核工业标准化研究所主要研究室

第一研究室 该室是由原来的反应堆工程标准化研究室和核仪器仪表标准化研究室调整组合而成。10年来,为军用核动力设施,核电厂的设计建造,工、农、医用核仪器,组织编制了军用核动力、核动力堆、脉冲堆、低温供热堆、高温气冷堆、试验快堆,核仪器仪表等方面的标准体系表,HAF系列法规、导则和技术文件,国家标准、国家军用标准和核行业标准近500项。完成标准化科研项目30多项。     

多模块高温气冷堆地震概率安全分析关键技术研究

高温气冷堆核电厂采取多个反应堆模块匹配1个汽轮机的设计方式,即1台高温气冷堆机组会包含多个反应堆模块,这使多个高温气冷堆模块在地震外部事件下存在明显的相关性,因此在利用概率风险分析方法来全面地识别和评价高温气冷堆的地震风险时,需要从机组的角度充分考虑和模化机组内多个反应堆模块间的相关性。高温气冷堆示范电站已完成了较为完整的单模块地震概率安全分析,本文将以该分析结果为基础梳理出高温气冷堆多模块地震概率安全分析的关键技术要素并进行研究,研究内容包括多模块事件序列建模和地震相关性失效评价等关键技术,并针对多模块高温气冷堆提出了应用策略。然后以双模块设计的高温气冷堆示范电站为对象,以地震导致丧失厂外电始发事件为代表,对多模块高温气冷堆地震概率安全分析进行了实例分析获得远低于概率安全目标的释放类频率,且分析得到了高温气冷堆多模块事件序列建模策略与地震相关性失效的评价路线可行这一重要结论。     

高温气冷堆地震丧失厂外电的风险评价

地震导致丧失厂外电是核电厂地震情况下的典型始发事件。本研究使用地震概率安全分析方法,以高温气冷堆为研究对象,得到其在地震丧失厂外电事故下的风险水平。研究范围包括分析地震导致丧失厂外电的事故发展情景分析,筛选地震设备清单并结合现场巡访进行调整,建立地震导致丧失厂外电的风险评价模型,并对超过高温气冷堆风险接受准则剂量（概率安全目标）的放射性释放的频率结果进行了间隔分析、割集分析和重要度分析。本文工作可为高温气冷堆的地震概率安全分析在方法实施、建模假设、过程分析等方面提供有益的参考。     

10MW高温气冷实验堆安全分析要素的定期安全审查

10 MW高温气冷实验堆(简称HTR-10)是我国第一座模块式高温气冷堆,由清华大学核能与新能源技术研究院(核研院)设计。按照我国核安全法规的要求,并经过国家核安全局的批准,核研院于2012年开始对10 MW高温气冷实验堆进行定期安全审查(简称PSR),安全分析是本次审查的重点安全要素之一。本文对安全分析要素审查的主要内容作了概述,并给出了核研院对本次审查的内部评价。     

物项安全分级中的几个重要问题探讨

本文基于核动力厂物项（包括构筑物、系统和部件）安全分级的目的和意义，结合HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》和IAEA导则文件SSG-30关于安全分级的要求，讨论了物项功能失效后果的分级原则，以及用于事故预防和缓解功能的物项在安全分级中的建议。此外，本文还分析了物项安全分级在核动力厂安全评价中的作用，探讨了不同级别物项的设计和建造要求的落实。     

模块式高温气冷堆的固有安全特性

通过对高温气冷堆安全特性的研究,简要分析了高温气冷堆阻止放射性释放的多重屏障、反应性瞬变的固有安全性、非能动的余热排出系统及其他安全特性,从而表明高温气冷堆具有固有安全性的特点。     

研究堆运行许可证有效期延续申请审查策略

生态环境部第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对核动力厂、研究堆和核燃料循环设施运行许可证件延续事项作出了新的规定。为推动我国研究堆老化管理标准体系建立,分析了我国研究堆延寿审查策略发展历程,结合高通量工程试验堆等研究堆运行许可证有效期延续申请审查工作中的几个关键问题,提出了以定期安全审查为主、重点依据老化管理并兼顾技术规格书审查及差异性审查的审查策略,研究成果为我国研究堆老化管理法规标准的建立提供了实践经验及理论指导依据。      

HTR-10安全负压通风系统的设计

由于高温气冷堆具有固有安全性，因此在高温气冷堆的设计中采用通风式包容体替代了密封承压式安全壳，在供暖，通风与空调（HVAC）系统中相应采用了安全负压通风系统，以保证包容体在正常工况或事故工况下都能满足与安全相关的一切功能，本文介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）安全负压通风系统的设计与评价。     

