非能动安全先进压水堆核电技术 下PDF电子书下载

上册 1

第一篇 绪论 1

第一章 世界核电发展概况 1

1.1 世界能源新时代的到来 1

1.2 世界核能及核电发展简史 2

1.3 世界核电技术进步历程 4

1.4 世纪之初的世界核电发展趋势 7

1.5 世界新建核电厂都选择第三代核电技术 11

第二章 我国核电发展概况 12

2.1 我国核电发展的三个阶段 12

2.1.1 起步阶段 12

2.1.2 适度发展阶段 13

2.1.3 积极发展阶段 14

2.2 核电在我国能源构成中的地位 16

2.2.1 我国能源及核电发展的主要特点 16

2.2.2 保障能源供应安全的客观要求 17

2.2.3 应对气候变化的必由之路 18

2.2.4 寻求替代能源的优先选择 20

2.2.5 具备赢得市场的经济前景 21

第三章 核电厂设计的基本安全要求 22

3.1 核电厂安全的特殊性 23

3.2 核电厂的安全目标 24

3.2.1 总的核安全目标 24

3.2.2 辐射防护目标 24

3.2.3 技术安全目标 24

3.3 核电厂总的安全要求和风险水平 24

3.3.1 核电厂总的安全要求 24

3.3.2 核电厂的风险水平 25

3.4 保证核安全的基本要素和安全文化 25

3.4.1 保证核安全的基本要素 25

3.4.2 安全文化 25

3.5 核电厂设计的主要安全要求 26

3.5.1 纵深防御要求 26

3.5.2 安全功能 28

3.5.3 辐射防护和验收准则 28

3.6 核电厂的主要设计要求 29

3.6.1 安全分级 29

3.6.2 总的设计基准 32

3.6.3 构筑物、系统和部件的可靠性设计 37

3.6.4 在役试验、维护、修理、检查和监测的措施 38

3.6.5 设备鉴定 38

3.6.6 老化 38

3.6.7 优化运行人员操作的设计 38

3.6.8 其他设计考虑 39

3.6.9 安全分析 40

附录 术语、定义 40

参考文献 42

第四章 核电厂的安全监管 42

4.1 我国核安全法规体系 42

4.2 核安全的监督管理 49

4.2.1 我国的核安全监管机构——国家核安全局 49

4.2.2 我国对核电厂的安全监督管理 49

4.2.3 美国核电厂许可证管理程序简介 53

4.2.4 中国与美国核电厂许可证管理程序的分析与比较 55

参考文献 59

第五章 AP1000核电技术的发展 60

5.1 AP1000的研发设计历程 60

5.2 AP1000核电厂概述 60

5.2.1 核电厂整体描述 60

5.2.2 与其他核电厂的比较 63

5.3 AP1000核电厂的技术成熟性 65

5.3.1 反应堆的技术成熟性 65

5.3.2 反应堆冷却剂系统的技术成熟性 65

5.3.3 非能动安全系统的技术成熟性 67

5.3.4 安全壳 69

5.4 AP1000核电厂的安全性 69

5.4.1 AP1000核电厂采用非能动安全系统 70

5.4.2 AP1000核电厂具有全面、完善的预防和缓解严重事故的措施 71

5.4.3 AP1000核电厂所达到的安全水平 71

5.5 AP1000核电厂的经济性 72

5.6 美国核监管委员会对AP1000标准设计的核安全审评 75

5.6.1 安全法规 75

5.6.2 NRC的独立计算分析和试验验证 75

5.6.3 AP1000标准设计证书的批准 76

参考文献 76

第二篇 AP1000反应堆 77

第六章 AP1000反应堆堆芯和堆芯支承结构 77

6.1 概述 77

6.2 反应堆堆内构件 77

6.2.1 反应堆堆内构件的功能 77

6.2.2 堆内构件的结构 79

6.2.3 堆内构件的设计 85

6.2.4 堆内构件预运行流致振动试验 97

6.2.5 堆内构件振动试验和分析结果的评定 100

6.2.6 美国核监管委员会对AP1000原型堆内构件的审评结论 100

6.3 反应堆燃料组件 101

6.3.1 燃料材料 102

6.3.2 燃料芯块 104

6.3.3 燃料棒 104

6.3.4 燃料组件 106

6.4 堆内控制部件 111

6.4.1 控制棒组件 111

6.4.2 灰棒组件 113

6.4.3 可燃毒物组件 113

6.4.4 中子源组件 114

参考文献 116

第七章 AP1000反应堆堆芯的核设计 116

