高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则正式版
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高温气冷堆核电站示范工程安全审评
原则正式版
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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“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS: 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“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS: 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，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，从而演变成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状
态。这就要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到安全可控状态，并最终引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。
（4）第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的超设计基准事故，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。这一层次最重要的目的是保护包容功能。除了事故管理规程之外，这可以由防止事故进展的补充措施与规程，以及减轻选定的超设计基准事故后果的措施来达到。由包容提供的保护可用最佳估算方法来验证。
（5）第五层次，即最后层次的防御，其目的是减轻可能由事故工况引起潜在的
放射性物质释放造成的放射性后果。这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。
对于HTR-PM来说，总体上仍维持上述五个纵深防御的层次，但考虑到其堆型的特点，在纵深防御层次设置的重点上与传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂可能会有所不同，例如，保证第一道放射性包容屏障，即包覆颗粒燃料元件的完整性将会起更加重要的作用。另外HTR-PM较长的宽容时间也可视为纵深防御的一个重要手段。
HTR-PM纵深防御各层次设置的合理性应该通过完整的安全评价加以证明。
4．总的设计基准
（1）电厂状态划分
HTR-PM的电厂状态划分为四类，除正常运行工况外，还包括预计运行事件、设计基准事故和超设计基准事故。这些电厂状态的划分主要参照各类事件发生的频率范围，并参考已有的和其它堆型的经验来确定。预计运行事件、设计基准事故频率范围划分以假设始发事件的发生频率为依据；超设计基准事故划分以事故序列的频率，并结合确定论和工程判断为依据。
1)预计运行事件
在该模块反应堆的寿期中有可能发生的，并且可能影响HTR-PM安全的一类事件，该类事件的下界定为10-2/堆?年。预计运行事件用于HTR-PM正常运行工况下的
环境评价，剂量限值是：向环境释放的放射性物质对公众个人（成人）造成的有效剂量应小于0.25mSv/电厂?年。
这些事件的典型例子有：
? 一根反射层控制棒在功率运行工况下失控提升；
? 一回路主氦风机误加速；
? 失去厂外电源；
? 丧失正常给水流量；
? 汽轮机外负荷丧失，等等。
2)设计基准事故
HTR-PM设计基准事故划分为两类：稀有事故和极限事故。
对于稀有事故，预计在一座模块反应堆的整个寿期中不会发生，但在可能建造
的这类堆型的总体中（假设数百个模块）有可能会发生，其频率范围为10-2-10-4/堆?年。
这些事故的典型例子有：
? 给水管道小破口；
? 反应堆冷却剂一根仪表测量管
（≤DN10mm）断裂；
? 蒸汽发生器一根换热管双端断裂；
? 反应堆辅助系统厂房内氦净化系统的一根管道破裂；
? 放射性废液贮存罐的泄漏，等等。
对于极限事故，预计在这类堆型总体的寿期中不会发生，但出于安全的考虑，仍将它们归于设计基准事故之中，其频率范围为10-4-10-6?/堆?年。
这些事故的典型例子有：
? 一根控制棒在功率运行下失控提升同时发生运行基准地震；
? 主蒸汽管道破裂；
? 给水管道大破口；
? 与压力容器相连的一根大管道
（≤DN65mm）断裂；
? 各种未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS），等等。
对于HTR-PM的稀有事故和极限事故，其个人剂量限值分别确定为：在每发生一次稀有事故时，公众个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；在每发生一次极限事故时，公众个人（成人）可能
受到的有效剂量应控制在10mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在100mSv以下。
正常运行、预计运行事件、设计基准事故(含稀有事故和极限事故)的电厂状态分类与美国ASME规范中的工况分类(A、
B、C、D类工况)相对应。
3)超设计基准事故
这是一类预期在可能建造的HTR-PM型核电厂（假设数百个反应堆模块）的总体寿期中也不会发生，并且具有更低频率水平的工况。但为了确保公众的安全与健康，仍需考虑这类事件，并从中选取超设计基准事故的重要事件序列，以在确定应急源项和应急计划时加以考虑，评价需要采取什么样的应急措施。
