整定值体系分析示范工程非能动核电厂运行规程分为总体运行规程（GOP）、系统运行规程（SOP）、报警响应规程（ARP）、异常运行规程（AOP）、应急运行规程（EOP）、监督试验规程（STP）、72 h后运行规程（72H）和严重事故管理导则（SAMG）几类

GOP为核电厂的正常启停堆操作、功率运行和模式转换操作提供指导，以保证核电厂在不同运行工况之间的正常转换

SOP为核电厂各个系统启动和停止、系统校准、序列切换、子系统和部件的隔离和运行维护操作等操作提供运行指导

72H是一类比较特殊的系统运行规程，考虑了核电厂事故后的长期运行

ARP为系统报警后的操纵员响应操作提供明确指导

AOP对核电厂系统、构筑物、部件（SSCs）故障后的运行操作或状态异常时的纠正操作提供指导

EOP为导致反应堆紧急停堆或专设安全设施动作事件的电厂响应操作提供指导，以缓解事故后果

STP是为了满足技术规格书中的监督要求而开发的定期试验规程

SAMG的操作步骤不如其他规程详细，主要针对严重事故提供操作指导，以防止多重故障和超设计基准事故导致堆芯损坏和放射性释放而威胁到安全壳的完整性

操纵员在核电厂运行期间持续监测核电厂状态，必要时执行运行规程操作以确保核电厂稳定、安全运行，整个运行规程体系与核电厂设计基准、纵深防御考虑保持一致

核电厂首先通过保守设计和高质量的建造和运行来预防异常运行和故障，按照GOP和SOP实现SSCs要求的正常运行操作，并按照STP进行定期试验以确保SSCs可运行

一旦异常或故障发生，则通过控制、保护系统及其他监督设施实现对异常运行的控制和故障的探测，按照ARP对故障报警进行快速恢复，按照AOP针对不同异常事件采取对策并稳定运行以避免计划外停堆

如果事件继续恶化造成事故甚至是超设计基准事故（堆芯出口温度未超过650℃），则通过专设安全设施及EOP实现基准事故范围内的控制

如果出现严重事故，则通过SAMG对核电厂严重工况进行控制，包括防止事故恶化和减轻严重事故的后果

一旦安全壳失效导致放射性释放，则通过厂外应急响应减轻放射性物质大量释放的后果

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