2016年安全評價師基礎(chǔ)知識考點講義：高溫氣冷堆核電站示范

　　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(HTR-PM)是我國自主開發(fā)的，已列入國家中長期科技發(fā)展規(guī)劃重大專項的先進(jìn)核電廠項目。類似HTR-PM這類先進(jìn)核電廠的一個重要特征是利用固有安全特性和非能動安全系統(tǒng)，以期大大提高核電廠的安全水平。

　　與傳統(tǒng)的核電廠一樣，保證HTR-PM安全的根本也是保證控制反應(yīng)性、排出堆芯熱量、包容放射性物質(zhì)并控制運行排放以及限制事故釋放三項基本安全功能。在實現(xiàn)這三項基本安全功能的方式上，HTR-PM具有以下特點：

　　(1)HTR-PM具有良好的負(fù)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(dāng)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(fù)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，采用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，采用有利的堆芯幾何形狀設(shè)計，將為非能動堆芯余熱排出創(chuàng)造有利條件;

　　(3)作為最后一道實體屏障，傳統(tǒng)輕水堆核電廠的安全殼在限制事故后果和包容放射性物質(zhì)方面起著至關(guān)重要的作用，而HTR-PM主要依賴具有高度可靠性的包覆顆粒燃料元件實現(xiàn)放射性物質(zhì)的包容功能。

　　目前核電廠的設(shè)計主要依據(jù)確定論的安全要求，它與具體的堆型和系統(tǒng)設(shè)計密切相關(guān)。對于傳統(tǒng)的壓水堆和沸水堆核電廠，這套確定論的安全要求比較完備，其中的一些重要原則仍可作為HTR-PM的參考。但是許多國家和有關(guān)的國際組織也認(rèn)識到，已有的安全要求對HTR-PM這類先進(jìn)核電廠并不完全適用，而針對這種類型核電廠，安全要求的建立仍不完備。美國核管會(NRC)正在為先進(jìn)堆制定一套許可證管理的框架文件，以明確高層管理準(zhǔn)則和一些重要安全問題的要求。國際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)在2000年頒布的新版核動力廠安全標(biāo)準(zhǔn)No.NS-R-1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS: DESIGN”中提到，該標(biāo)準(zhǔn)對于其它類型的反應(yīng)堆，包括未來的革新型系統(tǒng)，一些要求可能并不適用，或者在解釋它們時需要一些判斷。

　　國家核安全局充分認(rèn)識到了上述問題，為了HTR-PM安全審評的需要，在原則上遵守我國現(xiàn)行有效的核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的基礎(chǔ)上，制定了本審評原則，以明確國家核安全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)多年發(fā)展所形成的一些經(jīng)驗以及近些年的最新研究成果。應(yīng)該充分認(rèn)識到的是，HTR-PM安全要求的建立，必須經(jīng)過一個實踐，認(rèn)識，再實踐，再認(rèn)識的反復(fù)過程。對本審評原則的應(yīng)用，也應(yīng)抱有這樣的態(tài)度。