高温气冷实验堆核安全审评及监督文件编制总结----苏州核安全中心.pptVIP

高温气冷实验堆核安全审评及监督文件编制总结 苏州核安全中心 环保部核与辐射安全中心 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安全监督管理条例》 （2) 《核电厂厂址选择安全规定》HAF 0100； （3) 《核电厂设计安全规定》HAF 0200； （4) 《核电厂运行安全规定》HAF 0300； （5) 《核电厂质量保证安全规定》HAF 0400； （6) 《核电厂放射性废物管理安全规定》HAF 0800； （7） 《中华人民共和国环境保护法》； （8）《辐射防护规定》GB 8703?88； 一、FSAR审评 审评中还参照了以下文件： 　――《HTR-10安全分析报告标准格式与内容》； 　――《10MW高温气冷实验堆(HTR-10)设计准则》，1993.2； 　――《核电厂安全分析报告标准格式和内容(高温气冷堆版)》WASH?12； 　――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具有较好的固有安全性、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情况，具体问题具体分析。 一、FSAR审评 1.2 审评中关注的主要安全问题 （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安全性的关键，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，第二、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实验问题： 　　　　HTR-10没有为堆建造零功率装置，一些核设计参数不能在零功率装置上得到直接的验证，为弥补这方面的不足，申请者承诺利用国外类似反应堆的实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设计中所采用的大部分计算机程序都未经国家核安全局认可，因此审评者要求，凡设计中使用的计算机程序，均应给出其鉴定证明，并提供其适用范围和敏感性说明。对此，凡设计中使用的计算机程序，除国际上通用的或国家核安全局认可的之外，申请者均提供了下列证明材料中的一种： 一、FSAR审评 　――国外核安全当局认可的证明； 　――对IAEA组织的实验结果的校算报告； 　――专门的试验验证； 　――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）部分设备安全分级问题： 主氦风机压力壳原未定安全分级，审评者认为，主氦风机压力壳属一回路压力边界的一部分，应定为安全1级。 关于蒸汽发生器传热管的安全分级，审评者认为蒸汽发生器传热管作为一回路压力边界，同样应定为安全一级。 关于柴油发电机的安全分级，由于在失电事故中没有大功率设备需要带载，故柴油发电机达到准安全级（除个别要求不满足安全级要求）的要求也是可接受的。 一、FSAR审评 （5）抗震问题： 　　　　审评者对安全级设备抗震问题非常重视，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）、安全级阀、泵、风机、事故后监测系统、一回路舱室泄压装置及1E级设备，均要求提供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，安全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、制造和检查不能采用ASME-III规范中的规则，而必须考虑蠕变、高温疲劳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、超压保护方面遵守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）数字化保护系统问题： 　　　　在反应堆上采用数字化保护系统在我国尚属首次，审评者要求必须严格按照有关规范、标准进行设计与研制、特别是在软件的可靠性上予以充分保证、在使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实验堆的