生产堆设计

附件一：医用同位素生产堆（MIPR）设计准则（征求意见稿）国家核安全局二OO七年十月I目录医用同位素生产堆（MIPR）安全设计准则……………………………………………1医用同位素生产堆（MIPR）运行及事故工况分类准则……………………………...5医用同位素生产堆（MIPR）系统、部件和构筑物的安全功能和分级准则…………7医用同位素生产堆（MIPR）事故分析准则…………………………………………….16医用同位素生产堆（MIPR）燃料溶液设计准则………………………………………20医用同位素生产堆（MIPR）核设计准则………………………………………………25医用同位素生产堆（MIPR）热工水力设计准则………………………………………28医用同位素生产堆（MIPR）反应堆容器及堆内构件结构设计准则…………………30医用同位素生产堆（MIPR）反应堆水池设计准则……………………………………34医用同位素生产堆（MIPR）料液输送和放射性同位素提取系统设计准则…………36医用同位素生产堆（MIPR）放射性生产线设计准则…………………………………40医用同位素生产堆（MIPR）气回路系统设计准则……………………………………43医用同位素生产堆（MIPR）堆顶小室及堆厂房功能设计准则………………………48医用同位素生产堆（MIPR）辐射监测系统设计准则…………………………………51医用同位素生产堆（MIPR）通风与空气净化系统设计准则…………………………55医用同位素生产堆（MIPR）燃料贮存设施设计准则…………………………………61医用同位素生产堆（MIPR）燃料溶液配制设计准则…………………………………64医用同位素生产堆（MIPR）燃料溶液纯化处理系统设计……………………………681医用同位素生产堆（MIPR）安全设计准则1主题内容和适用范围本准则规定了MIPR工程设计应满足的安全要求，主要强调的是MIPR设计中应满足的总的要求。本准则适用于MIPR工程设计。2引用文件HAF201研究堆设计安全规定HAF.J0002含有有限量放射性物质核设施的抗震设计HAF.J0005研究堆厂址选择GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准HAD002/03核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平3术语和定义3.1溶液堆利用含有一定富集度235U的盐的水溶液作燃料的均匀性反应堆。4安全目标4.1总的核安全目标：在MIPR中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护工作人员、公众和环境免受辐射照射的危害。4.2总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持：a)辐射防护目标：保证在所有运行状态下，厂区环境内辐射或由于任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定的限值，并保持在合理可行尽量低的水平；保证减轻任何事故的放射性后果；即使发生最大假想事故，对厂区边界处的公众也不会造成超过规定限值的辐照影响。b)技术安全目标：采取一切合理可行的措施防止事故，并在一旦发生事故时要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；并保证有严重放射性后果的事故发生概率极低。4.3为了实现上述安全目标，在设计时，要进行全面的安全分析，安全分析应考察以下内容：a)正常运行；b)预计运行事件；c)事故工况。4.4在分析上述内容时，应考虑诸如设备故障、人为差错、火灾、爆炸等可能发生的内部事件及地震、洪水和狂风等可信的自然事件和外部人为事件。4.5在分析基础上，确定工程设计抵御事故的能力，验证安全系统和安全有关物项或系统的有效性。25纵深防御5.1MIPR工程设计应贯彻纵深防御的原则，提供多层次的保护，以防止放射性物质的释放。纵深防御概念应用于设计有两个方面：多层次防御及多道实体屏障。