作,及时__有关人员消除设备缺陷
(4)编制和修订运行规程、事故处理规程、运行图册、岗位责任制和有关程序并保证有效地执行
(5)负责制定运行部运行人员培训、考核计划
(6)切实执行应急计划
22、化学动力部职责
(1)负责核电厂各种生产用水的取排、制备和处理
(2)负责核电厂化学监督,三废处理系统和通风、供热供气及动力系统(电力除外)的运行和维护
(3)编制修订有关规程、管理制度、运行图册并严格执行
23、检修部职责
(1)负责核电厂的机械、电气、仪控、动力设备(一般不含各单位实验室内专用实验设备)及其系统的维护检修,确保核电厂的生产系统处于正常运行状态
(2)负责工艺运输系统的准备、调试、堆芯装卸料操作
(3)编制完善检修规程及有关管理制度并严格执行
(4)__好各类人员的培训工作
24、服务中心职责
(1)负责生活后勤保障工作和涉及到场内应急响应的有关工作
(2)负责全公司的通讯服务以及通讯系统和设备的维护检修
25、项目协调处职责负责秦山核电公司各工程项目的有关事项与地方__协调工作6-
426、驻沪联络处:负责对沪有关部门的业务__核电厂运行班及运行指挥系统见图
6.2-2值班人员的职责如下
1.值长值长在他当班期间对核电站运行负全面责任值长负责监管本值人员,并负责按照已批准的指令和程序控制核电厂的运行值长对任何异常__(包括可能导致放射性物质释放的__)作出初步评价,负责采取最初的步骤以限制事故后果及保障人员安全,并开始进行应急计划所要求的行动在值长认为必要时,为保证核电厂安全运行,他必须能承担主控制室操纵员的职责在经批准的指令和程序的范围内,值长负责批准核电厂系统和(或)部件的停役和复役,并负责发布在该物项上进行工作或试验的许可令
2.主控制室操纵员主控制室的操纵员依照有关的运行指令和程序负责控制室内的控制操纵
3.值班员值班员的责任是管理好核电厂的各类系统安全防护处在运行现场设置剂量控制室它的主要职责是负责核电厂辐射监测系统的运行及放射性厂房辐射水平的调查;负责运行和检修人员操作现场辐射剂量的监测,以确保工作人员的辐射安全它还负责对工艺及排出流的监测,控制放射性气态和液态的排放,确保环境辐射安全并通过工艺监测,及时发现反应堆,一回路及燃料元件破损等情况的发生,为反应堆安全运行提供可靠的剂量数据重要岗位人数、资格及交__要求l、无论何种运行模式,主控室所需最少人数高级操纵员1人操纵员2人
2、堆芯变更工况下指挥和观察人员的最少数目的资格指挥1人具有高级工程师职称的科以上生产管理干部观察人员2人具有工程师和工程师以上职称的生产管理人员
3、现场消防人员(即义务消防员)的最少人数3人
4、运行人员连续最长工作时间16小时
5、值长不允许缺席
6、在岗值班人员只在满足最低值班人数限制下并经上级岗位许可才能缺席,不满足最低人数限制不能进行交__生产系统各部处所属科、室、组、队、工段完成对运行的技术支持功能具体有6-5生产处综合管理科、技术科、计划科设备管理处综合管理科、核岛设备管理科、常规设备管理科、供电设备管理科、仪技计量管理科、计算机管理科核安全监督管理处技术支持处办公室、燃料金属监督室、物理室、在役检查室、情报资料室运行部值长组、办公室、主控室、一回路工段、二回路工段化动部办公室、化学分析工段、化水工段、动力工段、给排水工段、固化工段检修部办公室、检修调度室、机械队、电气队、仪控队、机加队安防处办公室、安全技术科、辐射防护科、核清洁队培训处综合办公室、仿真科、培训科环境与应急管理处应急管理科(综合办公室)、环境监测站、环境保护科中国核工业总公司所属科研、设计单位,在秦山核电厂需要时,都可以为核电厂提供技术服务其中主要是__核工程研究设计院和核动力运行研究所
6.
