核电站建造运营中为防止核泄漏采取哪些措施 运行核电站必需严格遵守中华人民共和国安全生产法、中华人民共和国环境爱护法、中华人民共和国核安全法规和导则、核电站技术规格书等的相关要求，防止核泄漏事故的发生，重点要求如下： 1.1 核电站安全运行治理总则 1.1.1 核电站运行治理必需贯彻安全第一的方针；必需有足够的措施保证质量，保证安全运行，预防核事故，限制可能产生的有害影响；必需保障工作人员、公众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照耀和污染，并将辐射照耀和污染减至可以合理到达的尽量低的水平； 1.1.2 核电站必需承受国家核安全局的核安全监视，并准时、照实地报告安全状况，供应有关资料，并对所营运的核设施的安全、核材料的安全、工作人员和群众以及环境的安全担当全面责任； 1.1.3 应依据核电厂质量保证安全规定（HAF003）及其相关导则编制核电站运行质量保证大纲，建立有效的质量保证体系，确保从事核安全相关的工作人员履行各自的职责，保证各自工作的质量； 1.1.4 核电站运行必需严格遵守核电厂运行安全规定（HAF103），执行核电厂安全运行治理（HAD103/06）的要求； 1.1.5 应建立正常、特别和事故处理运行规程，全部工作人员必需根据规程执行规定的操作； 1.1.6 必需根据批准大纲的要求对为安全运行所必需的构筑物、系统和部件进展定期修理、试验、检验和检查，并依据修理、试验、检验和检查等活动及国内外同行沟通的阅历对规定的大纲进展评价和修订； 1.1.7 必需制定保持反响堆堆芯治理、核燃料性能、核燃料和堆芯部件操作等的治理程序，并对堆芯状况进展监测和记录； 1.1.8 必需建立包括构筑物、系统和部件、运行限值和条件、规程和程序及其“修改”制度和实施程序，保证上述修改不会影响到国家核安全局的安全要求； 1.1.9 应严格遵守核电站技术规格书中的运行限值和条件以及监视要求；保证核电站设计的纵深防备三道屏障不会遭到破坏； 1.1.10 应依据核电厂换料、修改和事故停堆治理（HAF103/01）的要求，编制核电站换料检修和事故停堆治理制度和实施程序，保证换料检修期间的运行安全和事故停堆的缘由分析、订正措施的落实 1.1.11 应加强对核电站放射性排出流和放射性废物的治理，保证放射性排出流在不超过国家规定的排放限值的根底上能够符合合理可行尽量低的原则； 1.1.12 应加强核电站保卫工作，保证核电站实体爱护系统的设计功能，保证核电站出入人员和货物的有效掌握，使核电站设计的技防和人防有机结合，确保放射性物质不会遭到破坏和非法转移； 1.1.13 应建立和保持全部与放射性相关的活动的完整质量记录体系，确保工作质量符合工作开展前制订的质量标准； 1.1.14 全部从事放射性相关工作的人员必需遵守核电站辐射防护治理规定和实施程序的要求，在保证完成必要的会导致辐射照耀的活动的同时，使工作人员所受照耀保持在合理可行尽量低的水平； 1.1.15 应对从事放射性工作的人员不断进展技能培训（初次培训和再培训），保证其有娴熟和充分的技能来完成自己的工作； 1.1.16 应在运行核电站中不断推动核安全文化建立，使全部在核电站内的工作人员都能正确处理安全与其他方面工作的关系，在质疑、慎重的工作态度下，根据核电站治理制度和程序完成自身的工作，确保核电站的安全生命线； 1.1.17 应建立健全核电站阅历反应体系，保证内部消失的各类大事能够得到报告、分析和订正。