高溫氣冷堆核電站示范工程安全審評原則

高溫氣冷堆核電站示范工程安全審評原則

1．前言

高溫氣冷堆核電站示范工程（HTR-PM）是我國自主開發(fā)的，已列入國家中長期科技進展規(guī)劃重大專項的先進核電廠項目。類似HTR-PM這類先進核電廠的一個重要特征是利用固有平安特性和非能動平安系統(tǒng)，以期大大提高核電廠的平安水平。

與傳統(tǒng)的核電廠一樣，保證HTR-PM平安的根本也是保證掌握反應(yīng)性、排出堆芯熱量、包涵放射性物質(zhì)并掌握運行排放以及限制事故釋放三項基本平安功能。在實現(xiàn)這三項基本平安功能的方式上，HTR-PM具有以下特點：

（1）HTR-PM具有良好的負反饋特性，在正常運行工況下燃料元件的溫度與其允許的溫度限值之間有相當大的裕度，在某些瞬態(tài)或事故發(fā)生而導(dǎo)致不期望的功率上升時，僅通過燃料溫升引入的較大負反應(yīng)性就可以實現(xiàn)自動停堆或者將堆芯功率降低到一個很低的水平；

（2）HTR-PM具有較低的堆芯功率密度，堆芯石墨構(gòu)件具有較大的熱容，采納可以耐受較高溫度的包覆顆粒燃料元件，這導(dǎo)致HTR-PM具有比較平緩的堆芯瞬態(tài)特征。同時，采納有利的堆芯幾何外形設(shè)計，將為非能動堆芯余熱排出制造有利條件；

（3）作為最終一道實體屏障，傳統(tǒng)輕水堆核電廠的平安殼在限制事故后果和包涵放射性物質(zhì)方面起著至關(guān)重要的作用，而HTR-PM主要依靠具有高度牢靠性的包覆顆粒燃料元件實現(xiàn)放射性物質(zhì)的包涵功能。

目前核電廠的設(shè)計主要依據(jù)確定論的平安要求，它與詳細的堆型和系統(tǒng)設(shè)計親密相關(guān)。對于傳統(tǒng)的壓水堆和沸水堆核電廠，這套確定論的平安要求比較完備，其中的一些重要原則仍可作為HTR-PM的參考。但是很多國家和有關(guān)的國際組織也熟悉到，已有的平安要求對HTR-PM這類先進核電廠并不完全適用，而針對這種類型核電廠，平安要求的建立仍不完備。美國核管會（NRC）正在為先進堆制定一套許可證管理的框架文件，以明確高層管理準則和一些重要平安問題的要求。國際原子能機構(gòu)（IAEA）在2000年頒布的新版核動力廠平安標準No.NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS:DESIGN”中提到，該標準對于其它類型的反應(yīng)堆，包括將來的革新型系統(tǒng)，一些要求可能并不適用，或者在解釋它們時需要一些推斷。

國家核平安局充分熟悉到了上述問題，為了HTR-PM平安審評的需要，在原則上遵守我國現(xiàn)行有效的核平安法規(guī)和標準的基礎(chǔ)上，制定了本審評原則，以明確國家核平安局對一些重要問題的立場。

本審評原則的建立參考了國內(nèi)外高溫氣冷堆（包括HTR-10）多年進展所形成的一些閱歷以及近些年的最新討論成果。應(yīng)當充分熟悉到的是，HTR-PM平安要求的建立，必需經(jīng)過一個實踐，熟悉，再實踐，再熟悉的反復(fù)過程。對本審評原則的應(yīng)用，也應(yīng)抱有這樣的態(tài)度。

2．平安目標

（1）定性平安目標

HTR-PM的平安總目標是：在HTR-PM中建立并保持對放射性危害的有效防備，以愛護人員、社會和環(huán)境免受危害。

這個平安總目標由輻射防護目標和技術(shù)平安目標所支持。

輻射防護目標：保證在全部運行狀態(tài)下HTR-PM內(nèi)的輻射照耀或由于HTR-PM任何方案排放放射性物質(zhì)引起的輻射照耀保持低于規(guī)定限值并且合理可行盡量低，保證減輕任何事故的放射性后果。

技術(shù)平安目標：實行一切合理可行的措施預(yù)防HTR-PM的事故，并且一旦發(fā)生事故時減輕其后果；對于在HTR-PM設(shè)計時考慮過的全部可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小且低于規(guī)定限值；保證明際地排解有嚴峻放射性后果的事故發(fā)生。

