高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则培训

高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则培训CONTENTS目录01高温气冷堆核电站示范工程概述02安全审评原则基础理论03安全目标体系04纵深防御概念CONTENTS目录05安全审评核心原则06安全审评实施要点07安全设计优化与技术创新08总结与展望01高温气冷堆核电站示范工程概述项目背景与意义

国家能源战略需求中国能源结构中火电占比高，面临煤炭运输压力及环境污染问题。2006年全国人大通过“国民经济第十一五规划”，明确积极发展核电，高温气冷堆作为先进核电技术，是国家能源结构调整和清洁能源发展的重要支撑。

技术自主创新突破高温气冷堆是我国完全自主知识产权的先进核能系统，上世纪80年代起在王大中院士带领下，清华大学开展研发，突破球形燃料元件等多项关键技术，2000年建成10兆瓦高温气冷实验堆并于2003年并网发电，标志着我国在该领域技术迈入世界先进行列。

全球核电技术引领高温气冷堆被列入国家科技重大专项，石岛湾高温气冷堆核电站示范工程是全球首座投入商业运行的第四代核电站，建成并运行该示范工程，使我国在第四代核电技术研发和应用领域达到国际领先水平，为发展第四代核电技术奠定基础。

产学研协同发展模式示范工程由中国核工业集团有限公司、清华大学、中国华能集团有限公司共同建设，形成了以清华大学为技术研发主体，中核集团为建设实施及燃料元件生产主体，华能集团为营运主体的产学研一体化项目团队，实现了研究设计与加工制造的深度融合，提升了专项成果工程化、产业化程度。技术特点与优势

固有安全特性具有良好的负反馈特性，燃料元件温度与限值间裕度大，瞬态或事故时燃料温升引入较大负反应性实现自动停堆或功率降低；堆芯功率密度低、石墨构件热容大，采用包覆颗粒燃料元件，瞬态特征平缓，为非能动余热排出创造条件。

高效能源转换以氦气为冷却剂、石墨为慢化剂，发电效率高，采用传统蒸汽循环方式可达40%以上；能产生满足石油精炼、煤化工、稠油热采等领域需求的高品质和多层次蒸汽，高温特点适用于大规模、工业化制取绿氢。

模块化设计采用模块式设计，每一个小模块约为大型压水堆核电站的1/30，反应堆停堆后产生的余热处于较低水平，发生意外时即使不进行人为干预，也能自动停堆并将余热安全散发，不会发生堆芯熔化。

自主知识产权与国产化我国完全自主知识产权的先进核能系统，石岛湾示范工程中1.5万多台套设备有2200台套为首台套，世界首创型设备超过660台，设备国产化率达到93.4%，形成自主设计、制造、建造和运行能力。国内外发展现状国内高温气冷堆发展历程上世纪80年代，在中国科学院院士王大中带领下，清华大学开展先进核能技术研发，在国家“863计划”支持下，突破了球形燃料元件、球床流动特性等多项关键技术，并于2000年建成10兆瓦高温气冷实验堆，2003年并网发电。国内示范工程建设成果2006年，高温气冷堆被列入国家科技重大专项。2012年12月，石岛湾高温气冷堆核电站示范工程正式开工，由中国核工业集团有限公司、清华大学、中国华能集团有限公司共同建设。2021年12月20日首次并网发电，2023年投入商业运行，是全球首座投入商业运行的第四代核电站。国内技术能力与产业形成通过示范工程建设，我国形成高温气冷堆核电站的自主设计、制造、建造和运行的能力，在世界上处于领先水平。项目实施过程中实现了研究设计与加工制造的深度融合，设备国产化率达到93.4%，已初步形成高温气冷堆产业链，具备产业化推广条件。国际高温气冷堆发展概况国际上对高温气冷堆技术高度重视，将其视为能够适应未来能源市场需要的第四代先进核反应堆堆型之一。美国核管会（NRC）正在为先进堆制定许可管理框架文件，国际原子能机构（IAEA）在新版核动力厂安全标准中提及该标准对包括高温气冷堆在内的其它类型反应堆，部分要求可能不适用或需判断解释。02安全审评原则基础理论安全审评的目的与重要性

01保障人员、社会和环境安全安全审评的核心目的是通过系统性评估，确保高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）建立并保持对放射性危害的有效防御，保护人员、社会和环境免受危害，这是实现其安全总目标的关键环节。

02验证安全目标的实现能力审评工作需验证HTR-PM是否具备达成定性安全目标（如辐射防护和技术安全目标）和概率安全目标（如场外个人有效剂量超50mSv的事故频率小于10-6/堆·年）的能力，确保设计和运行满足预设安全水平。

