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HAD 103／14-2023 核动力厂修改的管理.pdf

（国家核安全局2023年2月9日批准发布）

安全局2023年2月9日批准发布

（2023年2月9日国家核安全局批准发布）

本导则自2023年2月9日起实施 本导则由国家核安全局负责解释 本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则 的方法和方案，但必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案 符合《核动力厂调试和运行安全规定》的要求。

引言.. 1.1概述.... 1.2目的. 1.3范围. 总体要求. 2.1概述. 2.2修改的需求识别. .2 2.3修改的设计或方案. 2.4修改的分类和申请、审查和批准. 2 2.5修改的实施. .3 2.6修改投用前的试验、验证和检查. 2.7修改结果的评价. 4 2.8修改相关的文件或记录、培训和通报 构筑物、系统和设备的修改... 15 3.1概述. 3.2安全重要修改的筛选范围.. 3.3安全重要修改的筛选准则 ....9 3.4修改的设计与审查. ...10 3.5修改之间的相互影响.. .11 运行限值和条件的修改. 程序和文件的修改 ..12 名词解释 .13 附录A构筑物、系统和设备安全重要修改申请报告的格式和内容， .15 附录B安全重要修改的筛选准则GB／T 23809.2-2020 应急导向系统 设置原则与要求 第2部分：建筑物外， 19

核动力厂在运行期间通常会由于法规以及适用标准的变化、与承诺的法规标准的偏差、 消除缺陷或故障、经验反馈、技术和管理能力的进步、对定期安全评价给出的潜在薄弱环节 的改进以及经济性需求等原因进行修改。 《核动力厂调试和运行安全规定》（以下简称《规定》）已对核动力厂修改提出了原则 要求。本导则是对《规定》有关条款的说明和补充。

本导则为核动力厂的修改相关活动提供指导和建议，以确保营运单位对涉及修改的各类 活动风险进行有效管理，保证核动力厂的配置始终得到控制并满足安全基准

1.3.1本导则适用于营运单位对核动力厂运行期间修改的管理。本导则给出了适用于核 动力厂修改的通用要求，明确了构筑物、系统和设备的修改、运行限值和条件的修改以及程 序和文件的修改的技术要求和监管方式。 营运单位对核动力厂建造期间初步安全分析报告中描述的构筑物、系统和设备的变更 也可参考本导则第3章判断是否需要报送国家核安全局审查。 1.3.2核动力厂的修改包括： （1）构筑物、系统和设备的修改； （2）运行限值和条件的修改； （3）程序和文件的修改； （4）上述各项的组合。

2.1.1营运单位对核动力厂进行的任何修改，应当满足核安全法规以及适用的标准要求， 并在修改活动中贯彻纵深防御概念，以保证核动力厂配置满足安全基准。 2.1.2营运单位应当制定和实施修改管理程序，并指定具体负责的部门或组织机构，以 实现对修改各环节的有效管理。修改管理程序需要明确规定下列环节的责任： （1）修改的需求识别、设计或方案（包括初步设计（方案）和详细设计（方案））

2.3修改的设计或方案

2.3.1初步设计（方案）的内容主要是修改的可行性研究，包括修改的目标和边界，可 执行的修改方案，试验的项目和目的等。 2.3.2详细设计（方案）的内容包括修改的实施、试验、验证和检查方案，修改的安全 分析，修改所影响的程序或文件，老化管理，运行和退役期间的维修等。 2.3.3应当全面评价修改的后果，并确定出修改的边界和影响（包括实体、系统和控制 的边界，以及修改实施的环境条件）。由于核动力厂内许多系统是互相关联的，一个区域的 修改可能影响其他区域，因此需要对修改实施的区域进行全面审查，审查中应参考进行过类 似修改的其他核动力厂的经验。 2.3.4应当适当地审查修改对核动力厂安全造成的所有影响并完成必要的安全分析，确 保修改满足安全基准。当修改可能对安全基准造成影响时，应当采用确定论、概率论方法或 二者相结合的方式对其进行详细评价。

2.4修改的分类和申请、审查和批准

2.4.1根据《规定》，营运单位应当对修改进行分类管理，按照修改的安全重要程度分 为安全重要修改和一般修改。本导则提供了判断修改是否属于安全重要修改的技术指南，分 别参见第3章（构筑物、系统和设备的修改）、第4章（运行限值和条件的修改）和第5 章（程序和文件的修改）；当修改为各项修改组合时，应当针对每项修改分别参考相应章节 进行判断。 2.4.2营运单位应当根据修改的分类和涉及的范围，在修改实施前按管理程序的要求逐 级（最高可至核动力厂安全委员会或相当的安全审议机构）进行申请、审查和批准。

