高温气冷试验堆核安全审评及监督文件编制总结-近代物理研究所优秀PPT.ppt

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1、高温气冷试验堆核平安审评高温气冷试验堆核平安审评及监督文件编制总结及监督文件编制总结苏州核平安中心苏州核平安中心环保部核与辐射平安中心环保部核与辐射平安中心主要内容主要内容q一、一、FSAR审评审评q二、二、更新改造审评更新改造审评q三、三、监督文件编制监督文件编制一、一、FSAR审评审评q1.1 审评依据审评依据q（1)中华人民共和国民用核设施平安监督管理条例中华人民共和国民用核设施平安监督管理条例q（2)核电厂厂址选择平安规定核电厂厂址选择平安规定HAF 0100；q（3)核电厂设计平安规定核电厂设计平安规定HAF 0200；q（4)核电厂运行平安规定核电厂运行平安规定HAF 0300；q

2、（5)核电厂质量保证平安规定核电厂质量保证平安规定HAF 0400；q（6)核电厂放射性废物管理平安规定核电厂放射性废物管理平安规定HAF 0800；q（7）中华人民共和国环境爱护法；中华人民共和国环境爱护法；q（8）辐射防护规定）辐射防护规定GB 8703 88；一、一、FSAR审评审评q审评中还参照了以下文件：审评中还参照了以下文件：qHTR-10HTR-10平安分析报告标准格式与内容；平安分析报告标准格式与内容；q10MW10MW高温气冷试验堆高温气冷试验堆(HTR-10)(HTR-10)设计准则，设计准则，1993.21993.2；q核电厂平安分析报告标准格式和内容核电厂平安分析报告标

3、准格式和内容(高温气冷堆版高温气冷堆版)WASHWASH 1212；q美国和德国有关高温气冷堆的法规和导则；美国和德国有关高温气冷堆的法规和导则；q美国美国ASMEASME规范、规范、IEEEIEEE规范。规范。q考虑到考虑到HTRHTR1010具有较好的固有平安性、反应堆功率小的特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。体分析。一、一、FSAR审评审评q1.2 审评中关注的主要平安问题审评中关注的主要平安问题q（1）燃料元件问题：）燃料元件问题：q包覆颗粒球形燃料元件的质量是保证

4、高温气冷堆平安性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。验等三项试验。q审评基本结束前，燃料元件辐照考验的第一阶段审评基本结束前，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，）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

5、件的其它其次、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。试验结果经确认，满足要求。一、一、FSAR审评审评（2 2）核设计的不确定性和零功率试验问题：）核设计的不确定性和零功率试验问题：HTR-10HTR-10没有为堆建立零功率装置，一些核设计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

6、，物理试验所得数据与理论计物理调试大纲。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。也证明不建零功率装置也是可行的。一、一、FSAR审评审评（3 3）设计计算程序的验证问题：）设计计算程序的验证问题：由于申请者在由于申请者在HTRHTR1010设计中所接受的大部分计算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，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，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

7、范围和敏感性说明。对此，凡设计中运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：可的之外，申请者均供应了下列证明材料中的一种：一、一、FSAR审评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HTRM的设计作为Benchmark加以验证。一、一、FSAR审评审评（4 4）部分设备平安分级问题：）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，主氦风主氦风机压力壳原未定平安分级，审评者认

8、为，主氦风机压力壳属一回路压力边界的一部分，应定为平安机压力壳属一回路压力边界的一部分，应定为平安1 1级。级。关于蒸汽发生器传热管的平安分级，审评者认为蒸汽发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，同样应定为平安一生器传热管作为一回路压力边界，同样应定为平安一级。级。关于柴油发电机的平安分级，由于在失电事故中没有大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。个别要求不满足平安级要求）的要求也是可接受的。一、一、FS

9、AR审评审评（5 5）抗震问题：）抗震问题：审评者对平安级设备抗震问题特别重视，尤其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）、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、一回路舱室平安级阀、泵、风机、事故后监测系统、一回路舱室泄压装置及泄压装置及1E1E级设备，均要求供应抗震分析报告或抗级设备，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