7.1 核设计考虑的工况和安全准则 117

7.2 功率分布 119

7.2.1 概述 119

7.2.2 径向功率分布 121

7.2.3 轴向功率分布 123

7.2.4 燃料密实化引起的局部功率峰值 125

7.2.5 极限功率分布 125

7.2.6 功率分布分析的实验验证 126

7.2.7 包壳积垢引起的功率偏移 128

7.3 反应性系数 129

7.3.1 概述 129

7.3.2 燃料温度（Doppler）系数 130

7.3.3 慢化剂反应性系数 131

7.3.4 功率系数 133

7.3.5 再分布效应 135

7.4 反应性控制 135

7.4.1 化学补偿控制 136

7.4.2 控制棒控制 137

7.4.3 机械补偿模式 139

7.4.4 可燃毒物控制 140

7.5 氙稳定性 140

7.5.1 概述 140

7.5.2 轴向氙稳定性 141

7.5.3 径向氙稳定性 143

7.5.4 稳定性控制和保护 143

7.6 堆芯燃料管理 144

7.6.1 概述 144

7.6.2 换料周期 145

7.6.3 首次装料 146

7.6.4 平衡循环 147

7.6.5 MOX燃料布置 148

参考文献 149

第八章 反应堆系统热工水力设计 150

8.1 热工水力设计考虑的工况和安全准则 150

8.1.1 概述 150

8.1.2 设计准则 152

8.2 偏离泡核沸腾设计准则 153

8.2.1 概述 153

8.2.2 DNB技术 155

8.2.3 DNBR因子 156

8.2.4 混合（搅混）技术 157

8.2.5 热管因子 158

8.2.6 棒弯曲对DNBR的影响 161

8.3 修正的热设计程序 161

8.4 燃料温度设计基准 162

8.4.1 燃料温度设计基准 162

8.4.2 燃料与包壳温度 162

8.5 堆芯流量设计基准 164

8.5.1 堆芯流量设计 164

8.5.2 堆芯水力设计 165

8.5.3 堆芯压降和水力载荷 166

8.5.4 反应堆冷却剂泵惰转时堆芯流量 168

8.6 水力稳定性设计基准 169

8.7 功率分布对堆芯传热的影响 173

8.8 热工水力设计的分析方法 174

8.8.1 堆芯分析 174

8.8.2 稳态分析 175

8.8.3 瞬态分析 175

8.8.4 不确定性分析 175

参考文献 176

第九章 AP1000核测系统和特殊监测系统 176

9.1 堆内仪表系统 177

9.1.1 功能描述 177

9.1.2 堆内仪表系统的组成 177

9.2 堆外仪表系统 179

9.3 堆芯监测和运行支持系统 181

9.4 数字式金属撞击监测系统 181

9.4.1 系统概述 181

9.4.2 系统组成 183

9.5 吊篮振动监测系统 186

9.5.1 系统概述 186

9.5.2 系统组成 187

9.6 反应堆冷却剂泵监测系统 189

9.6.1 系统概述 189

9.6.2 系统组成 189

参考文献 190

第三篇 AP1000核电厂系统和设备 191

第十章 核安全部件与设备的安全要求 191

10.1 核安全部件与设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别 191

10.2 核安全部件与设备的基本核安全要求 192

10.2.1 基本概念 192

10.2.2 基本核安全要求 193

10.3 核安全部件与设备的结构完整性 193

10.3.1 基本概念 193

10.3.2 核电厂状态和系统运行工况 194

10.3.3 核安全部件与设备的设计载荷、使用载荷和试验载荷 195

10.3.4 核安全部件与设备的设计限值、使用限值和试验限值 196

10.3.5 应力分析 202

10.3.6 核安全部件与设备的设计步骤 211

10.4 核安全部件与设备的功能能力和可运行性的验证和评定 213

10.4.1 核安全设备的抗震鉴定与动力学鉴定 213

10.4.2 机械设备的环境鉴定 232

10.5 核安全部件和设备性能的可验证性 235

10.5.1 所需遵循的法规与标准 235

10.5.2 设计阶段可验证性的考虑 237

10.5.3 制造阶段的检验与试验要求 238

10.5.4 运行阶段 239

参考文献 239

第十一章 AP10O0反应堆冷却剂系统 240