5.2多层次防御5.2.1采用保守的设计裕量，执行质保大纲。5.2.2提供多种手段，确保下列基本安全功能：a)在所有运行状态或事故工况下，均能停堆并使之保持在安全停堆状态；b)足以排除停堆后(包括事故工况停堆后)堆芯余热；c)包容放射性物质，尽量减少向环境的释放。5.2.3利用设备及管理程序，以实现下列要求：a)防止偏离正常运行状态；b)防止可能导致事故工况的预计运行事件；c)控制事故进展，缓解事故后果。5.2.4制定厂内应急计划（对于MIPR，不考虑厂外应急）。5.3多道实体屏障设置多道实体屏障，实现放射性密封包容，防止燃料溶液和其他放射性物质释放。对于MIPR，包括以下三道实体屏障：堆芯容器与气回路构成一次包容（不包括燃料溶液纯化和同位素提取系统）、包容气回路的堆顶密封小室与堆水池构成二次包容；堆水池外空间与密封厂房构成三次包容。6安全设计原则MIPR工程应遵守以下安全设计原则，这些原则是核设计、热工水力设计、堆本体和回路系统等设计应遵守的原则：a)具有两套停堆系统，控制棒停堆系统和堆芯燃料溶掖排出系统。其中控制棒停堆系统具有紧急停堆能力，即使一根最大价值棒卡在堆外，也能使反应堆进入冷停堆状态，并保持足够的停堆深度。b)在任何情况下，防止堆芯加入不可接受的正反应性；c)反应堆具有适当的负的温度和空泡反应性系数；d)在冷却剂系统失效状态下，能使反应堆自动降功率，堆功率降至与自然散热相平衡，反应堆燃料溶液温度仍低于溶液饱和温度，堆处于安全状态；e)堆芯料液在进水稀释条件下引入负反应性，而蒸发浓缩时，开始引入少量正反应性（引入量不应导致反应堆短周期事故），随后进一步浓缩引入负反应性；f)利用堆容器壁向水池传热，达到可靠的余热导出；g)设计有可靠的除氢装置，使堆芯容器及气回路气体中氢气浓度低于安全限值；h)保持堆芯溶液的酸度，以防止溶液沉淀；i)在任何事故下堆芯变形不允许超过设计限值；3j)反应堆堆芯气腔及气回路运行压力低于堆顶小室内气体压力，应考虑堆芯氮气的产生，以维持堆芯气压稳定在规定的范围；k)燃料溶液中同位素提取在停堆状态下进行；l)有燃料溶液纯化设施，定期停堆纯化燃料溶液中部分裂变产物；m)执行安全功能的系统、部件和构筑物都应设计可靠，设计应考虑多重性、多样性、独立性和故障安全原则，并对支撑安全设备的辅助设施作相应的考虑；n)能有效包容放射性物质，包容结构要有预防损坏措施，并有监测放射性泄漏的手段，设计有有效的辐射防护措施；o)堆容器可整体更换。7设计安全管理7.1设计中应充分考虑、吸取和利用国外同类堆设计和运行经验，尤其是硝酸溶液堆的经验。7.2工程验证7.2.1安全重要系统、部件和构筑物应按照经批准的规范和标准进行设计并对其适用性、恰当性和充分性进行鉴别和评价。7.2.2当引入未经验证的系统、工艺及设备时，应借助于支持性研究或通过台架运行试验来证明其安全性是合适的。7.2.3选择设备时应考虑到误动作和不安全的故障模式，应优先选择具有可预见的和已揭示故障模式的且便于修理或更换的设备。7.3质量保证7.3.1应制定和实施设计的管理、执行和评价的总体安排的质量保证大纲。这个大纲应由每个系统、部件和构筑物的更详细计划来支持以便始终保证设计质量；7.3.2设计包括后来的变更或安全的改进，应按照例行的工程规范和标准所确定的程序进行，并应体现适用的要求和设计基准。应确定和控制设计接口；7.3.3设计（包括设计手段和设计输入与输出）是否恰当应由原先从事此工作的人员以外的个人或团体进行验证或核实。验证确证和批准应在作详细设计之前完成。7.4老化管理7.4.1应为所有安全重要系统、部件和构筑物留有适当的裕度，以便考虑到有关老化以及与服役期有关的可能的性能劣化，从而保证在整个设计寿期内能够执行所必需的安全功能。7.4.2应考虑所有正常运行工况、同位素提取、维修、维修停役以及假设始发事件中和其后的老化，从而保证在其整个设计寿期能够执行所必需的安全功能。7.4.3应为监测、试验、取样和检查采取措施，以便评价设计阶段预计的老化机理和鉴别在使用中可能发生的预计不到的情况或性能劣化。7.5退役考虑4在设计阶段应专门考虑便于退役和拆除的措施。