第三代核電技術AP1000（第二版）

前言第一版前言第一章　犃犘1000設計的先進性和成性1第一節(jié)　先進核電廠的需求催生了AP10001第二節(jié)　先進的安全理念與核電成熟的更高階段 2一、AP1000安全設計的主要特點3二、非能動技術使核電安全更趨成熟 5第三節(jié)　開發(fā)商的設計驗證試驗 7一、單項效應試驗 8二、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)綜合效應試驗 9三、SPES2綜合系統(tǒng)試驗裝置與高壓條件下的堆芯冷卻10四、APEX先進電廠試驗裝置與堆芯長期冷卻11五、ULPU裝置與緩解嚴重事故的熔融物堆內(nèi)滯留13六、若干重要設備的樣機試驗與相關驗證 15第四節(jié)　核安全監(jiān)管當局的獨立驗證與軟件確認 16一、AP1000設計認證的基本過程17二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例析18三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC試驗合19四、安全分析計算機程序的驗證與確認 21五、關于設計成熟性的基本結論 23附錄一 24附錄二 33參考文獻33第二章　犃犘1000的總體設計34第一節(jié)　AP1000的設計基礎和總體要求34第二節(jié)　AP1000的設計特點和主要技術參數(shù)35一、AP1000的設計特點 35二、AP1000的主要技術參數(shù) 38第三節(jié)　AP1000系統(tǒng)和設備的技術概要 39一、反應堆堆芯和堆內(nèi)構件 39二、反應堆冷卻劑系統(tǒng)及其設備 39三、AP1000的安全概念與專設安全系統(tǒng) 41四、核輔助系統(tǒng) 45五、蒸汽動力轉換系統(tǒng) 47六、儀表和控制系統(tǒng) 47七、電氣系統(tǒng) 49第四節(jié)　AP1000核電廠的總體布置 50一、廠房布置與結構的主要特點 50二、核島廠房 51三、汽輪機廠房 52第五節(jié)　AP1000相對于AP600的設計進 52一、反應堆冷卻劑系統(tǒng)及若干主要設備 52二、非能動安全系統(tǒng)與若干其他系統(tǒng) 55三、基于PRA分析結果的設計改進 57四、核電廠布置 58第六節(jié)　AP1000規(guī)范標準體系與構筑物、系統(tǒng)和部件分級 59一、AP1000規(guī)范標準體系 59二、AP1000構筑物、系統(tǒng)和部件分級 59附錄 62參考文獻 78第三章　犃犘1000的燃料系統(tǒng)與堆芯計 80第一節(jié)　現(xiàn)代壓水堆堆芯技術的集成和發(fā)展 80一、AP1000燃料系統(tǒng)的主要特點 80二、AP1000堆芯技術的主要特點 82第二節(jié)　燃料系統(tǒng) 84一、燃料組件 84二、反應性控制組件 89第三節(jié)　核設計 92一、堆芯裝載與燃耗 92二、功率分布 97三、反應性系數(shù) 107四、控制要求 111五、控制棒布置和反應性價值 115六、堆外燃料的臨界安全 117七、氙穩(wěn)定性 118八、壓力容器輻照 119九、分析方法 120第四節(jié)　熱工水力設計 121一、臨界熱流密度與偏離泡核沸騰比 121二、燃料棒溫度場 128三、堆芯水力學 130四、測量儀表要求 134第五節(jié)　堆芯燃料管理 136一、堆芯燃料管理評估體系的基本要素 137二、平衡循環(huán)的兩種設計方案 140三、傳統(tǒng)的第一循環(huán)與低泄漏過渡循環(huán) 150四、先進的循環(huán)更替與AP1000堆芯燃料管理結果比較 153附錄 158參考文獻 162第四章　犃犘1000的反應堆冷卻劑系統(tǒng)和反應堆本體 165第一節(jié)　反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計思想的變革與AP1000的設計特點 165一、反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計思想的變革 