高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则

低温核供热堆厂址选择安全准则首先，低温核供热堆的厂址选择要远离人口密集区和重要的生态环境保护区。

核能具有一定的辐射危险，因此厂址选择要尽量避免对居民和生态环境带来潜在的危害。

厂址要远离城市、村庄和其他人口密集区，以降低因突发事故引发的辐射泄漏对居民的危害。

其次，厂址选择要考虑地质条件和地震安全性。

低温核供热堆需要稳定的地质条件来确保设施的安全运行。

选择地质构造稳定、地下水条件良好的区域作为厂址，以确保低温核供热堆在地质方面的安全性。

此外，要考虑厂址所处地震活动带的情况，避免选择地震活动频繁的区域。

再次，厂址选择要考虑交通运输和灾害应对能力。

低温核供热堆需要大量的原料和燃料供应，同时也会产生一定的废料和放射性废水。

因此，厂址选择要考虑到交通运输的便利性，以确保设施的正常运行。

此外，还要考虑灾害应对能力，选址要避免自然灾害多发区，以降低突发灾害对低温核供热堆的影响。

最后，厂址选择要充分考虑社会和公众的参与和接受程度。

低温核供热堆作为一项重要的能源项目，必须充分考虑公众的意见和参与。

厂址选择要尊重当地居民的意愿，进行充分的沟通和协商，确保低温核供热堆的建设能够得到社会的支持和接受。

总之，低温核供热堆的厂址选择必须遵循安全准则，保障人民群众的生命财产安全和环境保护。

选择远离人口密集区和生态环境保护区的地点，考虑地质条件和地震安全性，充分考虑交通运输和灾害应对能力，以及社会和公众的参与和接受程度，确保低温核供热堆的安全建设和运营。

这样才能充分发挥低温核供热堆的优势，实现可持续发展。

高温气冷堆示范工程为高温气冷堆示范工程为（The Demonstration Project ofHigh-Temperature Gas-Cooled Reactor）一、引言高温气冷堆示范工程是中国国家能源局于2012年启动的一项重大科技研发项目，旨在研究和推广高温气冷堆技术。

该项目以建设2×250MW标准堆型高温气冷堆系统为主体，结合相关辅助系统，打造全尺寸、全过程运行的工程化示范平台。

二、高温气冷堆的基本原理和特点高温气冷堆是一种新型的核能装置，采用高温气体作为工质和冷却剂。

其核反应堆采用球化燃料形式，碳化硅复合材料作为燃料颗粒包裹层，能够耐受高温和辐照，具有出色的安全性能和耐久性。

高温气冷堆相比传统水冷堆有以下几个特点：1. 高温和高效：高温气冷堆的设计温度可达1000℃以上，较传统水冷堆更高。

高温气冷堆在高温下工作，能够提供高温热源，广泛应用于石化、冶金、工业生产等领域。

2. 安全性高：高温气冷堆采用固体燃料，没有液态冷却剂，可以避免核燃料和冷却剂相互作用产生的危险。

堆芯材料能够耐受高温和辐照，具有较好的自重复性和耐久性。

3. 多用途性：高温气冷堆既可用于发电，也可用于热供应。

其高温气体可以用于燃料制氢、合成天然气、工业热解等多种应用。

三、高温气冷堆示范工程的建设进展高温气冷堆示范工程于2012年正式启动建设，分为两个阶段进行。

第一阶段是工程建设阶段，主要包括设计、材料研发、核岛设备制造等工作。

第二阶段是全过程运行阶段，主要进行高温气冷堆的运行和经济性分析。

1. 工程建设阶段高温气冷堆示范工程在2013年完成了正式设计，并开始了核岛设备的制造。

项目选择了内蒙古通辽市作为建设地点，其中一块用于核岛设备，另一块用于辅助设备。

核岛设备主要包括堆芯、反应堆压力容器、冷却塔等。

堆芯是高温气冷堆的核心部件，负责反应堆的核能产生。

反应堆压力容器是核岛设备的重要组成部分，用于容纳核燃料和冷却剂，并保证堆安全运行。

HTR-PM球床模块式高温气冷堆核电站HTR－PM（High Temperature modular pebble bed reactor project），属我国十二五重大专项工程。

