4.1.1.2 违反技术规格书的运行事件。

　　这类事件包括：

　　（1）运行参数超过安全限值；

　　（2）监督试验或监测周期超过规定的期限；

　　（3）出现了技术规格书中不允许出现的运行工况等。

　　监督试验是指核电机组运行期间所进行的定期试验，它是为了验证安全有关的构筑物、系统或部件是否能继续执行其功能或者是在执行其功能的备用状态。如果两次监督试验或监测之间的间隔时间超过核电厂技术规格书允许的限值，应该报告。核电机组在运行时出现了核电厂技术规格书中禁止的运行工况，例如，在某种停堆工况下，应该维持两台停堆冷却泵处在运行状态，由于某种原因只有一台泵在运行，从而导致堆芯和主回路温度偏高。

　　4.1.2　导致核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害或出现下列工况的事件

　　（1）明显危害安全的没有分析过的工况；

　　（2）超出核电厂设计基准的工况；

　　（3）在核电厂运行规程或应急规程中没有考虑过的工况。

　　“核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害的事件”是指这些设备出现故障或不能执行其功能或它们的机械或化学性能受到严重损伤，降低其对3类或4类工况的承受能力。这类事件的事例有：（1）堆芯或贮存水池内燃料包壳破损率超过允许范围；（2）一回路的放射性超过规定限值；（3）压力壳或一回路的其他重要设备（蒸汽发生器、主泵、稳压器、安全阀和卸压阀）出故障和主管道破损；（4）主冷却剂系统的焊缝或材料有重大缺陷；（5）在试验或运行期间，卸压阀或安全阀丧失操作能力或可用的数量不足；（6）安全壳泄漏超过规定限值。

　　“可能导致明显危害安全的没有分析过的工况，超出核电厂设计基准的工况或在核电厂规程或应急规程中没有考虑的工况的事件”主要是指一些对核电机组安全运行有全局性影响的事件，而不仅是个别运行参数的偏离或个别零件出故障。这类事件的事例有：

　　（1）堆芯传热管道内出现过量的汽泡，妨碍从燃料元件内导出热量，特别是在自然循环条件下，导致传热效率急剧下降，并可能引起元件或堆熔化；

　　（2）测量信号管路内出现汽泡，使仪表误显示，从而可能引起严重后果；

　　（3）在试验监督中，一个单一故障或人的误操作导致多台设备中断运行；

　　（4）在例行检查时发现高能管道的支撑构件的螺丝松动。

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