2.2核电厂安全运行委员会(QSOC)秦山核电厂成立秦山核电厂安全运行委员会(QSOC),作为__审查机构,对核电厂的运行进行__审查秦山核电厂安全运行委员会有委员10人,___1人(由委员兼任)安全运行委员会的委员由秦山核电厂聘任一般情况下每季度__一次例会,根据需要经主任同意可召集临时会议参加会议的法定人数应不少于7人核电厂安全运行委员会组__员的资格核电厂安全运行委员会是由不直接参与电厂日常运行且在核电厂相关的领域具有丰富的知识、经验与能力的人员组成如按现行规程组__员为常务副总经理、总工程师、总经理助理、负责生产管理的副总工程师、核安全管理的总经理助理、质保处处长、安防处处长、核安全监督管理处处长、两名特邀厂外委员(中核总核电局总工程师及担任核电厂设计的设计院负责人)接受__审查的事项包括
1、安全重要的大纲、规程、制度的重大变更
2、涉及下列方面的修改建议a.最终安全分析报告的变更,国家核___批准的运行限值和条件的变更;b.包括安全相关的系统设备变更在内的以前批准的设计意图和条件的变更;C.未审查过的重大安全问题
3、重大异常__和设备故障a.重大异常__和设备故障的处理方案;b.重大__报告以及为防止此类__所必须采取的纠正措施及其执行情况6-6c.产生异常照射或严重污染__的分析以及预防__再次发生的措施及其执行情况
4、辐射防护事项a.辐射防护管理计划,最优化措施;b.应急计划、应急演习报告
5、监查、审查、评价报告a.质量保证的监查计划及监查报告;b.定期检查试验规定的实施情况;C.在役检查结果、报告;d.不符合项报告评审;e.反应堆主系统的关键瞬变;f.人员受照情况,流出物排放及环境监测报告;g.电厂综合性能指标的评价报告及改进措施
6、大修后重新启动条件的审查
7、运行经验反馈及加强核安全文化教育、改善安全素养的情况
8、安全运行委员会认为应该讨论的其他安全问题或事项安全运行委员会具有以下职权
1.作为__安全评审机构,是秦山核电公司总经理的安全__机构例会后一周内向总经理提出报告
2.根据核安全法规、参考国内外有关核安全的经验、资料,结合秦山核电厂的实际情况向总经理提出改进核电厂安全运行___和建议安全运行委员会对资料保存和会议记录的限制按章程审议的事项或议题和有关资料、报告,送交委员和总经理委员会秘书室负责会议记录,起草和保存委员会有关报告、文件会议纪要报送公司总经理、抄送国家核___、中核总核电局和委员会各委员等
6.3核电厂人员资格核电厂各类生产人员资格要求应符合核电厂安全导则HAF0301《核电厂人员配备和运行人员的招聘、培训和授权》的有关规定秦山核电厂生产人员资格要求见泰山核电公司文件QSZ/K/001《秦山核电厂生产人员资格要求》
6.4培训核电站人员接受充分的培训对核电站安全运行至关重要由于每个人原来的经历以及将要承担的职责的不同,对各类人员培训的深度和广度也不相同培训部门的职责是协助电站经理__人员培训、考核、建立并保持电站人员资格为此,培训部门应以系统培训的方法,根据各类人员应具备的知识和技能要6-7求制定培训大纲(包括初培训和再培训)编制培训实施计划,完成培训后正式上岗前,进行资格考核,发放上岗资格证书此后经再培训和考核,每2年对资格重新认可(即资格证书注册)
6.5审查和监查
6.
5.1现场审查
6.
5.
