2012Vol46(Z2)高通量工程试验堆第2次定期安全审查审评

!第!"卷增刊原子能科学技术
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高通量工程试验堆第F 次定期安全审查审评
高泉源 陈连发
"苏州热工研究院有限公司!江苏苏州!*,H ++!
#摘要 为确定高通量工程试验堆"@X 2:A #保持许可证审批依据仍有效的程度及满足现行安全标准和实践的程度!从*++C 年至*+,,年参照现行核安全法规和导则对@X 2:A 进行了第*次定期安全审查"c 'A #审评$审评的重点为实际状态+安全分析+安全性能+老化管理及其他要素等H 方面$审评中考虑了H W ,*汶川大地震发生后对@X 2:A 进行的震后综合检查与评估结论$@X 2:A 目前实际状态和安全状况的检查+分析及校核结果表明!通过多年来进行的一系列整治+改造+试验和维护!@X 2:A 的停堆+冷却及包容等三大安全功能基本得到保持$关键词 @X 2:A &
定期安全审查&审评&评估收稿日期 *+,*B +Z B ,C &修回日期 *+,*B ,,B +D
作者简介 高泉源",C "='#
!男!江苏苏州人!高级工程师!硕土!核能与核技术工程专业中图分类号 :G !,,&D !!!文献标志码 -!!!文章编号 ,+++B "C D ,"*+,*#',B +==H B +!
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(%8.0$3Q 8396(094Q !.;454S 04M M 8Q )45P $5/49.$.;4Q 41$39)450$9Q 8P 4.754S 04M "c 'A #$P@X 2:AP 5$/*++C.$*+,,&:;4P $1(Q$P .;454S 04M0Q81.(8%1$390.0$3!Q 8P 4.7838%7Q 0Q !Q 8P 4.7)45P $5/8314839864036&:;403Q )41.0$38398Q Q 4Q Q /43.1$31%(Q 0$3Q$P .;403P %(4314Q P $5H W ,*?431;(83285.;d (8V 4$3@X 2:A 0354S 04M M 4541$3Q 094549&:;403Q )41.0$3839838%7Q 0Q 54Q (%.Q$P@X 2:A 1(5543.81.(8%1$390.0$3839Q 8P 4.7Q .8.(QQ ;$M .;8..;4.;544Q 8P 4.7P
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485Q &B #.C &1(9%@X 2:A &)450$9Q 8P 4.754S 04M &54S 04M &8Q Q 4Q Q /43.!!高通量工程试验堆"
@X 2:A #设计+建造于*+世纪Z +年代$当时!我国研究堆的核安全法规+标准尚未制定!设备制造能力存在不
足!检验+试验"包括抗震鉴定试验#条件也不完备!因此@X 2:A 存在一些设计+
制造方面的问题$另一方面!@X 2:A 现阶段属于超期运
行!设备老化比较普遍$
从*++C年至*+,,年!受国家核安全局委托!苏州核安全中心开展了对@X2:A的第*次定期安全审查审评$本文从审评原则+审评范围+审评策略+重点审评问题和审评的推动等方面对@X2:A第*次定期安全审查审评进行总结$另外!本文也简要回顾H W,*汶川大地震后对@X2:A开展的震后综合检查与评估$
D!审评原则和接受准则
@X2:A第*次定期安全审查"c'A#审评的原则为%评价@X2:A是否继续保持*++H年国家核安全局c'A审评时的安全水平&与现有法规标准进行比较!找出差距和不足并分析其对@X2:A安全的影响!对不满足现行法规的安全重要系统+设备应提出必要的+实际可行的改进措施或作出详细的安全评价&结合H W,*汶川大地震后的检查与评估工作!对@X2:A的抗震性能作出评估$
允许@X2:A继续运行的准则是%在正常运行+预期运行瞬态和设计基准事故工况下能保证D项基本功能的实现$
F!审评范围和审评策略
通过审评双方的沟通!并经国家核安全局认可!@X2:A第*次c'A重点审查的要素为%实际状态审查+安全分析审查+安全性能审查和老化管理审查要素!.研究堆定期安全审查"报批稿#/中推荐的研究堆的设计+应用和实验+设备合格性管理+其他研究堆的经验和研究成果的应用+人因及应急计划等C个审查要素合并成,个要素"称其他要素#作简化审查$ @X2:A第*次c'A审查的安全重要构筑物+系统和部件"''I#为%燃料元件+反应性控制系统+压力壳+堆内构件+一回路冷却系统"包括事故冷却系统+补水系统等#+专设安全设施+控制保护系统+应急电源+二回路冷却系统+通风系统+消防系统+实验装置+辐射监测系统+反应堆厂房等$