一，示范工程介绍1．工程概况国家科技重大专项-华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程位于山东省荣成市，由中国华能集团公司牵头组织实施，项目业主单位为华能山东石岛湾核电有限公司。

（2008年10月7日，国家科技重大专项—高温气冷堆核电站示范工程揭牌仪式在北京钓鱼台国宾馆举行）示范工程以我国已建成投运的清华大学10兆瓦高温气冷实验堆为基础，将把我国具有完全自主知识产权的高温气冷堆这一重大高新技术成果转化为现实生产力，是我国建设创新型国家的一项标志性工程，是世界首台具备第四代核能系统安全特性的商用核电机组，将引领世界第四代核电技术发展与进步。

2．组织模式2006年6月，国务院成立了大型先进压水堆及高温气冷堆重大专项领导小组，负责重大专项的推动工作，中国华能集团公司为小组成员单位。

重大专项的承担单位为华能山东石岛湾核电有限公司、清华大学核研院、中核能源科技有限公司。

示范工程建设采用“项目业主全面负责、全厂设计总承包、核岛及其BOP工程EPC总承包、常规岛及其BOP工程业主自主管理、业主主持联合调试”的模式，以充分发挥清华大学的技术优势，并充分利用中核建设集团的核电建设管理及华能集团的常规电站建设管理经验。

3．工程目标按照重大专项总体实施方案，高温气冷堆核电站示范工程建设目标如下：（1）总体目标在2013年建成一座具有我国自主知识产权的20万千瓦级模块式高温气冷堆商业化示范核电站。

（2）技术目标示范工程采用球床模块式高温气冷堆，两套核蒸汽供应系统带一台超高压汽轮发电机组。

1) 发电功率不低于20万千瓦，发电效率不低于40%；2) 机组可利用率不低于80%；3) 设备国产化率不低于75%；4) 达到第四代核能系统的核安全目标，在技术上不需要采取厂外应急措施。