同时收集国内外同类设备发觉的问题，以及问题产生的缘由和相关订正行动，评价电站是否需要实行相应的订正行动，保证同行运行阅历能够得到评价和借鉴； 1.1.18 应促进核电站与国内外同行沟通与评审活动的绽开，保证核电站能够定期进展核电站运行安全的自我审评和外部同行评审或专家评审工作，使核电站安全运行治理水平能够得到持续改良； 1.2 防止核泄漏事故发生的预防要点 1.2.1 应保证含有放射性物质的系统、设备、构筑物以及放射性监控系统等的运行牢靠性，保证其能正确执行设计功能； 1.2.2 应编制核电站堆芯和核燃料治理、放射性废物运输、处理与贮存治理、放射性排出流治理等治理制度与实施程序，保证从事放射性工作的人员能够得到合理、完整的工作程序来指导他们的工作； 1.2.3 放射性工艺系统、设备、构筑物等的相关操作中消失任何在治理程序和操作规程中没有明确规定的状况，应暂停工作，待明确后才能连续进展； 1.2.4 应编制核电站预防性修理大纲，保证全部放射性相关的系统、设备、构筑物等能够得到准时、有效的预防性检查和修理； 1.2.5 应编制核电站在役检查大纲，对全部核承压设备（容器、管道、热交换器、稳压器、泵、阀门等及其支承件）进展定期检查，跟踪其缺陷产生和进展的趋势，并在缺陷扩展到超过规定限值前进展有效的处理，防止设备失效破损造成的放射性物质失控泄漏； 1.2.6 应对放射性相关的系统、设备、构筑物等进展定期巡检、试验等，保证系统、设备和构筑物等能够争取执行其设计功能，同时保证运行过程中产生的缺陷能够被准时发觉并得处处理； 1.2.7 任何转变放射性工艺系统监测、报警、掌握、爱护定值，转变放射性工艺系统运行方式或转变放射性工艺系统内设备或部件功能、材料等都必需事前办理电厂审批程序，与核安全相关的修改，报国家核安全局审批。 1.2.8 保证核电站设计的三道安全屏障的完整性； 1.2.8.1 应严格根据操作规程进展操作，防止反响堆冷却剂系统因压力、温度等的瞬变影响反响堆压力容器的性能； 1.2.8.2 应根据电站技术规格书的要求，对反响堆冷却剂系统压力边界进展密封性试验，对安全壳厂房进展密封性和强度性试验，以验证这两道安全屏障的完整性； 1.2.8.3 应根据核燃料治理要求，在换料检修期间对燃料组件进展检查，保证反响堆内使用的核燃料组件符合使用标准； 1.2.8.4 应严格按批准的装换料方案和程序进展装料和堆芯核查，防止装错料大事的发生； 1.2.8.5 反响堆运行期间，应严格监视反响堆冷却剂系统的剂量水平的变化，保证其不会超过电站技术规格书的限值要求； 1.2.8.6 正常运行期间，应对放射性监测系统的相关参数、反响堆冷却剂系统的正常泄漏量、反响堆厂房内的温度、湿度、地坑水位和负压等参数的变化进展监视，保证用以证明三道屏障完整性的参数等都在正常范围内； 1.2.9 应对放射性工艺系统制订设备“开口”（解体设备或翻开密封盖板）治理程序，保证解体设备或翻开密封盖板过程中不会导致放射性物质失控泄漏，同时要保证在“开口”没有恢复前，其隔离边界不应擅自转变，防止放射性物质通过开口处失控泄漏； 1.2.10 应对全部放射性排出流进展监测，并对放射性排出流系统及其掌握系统进展定期检查、检修、标定和试验，防止设备或掌握系统失效引起的放射性物质失控排放； 1.2.11 应对放射性物质运输、处理和贮存的系统、设备和构筑物进展定期检查、修理、标定、试验，保证能够执行设计功能； 1.2.12 应对核燃料运输、处理和贮存的系统、设备和构筑物进展定期检查、修理、标定、试验，保证能够执行设计功能； 1.2.13 放射性系统、设备、构筑物等的相关工作应按核电站程序规定进展正确记录，这些记录应按程序规定进展妥当保存。 