165二、AP1000反應堆冷卻劑系統(tǒng)的設計特點170第二節(jié)　反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計 175一、功能與設計基準 175二、設計準則 176三、系統(tǒng)流程 177四、系統(tǒng)特性 180五、運行程序 184第三節(jié)　反應堆冷卻劑系統(tǒng)的主要設備 188一、蒸汽發(fā)生器 188二、反應堆冷卻劑泵 203三、穩(wěn)壓器 212四、反應堆冷卻劑管道 217第四節(jié)　AP1000反應堆本體 221一、反應堆壓力容器 221二、堆內(nèi)構件 226三、控制棒驅動機構 228四、一體化堆頂結構 230參考文獻 232第五章　犃犘1000的專設安全系統(tǒng) 233第一節(jié)　非能動專設安全系統(tǒng)的設計原則和特點 233一、非能動專設安全系統(tǒng)的功能和設計理念 233二、專設安全系統(tǒng)的設計原則和方法 234三、非能動原理和AP1000專設安全系統(tǒng)的特點 235四、非能動安全技術的成熟性 236第二節(jié)　非能動堆芯冷卻系統(tǒng) 236一、非能動余熱排出系統(tǒng) 236二、非能動安全注射系統(tǒng) 243三、自動卸壓系統(tǒng) 259第三節(jié)　安全殼相關的非能動專設安全系統(tǒng) 264一、非能動安全殼冷卻系統(tǒng) 264二、安全殼氫氣控制系統(tǒng) 274三、安全殼隔離系統(tǒng) 281四、非能動裂變產(chǎn)物控制系統(tǒng) 285第四節(jié)　主控制室非能動應急可居留系統(tǒng) 288參考文獻 293第六章　犃犘1000核輔助系統(tǒng)與部分二回路系統(tǒng) 294第一節(jié)　幾個主要支持系統(tǒng) 295一、化學和容積控制系統(tǒng) 295二、正常余熱排出系統(tǒng) 298三、燃料操作與換料系統(tǒng) 300第二節(jié)　冷卻水系統(tǒng) 303一、設備冷卻水系統(tǒng)303二、廠用水系統(tǒng) 305三、乏燃料池冷卻系統(tǒng) 306第三節(jié)　蒸汽和給水系統(tǒng) 308一、主蒸汽供應系統(tǒng) 308二、主給水系統(tǒng) 310三、啟動給水系統(tǒng) 311第四節(jié)　取樣分析與試驗檢驗系統(tǒng) 313一、核取樣系統(tǒng) 313二、安全殼泄漏率試驗系統(tǒng) 314第五節(jié)　三廢系統(tǒng) 315一、放射性廢液系統(tǒng) 315二、放射性廢氣系統(tǒng) 318三、放射性廢固系統(tǒng) 320參考文獻 322第七章　犃犘1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)及電氣系統(tǒng) 323第一節(jié)　AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)總體結構 323一、系統(tǒng)主要特點 323二、總體結構概述 323三、系統(tǒng)功能 325四、性能要求 327第二節(jié)　安全級儀表和控制系統(tǒng)平臺 327一、CommonQ平臺的硬件 328二、CommonQ平臺的軟件 331第三節(jié)　非安全級儀表和控制系統(tǒng)平臺 332一、Ovation網(wǎng)絡 332二、Ovation控制器 333三、OvationI／O模件 335四、Ovation用戶界面 337五、歷史站與記錄服務器 338六、Ovation高效工具 338七、Ff現(xiàn)場總線 339第四節(jié)　保護和安全監(jiān)測系統(tǒng) 340一、反應堆緊急停堆系統(tǒng) 341二、專設安全設施驅動系統(tǒng) 348三、1E級數(shù)據(jù)處理子系統(tǒng) 365四、保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)結構框架 