11.1 反应堆冷却剂系统概述 240

11.1.1 简介 240

11.1.2 AP1000核电厂反应堆冷却剂系统的功能和设计基准 246

11.1.3 AP1000反应堆冷却剂系统的主要设备 251

11.1.4 AP1000反应堆冷却剂系统的主要参数 253

11.1.5 AP1000反应堆冷却剂系统的高位排气 253

11.2 反应堆冷却剂系统压力边界的结构完整性 255

11.2.1 法规与标准的相符性 255

11.2.2 工况与载荷 259

11.2.3 分析所使用的计算机程序 261

11.2.4 载荷组合、设计瞬态和应力限值 262

11.2.5 超压保护 267

11.2.6 AP1000反应堆压力边界泄漏探测 271

11.2.7 AP1000反应堆冷却剂系统压力边界的材料 274

11.2.8 在役检查和试验 285

11.2.9 对假想管道破裂动力效应的防护和“先漏后破”评价程序 287

11.3 反应堆压力容器和一体化顶盖组件 310

11.3.1 反应堆压力容器 310

11.3.2 一体化顶盖组件 337

11.4 蒸汽发生器 342

11.4.1 AP1000 Delta-125型蒸汽发生器概述 342

11.4.2 设计基础 342

11.4.3 结构描述及设计特征 345

11.4.4 设计评估 347

11.4.5 蒸汽发生器材料 350

11.4.6 蒸汽发生器制造检验要求和在役检查 354

11.4.7 屏蔽电机泵与蒸汽发生器直接连接的几个技术问题 359

11.5 稳压器 362

11.5.1 稳压器的功能 362

11.5.2 设计基准 363

11.5.3 AP1000稳压器的结构与特点 364

11.5.4 功能实施 366

11.5.5 试验和检验 368

11.5.6 运行 368

11.6 反应堆冷却剂泵 370

11.6.1 设计基准 370

11.6.2 AP1000屏蔽电机泵的设计与结构 371

11.6.3 AP1000屏蔽电机泵的主要部件 374

11.6.4 屏蔽电机泵的运行 378

11.6.5 设计评价 379

11.6.6 试验和检验 383

11.7 反应堆冷却剂系统管道 387

11.7.1 设计基准 387

11.7.2 设计描述 388

11.8 控制棒驱动系统 399

11.8.1 控制棒驱动机构 399

11.8.2 控制棒驱动机构的动作 403

11.8.3 控制棒驱动系统的设计规范 406

11.8.4 控制棒和驱动系统结构材料 410

11.8.5 控制棒驱动机构性能保证大纲 412

11.9 正常余热排出系统 412

11.9.1 设计基准和功能 413

11.9.2 系统描述 416

11.9.3 设备描述 425

11.9.4 系统运行 427

11.9.5 检查和试验要求 430

11.9.6 仪表要求 431

参考文献 431

中册 433

第十二章 AP1000的非能动堆芯冷却系统 433

12.1 概述 433

12.2 设计基准 435

12.2.1 安全设计基准 435

12.2.2 功率运行设计基准 437

12.3 系统描述 438

12.3.1 非能动余热排出系统 438

12.3.2 非能动安全注入系统 441

12.3.3 自动降压系统 447

12.3.4 安全壳pH控制 452

12.3.5 非能动堆芯冷却系统的启动 452

12.4 设备描述 453

12.4.1 堆芯补水箱 453

12.4.2 安注箱 455

12.4.3 安全壳内置换料水箱 455

12.4.4 pH调节篮 457

12.4.5 非能动余热排出热交换器 457

12.4.6 安全壳内置换料水箱和安全壳再循环滤网 459

12.4.7 低压差开启止回阀 466

12.4.8 安注箱止回阀 468

12.4.9 爆破阀 468

12.5 试验验证与检查 469

12.6 非能动堆芯冷却系统的启动与运行 471

12.6.1 正常运行 473

12.6.2 事故后运行 474

参考文献 481

第十三章 AP1000的安全壳和安全壳系统 482

13.1 安全壳 482

13.1.1 概述 482

13.1.2 钢制安全壳容器 483

13.1.3 安全壳屏蔽构筑物 488

13.1.4 安全壳内部结构 489

13.2 非能动安全壳冷却系统 497

13.2.1 材料与涂层 497