1.l日常运行监控a.各生产部处的工艺设备监督、技术管理人员应及时了解核电厂总的情况,验证每天的运行是安全的,并且符合有关的行政管理的要求,以对运行工作进行及时和持续的监控b.工艺设备监督、技术管理人员向生产负责人负责,在运行和维修的安全控制方面以及与机组运行有关的行政管理程序等所有领域及时提出建议,有权提出采取必要行动___,以保证与法规、规程、制度的一致性c.每周周一至周五的早上召开早会,检查上次早会以来的主要运行、检修情况,解决出现的问题,协调工作早会由运行部主任主持,有关的科、队、工段的科长、队长、工段长参加,生产有关部处派代表参加
6.
5.l.2正式审查a.电厂营运单位必须定期和根据情况的需要进行正式审查,以评价核电厂的运行和文件,检验缺陷、评价纠正措施,必须把审查的重要部分形成文件b.月度生产会完成正式审查会议在每月月初召开,由公司主管生产的__主持,公司有关__出席,生产部处及有关部处的处长、主任以及相关人员参加
6.
5.
1.3__审查a.必须建立__审查制度,必须使用不直接参与电厂日常运行且有恰当资格的人员来审查核安全有关的重要事项b.执行__审查的机构为秦山核电厂安全运行委员会(QSOC)
6.
5.2监查根据HAF0409《核电厂质量保证监查》的规定,对核电厂安全负全面责任的营运单位,必须对核电厂的质量保证大纲监查工作的__和执行作出规定凡参与秦山核电公司运行期间有关工作的单位的质量保证部门负责本单位的质6-8量保证工作,进行内部和外部监查活动秦山核电公司质保处根据HAF0405《核电厂调试和运行期间的质量保证》的要求,制定监查计划,成立监查小组,实施内部和外部监查并报告监查工作
6.6报告制度秦山核电公司按HAF0502
(1)-1《核电厂营运单位报告制度》的规定,迅速、准确地向国家核___和__监督站提交核电厂建造和运行期间与核安全相关的报告,以便国家核___和__监督站对秦山核电厂进行监督管理
6.
6.1重要活动通告a.提前7天以有效方式通告__监督站或国家核___b.通告内容按HAF0502
(1)-1要求
6.
6.2定期报告a.下一月的第二周内提交月报告,下一年的第一季度内提交前一年的年度报告b.报告事项按HAF0502
(1)-1和HAF0300
(91)-1的要求对几项特定定期报告,说明如下
6.
6.
2.1停堆换料和修改(变更)提交的报告
6.
6.
2.
1.1按核安全法规HAF0300
(91)-1《核电厂换料、修改和事故停堆管理》的有关规定(其中包括了启动报告)执行
6.
6.
2.2年度报告
6.
6.
2.
2.1应在每年的第一季度提交前一年的年度报告应在初始临界后下一年的3月31日前提交首次年报年度报告包括前一公历年内应说明的机组活动年度报告应包括a.核电机组运行情况综合概述,包括a核电机组安全性能,如系统、部件、运行人员概况和存在的问题,运行__的趋势,技术规格书和各种规程的贯彻实施情况;b核电机组的运行情况,如核电机组的可利用率、一回路水的放射性水平、人员防护、废物排放管理、厂内外环境和最终热阱等概况;c核电机组的维修情况,包括日常维修、出现故障以后所进行的维修或零部件更换,停堆换料期间所进行的设备维护或更改以及对核电机组的可维修性分析;d)运行管6-9理情况综述,包括重要岗位上的人事调整和机构变动、人员培训、质量保证等;(e)运行瞬态统计分析b.非计划停堆和降功率情况综述,内容包括a.直接导致非计划停难或降功率运行和所涉及的主要部件出;b.与非计划停堆或降功率运行有关的应报告的运行__简要概述以及相应的运行__的__报告编号;c.采取的纠正措施;d.非计划停堆和降功率运行所造成的经济损失;e.在非计划停堆和降功率运行期间所进行的与安全有关的故障检修工作;f.与非计划停堆有关的放射性泄漏和人员接受的辐照剂量超过年允许值10%的具体说明c.运行__综合概述与经验反馈,包括年度内所发生的运行__的发生时间,后果、原因、纠正措施等一览表及对它们的综合分析,以及相应经验反馈活动总结d.辐射防护与应急准备情况综述e.照射过的核燃料元件的检验结果和核燃料元件的损坏情况f.人员培训情况g.其他应报告的事项和活动综述
6.
