ICS27.120.20 F 65 备案号：478382015 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T203192014 代替EJ/T851-1994 压水堆核电厂技术规格书编制准则 Criterion for technical specification for pressurized water reactor nuclear power plant 2014-10-15发布 2015-03-01实施 国家能源局 发布 NB/T20319—2014 前 言 本标准按GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T851一1994《核电厂技术规格书准则》。 本标准与EJ/T851一1994相比主要有以下变化： 按照国标GB/T1.1一2009给出的规则进行结构及版式修改； 修改标准名称为“压水堆核电厂技术规格书编制准则” -删除“状态恢复时间”的定义，文中内容相应修改； 删除“概念框架”的内容，增加“技术规格书的编制要求”； 修改4.2.1中安全限值、安全系统整定值、正常运行限值和条件和监督要求的描述； -删除附录A与附录B； 将附录C作为技术规格书的一个编制准则。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中广核工程有限公司、深圳中广核工程设计有限公司、中国核电工程有限公司、 中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：谢志国、胡明信、张莉、张廷祥、杨晓燕、龚礼贤、朱陈、卢如晓。 EJ/T851于1994年首次发布。 II NB/T20319—2014 压水堆核电厂技术规格书编制准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂技术规格书编制的依据、原则、内容和要求。 本标准适用于压水堆核电厂技术规格书的编制，其他堆型的核电厂技术规格书的编制也可参考使 用。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注白期的版本适用于本文件。 凡是不注日期的引用文件， 新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 HAF 001 中华人民共和国 民用核设施安全 监督管理条例 HAF 003 核电厂 质量保 安全规定 HAF 103 核动力厂运行安 全规定 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 可接受的安全水平 acceptablelevel of safety 考虑到有害事件发生的概率和后果，包括核电厂对这些事件的预计响应，在逐项研究的基础上建立 的足以保证公众健康和安全的特定核电厂的状态的集合。 3. 2 开始后撤时间 initialfallbacktime 从发现偏离正常运行限值和条件的时间起点到开始进行后撤所允许的总的时间。 3. 3 完成时间 completiontime 从发现偏离正常运行限值和条件的时间起点到完成补救行动所允许的总的时间。 3. 4 可运行operable 可运行性operbility 具有完成对某系统或部件所规定的安全功能的能力。在这一术语中应隐含着假设所有必需的辅助仪 表、控制器、正常和应急电源、冷却或密封水、润滑剂以及完成系统或部件的安全功能所必需的其他辅 助设备也能完成与它们有关的支持功能。 3.5 特殊试验例外specialtestexception(STE) 为完成某一需要进行而又不能用其他方法代替的试验而允许暂时偏离特定的技术规格书条款。 3. 6 1 NB/T20319—2014 特殊规定specialrequirement 特殊规定是指允许暂时偏离特定的技术规格书条款，在该状态下为保证安全，制定了一些补救措施。 3. 7 限制条件limitcondition 为完成某一需要进行而又不能用其他方法代替的预防性维修或正常运行操作而允许暂时偏离特定 的技术规格书条款。 4技术规格书的内容和编制要求 4.1技术规格书的内容 4.1.1使用说明 为便于技术规格书的执行，应给出技术规格书的使用说明，即明确技术规格书的适用范围、定义术 语、应用规则等。 4.1.2安全限值 为了保持裂变产物释放屏障的完整性，设置了防止放射性物质不可控制释放的实体屏障，选择的有 关这些屏障的参数的限值。 4.1.3安全系统整定值 具有重要安全功能的变量的自动保护装置触发整定值，这些整定值的选取使得核电厂在发生预计运 行事件或事故工况时不会超过安全限值。 4.1.4、正常运行限值和条件 可运行设备的最低需要量、运行参数的限值，以及在偏离规定的正常运行限值和条件时应采取的规 定措施和完成这些措施允许的时间。 