新堆型核电机组初步安全分析报告审评重要问题研究

新堆型核电机组初步安全分析报告审评重要问题研究

苏伟陈少伟

苏伟陈少伟

福建福清核电有限公司福建福清350318

摘要：新堆型初步安全分析报告核安全审评的顺利进行，有力地推动了建造许可证的获得及新堆型的建设。本文回顾了初步安全分析报告的审评过程，对审评过程中几个重要的问题进行总结分析，对“华龙一号”执照申领领域进行经验总结。

关键词：初步安全分析报告；审评；重要问题

1前言

安全分析报告是指核设施营运单位为申请核安全许可证件而向国家核安全监管机构提交的论述该核设施安全性能及确保核安全、保障工作人员和公众健康、保护环境措施的技术文件。安全分析报告作为新堆型核电机组的安全建设有着重要的意义，其顺利通过审评对新堆型的顺利开工打下坚实的基础。

本文对国内某新建核电机组初步安全分析报告的重点关注问题进行简要地介绍，并对审评过程中经验进行了总结，为后续最终安全分析报告的审评提供参考。

2初步安全分析报告审评重要问题

在审评过程中，营运单位针对审评方主要关注的安全设计准则和遵守的标准规范、针对堆内构件的类型及要求、非能动安全壳热量导出系统的隔离及分析、堆芯入口流量分配试验、安全分析软件适用性等方面的问题进行分析和回答，对仍需验证的问题承诺将继续开展工作，审评工作获得了顺利通过。

2.1堆内构件的类型及要求

新堆型反应堆堆内构件划分为非原型II类，进行比例模型试验，并计划将对该电厂的堆内构件进行流致振动现场实测。在审评过程中审评专家认为堆内构件应定为原型，并按照原型类开展相关工作。

营运单位一方面进行补充实验对反应堆堆内构件划分为非原型寻找依据，通过新堆型与M310机组反应堆结构布置、纵向结构和尺寸等方面进行对比，发现在燃料组件及吊篮筒体内径等方面虽存在差异，但布置原则是相同的，且新堆型堆内构件已完成比例模型试验，试验结果表明堆内结构在流致振动方面是安全的。另一方面，在对话会上与审评专家进行沟通后，在充分研读相关法律法规前提下，充分调研国内外其他核电厂在堆内构件划分上的良好实践，承诺将进一步调研AP1000机组堆内构件流致振动现场实测，并按照RG1.20原型进行实施方案准备。回答单获得了审评专家的认可。

2.2非能动安全壳热量导出系统（PCS）的隔离及分析

新堆型安全壳内设置了非能动安全壳导热系统，用于超设计基准事故下安全壳热量导出。新堆型PCS系统的设计中，安全壳内PCS系统传热管已成为安全壳边界的延伸部分。然而，为实现良好的传热效率，PCS换热器壁厚较小，有可能成为安全壳的薄弱环节，可能因受到诸如飞射物、喷射流、以及氢气局部燃烧动力载荷的冲击而失效。

营运单位分析了新堆型在该系统设计上与M310机组设计上的优劣。PCS系统上升管段在安全壳外设置一道隔离阀，且该隔离阀在反应堆正常运行条件下保持开启状态，在PCS上升管道的壳外管段附近设置有辐射监测仪，在探测到放射性后，关闭该系列的安全壳隔离阀。PCS系统电动隔离阀设置有手轮，如果接收信号无法关闭，可由现场操作员手动关闭阀门。同时，为了确保事故工况下安全壳包容功能，营运单位提出在贯穿安全壳的管道外侧增加一道手动闸阀作为第二道隔离措施并对安全壳内PCS换热器采取一定的防护措施，并承诺于后续提供初步的设计方案，且在将要开展的PCS系统安全壳综合试验中开展PCS换热器防护措施的研究。该处理方式获得了审评方的认可。