通过概率论、确定论和工程判断相结合的方法，可以确定在HTR-PM设计中需要加以考虑的超设计基准事故的重要事件序列，通过必要的设计修改或规程修改，考虑在超过其原来预定功能和预计运行状态下使用某些系统（安全级和非安全级系统）及使用附加的临时系统，以及制定事故管理规程等措施来对付这些重要的事件序列。对于超设计基准事故，可采用基于现实的或最佳估算的假设、方法和分析准则。
根据推荐的HTR-PM的概率安全目标，采用事故序列分析，场外（包括厂址边界处）个人（成人）有效剂量超过50mSv的所有超设计基准事故序列累计频率应小于
10-6/堆?年。
（2）工业标准和规范
HTR-PM遵守我国已颁布的，并且适用的国家标准。
考虑到我国在核安全相关领域的工业标准和规范尚存在较大欠缺，在HTR-PM的设计中还将参照下述国际或其它国家的标准和规范：
1）安全1、2、3级部件的设计分别参照美国ASME-Ⅲ-1-NB、NC、ND标准，安全级部件支承件和金属堆内构件分别参照ASME-Ⅲ-1-NF和NG分册；
2）陶瓷堆内构件设计参照：德国KTA 3232《反应堆压力容器内的陶瓷堆内构件》(1992年)；
落实安全发展理念创建高温气冷堆核电站示范工程
落实安全发展理念创建高温气冷堆核电站示范 工程 集团公司文件内部编码：（TTT-UUTT-MMYB-URTTY-ITTLTY-
落实安全发展理念创建高温气冷堆核电站示范工程高温气冷堆核电站示范工程（以下简称示范工程）是国家科技重大专项，由中国华能集团公司、中国核工业建设集团及清华大学共同投资、建设、运营。其作为新一代核电技术，在安全性、经济性、高温工艺热应用等方面具有独特优势，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。示范堆不但在发电方面大有用途，对于制氢和海水淡化也有广泛的应用前景。 2004年4月，合作团队向国家发改委联合上报示范工程项目建议书，并在8月获准开展示范工程前期工作。此后两年时间里，华能集团围绕项目选址积极开展了各项前期工作。2006年2月，示范工程项目被列入《国家中长期科学和技术发展规划（2006-2020）》国家科技重大专项。2007年1月，华能山东石岛湾核电有限公司（以下简称石岛湾公司）注册成立，具体负责示范工程建设与运营管理工作。2008年2月，国务院常务会议审议通过了重大专项总体实施方案，重大专项正式进入启动实施阶段；4月，“五通一平”工程正式开工，施工准备工作全面启动；10月7日，示范工程揭牌暨华能山东石岛湾核电厂核岛EPC总承包协议和主设备供货合同签字仪式在北京举行；2009年9月，示范工程建造许可证审评工作基本完成。2011年3月，示范工程项目通过了国务院办公会议的审批。7月28日，通过了国家核安全检查组对石岛湾公司的综合安
全检查。预计不久，具有自主知识产权的世界首座高温气冷堆核电站示范工程即将在中国开工建设。 石岛湾公司以推动我国高温气冷堆核电技术产业化示范为己任，秉承“安全、规范、创新、卓越”的核心价值观，坚持“安全第一、质量第一”的工作方针，致力于建设“安全可靠、技术先进、商业可行、管理一流”国际领先水平的商业化示范核电站、培养高素质的核电人才队伍、形成科学规范的核电管理体系和构建以核安全为核心的优秀企业文化，以示范工程为依托、开发建设石岛湾核电基地，努力为华能核电事业长远发展提供人才、管理、文化支撑。 一、构建以核安全为核心的优秀企业文化，安全文化深入人心 一个国际领先水平的核电基地，一个追求卓越的核电企业，要取得更大的成绩，是否有以核安全为核心的优秀企业文化作为支撑十分重要。石岛湾公司依托华能“三色公司”的企业文化核心理念，借鉴国内外核电站安全文化建设的良好实践，结合公司自身特点，围绕示范工程建设目标，牢固树立“安全是核电的生命线”的安全意识，秉承“安全高于一切、机制保证一切、行动重于一切”的安全理念以及“对照先进、查错纠弊、持续改进、不断超越”的卓越理念，继续深化以核安全为核心的企业文化建设，不断充实新的内容、创造新的形式，持续丰富文化体系和内涵。
高温气冷堆的技术及装备
高温气冷堆的技术及装备 随着经济社会发展，人类对能源需求日渐增多。但传统化石能源有着污染大，不可再生的缺陷，并且储量日益减少。核能为人类提供了一个清洁，取之不尽用之不竭的能源宝库，到现在为止已有四代核电技术的历史，人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，我国的高温气冷堆研究技术处于国际领先地位。其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。目前已成功地建设了10MW实验电站，并完成了多项安全性实验工作，在向商业化转化的过程中，得到国家有关部门的大力扶持。项目已经列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要》和《中华人民共和国国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要》。 传统核反应堆存在建造周期长，相对效率较低，安全性不高成本高的不足。自从前苏联切尔诺贝利电站发生核泄漏事故以后，人类更希望有更安全的利用核能的方式。高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、CO2为冷却剂的低温气冷堆的基础上发展起来的，具有固有的安全性，使得反应堆辅助系统减少，有效降低了成本
