高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则

工作行为规范系列

高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则

（标准、完整、实用、可修改）

编号：FS-QG-64659高温气冷堆核电站示范工程安全审

评原则

Principles of safety review for high-temperature gas-cooled reactor nuclear power plant demonstration project

说明：为规范化、制度化和统一化作业行为，使人员管理工作有章可循，提高工作效率和责任感、归属感，特此编写。

1.前言

高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)是我国自主开发的，已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。类似HTR-PM这类先进核电厂的一个重要特征是利用固有安全特性和非能动安全系统，以期大大提高核电厂的安全水平。

与传统的核电厂一样，保证HTR-PM安全的根本也是保证控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质并控制运行排放以及限制事故释放三项基本安全功能。在实现这三项基本安全功能的方式上，HTR-PM具有以下特点:

(1)HTR-PM具有良好的负反馈特性，在正常运行工况下

燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，在某些瞬态或事故发生而导致不期望的功率上升时，仅通过燃料温升引入的较大负反应性就可以实现自动停堆或者将堆芯功率降低到一个很低的水平;

(2)HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，堆芯石墨构件具有较大的热容，采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件，这导致HTR-PM具有比较平缓的堆芯瞬态特征。同时，采用有利的堆芯几何形状设计，将为非能动堆芯余热排出创造有利条件;

(3)作为最后一道实体屏障，传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用，而HTR-PM主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。

目前核电厂的设计主要依据确定论的安全要求，它与具体的堆型和系统设计密切相关。对于传统的压水堆和沸水堆核电厂，这套确定论的安全要求比较完备，其中的一些重要原则仍可作为HTR-PM的参考。但是许多国家和有关的国际组织也认识到，已有的安全要求对HTR-PM这类先进核电厂

并不完全适用，而针对这种类型核电厂，安全要求的建立仍不完备。美国核管会(NRC)正在为先进堆制定一套许可证管理的框架文件，以明确高层管理准则和一些重要安全问题的要求。国际原子能机构(IAEA)在20xx年颁布的新版核动力厂安全标准No.NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS:DESIGN”中提到，该标准对于其它类型的反应堆，包括未来的革新型系统，一些要求可能并不适用，或者在解释它们时需要一些判断。

国家核安全局充分认识到了上述问题，为了HTR-PM安全审评的需要，在原则上遵守我国现行有效的核安全法规和标准的基础上，制定了本审评原则，以明确国家核安全局对一些重要问题的立场。

本审评原则的建立参考了国内外高温气冷堆(包括HTR-10)多年发展所形成的一些经验以及近些年的最新研究成果。应该充分认识到的是，HTR-PM安全要求的建立，必须经过一个实践，认识，再实践，再认识的反复过程。对本审评原则的应用，也应抱有这样的态度。

2.安全目标

(1)定性安全目标

HTR-PM的安全总目标是:在HTR-PM中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。

这个安全总目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持。

辐射防护目标:保证在所有运行状态下HTR-PM内的辐射照射或由于HTR-PM任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。

技术安全目标:采取一切合理可行的措施预防HTR-PM的事故，并且一旦发生事故时减轻其后果;对于在HTR-PM设计时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值;保证实际地排除有严重放射性后果的事故发生。

在上述安全目标基础上，HTR-PM在设计上所要达到的一个目标是:“尽管管理当局仍然可以要求，一个基本目标是在技术上对外部干预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”中表述的目标)。

(2)概率安全目标

核安全导则HAD102/17《核动力厂安全评价与验证》中推荐了对新的核动力厂的概率安全目标:堆芯损坏频率小于10-5/堆年，放射性物质大量释放频率小于10-6/堆年。

针对HTR-PM的特点，为其推荐的概率安全目标是:采用概率安全分析，所有导致场外(包括厂址边界处)个人有效剂量超过50mSv的超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆年。

3.纵深防御概念

核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)确定了纵深防御概念，即保证安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。

纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御(固有特性、设备及规程)，用以防止事故并在未能

防止事故时保证提供适当的保护。

(1)第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。这一层次要求:按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用，正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。为此，应十分注意选择恰当的设计规范和材料，并控制部件的制造和核动力厂的施工。能有利于减少内部灾害的可能、减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的释放源项的设计措施均在这一层次的防御中起作用。还应重视涉及设计、制造、建造、在役检查、维修和试验的过程，以及进行这些活动时良好的可达性、核动力厂的运行方式和运行经验的利用等方面。整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础。

(2)第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。尽管注意预防，核动力厂在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。这一层次要求设置在安全分析中确定的专用系统，并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。

(3)设置第三层次防御是基于以下假定:尽管极少可能，