在上述平安目標基礎(chǔ)上，HTR-PM在設(shè)計上所要達到的一個目標是：“盡管管理當局仍舊可以要求，一個基本目標是在技術(shù)上對外部干預(yù)措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的”（同IAEA在No.NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS:DESIGN”中表述的目標）。

（2）概率平安目標

核平安導(dǎo)則HAD102/17《核動力廠平安評價與驗證》中推舉了對新的核動力廠的概率平安目標：堆芯損壞頻率小于10-5/堆?年，放射性物質(zhì)大量釋放頻率小于10-6/堆?年。

針對HTR-PM的特點，為其推舉的概率平安目標是：采納概率平安分析，全部導(dǎo)致場外（包括廠址邊界處）個人有效劑量超過50mSv的超設(shè)計基準事故序列累計頻率應(yīng)小于10-6/堆?年。

3．縱深防備概念

核平安法規(guī)《核動力廠設(shè)計平安規(guī)定》（HAF102）確定了縱深防備概念，即保證平安有關(guān)的全部活動，包括與組織、人員行為或設(shè)計有關(guān)的方面，均置于重疊措施的防備之下，即使有一種故障發(fā)生，它將由適當?shù)拇胧┨綔y、補償或訂正，以便對由廠內(nèi)設(shè)備故障或人員活動及廠外大事等引起的各種瞬變、估計運行大事及事故供應(yīng)多層次的愛護。

縱深防備概念應(yīng)用于核動力廠的設(shè)計，供應(yīng)一系列多層次的防備（固有特性、設(shè)備及規(guī)程），用以防止事故并在未能防止事故時保證供應(yīng)適當?shù)膼圩o。

（1）第一層次防備的目的是防止偏離正常運行及防止系統(tǒng)失效。這一層次要求：根據(jù)恰當?shù)馁|(zhì)量水平和工程實踐，例如多重性、獨立性及多樣性的應(yīng)用，正確并保守地設(shè)計、建筑、修理和運行核動力廠。為此，應(yīng)非常留意選擇恰當?shù)脑O(shè)計規(guī)范和材料，并掌握部件的制造和核動力廠的施工。能有利于削減內(nèi)部災(zāi)難的可能、減輕特定假設(shè)始發(fā)大事的后果或削減事故序列之后可能的釋放源項的設(shè)計措施均在這一層次的防備中起作用。還應(yīng)重視涉及設(shè)計、制造、建筑、在役檢查、修理和試驗的過程，以及進行這些活動時良好的可達性、核動力廠的運行方式和運行閱歷的利用等方面。整個過程是以確定核動力廠運行和修理要求的具體分析為基礎(chǔ)。

（2）其次層次防備的目的是檢測和訂正偏離正常運行狀態(tài)，以防止估計運行大事升級為事故工況。盡管留意預(yù)防，核動力廠在其壽期內(nèi)仍舊可能發(fā)生某些假設(shè)始發(fā)大事。這一層次要求設(shè)置在平安分析中確定的專用系統(tǒng)，并制定運行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設(shè)始發(fā)大事所造成的損害。

（3）設(shè)置第三層次防備是基于以下假定：盡管極少可能，某些估計運行大事或假設(shè)始發(fā)大事的升級仍有可能未被前一層次防備所制止，從而演化成一種較嚴峻的大事。這些不大可能的大事在核動力廠設(shè)計基準中是可估計的，并且必需通過固有平安特性、故障平安設(shè)計、附加的設(shè)備和規(guī)程來掌握這些大事的后果，使核動力廠在這些大事后達到穩(wěn)定的、可接受的狀態(tài)。這就要求設(shè)置的專設(shè)平安設(shè)施能夠?qū)⒑藙恿S首先引導(dǎo)到平安可控狀態(tài)，并最終引導(dǎo)到平安停堆狀態(tài)，并且至少維持一道包涵放射性物質(zhì)的屏障。

（4）第四層次防備的目的是針對設(shè)計基準可能已被超過的超設(shè)計基準事故，并保證放射性釋放保持在盡實際可能的低。這一層次最重要的目的是愛護包涵功能。除了事故管理規(guī)程之外，這可以由防止事故進展的補充措施與規(guī)程，以及減輕選定的超設(shè)計基準事故后果的措施來達到。由包涵供應(yīng)的愛護可用最佳估算方法來驗證。

（5）第五層次，即最終層次的防備，其目的是減輕可能由事故工況引起潛在的放射性物質(zhì)釋放造成的放射性后果。這方面要求有適當裝備的應(yīng)急掌握中心及廠內(nèi)、廠外應(yīng)急響應(yīng)方案。