2.4.3必要时，例如涉及评价方法的变化，使用了新的计算机程序或新技术等，营运单 位应当对修改的范围、安全影响、后果以及相关质量保证要求执行情况开展独立审查。独立 审查由未直接参与修改设计和实施的人员参与，参与人员应当熟悉有关核动力厂的设计。如 开展独立审查，独立审查应当在营运单位批准修改前完成。 2.4.4对于安全重要修改，营运单位应当按照本单位管理程序批准，并报国家核安全局 批准后，方可实施。安全基准的改变属于安全重要修改。对于一般修改，营运单位应当按照 本单位的管理程序批准后实施。营运单位向国家核安全局提交的构筑物、系统和设备安全重 要修改申请文件的格式和内容参照附录A。

2.5.1修改的实施应当进行特定的安全考虑，例如： (1） 1 辐射防护； (2） 1 放射性废物管理（包括去污、拆除和运输等环节）； (3) 其他污染物排放的控制； (4） 修改期间核动力厂的安全运行及潜在风险的应急方案； (5） 2 潜在火灾、化学制品或者爆炸物的使用对核安全的影响； (6) 2 软件修改的安全防范措施（如储存介质的管理）。 2.5.2营运单位应当制定并执行合理的修改实施程序。在某些涉及多个修改的特定实施 步骤中，后续的修改可能依赖于先前的修改，在实施前应当确认所依赖的修改是否已经完成。 2.5.3营运单位应当在修改实施部位和有关控制位置（包括实体位置和相关文件）进行 明确标识。 2.5.4营运单位应当确保参与实施修改的所有人员（包括承包单位的人员）具备应有的 资质、经验和培训经历。 2.5.5对于安全重要修改，营运单位应当按照国家核安全局批准的方案实施。由于特殊 情况必须对修改方案进行调整时，营运单位应当在修改计划完成时间前向国家核安全局书面 说明原因并分析对核动力厂安全的影响。当原修改的安全评价范围或结论无法覆盖调整后的 修改方案时，营运单位应当重新提交修改申请并获得国家核安全局批准

2.6修改投用前的试验、验证和检查

2.6.1营运单位应当在修改正式投用前进行必要的试验和验证，以证明修改满足设计要 求及验证核动力厂的安全运行能力，例如： （1）对于构筑物、系统和设备的修改，应当进行必要的试验（如鉴定和调试）以保证 已达到修改的目的，并满足运行限值和条件； （2）对于运行限值和条件及运行规程的修改，应当验证其与构筑物、系统和设备的状

态和运行方式相匹配； （3）对于原调试试验结果无法包络的安全重要修改，如反应堆冷却剂压力边界修改、 维芯修改等情况，应当在修改正式投用前进行类似调试阶段的有关试验（详见有关调试的核 安全导则）； （4）对于软件的安全重要修改，应当在软件投用前进行完全离线的运行试验；软件可 在核动力厂运行期间以并行方式运行，但不与现场设备相连，以核查是否与设计和现场条件 相符。 所有的试验项目都当应在修改识别设计时考虑其必要性和可行性。当修改实施后的条件 不允许进行试验时，试验应当在修改实施前通过模拟模型或在专门的试验装置上完成，以验 证修改可达到预期效果。 2.6.2营运单位应当在修改正式投用前进行必要的检查，例如： （1）及时更新修改涉及的相关文件并组织相关培训，以确保执行相关工作时所需文件 完成更新并可用，人员培训已完成； （2）应当由授权人员按批准的程序，对修改后的构筑物、系统和设备的功能、性能及 其修改后的运行限值和条件进行检查； (3)应当对修改后的构筑物、系统和设备重新检验（详见有关在役检查的核安全导则） 其检验结果将作为以后在役检查的基准； （4）核查在修改中使用的所有临时性的连接件、布置和程序已经拆除或恢复，

2.7.1营运单位应当对修改的结果进行评价并形成报告，确认修改已按预期要求完成。 2.7.2安全重要修改结果的评价报告应当在修改结束后一个月内报送国家核安全局，评 介报告的内容应当包括： （1）评价修改是否遵循了有关设计、采购、建造、试验以及文件和图纸管理等方面的 质量保证要求； （2）确认修改的结果是否与设计（方案）一致； （3）评价构筑物、系统和设备修改后的功能和性能试验和验证结果是否满足预期或者 验收准则； （4）确认运行限值和条件及其他程序和文件的修改接受了与原来相同水平的审查和批 准； 流出物和废物管理等方面的情况

2.8修改相关的文件或记录、培训和通报

的设计、申请、审查和批准、实施、修改后的试

要形成文件或记录。 2.8.2营运单位应当对修改相关的文件或记录进行控制管理，以符合核动力厂质量保证 有关法规的要求，并在核动力厂寿期内可以查阅。 2.8.3营运单位应当对修改相关培训进行管理，包括： （1）在修改的构筑物、系统和设备的运行、维修和试验前，应当对有关人员完成适当 的培训并形成记录，以保证其熟悉修改的内容，并充分了解如何以安全和可靠的方式完成相 关工作。培训内容取决于修改的复杂性以及其对核动力厂运行、维修、试验等方面的影响； （2）对人员操作产生重要影响的修改，应当在人员操作前对其进行培训和重新授权， 授权的审查应当根据修改后的电厂配置进行。 2.8.4对于对构筑物、系统和设备设计功能产生影响的一般修改，营运单位应根据《核 动力厂营运单位核安全报告规定》，在定期报告中将其作为重要修改活动向国家核安全局报 告。