13.2.2 系统功能 506

13.2.3 设备描述 509

13.2.4 系统运行 513

13.3 PCS的分析和试验验证 515

13.4 安全壳完整性的安全分析 519

13.4.1 概述 519

13.4.2 设计基准事故下安全壳完整性分析 520

13.4.3 严重事故下安全壳完整性分析 536

13.4.4 试验与检查 544

13.4.5 安全壳仪表 545

13.5 安全壳隔离系统 545

13.5.1 系统功能 545

13.5.2 设备描述 546

13.5.3 系统运行 548

13.6 安全壳氢气控制系统 548

13.6.1 概述 548

13.6.2 氢浓度监测子系统 550

13.6.3 氢复合子系统 551

13.6.4 氢点火器子系统 551

13.6.5 安全壳大气混合和IRWST氢排气 556

13.7 安全壳泄漏率试验系统 556

13.7.1 概述 556

13.7.2 系统描述 558

13.7.3 安全壳整体泄漏率试验（A类试验） 560

13.7.4 安全壳贯穿件泄漏率试验（B类试验） 561

13.7.5 安全壳隔离阀泄漏率试验（C类试验） 561

13.8 安全壳内裂变产物控制系统 562

13.8.1 事故后安全壳内裂变产物的去除 562

13.8.2 安全壳喷淋系统 564

13.9 安全壳空气过滤系统 566

13.9.1 系统功能 566

13.9.2 设备描述 567

13.9.3 系统运行 569

13.9.4 安全壳空气再循环冷却系统 570

参考文献 571

第十四章 AP1000核电厂辅助系统 572

14.1 概述 573

14.2 燃料操作系统 573

14.2.1 系统功能 573

14.2.2 系统描述 573

14.2.3 设备描述 578

14.2.4 系统操作 582

14.3 乏燃料池冷却系统 585

14.3.1 系统功能 585

14.3.2 系统描述 586

14.3.3 系统运行 588

14.4 厂用水系统 588

14.4.1 系统功能 588

14.4.2 系统描述 589

14.4.3 系统运行 589

14.5 设备冷却水系统 591

14.5.1 系统功能 592

14.5.2 系统描述 592

14.5.3 设备描述 595

14.5.4 系统运行 596

14.6 除盐水处理系统 599

14.6.1 系统功能 600

14.6.2 系统描述 600

14.6.3 设备描述 600

14.6.4 系统运行 601

14.7 除盐水输送和储存系统 603

14.7.1 系统功能 603

14.7.2 系统描述 603

14.7.3 设备描述 604

14.7.4 系统运行 605

14.8 主厂房生活水系统 606

14.8.1 系统功能 606

14.8.2 系统描述 606

14.8.3 设备描述 606

14.8.4 系统运行 606

14.9 生活污水排放系统 607

14.9.1 系统功能 607

14.9.2 系统描述 607

14.9.3 设备描述 607

14.10 中央冷冻水系统 607

14.10.1 系统功能 607

14.10.2 系统描述 608

14.10.3 设备描述 608

14.10.4 系统运行 611

14.11 废水系统 612

14.11.1 系统功能 612

14.11.2 系统描述 612

14.11.3 设备描述 613

14.12 热水加热系统 614

14.12.1 系统功能 614

14.12.2 系统描述 615

14.12.3 设备描述 615

14.12.4 系统运行 616

14.13 压缩空气与仪用空气系统 617

14.13.1 系统功能 617

14.13.2 系统描述 617

14.13.3 设备描述 619

14.13.4 系统运行 621

14.14 电厂气体系统 622

14.14.1 系统功能 622

14.14.2 系统描述 623

14.14.3 设备描述 623

14.14.4 系统运行 624

14.15 一回路取样系统 624

14.15.1 系统功能 624

14.15.2 系统描述 625

14.15.3 系统运行 627

14.16 二回路取样系统 628

14.16.1 系统功能 628

14.16.2 系统描述 628