核电站建设安全规定1.引言在当今能源短缺和环境污染严重的时代，核能作为一种清洁、可持续的能源形式，逐渐在全球范围内得到广泛应用和发展。

然而，核电站建设安全规定的制定和执行对于确保核能的安全可靠运行至关重要。

本文将重点讨论核电站建设的安全规定。

2.归责锁定核电站建设属于高风险项目，为了确保安全，归责机制应当在项目初期明确。

建设单位、设计单位、施工单位及相关部门应承担各自的责任。

由设计单位提供的设计文件应符合国家标准和安全规定，施工单位应按设计文件进行施工，并保障施工质量。

3.工程设计规范核电站的工程设计应符合国家核安全标准，其中包括设计基准、技术规范、工程实施和质量控制等。

设计过程需充分考虑各种事故情景和设备故障，确保核电站在任何情况下都能安全稳定运行。

4.设备选型和采购核电站设备选型应满足安全性、可靠性和适用性等要求。

建设单位应依据国家安全标准和技术规范，选择有资质和经验的设备供应商，并进行综合评价和审查。

采购过程需遵循公平、公正、公开的原则，确保所有设备均符合技术要求和核安全标准。

5.施工安全控制核电站建设过程中，施工单位应建立完善的安全管理体系，确保施工过程中的人员安全和工程质量。

施工单位应制定详细的施工计划，并建立严格的施工监督制度，监控施工进展和质量控制。

同时，施工现场应遵循《核安全控制程序》，安全设施和设备应得到妥善维护和管理。

6.安全培训和演练为了保障核电站建设过程中的人员安全，建设单位和施工单位应加强培训和演练的力度。

培训计划应覆盖各个层级和岗位，包括建设人员、监督人员和管理人员等。

建设单位还应制定相关应急预案，并定期进行演练，以确保人员在紧急情况下能够正确应对。

7.环境保护和应急响应核电站建设应充分考虑环境保护措施，在施工过程中严格控制原料和排放物的使用和处理。

同时，建设单位应建立完善的应急响应机制，并配备必要的应急设备和材料，以应对突发事件和事故。

8.质量保证和验收核电站建设过程中，建设单位应建立科学、规范的质量管理体系，确保各项工作按规定进行。

小型高温气冷堆的堆型方案比较
徐及明;熊德琮;杭力群;刘伟初;兰建伟
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1990(11)2
【摘要】本文对模块式高温气冷堆的棱柱状和球床两种堆芯型式和一体化与肩并肩分置式两种总体设计方案分别进行了技术特点、设计制造、运行经验和安全性与经济性的比较,提出了在我国发展高温气冷堆的堆型选用原则和建议.
【总页数】6页(P43-48)
【关键词】气冷堆;高温;堆型;设计
【作者】徐及明;熊德琮;杭力群;刘伟初;兰建伟
【作者单位】北京核工程研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TL424.071
【相关文献】
1.《“互联网+”绿色生态三年行动实施方案》/《节能监察办法》/《大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项资金管理实施细则(试行)》 [J],
2.浅析10MW高温气冷实验堆对于高温气冷堆示范工程的作用 [J], 赵木;冯九河
3.小型模块堆的人因工程审评\r——以高温气冷堆示范工程为例 [J], 董晓璐;刘景宾;孔静
4.遇见高温气冷堆产学研用一体化的实践样本——核工业产学研用的新模式——高温气冷堆国家科技重大专项创新体系构建纪实 [J], 葛维维
5.10MW高温气冷实验堆初装堆方案设计初步分析 [J], 杨永伟;经荥清;许云林;单文志;罗经宇
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

核安全基本原则包括国务院新闻办公室3日发表《中国的核安全》白皮书。

全文如下：中国的核安全（2019年9月）中华人民共和国国务院新闻办公室目录前言一、树立理性、协调、并进的核安全观二、构建核安全政策法规体系三、实施科学有效安全监管四、保持高水平安全五、营造共建共享的核安全氛围六、打造核安全命运共同体结束语前言原子的发现和核能的开发利用，给人类发展带来了新的动力，极大增强了人类认识世界和改造世界的能力。

同时，核能发展也伴生着安全风险和挑战。

人类要更好利用核能、实现更大发展，必须应对好各种核安全挑战，维护好核安全。

中华人民共和国成立初期，面对国家建设和发展的需要，中国政府作出了开发利用核能的重大决定，中国核事业（注1）正式起步。

近70年来，中国核事业从无到有、持续发展，形成了完备的核工业体系，为保障能源安全、保护生态环境、提高人民生活水平、促进经济高质量发展作出了重要贡献。

中国始终把保障核安全作为重要的国家责任，融入核能开发利用全过程，始终以安全为前提发展核事业，按照最严格标准实施监督管理，始终积极适应核事业发展的新要求，不断推动核安全与时俱进、创新发展，保持了良好的安全记录，走出一条中国特色核安全之路。

党的十八大以来，中国的核安全事业进入安全高效发展的新时期。

习近平主席提出理性、协调、并进的核安全观，强调发展和安全并重，倡导打造全球核安全命运共同体，为新时期中国核安全发展指明了方向，为推进核能开发利用国际合作、实现全球持久核安全提供了中国方案。

在核安全观引领下，中国逐步构建起法律规范、行政监管、行业自律、技术保障、人才支撑、文化引领、社会参与、国际合作等为主体的核安全治理体系，核安全防线更加牢固。

作为构建公平、合作、共赢的国际核安全体系的重要倡导者、推动者和参与者，中国在做好自身核安全的同时，认真履行核安全国际义务，大力推动核安全双多边合作，积极促进核能和平利用造福全人类，为全球核安全治理贡献了中国智慧、中国力量。

国家核安全局关于印发《第二代改进型核电项目核安全审评原则》的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2007.04.29•【文号】国核安函[2007]28号•【施行日期】2007.04.29•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发《第二代改进型核电项目核安全审评原则》的通知(国核安函〔2007〕28号)中国核工业集团公司，中国广东核电集团公司，中国电力投资集团公司，核工业第二研究设计院，上海核工程研究设计院，中国核动力研究设计院，深圳中广核工程设计有限公司，国家环保总局核与辐射安全中心，苏州核安全中心，核设备安全与可靠性中心：为确保核安全，实现第二代改进型核电项目审评工作的规范化和标准化，我局在征求各方意见并通过核安全与环境专家委员会审议的基础上，编制了《第二代改进型核电项目核安全审评原则》。