汽车库柱子模板技术交底3.构筑物、系统和设备的修改

3.1.1构筑物、系统和设备的修改是指构筑物、系统和设备或相关规程的变更、增加或 移除，这类活动可能影响构筑物、系统和设备的设计功能、执行或控制设计功能的方式或者 论证其完成设计功能的评价方法。此外，构筑物、系统和设备的修改还包括实施最终安全分 析报告中没有描述的测试或试验。 其中，设计功能是指最终安全分析报告"中描述的安全功能，支持或者影响安全功能的 构筑物、系统和设备的功能，还包括执行预期功能的条件，如设备响应时间、过程条件、设 备鉴定和单一故障要求等。 3.1.2本章主要给出了对核动力厂运行期间的构筑物、系统和设备修改进行分类、设计 和审查的要求和指南。 3.1.3营运单位应当按照图1所示的流程判断修改是否属于安全重要修改，并对分析过 程和结论进行书面记录。记录应当包括分析过程中所采用的工程判断和逻辑（尤其是缺少行 业共识的领域），记录的详细程度应当与修改的安全重要性和复杂程度相匹配。

系统和设备的重要设计变更参照本导则进行判断时 分析报告 本导则中所述安全分析报告均指国家核安全局认可的当前有效版本

图1构筑物、系统和设备的修改分类判断流程

其对部件（或系统）的影响时，应当从软件和数字化设备的使用、多个部件（或系统）或功 能的组合、人因工程评价三个方面进行分析。 3.2.6.1在软件和数字化设备的使用方面，对余系统进行数字化修改可能会对系统的设 计功能造成不利影响，因为会增加共因失效的可能性。但是，如果证明修改设计能够消除共 因失效，可以认为修改未产生不利影响。 对于相对简单的数字化修改，可以从数字化修改的物理特征（如有限的影响范围、相对 简单的内部数字架构、有限的功能和可进行充分测试等）和工程评估（如设计质量、数字化 设备的单一故障可被已有的故障模式包络和广泛且适用的应用经验等)方面论证修改未产生 不利影响。 以下数字化修改可能对构筑物、系统和设备的设计功能产生不利影响，需要在筛选中具 体分析： （1）增加或者移除死区； （2）采用瞬时读数代替平均读数（或与之相反）。 3.2.6.2在多个部件（或系统）或功能组合方面，最终安全分析报告会描述部件（或系统） 的数量、布置以及功能分配。对于采用数字化设备代替模拟设备的修改，可能会将多个部件 （或系统）或功能合并到单一部件（或系统），如果这种合并对设计功能产生不利影响，例 如数字化设备失效会导致多个设计功能丧失，则属于筛选范围内的修改。 另外板庚互通A匝道跨主线桥现浇箱梁施工方案，对于涉及到网络，不同系统设计功能合并，跨通道、系统和分区的连接，以及资 源共享（例如双向通信、电源、控制器和多功能显示控制站）的数字化修改，应当重点分析 其是否降低了设计功能的冗余性、多样性、隔离性或独立性。如有降低，则属于筛选范围内 的修改。 3.2.6.3在人因工程评价方面，人机接口应当确保使用者能够准确感知、理解和响应系统 信息并完成其任务。对于涉及人机接口的数字化修改，应当识别修改所涉及的基本任务（包 括监视和识别、状态评价、计划响应、执行响应四类），然后分析修改是否对人员完成基本 任务的能力造成了不利影响。对设计功能的执行造成不利影响的例子包括但不限于： （1）误操作概率增加； （2）状态评价的难度增加： （3）执行动作的难度增加； （4）响应时间增加； （5）引入了新的失效模式 3.2.7构筑物、系统和设备的临时性修改是指在一定时限内实施的且非反复出现的修改 如：跳线端子、导线提起、临时障碍物、旁路、脚手架和支撑以及临时的物项替代等。 对于已建立维修有效性评价体系的核动力厂，应当按照下列要求对临时性修改进行管 理：

（1）对于与维修活动无关的临时性修改，以及作为补偿措施以解决物项降级或不符合 项而采用的临时性修改，按照本导则管理； （2）对于与维修活动有关的临时性修改，如果在机组功率运行期间的实际和预计影响 时间不超过90天，且维修活动结束时恢复到初始条件，按照维修规则进行评价和管理；否 则按照本导则进行管理。 对于未建立维修有效性评价体系的核动力厂，临时性修改与永久修改一致，按照本导则 进行管理。 3.2.8当构筑物、系统和设备的修改涉及最终安全分析报告时，营运单位应当对最终安 全分析报告进行及时修订，以使其能够反映构筑物、系统和设备的最新状态。

3.3安全重要修改的筛选准则