【正文】 項(xiàng)相關(guān)準(zhǔn)則v 提出 ： 意大利、瑞典的安全目標(biāo)– 對(duì)核電廠事故設(shè)定一個(gè)放射性物質(zhì)釋放總量的限值，而不管這些事故的發(fā)生概率大小。– 在 95％置信度下嚴(yán)重事故工況下核電廠向環(huán)境釋放的 放射性物質(zhì)總量 ，除惰性氣體外，不應(yīng)超過堆芯放射性 總裝量的 ％ 。v 核設(shè)備安全分級(jí)通用設(shè)計(jì)準(zhǔn)則v 與核電廠有關(guān)的設(shè)計(jì)建造還有專門的準(zhǔn)則、標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)則。v 美國(guó) 60年代按縱深防御原則提出的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，是各國(guó)準(zhǔn)則的基礎(chǔ)。v 美國(guó)相關(guān)核電的法規(guī)中包括有 “通用設(shè)計(jì)準(zhǔn)則(GDC)”， 定性地描述了基本安全要求。 組 別 準(zhǔn)則數(shù) 內(nèi) 容I 5 質(zhì)量保證和防御外部事件的總要求II 10 多道裂變產(chǎn)物屏障保護(hù)及固有安全、安全裕量、儀表與控制要求III 10 保護(hù)系統(tǒng)和反應(yīng)性控制系統(tǒng)，其功能與容量要求，冗余、多樣、可靠性及可試驗(yàn)性要求IV 17 流體系統(tǒng)。堆補(bǔ)水、余熱排出、應(yīng)急堆芯冷卻、安全殼噴淋與冷卻劑最終熱阱系統(tǒng)的要求V 8 反應(yīng)堆安全殼。換料與廢物處置過程中輻射防護(hù)與放射性控制的要求，以及放射性釋放檢測(cè)的要求美國(guó)相關(guān)核電的法規(guī)中包括有 “通用設(shè)計(jì)準(zhǔn)則 (GDC)”核設(shè)備安全分級(jí)表 安全級(jí) 說明與用途1 安全殼內(nèi)反應(yīng)堆，直接承壓的系統(tǒng)和系統(tǒng)部件2 安全停堆、應(yīng)急堆芯冷卻、余熱排出、安全殼功能和乏燃料貯存所要求的系統(tǒng)和系統(tǒng)部件3 安全 2級(jí)的支持系統(tǒng)，以及放射性廢物處理及乏燃料冷卻系統(tǒng)4 不直接具備安全功能與安全 l～ 3級(jí)設(shè)備相連或受其印象的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設(shè)備質(zhì)量保證 核電廠安全設(shè)計(jì)原則的改進(jìn)l 《 新建核電廠設(shè)計(jì)中幾個(gè)重要安全問題的技術(shù)政策》 ,2023l 《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定 》 HAF102,2023核電廠安全設(shè)計(jì)原則的改進(jìn)v 嚴(yán)重事故管理v 概率安全分析方法的應(yīng)用v 核電廠設(shè)計(jì)管理v 經(jīng)驗(yàn)證的工程實(shí)踐 v 采用計(jì)算機(jī)的控制和保護(hù)系統(tǒng) 如果這些修改合理可行，就應(yīng)該 付諸實(shí)施v 應(yīng)考慮核電廠的 全部設(shè)計(jì)能力 ，包括可能在 超出規(guī)定的功能和預(yù)期的運(yùn)行工況 下使用某些系統(tǒng)（安全系統(tǒng)和非安全系統(tǒng)），和使用附加的 臨時(shí)系統(tǒng) ，使嚴(yán)重事故返回到 受控狀態(tài)或減輕 它們的后果。