特别是设计中应考虑：a)材料的选取，以便把放射性废物中最终放射性活度降到最小程度，并便于去污；b)充分考虑燃料溶液处理和处置的措施；c)必要的可达性的通道及手段；d)贮存运行和退役中产生的放射性废物所需的设施。8安全性指标8.1在正常运行和预计运行事件工况下，对工作人员和公众所造成的辐射照射年有效剂量应遵守GB18871的规定，并应限制在相应的环境保护行政主管部门规定的范围之内。8.2设计基准事故工况下，每次事故公众中任何个人可能受到的有效剂量小于5mSv，甲状腺剂量当量小于50mSv；超设计基准事故工况下，每次公众中任何个人可能受到的有效剂量当量小于10mSv，甲状腺剂量当量小于100mSv，规定评价范围内集体剂量当量不会超过几个人·Sv，不导致任何场外应急状态。8.3应有针对放射性废物特点的处理工艺，对放射性固体废物应有暂存场所，对放射性排出流向环境释放的放射性总活度及活度浓度应限制在相应的环境保护行政主管部门规定的范围之内。本设计准则由中国核动力研究设计院提出本设计准则由中国核动力研究设计院组织编写编写人：宋小明吴英华校核人：牛文华5医用同位素生产堆（MIPR）运行及事故工况分类准则1主题内容和适用范围本准则规定了MIPR运行和事故工况分类并列出了各种工况的典型事例。本准则适用于MIPR运行及事故工况分类。2引用文件HAF201研究堆设计安全规定HAF202研究堆运行安全规定HAD201/01研究堆安全分析报告的格式和内容MIPR安全设计准则3术语和定义本章无内容。4运行及事故工况分类原则4.1本准则根据MIPR可能出现的影响反应堆安全的事件或事故的频率及其所产生的后果，规定了运行和事故工况分类方法。4.2为了论证MIPR具有固有安全性以及足够安全纠正措施，必须对正常运行、预计运行事件、事故工况进行安全评价。应考虑所有可能导致预计运行事件或事故工况的假设初始事件（设备误动作或故障、运行人员误操作或外部事件），对于本准则中所列典型事例中未列入的运行状态或事件，可根据本准则的分类方法归入适当的工况类别中。5运行及事故工况分类MIPR的工况一般可分为正常运行、预计运行事件、事故工况。5.1正常运行正常运行是指MIPR反应堆在所设定的运行限值和条件范围内的运行。主要包括：1)启堆过程；2)功率运行；3)停堆；4)燃料溶液从堆芯排出及循环；5)燃料溶液在贮存罐暂存；6)燃料溶液进入堆芯；7)堆芯添加燃料溶液。8)堆维护及试验等工况。5.2预计运行事件预计运行事件是指在MIPR反应堆运行寿期内预计可能出现一次或数次的偏离正常运行的各种运行过程。由于MIPR的固有安全性和设计中已采取相应措施，这类事6件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不导致事故工况。主要包括：1)全厂断电事故；2)水泵故障、阀门故障以及冷却管道泄漏等引起的反应堆冷却剂流量降低；3)反应堆冷却剂水温变化；4)反应堆气回路氢浓度升高；5)排氮系统故障；6)反应堆气回路微漏；7)反应堆燃料溶液输运系统滴漏；8)反应性事故。5.3事故工况事故工况包括设计基准事故和超设计基准事故。设计基准事故是指按“医用同位素生产堆（MIPR）安全设计准则”要求设计时必须加以防范的事故工况。出现这种工况时，放射性物质的释放量能保持在可接收的限值范围内。超设计基准事故是指比设计基准事故更严重的工况。本堆设计考虑氢爆为超设计基准事故。设计基准事故的典性事例包括：1)冷却剂泵卡转子导致冷却剂快速断流；2)气回路喷淋泵卡转子导致气回路断流；3)堆芯冷却盘管破损；4)燃料溶液输送管破损；5)补酸系统故障；6)气回路边界产生泄漏；7)同位素提取过程放射性泄漏；8)正反应性引入。本设计准则由中国核动力研究设计院提出本设计准则由中国核动力研究设计院组织编写编写人：聂华刚吴英华校核人：宋小明7医用同位素生产堆（MIPR）系统、部件和构筑物的安全功能和分级准则1主题内容与适用范围本准则根据医用同位素生产堆（MIPR）系统、部件和构筑物的安全功能，对其进行安全分级，提出了相应的设计建造规范等级、抗震等级、质量保证等级。本准则适用于医用同位素生