2.3堆芯入口流量分配试验

新堆型设计中采用了应对严重事故下的熔融物压力容器内滞留策略，因此，将中子测量由压力容器底部移到了顶部，从而使得其下部堆内构件相对于CNP1000设计发生了变化，取消了下部堆内构件的仪表套管组件，大格架板和小格架板的形式也发生了变化，新堆型堆芯入口流量分布没有进行相关试验验证，而是采用CNP1000的试验结果。审评方提出设计上的变化仅依赖于CNP1000试验结果或CFD计算是不充分的，CFD在核工业相关问题的研究中使用仅停留在研究阶段，可靠性受到用户效应制约，存在很大不确定性，因此要求营运单位补充相关试验。

营运单位认同了新堆型下腔室结构与CNP1000存在差异的意见，并采用CFD分析技术对两种结构的下腔室流量分配进行了评价研究。针对CFD分析技术，核动力院CFD分析技术上的方面拥有丰富的计算经验和技术积累，曾开展过EPR试验模型的CFD计算验证工作，计算结果和试验结果基本一致，针对CNP1000试验模型的CFD模拟验证工作的结果也和试验结果基本一致，通过对比新堆型和CNP1000的CFD计算结果，认为CNP1000的试验结果适用于新堆型。在与审评方多轮对话后，营运单位承诺进一步调研CFD方法在核工程中的应用情况，最后获得了审评方的认同。

2.4安全分析软件适用性

新堆型设计相对于M310机组，堆芯设计、专设安全设施等都发生了很大变化，审评方要求梳理在事故分析中新的设计有哪些重要的现象，这些现象是如何被识别和分级的，对于这些重要现象是如何被已有试验或者计划开展的试验进行验证的，包括试验装置与相关的比例分析。

在收到审评意见后，营运单位梳理了新的设计中的重要现象，总结了新设计中对非LOCA事故、大LOCA事故及中小LOCA事故的分析。在非LOCA事件分析中，通过程序分析，发现事故现象和二代加压水堆事故现象及应对措施无特殊之处。，通过程序对大LOCA事件分析和中小LOCA事故进行分析，已通过重要现象清理。在比例分析方面，通过选取适用的试验装置及试验数据对程序进行验证，这些程序己应用于目前国内运行的三环路压水堆核电站的事故分析，虽然新堆型在设计中进行了改进，但使用的上述程序等均能合理模拟相关的事故现象，原有的比例分析结论是适用的。

同时，在对话会的交流当中，我们意识到在新的设计中评价程序适用性应考虑重要现象的分析结果从而证明程序的适用性，采用DRM/CATHARE分析方法的LB-LOCA结果需要进一步证明其具有法规要求的95/95保守性，为了有效推动审评的顺利进行，营运单位承诺后续提供PIRT表(现象识别和排序表)，并在后续阶段确定下一步工作，包括是否进行试验验证，最后获得了审评方的接受。

3小结

通过对新堆型初步安全分析报告中重要审评问题中审评者对申请者提交资料的审评及申请者对审评意见的回答进行梳理，总结起来有以下几点经验。

（1）审评的顺利进行是和营运单位及协作单位与国家核安全局相关方面的相互理解是分不开的，在审评过程中，营运单位重视核安全，积极落实法律法规及监管部门的要求，组织相关单位以高度重视、公开透明、积极配合的态度配合核安全局的审评工作。

（2）营运单位及协作单位以安全第一，质量第一为原则，以负责任的态度对待此次审评工作，组织了一批经验丰富、积极负责、工作细致的专家参与此次审评工作，保证了审评工作的顺利进行。

（3）审评双方对提出的问题进行充分沟通，申请者了解审评者意见中法律法规依据以及支持观点的相关资料，研判双方的分歧点，针对分歧点就缩小分歧制定相应工作计划，并积极与审评者进行沟通，对双方分歧较大的地方，以安全第一的原则承诺后期继续开展相关试验，推动审评工作的顺利进行。

（4）在审评工作任务重、审评时间短的条件下，在充分调研的条件下，合理安排审评对话会。在营运单位有充足的时间准备回答内容、审评者由充足的时间阅读回答内容的条件下，经过与双方沟通，在一定的时间内尽量多地召开对话会，促进双方沟通，促进审评问题的解决。