v 概率安全分析是目的– 確認(rèn)核電廠有一個(gè)平衡的設(shè)計(jì)，以保證 某個(gè)設(shè)施或始發(fā)事件 對(duì)核電廠 總的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn) 不會(huì)過大，或有顯著的不確定性；– 確認(rèn)核電廠參數(shù)小的 偏離 不會(huì)導(dǎo)致核電廠性能 嚴(yán)重異常– 提供 嚴(yán)重堆芯損壞概率 的評(píng)價(jià)和需要場(chǎng) 外早期響應(yīng)的大量放射性釋放 的風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)，以確認(rèn)與 概率安全目標(biāo) 的一致性– 提供 外部災(zāi)害事件 發(fā)生概率及其后果的評(píng)價(jià)– 確認(rèn)通過系統(tǒng)設(shè)計(jì)的 改進(jìn) 或運(yùn)行規(guī)程的 修改 能夠 降低嚴(yán)重事故 發(fā)生頻度和減輕其后果– 評(píng)價(jià)核電廠 應(yīng)急規(guī)程 的充分性v 要求– 在不同的設(shè)計(jì)階段，和為了不同的目的，可以 分步完成 概率安全分析工作，如? 概念設(shè)計(jì)階段 可以完成 簡(jiǎn)化的 概率安全分析? 工程設(shè)計(jì)階段 則完成 完整的 概率安全分析《新建核電廠設(shè)計(jì)中幾個(gè)重要安全問題的技術(shù)政策》 ,2023核電廠設(shè)計(jì)管理v 核電廠設(shè)計(jì)管理的目的– 保證安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件 具有適當(dāng)?shù)男阅堋⒓夹g(shù)規(guī)格和材料成分 ，以保證它們的安全功能和核電廠安全運(yùn)行– 保證 能夠滿足營(yíng)運(yùn)單位的要求 ，并切實(shí)考慮了運(yùn)行核電廠 人員的能力和限制v 對(duì)設(shè)計(jì)單位內(nèi)部管理的要求– 設(shè)計(jì)單位應(yīng)保證各級(jí)人員受過適當(dāng)?shù)?培訓(xùn) ，具有 合格 的 技術(shù)水平– 在設(shè)計(jì)的各個(gè)部門之間，及與用戶、供貨商、建造者和合同商之間，都建立了 良好的接口– 制定并嚴(yán)格執(zhí)行了 有效的程序 ，來 審查、校核和批準(zhǔn) 所有的安全 相關(guān)設(shè)計(jì)– 建立了良好的 安全文化v 設(shè)計(jì)單位與核電廠之間的關(guān)系– 設(shè)計(jì)單位應(yīng)提供足夠的 設(shè)計(jì)信息 ，以保證核電廠的安全運(yùn)行、維護(hù)，并允許以后可能的設(shè)計(jì)修改– 設(shè)計(jì)單位也應(yīng)推薦將 納入核電廠管理 和 運(yùn)行規(guī)程 (如運(yùn)行限值和條件等 )的實(shí)踐v 對(duì)設(shè)計(jì)方法的要求– 設(shè)計(jì)管理應(yīng)在 確定論方法 的基礎(chǔ)上考慮 概率安全分析 的結(jié)果– 保證設(shè)計(jì)是經(jīng)過 反復(fù)迭代、不斷完善 的過程– 切實(shí)考慮了事故的 預(yù)防和緩解v 對(duì)設(shè)計(jì)可靠性的要求– 設(shè)計(jì)管理應(yīng)該保證充分采用了合理的 設(shè)計(jì)措施 ，充分吸取了 運(yùn)行、退役的實(shí)踐經(jīng)驗(yàn) ，所產(chǎn)生的放射性物質(zhì)的活度和體積都盡可能小v 對(duì)設(shè)計(jì)審查的要求– 營(yíng)運(yùn)單位在將設(shè)計(jì)提交核安全當(dāng)局審查前，應(yīng)保證安全評(píng)價(jià)已經(jīng)過 獨(dú)立于設(shè)計(jì) 的人員或單位的 驗(yàn)證 《新建核電廠設(shè)計(jì)中幾個(gè)重要安全問題的技術(shù)政策》 ,2023主控室人機(jī)接口 《新建核電廠設(shè)計(jì)中幾個(gè)重要安全問題的技術(shù)政策》 ,2023采用計(jì)算機(jī)的控制和保護(hù)系統(tǒng)v 硬件和軟件可靠性要求– 若 安全重要系統(tǒng) 的功能與所采用的計(jì)算機(jī)系統(tǒng)的可靠性有關(guān)，? 應(yīng)制定開發(fā)和試驗(yàn)計(jì)算機(jī)硬件和軟件的 相應(yīng)標(biāo)準(zhǔn)? 