现印发给你们，请遵照执行。

附件：第二代改进型核电项目核安全审评原则二○○七年四月二十九日附件：第二代改进型核电项目核安全审评原则本文中第二代改进型核电项目是指以我国国内已建成的百万千瓦级压水堆核电站为参考电站，采用经验证的技术和设计，并采取有效的设计改进措施，使其安全水平比参考电站有进一步提高的核电项目。

为了确保核安全，规范和指导第二代改进型核电项目的设计、建造及核安全审评工作，我局特制定如下核安全审评原则：一、国家相关法律、行政法规我国发布的有关环境保护和核电厂安全的所有法律、行政法规均须遵照执行。

二、部门规章我局发布的或与国务院其他部门联合发布的部门规章，均须遵照执行。

在《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2004）中，在概率安全评价（PSA）、严重事故、安全评价的独立验证三个方面做如下规定：1、按照HAF102-2004的要求开展有关的PSA工作，应完成内部事件一级PSA，并逐步完善一级PSA，开展二、三级PSA。

2、关于严重事故的对策，应在PSA工作的基础上，结合有关安全研究和同类核电厂的实践，确定可能导致严重事故的主要事件序列，在此基础上采取合理可行的预防和缓解措施，例如严重事故工况下的可燃气体控制措施、防止高压熔融物喷射的措施、防止安全壳旁路的措施，并开发严重事故管理指南等。

核电站安全标准核电站是一种重要的能源生产设施，它们为我们的生活提供电力。

然而，核电站的运营与安全密切相关，需要严格的规范、规程和标准来确保其安全运行。

本文将就核电站安全标准展开讨论，包括设计、建设、运营和应急措施等方面。

一、核电站设计规范核电站的设计是保证其安全性的关键。

设计规范必须充分考虑各种因素，包括地质、气象和地形条件等。

首先，核电站应建立在地震活动较少、地质稳定、持续排水和供水可靠的地区。

其次，设计中应考虑恶劣气象条件，如台风和洪水。

第三，建筑物的结构设计应具备足够的抗震能力，确保在发生地震时能够正常运行。

此外，设计中还需考虑安全控制系统、消防系统和辐射防护设施等。

二、核电站建设规范核电站的建设过程必须符合一系列严格的规范。

首先，建设单位应制定详细的工程计划，并明确监督和检查机制，确保施工质量。

其次，建设过程中应确保人员的安全，提供必要的防护设施，如安全帽、防护服和氧气供应系统等。

同时，还需要定期进行风险评估和现场巡视，及时发现和排除安全隐患。

最后，建设完成后，必须进行全面的安全评估和接收检验，确保核电站符合国家标准和技术要求。

三、核电站运营规范核电站的运营是持续安全运行的关键。

针对运营阶段，应制定一系列规范和制度。

首先，所有运营人员必须经过专业的培训和考核，掌握运行和应急处理能力。

其次，必须建立完善的设备检修和维护制度，定期对关键设备进行检测和维修，确保其可靠性和安全性。

此外，核电站应配备齐全的监测设备，及时掌握关键参数的数据，以便实时监控运行状态。

最后，核电站还应建立一个紧急响应体系，制定各种情况下的应急措施和预案，以应对可能发生的事故和故障。

四、核电站应急措施标准核电站应急措施是事故和故障发生时的重要保障。

应急措施标准需涵盖预警、应对和善后等方面。

首先，核电站应建立与周边地区的紧密合作机制，确保及时获得气象、地质和环境等方面的信息，以便做出准确的决策。

其次，应急响应计划应经常演练和更新，使员工熟悉应急程序和流程。

核电安全标准引言：核能作为一种清洁、高效的能源，已经在许多国家成为不可或缺的一部分。

然而，核电站的运营涉及极高的风险和安全问题。

为了保障核电站的安全运营和防止事故的发生，各国制定了一系列的核电安全标准。

本文将重点讨论核电安全标准以及其对核电站的影响。

1. 设计标准核电站的设计标准是确保核电站的设计具有高度的安全性和可靠性的关键。

一般来说，核电站的设计标准包括但不限于以下几个方面：(1) 土地选择标准：核电站应与居民区、重要水源地等敏感区域保持一定的安全距离，以防止辐射泄漏对人民和环境造成的危害。

