1、飞ICS 27.120.20 F 65 备案号:47838-2015 Nl习B中华人民共和国能源行业标准NB/T 20319-2014 代替盯/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 -03一01实施国家能源局发布NB/T 20319-2014 目次yi1A1AinfURun 求求要要则制制准编编制的和编据容的依件内款的文的条书用义书刊格引定格格规性和规规术围范语术术技言范规术
2、技技对川剧123456NB/T 2031 9- 2014 刚自本标准按GB厅1.1-2009给出的规则起草。本标准代替EJ厅851-1994核电厂技术规格-15准则。本标准与EJ/T851一1994相比主要有以下变化z一一按照国标GB厅1.1-2009给出的规则进行结构及版式修改:、-修改标准名称为原.水堆核电厂技术规格书编制准则; 一一删除状态恢复时间的定义，文中内容相应修改:一一册j除概念框架的内容，增加技术规格朽的编制要求; 一修!&标准的内容，例如%行限制条件修波为正常运行限值和l条件:一胁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:一-才删除附录A与附录
3、B;一一一将附录C作为技术规格15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，.核r程有限公司、深圳中，.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。II 本标准主要起草人:谢志国、胡明信、张莉、张廷佯、杨晓燕、龚礼贤、朱陈、卢如晓。EJ厅851于1994年首次发布。 NB/T 20319-2014 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J.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J.技术规格书的编制，其他堆型的核电J技术规格书的编制也可参考使用。2 规范性引用文件
4、下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注H期的引用文件，仅注H期的版本适用于本文件。凡是不注H期的引用文件，其最新版本包扫所有的修改单)适用于本文件。HAFOOl 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例HAF003 核电厂质量保证安全规定HAF 103 核动力J.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acceptable level of safety 考虑到有害事件发生的概率和后果，包括核电J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的状态的集合。3.2 开始后撤时间initial fallback time
5、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completion time 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。perbility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special test exception (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
6、定的技术规格书条款。3.6 NB/T 2031 9-2014 特殊规定special requirement 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a些补救措施a3. 7 限制条件Iimit condition 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，所给出技术规格书的使用说明，即明确技术规格书的适用范罔、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
7、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T况时不会超过去全限值。4.1.4 正常运行限值和条件口J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l条件时应采取的规定措施和l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l设备进行的试验、标定、监测旦旦检查要求。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，