并且拥有很高的效率。高温气冷堆是现有堆型中工作温度最高的堆型，可以广泛应用于需要高温高热的工业部门。高温气冷堆作为第四代核反应堆具有广阔的应用前景。 1.高温气冷堆的组成结构及其工作原理 通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。通常，反应堆的核燃料是铀235，在中子的作用下能够产生核裂变。一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三个新的中子。在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。要形成“链式裂变反应”，不仅铀235要达到一定数量，还必须用慢化剂把高能量的中子减慢为“热”中子。控制反应堆中核燃料的反应使核能缓慢释放，并用载热剂从反应堆中导出热量，就能对核能加以利用。 高温气冷堆是一种用氦气作冷却剂的先进核反应堆，采用全陶瓷型球形燃料元件（核燃料经20多道工序加工成直径为6cm的球状物），冷却剂即为氦气，慢化剂和结构材料采用石墨，堆芯最高温度达到1600摄氏度。反应堆可采用模块化方式制造，建造时就像搭积木般，能随时连续地装卸核燃料和不定期停堆拆卸更换，因而和其它反应堆相比，可用率约高达45％以上。高温气冷堆的堆芯核燃料由低富集铀或高富集铀加钍的氧化物（或碳化物）制成直径约200微米的陶瓷型颗粒核心，外面涂上2－3层热解碳和碳化硅，涂层厚度约150－200 微米，构成直径约为1毫米左右的核燃料颗粒。然后将颗粒弥散在石
大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项资金管理实
附件2 大型先进压水堆及高温气冷堆核电站 科技重大专项资金管理实施细则 第一章总则 第一条为规范和加强大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项（以下简称“核电专项”）资金管理，保证资金使用的规范性、安全性和有效性，根据《国务院关于改进加强中央财政科研项目和资金管理的若干意见》（国发〔2014〕11号）、《国务院印发关于深化中央财政科技计划（专项、基金等）管理改革方案的通知》（国发〔2014〕64号）、《中共中央办公厅国务院办公厅印发<关于进一步完善中央财政科研项目资金管理等政策的若干意见>的通知》（中办发〔2016〕50号）、《国务院办公厅关于印发国家科技重大专项组织实施工作规则的通知》（国办发〔2016〕105号）、《国务院关于优化科研管理提升科研绩效若干措施的通知》（国发〔2018〕25号）、《进一步深化管理改革激发创新活力确保完成国家科技重大专项既定目标的十项措施》（国科发重〔2018〕315号）、《国家科技重大专项（民口）资金管理办法》（财科教〔2017〕74号）及国家有关财经法规和财务管理制度，结合核电专项实际
情况，制定本细则。 第二条核电专项的资金实行课题承担单位法人负责制，法人单位是课题资金管理的责任主体。 第三条核电专项的资金来源坚持多元化原则，包括中央财政资金、地方财政资金、单位自筹资金以及从其他渠道获得的资金。 第四条核电专项中央财政资金按照专项组织实施的要求和课题的特点，采取前补助、后补助等财政支持方式。 前补助是指课题立项后核定预算，并按照课题执行进度拨付资金的财政支持方式。 后补助是指单位先行投入资金组织开展研究开发、成果转化和产业化活动，在课题完成并取得相应成果后，按规定程序通过审核验收、评估评审后，给予相应补助的财政支持方式。后补助包括事前立项事后补助和事后立项事后补助。 第五条对于基础性和公益性研究，以及重大共性关键技术研究、开发、集成等公共科技活动，一般采取前补助方式支持。 对于具有明确、可考核的产品目标和产业化目标的课题，以及具有相同研发目标和任务、并由一个或多个单位分别开展研发的课题，一般采取事前立项事后补助方式支持。 对单位已取得了符合核电专项目标要求的关键技术、核心
高温气冷堆
高温气冷堆 高温气冷堆，用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为 850~1000℃，甚至更高。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。 高温气冷 高温气冷堆，（high temperature gas cooled reactor），高温气冷堆的蒸发器能达到560℃，发电效率大大提升，高温气冷堆核电站具有良好的固有安全性，它能保证反应堆在任何事故下不发生堆芯熔化和放射性大量释放。高温气冷堆具有热效率高 （40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高 （0.7~0.8）等优点，由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 70年代中期，中国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 1986年，在国家863计划支持下，清华大学正式开始了１０兆瓦高温气冷堆实验堆的研发。 1988～1989年，间德国的两座球床高温气冷堆反应堆相继被关闭，其原因是担心安全性。
2000年12月，建成临界。 高温气冷 2003年1月，实现满功率并网发电，中国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使中国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。 2004年9月底，由国际原子能机构主持，清华大学核研院在10兆瓦高温气冷堆实验堆上进行了固有安全验证实验。实验结果显示，在严重事故下，包括丧失所有冷却能力的情况下，不采取任何人为和机器的干预，反应堆能保持安全状态，并将剩余热量排出。 2006年1月，国务院将大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程列为国家重大专项。 2008年2月，高温气冷堆核电站重大专项实施方案获国务院批准，专项牵头实施单位为清华大学核研院、华能山东石岛湾核电有限公司、中核能源科技有限公司。 2009年9月，美国能源部发表声明说：“下一代核电站（NGNP）项目将采用新型的高温气冷堆技术，一个设施支持多种工业应用，比如发电的同时进行石油精炼。NGNP项目将使核能利用延伸到更宽广的工业和交通领域，降低燃料消耗和污染，并在现有的商业化轻水堆技术基础上提高固有安全性。”而后来美国选择了阿海珐公司设计的棱柱高温气冷堆。 2011年3月1日，筹备了7年之久的山东荣成石岛湾核电站终于通