10、求外，平安重要各级系统设备的抗震要全满足抗震要求外，平安重要各级系统设备的抗震要求大部分得到满足。求大部分得到满足。一、一、FSAR审评审评（6 6）高温部件遵循）高温部件遵循ASMEASME准则问题：准则问题：审评者提出高温堆中的高温部件的设计、制造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和检查不能接受ASME-IIIASME-III规范中的规则，而必需考虑规范中的规则，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、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

11、面遵守试验、超压爱护方面遵守ASME-ASME-规范案例，并提交规范案例，并提交了满足了满足ASMEASME规范案例的论证报告，经审评该论证报规范案例的论证报告，经审评该论证报告可接受。告可接受。一、一、FSAR审评审评（7 7）数字化爱护系统问题：）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、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，申请者承诺按此要在运用前需经过充分

12、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。求实施，并提交了相关设计和试验数据。一、一、FSAR审评审评（8 8）关于反向自然循环问题：）关于反向自然循环问题：HTRHTR1010蒸汽发生器中心线高于反应堆堆芯中心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，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。审评者要求对氦风机等金

13、属部件承受过高温度。审评者要求对HTRHTR1010在事故工况下出现反向自然循环的可能性及后果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，并重点分析作出全面分析，并重点分析ATWSATWS状况下的后果。分状况下的后果。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。风机等金属部件均不超温，事故后果是可接受的。一、一、FSAR审评审评（9 9）严峻事故分析问题：）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

14、相识水平下，参照国规可供遵循，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：列进行分析是可行的，这些序列包括：失控提棒失控提棒ATWSATWS迭加堆系统在压和失压；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失去强迫循环、堆腔冷却系统失效迭加堆系统在压和失压；在压和失压；一、一、FSAR审评审评蒸汽发生器多根管同时破断进水事故；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

15、却系统热气导管双端断裂、紧急停堆失效迭加堆腔冷却系统失效；失效；严峻的外部事务。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。率较低，可不予以考虑。一、一、FSAR审评审评（1010）平安壳设置问题：）平安壳设置问题：HTR-10HTR-10的包涵体并不是一道平安屏障，因为当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发生破口当量直径大于10 mm10 mm的失压事故时，它不的失压事故时，它不起

16、包涵作用，而是允许氦冷却剂向环境干脆排放，因起包涵作用，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者认为，假如有充分的试验数据证明HTR-10HTR-10燃料元件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。求，则设置这样的包涵体是可以接受的。二、更新改造审评二、更新改造审评HTR-10氦净化系统改造

17、添加冷氦试验回路申请及说氦净化系统改造添加冷氦试验回路申请及说明书审评明书审评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氦净化系统改造加装热氦试验回路申请及说明书审评明书审评HTR-10平安级蓄电池组更换审评平安级蓄电池组更换审评三、监督文件编制三、监督文件编制q3.1 监督依据监督依据q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、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，如法规为依据，如HAF001、

18、HAF102、HAF103、HAF003、GB870388、国家、国家环保法等；环保法等；q以国家核平安局审查批准或认可的文件为依据，如以国家核平安局审查批准或认可的文件为依据，如HTR10的的33个设计准则、个设计准则、HTR10的初步、最终安分报告、评价报告、各阶段质保大纲等；的初步、最终安分报告、评价报告、各阶段质保大纲等；q国外的一些规范、标准和导则可作为参考，如国外的一些规范、标准和导则可作为参考，如HTGR格式内容、格式内容、HTGR总设计总设计准则、及准则、及RG管理导则（适用高温堆）、管理导则（适用高温堆）、ASME规范、规范、IEEE标准、德国标准、德国KTA规规范（范（KT

19、A3102 高温堆堆芯设计）等；高温堆堆芯设计）等；q考虑到考虑到HTR10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。法规、标准和规范不符合的状况，具体问题具体分析。三、监督文件编制三、监督文件编制q3.2 选项原则选项原则q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、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