03确认纵深防御体系有效性通过审评确认HTR-PM纵深防御概念的落实情况，包括第一层次防止偏离正常运行、第二层次检测和纠正偏离、后续层次应对事故等多重防护措施的有效性，确保层层设防，降低风险。

04支撑自主核电技术安全推广作为我国自主开发的第四代核电技术示范工程，其安全审评结果是验证技术安全性、形成自主设计建造运行能力的重要依据，为高温气冷堆技术的后续产业化推广和国际化应用奠定安全基础。安全审评的法律法规依据

国家核安全法规与标准高温气冷堆核电站示范工程安全审评需严格遵守我国现行有效的核安全法规和标准，如《核动力厂设计安全规定》（HAF102）等，确保设计、建造、运行等各环节符合核安全要求。

国际原子能机构安全标准参考参考国际原子能机构（IAEA）颁布的核动力厂安全标准，如No.NS-R-1《核动力厂安全：设计》，该标准虽对革新型反应堆可能需灵活解释，但为审评提供了重要的国际视野和原则指导。

国家科技重大专项相关要求高温气冷堆核电站示范工程作为国家科技重大专项，其安全审评需满足专项实施过程中的各项管理规定和技术要求，确保专项成果在安全基础上实现工程化和产业化。

原子能法律及相关行政规定审评工作需符合国家原子能法律及相关行政规定，所有设备和技术应符合标准，保证设计合理，符合核安全要求和原子能法律及相关行政规定，确保项目合法合规推进。国际安全标准参考IAEA核动力厂安全标准国际原子能机构（IAEA）颁布的新版核动力厂安全标准No.NS-R-1《核动力厂安全：设计》指出，对于包括高温气冷堆在内的革新型反应堆，部分要求可能需要结合堆型特点进行判断和解释，强调技术安全目标中对外部干预需求的最小化。美国NRC先进堆许可框架美国核管会（NRC）正在为先进堆制定专门的许可证管理框架文件，旨在明确高层管理准则和重要安全问题要求，为高温气冷堆这类具有固有安全特性的先进堆型提供审评参考。国际标准的适应性应用原则高温气冷堆安全审评在参考国际标准时，需结合其模块式设计、非能动安全系统等独特性，在遵循核安全通用原则基础上，对特定条款进行适应性调整，如燃料元件包容功能替代传统安全壳的审评考量。03安全目标体系定性安全目标

安全总目标在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。

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。

外部干预需求目标在技术上对外部干预措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的，即无需过多依赖外部人为干预即可保障安全。概率安全目标

参考的通用概率安全目标核安全导则HAD102/17《核动力厂安全评价与验证》中推荐新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。

HTR-PM推荐的概率安全目标针对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·年。安全目标的实现途径利用固有安全特性

高温气冷堆具有良好的负反馈特性，燃料元件温度与限值间裕度大，瞬态或事故时燃料温升引入较大负反应性可实现自动停堆或功率降低；堆芯功率密度低、石墨构件热容大、采用包覆颗粒燃料元件，瞬态特征平缓，有利非能动余热排出。采用非能动安全系统

设计上以利用自然物理过程如重力、热扩散等实现安全功能，减少对电力供应及外部干预的依赖，如依靠自然对流和辐射散热机制排出堆芯热量，即使在失去外部电源和冷却系统失效的情况下，也能保障安全。落实纵深防御概念

第一层次防御通过恰当质量水平和工程实践防止偏离正常运行及系统失效，如注重设计规范、材料选择、部件制造和施工控制等；第二层次防御检测和纠正偏离正常运行状态，防止预计运行事件升级为事故工况。制定并遵循概率安全目标

采用概率安全分析，要求所有导致场外个人有效剂量超过50mSv的超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆·年，以此评估和控制风险，确保安全目标实现。04纵深防御概念第一层次防御：防止偏离正常运行设计与工程实践要求按照恰当的质量水平和工程实践，正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂，包括多重性、独立性及多样性的应用，重视设计规范、材料选择、部件制造和施工控制。内部灾害防范与后果减轻采用能减少内部灾害可能性、减轻特定假设始发事件后果或减少事故序列释放源项的设计措施，提升对内部潜在风险的抵御能力。过程与可达性保障重视设计、制造、建造、在役检查、维修和试验的过程，以及良好的可达性、核动力厂运行方式和运行经验的利用，以确定运行和维修要求的详细分析为基础。第二层次防御：检测和纠正偏离