8、则口I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1)(纲、记录保存、审查、监费和报告的要求。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 B . NB/T 2031 9-2014 技术规格书的日的是要求核电厂的状态在事故分析的假设范罔内。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z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
9、是间接有关，冈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停堆功能I1J用L白如:哩F1+ 主给水隔离功能I1J用去注功能-I1J用反应堆紧急停堆安注系统可以提供足够的流量去:往信号I1J阳一一一三次侧冷却功能确保反应堆降温余热排出功能可用堆芯不裸露放射性释放可控辅助给水启动功能可用安全壳隔离功能可J-H初始状态假设四料但壳材料等雄，匹数据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1句急柴油发电机日rJlJ技术规格节各
10、项内容正常运行限值和条件监督要求安全系统整.值正常运行限值和条件监督要求正常运行限值和条件监督要求安全系统整定值正常运行限值和条件监督要求i正常运行限值和条件监督要求正常运行限值和条件监督要求正常运行限值和条件设计特点正常运行限值和条件监督要求事故分析包含设计摹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f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 系统设计系统设计巾关于系统各项安伞功能所需要包含
11、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罔、逻辑控制罔以此通风、供电、仪拉等信息应予以考虑。3 NB/T 2031 9-2014 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，如一网路冷却剂的棚浓度、一网路压力、一同路平均温度、-网路冷却剂装载量、核功率等信息应予以考虑。4.2.2.2 系统安全功能再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l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-1内容za) 实现安全功能的系统在线正确。b) 明确实现安全功能所涉及设备的前后状态转换功
12、能的可运行性。c) 如果安全特性中包含各类刑容器设备，需要明确容器容积要求、温度要求(如有、棚浓度要求(如有、压.力要求如有)。d) 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:t5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支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冗余的可运行性。系统安全功能与事故分析的关系通常包含以F内容za) 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-r可能发生，技术规格-15则
13、需要要求该安全功能在对应的机组运行模式F的可运行性。b) 事故分析的类型。技术规格-t5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-15中应明确正常运行限值和l条件及其监许要求。运行限值和I条件的描述需要简明扼要，易于理解，不应产生歧义。赵行限值和l条件的依据性文件中院进行详细的描述。运行限值和l条件通常包含以F内容:a) 机细运行模式。根据4.2.2.2，确定运行限值和l条件对庇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l条件中包含的所有安全功能在哪些机组运行模式F要求可肘，从而得出在机组哪些运行模式F要求该运行限值和条件的可
14、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-.个或者多个安全功能，运行限值和1条件需要明确这些安全功能的可运行性。运行限值和l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陆的监督要求。明确在哪些运行模式F需要进行监督以及监督的周期和验收准则。4.2.2.5 偏离运行限值和条件所需采取的措施技术规格归中需要明确偏离运行限值和l条件所需采取的措施。这些措施在运行限值和条件中的描述需要简明扼要，易于理解，不同产生歧义。运行限恒和l条件的依