對于HTR-PM來說，總體上仍維持上述五個縱深防備的層次，但考慮到其堆型的特點，在縱深防備層次設(shè)置的重點上與傳統(tǒng)的壓水堆核電廠和沸水堆核電廠可能會有所不同，例如，保證第一道放射性包涵屏障，即包覆顆粒燃料元件的完整性將會起更加重要的作用。另外HTR-PM較長的寬容時間也可視為縱深防備的一個重要手段。

HTR-PM縱深防備各層次設(shè)置的合理性應(yīng)當通過完整的平安評價加以證明。

4．總的設(shè)計基準

（1）電廠狀態(tài)劃分

HTR-PM的電廠狀態(tài)劃分為四類，除正常運行工況外，還包括估計運行大事、設(shè)計基準事故和超設(shè)計基準事故。這些電廠狀態(tài)的劃分主要參照各類大事發(fā)生的頻率范圍，并參考已有的和其它堆型的閱歷來確定。估計運行大事、設(shè)計基準事故頻率范圍劃分以假設(shè)始發(fā)大事的發(fā)生頻率為依據(jù)；超設(shè)計基準事故劃分以事故序列的頻率，并結(jié)合確定論和工程推斷為依據(jù)。

1)估計運行大事

在該模塊反應(yīng)堆的壽期中有可能發(fā)生的，并且可能影響HTR-PM平安的一類大事，該類大事的下界定為10-2/堆?年。估計運行大事用于HTR-PM正常運行工況下的環(huán)境評價，劑量限值是：向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾個人（成人）造成的有效劑量應(yīng)小于0.25mSv/電廠?年。

這些大事的典型例子有：

?一根反射層掌握棒在功率運行工況下失控提升；

?一回路主氦風機誤加速；

?失去廠外電源；

?丟失正常給水流量；

?汽輪機外負荷丟失，等等。

2)設(shè)計基準事故

HTR-PM設(shè)計基準事故劃分為兩類：稀有事故和極限事故。

對于稀有事故，估計在一座模塊反應(yīng)堆的整個壽期中不會發(fā)生，但在可能建筑的這類堆型的總體中（假設(shè)數(shù)百個模塊）有可能會發(fā)生，其頻率范圍為10-2-10-4/堆?年。

這些事故的典型例子有：

?給水管道小破口；

?反應(yīng)堆冷卻劑一根儀表測量管（≤DN10mm）斷裂；

?蒸汽發(fā)生器一根換熱管雙端斷裂；

?反應(yīng)堆幫助系統(tǒng)廠房內(nèi)氦凈化系統(tǒng)的一根管道裂開；

?放射性廢液貯存罐的泄漏，等等。

對于極限事故，估計在這類堆型總體的壽期中不會發(fā)生，但出于平安的考慮，仍將它們歸于設(shè)計基準事故之中，其頻率范圍為10-4-10-6?/堆?年。

這些事故的典型例子有：

?一根掌握棒在功率運行下失控提升同時發(fā)生運行基準地震；

?主蒸汽管道裂開；

?給水管道大破口；

?與壓力容器相連的一根大管道（≤DN65mm）斷裂；

?各種未能緊急停堆的估計瞬態(tài)（ATWS），等等。

對于HTR-PM的稀有事故和極限事故，其個人劑量限值分別確定為：在每發(fā)生一次稀有事故時，公眾個人（成人）可能受到的有效劑量應(yīng)掌握在5mSv以下，甲狀腺當量劑量應(yīng)掌握在50mSv以下；在每發(fā)生一次極限事故時，公眾個人（成人）可能受到的有效劑量應(yīng)掌握在10mSv以下，甲狀腺當量劑量應(yīng)掌握在100mSv以下。

正常運行、估計運行大事、設(shè)計基準事故(含稀有事故和極限事故)的電廠狀態(tài)分類與美國ASME規(guī)范中的工況分類(A、B、C、D類工況)相對應(yīng)。

3)超設(shè)計基準事故

這是一類預(yù)期在可能建筑的HTR-PM型核電廠（假設(shè)數(shù)百個反應(yīng)堆模塊）的總體壽期中也不會發(fā)生，并且具有更低頻率水平的工況。但為了確保公眾的平安與健康，仍需考慮這類大事，并從中選取超設(shè)計基準事故的重要大事序列，以在確定應(yīng)急源項和應(yīng)急方案時加以考慮，評價需要實行什么樣的應(yīng)急措施。

