HAD102-07核电厂堆芯的安全设计 核电厂堆芯的安全设计（ HAD102/07）
HAD102/07
核电厂堆芯的安全设计
(1989 年 7 月 12 日国家核安全局同意公布 )
本导则自觉布之日起实行
本导则由国家核安全局负责解择
1 引 言 ........................ - 6 -
1.1 概括 .................... - 6 -
1.2 范围 .................... - 6 -
1.3 堆芯和有关设备的范围 . ....... - 7 -
2 安全设计原则 ..................... - 8 -
2.1 总则 .................... - 8 -
2.2 中子物理和热工水力设计的基本考虑 -
11 -
2.3 机械设计的基本考虑 . ........ -12-
3 堆芯设计要求 .................... -14-
3.1 燃料元件和燃料组件 . ........ -14-
燃料元件的设计要求 - 14 -
燃料组件机械方面的安全设
计要求 .................... -19-
3.2 冷却剂 ................... -23-
轻水 ............. -24-
- 2 - 核电厂堆芯的安全设计（ HAD102/07）
重水 ............. -25-
二氧化碳 ......... -26-
3.3 慢化剂 ................. -26-
轻水 ............. -27-
重水 ............. -27-
石墨 ............. -28-
3.4 反响性控制手段 . ............ -30-
反响性控制手段的种类 - 31
■冒重豳幽圈譬冒２０１８年第１７卷第１２明
概率安全评价方法在核电厂设计中的应用
口刘 文桂秋媛
【内容摘要】本文主要介绍了一级、二级、三级概率安全评价技术在核电厂设计中的应用。随着我国核电事业的不断发展，概率 安全评价方法的应用范围和应用能力将得到进一步拓展，从而为保障核电厂安全稳定生产、提高业绩发挥越来越
大的作用。 【关键词】核电厂；工程设计；概率安全评价；ＰＳＡ
【作者简介】刘文（１９８６～），男，湖南衡阳人；中国核电工程有限公司河北分公司工程师；研究方向：核电工艺设计
桂秋媛（１９８４一），女，河北石家庄人；中国核电工程有限公司河北分公司工程师；研究方向：核电工艺设计
一、概率安全评价方法的基本涵义 ＰＳＡ（ｐｒｏｂａｂｉｌｉｓｔｉｃ ｓａｆｅｔｙ ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ）——概率安全评价方
法就是先确定系统所有潜在的事故，求出所有各种事故发生
的概率，然后结合事故的后果来评估风险，以风险的大小来
衡量系统的安全度。 ＰＳＡ采用事件树——故障树的概率分析方法。即用初
因事件发生概率及规范的参考安全系统失效率计算出引起
的严重事故链几率，并就此估算出放射性废物进入环境后对 公众影响的风险。ＰＳＡ方法具有如下特点：对所有事故谱及 初因进行评价；对所有事故序列进行评价；对所有评价定
量化。
二、核电厂一、二、三级ＰＳＡ分析的应用
（一）一级ＰＳＡ分析。 １．一级ＰＳＡ的主要任务。识别可能引发堆芯损毁的事 故序列，估计发生堆芯损毁事故的频率，提出预防的具体措
施，对电厂的安全性给出整体评价。
２．一级ＰＳＡ的主要流程。第一，前期准备：电厂资料的 收集，旨在收集进行电厂ＰＳＡ分析项目的基本资料，包括各
系统的说明手册和流程图，参考电站的ＰＳＡ和ＦＳＥＲ，应急操
作和试验、维修规程等。第二，确定始发事件：此步骤是进行 事故序列分析的起点，为保证整个电厂ＰＳＡ的准确性，应该 尽量完整地确定所有能引起堆芯损毁的事故序列，并对其定
２０１２年第１期 ＮＯ．１．２０１２ 誊 毫 誊蠹誊 誊 。“ 善 薯 核安全 Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ
先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计