15、据性文件中需要进行详细的描述。偏离行限值和l条件及所需采取的措施通常包含以严内容:4 . NB/T 2031 9-2014 a) 偏离运行限值和条件的内容。根据4.2.2.4.可以明确运行限值和条件要求可用的内容。根据这些要求可用的内容，可以罗列出不符合运行限值和条件要求可用的内容。b) 明确机组开始后撤时间或完成时间。开始后撤时间包括从发现偏离运行限值和l条件的时间起点到开始进行后撤共需要的时间。完成时间包括从发现偏离运行限值和l条件的时间起点到完成措施共需要的时间。c) 需要进入的模式。选定的需要进入的模式，需要考虑该设备的不可用、发现不可用时机组的初始状态以及过渡到该模式的瞬态，机组都能
16、在保持最佳的安全裕度条件下运行。d) 根据需要，补充其他需要采取的措路。如果有其他相同类型的机组总结的经验反馈，可以分析后确定需要采取的其他措施。e) 如果以上规定的措施得不到满足，则需要针对不能满足的措施规定进一步需要采取的措施。4.3 在设计中对技术规格书的考虑在设计、评价、运行管理和核安全管理审责过程的早期阶段向考虑技术规格-15的制定，以便使设计变更减到最少，并尽量避免为适应技术规格朽的要求而需要施加运行限制和加强运行管理。在设计系统和部件的过程中应考虑技术规格朽的制定，以确保提供足够的性能和多重性，以及确保提供监督的措施。5 技术规格书条款的编制准则5.1 通用准则5. 1. 1 院
17、对事故分析中考虑的物项及核安全法规明确要求的其他物项编制对肉的技术规格-15条款。5.1.2 技术规格书的用语向清楚、简明，以便只能作一种解释，避免歧义。同避免使用如立即或足够等这样一些含糊用语。否则向加以定义，以保证所有监督人员和运行人员有相同的解释。5. 1.3 技术规格书条款的编制应考虑可执行性。5.1.4 技术规格:15条款中的数值应考虑计算的不确定性。场.1.;技术规格I条款应明确规定它们所适用的族也厂的运行模式(例如，功率运行、换料。所选择的运行模式仅限于设备可运行的模式或在事故分析假设中有参数限值的模式。5. 1. 6 技术规格15条款中的数值向采用运行人员J.lT直接读取的单位
18、。5. 1. 7 技术规格151司按照事故分析中考虑纵深防御的和度维持原有的纵深防御层次(例如多重屏障、多草性、备用系统。5.1.8 技术规格朽的编制应考虑事故分析中的单一故障假设。5.1.9 在技术规格阳的编制中应考虑维修对核电厂可运行性的不利影响。5. 1. 10 在技术规格-!5中不要求引用事故分析报告、核安全法规或工业规范和!标准。如果需要引用这些资料时，应给出具体的章节而不是笼统的参考。5. 1. 11 院采用确定论方法编制技术规格-15中各条款的数据:也可以采用概率论结合确定论的方法，只有在该方法的适用性具有充分证据时才能采用。5.2 特殊准则5.2.1 术语编制准则在技术规格目中
19、采用的术语(包括缩略语成外文缩写词.r同、符号、代号，若在现行的国家标准、行业标准中尚无规定时1苟该在技术规格IS中给出其定义或说明，以便使这些具有广泛指导意义的术语、符号、代号不会网概念不同而影响技术规恪凹的执行。此外，技术规格归还向包括有技术内涵的a NB/T 2031 9-2014 术语。这些术语应采用简单、直接的语言，从而确保在核电厂运行和核安全管理中对技术规格扫具有相同的、不含糊的解释。5.2.2 安全眼值编制准则应对已选择的与裂变产物释放屏障的完整性有关的r艺变量规定安全限值。支全限值的选择向采用保守的方法，并考虑事故分析中所有的不确定性，使得遵守这些安全限值就能保证屏障像事故分析
20、中所假设的那样执行功能。安全限值应该包含确保与第一道屏障完整性及第二道屏障完整性有关的参数限值。确保与第二道屏障完整性有关的参数限值可以不包含在安全限值中，但需要包含在正常运行限值和I条件中。5.2.3 安全系统整定值编制准则对于安全限值中的参数以及影响压力或温度瞬态的其他参数或参数组合，都应编制安全系统整定值，包括:a) 为抑制瞬态而引起停堆的整定值:b) 为限制预计瞬态过程以防止超越安全限值l!j(;减轻假想事故的后果而使专设安全设施投入运行的整定值:c) 为防止超越安全限值而导致其他自动动作的整定值。安全系统整定值的内容还应包括规定允许旁通某些通道、部件和联锁的条件。编制安全系统整定值应
21、考虑在调整名义整定值时可能发生的误差，并保证规定的安全系统整定值在事故分析报告假定的参数范围内可以白动触发安全系统。5.2.4 正常诅行限值和条件编制准则5.2.4.1 正常运行限值和条件的项目和数值的选择准则确定核电厂运行任一正常运行限值和l条件时院i前足下列一个或多个准则za) 准则1:遵守事故分析中规定的初始假设:b) 准则2:遵守事故分析中作为重要成功路径的构筑物、系统成部件:c) 准则3:遵守保证屏障完整性及控制宝屏蔽的构筑物、系统成部件:d) 准则4:运行经验WG概率安全分析表明对公众健康和安全重要的构筑物、系统或部件。5.2.4.2 偏离正常运行眼值和条件时采取仲救行动准则在出现