6.
2.3环境放射性监测年报
6.
6.
2.
3.l每年5月31日前应提交前一年机组运行的环境放射性运行年报,首次达临界后下一个公历年的5月31日前应提交首次年报环境放射性运行年报应包括报告期间环境放射性监测活动结果的概要、数据整理和趋势分析,包括与运行前调查结果的比较,适当时候还应与以前的环境监测报告比较以及电厂运行对环境的显著影响的评价环境放射性运行年报应包括该年度所有环境放射性取样分析,与所有环境辐射测量的结果倘若缺少报告应包括的某些个别的结果,应提交报告说明并解释缺少的理由,并应尽早在补充报告中提交所缺少的数据该报告还应包括环境放射性监测大纲的概要描述,标明所有取样点距反应堆中心点的距离和方位的地图,本厂参加的质保活动的结果以及未按技术规格书进行规定的质保活动时已采取的纠正措施,不按技术规格书要求执行环境放射性监测大纲的理由和所有背离取样进度表的讨论;依据技术规格书环境取样测点超过报告水平但不是电厂排污的结果的讨论,技术规格书要求的较低探测下限(LLD)未能达到的所有分析的讨论
6.
6.
2.4放射性废物排放年度报告
6.
6.
2.
4.1放射性废物排放年度报告包括机组前一年的运行,应在每年的5月31日提交,首次报告的周期应从初次达临界的日期开始6-10放射性废物排放年报应包括从电厂排出的放射性废液、废气的数量和活度,对于固体废物,应包括固体废物的类别形态,固化剂以及贮存容器的型式和数量放射性废物排放年报应包括前一年内搜集的气象数据该报告还应包括前一年间由于机组排出的放射性废水和废气造成的辐照剂量的评价,还应包括报告期间公众成员在现场边界内侧活动由放射性废水和废气造成的辐照剂量评价放射性废物排放年报还应包括前一年内反应堆排放给予公众中可能的最大受照射成员的辐射剂量的评价,包括主要排出流路径和直接辐照造成剂量的评价放射性废物排放年报应包括报告期间由现场向非限制区计划外排放气态和液态放射性物质的表和说明放射性废物排放年报应包括报告期间根据技术规格书
6.
6.
3.2对三废处理系统所做的任何大的变更放射性废物排放年报还应包括在技术规格书
3.
3.
3.1规定的时间内,为什么液态或气体排出流监测仪表不可运行未得到纠正的解释,导致液体暂存箱和气体贮存箱超过运行限值__的说明
6.
6.
2.5运行月报
6.
6.
2.
5.1每月15日前向__监督站提交前一月与核安全相关的运行情况的总结报告,同时抄送国家核___
6.
6.3调试和运行期间的__报告a.__发生后24小时内口头通告__监督站,3天内向__监督站递交书面的__通告,30天内向__监督站递交__报告,同时抄送国家核___b.报告的事项按HAF0502
(1)-1的规定对下面二项特定__的报告简述如下
6.
6.
3.1违反安全限值如发生违反安全限值的__,应采取以下措施a.__发生后用最快的方式,最迟不超过24小时通告__监督站,同时通告核工业总公司核电局,3天内向__监督站提交书面通告b.__发生后30天内向__监督站提交书面的__报告,同时将副本寄发国家核___和核工业总公司核电局违反安全限值的__报告应包括
(1)__的起因和发展;
(2)对设备、系统或构筑物的影响;
(3)防止再次发生已采取的措施6-11c.确认违反安全限值后,未得到国家核___允许,机组不得恢复运行
6.
6.
3.2三废处理系统的重大变更
6.
6.
3.