上述c'A的范围亦即此次c'A审评的范围$
审评策略如下$
,#对比第,次c'A审评时的标准!确认
执行三大基本安全功能仍能实现$
*#根据堆的特点及薄弱环节重点关注%
",#由制造原因造成不满足原设计要求''I的改进和补充分析!具体如主管道+应急管道缺陷的检查及处理&
"*#由制造原因造成不满足原设计要求!但又无法改进的不符合项的替代措施及分析!具体如压力容器脆化问题的处理&
"D#因标准更新或设计基准的改变而不满足现行设计要求''I的改进"技术和管理#!如抗震#类设备的抗震校核和抗震鉴定问题& "!#普遍的老化问题!包括老化管理大纲方面"大纲的适用性和有效性#和技术方面的问题&
"H#需完善和补充的设计基准事故和超设计基准事故分析及事故处理规程&
""#第,次c'A确定的纠正措施的实施情况$
H!重点审评问题
H G D!压力容器的完整性和二次包容问题
@X2:A压力容器焊缝在未辐照前已存在工艺脆化$@X2:A堆压力容器目前已运行D+年!随着中子注量的进一步增加!材料在辐照场下存在脆化趋势$
从以下三方面对此问题进行审评$
,#压力容器现状$通过审评!认为@X2:A 压力容器无法再进行挂片辐照试验以获得辐照后压力容器焊缝的韧性试验数据$因此!认为*++H年机械科学研究院可靠性中心对@X2:A反应堆压力容器焊缝脆化问题的审评结论及专家委员会对此问题的意见仍适用!即随着中子注量的进一步增加!@X2:A堆压力容器焊缝韧性在辐照场下存在脆化趋势&应坚持以压力容器和二次包容共同作为包容边界的原则!重点保证二次包容的可用性和可靠性$ *#二次包容的可用性和可靠性$综合检查+试验+抗震鉴定结果及已完成的改进!认为二次包容设施在事故工况下执行相应安全功能的能力仍得到维持$在压力容器焊缝破裂情况下!二次包容能有效包容反应堆容器中的冷却剂!保证堆芯不裸露+燃料不损坏和反应堆冷却剂不外泄$
"
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=原子能科学技术!!第!"卷
D#压力壳焊缝破裂及二次包容失效后的缓解措施$综合检查+试验+抗震鉴定结果!认为作为压力壳焊缝破裂及二次包容失效后的缓解设施!@X2:A第*套回补水系统在地震事故下执行其安全功能的能力仍得到维持$即使压力容器破裂时二次包容不可用!也有措施向堆芯补水$
H G F!主管道完整性及其破裂情况下的应急堆
芯冷却问题
建造完工后发现主冷系统管道焊缝存在缺陷!,C C*年追溯性审评后对这些缺陷焊缝增加了卡箍进行保护$*++H年起对主冷系统管道焊缝进行全面的在役检查$
从以下两方面对此问题进行了审评$
,#主冷系统管道目前现状$综合一回路系统管道及主要部件的检查和抗震校核结果!认为@X2:A主冷系统管道绝大部分焊缝质量状况良好!少数存在缺陷焊缝经复查处于稳定状态!因此一回路系统的结构完整性仍得到保持!基本能抵御+W*,2的地震$但下一个运行许可证期限内仍应严格按规范要求实施对主冷系统管道焊缝的在役检查!其中应加强对缺陷焊缝的跟踪检查$
*#主冷系统管道破裂情况下的应急堆芯冷却能力$综合检查+试验+抗震鉴定结果及已完成的改造!认为主冷系统管道破裂情况下的应急堆芯冷却能力较上次定期安全审查时有所加强"增加了,个回路!且泵及管线基本均满足抗震要求!为其供电的*套独立的应急电源也先后于*++"年+*+,+年进行了全面改造#!在堆出口母管破裂情况"@$**!@为直径!$为厚度#下!能保证活性区元件不裸露$
H G H!控制棒系统的抗震问题
针对控制棒系统的抗震校核问题!根据要求!营运单位将控制棒系统"驱动机构#以往的抗震复核结果!按线弹性理论粗略推算至+W*,2设计基准地面加速度"同一厂址核设施最新采用的设计基准地面加速度#!得到的结果显示!控制棒系统"驱动机构#所受应力在规范限值内!最大水平位移为,W C H//"位于栅格板与支撑板间的齿条中部#!控制棒与导管间单边有*//间隙!整个机构仍处于弹性范围内!不会产生影响结构运行的永久变形$
有关控制棒系统"驱动机构#!由于堆建造较早!未做过抗震鉴定试验的弱项$通过分析!认为@X2:A的*根安全棒和*根手动棒带有电磁离合器!可实现快速停堆!其他控制棒则可由电机驱动快速下插$地震时!!根带有电磁离合器的大当量控制棒只要,根落棒!就能实现快速停堆!即使这根控制棒下落过程中遇到卡阻!也可利用单向超越离合器强迫带动控制棒下落进行停堆$
H G K!失电情况下的余热排出问题