22、偏离正常运行限值和条件时向制定对应的补救行动。采取补救行动的措施中通常包含以F内容:a) 规定机组开始后撤时间或完成时间:b) 规定需要进入的模式。当机组在规定的时间内不能消除偏离时，应要求核电厂进入与由冗余设备或系统所得到的安全保护相_a致的特定支全运行模式:c) 根据需要，补充其他需要采取的措施。在编制补救行动的措施时，通常考虑以-F内容:一一多重或多样系统的可运行性:一一在会受到正常运行限值和条件影响的完成时间或开始后撤时间内发生的事件的概率:一一多重或多样系统的可靠性。;在实施补救行动时，引入不希望的事故的风险，例如，由-丁停堆和l冷却引入的瞬态:履行所建议的补救行动可能付出的代价与由
23、此所得到的利益之间的关系(即风险一一代价评估。6 NB/T 2031 9-2014 阿根据为保证口J接受的安全水平所要求的设备-uJ运行性确定允许的完成时间或开始后撤时间，并应考虑那些会降低.J运行性的事件，如监督和维修。当需要保持通道或系列的I-lJ接受的可运行性时，应考虑向需要进入模式过渡的时间。5.2.5 监督要求编制准则5.2.5.1 监督要求应描述为保证设备、系统和1运行参数符合正常运行限值和l条件而进行的具有足够，.度、探度和l颇度的试验、标定、监测和l检查。每个正常运行限值和条件应有相关的监督要求支持。每一项监督要求向与某一正常运行限值和条件相关。监督要求向至少包含以下三个要素:
24、a) 监督项目。监督是对系统和设备的定期技术检查。某一技术检查是由一系列条文或行动组成，旨在核实被检验对象与标准、预先确定的数据、条款相比的符合性。监督的操作方式和实施方法在f.JJ操作性和代表性方面都是事先经过过实践证明了的。b) 监督准则。监督准则就是为了监督构筑物、系统和部件能完成其安全功能所需要满足的性能指标(数值、范围、状态等)。c) 监督周期。监督是按照国定周期实施，最低限度要保证在每个期间内(在该期间系统或设备为技术规格书所要求)完成一次检查。监督周期主要考虑以下儿个方面的因素:1) 法规或标准要求:2) 系统或设备本身的可靠性(试验数据库或制造厂数据); 3) 预期可能会出现的
25、缺陷种类和l这种缺陷的潜在京全后果:4) -f.JJ靠性研究或者概率支全分析(PSA)的研究结果:5) 米自核电厂运行的经验反馈。在实际可能的情况下，监督要求的实施应确保对核电厂正常运行的干扰最小，这需要结合电厂其他活动(如计划维修、停堆米制定监督计划。当核电厂处于不需要某给定支全功能的运行T况时，时暂停对与该支全功能有关的监督。但在超过此监督周期之后，应在核电厂返网到需要此安全功能的某运行T况之前满足监督要求。例如，在换料期间，可暂停反应堆保护系统的某些功能的定期试验，直到机组开始启动时为止。如果无足够的设计、运行.ux研究资料建议采用其他方法，则J何使阳已建立的且与口J接受的安全水平相适应
26、的惯用监督广度、监督探度和l监督颇度，当需采用其他方法时，应按照5.2.5.25.2.5.6中各条内容加以论述。5.2.5.2 监督要求在保证导致核电厂II、III、W类L况的始发事仲的概率和l用于向对这些T况的设备或系统的时运行性维持在可接受的安全水平。5.2.5.3 每一项监督要求两起到下述一项或多项的作用:a) 降低始发事件发生的概率或在导致核电厂II、四、W类工况之前能够探测早期故障:b) 通过揭示需要维修米提高为应对核电厂II、III、W类T况所要求的设备或系统的wJ运行性:院考虑骂监督方法要求立全重要设备脱离在线状态时，这些设备的离线时间是使它们的-.J运行性降低的闪素:, c)
27、保证核电卜的运行参数(包括特定物工页的f.JJ运行性)始终与规定的正常运行限值和l条件相一致。5.2.5.4 对丁运行经验或f.JJ靠性数据不足的设备，监督要求向论证其J接受的llJ运行性。最初采用的监督频度阿根据保守的假设制定，在取得运行经验后再采用延长旦旦缩短试验间闹的方式来调整监督频度。5.2.5.5 监督要求向考虑到由于频繁的监督(热力的战机械的而增加发生人为故障的机会(例如，由同一个人在同-天对冗余仪表进行标定而增加共模故障的时能性)都f.JJ能使设备或系统的时靠性有不f.JJ接受的降低。7 NB/T 2031 9-2014 5.2.5.6 监督应符合公认的有关工业规范和标准的要求。
28、5.2.6 设计特点编制准则如果变更或修改核电厂的设计特点，应将那些对核电厂安全有显著影响的物理特性纳入技术规格书相关条款。在设计特点内容中可引用事故分析报告的特定章节或准则，以提供设计细节。但是，由于所引用的准则成内容将成为技术规格书的一部分，所以这种引用应该是有限的、具体的并且是未经批准不能变更的。5.2.7 行政管理编制准则技术规格书店包括为保证核电厂安全运行的行政管理。行政管理包括对组织、规程、记录保管、审查、监页、报告、人员资格和对突破安全限值的解决办法的要求。行政管理应阐述被指定履行这些要求的组织和部门的具体责任和权力。行政管理也应要求核电厂的规程包括那些事故分析所依据的操纵员动作
