高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则docxWord格式.docx

1、对于传统的压水堆和沸水堆核电厂，这套确定论的安全要求比较完备，其中的一些重要原则仍可作为HTR-PM的参考。但是许多国家和有关的国际组织也认识到，已有的安全要求对HTR-PM这类先进核电厂并不完全适用，而针对这种类型核电厂，安全要求的建立仍不完备。美国核管会（NRC）正在为先进堆制定一套许可证管理的框架文件，以明确高层管理准则和一些重要安全问题的要求。国际原子能机构（IAEA）在2000年颁布的新版核动力厂安全标准No.NS-R-1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS: DESIGN”中提到，该标准对于其它类型的反应堆，包括未来的革新型系统，一些要求可能并不适用，或者

2、在解释它们时需要一些判断。国家核安全局充分认识到了上述问题，为了HTR-PM安全审评的需要，在原则上遵守我国现行有效的核安全法规和标准的基础上，制定了本审评原则，以明确国家核安全局对一些重要问题的立场。本审评原则的建立参考了国内外高温气冷堆（包括HTR-10）多年发展所形成的一些经验以及近些年的最新研究成果。应该充分认识到的是，HTR-PM安全要求的建立，必须经过一个实践，认识，再实践，再认识的反复过程。对本审评原则的应用，也应抱有这样的态度。2安全目标（1）定性安全目标HTR-PM的安全总目标是：在HTR-PM中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。这个安全总目标

3、由辐射防护目标和技术安全目标所支持。辐射防护目标：保证在所有运行状态下HTR-PM内的辐射照射或由于HTR-PM任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。技术安全目标：采取一切合理可行的措施预防HTR-PM的事故，并且一旦发生事故时减轻其后果；对于在HTR-PM设计时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；保证实际地排除有严重放射性后果的事故发生。在上述安全目标基础上，HTR-PM在设计上所要达到的一个目标是：“尽管管理当局仍然可以要求，一个基本目标是在技术上对外部干预措施的需求

4、可以是有限的，甚至是可免除的”（同IAEA在No.NS-R-1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS: DESIGN”中表述的目标）。（2）概率安全目标核安全导则HAD102/17核动力厂安全评价与验证中推荐了对新的核动力厂的概率安全目标：堆芯损坏频率小于10-5/堆?年，放射性物质大量释放频率小于10-6/堆?年。针对HTR-PM的特点，为其推荐的概率安全目标是：采用概率安全分析，所有导致场外（包括厂址边界处）个人有效剂量超过50mSv的超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆?3纵深防御概念核安全法规核动力厂设计安全规定（HAF102）确定了纵深防御概念，即保证

5、安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御（固有特性、设备及规程），用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。（1）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。这一层次要求：按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用，正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。为此，应十分注意选择恰当的设计规范和材料，并控制部件的制

6、造和核动力厂的施工。能有利于减少内部灾害的可能、减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的释放源项的设计措施均在这一层次的防御中起作用。还应重视涉及设计、制造、建造、在役检查、维修和试验的过程，以及进行这些活动时良好的可达性、核动力厂的运行方式和运行经验的利用等方面。整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础。（2）第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。尽管注意预防，核动力厂在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。这一层次要求设置在安全分析中确定的专用系统，并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。（3）设置第三

7、层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，从而演变成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。这就要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到安全可控状态，并最终引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。（4）第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的超设计基准事故，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。这一层次最重要的目的是保护包容功能。除了事故管理规程之外

8、，这可以由防止事故进展的补充措施与规程，以及减轻选定的超设计基准事故后果的措施来达到。由包容提供的保护可用最佳估算方法来验证。（5）第五层次，即最后层次的防御，其目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。对于HTR-PM来说，总体上仍维持上述五个纵深防御的层次，但考虑到其堆型的特点，在纵深防御层次设置的重点上与传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂可能会有所不同，例如，保证第一道放射性包容屏障，即包覆颗粒燃料元件的完整性将会起更加重要的作用。另外HTR-PM较长的宽容时间也可视为纵深防御的一个重要手段。HTR-PM纵

