国家核安全局关于印发《＜球床模块式高温气冷堆核电站(HTR－PM)设计准则＞(送审稿)专家审查会会议纪要》的函
【法规类别】核安全管理
【发文字号】国核安办[2006]173号 【发布部门】国家核安全局 【发布日期】2006.12.25 【实施日期】2006.12.25 【时效性】现行有效
【效力级别】部门规范性文件
国家核安全局关于印发《＜球床模块式高温气冷堆核电站（HTR－PM）设计准则＞（送审
稿）专家审查会会议纪要》的函 （国核安办〔2006〕173号）
清华大学核能技术设计研究院，国家环保总局核与辐射安全中心，苏州核安全中心： 2006年12月19日至20日，我局在北京组织召开了《球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）设计准则》（送审稿）专家审查会，现将会议纪要印发给你们，请按纪要要求做好相关工作。 附件：1.会议纪要 2.专家名单 3.参会人员名单 1 / 3
二○○六年十二月二十五日
附件一：
《球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）设计准则》（送审稿）专家审查会会议纪要
2006年12月19日至20日，国家核安全局在北京组织召开了《球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）设计准则》（以下简称《设计准则》）（送审稿）专家审查会。来自中国核工业集团公司、国家核电技术公司筹备组、中国核动力研究设计院、中核能源科技有限公司、国家环保总局核与辐射安全中心、苏州核安全中心的专家参加了审查会。编制单位清华大学核能技术设计研究院的有关专家列席了会议。（参会人员名单附后） 会议听取了《设计准则》编制单位和审评单位的汇报。重点围绕审评意见中提到的25个问题和征求意见稿反馈的问题进行了认真、深入的讨论，主要意见如下：
1. 核承压设备的设计和采购可以主要遵守ASME规范。如果采用不同的标准或规范，则需论证没有降低安全要求，并注意不同标准体系的接口相容性。
2. 设计者需根据高温气冷堆的技术特点进行PSA分析。对于外部事件PSA，可以先做简化地震PSA分析，暂不考虑火灾和洪水等其它外部事件的PSA分析。
3. 关于严重事故的分析应充分结合模块式高温气冷堆的安全特性。燃料最高温度不超过安全限值是高温气冷堆确定论分析的判断标准。在设计基准事故和超设计基准事故分析的基础上，设计者与安全当局可协商选择特定的、发生概率更低的事故序列进行分析。 4. 所用安全分析软件需进行验证与确认。HTR-PM安全分析软件主要引进自德国，德国已经做了大量验证，并在HTR-10上进行了验证。设计者还应针对HTR-PM进一步做验证工作。 2 / 3
5. 现有球床和柱状高温气冷堆上均难以进行堆芯功率分布测量。因此需确保设计有足够
的安全裕度。
6. 应仔细考虑停堆裕度和反应性抑制有效性问题。
7. 从球床高温气冷堆堆芯的特点看，流道堵塞不是一个严重的问题。 8. 需提供燃料元件单球功率设计限值的依据。
9. 建议机械承压设备的安全级别分为三级，即安全1级、安全2级、安全3级。 10. 爆破膜爆破动作后，关闭隔离阀，包容体仍具有包容功能，能建立负压通风环境。 11. 余热排出系统的设计容量应具有足够的安全裕度。对于余热排出系统的外部事件防范，应在今后的设计中进一步考虑。
12. 控制棒系统定义为第一停堆系统，而吸收球系统定义为第二停堆系统。控制棒与吸收球系统采用两路不同的电源系统供电。
13. 应对氦气管道作为高能管道进行分析，并补充LBB的分析。如果某一假想破裂导致了飞射物的产生，则进行飞射物效应的评定。
14. 对于反应堆压力容器，应将强度试验次数计入疲劳分析中。
15. 尽量将三大壳体作为一个整体进行分析。对于热气导管壳体，需做LBB分析。 16. 在选取热气导管壳体材料时，对材料的冲击韧性予以重视，以满足LBB分析的要求。
17. 关于蒸汽发生器在役检查问题，需在初步安全分析报告中详细论证实现方案。 18. 因主氦风机本身不是安全级设备，可按抗震II类设计，不需要考虑安全停堆载荷（SSE）。
19. 对于石墨堆内构件应力循环不超过105可不进行疲劳分析的准则，需提供有关的依据或更
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