高温气冷堆控制棒驱动机构冷态落棒试验研究

高温气冷堆控制棒驱动机构是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备,具有固有安全特性,当断电后,控制棒能够靠重力快速下落实现停堆。为验证控制棒驱动机构的可靠性,必须对其进行设计分析和试验验证。本文建立了全尺寸的冷态试验台架,并采用1:1的控制棒驱动机构样机,对高温气冷堆控制棒驱动机构的落棒功能进行了验证和分析。进行多次全行程及不同高度的落棒实验,验证落棒过程的稳定性,测定控制棒在冷态条件下的落棒时间、落棒速度,试验结果满足规定的限值。对落棒过程进行分析,建立落棒运动方程式,进而得到控制棒运行速度的解析解。理论及试验的结果符合较好,均表明本文研究的控制棒驱动机构落棒可靠具有固有安全特性,为商用高温气冷堆中的实践应用提供了理论依据。     

MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展

MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。     

论解决核电安全问题的途径

从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。     

高温气冷堆燃料元件固有循环安全特性的研究

介绍了高温气冷堆TRISO型的包覆燃料颗粒及球形燃料元件的结构特点及其安全原理.高温气冷堆具有低功率密度特点和负温度反应性特点,其与球形燃料元件有安全循环关系,实现了高温气冷堆固有循环安全特性.     

高温气冷堆控制棒驱动机构冷态落棒试验研究

高温气冷堆控制棒驱动机构是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备,具有固有安全特性,当断电后,控制棒能够靠重力快速下落实现停堆。为验证控制棒驱动机构的可靠性,必须对其进行设计分析和试验验证。本文建立了全尺寸的冷态试验台架,并采用1:1的控制棒驱动机构样机,对高温气冷堆控制棒驱动机构的落棒功能进行了验证和分析。进行了多次全行程及不同高度的落棒实验,验证了落棒过程的稳定性,测定了控制棒在冷态条件下的落棒时间、落棒速度,试验结果满足规定的限值。对落棒过程进行了分析,建立了落棒运动方程式,进而得到了控制棒运行速度的解析解。理论及试验的结果符合较好,均表明本文研究的控制棒驱动机构落棒可靠具有固有安全特性,为商用高温气冷堆中的实践应用提供了理论依据。     

高温气冷堆用石墨材料的腐蚀实验与软件模拟

在高温气冷堆进水进空气事故下,空气和水蒸气会与堆内的石墨材料发生化学腐蚀反应,从而可能影响反应堆的安全。为研究高温气冷堆内石墨材料的氧化腐蚀特性,本文利用气相色谱法实验测量了IG-110石墨在不同温度和不同气体组分配比情况下的腐蚀速率及腐蚀产物,并利用THERMIX/REACT软件对整个石墨腐蚀过程进行了模拟。研究结果表明：反应温度对石墨腐蚀的影响最为显著,腐蚀速率随着温度的升高而增大,同时随着温度升高,CO与CO₂的含量比也逐渐增大。通过与实验结果对比分析,验证了THERMIX/REACT软件用于高温气冷堆安全分析的可靠性。     

高温气冷堆核电站在我国的商业化前景

分析了发展高温气冷堆核电站的必要性,介绍了高温气冷堆发电技术的特点、现状和我国高温气冷堆核电站示范工程的建设情况,提出了充分发挥高温气冷堆发电技术特点、进一步开发高温气冷堆核电站的设想,认为条件成熟情况下,高温气冷堆核电站将有很大的商业推广价值。     

核燃料后处理厂概率安全分析方法初探

本文参考IAEA相关导则和部分国外类似工厂PSA实践,结合目前已有的核动力厂PSA经验,介绍核燃料后处理厂概率安全分析的一般分析方法,并从方法上比较核动力厂与后处理厂概率安全分析的差异。     

美国高温气冷堆及其近期发展计划

简要地说明了美国高温气冷堆的发展过程,评价了美国已建成的高温气冷堆,介绍了美国目前正在实施的发展模块式高温气冷堆的三项计划。     

高温气冷堆在我国应用的预可行性研究摘要

本文概述了高温气冷堆在我国核能发展中的地位和作用,并对国内应用高温气冷堆的市场做了初步调查和分析,同时,做了小型高温气冷堆核电站 HTR100 型的初步适应性设计和经济估算。结果表明,在我国建造小型高温堆核电站在技术上是可行的。在一些地区,其发电成本可与同规模的煤电厂相接近。     

破前漏分析中泄漏率模型研究进展

破前漏（LBB）分析对商业核电站承压设备的安全分析至关重要,并有许多突出的优点。目前,LBB在高温气冷堆上的应用尚不成熟,而提出较为精确的破前漏泄漏率模型是破前漏思想能否在高温气冷堆上得以应用的关键。文章主要概述目前各国破前漏分析中泄漏率模型方面的研究进展。通过分析各个泄漏率模型的基本假设,理论分析、计算流体力学分析、实验验证及应用实例,分析各模型的优缺点,理清各因素对泄漏率的影响,并筛选可能应用到高温气冷堆破前漏分析泄漏率模型中的合理部分,为后期高温气冷堆破前漏泄漏率模型研究提供建议。     

高温气冷堆HTR-PM安全审评中有关燃料最高温度的考虑

高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,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.由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战.本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨.