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1、1. 电厂基本设计高温气冷堆示范工程（HTR-PM）厂址中心位置的地理坐标为东经12230，北纬3658。本工程布置主要分主厂房区、辅助生产区、三修仓库区、厂前办公区。核岛主要建筑物包括：反应堆厂房、核辅助厂房、电气厂房、乏燃料厂房。反应堆厂房与乏燃料厂房组成一座外形为长方形的建筑。HTR-PM示范工程由两座反应堆和相应的两个蒸汽发生器系统组成，每一座反应堆的热功率为250MWt，共同向一台蒸汽透平发电机组提供高参数的过热蒸汽，发电功率为200MWe。HTR-PM为球床模块式高温气冷堆，采用全陶瓷包覆颗粒球形燃料元件，氦气作冷却剂，石墨作慢化剂。反应堆由活性区、控制棒和吸收球停堆系统、陶瓷堆内
2、构件和金属堆内构件所构成，支承和包容在反应堆压力容器内。反应堆活性区为圆柱形球床堆芯，每个堆由42万个球形燃料元件组成，采用连续装料多次（15次）循环的运行方式。每个堆芯燃料装量(平衡堆芯)是2777.3kg。HTR-PM的燃料元件最大限度地把燃料和裂变产物约束在燃料元件内，以保证工作人员和环境的安全。事故条件下燃料元件可承受的温度安全限值为1620，破损率小于万分之五。反应堆堆芯是由陶瓷堆内构件砌体构成的近似圆柱形的腔室，分为顶部反射层、侧反射层、底部反射层三部分，可以有效地防止中子向环境泄露，并且能耐高温。每座反应堆设置两套独立的停堆系统，即控制棒系统和吸收球停堆系统。控制棒系统的反应性当
3、量能满足功率调节、紧急停堆、热停堆的要求。当反应堆需要冷停堆时，存放在堆芯上部贮球罐中的吸收球，依靠重力落入吸收球孔道，使反应堆从任何状态进入冷停堆状态，保证反应堆的安全。反应堆堆芯用氦气作为冷却剂，一回路系统氦气工作压力为7MPa，额定工况下冷却剂质量流量为96kg/s。温度为250的冷氦气由一回路主氦风机压送入反应堆压力容器后，通过侧反射层石墨块内的30个冷却剂孔道自下而上进入堆芯顶部，然后自上而下流过堆芯球床，被加热后进入堆芯底部的热气混合室。由堆芯球床出来的不同温度的热氦气在热气混合室中充分混合后，平均温度为750的热氦气通过热气导管进入蒸汽发生器，再通过主氦风机升压后送回堆芯，完成闭
4、合循环。HTR-PM的蒸汽-电力转换系统由蒸汽发生器产生的蒸汽带走反应堆冷却系统的热量，并将该部分热量在汽轮发电机组中转换为电能。蒸汽-电力转换系统由核蒸汽供应系统供汽,通过主蒸汽系统供至额定输出功率为20万kW级的汽轮发电机HTR-PM工程采用自流暗沟引水方案。海水经引水暗沟或明渠流入泵房前池，通过拦污栅和旋转滤网预处理后进入水泵吸水池，再经水泵升压后送到凝汽器等设备，升温后的海水经虹吸井和排水沟返回黄海。夏季、春秋季循环水冷却水量为8.758m3/s，冬季循环冷却水量为6.57m3/s。2. 电厂的安全设计高温气冷堆示范工程采用球床模块式高温气冷堆，该堆型是被国际上公认为具有良好安全性的先
5、进堆型之一。它采用耐高温的石墨堆芯结构和全陶瓷型的燃料元件，具有堆芯功率密度小、热惯性大、负反应性温度系数等特点。堆的动态过程缓慢，在事故情况下能借助负反应性反馈和很大的温升裕度实现停堆。反应堆安全设计上考虑了放射性释放的多重屏障：包覆燃料颗粒、一回路压力边界及密封舱室、两套独立的反应堆停堆系统以及非能动余热排出系统等，使得反应堆具有高度的固有安全特性。（1）燃料高温性能优异HTR-PM采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，辐照试验证明，在目标燃耗、1620高温下致密的SiC包覆层仍能保持其完整性，将放射性裂变产物几乎全部阻留在燃料颗粒内。（2）堆芯热容量大HTR-PM堆芯为石墨燃料元件，功率密度低，
