科技报告-核电厂物项安全分级问题 - 核与辐射安全中心.docx

PAGE IV 报告编号：[400883164-2010Z10] 使用范围： 公开 科 技 报 告 报 告 名 称： 核电厂物项安全分级问题 支 持 渠 道： 国家科技重大专项 编 制 单 位： 环境保护部核与辐射安全中心 编 制 时 间： 2015年09月25日 科技报告基本信息表 1.报告名称 中文： 核电厂物项安全分级问题 英文： Safety Classification of Nuclear Power Plant SSCs 2.报告作者及单位 中文： 孙造占,环境保护部核与辐射安全中心 黄炳臣,环境保护部核与辐射安全中心 王忠秋,环境保护部核与辐射安全中心 路燕,环境保护部核与辐射安全中心 张云波,环境保护部核与辐射安全中心 英文： Zaozhan SUN,Nuclear and Radiation Safety Center/MEP Bingchen HUANG,Nuclear and Radiation Safety Center/MEP Zhongqiu WANG,Nuclear and Radiation Safety Center/MEP Yan LU,Nuclear and Radiation Safety Center/MEP Yunbao ZHANG,Nuclear and Radiation Safety Center/MEP 3. 使用范围 公开 4.编制时间 2015年09月25日 5.报告编号 400883164-2010Z10 6.备注 本报告是国家重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”之课题10“CAP1400安全评审技术及独立验证试验”的子课题10“安全分级问题的研究”的科技报告。 7.摘要 中文： 在国内外的核安全监管中，安全分级问题历来是全局性的至关重要的问题，它既影响核设施的安全性，同样也严重影响核能发展的成本和代价，是行业发展部门与核安全监管部门达成共识的基础，也是保证核能事业安全、高效发展的重要条件之一。 经过核能事业几十年来的发展，核设施及设备的设计、制造技术以及安全监管的理念和手段都发生了很大变化，与之相应的安全分级理论和方法也出现了各种各样的探索与发展。为保证国家重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”的顺利实施，必须同步开展相应的先进监管技术的研究。本项目是重大专项子课题“CAP1400安全监管技术及独立验证试验”的组成部分，对于寻求与CAP1400的设计与制造等相适应的、先进的安全分级理论和方法，进而从基础上推动和促进我国大型先进压水堆技术的发展，尽早实现自主化等，具有非常重要的意义。 子课题目标是建立一个适用于CAP1400型核电站的、兼顾经济性和安全性的先进的核动力厂物项安全分级文件体系，促进大型先进压水堆重大专项的顺利实施，并可替代我国目前沿用的尚不很完善的安全分级文件体系。 通过文献调研以及必要的国际交流（核安全监管机构之间），分析、比较、评价了目前国内外用于核设施系统、设备、构筑物等安全分级有关的理念和理论；通过与CAP1400型核电站设计单位的合作，分析、评价了CAP1400型核电站系统、设备、构筑物的安全分级的合理性，找出存在的不足及其产生原因；通过跟踪、消化国际上有关核电厂物项（指系统、设备、构筑物）安全分级理论、方法和标准的最新进展，结合国情，对我国已经存在的相关安全导则和国家标准提出修订、整合、完善的建议，并形成了比较完善的、适合于我国国情和CAP1400型核电站的有关安全分级的安全导则和国家标准建议稿。 本项目的成果形式包括了分析总结以往文献和实践的技术报告、表达观点和普及知识的著作论文（包括译文）、以及对现有导则和标准的修订建议稿。此外，为了使建议的导则和标准得到更好的落实，本项目还新编制了超出以往规范标准覆盖范围的适用于严重事故工况设备的质量标准文件（报批稿）。 著作和论文对国内外现有的分级理论和方法进行了系统地整理与完善，从而为形成适合于我国国情的、先进的压水堆型核电站的有关安全分级的规范标准和技术导则等奠定了坚实的基础。 建议的安全导则和国家标准修订稿合理吸纳了国际原子能机构最新发布的“核动力厂构筑物、系统和部件（SSCs）的安全分级”（SSG-30—2014）和美国核协会和国家标准学会发布的“轻水反应堆安全和承压完整性分级准则”（ANSI/ANS 58.14—2011）。通过在石岛湾示范工程和防城港3、4号机组的初步应用，经分析认为，新的分级文件体系经完善后，能够很好地用于指导我国自主设计、建造新一代的核电厂。 建议补充制订的环境保护标准“严重事故工况下设备可用性论证要求”，为相关法规要求的落实提供了量化的指导，也为新建议的分级体系中“设计扩