369第五節(jié)　核電廠控制系統(tǒng) 376一、反應堆功率控制系統(tǒng)和棒控系統(tǒng) 377二、快速降功率系統(tǒng) 382三、蒸汽排放控制系統(tǒng) 382四、穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng) 385五、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng) 386六、蒸汽發(fā)生器液位控制系統(tǒng)———給水控制系統(tǒng) 386七、縱深防御控制 388八、多樣化驅動系統(tǒng) 389第六節(jié)　儀表和監(jiān)測系統(tǒng) 391一、核測量儀表系統(tǒng) 391二、輻射監(jiān)測系統(tǒng) 394三、地震監(jiān)測系統(tǒng) 397四、特殊監(jiān)測系統(tǒng) 398第七節(jié)　運行和控制中心 402一、AP1000主控制室 403二、技術支持中心 405三、遠距離停堆室 405四、運行支持中心和應急運行設施 405五、就地控制站 406第八節(jié)　電氣系統(tǒng) 406一、系統(tǒng)結構與主要特點 406二、廠用交流電源系統(tǒng) 407三、直流電源系統(tǒng) 407四、主要技術參數(shù)407參考文獻 411第八章　犃犘1000核電廠的人因工程學 413第一節(jié)　人因工程學的計劃階段 414一、HFE管理大綱的目標與范圍 414二、人機接口設計隊伍和組織 414三、HFE實施過程和程序 416四、HFE問題跟蹤 416五、HFE技術大綱和里程碑 417第二節(jié)　人因工程學的分析階段 417一、運行經(jīng)驗評審 418二、功能要求分析和功能分配 418三、任務分析 421四、人員配備和資質 427五、人的可靠性分析 427第三節(jié)　人因工程學的設計階段 429一、人機接口設計 429二、規(guī)程開發(fā) 432三、培訓大綱開發(fā) 432第四節(jié)　人因工程學的驗證和確認階段 433一、目標與范圍 433二、運行工況取樣 433三、設計驗證 434四、集成系統(tǒng)確認試驗 435五、HFE不符合項的解決 437第五節(jié)　人因工程學的運行階段 438一、設計實現(xiàn) 439二、人員效能監(jiān)測 439參考文獻 439第九章　犃犘1000的電廠布置與模塊化技術 440第一節(jié)　AP1000的電廠布置 440一、基本理念和總體布局 440二、核蒸汽供應系統(tǒng)廠房 443三、附屬廠房 447四、柴油發(fā)電機廠房 448五、放射性廢物廠房 448六、汽輪機廠房 448第二節(jié)　AP1000的模塊化技術 448一、基本思路和主要特點 448二、三維設計和模塊化的耦合 449三、模塊化設計 450四、模塊化建造457附錄 460第十章　犃犘1000核電廠事故分析 472第一節(jié)　確定論安全分析的基本方法 472一、安全目標和分析范圍 472二、假想事件及其分類 473三、用于事故分析的主要電廠特性和參數(shù) 475四、計算機程序 478五、設計基準事故分析中假設的非安全相關系統(tǒng) 480六、失去廠外電源的假設 480第二節(jié)　非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的有效性驗證 481一、非能動余熱排出系統(tǒng)的有效性驗證 481二、非能動安全注入系統(tǒng)的有效性驗證 490三、失水事故后長期冷卻的有效性驗證 506第三節(jié)　嚴重事故現(xiàn)象分析與對策概述 511一、嚴重事故的物理進程 511二、嚴重事故現(xiàn)象分析與對策的主要論題 512第四節(jié)　堆芯熔融物堆內(nèi)滯留 517一、堆芯熔融物堆內(nèi)滯留在AP1000設計中的應用 517二、反應堆壓力容器的失效準則 518三、堆內(nèi)熔化進程和熔融物遷移 519四、傳熱關系式 520五、反應堆壓力容器失效裕量的定量化 522六、堆腔注水（節(jié)點IR）分析 