6、四周为石墨反射层，正常运行时以250的冷氦气流经石墨反射层中的流道，使其保持在较低的温度，如发生失冷失压事故，堆芯和石墨反射层温度上升的热容量能吸纳大量的衰变余热，延缓堆芯燃料温度的上升。（3）余热非能动载出在正常停堆的工况下，堆芯余热可通过主传热系统，由蒸汽发生器传给二回路的启动和停堆回路，再传到最终热阱。在事故停堆的工况下，如发生一回路冷却剂失冷失压的事故，主传热系统失效，堆芯余热可仅借助于热传导、热辐射等自然机理非能动地导出，从燃料元件，经过反射层石墨砌体、堆芯壳和反应堆压力容器将热量传至设置在堆舱混凝土壁面上的余热排出系统，通过自然循环方式把热量传至大气环境最终热阱，保证燃料最高温度不
7、超过1620限值。（4）负反应性温度系数具有很大的反应性补偿能力反应堆具有较大的燃料和慢化剂负反应性温度系数，并且在正常情况下燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，当发生正反应性引入事故时，反应堆可以通过较大的燃料温升，依靠自身的负反应性温度系数的反应性补偿能力实现自动停堆。鉴于良好的安全特性，HTR-PM不需要压水堆那样的安全壳系统，而是设置了一种通风型低耐压式安全壳，称为包容体，执行以下安全功能： 在事故工况和以后限制放射性物质从堆芯和反应堆冷却剂系统释放到周围环境； 提供屏蔽，保护厂区工作人员免受过量辐照； 保护反应堆不受外部事件损害。当发生一回路氦冷却剂系统失压事故时，包
8、容体对反应堆冷却剂（氦气）排出的裂变产物加以滞留及有控制地排放，保证在正常工况和任何事故工况下释放出的放射性对周围环境造成的剂量低于国家规定的限值，且不超过国家规定的应急干预水平。3. 电厂的环境保护设计核电厂放射性物质最根本的来源是反应堆燃料的链式裂变反应，正常运行工况下的放射性裂变产物基本上都包容在燃料元件的包覆燃料颗粒内，只有极少量的裂变产物通过燃料颗粒包覆层缺陷泄漏到一回路冷却剂中；同时裂变产生的中子使一回路冷却剂及其杂质、燃料元件基体石墨及其杂质受到激活而产生中子活化产物。这些裂变产物和活化产物形成反应堆冷却剂中的放射性源。它们通过冷却剂的净化、泄漏以及蒸汽发生器传热管的渗透等过程形
9、成对环境的释放源和二回路的污染。为保护环境和公众安全，HTR-PM设计了放射性废液和废气处理系统。经环境保护设施处理后的HTR-PM放射性废液和废气年设计排放总量，均远低于国家标准核电厂环境辐射防护规定（GB6249-86）相应控制值。高温气冷堆示范工程机组采用了国际公认的先进新型核反应堆技术，其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。与压水堆相比，其废液产生量和排放量都小得多。（1） 高温气冷堆机组废水来源于氦净化系统、检修设备、阀门去活性、地面去污以及检修人员洗浴、沾污工作服清洗排水等，水量和放射性浓度都较小。各类放射性废液通过核疏水系统收集至疏水箱中，经监测水箱监测达标后可用于清洗
10、复用；否则送到废水罐，进行蒸发、除沫、冷凝、冷却处理。其中可经监测后直接排放的水量约1200t/a，需送至废水罐蒸发处理的水量约为180m3/a。（2） 高温气冷堆示范工程机组设置了两个废水贮罐，总容积为180m3，预计可以贮存电厂运行一年需蒸发废水。贮罐满后通过蒸发方式处理，蒸发器处理能力约600kg/h，每次处理需要系统运行约300小时，蒸发处理去污系数约为103104。蒸发处理的蒸残液贮存在蒸残液贮罐（容积2.0m3）中，冷凝液冷却后送到监测箱监测达标后排放。（3） 高温气冷堆的反应堆冷却剂为氦气，氦气通过氦净化系统中的尘埃过滤器、氧化铜床过滤器、分子筛床、低温活性炭吸附器进行净化，以保
11、持一回路冷却剂的纯度设计要求。机组还设置了氦辅助系统排气系统，收集各系统排出的非纯氦气，将其送至氦净化系统处理后复用。（4） 高温气冷堆正常运行时排出的放射性废气主要源于一回路冷却剂的泄露、氦净化系统再生时的废气、氦辅助系统和燃料球装卸系统的抽气等。这些废气主要通过反应堆厂房通风系统过滤处理。通风系统中包括了高效空气过滤器和中效空气过滤器，其中过滤小室的总体过滤设计效率99.95(钠焰法)，碘吸附器对有机碘设计去除效率98，对元素碘的设计去除效率99.5。废气经处理达标后，通过烟囱向大气排放。（5） 高温气冷堆示范工程机组在排气烟囱上设置了四个监测通道对气载流出物进行监测，包括气溶胶与碘监测通
12、道、低放射性气体监测通道、高放射性气体监测通道和C-14取样与监测通道，并且将设置不同的排放报警阈值进行排放实时监测，以保证对废气排放的有效控制。（6） 根据产生的固体废物的类别和放射性活性不同，电厂采用压缩和水泥固化技术对固体废物进行处理并存放在废物桶中。废物桶由专用汽车运至废物库，废物库分为压缩废物存放区、不可压缩废物存放区、水泥固化废物桶存放区以及大尺寸废物存放区，不同废物的存放区通过屏蔽墙相互隔离。（7） 为了加强对电厂运行后辐射环境的监测，电厂依据厂址周围的环境特征，设计统一的厂区环境辐射与气象监测系统，并建立有效的环境监测大纲。4. 电厂的辐射环境影响高温气冷堆示范工程正常运行工况
13、下，放射性流出物的排放在大气和受纳水体内稀释扩散，将对厂址周围的环境及公众造成一定的辐射影响。根据高温气冷堆核电站示范工程正常运行工况下（包括预期运行事件）设计排放量，示范工程运行造成的环境和公众辐射剂量的结果分析表明： 对于一般公众个人，其个人最大受照有效剂量为2.8310-8Sv/a（NW方位650m处东钱家村成人组公众），该剂量值占国家标准规定的剂量约束值2.510-4Sv的0.011%，占示范工程剂量管理目标值（0.01mSv/a）的0.28%。 根据IAEA、NCRP及UNSCEAR等机构的研究成果，一般认为辐射剂量率不超过10mGy/d可以确保水生生物种群不会受到慢性损伤。初步估算
14、表明：示范工程正常运行工况下，液态放射性流出物排放对附近海域海洋水生生物的辐射剂量率最大不超过5.6010-2Gy/d，可以认为正常运行期间液态放射性流出物排放不会对附近海域水生生物在种群水平上造成明显的损伤； 液态放射性排放造成核素90Sr、134Cs和137Cs在排放涵洞水体中的浓度分别为2.7610-5Bq/L 、5.1310-3Bq/L和7.5010-2Bq/L，在考虑放射性核素在海水中本底浓度情况下，排放涵洞水体中的浓度仍可满足国标GB3097-1997中的相关规定。为了万无一失，电厂设计时也评估了电厂各类可能的事故条件下，对公众的潜在影响。据事件或事故的预计发生频率和对公众的潜在放
15、射性影响程度，HTR-PM的电厂状态划分为五类：其中，III类工况为稀有事故，VI类工况为极限事故，V类工况为超设计基准事故。对于HTR-PM的稀有事故和极限事故，其个人剂量限值分别确定为：在每发生一次稀有事故时，个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；在每发生一次极限事故时，个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在10mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在100mSv以下。在各类设计基准事故工况下，非居住区边界、规划限制区外边界及各方位最近居民点所受到的有效辐射剂量最大不超过1.57mSv，甲状腺当量剂量最大不超过13.7mSv，均满足相关要求。在
16、V类工况超设计基准事故（蒸汽发生器一根传热管双端断裂迭加蒸汽发生器事故）条件下，非居住区边界、规划限制区外边界和各方位最近居民点在事故工况下所受到的有效辐射剂量最大值分别为1.15mSv、0.08mSv、0.39mSv，均远小于50mSv，满足相关要求。5. 电厂的非辐射环境影响（1） 取排水系统的影响高温气冷堆核电站示范工程附近海域为二类环境功能区，执行二类海水水质标准。根据国家标准海水水质标准（GB3097-1997）中有关水温的规定，建设项目造成的海域海水温升夏季不超过当时当地水温1。数模计算结果分析表明，示范工程温排水造成排放海域超过国家标准的夏季1温升包络面积最大为0.16km2。根据厂址水文站海水水温监测统计结果，排水口海域水温最高值出现在8月，为28.4，最低月份为1月，为-1.7。温排水引起温升