4.1.5监督要求 为保证安全系统整定值以及正常运行限值和条件始终得到满足而对有关系统和设备进行的试验、标 定、监测或检查要求。 4.1.6设计特点 设计特点包括未包含在技术规格书其他条款中的核电厂的一些物理特性。如果变更这些特性，则可 能对核电厂的安全产生明显的影响。 4.1.7行政管理 行政管理包括为保证核电厂安全运行所必需的对组织和管理、规程和大纲、记录保存、审查、监查 和报告的要求。 4.2技术规格书的编制要求 4.2.1技术规格书与事故分析的关系 2 NB/T20319—2014 技术规格书的目的是要求核电厂的状态在事故分析的假设范围内。这些假设可以通过实施技术规格 书的各项内容得到保证。 表1给出核安全法规所要求的各类技术规格书条款（除行政管理外）与事故分析的各类假设之间关 系的示例。例如：将关于某些特定的核电厂物理特性的假设（在其他技术规格类内没包括的）归入技术 规格书的设计特点内。行政管理与事故分析假设只是间接有关，因此各类技术规格书条款与事故分析的 各类假设之间关系的示例中不包含行政管理。 表1小破口失水事故分析假设与技术规格书中各项内容的关系示例 小破口失水事故分析结论 小破口失水事故分析假设 技术规格书各项内容 正常运行限值和条件 停堆功能可用 督要求 安全系统整定值 停堆信号可用 正常运行限值和条件 主给水隔离功能可用 监督要求 正常运行限值和条件 安注功能可用 监督要求 反应堆紧急停堆 安注信号可用 安全系统整定值 安注系统可以提供足够的流量 正常运行限值和条件 二次侧冷却功能确保反应堆降温 余热排出功能可用 监督要求 堆芯不裸露 正常运行 宁限值和条件 放射性释放可控 辅助给水启动功能可用 监督要求 正常运行 宁限值和条件 安全壳隔离功能可用 监督要求 初始状态假设 正常运行限值和条件 燃料包壳材料等堆芯数据 设计特点 正常运行限值和条件 应急柴油发电机可用 监督要求 4.2.2技术规格书的编制要素 4.2.2.1设计输入 4.2. 2. 1.1 事故分析 事故分析包含设计基准事故分析与超设计基准事故分析。技术规格书的各项内容应确保应对设计基 准事故的各项措施可实施。 4.2.2.1.2系统安全功能 系统功能包括正常运行功能与安全功能两部分，其中安全功能需要通过技术规格书进行管理。技术 规格书需要对系统的安全功能有相应的监督及管理要求。 4.2.2.1.3系统设计 系统设计中关于系统各项安全功能所需要包含的设备类型、设备参数、设备状态等信息，以及实现 安全功能所需要的系统流程图、逻辑控制图以及通风、供电、仪控等信息应予以考虑。 3 NB/T 20319-2014 4.2.2.1.4机组运行特性 机组运行特性中关于机组各种运行模式的特定参数，如一回路冷却剂的硼浓度、一回路压力、一回 路平均温度、一回路冷却剂装载量、核功率等信息应予以考虑。 4.2.2.2系统安全功能可运行性 安全功能可运行性的管理最终体现在运行限值和条件中，并可以在运行限值和条件的依据性文件或 下层文件中进行说明。 安全功能可运行性通常包含以下内容： a)．实现安全功能的系统在线正确。 明确实现安全功能所涉及设备的前后状态转换功能的可运行性。 如果安全特性中包含各类型容器设备，需要明确容器容积要求、温度要求（如有）、硼浓度要 求（如有）、压力要求（如有）。 如果安全特性要求支持系统可用，则需要明确相关的支持系统的可运行性。 e) 明确对该安全功能的监督要求。 4.2.2.3系统安全功能与事故分析的关系 技术规格书的编制中需要明确系统安全功能与事故分析的关系，确保事故分析中所假设的安全功能 的可运行性都能得到保证。设计基准事故中涉及到的安全功能，在技术规格书中需要考虑其穴余的可运 行性。 系统安全功能与事故分析的关系通常包含以下内容： a) 事故分析的运行模式。明确该事故在机组运行的哪种运行模式下可能发生，技术规格书则需要 要求该安全功能在对应的机组运行模式下的可运行性。 b）事故分析的类型。技术规格书需要对设计基准事故中包含的所有安全功能进行管理。 4.2.2.4运行限值和条件 技术规格书中应明确正常运行限值和条件及其监督要求。运行限值和条件的描述需要简明要，易 于理解，不应产生歧义。运行限值和条件的依据性文件中应进行详细的描述。 运行限值和条件通常包含以下内容： a）机组运行模式。根据4.2.2.2，确定运行限值和条件对应一个安全功能或者多个安全功能。根据 4.2.2.3，确定运行限值和条件中包含的所有安全功能在哪些机组运行模式下要求可用，从而得 出在机组哪些运行模式下要求该运行限值和条件的可运行性。 b) 可运行性要求。根据4.2.2.2，可以明确运行限值和条件包含一个或者多个安全功能，运行限值 和条件需要明确这些安全功能的可运行性。运行限值和条件可以直接要求安全功能的可运行 性，而不详细要求实现安全功能设备的可运行性；也可以详细要求实现安全功能设备的可运行 性，而不简单描述安全功能的可运行性。 c）正常运行限值和条件对应的监督要求。明确在哪些运