整定值也叫设定值，就是在自动控制系统里，当某一物理量，达到某一数值时，将发生某一动作。另一种情况，如某一电动机，速度是自动控制的，我们把速度控制装置设置为1000转/分，那么这个1000转/分就是电动机速度的整定值。

按照核安全法规要求，核电厂在运行过程中必须严格地遵守书面的运行规程，运行规程必须符合并保证运行限值和条件的贯彻和执行。由于核安全至高无上的重要地位，核电厂运行规程作为直接指导操纵员执行运行操作的具体文件，对于保障核电厂的安全可靠运行意义重大。对于第三代非能动核电厂，运行规程的开发经验较少，对运行规程中包括运行限值在内的各种整定值信息进行分析和研究，能够提升规程开发技术并进一步确保核电厂的长期安全可靠运行。

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。

各类运行规程的主要内容是操作步骤，操作步骤中至少包括操作对象、操作动作以及与操作对象和操作动作相关的必要信息。因此，运行规程整定值内容与操作对象（即SSCs）有关（如SSCs运行状态指示和过程控制变量等），或与操作动作有关（如完成时间、执行频度等）。由于规程执行过程中操纵员主要在从主控室获取显示信息，因此规程整定值信息大部分与核电厂仪表显示相关，仪表整定值能够实现指示、报警、控制或保护功能。由于运行规程必须保证运行限值和条件的实施，因此运行规程整定值信息包括或包络了安全限值、安全系统整定值、正常运行限值和条件、监督要求等内容。根据核安全法规导则对运行限值和条件的要求，假设某重要过程变量向到达安全限值的方向增加，可能包括的整定值内容和相互关系。

在核电厂正常运行期间，已投运的 SSCs最佳状态是持续运行在稳态运行范围内。考虑某重要过程变量在正常运行中发生的常规波动，可设置报警整定值、正常控制和保护整定值，以提醒操纵员关注波动趋势或确保自动控制系统执行预期动作。为了使操纵员在报警发生后有时间采取动作来防止或避免运行参数超出正常运行限值，在报警整定值和正常运行限值之间留有裕量。如果发生异常事件或SSCs 故障，对应的重要过程变量偏离正常运行范围而到达正常运行限值，根据安全分析的结果，可能需要停堆保护系统等安全系统动作来稳定电厂状态。正常运行限值和安全系统触发整定值之间留有裕量，使操纵员有时间在该过程变量超出正常运行限值后及时采取纠正措施，以避免该过程变量继续偏离到达安全系统触发整定值而触发系统动作，使反应堆进入更恶劣工况。安全系统触发整定值即为安全系统仪表整定值，考虑到仪表不确定性，为了确保仪表可运行性而规定了仪表在定期试验和校准时的极限值，即允许值。安全系统触发整定值是基于核电厂安全设计中事故分析的结果确定的，考虑到仪表校准和测量误差，允许值与分析整定值之间留有裕量。为了确保不违反各类工况下放射性释放的所有规定限值和潜在的辐射照射剂量的可接受限值，安全分析限值和安全分析的结果都应能确保核电厂的安全限值不被超出。

该重要过程变量的整定值内容及其预期功能与核电厂的运行状态和控制要求密切相关，各类整定值的设置与核电厂设计的纵深防御考虑保持一致。结合运行规程体系结构可知，GOP、SOP等正常运行规程中SSCs正常控制、保护、运行整定值居多；ARP中SSCs报警整定值居多；AOP中SSCs正常运行限值居多；EOP中安全系统触发整定值居多；STP中正常运行限值和监督频度定值居多。这与示范工程核电厂运行规程整定值信息的分析结果保持一致。

核电厂技术规格书中明确规定了核电厂运行的基本状态和参数，以及各系统运行必须遵守的限制条件和监督要求，并对按此运行能保证安全的依据进行了说明，以满足核安全法规中对运行限值和条件的要求。因此，运行规程整定值信息中与安全有关的正常运行限值、安全系统仪表整定值、违反运行限制条件时采取措施的完成时间、监督试验频率等整定值主要来源于核电厂技术规格书。运行规程中SSCs的运行不能违背SSCs设计基准，因此SSCs性能参数相关的运行整定值主要来源于SSCs 设计说明和计算文件。

对于属于核电厂安全相关设计的一部分且要求用于维持裂变产物屏障完整性的整定值，需要通过安全分析确定，因此运行规程中关键安全功能相关的整定值主要来源于安全分析报告。运行规程作为核电厂运行的详细操作指导，也需要符合具体厂址特性和运行管理要求，因此规程中的SSCs运行控制整定值也可能来源于运行维护技术文件、经验反馈或专家建议等。

根据运行规程的体系和结构明确规程操作步骤预期实现的功能目标，明确操作步骤中所使用的SSCs（非安全相关/安全相关）及其预期功能，然后根据SSCs设计准则和相关约束、限制条件，按照规程整定值的内容和来源进行计算，可以确定规程操作中的整定值。

以触发反应堆或专设安全设施响应规程中的部分整定值为例：该规程的目的是为了确保自动保护系统在手动或自动触发反应堆停堆或安注信号后做出合适的响应，通过评估核电厂状态来确定相应的恢复操作规程。在评估核电厂状态的操作步骤中，操纵员需要检查两台蒸汽发生器（SG）水位、非能动余热排出热交换器（PRHR HX）流量和反应堆冷却剂系统（RCS）冷段温度等参数。

为了确定这些参数在规程中的整定值，需要明确参数在规程操作步骤中的功能和相关设计准则，从而根据整定值结构和组成进行相关的计算。计算确定的运行规程整定值还需要基于模拟机的建模计算进行验证，并通过核电厂调试阶段系统预运行和电厂启动等实际操作的验证，必要时进行电厂适应性调整后才能用于实际规程操作。运行规程整定值必须确保规程操作步骤实现的过程完全符合核电厂相关设计要求和安全准则，确保规程操作步骤执行的结果完全与预期功能目标一致。按照规程体系和整定值结构中一致的纵深防御考虑，可以根据操作步骤功能确定具体运行规程中的整定值内容。

运行规程文件体系与整定值内容遵循核电厂设计的纵深防御准则，规程整定值信息支持规程操作步骤中SSCs 预期功能的实现，与操作对象或操作动作有关。在规程整定值的确定过程中需要考虑系统设计和安全分析过程中确定的SSCs设计基准整定值、不同环境条件下SSCs 参数测量和显示的不确定性，以及工程经验和控制裕量要求等。

通过对示范工程核电厂运行规程体系和整定值的分析，获得了系统性的方法和流程来确定适用于操作步骤的规程整定值，能够有效支持第三代非能动核电厂运行规程的自主化开发。