监测系统的功能定位第二层次防御旨在通过持续监测及时发现偏离正常运行的状态，为纠正措施的实施提供依据，防止预计运行事件升级为事故工况。

关键参数监测要求需对堆芯温度、冷却剂流量与压力、放射性水平等关键运行参数进行实时、高精度监测，确保异常情况可被早期识别。

纠正措施的实施原则通过自动控制或操作员干预，对已识别的偏离进行及时纠正，利用系统冗余和多样性设计，保障纠正措施的有效性和可靠性。

与纵深防御体系的协同作为纵深防御的中间环节，该层次需与第一层次的预防措施及后续层次的事故缓解措施紧密衔接，形成完整的安全屏障体系。第三层次防御：应对事故工况

第三层次防御的核心目标基于假定尽管极少可能，防御前两层次可能未能完全防止事故发生或减轻其后果，此层次旨在控制事故发展，减轻放射性释放后果，保护人员和环境。

严重事故预防与缓解措施针对设计时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的超设计基准事故，采取措施以高可信度保证放射性后果尽可能小且低于规定限值，实际排除有严重放射性后果的事故。

固有安全特性的利用利用高温气冷堆良好的负反馈特性、较低的堆芯功率密度、较大热容的石墨构件及耐高温包覆颗粒燃料元件等固有安全特性，在事故情况下实现自动停堆、降低功率或延缓瞬态，为非能动余热排出创造条件。

放射性包容与源项控制高度依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件作为最后一道实体屏障实现放射性物质包容功能，确保在事故工况下放射性物质释放得到有效控制，限制场外辐射影响。05安全审评核心原则设计安全原则

设计合理性原则设计应充分考虑原位安全和后备安全，确保设备的冗余和多样性，以最大程度保障设备运行正常和稳定，减小事故可能性。

设计标准符合性原则设计必须符合国家关于核电站的规定和标准，所有设备和技术应符合核安全要求和原子能法律及相关行政规定。

事故工况考虑原则应考虑设计基础事故、设备事故和人为因素造成的事故等各种可能，利用先进计算机和建模技术模拟分析，确保设计安全可行。

固有安全特性优先原则优先利用反应堆固有安全特性，如良好的负反馈特性、较低的堆芯功率密度及大热容石墨构件，实现非能动安全功能，提升安全水平。设施可靠性原则组件设计与制造的可靠性保障核反应堆、冷却系统、控制系统等核心组件的设计和制造应符合相关标准要求，并经过充分的验证和测试，确保其在高温、高压等极端环境下的可靠性和稳定性。例如，石岛湾高温气冷堆示范工程实现了主氦风机、蒸汽发生器等多个首台套设备的自主研制，设备国产化率达到93.4%。设施运行的可靠性维护策略在高温气冷堆核电站长期运行过程中，应实施有效的监测和维护措施，包括定期的在役检查、性能测试和预防性维修，确保设施的长期可靠运行。同时，应重视运行经验的反馈与利用，不断优化维护方案，减少设备故障风险。多重性与多样性的工程实践设计中应恰当应用多重性、独立性及多样性原则，例如采用冗余的安全系统和多样化的控制手段，以降低单一故障导致整体失效的可能性。这要求在部件选型、系统配置及信号传输等方面进行全面考量，提升设施应对内部灾害和假设始发事件的能力。辐射安全保护原则辐射防护设计要求核反应堆和相关系统应采取有效的辐射防护设计，确保工作人员和周围环境的辐射剂量符合相关标准要求。事故工况下的辐射防护在设计和建设过程中，应考虑各种可能发生的事故情况，并采取相应的辐射防护措施，减少辐射泄漏对环境和公众的影响。放射性物质包容屏障高温气冷堆主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能，其燃料球在1620摄氏度高温条件下仍能有效阻挡放射性泄漏。排放控制与环境监测核电站应采取有效的污染物排放控制措施，包括气体、液体和固体废物的处理和处置，并建立完善的环境辐射监测体系，确保对环境和生态系统的保护。应急准备原则

应急预案的合理性高温气冷堆核电站的应急预案应结合实际生产情况制定，充分考虑各种紧急情况的处理计划，并需实时更新和调整。同时，应急预案需要与相关部门进行协调，以保证应急响应迅速而精准。

应急设备的完备性与可用性核电站应配备齐全的应急设备，包括水箱、消防器材、气溶胶灭火设备、呼吸器、无线电、移动供电、电缆和安全阀等。所有应急设备需确保运行正常，并通过定期测试和检查来验证其在应急情况下的可用性。

应急培训与演练核电站工作人员应接受充分的应急培训，具备相应的资质和技能，以确保在紧急情况下能够正确、有效地进行应对。同时，应定期组织应急演练，检验应急预案的可行性和应急队伍的协同配合能力，持续提升应急处置水平。监管合规原则

符合国家法规与标准高温气冷堆核电站的设计、建设和运营必须严格遵守国家核安全法规、原子能法律及相关行政规定，所有设备和技术应符合国家关于核电站的规定和标准，确保满足核安全要求。

