书 书 书犐犆犛 ２７ ． １２０ 犆犆犛犉 ６３ 团 　　　 体 　　　 标 　　　 准 犜 ／ 犆犖犛 ２３ — ２０２０ 高温气冷堆核动力厂工况分类 犆犪狋犲犵狅狉犻狕犪狋犻狅狀狅犳狆犾犪狀狋狊狋犪狋犲狊狅犳犺犻犵犺狋犲犿狆犲狉犪狋狌狉犲犵犪狊犮狅狅犾犲犱狉犲犪犮狋狅狉狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋 ２０２０  １２  ３１ 发布 ２０２１  ０４  ０１ 实施 中国核学会 发布 全国团体标准信息平台 全国团体标准信息平台 书 书 书目 　　 次 前言 Ⅲ ………………………………………………………………………………………………………… １ 　 范围 １ ……………………………………………………………………………………………………… ２ 　 规范性引用文件 １ ………………………………………………………………………………………… ３ 　 术语和定义 １ ……………………………………………………………………………………………… ４ 　 总则 ２ ……………………………………………………………………………………………………… ５ 　 工况 Ⅰ ——— 正常运行 ２ …………………………………………………………………………………… 　 ５．１ 　 定义 ２ ………………………………………………………………………………………………… 　 ５．２ 　 工况 Ⅰ 的典型事例 ２ ………………………………………………………………………………… ６ 　 工况 Ⅱ ——— 预计运行事件 ２ ……………………………………………………………………………… 　 ６．１ 　 定义 ２ ………………………………………………………………………………………………… 　 ６．２ 　 工况 Ⅱ 的典型事例 ３ ………………………………………………………………………………… ７ 　 工况 Ⅲ ——— 稀有事故 ３ …………………………………………………………………………………… 　 ７．１ 　 定义 ３ ………………………………………………………………………………………………… 　 ７．２ 　 工况 Ⅲ 的典型事例 ３ ………………………………………………………………………………… ８ 　 工况 Ⅳ ——— 极限事故 ３ …………………………………………………………………………………… 　 ８．１ 　 定义 ３ ………………………………………………………………………………………………… 　 ８．２ 　 工况 Ⅳ 的典型事例 ４ ………………………………………………………………………………… ９ 　 工况 Ⅴ ——— 设计扩展工况 ４ ……………………………………………………………………………… 　 ９．１ 　 定义 ４ ………………………………………………………………………………………………… 　 ９．２ 　 工况 Ⅴ 的典型事例 ４ ………………………………………………………………………………… Ⅰ 犜 ／ 犆犖犛 ２３ — ２０２０ 全国团体标准信息平台 全国团体标准信息平台 前 　　 言 　　 本文件按照 ＧＢ ／ Ｔ１．１ — ２０２０ 《 标准化工作导则 　 第 １ 部分 ： 标准化文件的结构和起草规则 》 的规定起草 。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利 。 本文件的发布机构不承担识别专利的责任 。 本文件由中国核学会提出 。 本文件由核工业标准化研究所归口 。 本文件起草单位 ： 清华大学核能与新能源技术研究院 。 本文件主要起草人 ： 郑艳华 、 陈志鹏 。 Ⅲ 犜 ／ 犆犖犛 ２３ — ２０２０ 全国团体标准信息平台 全国团体标准信息平台 高温气冷堆核动力厂工况分类 １ 　 范围 本文件规定了球床模块式高温气冷堆 （ 以下简称高温气冷堆 ） 核动力厂运行及事故工况的分类方法 。 本文件适用于高温气冷堆核动力厂设计 、 事故分析中涉及的工况划分 。 ２ 　 规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款 。 其中 ， 注日期的引用文件 ， 仅该日期对应的版本适用于本文件 ； 不注日期的引用文件 ， 其最新版本 （ 包括所有的修改单 ） 适用于本文件 。 ＧＢ ／ Ｔ４９６０．２ 　 核科学技术术语 　 裂变反应堆 ３ 　 术语和定义 ＧＢ ／ Ｔ４９６０．２ 界定的以及下列术语和定义适用于本文件 。 ３ ． １ 事故工况 　 犪犮犮犻犱犲狀狋犮狅狀犱犻狋犻狅狀 偏离正常运行 ， 比预计运行事件发生频率低但更严重的工况 。 　　 注 ： 事故工况包括设计基准事故和设计扩展工况 。 ３ ． ２ 设计基准事故 　 犱犲狊犻犵狀犫犪狊犻狊犪犮犮犻犱犲狀狋 导致核动力厂事故工况的假设事故 ， 该核动力厂是按确定的设计准则和保守的方法来设计的 。 