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核动力厂物项安全分级与设计扩展工况物项质量要求
2 0 1 4 年 10 月Nuclear Power EngineeringOct. 20 14 文章编号:0258-0926 (2014)05-178-04;doi:10.13832/j.jnpe.2014.05.0178核动力厂物项安全分级与设计扩展工况物项质量要求孙造占,沈伟,黄炳臣,邓冬环境保护部核与辐射安全中心,北京,100082摘要:为核动力厂物项进行恰当的分级是保证核动力厂具有良好安全性能和经济性能的重要手段。随着安全要求的不断提高以及设计理念的不断发展,物项分级的理论和方法也得到了进一步的发展。核动力厂应 针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对“超设计基准”事故工况下需要保持安全功 能的设备的质量要求随之成为焦点探讨问题。根据国内外相关实践和我国对新建核动力厂提出的更高安全目 标以及国际上相关进展,建议对我国相关法规标准进行相应修改,并提出了相关物项质量要求的建议。关键词:核动力厂;超设计基准事故;安全分级;安全相关;设计扩展工况中图分类号:X591文献标志码:A能减轻其后果的可能的设计修改或规程修改,必须加以评价,如属合理可行则必须实施这种修改。” 随着科学技术不断发展,对核动力厂的安全设计提出了更高的要求。轻水堆核动力厂欧洲用 户要求(EUR)[3]提出,必须在“传统的”3 层次 基础上更好地应用纵深防御概念。EUR 从设计的 初始阶段就考虑超出设计基准事故范围的设计扩 展工况。国际原子能机构(IAEA)于 2012 年将 这一规定写入其新的核动力厂设计安全要求[4]。0引言随着核能利用技术的发展,核设施及设备的 设计、制造技术以及安全监管的理念和手段都发 生了很大变化,与之相应的安全分级理论和方法 也出现了长足的发展。在密切跟踪国际上先进的 安全分级理论和方法的基础上,修改完善我国相 应法规标准是非常必要的。核动力厂严重事故的发生,促使人们不断地 完善纵深防御概念和应用, “超设计基准”工况 正逐步纳入“设计扩展”工况的范围,相应部分 的物项(指构筑物、系统和设备的统称)质量要求也需要做出相应的调整。2 核动力厂物项分级的实践与发展2.1 我国目前核电厂主要堆型的安全分级我国目前运行和在建核动力厂主要堆型是所 谓的“二代加”压水堆,其物项安全分级遵守或 参考的法规标准主要包括:我国的核安全法规 HAF102、核安全导则 HAD102/03[5]、核安全技术 文件 HAFJ0066[6]、GB/T 17569[7]、GB/T 15474[8]以及国外相关标准等。上述标准在安全分级方面 的要求虽有差别但大同小异,基本上沿用了美国 国家标准 ANS 51.1[9]的思路与方法。而 ANS 51.1 中安全分级部分的主要编制依据是美国的核安全 管理导则 RG 1.26[10]。2.2 AP1000 堆型的安全分级AP1000 被称为先进非能动型反应堆,其物项 分级没有完全采用 RG 1.26 和 ANS 51.1 的方法,1纵深防御概念与应用的发展核动力厂纵深防御从 3 个层次发展到 5 个层 次[1],工程设计的角度来看,主要是所针对的假 想事故不同。早期的纵深防御只设防到设计基准 事故,而目前纵深防御对“超设计基准事故”也 有所考虑。尽管 HAF102—2004《核动力厂设计 安全规定》[2]要求“设计中还必须考虑核动力厂 在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中 的行为”,但不必“采用保守的设计措施”,也没 有对其辐射剂量规定限值。针对严重事故的对策 主要是事故管理,设计仅考虑“对于能降低这些选定事件发生的概率或者当这些选定事件发生时收稿日期:2013-10-22;修回日期:2014-07-10孙造占等:核动力厂物项安全分级与设计扩展工况物项质量要求179而是结合非能动安全设计的特点进行了相应的调整。主要改变是在设计基准工况内执行安全功能 设备全部采用非能动设备,对应于“二代加”堆 型的专设安全设施中的能动设备得以保留,但不 再属于安全相关物项。虽然这些非安全相关物项 对于达到安全目标不是必需的,但通过防止非能 动安全系统不必要的启动而起到纵深防御的作用; 非能动安全系统还缺乏足够的运行经验,把非安 全相关能动设备作为安全系统的后备,也是另一 个方向上的纵深防御。因此,美国核管会将上述非 安全相关的物项纳入监管范围。AP1000 将非安全 相关但附加相关核安全监管要求的物项定为 D 级。为了适应非能动型核动力厂的需求,美国国 家标准学会发布了新的轻水堆分级标准 ANS 58.14[11]。2.3EPR 堆型的安全分级EPR 将“复杂序列”和“严重事故”纳入设 计扩展工况。在设计基准工况下执行的安全功能 定义为 F1 功能,在设计扩展工况下执行的安全功 能定义为 F2 功
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