(2) 结构标准：核电站的建筑物应具有足够的抗震能力和结构强度，以应对地震和其他灾害事件。

(3) 放射性防护标准：核电站应设计防护措施，以最大程度地减少放射性物质对人类和环境的辐射污染。

(4) 冷却系统标准：核电站的冷却系统应满足稳定可靠的运行要求，以确保核反应堆的正常工作温度和热平衡。

(5) 安全系统标准：核电站应具备多层次的安全系统，包括过程安全系统、辅助安全系统和紧急安全系统等，以应对各种异常和事故情况。

2. 运营标准核电站的运营标准是确保核电站的安全运行和事故预防的重要措施。

运营标准的制定主要包括以下方面：(1) 燃料管理标准：核电站应建立燃料管理制度，确保燃料元件的正确使用和管理，防止燃料泄漏和污染。

(2) 操作规程标准：核电站应建立完善的操作规程，明确运营人员的职责和操作流程，确保操作的正确性和安全性。

(3) 辐射控制标准：核电站应建立辐射控制制度，对辐射工作区域进行辐射监测和辐射防护，确保人员暴露在辐射源附近的风险最小化。

(4) 事故管理标准：核电站应建立应对事故的预案和紧急处置措施，并进行事故演练和培训，以确保人员在事故发生时能够快速、有效地进行处置。

(5) 检修和维护标准：核电站应建立检修和维护制度，定期对核电站设备进行检修和维护，提高设备的可靠性和安全性。

3. 监管标准核电站的监管标准是确保核电站运营监管的有效性和可靠性的重要手段。

中国正在设计、建造10 MW高温气冷堆(HTR-10),该堆是一种安全、经济的先进反应堆,它采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件、石墨作慢化剂及堆芯结构材料、氦气作冷却剂,具有很高的热稳定性和自动停堆、非能动余热排出能力,因此在任何工况下都不会出现如堆芯熔化等导致危害公众和环境安全的严重事故.如何对这种具有诸多非能动和固有安全设计特点的反应堆进行有效的核安全监督,并尽快使其规范化、标准化,从而确保HTR-10在建造、调试、运行各阶段的工作均满足我国核安全法规要求,这是我国核安全监管当局所面临的一项新的任务.苏州核安全中心受国家核安全局委托,系统而全面地开展了"高温气冷堆(HTR-10)监督文件的研究和编制"工作,内容包括:法规、标准的调研、监督依据确定、监督项目选择原则和重点关注问题确定,并结合清华大学高温堆建设进度完成了建造、调试和运行各阶段的核安全监督大纲、监督程序等文件的编制.1 法规、标准文件调研为编制监督文件,我们对国内外有关高温堆设计、建造方面的法规、规范和标准进行了调研,但由于模块式高温堆概念是最近二十年才提出并发展起来的,因此各国针对高温堆设计、建造的法规、规范和标准并不多.中国尚没有制定针对高温气冷堆的设计安全要求,HTR-10的设计主要根据核电厂的通用规范、厂址、辐射防护方面的顶级要求及专门编制的HTR-10设计准则进行的.美国核管会(NRC)在与业主交流合作的基础上,出版了"核电厂安全分析报告标准格式与内容(高温气冷堆版)"、"高温气冷堆总设计准则"、"动力堆管理导则对高温气冷堆的适用性"等导则、规范,用于指导高温堆的审评监督.德国核安全委员会发布了KTA3102"高温气冷堆堆芯设计"等系列规范用于审评和监督.