并且这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内 。 ３ ． ３ 　 球床模块式高温气冷堆 　 狆犲犫犫犾犲犫犲犱犿狅犱狌犾犪狉犺犻犵犺狋犲犿狆犲狉犪狋狌狉犲犵犪狊犮狅狅犾犲犱狉犲犪犮狋狅狉 采用球形燃料元件堆积而成的活性区 ， 并可采用多个反应堆模块组成大的核电机组的高温气冷堆 。 ３ ． ４ 停堆 　 狊犺狌狋犱狅狑狀 通常指插入控制棒等引入负反应性使反应堆处于次临界的过程 ， 也指反应堆由于引入负反应性而进入到次临界的状态 。 ３ ． ５ 冷停堆 　 犮狅犾犱狊犺狌狋犱狅狑狀 反应堆维持在远低于运行温度之下的停堆状态 。 　　 注 ： 对于球床模块式高温气冷堆 ， 冷停堆状态下反应堆堆芯平均温度低于 １５０℃ 。 ３ ． ６ 维修停堆 　 犿犪犻狀狋犲狀犪狀犮犲狊犺狌狋犱狅狑狀 反应堆处于次临界状态 ， 反应堆冷却剂系统的平均温度低于允许进行主要维护和检修所要求的 １ 犜 ／ 犆犖犛 ２３ — ２０２０全国团体标准信息平台 温度 。 　　 注 ： 对于球床模块式高温气冷堆 ， 维修停堆状态下反应堆堆芯平均温度低于 ５０℃ 。 ４ 　 总则 高温气冷堆核动力厂运行及事故工况主要根据事件的频率并考虑事件所产生的后果分为 ： 工况 Ⅰ ——— 正常运行 ； 工况 Ⅱ ——— 预计运行事件 ； 工况 Ⅲ ——— 稀有事故 ； 工况 Ⅳ ——— 极限事故 ； 工况 Ⅴ ——— 设计扩展工况 。 对本文件未列入的运行状态或事故可根据定义和事例归入适当的工况类别中 。 ５ 　 工况 Ⅰ ——— 正常运行 ５ ． １ 　 定义 工况 Ⅰ 是高温气冷堆核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行状态 ， 包括启动 、 停堆 、 功率运行 、 试验 、 维护或检修过程中所预计到的经常性或定期出现的工况 。 工况 Ⅰ 事件引起的物理参数变化不会达到触发保护动作的整定值 。 ５ ． ２ 　 工况 Ⅰ 的典型事例 ５ ． ２ ． １ 　 在核动力厂技术规格书规定限值范围内的各种稳态运行和启动 、 停堆操作 ： ａ ） 　 功率运行 ； ｂ ） 启动 ； ｃ ） 停堆 ； ｄ ） 冷停堆 ； ｅ ） 维修停堆 。 ５ ． ２ ． ２ 　 允许的带偏离运行 ， 这些偏离 （ 或缺陷 ） 不超出核动力厂技术规格书规定的限值范围 。 在高温气冷堆核动力厂持续运行期间会出现技术规格书所许可的各种偏差 ， 这些偏差应与其他运行方式一起考虑 ， 包括 ： ａ ） 　 带有停运设备或系统的运行 ； ｂ ） 燃料包覆颗粒有缺陷而导致放射性泄漏状况下的运行 ； ｃ ） 不超过技术规格书所允许的蒸汽发生器的最大泄漏的运行 。 ５ ． ２ ． ３ 　 运行瞬态 ： ａ ） 　 反应堆冷却系统满足技术规格书规定的升温和降温 ； ｂ ） 负荷的阶跃变化 ； ｃ ） 负荷连续变化 ； ｄ ） 甩负荷 ， 包括甩掉满负荷而未达到事故停堆的瞬变过程 。 ５ ． ２ ． ４ 　 技术规格书许可的试验 。 ６ 　 工况 Ⅱ ——— 预计运行事件 ６ ． １ 　 定义 工况 Ⅱ 是在高温气冷堆核动力厂运行寿期内预计发生一次或数次的偏离正常运行的各种运行过 程 。 工况 Ⅱ 的发生频率大于 １０ －２ ／（ 堆 · 年 ）。 在工况 Ⅱ 下最多要求反应堆停堆 ， 但采取纠正措施和满足规定的要求后 ， 即能恢复运行 。 由于设计中已采取相应措施 ， 这类事件不至于引起安全重要物项的损 ２ 犜 ／ 犆犖犛 ２３ — ２０２０全国团体标准信息平台 坏 ， 也不至于导致工况 Ⅲ 和工况 Ⅳ 类事故 。 此外 ， 在工况 Ⅱ 不会发生燃料包覆颗粒破损或反应堆冷却剂系统压力超过设计压力的 １１０％ 。 ６ ． ２ 　 工况 Ⅱ 的典型事例 工况 Ⅱ 的典型事例如下 ： ａ ） 　 一根反射层控制棒在低功率工况下失控提升 ； ｂ ） 　 一根反射层控制棒在功率运行的工况下失控提升 ； ｃ ） 　 运行基准地震动下球床堆芯密实化 ； ｄ ） 　 丧失一回路冷却剂流量 ； ｅ ） 　 汽轮机事故停机 ； ｆ ） 　 外负荷丧失 ； ｇ ） 　 丧失正常给水流量 ； ｈ ） 　 丧失厂用电源 ； ｉ ） 　 给水温度降低 ， 给水流量增加等引起过度地热量导出 ； ｊ ） 　 一回路主氦风机误加速 ； ｋ ） 主蒸汽旁路阀门误打开 ； ｌ ） 冷凝器失去真空 ； ｍ ） 汽轮机主汽门故障关闭 。 ７ 　 工况 Ⅲ ——— 稀有事故 ７ ． １ 　 定义 工况 Ⅲ 是在高温气冷堆核动力厂规定寿期内可能会出现的频率很低的设计基准事故 。 在此工况下 ， 造成反应堆停堆 ， 并使反应堆在短时间内不能恢复运行 。 工况 Ⅲ 的频率为 １０ －２ ～ １０ －４ ／（ 堆 · 年