一+二次水事故冷却系统均只有,条作过抗震校核"用+W,H2设计基准地面加速度#的回路!同时一+二次水事故泵未作过抗震鉴定$有关一+二次水事故冷却系统的抗震!根据要求!营运单位对一次水事故泵采用+W*,2设计基准地震加速度对一次水事故泵进行了抗震复核$复核结果表明!在+W*,2地震条件下!一次水事故泵压力边界能保持完整性!不会产生危及泵运行功能的变形&泵轴的应力小于其材料许用应力!泵轴的相对变形小于口环处的间隙!叶轮与泵壳间的相对变形满足变形要求$另外!营运单位还承诺将用*台经过抗震鉴定试验的泵更换现有的*台二次事故冷却泵$尽管一次水事故泵进行了抗震分析!但由于未做过抗震鉴定试验!地震情况下一次水事故冷却系统仍存在失效的可能性$为此!营运单位根据要求进行了地震情况下一+二次冷却水流量均中断的事故分析$分析结果显示%停堆后"C W"Q!热管冷却剂开始流量反转!流量反转时!热管轴向第"段壁温达到峰值温度***W,[!低于限值温度$流量反转后由于堆芯内形成自然循环!壁面温度转而下降$C++Q 时堆顶泄压阀打开!*台冲给水泵投入!热管壁面温度进一步降低!反应堆进入正常事故冷却阶段$
K!Q G D F汶川大地震后的检查与评估
H W,*汶川大地震后!在国家核安全局组织下!采用检验+试验+分析等多种手段对@X2:A进行了综合检查和评估!主要检查和评估结论如下$
,#地震时@X2:A成功实现手动紧急停堆!安全相关的余热排出系统震后仍保持其功
Z
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增刊!!高泉源等%高通量工程试验堆第*次定期安全审查审评
能!将该堆维持在安全停堆状态$
*#所有抗震类设备+部件+管道+支撑经外观检查未发现有裂纹+变形+位移等显现的地震作用后果&一回路压力边界焊缝"包括主冷却剂系统+事故冷却系统#体积检查抽查结果表明!未发现由于地震引起原先存在焊缝缺陷的扩展!也未检出由于地震引起的新的焊缝缺陷&二次包容贯穿件密封+密封环板外观检查未发现异常$
D#安全重要系统+设备"保护系统+停堆系统+事故冷却系统+第*套回补水系统+二次包容系统+应急电源系统+应急排风系统等#的性能+功能试验表明!它们的功能仍得到保持$ !#会影响安全级系统和设备的非安全级物项"堆厅吊车+保存水池大厅吊车等#的检查结果表明!这些物项处于安全状态!不会影响安全级系统和设备的安全$
H#汶川地震波及到中国核动力研究设计院核设施厂址的地震烈度略大于"度+远小于Z度&@X2:A抗震分析所采用的设计谱能够包络汶川地震时厂址地震谱!因此@X2:A安全重要物项已进行的抗震分析结论依然有效$
Q!审评的推进
审评推进了@X2:A以下方面的工作$
,#对安全重要的弱项进行改造$根据设计+实际状态+合格鉴定+老化管理等要素的审查和审评结果!对冲给水系统及第,套回补水系统+应急电源系统+应急通风系统等进行了改造$另制订了二次事故冷却系统+过程测量系统+辐射监测系统+二次冷却水系统和辅助系统等的改造计划$
*#对一回路压力边界焊缝进行全面的在役检查及复查$审评过程中!结合堆本身存在的缺陷及H W,*汶川大地震的发生!采用多种检查方法对一回路压力边界焊缝进行在役检查和复查$根据检查结果!对发现的缺陷采取了纠正措施或进行了适当评价$
D#补充和完善抗震分析$采用+W*,2设计基准地震加速度!对除主冷却回路及一+二次事故冷却系统管线外的所有抗震类物项进行了抗震校核$主冷却回路及一+二次事故冷却系统管线也制定了抗震校核计划$
!#推动老化管理$营运单位承诺将优化老化管理清单+细化关键老化指标的确定要求和方法+增加确定预防性措施的要求和方法+明确针对关键老化指标确定主要的老化监测方法!并继续加强对选定老化管理设备在老化机理+老化监测+老化缓解方面的研究+总结和评价工作!特别重要的设备将开展剩余寿期预测研究工作!在此基础上改进和完善现有老化管理程序$
H#补充完善了事故分析$补充分析了堆出口母管破口面积为@$**的失水事故及地震情况下!一次水事故流量和二次水流量均中断事故$
"#对相关大纲和程序进行了修订$完成了对维修大纲+定期试验和检查大纲+在役检查大纲及事故处理规程等一系列大纲和程序的修订$
R!主要结论
通过审评!得出以下主要审评结论%
,#@X2:A目前实际状态和安全状况的检查+分析及校核结果表明!通过多年来进行的一系列整治+改造+试验和维护!@X2:A的停堆+冷却及包容等三大基本安全功能基本得到保持&
*#通过改造!针对压力容器完整性问题的应急措施"二次包容+第二套回补水系统#的可靠性得到加强&
D#申请者分析的出口母管@$**破口面积的失水事故!一+二次水流量均中断事故及压力壳焊缝破裂和二次包容失效事故表明!即使发生这类超设计基准事故!通过有效的缓解措施!也能使事故后果控制在可接受的范围内$
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=原子能科学技术!!第!"卷。