华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程核安全非例
附件 华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站 示范工程核安全非例行检查报告 检查单位：国家核安全局 受检单位：华能山东石岛湾核电有限公司 检查日期：2016年9月6日-7日 一、检查依据 （一）《民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则; （二）《核电厂质量保证安全规定》及其相关导则; （三）《核动力厂设计安全规定》及其相关导则; （四）华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程安全分析报告、质量保证大纲、核安全监督检查大纲等文件； （五）《关于开展全国核电厂和研究堆核安全专项检查的通知》(国核安函〔2016〕73号)； （六）国家有关法律法规。 二、检查内容 （一）核安全专项检查自查情况； （二）“两个杜绝”（杜绝弄虚作假、杜绝违规操作）要求的落实情况； （三）施工管理情况；
（四）设计变更和修改的管理情况； （五）物项管理和成品保护情况； （六）不符合项和建造事件的管理及处理情况； （七）经验反馈工作情况； （八）以往检查要求整改落实情况等。 三、检查活动 2016年9月6日-7日，国家核安全局组织检查组对华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程（以下简称高温堆示范工程）进行了核安全非例行检查（检查组人员名单见附1）。检查组听取了华能山东石岛湾核电有限公司（以下简称石岛湾核电）、中核能源科技有限公司(以下简称中核能源)关于高温堆示范工程现场实施、工程管理、核安全监管要求落实等情况介绍，对高温堆示范工程施工现场进行了检查，对有关记录和程序文件进行了抽查，并对有关技术和管理人员进行了访谈。石岛湾核电及相关单位（人员名单见附2）对检查给予了积极配合，检查达到了预期目的。 四、检查结论及要求 通过检查，检查组认为石岛湾核电按照《关于开展全国核电厂和研究堆核安全专项检查的通知》要求对高温堆示范工程开展了较为全面的自查活动；核安全文化推进专项行动和“两个杜绝”（杜绝弄虚作假、杜绝违规操作）要求得到落实；建造阶段的质量保证体系运转总体有效，工程建造安装的质量受控；历次核安全检查所提要求基本落实。 针对检查中发现的问题,检查组提出如下管理要求：
压水堆核电站组成资料
压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图
图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
高温气冷堆实习报告[1]
高温堆相关技术及安全性 摘要：以清华大学核研院10MW高温气冷堆为基础，简要地介绍高温堆的应用及其安全性，高温堆的使用现状及其应用前景等。经过科学的分析和大量的实验经验验证了：高温气冷堆较其他堆型是具有较强竞争力的。 关键词：高温堆安全性 一、高温堆的的简介 高温气冷堆是采用耐高温的陶瓷型涂敷颗粒燃料、用化学惰性和热工性能良好的氦作冷却剂、用耐高温的石墨作慢化剂和结构材料、冷却剂出口温度可达750~950 ℃的核反应堆，甚至更高。高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。其核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。 人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。 第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，这是一个很有前途的方案，现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本喜欢的，这里着重说一下我国的石墨球床堆电厂的技术特点。 石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则正式版
Through the joint creation of clear rules, the establishment of common values, strengthen the code of conduct in individual learning, realize the value contribution to the organization.高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则正式版
高温气冷堆核电站示范工程安全审评 原则正式版 下载提示：此管理制度资料适用于通过共同创造，促进集体发展的明文规则，建立共同的价值观、培养团队精神、加强个人学习方面的行为准则，实现对自我，对组织的价值贡献。文档可以直接使用，也可根据实际需要修订后使用。 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；
压水堆基础思考题