李 春，张庆华，常猛，刘 宇
（环境保护部核与辐射安全中心，北京 １０００８２）
摘要：核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题
之一，先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我
国已经开工建设的先进压水堆核电厂（ＡＰＩＯ００以及ＥＰＲ）的地坑滤网设计，可以为我
们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。
关键词：先进压水堆；核电厂；安全壳地坑；滤网
１ 引言
我国新建核电厂不仅有采用翻版加改进技
术的Ｍ３１０堆型，如岭澳二期扩建、红沿河等
核电厂，而且还有采用第三、第四代核电技术
先进堆型，如三门、海阳、台山、石岛湾等核
电厂。其中三门和海阳核电厂采用美国西屋公
司设计的先进压水堆（ＡＰ１０００）核电机组，
而台山核电厂采用法玛通公司设计的欧洲压水
堆（ＥＰＲ）核电机组。这些先进压水堆的设计
均历经数十年，代表着当今世界压水堆设计的
最高水平。在它们的设计过程中，地坑滤网性
能问题的研究也逐渐广泛和深入，在各国核安
全监管当局对它们的设计审查中也提出了关于
地坑滤网问题的要求。ＡＰ１０００和ＥＰＲ在设计
中均针对此问题做出了相应的设计更改。熟悉
并掌握先进压水堆核电厂的解决地坑滤网堵塞
的设计思想与方法，对我们解决地坑滤网堵塞
问题可以提供许多有益的借鉴。
２ ＡＰ１０００缓解地坑滤网堵塞的设计特点
ＡＰ１０００是由美国西屋公司设计，上网净
电功率超过ＩＯ００ＭＷ。ＡＰ１０００大量采用非能
动安全系统，是世界公认的第三代革新型压水
堆核电机组。
ＡＰ１０００的应急堆芯冷却和安全壳排热采
用了非能动系统。在设计基准事故工况下，不 需要安全壳内喷淋系统动作，且非安全级的安
全壳喷淋系统其投入是手动的，安全壳排热不
ＰＲＥＳＴＲＥＳＳ ＴＥＣＨＮＯＬＯＧＹ 改体姆基釜优秀论文奖专超 《ｊ９ｆ左 拉末》２ｏｏ５年第６期总第５３期
百万千瓦级核电厂安全壳
结构设计与试验研究
夏祖讽 王明弹 黄小林 王晓雯
（上海核工程研究设计院上海２００２３３）
摘要：通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型，得出合理的安全壳预应力张拉顺 序，计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作性能及其极限承载能力，并与１：１０的大比例尺 结构模型试验结果相互比较，取得一致的结论：先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥２．５倍设计内压的 合格标准。从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性。 关键词：安全壳预应力内压有限元分析模型试验
１．安全壳设计描述
反应堆厂房可分为两部分：安全壳结构和 内部结构。安全壳结构内布置有核工艺设备，
支撑在内部结构上。安全壳结构由底板、简壁
和弯顶组成。安全壳多数都设计成由椭球形或
半球形弯顶、圆柱形筒壁和底板组成的形状。
椭球形弯顶和筒壁的连接处都设置有一环梁，
承受该部位很大的集中应力。对于预应力混凝
土安全壳来说，环梁还被用来分别锚固弯顶和
筒壁上的预应力钢束。而半球形弯顶和简壁的
连接处由于在几何形状上属平滑过渡，理论上
没有集中应力问题，因此受力更加合理。对于
预应力混凝土安全壳来说，锚固弯顶和筒壁上
的预应力钢束则没有了可锚固的位置，设计中
将二者连为一体，使钢束形成倒ｕ字形。由于后
者对预应力钢束的材料、施工技术、张拉能力
等都有很高的要求，所以这种形式的预应力安
全壳在近十几年来才开始应用于一些国家的核
电厂设计和建造中，并成为新一代核电厂的主
要标志之一。用于国产百万千瓦级的核电厂设
计建造的安全壳即属于后一类。
安全壳简壁的内径和高度取决于设备的布
置以及在事故工况下为保证安全壳内的压力控
制在允许值以下而需要的自由空间；筒壁的厚度
首先要满足安全壳结构受力的要求，其次还要