遵循国际安全标准在安全审评过程中，应参考国际原子能机构（IAEA）等国际组织的先进标准和经验，如IAEA颁布的《核动力厂安全标准No.NS-R-1》，以提升核电站安全水平并促进国际合作与认可。

审评过程的法规符合性验证安全审评过程需全面核查核电站的设计方案、施工工艺、运行规程等是否符合监管要求，确保从项目初始阶段到持续运营的各个环节均满足法规标准，保障项目合规性与安全性。06安全审评实施要点风险评估方法与流程01风险识别：全面覆盖潜在危害源风险评估首先需系统识别高温气冷堆核电站潜在风险，包括天然灾害（如地震、洪水）、人为错误、设备故障、外部事件等可能导致事故的各类因素，确保无遗漏。02风险分析：科学评估可能性与后果采用概率安全分析（PSA）等方法，结合高温气冷堆特性，对识别的风险进行定性与定量分析，评估事件发生的可能性及对人员、环境、设备的潜在后果，如放射性物质释放的剂量影响。03风险评价：依据安全目标判定可接受性对照安全目标（如场外个人有效剂量超过50mSv的超设计基准事故序列累计频率小于10-6/堆·年），评价风险水平是否在可接受范围，确定是否需要采取进一步控制措施。04风险控制：制定并落实改进措施针对不可接受风险，制定并实施风险控制措施，如优化设计、增加设备冗余、完善操作规程等，通过“实践-认识-再实践-再认识”的循环过程持续降低风险，确保电站安全。安全文化评估安全文化评估的核心地位安全文化评估是高温气冷堆核电站示范工程安全审评的重要组成部分，其目的是确保核电站员工具备对核安全的高度重视和关注，以及良好的团队合作与信息共享意识，从而有效应对各种安全挑战。安全意识与责任感评估评估员工对核安全重要性的认知程度，是否将安全置于优先地位，以及在日常工作中是否严格遵守安全规程、主动承担安全责任，杜绝麻痹思想和侥幸心理。团队协作与信息共享机制评估审查核电站是否建立了有效的团队协作机制，鼓励跨部门、跨专业沟通，确保安全相关信息能够及时、准确地传递和共享，以便快速响应和处理潜在的安全问题。安全培训与能力建设评估评估核电站是否为员工提供了充分且持续的安全培训，内容是否涵盖核安全基础知识、应急处置技能、操作规程等，以确保员工具备胜任岗位安全要求的知识和能力。安全绩效与持续改进评估通过对安全绩效指标（如事故发生率、未遂事件上报率等）的分析，评估安全文化的实际效果，并审查是否建立了基于安全经验反馈的持续改进机制，不断提升整体安全管理水平。技术可行性验证

核心技术成熟度评估高温气冷堆核心技术已通过10兆瓦高温气冷实验堆（HTR-10）验证，该实验堆于2003年实现满功率运行发电，为后续示范工程奠定了技术基础。

关键设备自主化能力示范工程实现了多项首台套设备研制，1.5万多台套设备中有2200台套为首台套，世界首创型设备超过660台，设备国产化率达到93.4%，形成了自主设计、制造能力。

燃料元件性能验证采用全陶瓷包覆颗粒球形燃料元件，直径6厘米的燃料球内含约1.2万个四层包覆的核燃料颗粒，实验表明在1620摄氏度高温下仍能有效阻挡放射性泄漏，满足安全要求。

系统集成与运行实践通过产学研一体化团队协作，完成模块式高温气冷堆核电站系统集成，石岛湾示范工程于2021年首次并网发电，2024年投入商业运行，验证了技术方案的工程可行性与运行稳定性。信息公开与社会参与信息公开的原则与范围高温气冷堆核电站示范工程的安全审评应遵循透明公开原则，确保公众对项目的知情权与监督权。需公开的信息包括安全评估报告、环境影响评估报告等关键内容，及时回应社会关切。社会参与的机制与途径建立健全社会参与机制，通过听证会、座谈会、信息发布会等多种途径，邀请公众、专家及利益相关方参与审评过程，广泛听取意见和建议，促进项目安全与社会信任的良性互动。持续沟通与反馈机制在项目全生命周期内，保持与公众及相关方的积极沟通，建立常态化反馈渠道。对收集到的问题和疑虑进行认真研究并及时反馈，不断提升项目透明度和社会认可度。07安全设计优化与技术创新堆芯结构安全优化低功率密度与大热容设计采用较低的堆芯功率密度，配合堆芯石墨构件较大的热容，使HTR-PM具有平缓的堆芯瞬态特征，为非能动余热排出创造有利条件。