日本对高温堆的审评监督主要基于核安全委员会(NSC)编纂的"审查导则(通用)"、"轻水堆审查标准",同时NSC依照法规要求,并根据高温堆特点编制了部分专用标准用于高温堆的监督管理.2 监督依据的确定通过对我国现有核安全法规的进一步研究,并结合对国外法规标准的调研和HTR-10的具体情况,我们确定了对HTR-10实施监督的依据和参考文件(也即编制高温堆监督文件的主要依据和参考文件),主要包括:-我国核安全法规、以及其他与辐射防护、环境保护、卫生等有关的国家法律、法规,如核安全法规HAF001、HAF102、HAF103、HAF003、国标GB8703-88、国家环保法等;-国家核安全局审查批准或认可的文件,如HTR-10的33个设计准则、HTR-10的初步安全分析报告(PSAR)和最终安全分析报告(FSAR)、安全分析报告评价报告、各阶段的质保大纲等; -国外的一些规范、标准和导则作为参考,如美国的HTGR格式内容、HTGR总设计准则、RG 管理导则(适用高温堆)、ASME规范、IEEE标准、德国的KTA规范(KTA3102高温堆堆芯设计)等;-鉴于HTR-10较好的固有安全性、反应堆功率不是很大的特点,对于部分与现有法规、规范和标准不适用的情况,针对具体问题作具体分析.3 监督项目选项原则的制定监督文件编制工作中一项关键工作是监督项目的选择,根据法规要求、结合高温堆的具体情况,我们制定了高温堆各个阶段总的选项原则,具体如下:(1)安全上重要的构筑物、系统、部件(建造阶段设备选项主要是核1、2级、部分3级,调试和运行阶段系统选项主要是确保完成三大安全功能及限制元件受化学侵蚀的系统);(2)国内外审评和监督中重点关注的内容和/或与压水堆不同,高温堆独特的重要系统、设备;(3)HTR-10高温堆在建造、调试过程中曾出现的较大不符合项;(4)在监督项目总数不能太多的情况下,除保证基本的安全系统外,应优先考虑燃料系统和放射性管理系统的项目.4 监督中需重点关注的问题确定在选项总原则确定后,我们通过对HTR-10设计、建造方面资料及PSAR和FSAR审评中重点关注问题的研究,确定了较具体的各监督阶段需重点关注的问题和方面.(1)反向自然循环问题由于反转将导致压力容器温度超设计准则,故该问题在调试阶段进行试验验证并重点监督;(2)蒸汽发生器传热管蒸汽发生器传热管是审评关注问题,由于国外类似堆曾出现过蒸汽发生器传热管破裂事故,因此考虑在建造(制造)、调试、运行各阶段对此进行重点检查和关注; (3)燃料元件的制造及辐照考验问题由于取消了安全壳,燃料元件作为第一道屏障在PSAR、FSAR审评中备受关注,同时国外类似堆曾出现元件批量破损事件,故燃料元件的制造及辐照考验问题应分别作为制造阶段和调试阶段的重点检查内容;(4)石墨堆内构件的制造质量石墨材料辐照后先缩后胀,变化较复杂,在设计、制造经验不足的情况下,石墨堆内构件的制造质量需作为建造阶段重点内容进行检查;(5)临界及零功率阶段的物理试验(空气和氦气气氛下) 石墨球床堆物理计算的经验不是太多,为校核核设计的不确定性,临界及零功率阶段的物理试验(空气和氦气气氛下)应作为重点检查内容;(6)一回路压力边界设备、部件的制造、试验同样由于取消安全壳的原因,作为限制放射性释放的关键屏障,一回路压力边界设备、部件的制造、试验应作为建造、调试、运行各阶段的重点检查内容;(7)数字化保护系统先进数字化技术在国内试验堆中首次使用,设计及监督方面均有经验不足问题,故数字化保护系统的制造及调试应作为重点检查内容;(8)吸收球停堆系统作为新型的第二停堆系统,技术上有个磨合过程,同时国外类似堆运行中该系统曾出现过事件,故吸收球停堆系统需作为调试和运行阶段重要检查项目进行关注;(9)余热排出系统模块式高温堆特点之一,即利用非能动手段将堆芯余热排出,为验证失冷事故下余热排出能力,余热排出系统需作为建造和调试阶段检查项目进行关注;(10)燃料装卸系统燃料装卸系统是新型不停堆换料设备,其中有关键的燃耗测量装置等设备,国外启动阶段该系统经常发生故障,故我们在各个阶段的监督检查中都应对该系统进行关注;(11)蒸汽发生器卸压排放系统(包括主给水和蒸汽隔离阀)蒸汽发生器卸压排放系统是限制水进入堆芯的关键系统,在调试和运行阶段应重点关注;(12)