核电站建造运营中为防止核泄漏采取哪些措

　　2.1.18 与二次侧蒸汽输送相关的蒸汽发生器、主蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、主蒸汽安全阀、主蒸汽旁路排放系统等应进行定期检查、试验，保证其能够执行设计功能；
　　2.2 防止失去停堆裕度的事件
　　2.2.1 堆芯装料方案应满足在整个燃料寿期内能够达到《技术规格书》所要求的最低停堆深度要求；
　　2.2.2 反应堆装料应严格按照批准的有效程序执行，记录装料的全过程操作，除每一组燃料组件的独立检查和核对外，在反应堆压力容器顶盖吊装前，必须按规定进行堆芯核查；
　　2.2.3 反应堆首次临界后，应完成《技术规格书》规定的所有零功率物理试验，并确认试验结果正常后才能提升反应堆功率；并根据装料方案和物理启动试验结果计算反应堆在寿期初、中、末最小停堆硼浓度与堆芯平均温度的关系等内容，用于指导该燃料循环内的反应堆运行；
　　2.2.4 反应堆在运行过程中，控制棒应控制在插入极限以上；
　　2.2.5 反应堆在热态停堆前，要根据反应堆停堆前的状态和反应堆运行参数进行计算分析，提供堆芯热态停堆最小停堆硼浓度值，在反应堆停堆规定时间前进行堆芯硼化操作，直到达到所要求的热态最小停堆硼浓度；
　　2.2.6 反应堆在冷态停堆前，要根据反应堆停堆前的状态和反应堆运行参数进行计算分析，提供堆芯冷态停堆最小停堆硼浓度值，并在反应堆降温降压前将堆芯硼浓度调整到冷态停堆所要求的最小停堆硼浓度，经取样分析，确认反应堆冷却剂满足冷态最小停堆硼浓度要求后才能开始降温降压；
　　2.2.7 燃料循环末期，慢化剂温度系数达到了《技术规格书》要求的限值，则应进行停堆换料；
　　2.3 防止意外硼稀释事件

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