20、统）；功能及限制元件受化学侵蚀的系统）；q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；独特的重要系统、设备应考虑；qHTR10高温堆本身在建立、调试过程中曾出现的较大不符合项等高温堆本身在建立、调试过程中曾出现的较大不符合项等应考虑；应考虑；q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。统和放射性管理系统的项目）监督项目选项。三、监督文件编制三、监督文件编制q3.3 监督中重点关注方面和问

21、题监督中重点关注方面和问题反向自然循环问题反向自然循环问题 蒸汽发生器传热管蒸汽发生器传热管 燃料元件的制造及辐照考验问题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石墨堆内构件的制造质量 临界及零功率阶段的物理试验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、试验一回路压力边界设备、部件的制造、试验 三、监督文件编制三、监督文件编制数字化爱护系统数字化爱护系统 吸取球停堆系统吸取球停堆系统 余热排出系统余热排出系统燃料装卸系统燃料装卸系统蒸汽发生器卸压排放系统蒸汽发生器卸压排放系统柴油发电机组柴油发电机组包涵体的建立包涵体的建立三、监督文件编制三、监督文件编制q3.4

22、项目表确定项目表确定q建立阶段项目主要集中在设备检查，总共选了建立阶段项目主要集中在设备检查，总共选了33项，其中，项，其中，土建分阶段主要选核岛基础、包涵体及质保检查等土建分阶段主要选核岛基础、包涵体及质保检查等3项；项；设备制造分阶段主要选元件制造、核设备制造分阶段主要选元件制造、核1、2、3级机械设备、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级仪控设备、特殊的非平安级设备及质保方面等25项；项；安装分阶段选平安级设备安装、质保方面等安装分阶段选平安级设备安装、质保方面等5项。项。q调试阶段项目主要集中在系统检查，总共选了调试阶段项目主要集中在系统检查，总共选了28项，其

23、中，项，其中，保证停堆功能的系统选了保证停堆功能的系统选了10项，保证冷却功能的系统选了项，保证冷却功能的系统选了7项，保证包涵功能的选了项，保证包涵功能的选了7项，防止石墨燃料元件受化学项，防止石墨燃料元件受化学侵蚀（包括氧化）的系统侵蚀（包括氧化）的系统2项，其他项，其他2项。项。三、监督文件编制三、监督文件编制运行阶段项目共选了运行阶段项目共选了2525项，其中综合性检查项目，包项，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、辐射防护等选了管理、辐射防护等选了1111项，定期试验检查项目选了项，定期试验检查项目选

24、了1414项，主要是仪控、电源、系统设备方面等完成三大项，主要是仪控、电源、系统设备方面等完成三大功能的项目。具体项目详见表三功能的项目。具体项目详见表三“HTR“HTR1010高温气冷堆高温气冷堆运行阶段监督检查项目清单运行阶段监督检查项目清单”。三、监督文件编制三、监督文件编制q3.5 检查程序编制检查程序编制q在各阶段监督大纲和项目表经国家核平安局审查批准后，在各阶段监督大纲和项目表经国家核平安局审查批准后，起先下一步程序编制工作。起先下一步程序编制工作。q 在正式起先编制检查程序前，还要对系列核平安法规和导在正式起先编制检查程序前，还要对系列核平安法规和导则、高温堆的则、高温堆的PSAR、FSAR及其评价报告、高温堆建立、及其评价报告、高温堆建立、调试、运行等各方面资料进行更细致的探讨、分析，同时调试、运行等各方面资料进行更细致的探讨、分析，同时对高温堆调试规程、运行规程逐个进行审查。在此基础上，对高温堆调试规程、运行规程逐个进行审查。在此基础上，严格依据法规要求和批准的监督大纲和项目表，结合高温严格依据法规要求和批准的监督大纲和项目表，结合高温堆的具体状况，编制出堆的具体状况，编制出HTR10建立、调试、运行三个阶建立、调试、运行三个阶段共段共86份监督检查程序。份监督检查程序。谢谢 谢！谢！