通過概率論、確定論和工程推斷相結(jié)合的方法，可以確定在HTR-PM設(shè)計中需要加以考慮的超設(shè)計基準事故的重要大事序列，通過必要的設(shè)計修改或規(guī)程修改，考慮在超過其原來預(yù)定功能和估計運行狀態(tài)下使用某些系統(tǒng)（平安級和非平安級系統(tǒng)）及使用附加的臨時系統(tǒng)，以及制定事故管理規(guī)程等措施來應(yīng)付這些重要的大事序列。對于超設(shè)計基準事故，可采納基于現(xiàn)實的或最佳估算的假設(shè)、方法和分析準則。

依據(jù)推舉的HTR-PM的概率平安目標，采納事故序列分析，場外（包括廠址邊界處）個人（成人）有效劑量超過50mSv的全部超設(shè)計基準事故序列累計頻率應(yīng)小于10-6/堆?年。

（2）工業(yè)標準和規(guī)范

HTR-PM遵守我國已頒布的，并且適用的國家標準。

考慮到我國在核平安相關(guān)領(lǐng)域的工業(yè)標準和規(guī)范尚存在較大欠缺，在HTR-PM的設(shè)計中還將參照下述國際或其它國家的標準和規(guī)范：

1）平安1、2、3級部件的設(shè)計分別參照美國ASME-Ⅲ-1-NB、NC、ND標準，平安級部件支承件和金屬堆內(nèi)構(gòu)件分別參照ASME-Ⅲ-1-NF和NG分冊；

2）陶瓷堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計參照：德國KTA3232《反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的陶瓷堆內(nèi)構(gòu)件》(1992年)；

3）儀表掌握系統(tǒng)設(shè)計參照：美國IEEE標準和國際電工委員會IEC標準；

4）電氣系統(tǒng)設(shè)計參照：美國IEEE標準；

5）球床堆芯的熱工流體力學(xué)設(shè)計參照：德國KTA3102《高溫氣冷堆堆芯設(shè)計》（1978年）；

6）消防設(shè)計參考：法國RCC-I《壓水堆核電站防火設(shè)計和建筑準則》（1997年）。

其它在設(shè)計過程中可能涉及到的標準和規(guī)范，將在征得國家核平安局同意的條件下使用或參照。

5．平安殼

對于傳統(tǒng)的壓水堆核電廠和沸水堆核電廠而言，由于其所采納的燃料元件形式，以及具有高的堆芯功率密度及堆芯余熱，因而對反應(yīng)堆冷卻劑流失事故特殊敏感。為了在反應(yīng)堆冷卻劑流失事故時維持燃料元件的冷卻，設(shè)置了簡單的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，這樣，平安殼不僅僅起到放射性向環(huán)境釋放的最終一道屏障作用，而且對事故后維持必要的冷卻劑總量，保證堆芯的長期冷卻也起著至關(guān)重要的作用。

HTR-PM對放射性物質(zhì)的包涵主要依靠具有高牢靠性的包覆顆粒燃料元件。由于包覆顆粒燃料元件可以承受較高的溫度，并且HTR-PM具有較低的堆芯功率密度，在事故后可通過熱輻射和熱傳導(dǎo)等自然機制將堆芯余熱傳遞到排熱系統(tǒng)，然后采納非能動系統(tǒng)傳遞到最終熱阱，這樣，HTR-PM對反應(yīng)堆冷卻劑的流失并不敏感。即使對于所考慮的最嚴峻事故工況，HTR-PM的放射性釋放都是有限的，并且具有很大的延遲，這種延遲為實行事故管理措施供應(yīng)了較長的寬容時間。上述特性預(yù)示了HTR-PM可采納在原理上與傳統(tǒng)的壓水堆核電廠和沸水堆核電廠有很大區(qū)分的平安殼（國際上稱作VLPC，通風式低耐壓型平安殼，或稱作包涵殼）。

但是采納這樣的包涵殼概念的合理性必需通過完整的平安評價賜予證明，即必需滿意為HTR-PM所確定的平安目標，并且不降低總的防備水平，包括對外部大事的防備。

6．事故源項

對傳統(tǒng)的壓水堆核電廠和沸水堆核電廠，美國早期的10CFR100和NRC近期的RG1.183等已經(jīng)為其確定了假想的事故源項，但對于HTR-PM這類核電廠，國內(nèi)外尚缺乏相應(yīng)的法規(guī)或標準。

