项目汇报-近代物理研究所

高温气冷试验堆核平安审评

及监督文件编制总结苏州核平安中心环保部核与辐射平安中心主要内容一、FSAR审评二、更新改造审评三、监督文件编制一、FSAR审评1.1审评依据（1)《中华人民共和国民用核设施平安监督管理条例》（2)《核电厂厂址选择平安规定》HAF0100；（3)《核电厂设计平安规定》HAF0200；（4)《核电厂运行平安规定》HAF0300；（5)《核电厂质量保证平安规定》HAF0400；（6)《核电厂放射性废物管理平安规定》HAF0800；（7）《中华人民共和国环境爱护法》；（8）《辐射防护规定》GB870388；一、FSAR审评审评中还参照了以下文件：――《HTR-10平安分析报告标准格式与内容》；――《10MW高温气冷试验堆(HTR-10)设计准则》，1993.2；――《核电厂平安分析报告标准格式和内容(高温气冷堆版)》WASH12；――美国和德国有关高温气冷堆的法规和导则；――美国ASME规范、IEEE规范。考虑到HTR－10具有较好的固有平安性、反应堆功率小的特点，遇到与现有法规、标准和规范不符合的状况，具体问题具体分析。一、FSAR审评1.2审评中关注的主要平安问题（1）燃料元件问题：包覆颗粒球形燃料元件的质量是保证高温气冷堆平安性的关键，审评过程中，审评者要求对燃料元件进行正常运行工况下的辐照试验、模拟事故工况的等温加热试验和辐照后的燃料包覆颗粒在高温空气流下的氧化腐蚀试验等三项试验。审评基本结束前，燃料元件辐照考验的第一阶段（30000MW/TU）已完成，辐照考验结果基本可以接受，其次、第三阶段辐照考验正在进行中。燃料元件的其它试验结果经确认，满足要求。一、FSAR审评（2）核设计的不确定性和零功率试验问题：HTR-10没有为堆建立零功率装置，一些核设计参数不能在零功率装置上得到干脆的验证，为弥补这方面的不足，申请者承诺利用国外类似反应堆的试验结果作进一步的设计分析方法校核，同时制定周密的物理调试大纲。经试验，物理试验所得数据与理论计算值比较符合，从而验证了理论计算的可信度，同时也证明不建零功率装置也是可行的。一、FSAR审评（3）设计计算程序的验证问题：由于申请者在HTR－10设计中所接受的大部分计算机程序都未经国家核平安局认可，因此审评者要求，凡设计中运用的计算机程序，均应给出其鉴定证明，并供应其适用范围和敏感性说明。对此，凡设计中运用的计算机程序，除国际上通用的或国家核平安局认可的之外，申请者均供应了下列证明材料中的一种：一、FSAR审评――国外核平安当局认可的证明；――对IAEA组织的试验结果的校算报告；――特地的试验验证；――模型和分析论证；――以德国HTR－M的设计作为Benchmark加以验证。一、FSAR审评（4）部分设备平安分级问题：主氦风机压力壳原未定平安分级，审评者认为，主氦风机压力壳属一回路压力边界的一部分，应定为平安1级。关于蒸汽发生器传热管的平安分级，审评者认为蒸汽发生器传热管作为一回路压力边界，同样应定为平安一级。关于柴油发电机的平安分级，由于在失电事故中没有大功率设备须要带载，故柴油发电机达到准平安级（除个别要求不满足平安级要求）的要求也是可接受的。一、FSAR审评（5）抗震问题：审评者对平安级设备抗震问题特别重视，尤其是对三大主设备（反应堆压力容器、蒸汽发生器、热气导管）、堆内构件系统（石墨组件及金属构件）、平安级阀、泵、风机、事故后监测系统、一回路舱室泄压装置及1E级设备，均要求供应抗震分析报告或抗震鉴定报告，经审评，除负压通风系统部分设备未完全满足抗震要求外，平安重要各级系统设备的抗震要求大部分得到满足。一、FSAR审评（6）高温部件遵循ASME准则问题：审评者提出高温堆中的高温部件的设计、制造和检查不能接受ASME-III规范中的规则，而必需考虑蠕变、高温疲惫等高温长期效应的影响。对于这些高温部件，申请者承诺在设计制造、无损检验、安装、试验、超压爱护方面遵守ASME-Ⅲ规范案例，并提交了满足ASME规范案例的论证报告，经审评该论证报告可接受。一、FSAR审评（7）数字化爱护系统问题：在反应堆上接受数字化爱护系统在我国尚属首次，审评者要求必需严格依据有关规范、标准进行设计与研制、特殊是在软件的牢靠性上予以充分保证、在运用前需经过充分试验和考验，申请者承诺按此要求实施，并提交了相关设计和试验数据。一、FSAR审评（8）关于反向自然循环问题：HTR－10蒸汽发生器中心线高于反应堆堆芯中心线，这种相对布置与国外模块式高温气冷试验堆的布置相反。