一回路复习题 绪论概述 1.简述压水堆核电站的基本组成。 答：以压水堆为热源的核电站。主要由核岛（NI），常规岛（CI），电站配套设施（BOP）三大部分组成。 （1）核岛：蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯等四大部件。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。 （2）常规岛：主要包括汽轮发电机组、变压器、冷凝器、加热器、主给水泵及二回路系统等，其形式与常规火电厂类似。 （3）电站配套设施：除核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称。 2.压水堆核电站如何将核能转化为电能？ 答：压水堆核电站将核能转变为电能的过程分为四步，在四个主要设备中实现的。 （1）反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； （2）蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； （3）汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 （4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 3.核岛厂房主要有哪些？分别布置哪些系统？ 答：核岛厂房主要有反应堆厂房（RX1、RX2），燃料厂房（KX），核辅助厂房（NX），电气厂房（LX）。分别布置的系统有： （1）反应堆厂房又称安全壳，其内主要有反应堆和其他一回路主要设备以及部分专设安全系统和核辅助系统设备。 （2）燃料厂房是一个平顶方形混凝土结构，其内主要有乏燃料水池，用以贮放堆芯中卸出的乏燃料。 （3）核辅助厂房为两机组共用。厂房呈矩形，主要布置核辅助系统（如化学容积控制系统、硼和水补给系统等）、废物处理系统及部分专设安全系统设备。 （4）电气厂房布置有主控室和各种仪表控制系统及供配电设备。 4.常规岛主要有哪些厂房？分别布置哪些系统？ 答：常规岛厂房主要由汽机厂房和辅助间（1MX 2MX）及联合泵站（1PX 2PX）所组成。汽机厂房布置有二回路及其辅助系统的主要设备，如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等。毗邻的建筑物还有通风间、润滑油传送间、主变压器区等。联合泵站位于循环冷却水（海水）的取水口处，其内主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机组的冷凝器提供冷却水源（海水）。 5.厂房及房间的识别符号如何定义？ 6.设备的识别符号如何定义？ 答：答： 7.工程图纸的识别符号如何定义？ 答： 第一章反应堆结构 1.压水型反应堆由哪几大部分组成？ 答：反应堆的组成：由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2.堆芯内有多少束燃料组件？试述燃料组件的组成？ 答：堆芯有157各结构完全相同的燃料组件。燃料组件的组成：由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒；24个装有控制棒导向管，它们为控制棒的插入和提出导向；1根通量测量管位于组件中心位置，为机组运行过程中测量堆芯内中子通量的测量元件提供通道。 3.控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 答：按材料分类：（1）黑棒组：由24根吸收剂棒组成，吸收能力强；（2）灰棒组：由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱。 按功能分类：分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类，每类又分为若干组。正常运行时，功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度，用于调节反应堆功率；温度调节棒在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。
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
高温气冷堆
高温气冷堆 高温气冷堆 来源：中国核电信息网发布日期：2009-07-06 【英文名】：high temperature gas cooled reactor 用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。核燃料一般采用高 浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高 温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。高温气冷堆具有热效率高(40%~41%)，燃耗深(最大高达20MWd/t铀)，转换比高(0.7~0.8)等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 【实际应用】 10兆瓦高温气冷实验堆： 在国家"863"计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高 温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功 率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核 心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国 在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。2006年1月，国务院正式发布的"国 家中长期科学和技术发展规划纲要(2006--2020年)"中，将"大型先进压水堆和 高温气冷堆核电站示范工程"列为国家重大专项。 第四代先进核能系统 近年来，国际上提出了"第四代先进核能系统"的概念，这种核能系统具有 良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电 方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能 系统的技术之一。