在系統(tǒng)的 整個(gè)壽期 ，特別是軟件開發(fā)的 全過程中加以實(shí)施– 整個(gè)開發(fā)過程應(yīng)當(dāng)有適當(dāng)?shù)?質(zhì)量保證大綱– 采用計(jì)算機(jī)的系統(tǒng)的可靠性應(yīng) 與安全重要系統(tǒng) 的可靠性要求相適應(yīng)– 應(yīng)使用 相互補(bǔ)充 的 開發(fā)手段 (包括分析和試驗(yàn) )和 驗(yàn)證手段 來確認(rèn)達(dá)到了所要求的 可靠性v 硬件和軟件的質(zhì)量和審查要求– 當(dāng)采用計(jì)算機(jī)的系統(tǒng)應(yīng)用于 保護(hù)系統(tǒng) 中時(shí)，應(yīng)使用 最高質(zhì)量和實(shí)踐效果最好 的硬件和軟件。– 為了確認(rèn)采用計(jì)算機(jī)系統(tǒng)的可靠性，應(yīng)由 獨(dú)立于 設(shè)計(jì)者和供貨商的專家進(jìn)行審查 informedinspection美國(guó) 80％的機(jī)組都要申請(qǐng)延壽– 延壽后的發(fā)電成本可降低到 /kWh第三代核電機(jī)組的技術(shù)要求v 第三代核電機(jī)組的基本要求– 滿足 《 用戶要求文件 》 （ URD）或者 EUR文件為設(shè)計(jì)要求– 具有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故措施– 經(jīng)濟(jì)上能與天然氣機(jī)組相競(jìng)爭(zhēng)的核電機(jī)組及其反應(yīng)堆– 如 AP1000、 EPR、 SBWR 等v 第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)原則– 在第二代核電機(jī)組已積累的技術(shù)儲(chǔ)備和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，針對(duì)其不足之處，進(jìn)一步采用經(jīng)過 開發(fā)驗(yàn)證可行 的新技術(shù)– 顯著改善其安全性和經(jīng)濟(jì)性，滿足 URD文件或 NUSS建議法規(guī)的要求– 同時(shí)，應(yīng)能在 v 安全性滿足 URD文件要求 年– 大量放射性釋放到環(huán)境的事故概率 ≤106堆 核燃料熱工安全余量 ≥15％v 經(jīng)濟(jì)性能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競(jìng)爭(zhēng)– 機(jī)組可利用率 ≥v 采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)– 利用物質(zhì)的重力，流體的對(duì)流，擴(kuò)散等天然原理，設(shè)計(jì)不需要專設(shè)動(dòng)力源驅(qū)動(dòng)的安全系統(tǒng)，以適應(yīng)在應(yīng)急情況下冷卻和帶走堆芯余熱的需要– 系統(tǒng)簡(jiǎn)化，設(shè)備減少，又提高了安全度和經(jīng)濟(jì)性v 單機(jī)容量大型化– 美國(guó)西屋公司 AP1000型機(jī)組為 100萬千瓦電功率– 法國(guó) EPR機(jī)組為 150萬～ 170萬千瓦電功率– 日本三菱正在設(shè)計(jì) 170萬千瓦 NP21型壓水堆核電機(jī)組– 俄羅斯正在設(shè)計(jì) 150萬千瓦的 WWER型第三代核電機(jī)組– 日本東芝和日立正在設(shè)計(jì) 170萬千瓦沸水堆 CP1300兩環(huán)路– 每環(huán)一臺(tái)蒸汽發(fā)生器和兩臺(tái)主泵? 日本三菱的 NP21，歐洲的 ERP和俄羅斯的 WWER1500四環(huán)路– 每環(huán)一臺(tái)蒸汽發(fā)生器和一臺(tái)主泵v 采用全范圍數(shù)字化控制系統(tǒng)– 顯著提高可靠性– 改善人因工程– 避免誤操作v 施工建設(shè)模塊化以縮短工期– 縮短工期有效辦法之一– 改變傳統(tǒng)