9、深防御各层次设置的合理性应该通过完整的安全评价加以证明。4总的设计基准（1）电厂状态划分HTR-PM的电厂状态划分为四类，除正常运行工况外，还包括预计运行事件、设计基准事故和超设计基准事故。这些电厂状态的划分主要参照各类事件发生的频率范围，并参考已有的和其它堆型的经验来确定。预计运行事件、设计基准事故频率范围划分以假设始发事件的发生频率为依据；超设计基准事故划分以事故序列的频率，并结合确定论和工程判断为依据。1）预计运行事件在该模块反应堆的寿期中有可能发生的，并且可能影响HTR-PM安全的一类事件，该类事件的下界定为10-2/堆?预计运行事件用于HTR-PM正常运行工况下的环境评价，剂量限值是

10、：向环境释放的放射性物质对公众个人（成人）造成的有效剂量应小于0.25mSv/电厂?这些事件的典型例子有：? 一根反射层控制棒在功率运行工况下失控提升； 一回路主氦风机误加速； 失去厂外电源； 丧失正常给水流量； 汽轮机外负荷丧失，等等。2）设计基准事故HTR-PM设计基准事故划分为两类：稀有事故和极限事故。对于稀有事故，预计在一座模块反应堆的整个寿期中不会发生，但在可能建造的这类堆型的总体中（假设数百个模块）有可能会发生，其频率范围为10-2-10-4/堆?这些事故的典型例子有： 给水管道小破口； 反应堆冷却剂一根仪表测量管（DN10mm）断裂； 蒸汽发生器一根换热管双端断裂； 反应堆辅助系

11、统厂房内氦净化系统的一根管道破裂； 放射性废液贮存罐的泄漏，等等。对于极限事故，预计在这类堆型总体的寿期中不会发生，但出于安全的考虑，仍将它们归于设计基准事故之中，其频率范围为10-4-10-6?/堆? 一根控制棒在功率运行下失控提升同时发生运行基准地震； 主蒸汽管道破裂； 给水管道大破口； 与压力容器相连的一根大管道（DN65mm）断裂； 各种未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS），等等。对于HTR-PM的稀有事故和极限事故，其个人剂量限值分别确定为：在每发生一次稀有事故时，公众个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；在每发生一次极限事故时，公众

12、个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在10mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在100mSv以下。正常运行、预计运行事件、设计基准事故（含稀有事故和极限事故）的电厂状态分类与美国ASME规范中的工况分类（A、B、C、D类工况）相对应。3）超设计基准事故这是一类预期在可能建造的HTR-PM型核电厂（假设数百个反应堆模块）的总体寿期中也不会发生，并且具有更低频率水平的工况。但为了确保公众的安全与健康，仍需考虑这类事件，并从中选取超设计基准事故的重要事件序列，以在确定应急源项和应急计划时加以考虑，评价需要采取什么样的应急措施。通过概率论、确定论和工程判断相结合的方法，可以确定在HTR-PM设计中需要加以

13、考虑的超设计基准事故的重要事件序列，通过必要的设计修改或规程修改，考虑在超过其原来预定功能和预计运行状态下使用某些系统（安全级和非安全级系统）及使用附加的临时系统，以及制定事故管理规程等措施来对付这些重要的事件序列。对于超设计基准事故，可采用基于现实的或最佳估算的假设、方法和分析准则。根据推荐的HTR-PM的概率安全目标，采用事故序列分析，场外（包括厂址边界处）个人（成人）有效剂量超过50mSv的所有超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆?（2）工业标准和规范HTR-PM遵守我国已颁布的，并且适用的国家标准。考虑到我国在核安全相关领域的工业标准和规范尚存在较大欠缺，在HTR-PM的设计中还将参照下述国际或其它国家的标准和规范：1）安全1、2、3级部件的设计分别参照美国ASME-1-NB、NC、ND标准，安全级部件支承件和金属堆内构件分别参照ASME-1-NF和NG分册；2）陶瓷堆内构件设计参照：德国KTA 3232反应堆压力容器内的陶瓷堆内构件（1992年）；3）仪表控制系统设计参照：美国IEEE标准和国际电工委员会IEC标准；4）电气系统设计参照： 美国IEEE标准；5）球床堆芯的热工流体力学设计参照：德国KTA3102高温气冷堆堆芯设计（1978年）；6）消防设计参考：法国RCC-I压水堆核电站防火设计和建造准则（1997年）。