我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4.7米，高12.6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。蒸汽发生器直径2.9米，高11.7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。 高温气冷堆特点 1安全性好 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示"满足要求的电厂"的水平，而且一些核电厂达到了"优异安全性电厂"的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10-5/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10-7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。 高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10-4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性： 1.1反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：
压水堆核电站的组成及总布置
压水堆核电站的组成及总布置 （1）反应堆厂房 –该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。反应堆厂房内部结构布置如下： –·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。 –·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。 –·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。 –·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。 –·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。 –以下简要对堆内构件进行补充说明。 （2）核辅助厂房 –由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备： –·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。 –·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。 –·11.50m主要为过滤器及除盐装置上部操作间，硼水制备、硼回收系统贮槽及核辅助厂房通风系统。 –·本厂房的对外出入卫生闸门设在电气厂房±0.00m层，整个厂房内各层垂直联系是通过楼梯和电梯完成。厂房为现浇钢筋混凝土结构，有放射性防护要求的房间按屏蔽要求确定墙和楼板厚度。 （3）燃料厂房 –位于反应堆厂房南侧，外轮廓尺寸46×24m，51×24m。
华能集团介绍
中国华能集团公司的中文全称：中国华能集团公司 中文简称：华能集团公司 英文全称：China Huaneng Group 英文简称：CHINA HUANENG 英文缩写:CHNG 中国华能集团公司法定住所：北京市海淀区学院南路40号。 该企业在中国企业联合会、中国企业家协会联合发布的2006年度中国企业500强排名中名列第三十六，2007年度中国企业500强排名中名列第三十八。 公司简介 中国华能集团公司是经国务院批准成立的国有重要骨干企业，是国家授权投资的机构和国家控股公司的试点，是世界500强企业。 按照国务院关于国家电力体制改革的要求，中国华能集团公司是自主经营、自负盈亏，以经营电力产业为主，综合发展的企业法人实体。 中国华能集团公司依照[公司法]，对其全资、控股、参股企业进行改建和规范，建立资本纽带关系，实行母子公司体制，逐步建立起符合社会主义市场经济要求的管理体制和运行机制。 中国华能集团公司根据业务需要，可以按照国家规定在境内外投资设立全资或控股的子公司以及分公司、办事处等分支机构。 中国华能集团公司的经营宗旨是：遵守国家法律、法规，执行国家政策，根据国民经济发展规划、国家产业政策以及市场需求，依法自主从事生产经营活动，坚持改革、改组、改造和加强管理，改善产业结构，发挥集团整体优势，提高经济效益，增强市场竞争力，确保国有资产保值增值；以电为主，综合发展，逐步成为实力雄厚、管理一流、服务国家、走向世界，具有国际竞争力的大型企业集团。 中国华能注册资本200亿元，主要包括：电源的开发、投资、建设、经营和管理，电力（热力）的生产和销售，金融、交通运输、新能源、环保相关产业及产品的开发、投资、建设、生产、销售，实业投资经营及管理。 中国华能从1985年创立第一家公司至今，历经20余年的发展历程，为国民经济建设和电力工业的改革与发展做出了积极贡献，逐步形成了“为中国特色社会主义服务的红色公司，注重科技、保护环境的绿色公司，坚持与时俱进、学习创新、面向世界的蓝色公司”的“三色”公司理念和“坚持诚信、注重合作、不断创新、积极进取、创造业绩、服务国家”的核心价值观。 截至2009年6月底，中国华能在全国26个省、市、区及海外拥有运营的全资、控股电厂130 座，装机容量8896.7万千瓦,煤炭、金融、科技研发、交通运输等产业初具规模。
压水堆核电站工作原理简介.