29、。对于行政管理的其他要求应遵守HAFOOl、HAF003和IHAFI03的有关规定。5.2.8 其他编制准则5.2.8.1 技术规格书要求的预期偏离核电厂在进行调试、定期试验、预防性维修以及正常运行操作时，有可能需要偏离技术规格书要求，仅在对这些操作进行过评价并且评价结果表明以下各条均成立的情况下，才允许偏离技术规格书要求za) 调试、定期试验是验证核电厂的重要特性所必需的:b) 在充分考虑到进行这些操作时发生某单独不利事件的概率的前提下，仍能以可接受的安全水平完成此试验:c) 为保证核电厂的安全，在进行这些操作时已经采取了必需的措施:d) 在技术规格t5中，应采取注释、特殊规定、限制条件或特
30、殊试验例外等对这些操作做出规定。5.2.8.2 经验反馈的应用在技术规格节的制定或修订过程中应充分考虑本电厂或其他与本核电厂系统和部件的设计、制造、安装、试验和运行方式相似的同类型核电f的经验反馈。在技术规格书的修订或重新制订中，向重点考虑以下两类运行经验za) 证明现有技术规格朽的依据需要修改的运行经验:b) 证明需要增加另外的技术规格条款的运行经验。如果运行经验表明现有技术规格15条款的要求偏严，则应对技术规格书作相应的设计改进，在不损害安全的条件F可以适放松技术规格:5条款要求。相反，则需要加强监督要求成功率限制。安全准则的技术发展和变更可能要求进行新的安全评价，进而可能导致重新制订WG
31、修改技术规格书。5.2.8.3 技术规格书的修订和升版核电厂运行过程中，应对核电厂设计改造、事故分析的变更、核安全监管机构新的要求、运行经验反馈等进行分析，如果这些变化影响事故分析假设或技术规格书条款的依据，那么应修订和l升版技术规格:1508 NB/T 2031 9-2014 6 对技术规格书的依据的编制要求6. 1 概述应在技术规格书的依据中概述其理由，即提供安全限值、安全系统整定值、正常运行限值和条件及偏离正常运行限值和条件时采取的补救行动、监督要求的依据。技术规格书的依据应明确说明核电厂的设计和事故分析与技术规格书条款的限值和核电厂运行模式之间的关系。6.2 通用要求技术规格书的依据，
32、向适当包含下述一般要求:a) 在制订技术规格书的某个条款之前，应确定该条款的依据，从而确立技术规格书的理由:b) 技术规格书的依据不得包括超越和高于技术规格书的要求:c) 对于每一项技术规格条款的要求都所有一个对应的和明确的依据，该依据只与一个确定的安全要求有关:d) 若条件合适，技术规格书的依据阿说明在核电厂不同工况下对技术规格书各项条款的不同要求:e) 在技术规格书的依据中应提供该技术规格书所规定的数值与事故分析中使用的数值的关系:。在技术规格书的依据中应说明在确定技术规格书的限值时所假设的仪器误差或其他方面的误差:g) 技术规格书的依据应解释补救行动中各条要求的合理性和完成时间或开始后撤
33、时间相对于-J.1J接受的安全水平的适当性:h) 应在技术规格书的依据中给出文中所引用信息的来源，这些引用应该是信息来源的最具体的章节。6.3 特殊要求6.3.1 安全限值依据的编制要求安全限值的依据应明确受安全限值保护的放射性物质屏障的完整性，并说明为什么此安全限值是合适的。6.3.2 安全系统整定值侬据的编制要求安全系统整定值的依据应明确由安全系统整定值保证的安全限值或其他安全要求的理由，并且应描述在确定安全系统整定值与主金限值或其他去全要求之间的关系中涉及的所有容差。安全系统整定值的依据向阐述允许对安全系统整定值相关的白动保护进行劳通的条件。6.3.3 正常运行限值和条件依据的编制要求正
34、常运行限值和l条件的依据阿.明确制定正常运行限值和l条件需要保证事故分析报告的假设是有效的，并保证运行中不超过规定的安全限值。同时应阐述所规定的时运行设备的最低需要量和最低安全配置、运行参数的限值、各层次运行人员的最低配备，以及在偏离正常运行限值和l条件时运行人员采取的补救行动和完成这些行动允许的时间为什么是合适的。正常运行限值和条件的依据还应阐述偏离正常运行限值和l条件时采取的补救行动的理由。6.3.4 监督依据的编制要求9 NB/T 2031 9-2014 监督的依据应描述特定的监督将如何保证符合正常运行限值和条件。监督的依据应明确确定监督频度的理由，以便后续根据核电厂的性能和运行经验对监督频度进行适当的修改。10 r 守FON-OFmONLFZ 中华人民共和国能源行业标准压水堆核电厂技术规格书编制准则NBrr20319-一2014* 核工业标准化研究所发行北京海淀区骚子营1号院邮政编码:100091 电话:010-62863505 机械工业版扭专有侵极必究* 2015年3月第l次印刷定价28.00元2015年3月第1版印数1-100