负压通风系统负压通风系统作为配合包容体代替传统安全壳,起一定量限制放射性释放的一个较重要的系统,在建造和调试阶段需关注;(13)一回路放射性监测系统和包容体内放射性监测系统放射性监测系统是反应堆运行状况以及堆是否满足基本核安全要求(放射性指标)的重要系统,应作为高温堆各阶段的主要检查内容进行关注;(14)包容体的建造高温堆包容体虽仅在正常运行工况和小破口事件情况下起限制放射性物质向环境释放的功能,但仍是某种意义上的最后一道屏障,故包容体的建造应作为建造阶段重点检查项目进行关注.5 具体编制工作5.1 监督大纲编制按照法规HAF001"中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例"及其有关导则的要求,参考国内外有关资料,并结合高温堆建造、调试、运行各阶段的具体特点,分别编制高温堆建造、调试、运行阶段监督大纲,监督大纲内容包括检查目的、适用范围、检查依据、组织机构和职责分工、检查实施、大纲管理六个方面.5.2 监督项目表的确定根据确定的选项原则,即HTR-10构筑物、系统、部件在安全上的重要性,最终安全分析报告中重点审评和遗留问题,以及高温堆在实际建造、调试过程中发生的较大不符合项和修改,适当参考国外高温堆调试监督中关注的问题等,确定了高温堆建造、调试、运行各阶段的监督项目.建造阶段项目共选了33项,其中土建分阶段选了核岛基础、包容体、质保检查等3项;设备制造分阶段选了燃料元件制造、核1/2/3级机械设备、1E级仪控设备、特殊的非安全级设备及质保检查等25项;安装分阶段选了安全级设备安装、质保检查等5项.具体项目详见表1"HTR-10高温气冷堆建造阶段监督检查项目清单". 表1 HTR-10高温气冷堆建造阶段监督检查项目清单编号程序名称编号程序名称1-3-1 核岛基础26-6-3 二回路隔离系统给水电动阀2-3-2 反应堆厂房(包括一回路舱室和反应堆大厅) 27-6-4 事故负压通风系统逆止阀4-17-1 土建阶段质量保证检查29-7-2 吸收球触发系统5-3-1 控制棒驱动机构32-7-5 功率量程探测器7-4-1 包覆燃料颗粒制造34-7-7 线性功率测量装置8-4-2 燃料元件尺寸41-8-2 柴油发电机组12-5-1 反应堆一回路压力壳材料检查44-9-3 燃料装卸系统主要设备13-5-2 反应堆压力容器焊接检查45-10-1 蒸汽发生器安全阀14-5-3 反应堆一回路压力壳出厂试验检查49-17-1 设备制造营运单位的质量保证检查15-5-4 反应堆蒸汽发生器传热管及连接管的材料检查52-17-4 核承压设备制造单位的质量保证检查16-5-5 蒸汽发生器有关部件制造的检查54-4-1 堆内构件安装17-5-6 蒸汽发生器的压力试验和氦检漏检查55-5-1 反应堆一回路压力壳安装定位检查19-5-8 一回路泄放系统安全阀样机鉴定试验61-9-3 燃料装卸系统安装竣工检查20-5-9 一回路泄放系统安全阀出厂试验63-17-1 机械设备安装活动质量保证检查21-5-10 一回路第一道隔离阀样机鉴定试验64-17-2 仪控电安装活动质量保证检查22-5-11 一回路第一道和第二道隔离阀出厂试验65-6-5 一回路舱室爆破膜及通风泄压系统电动阀25-6-2 事故负压通风系统风机调试阶段项目共选了28项,其中保证停堆功能的系统选了10项,保证冷却功能的系统选了7项,保证包容功能的选了7项,防止石墨燃料元件受化学侵蚀(包括氧化)的系统2项,其他2项.具体项目详见表2"HTR-10高温气冷堆调试阶段监督检查项目清单".运行阶段项目共选了25项,其中综合性检查项目,包括质保、运行安全监督、安全重要的修改、运行事件管理、辐射防护等选了11项,定期试验检查项目选了14项,主要是仪控、电源、系统设备等涉及三大功能的项目.