2.1厂方提出三废(液体、气体和固体)处理系统的重大变更a.依据技术规格书
6.5,经安全运行委员会现场审查过的三废系统的重大变更应在该年度放射性废物排放年度中通报国家核___每个变更的论述应包括
1.概要评价依据国家规范确定的变更是可行的;
2.完全支持变更理由的充分详细的资料,而不利用附加或补充的资料;
3.涉及的设备、部件和工艺,与其它系统接口的详细说明;
4.评价预计的液态和气态排出流中放射性物质和/或固体废物的数量与原先在许可证申请及修改方案中预计数量之间的差别;
5.评价非控制区内公众成员和总人口的最大预期受照量与原先许可证申请和修改方案中的估计剂量的差别;
6.液态和气态排出流和固体废物中的放射性物质的预期排放量和须做变更前实际排放量的比较;
7.变更导致电厂运行人员受辐照量的估计;
8.依据技术规格书
6.5对变更进行的现场审查评价认为可以接受的文件资料b.依据技术规格书
6.5,安全运行委员会对变更进行现场审查评价和认为可接受,即行生效
6.7规程、制度
6.
7.1为满足有关系统设备说明书、核安全限制条件、核安全法规等的要求,必须编制书面规程和制度并执行
6.
7.2规程、制度的编制及修改必须经过编、校、审、批程序后,方可生效
6.
7.3秦山核电厂生产管理制度分为十二大类a.总则b.安全规定C.生产指挥d.生产管理e.专业监督管理f.设备管理g.辐射防护管理6-12h.物资管理i.应急i.保卫和消防k.培训及授权l.文件与记录管理
6.
7.4秦山核电厂规程总的分为运行规程试验规程维修规程
6.8记录的保存除了国家核___要求的报告外,核电厂已按HAF—0402“核电厂质量保证记录制度”的要求制定了秦山核电公司的记录管理办法——《生产运行记录的归档程序》(QSZ
00.36-95,科档字:19806——06)
6.9质量保证处秦山核电厂的质量保证机构说明秦山核电厂设质量保证处,质量保证处下设运行质保科和维修质保科,质保人员的配备见下图按秦山核电公司岗位规范的要求,质保处处长在公司总经理__下工作,应具备质保处长岗位规范中的要求;运行质保科长在质保处长__下工作,应具备运行质保科长岗位规范中的要求;运行质保工程师在运行质保科长__下工作,应具备运行质保工程师岗位规范的要求;维修质保科长、副科长在质保处长__下工作,应具备维修质保科长岗位规范的要求;维修质保工程师在维修质保科长__下工作,应具备维修质保工程师岗位规范中的要求;微机资料管6-13理员在维修质保科长__下工作,应具备微机资料___岗位规范中的要求从事质量保证工作的人员和部门拥有足够的权力和____性,以便鉴别质量问题,建议、推荐或提供解决办法必要时,对不符合、有缺陷或不满足规定要求的物项采取行动,以制止进行下一步工序、交货、__或使用,直到作出适当的安排
6.10辐射防护辐射防护大纲根据GB8703-88《辐射防护规定》制定《辐射防护大纲》,要求所有进入辐射控制区的人员必须遵守严格控制放射性废物向环境排放,尽量减少或减小放射性废物的产生量或体积高放区域规定a.根据《辐射防护大纲》和辐射控制区的区域管理》规定,确定外照射剂量率大于5mGy/h区域为高辐射区(高放区)通常情况下,禁止任何人进入高辐射区,在高辐射区根据需要设置永久性或临时性屏蔽,确保人与“源”之间有适当距离的可靠防护措施,并在高辐射区设有明显的电离辐射标志,设置能连续测量外照射剂量率装置和具有声、光__设备b.进入高辐射区作业的工作人员必须经过合格的辐射防护培训,并持有安防处长批准的辐射工作许可证必须穿戴相应的个人防护农具,佩带具备测量剂量率、累积剂量、最大剂量率以及声、光__功能的直读式个人剂量计厂外放射性计算方法必须制定厂外放射性计算方法,内容应包括
