关于核电厂设计扩展工况的初步探讨

福岛事故后,为进一步提高核电厂核安全水平,主要核电国家和组织正在开展新核安全目标和理念的研究。本文结合当前国际上核安全要求的发展趋势,对"设计扩展工况"(Design Extension Conditions,简称DEC)这一概念进行了初步探讨,主要包括其意义、内涵、可接受准则、对纵深防御原则的影响,以及设计扩展工况安全设施的设计要求等,希望为国内建立新的核安全要求起到抛砖引玉的作用。

新建核电厂设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法研究

根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),新设计核电厂需要考虑设计扩展工况,包括复杂事故序列和严重事故。国内、外核安全法规和技术标准没有给出确定设计扩展工况中复杂事故序列的具体方法。本文系统分析和研究了设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法,提出基于核安全法规、导则和技术标准要求,基于概率安全评价(PSA)的风险见解,基于工程判断和基于类似核电厂设计经验四种具体方法,并应用于防城港核电厂3号、4号机组工程设计。本方法可用于指导新建核电厂设计,合理选择复杂事故序列和开展相关的安全特征设计,以进一步提高核电厂的安全水平。

核电厂设计扩展工况供电要求分析

随着核电技术发展,核电厂的安全目标向扩展、深化的层次变化,新的核安全法规标准进一步提高了对核电厂安全的要求。设计扩展工况概念就是核电安全发展的重要内容。相对于设计基准工况,新核安全法规明确要求核电厂应设计具有用于设计扩展工况的安全设施。作为设计扩展工况安全设施的动力源,设计扩展工况电源的设计在核电厂电源系统设计中具有十分重要的作用。本文介绍了压水堆核电厂电源系统组成及设计,分析了新法规标准下设计扩展工况及其应对基本要求,并对设计扩展工况电源设计依据、要求和应用进行研究,提出了三代核电的设计扩展工况电源设计对策。

华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法

本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单,再结合确定论分析方法进行工程判断,进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。该方法满足《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)的最新要求。本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。

核动力厂设计扩展工况的思考与建议

福岛核事故后,国际社会对核能发展提出了更高的安全要求,国际原子能机构(IAEA)基于福岛核事故的经验教训与研究成果,在其安全标准中引入设计扩展工况的概念,以进一步提高核动力厂的安全水平。本文根据国内外核能发展实际情况,结合我国核安全法规标准最新要求与制修订规划思路,对设计扩展工况的定义与内容进行思考并提出相关建议。

华龙一号LOCA叠加安喷失效设计扩展工况研究

为了满足最新的核电安全设计及分析要求,需要对核电厂的设计扩展工况进行研究,为其安全相关的系统设计提供依据和参考。文章采用最佳估算系统分析程序RELAP5和安全壳热工水力分析程序COPAT建立了华龙一号分析模型,对华龙一号一回路管道破口(LOCA)叠加所有安全壳喷淋系统失效设计扩展工况下的反应堆主回路系统和安全壳进行了耦合计算。计算结果表明:LOCA事故叠加所有安喷失效事故发生后,反应堆保护系统的自动操作和操纵员动作能够将事故带到稳定状态,整个事故过程中堆芯是安全的;非能动安全壳热量导出系统(PCS)的投入能够将安全壳压力、温度维持在可接受的水平,可有效防止安全壳的失效。

核动力厂物项安全分级与设计扩展工况物项质量要求

为核动力厂物项进行恰当的分级是保证核动力厂具有良好安全性能和经济性能的重要手段。随着安全要求的不断提高以及设计理念的不断发展,物项分级的理论和方法也得到了进一步的发展。核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对"超设计基准"事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求随之成为焦点探讨问题。根据国内外相关实践和我国对新建核动力厂提出的更高安全目标以及国际上相关进展,建议对我国相关法规标准进行相应修改,并提出了相关物项质量要求的建议。

“华龙一号”示范工程DCS系统设计

"华龙一号"示范工程是我国自主研发的三代核电机型,其控制系统采用全数字化仪控系统和先进控制室设计(简称DCS系统设计)。"华龙一号"首堆DCS系统设计符合国内以及国际上最新的法规、导则和标准的要求,吸收了国内多个数字化核电厂的建设和运行经验,并充分借鉴国际先进核电厂DCS系统设计理念。与二代加核电厂相比,"华龙一号"首堆工程DCS系统设计充分吸收了福岛核电厂事故后一系列的技术改进,提高了自动化控制水平,满足事故后30 min不干预的设计原则;提高了仪控设备的鉴定水平,满足0.3g地面最大加速度的抗震要求;提高了对设计扩展工况(包括严重事故工况)的防御能力,在发生严重事故且全厂断电工况下,仍能在72 h内为核电厂的严重事故缓解提供必要的监控手段。

先进轻水堆安全系统简化方案研究

本文研究了国内外工程经验、法规标准和用户要求,提出了一套简化先进轻水堆安全系统配置方案。这套安全系统采用非能动安全系统应对设计基准工况(DBC),采用能动安全系统应对设计扩展工况(DEC)。工程判断和分析表明,这套安全系统可以应对所有DBC和DEC,与现有“华龙一号”相比,安全性一定程度提升,经济性显著提升。

三代核电厂过滤排放系统功能定位分析

安全壳是包容核电厂放射性产物的最后一道屏障。二代改进型核电厂为应对安全壳超压威胁,保证安全壳的完整性,设置了安全壳过滤排放系统,有效降低了安全壳晚期超压风险。HAF102-2016《核动力厂设计安全规定》中增加了关于设计扩展工况的设计要求,核电厂纵深防御层次出现了新的变化。在纵深防御第四层次提出实际消除目标,要求可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事件序列被实际消除。基于新的设计要求,三代核电厂为应对设计扩展工况,设置了严重事故专用的预防和缓解措施,降低了安全壳超压风险,因此安全壳过滤排放系统的功能及定位需要重新分析和明确。通过分析三代核电厂安全系统的设计及超压风险,从实际消除目标及大量放射性释放安全目标论证的角度,分析得出三代核电厂安全壳过滤排放系统的功能定位。三代核电厂中,安全过滤排放系统主要用于应对剩余风险,不将其作为专设的设计扩展工况缓解措施。

新版HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》对核电厂混凝土结构设计影响的初步探讨

为进一步提高核电厂安全水平,2016年10月26日,国家核安全局发布了HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》。针对此次新版中增加的对核电厂混凝土结构设计有影响的"设计扩展工况"和"商用飞机撞击"两部分内容进行分析,并对相关核电厂混凝土结构设计标准的修订提出建议。

从多重故障角度探讨高放废液贮存系统DEC

设计扩展工况(DEC)分析是核电设施超设计基准事故分析的重要内容,目前后处理设施领域尚无这方面实践。以后处理设施高放废液贮存系统为研究示范对象,基于工程判断和确定论方法,从多重故障的角度识别DEC。研究结果表明:在高放废液贮存系统的29例工况中,14例不会造成放射性物质向外环境的超标释放,属于DEC;8例可能造成放射性物质向外环境的超标释放,如果混凝土浇筑层对废液具备包容功能、设备室具备泄爆或抗爆功能,则这8例工况不会对外环境造成超标释放,也可纳入DEC;剩余的7例会造成放射性物质向外环境的超标释放,应通过提高橙区过滤器间排风过滤、烟囱的设备可靠性,实现放射性气溶胶向外环境释放的量级不超过选址假想事故的释放水平。