具体项目详见表3"HTR-10高温气冷堆运行阶段监督检查项目清单".在项目表中,对每个选定的项目,还列出了主要的检查内容、检查的类别、频度等. 表2 HTR-10高温气冷堆调试阶段监督检查项目清单编号程序名称编号程序名称66-3-1 控制棒驱动机构热态试验79-7-2 反应堆保护系统整定值确认和报警功能试验67-3-2 吸收球停堆系统功能验证试验80-9-1 燃料装卸系统试验(A2子阶段) 9-4-3 燃料元件辐照试验81-9-2 防火68-4-1 包覆燃料颗粒氧化腐蚀试验82-9-3 放射性三废处理系统试验69-4-2 装料并首次临界试验83-9-4 燃料装卸系统试验(B3子阶段) 70-4-3 控制棒价值及停堆深度测量84-9-5 氦辅助系统试验71-4-4 吸收球停堆系统的停堆反应性价值测量85-9-6 氦净化系统试验72-4-5 慢化剂温度系统测量86-10-1 主蒸汽安全阀试验73-5-1 一回路泄压系统试验87-6-2 主蒸汽和给水隔离阀试验74-5-2 一回路压力试验88-6-3 蒸汽发生器卸压排放阀试验75-5-3 一回路泄漏率测量试验89-12-1 辐射和剂量监测系统试验76-5-4 一回路主要参数设计值的校核试验90-14-1 外电网断电试验77-6-1 一回路舱室冷却系统能力验证试验91-17-1 质量保证检查78-7-1 反应堆保护系统的联锁功能试验92-18-1 备用停堆点功能试验表 3 HTR-10高温气冷堆运行阶段监督检查项目清单编号程序名称编号程序名称93-17-1 运行质保大纲实施有效性监督检查106-13-4.4 核测量装置检查94-13-1 运行安全监督107-13-4.5 反应堆保护系统的功能检查95-9-1 防火检查108-13-4.6 反应堆保护系统整定值确认和报警功能检查96-16-1 安全重要的修改活动109-13-4.7 备用停堆点功能试验97-10-1 安全有关的实验110-13-4.8 一回路系统隔离检查98-13-2 运行事件管理111-13-4.9 主氦风机及风机挡板检查99-13-3 运行人员的配备和培训112-13-4.10 主蒸汽安全阀试验检查100-9-2 核燃料贮存113-14-4.11 主蒸汽和给水隔离阀试验检查101-11-1 放射性废物管理114-13-4 蒸汽发生器卸压排放阀试验检查102-12-1 辐射防护检查115-13-4.13 电源系统检查103-13-4.1 控制棒驱动机构检查116-5-1 一回路冷却剂系统泄漏检查104-13-4.2 吸收球停堆系统检查117-5-2 核一级承压设备的在役检查105-13-4.3 燃料装卸系统试验检查5.3 检查程序的编制在开始编制检查程序前,对核安全法规和导则、高温堆的PSAR/FSAR及其评价报告、高温堆建造、调试、运行等各方面资料进行了更详细的研究、分析,同时对相关的高温堆调试/运行规程进行审查,并就有关问题与营运单位进行对话、交流.在此基础上,严格依据法规要求并结合高温堆的具体特点,适当参考国内外有关资料,编制出HTR-10建造、调试、运行三个阶段共86份监督检查程序.每份检查程序包括:监督检查目的、监督检查范围和条件、监督检查内容和步骤、判定标准和监督检查结果、监督检查结论和评价.6 结束语编制完成的高温堆各个阶段的监督文件中的部分文件已在堆的建造和装料前调试过程中得到了很好实施,监督员使用这些监督文件发现并纠正了一批设计、建造、调试中存在的问题.但由于本监督文件主要是针对HTR-10高温气冷堆进行编制的,还不适合所有类型的模块式高温气冷堆,同时本文件尚未涉及到氦气透平、高温工艺热方面的内容,故在今后一段时间内需作进一步的完善.。