这种布置不能防止可能出现的反向自然循环，从而可能使压力壳、堆芯底板、热气导管压力壳及主氦风机等金属部件承受过高温度。审评者要求对HTR－10在事故工况下出现反向自然循环的可能性及后果作出全面分析，并重点分析ATWS状况下的后果。分析表明，压力壳、堆芯底板、热气导管压力壳及主氦风机等金属部件均不超温，事故后果是可接受的。一、FSAR审评（9）严峻事故分析问题：由于高温气冷堆的严峻事故分析范围和序列尚无法规可供遵循，审评者认为在目前相识水平下，参照国外对高温气冷试验堆所接受的严峻事故分析范围和序列进行分析是可行的，这些序列包括：――失控提棒ATWS迭加堆系统在压和失压；――失去厂用电迭加堆系统在压和失压；――失去强迫循环、堆腔冷却系统失效迭加堆系统在压和失压；一、FSAR审评――蒸汽发生器多根管同时破断进水事故；――热气导管双端断裂、紧急停堆失效迭加堆腔冷却系统失效；――严峻的外部事务。其中对于热气导管双端断裂进气事故，部分专家认为应对该事故进行全面分析，但也有专家认为该事故序列发生概率较低，可不予以考虑。一、FSAR审评（10）平安壳设置问题：HTR-10的包涵体并不是一道平安屏障，因为当发生破口当量直径大于φ10mm的失压事故时，它不起包涵作用，而是允许氦冷却剂向环境干脆排放，因此它在本质上不同于在事故工况下能阻挡放射性物质向环境无限制释放的并且基本上不漏的平安壳。审评者认为，假如有充分的试验数据证明HTR-10燃料元件的破损率和对放射性裂变产物的滞留实力符合设计要求，则设置这样的包涵体是可以接受的。二、更新改造审评HTR-10氦净化系统改造－添加冷氦试验回路申请及说明书审评HTR-10氦净化系统改造－氦净化系统性能改进试验探讨申请及说明书审评HTR-10氦净化系统改造－加装热氦试验回路申请及说明书审评HTR-10平安级蓄电池组更换审评三、监督文件编制3.1监督依据以我国核平安法规、国家的其他与辐射防护、环境爱护、卫生等有关的法律、法规为依据，如HAF001、HAF102、HAF103、HAF003、GB8703－88、国家环保法等；以国家核平安局审查批准或认可的文件为依据，如HTR－10的33个设计准则、HTR－10的初步、最终安分报告、评价报告、各阶段质保大纲等；国外的一些规范、标准和导则可作为参考，如HTGR格式内容、HTGR总设计准则、及RG管理导则（适用高温堆）、ASME规范、IEEE标准、德国KTA规范（KTA3102高温堆堆芯设计）等；考虑到HTR－10较好的固有平安性、反应堆功率不是很大的特点，遇到与现有法规、标准和规范不符合的状况，具体问题具体分析。三、监督文件编制3.2选项原则平安上重要的构筑物、系统、部件；（建立阶段设备选项主要是核1、2、部分3级，调试和运行阶段系统选项主要是确保完成三大平安功能及限制元件受化学侵蚀的系统）；国内外审评和监督中重点关注的内容和／或与压水堆不同，高温堆独特的重要系统、设备应考虑；HTR－10高温堆本身在建立、调试过程中曾出现的较大不符合项等应考虑；适当参考美国（偏向选事故后监测等项目）、日本（偏向选燃料系统和放射性管理系统的项目）监督项目选项。三、监督文件编制3.3监督中重点关注方面和问题反向自然循环问题蒸汽发生器传热管燃料元件的制造及辐照考验问题石墨堆内构件的制造质量临界及零功率阶段的物理试验一回路压力边界设备、部件的制造、试验

三、监督文件编制数字化爱护系统吸取球停堆系统余热排出系统燃料装卸系统蒸汽发生器卸压排放系统柴油发电机组包涵体的建立三、监督文件编制3.4项目表确定建立阶段项目主要集中在设备检查，总共选了33项，其中，土建分阶段主要选核岛基础、包涵体及质保检查等3项；设备制造分阶段主要选元件制造、核1、2、3级机械设备、1E级仪控设备、特殊的非平安级设备及质保方面等25项；安装分阶段选平安级设备安装、质保方面等5项。调试阶段项目主要集中在系统检查，总共选了28项，其中，保证停堆功能的系统选了10项，保证冷却功能的系统选了7项，保证包涵功能的选了7项，防止石墨燃料元件受化学侵蚀（包括氧化）的系统2项，其他2项。三、监督文件编制运行阶段项目共选了25项，其中综合性检查项目，包括质保、运行平安监督、平安重要的修改、运行事务管理、辐射防护等选了11项，定期试验检查项目选了14项，主要是仪控、电源、系统设备方面等完成三大功能的项目。具体项目详见表三“HTR－10高温气冷堆运行阶段监督检查项目清单”。三、监督文件编制3.5检查程序编制在各阶