(1)正常运行的厂外剂量计算模式a.气载放射性排出物对居民所致的剂量计算模式;b.液体排出物各途径所致人体剂量当量的计算公式及所用参数
(2)事故剂量计算模式6-146-15※剂量岗位以堆操为主管理6-16莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇肁肇芄蝿袄肃芃袂螆莁芃薁羂芇节蚄螅膃芁螆羀聿莀蒆螃羅荿薈羈芄莈蚀螁芀莇袃羇膆莇薂袀肂莆蚅肅羈莅螇袈芆莄蒇肃膂蒃蕿袆肈蒂蚁肂羄蒁螃袄莃蒁薃蚇艿蒀蚅羃膅葿螈螅肁蒈蒇羁羇蒇薀螄芆薆蚂罿膂薅螄螂肈薅蒄羈羄薄蚆螀莂薃蝿肆芈薂袁衿膄薁薁肄肀膈蚃袇羆芇螅肂芅芆蒅袅膁芅薇蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄芁薇羄羃蒇蒃薀肆芀荿虿膈蒅蚇虿袈芈薃蚈羀蒃蕿蚇膂莆蒅蚆芄腿螄蚅羄莄蚀蚄肆膇薆蚃腿莃蒂螃袈膆莈螂羁莁蚇螁膃膄蚃螀芅葿蕿蝿羅节蒅螈肇蒈莀螇膀芀虿螇衿蒆薅袆羂艿蒁袅肄蒄莇袄芆芇螆袃羆膀蚂袂肈莅薈袁膀膈蒄袁袀莄莀袀羂膆蚈罿肅莂薄羈膇膅蒀羇袇莀蒆羆聿芃螅羆膁蒈蚁羅芄肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀罿羇节蝿虿膂膈螈螁羅薇螈羃膁蒃螇肆肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀罿羇节蝿虿膂膈螈螁羅薇螈羃膁蒃螇肆肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀罿羇节蝿虿膂膈螈螁羅薇螈羃膁蒃螇肆肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀罿羇节蝿虿膂膈螈螁羅薇螈羃膁蒃螇肆肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀罿羇节蝿虿膂膈螈螁羅薇螈羃膁蒃螇肆肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀罿羇节蝿虿膂膈螈螁羅薇螈羃膁蒃螇肆肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀罿羇节蝿虿膂膈螈螁羅薇螈羃膁蒃螇肆肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀罿羇节蝿虿膂膈螈螁羅薇螈羃膁蒃螇肆肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀罿羇节蝿虿膂膈螈螁羅薇螈羃膁蒃螇肆肃荿螆螅艿芅莂袈肂膁莁羀芇葿蒁蚀肀莅蒀螂芅芁葿袄肈膇蒈肆袁薆蒇螆膇蒂蒆袈罿莈蒅羁膅芄蒅蚀羈膀薄螃膃葿薃袅羆莅薂羇膁芁薁螇羄芇薀衿芀膃蕿羂肂蒁蕿蚁芈莇薈螄肁芃蚇袆芆腿蚆羈聿蒈蚅蚈袂蒄蚄袀肇莀蚄羂羀芆蚃蚂膆膂蚂螄羈蒀蚁袇膄莆螀中国核工业总公司总经理总工程师常务副总经理总会计师副总经理生活服务中心项目协调处基建处保卫处劳人处供运处培训处质保处核安全监督管理处技术支持处环境与应处管理处公司办计划处财务室审计室驻沪联络处生产处设备管理处运行部化动部检修部安防处秦山核电厂最终安全分析报告图
6.2–1秦山核电公司组织机构图常务副总经理总工程师电网调度生产处运行部主任值长机操电操堆操化水岗位二回路岗位供热岗位冷冻岗位二回路分析班剂量岗位压空液氮班通风空调班一回路分析班净水岗位固化岗位一回路岗位锅炉岗位海水岗位秦山核电厂最终安全分析报告图
6.2–2秦山核电公司组织机构图。