整定值

按照核安全法規要求，核電廠在運行過程中必須嚴格地遵守書面的運行規程，運行規程必須符合並保證運行限值和條件的貫徹和執行。由於核安全至高無上的重要地位，核電廠運行規程作為直接指導操縱員執行運行操作的具體文件，對於保障核電廠的安全可靠運行意義重大。對於第三代非能動核電廠，運行規程的開發經驗較少，對運行規程中包括運行限值在內的各種整定值信息進行分析和研究，能夠提升規程開發技術並進一步確保核電廠的長期安全可靠運行 ^[1]  。

示範工程非能動核電廠運行規程分為總體運行規程（GOP）、系統運行規程（SOP）、報警響應規程（ARP）、異常運行規程（AOP）、應急運行規程（EOP）、監督試驗規程（STP）、72 h後運行規程（72H）和嚴重事故管理導則（SAMG）幾類。GOP為核電廠的正常啓停堆操作、功率運行和模式轉換操作提供指導，以保證核電廠在不同運行工況之間的正常轉換。SOP為核電廠各個系統啓動和停止、系統校準、序列切換、子系統和部件的隔離和運行維護操作等操作提供運行指導。72H是一類比較特殊的系統運行規程，考慮了核電廠事故後的長期運行。ARP為系統報警後的操縱員響應操作提供明確指導。

AOP對核電廠系統、構築物、部件（SSCs）故障後的運行操作或狀態異常時的糾正操作提供指導。EOP為導致反應堆緊急停堆或專設安全設施動作事件的電廠響應操作提供指導，以緩解事故後果。STP是為了滿足技術規格書中的監督要求而開發的定期試驗規程。SAMG的操作步驟不如其他規程詳細，主要針對嚴重事故提供操作指導，以防止多重故障和超設計基準事故導致堆芯損壞和放射性釋放而威脅到安全殼的完整性。

操縱員在核電廠運行期間持續監測核電廠狀態，必要時執行運行規程操作以確保核電廠穩定、安全運行，整個運行規程體系與核電廠設計基準、縱深防禦考慮保持一致。核電廠首先通過保守設計和高質量的建造和運行來預防異常運行和故障，按照GOP和SOP實現SSCs要求的正常運行操作，並按照STP進行定期試驗以確保SSCs可運行。一旦異常或故障發生，則通過控制、保護系統及其他監督設施實現對異常運行的控制和故障的探測，按照ARP對故障報警進行快速恢復，按照AOP針對不同異常事件採取對策並穩定運行以避免計劃外停堆。如果事件繼續惡化造成事故甚至是超設計基準事故（堆芯出口温度未超過650℃），則通過專設安全設施及EOP實現基準事故範圍內的控制。如果出現嚴重事故，則通過SAMG對核電廠嚴重工況進行控制，包括防止事故惡化和減輕嚴重事故的後果。一旦安全殼失效導致放射性釋放，則通過廠外應急響應減輕放射性物質大量釋放的後果。

各類運行規程的主要內容是操作步驟，操作步驟中至少包括操作對象、操作動作以及與操作對象和操作動作相關的必要信息。因此，運行規程整定值內容與操作對象（即SSCs）有關（如SSCs運行狀態指示和過程控制變量等），或與操作動作有關（如完成時間、執行頻度等）。由於規程執行過程中操縱員主要在從主控室獲取顯示信息，因此規程整定值信息大部分與核電廠儀表顯示相關，儀表整定值能夠實現指示、報警、控制或保護功能。由於運行規程必須保證運行限值和條件的實施，因此運行規程整定值信息包括或包絡了安全限值、安全系統整定值、正常運行限值和條件、監督要求等內容。根據核安全法規導則對運行限值和條件的要求，假設某重要過程變量向到達安全限值的方向增加，可能包括的整定值內容和相互關係。

