高溫氣冷堆核電站示范工程安全審評(píng)原則

1、高溫氣冷堆核電站示范工程安全審評(píng)原則 高溫氣冷堆核電站示范工程安全審評(píng)原則1．前言 高溫氣冷堆核電站示范工程（HTR-PM）是我國(guó)自主開發(fā)的，已列入國(guó)家中長(zhǎng)期科技發(fā)展規(guī)劃重大專項(xiàng)的先進(jìn)核電廠項(xiàng)目。類似 HTR-PM 這類先進(jìn)核電廠的一個(gè)重要特征是利用固有安全特性和非能動(dòng)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(yùn)行排放以及限制事故釋放三

2、項(xiàng)基本安全功能。在實(shí)現(xiàn)這三項(xiàng)基本安全功能的方式上，HTR-PM 具有以下特點(diǎn)：（1）HTR-PM 具有良好的負(fù)反饋特性，在正常運(yùn)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(shí)，僅通過(guò)燃料溫升引入的較大負(fù)反應(yīng)性就可以實(shí)現(xiàn)自動(dòng)停堆或者將堆芯功率降低到一個(gè)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

3、HTR-PM 具有比較平緩的堆芯瞬態(tài)特征。同時(shí)，采用有利的堆芯幾何形狀設(shè)計(jì)，將為非能動(dòng)堆芯余熱排出創(chuàng)造有利條件；（3）作為最后一道實(shí)體屏障，傳統(tǒng)輕水堆核電廠的安究成果。應(yīng)該充分認(rèn)識(shí)到的是，HTR-PM 安全要求的建立，必須經(jīng)過(guò)一個(gè)實(shí)踐，認(rèn)識(shí)，再實(shí)踐，再認(rèn)識(shí)的反復(fù)過(guò)程。對(duì)本審評(píng)原則的應(yīng)用，也應(yīng)抱有這樣的態(tài)度。2．安全目標(biāo)（1）定性安全目標(biāo)HTR-PM 的安全總目標(biāo)是：在 HTR-PM 中建立并保持對(duì)放射性危害的有效防御，以保護(hù)人員、.和環(huán)

4、境免受危害。這個(gè)安全總目標(biāo)由輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)所支持。輻射防護(hù)目標(biāo)：保證在所有運(yùn)行狀態(tài)下 HTR-PM 內(nèi)的輻射照射或由于 HTR-PM 任何計(jì)劃排放放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持低于規(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)安全目標(biāo)：采取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(shí)減輕其后果；對(duì)于在 HTR-PM設(shè)計(jì)時(shí)考慮過(guò)的所有可能事故，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