524七、壓力容器失效（安全殼事件樹節(jié)點VF）分析 526第五節(jié)　氫氣的產(chǎn)生、混合和燃燒分析 526一、氫氣分析的目的和范圍 526二、氫氣混合和燃燒的現(xiàn)象學 527三、氫氣分析中的主要假設 528四、氫氣的產(chǎn)生和混合 530五、氫的燃燒 533六、氫燃燒有關節(jié)點（頂事件）分析 534七、安全殼安全裕度基準 538八、氫氣分析的基本結論 538第六節(jié)　設備可用性分析 539一、設備可用性分析的目的 539二、設備可用性的法規(guī)和導則要求 540三、時間窗口0和1的嚴重事故管理及其所需的設備和儀表 541四、時間窗口2的嚴重事故管理及其所需的設備和儀表 544五、時間窗口3的嚴重事故管理及其所需的設備和儀表 545六、嚴重事故的輻射環(huán)境條件 546七、嚴重事故的熱工水力環(huán)境條件 547八、設備可用性評價 548參考文獻 552第十一章　犃犘1000核電廠概率風險評價 555第一節(jié)　概率風險評價的發(fā)展歷史與基本內(nèi)容 555一、概率風險評價的歷史回顧 555二、核電廠概率風險評價的特點和目的 556三、AP1000概率風險評價的基本內(nèi)容 557第二節(jié)　內(nèi)部始發(fā)事件 559一、內(nèi)部始發(fā)事件的確定和分組 559二、內(nèi)部始發(fā)事件（組）清單 560三、始發(fā)事件頻率的確定 564第三節(jié)　堆芯損傷事件樹 567一、堆芯損傷事件樹的分析步驟 567二、堆芯損傷事件樹分析方法 568三、堆芯損傷事件樹舉例：大LOCA事件樹 572四、轉移和派生事件 573第四節(jié)　故障樹和堆芯損傷定量化 574一、構建故障樹的準備 574二、確定基本事件的主要假設 575三、可靠性數(shù)據(jù)基礎577四、故障樹分析舉例：設備冷卻水系統(tǒng)故障樹 578五、堆芯損傷頻率（CDF） 580第五節(jié)　安全殼事件樹和裂變產(chǎn)物釋放定量化 583一、安全殼事件樹分析的主要目的 583二、安全殼事件樹的構建 584三、頂事件（節(jié)點）問題和成功準則 589四、安全殼事件樹定量化 590五、安全殼事件樹分析的主要結論 593第六節(jié)　裂變產(chǎn)物源項和廠外劑量風險 595一、裂變產(chǎn)物釋放源項分析 595二、廠外劑量風險評價 597第七節(jié)　AP1000概率風險評價主要結果與分析 601一、功率運行下內(nèi)部始發(fā)事件對堆芯損傷頻率的貢獻 601二、功率運行下內(nèi)部事件引起的大量放射性釋放頻率 610三、低功率／停堆工況下的堆芯損傷頻率和大量放射性釋放頻率 613四、內(nèi)部水淹和內(nèi)部火災分析 616五、裂變產(chǎn)物釋放引起的廠址邊界劑量風險 617六、與運行電廠和NRC安全目標的比較 618第八節(jié)　降低電廠風險的主要設計措施和特性 619一、反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計 620二、安全相關與非安全相關系統(tǒng)設計 620三、儀表和控制設計 622四、電廠布置 622五、安全殼設計 622第九節(jié)　停堆安全設計的改進 625一、非能動堆芯冷卻系統(tǒng) 626二、正常余熱排出系統(tǒng) 628三、反應堆冷卻劑系統(tǒng) 629四、蒸汽發(fā)生器和給水系統(tǒng) 631參考文獻 631第十二章　犃犘1000的技術經(jīng)濟優(yōu)勢 633第一節(jié)　平準化發(fā)電成本與AP1000的首次建造 633一、平準化發(fā)電成本的基本概念 633二、AP1000首座電廠的發(fā)電成本 634第二節(jié)　AP系列的規(guī)模效應與學習效應 636一、規(guī)模效應與機組容量限制 636二、學習效應與后續(xù)電廠發(fā)電成本預測 638第三節(jié)　技術進步的經(jīng)濟效應 641第四節(jié)　AP1000的運行成本及其對電廠經(jīng)濟性的影響 643參考文獻 644第一版后記 645后記 647