二、防止反响性事故 反响堆运行必需遵循国家核安全法规核电厂运行安全规定（HAF103）及其有关导则，防止发生反响性事故。重点要求如下： 2.1 总体治理要求 2.1.1 反响堆运行期间，必需根据核电站技术规格书的要求，限制堆芯最大反响性价值和反响性的引入速率，保证符合运行限值和条件； 2.1.2 在掌握棒手动掌握的状况下，不应进展补偿缘由不明的提棒操作； 2.1.3 当反响堆冷却剂的硼浓度变化后，要准时将反响堆补给水系统的硼浓度设定值重新调整到与冷却剂的硼浓度相等； 2.1.4 进展调硼操作时，应亲密留意反响堆掌握棒位置的变化，消失特别时，应中止调硼操作，直到查清缘由； 2.1.5 必需估计由于反响堆功率变化所导致的氙变化对反响性造成的影响，必要时应调整硼浓度，使调整棒组始终处于正常的调整带范围内； 2.1.6 浓硼酸贮存容器内的高含硼溶液的液位应满意技术规格书的要求，并应定期对容器内的液体进展取样分析，确保其硼浓度在规定值以内； 2.1.7 反响堆停堆后，应保证最低限度的源量程中子通道投入运行，以监测反响堆内中子计数的变化； 2.1.8 在冷停堆过程中，以及在电站处于冷停堆或换料停堆模式时，应定期取样分析反响堆冷却剂系统的硼浓度，防止意外硼稀释； 2.1.9 反响堆压力容器顶盖吊开后，对可能造成反响堆冷却剂硼浓度稀释的系统（冷却水、消防水等）的阀门状态应进展行政隔离掌握； 2.1.10 只要反响堆内有核燃料，就必需对其进展有效的中子计数监测； 2.1.11 在进展反响堆达临界操作前，必需猜测临界硼浓度和临界棒位； 2.1.12 任何转变反响性的操作过程中，如任一源量程通道计数率意外增加2倍或2倍以上，应马上停顿操作，直到查清缘由； 2.1.13 反响堆的启动周期不应小于技术规格书规定的最小值； 2.1.14 任何工况下，不能同时进展向反响堆引入两种及以上的正反响性操作； 2.1.15 装换料后的反响堆首次临界应在反响堆物理人员的监视下严格按程序进展； 2.1.16 反响堆恢复临界时，估计临界状态的误差超过规定值，应停顿临界操作并查清缘由； 2.1.17 装料过程应按批准的装料程序执行，装料完成后应进展堆芯核查，防止装错料大事发生； 2.1.18 与二次侧蒸汽输送相关的蒸汽发生器、主蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、主蒸汽安全阀、主蒸汽旁路排放系统等应进展定期检查、试验，保证其能够执行设计功能； 2.2 防止失去停堆裕度的大事 2.2.1 堆芯装料方案应满意在整个燃料寿期内能够到达技术规格书所要求的最低停堆深度要求； 2.2.2 反响堆装料应严格根据批准的有效程序执行，记录装料的全过程操作，除每一组燃料组件的独立检查和核对外，在反响堆压力容器顶盖吊装前，必需按规定进展堆芯核查； 2.2.3 反响堆首次临界后，应完成技术规格书规定的全部零功率物理试验，并确认试验结果正常后才能提升反响堆功率；并依据装料方案和物理启动试验结果计算反响堆在寿期初、中、末最小停堆硼浓度与堆芯平均温度的关系等内容，用于指导该燃料循环内的反响堆运行； 2.2.4 反响堆在运行过程中，掌握棒应掌握在插入极限以上； 2.2.5 反响堆在热态停堆前，要依据反响堆停堆前的状态和反响堆运行参数进展计算分析，供应堆芯热态停堆最小停堆硼浓度值，在反响堆停堆规定时间前进展堆芯硼化操作，直到到达所要求的热态最小停堆硼浓度； 2.2.6 反响堆在冷态停堆前，要依据反响堆停堆前的状态和反响堆运行参数进展计算分析，供应堆芯冷态