HTR-PM的設(shè)計理念是依靠固有平安特性和高牢靠的包覆顆粒燃料元件，將包含在燃料顆粒中的大量放射性釋放的可能性“實際地排解”，因而在確定其事故源項時必需考慮到其設(shè)計理念和設(shè)計特點。

參考國際上的普遍閱歷，HTR-PM核電站的事故源項可采納由特定事故序列分析而導(dǎo)致的放射性物質(zhì)的釋放來確定。

必需對HTR-PM核電站的設(shè)計基準事故和超設(shè)計基準事故的重要大事序列進行分析，以確定放射性物質(zhì)的釋放，并從中選取保守的和包絡(luò)性的作為廠址選擇和應(yīng)急方案的源項。在分析過程中，應(yīng)認真分析模型的合理性，當對放射性物質(zhì)釋放機制的了解還不夠清楚，或者相應(yīng)的試驗數(shù)據(jù)還不夠充分時，則必需考慮適當?shù)谋Ｊ匦浴?/p>

7．應(yīng)急方案

對于先進核電廠而言，由于在平安水平上得到了很大的提高，預(yù)示了場外應(yīng)急方案簡化的可能。前面已經(jīng)提到了IAEA在No.NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS:DESIGN”中的觀點：“盡管管理當局仍舊可以要求，一個基本目標是在技術(shù)上對外部干預(yù)措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的”。法國和德國的核平安當局在進展針對下一代壓水堆的平安要求時，也已經(jīng)接受了場外應(yīng)急最小化的理念。如法國的IPSN和德國的GRS在“IPSN-GRS為進展下一代壓水堆技術(shù)導(dǎo)則的建議”中提出“對無堆芯熔化的事故，事故電廠四周的居民不需要愛護措施（不需撤離與隱藏）。對低壓熔堆事故，無論從地域上或時間上均只需實行很有限的愛護措施”，以及“低壓熔堆事故必需予以'應(yīng)付'，使得與它相關(guān)的最大假想釋放，在范圍與時間上，只需要特別有限的愛護措施。這是指無需永久避遷；對緊鄰電廠地區(qū)以外的區(qū)域無需緊急撤離，只需有限的隱藏；無長期食物消費的限制”。

對于HTR-PM，其制定的平安目標高于美國在“先進輕水堆用戶要求文件”（AdvancedLightWaterReactorUtilityRequirementDocuments，簡稱URD）和歐洲在“輕水堆核電廠歐洲用戶要求文件”（EuropeanUtilityRequirementsforLWRNuclearPowerPlants,簡稱EUR）中對第三代輕水堆制定的平安目標，即對于全部設(shè)計基準事故（頻率低至10-6/堆?年），場外個人（成人）可能受到的有效劑量和甲狀腺當量劑量分別低于隱藏和碘防護的干預(yù)水平，而對全部超設(shè)計基準事故，其概率平安目標是場外（包括廠址邊界處）個人（成人）有效劑量高于50mSv的累計頻率低于10-6/堆?年。因此，在技術(shù)上為實施場外應(yīng)急簡化制造了條件。

8．有關(guān)概率平安分析的應(yīng)用

確定論平安方法在保證核電廠平安方面的重要作用已為大量實踐所證明，但如前所述，目前對于傳統(tǒng)的壓水堆核電廠、沸水堆核電廠等確定論方法的進展已比較完備，而對于其它類型的反應(yīng)堆和一些革新設(shè)計的反應(yīng)堆，尚未建立起比較完備的確定論平安要求。

在熟悉到確定論平安方法在保證核電廠平安方面所起到的重要作用的同時，也必需熟悉到很多確定論的平安要求是依據(jù)早期有限的試驗、學(xué)問和閱歷所建立的，也存在一些不足之處，如與詳細堆型和詳細系統(tǒng)親密相關(guān)的“處方”式平安要求、應(yīng)付多重大事和多重故障的不足、在平安分級和多重性要求等方面的處理過于簡潔化和不平衡、以及無法定量地對核電廠的平安水平作出評估等。

近些年來概率平安分析方法已得到了極大的進展，概率平安分析方法在加深對核平安問題的深化熟悉方面、在識別核電廠設(shè)計的薄弱環(huán)節(jié)以改進電廠平安方面、在平衡核電廠的設(shè)計以優(yōu)化核平安資源的利用方面，以及在定量地評估核電廠的平安水公平方面都可以起到特別重要的作用。正由于如此，在一些核電發(fā)達國