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备,是产生核能的源泉。在压水反应堆中,能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中,核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间(10-14s的极不稳定激化核阶段,然后开裂成两个主要碎片,同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素,如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质,它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说,目前已发现的裂变碎片有80多种,这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中,俘获1个中子会产生2~3个中子,只要其中有1个能碰上裂变核,并引起裂变就可以使裂变继续进行下去,称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损,根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系,质量的亏损相当于系统的能量变化,即ΔE=Δmc2。对铀-235来说,每次裂变释放出的能量大约为200Mev(1兆电子伏=1.6×10-13焦耳。这些能量除了极少数(约2%随裂变产物泄露出反应堆外,其余(约98%全部在燃料元件内转化成热能,由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂,用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆,由下至上流动,吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆,流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水,使二回路水变成蒸汽,而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复,形成一个封闭的吸热和放热的循环过程,构成一个密闭的循环回路,称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量,从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则(新版)
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则(新版) Safety management refers to ensuring the smooth and effective progress of social and economic activities and production on the premise of ensuring social and personal safety. ( 安全管理) 单位：_______________________ 部门：_______________________ 日期：_______________________ 本文档文字可以自由修改
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则 (新版) 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
超高温气冷堆介绍
超高温气冷堆（VHTR）调研报告
目录 0．引言 (3) 1．发展历史 (3) 1.1 高温气冷堆—实验堆 (3) 1.2 高温气冷堆—原型堆 (3) 1.3 高温气冷堆-模块式 (4) 2．目前各个国家的发展状况 (4) 3．VHTR反应堆结构 (5) 4．VHTR堆型的优缺点 (8) 5．VHTR发展趋势 (9) 5.1 前景展望 (9) 5.2 VHTR需要填补的技术缺口 (10) 6．总结 (11) 参考文献 (12)
0．引言 未来十几年，全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足日益增长的电力和运输用燃料的需要。第四代国际核能论坛（GIF）确定的6种核能系统概念具有满足良好的经济性、安全性、可持续性、防核扩散和防恐怖袭击等目标的绝对优势。 在第四代核能系统概念中，超高温气冷反应堆VHTR（Very High Temperature Reactor）作为高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，第四代国际核能论坛(GIF)已将VHTR列入研发计划。VHTR将反应堆出口温度比HTGR提高100℃，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。目前，多个国家和组织投入力量，正给予重点研发。我国也将高温气玲堆电站列入中长期科学和技术发展重大专项规划，希望近期取得重大技术突破。 1．发展历史 VHTR（Very High Temperature Reactor）是高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，而高温气冷堆的发展主要经历了以下阶段[1]。 1.1 高温气冷堆—实验堆 英国1960年建造20MW实验堆“龙堆”（Dragon）。 美国1967年建成40MW的桃花谷（Peach Bottom）实验堆。 德国1967年建成15MW的球床高温气冷堆（A VR），并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温堆。 这三座实验堆的成功运行，证明了高温气冷堆在技术上是可行的。 1.2 高温气冷堆—原型堆 美国1968年建造330MW圣·符伦堡（Fort Stvrain）电站，1976年并网发电。 德国1971年建造300MW钍高温球床堆THTR-300,1985年并网发电。 高温气冷堆在设计、燃料和材料的发展、建造和运行方面都积累了成功的经验，开始进入发电应用的商用化阶段。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
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高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则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 第 2 页共 15 页