在核電廠正常運行期間，已投運的 SSCs最佳狀態是持續運行在穩態運行範圍內。考慮某重要過程變量在正常運行中發生的常規波動，可設置報警整定值、正常控制和保護整定值，以提醒操縱員關注波動趨勢或確保自動控制系統執行預期動作。為了使操縱員在報警發生後有時間採取動作來防止或避免運行參數超出正常運行限值，在報警整定值和正常運行限值之間留有裕量。如果發生異常事件或SSCs 故障，對應的重要過程變量偏離正常運行範圍而到達正常運行限值，根據安全分析的結果，可能需要停堆保護系統等安全系統動作來穩定電廠狀態。正常運行限值和安全系統觸發整定值之間留有裕量，使操縱員有時間在該過程變量超出正常運行限值後及時採取糾正措施，以避免該過程變量繼續偏離到達安全系統觸發整定值而觸發系統動作，使反應堆進入更惡劣工況。安全系統觸發整定值即為安全系統儀表整定值，考慮到儀表不確定性，為了確保儀表可運行性而規定了儀表在定期試驗和校準時的極限值，即允許值。安全系統觸發整定值是基於核電廠安全設計中事故分析的結果確定的，考慮到儀表校準和測量誤差，允許值與分析整定值之間留有裕量。為了確保不違反各類工況下放射性釋放的所有規定限值和潛在的輻射照射劑量的可接受限值，安全分析限值和安全分析的結果都應能確保核電廠的安全限值不被超出。

該重要過程變量的整定值內容及其預期功能與核電廠的運行狀態和控制要求密切相關，各類整定值的設置與核電廠設計的縱深防禦考慮保持一致。結合運行規程體系結構可知，GOP、SOP等正常運行規程中SSCs正常控制、保護、運行整定值居多；ARP中SSCs報警整定值居多；AOP中SSCs正常運行限值居多；EOP中安全系統觸發整定值居多；STP中正常運行限值和監督頻度定值居多。這與示範工程核電廠運行規程整定值信息的分析結果保持一致。

核電廠技術規格書中明確規定了核電廠運行的基本狀態和參數，以及各系統運行必須遵守的限制條件和監督要求，並對按此運行能保證安全的依據進行了説明，以滿足核安全法規中對運行限值和條件的要求。因此，運行規程整定值信息中與安全有關的正常運行限值、安全系統儀表整定值、違反運行限制條件時採取措施的完成時間、監督試驗頻率等整定值主要來源於核電廠技術規格書。運行規程中SSCs的運行不能違背SSCs設計基準，因此SSCs性能參數相關的運行整定值主要來源於SSCs 設計説明和計算文件。

對於屬於核電廠安全相關設計的一部分且要求用於維持裂變產物屏障完整性的整定值，需要通過安全分析確定，因此運行規程中關鍵安全功能相關的整定值主要來源於安全分析報告。運行規程作為核電廠運行的詳細操作指導，也需要符合具體廠址特性和運行管理要求，因此規程中的SSCs運行控制整定值也可能來源於運行維護技術文件、經驗反饋或專家建議等 ^[2]  。

根據運行規程的體系和結構明確規程操作步驟預期實現的功能目標，明確操作步驟中所使用的SSCs（非安全相關/安全相關）及其預期功能，然後根據SSCs設計準則和相關約束、限制條件，按照規程整定值的內容和來源進行計算，可以確定規程操作中的整定值。

以觸發反應堆或專設安全設施響應規程中的部分整定值為例：該規程的目的是為了確保自動保護系統在手動或自動觸發反應堆停堆或安注信號後做出合適的響應，通過評估核電廠狀態來確定相應的恢復操作規程。在評估核電廠狀態的操作步驟中，操縱員需要檢查兩台蒸汽發生器（SG）水位、非能動餘熱排出熱交換器（PRHR HX）流量和反應堆冷卻劑系統（RCS）冷段温度等參數。

為了確定這些參數在規程中的整定值，需要明確參數在規程操作步驟中的功能和相關設計準則，從而根據整定值結構和組成進行相關的計算。計算確定的運行規程整定值還需要基於模擬機的建模計算進行驗證，並通過核電廠調試階段系統預運行和電廠啓動等實際操作的驗證，必要時進行電廠適應性調整後才能用於實際規程操作。運行規程整定值必須確保規程操作步驟實現的過程完全符合核電廠相關設計要求和安全準則，確保規程操作步驟執行的結果完全與預期功能目標一致。按照規程體系和整定值結構中一致的縱深防禦考慮，可以根據操作步驟功能確定具體運行規程中的整定值內容。

運行規程文件體系與整定值內容遵循核電廠設計的縱深防禦準則，規程整定值信息支持規程操作步驟中SSCs 預期功能的實現，與操作對象或操作動作有關。在規程整定值的確定過程中需要考慮系統設計和安全分析過程中確定的SSCs設計基準整定值、不同環境條件下SSCs 參數測量和顯示的不確定性，以及工程經驗和控制裕量要求等。

通過對示範工程核電廠運行規程體系和整定值的分析，獲得了系統性的方法和流程來確定適用於操作步驟的規程整定值，能夠有效支持第三代非能動核電廠運行規程的自主化開發 ^[3]  。