14.17 设备和地面疏水系统 629

14.17.1 系统功能 629

14.17.2 系统描述 630

14.17.3 设备描述 631

14.17.4 系统运行 632

14.18 化学和容积控制系统 632

14.18.1 系统功能 633

14.18.2 系统描述 635

14.18.3 设备描述 639

14.18.4 系统运行 646

14.19 主控室采暖、通风和空调系统 648

14.19.1 系统功能 648

14.19.2 系统描述 649

14.19.3 设备描述 650

14.19.4 系统运行 654

14.20 消防系统 655

14.20.1 系统功能 656

14.20.2 系统描述 657

14.20.3 设备描述 663

14.20.4 系统运行 664

14.21 通信系统 665

14.21.1 系统功能 665

14.21.2 系统描述 665

14.22 放射性废物处理系统 668

14.22.1 放射性源项 669

14.22.2 放射性废液系统 672

14.22.3 放射性废气系统 678

14.22.4 放射性固体废物系统 681

参考文献 684

第十五章 蒸汽动力转换系统 685

15.1 概述 685

15.1.1 蒸汽动力转换系统 685

15.1.2 能量平衡 686

15.2 汽轮发电机系统 686

15.2.1 汽轮机 686

15.2.2 发电机 689

15.2.3 湿汽分离再热器系统 689

15.2.4 汽轮机抽汽系统 690

15.2.5 汽轮机轴封蒸汽系统 691

15.2.6 厂内循环水系统 691

15.2.7 闭式循环冷却水系统 691

15.2.8 开式循环冷却水系统 692

15.3 主蒸汽系统 692

15.3.1 系统描述 692

15.3.2 设备描述 695

15.3.3 系统运行 698

15.3.4 汽轮机旁路系统 699

15.4 凝结水与给水系统 700

15.4.1 系统描述 700

15.4.2 设备描述 708

15.4.3 系统运行 710

15.5 启动给水系统 714

15.5.1 系统描述 714

15.5.2 设备描述 715

15.5.3 系统运行 716

15.6 辅助蒸汽系统 718

15.7 保护设施 718

15.7.1 失去外部电力负荷 718

15.7.2 主蒸汽管道的超压保护 718

15.7.3 失去主给水流量保护 718

15.7.4 汽轮机飞射物保护 718

15.7.5 汽轮机保护性停机 719

15.7.6 汽轮机超速保护 719

15.7.7 放射性保护 719

15.7.8 流致加速腐蚀的保护 719

15.8 二次侧水化学控制 720

15.8.1 污染物的进入 720

15.8.2 凝结水精处理系统 720

15.8.3 化学添加系统 721

15.8.4 蒸汽发生器排污系统 722

15.8.5 异常情况下的干预水平 722

15.8.6 保养和加热 723

参考文献 725

第十六章 电气系统 725

16.1 概述 725

16.2 厂外电力系统 725

16.3 厂内交流电源系统 726

16.3.1 中压10kV电源系统 727

16.3.2 低压400/230V电源系统 730

16.4 厂内直流电源系统 734

16.4.1 1E级直流系统 734

16.4.2 1E级不间断电源 740

16.4.3 非1E级直流和不间断电源系统 740

16.4.4 电气系统供电功能分析 741

16.5 厂内备用柴油发电机和辅助柴油发电机 744

16.5.1 厂内备用柴油发电机 744

16.5.2 辅助柴油发电机 746

16.5.3 柴油机燃油系统设备和运行 746

16.6 电气贯穿件、电缆通道和电缆、电气接地和防雷保护 750

16.6.1 安全壳电气贯穿件 750

16.6.2 电缆通道和电缆 750

16.6.3 电气接地系统 752

16.6.4 防雷保护 752

16.7 变频器 752

16.8 核电厂照明系统 754

16.8.1 正常照明 754

16.8.2 应急照明 755

16.8.3 安全盘照明 756

参考文献 756

第十七章 仪表控制系统 756

17.1 定义 756

17.2 AP1000仪控系统概述 757

17.2.1 AP1000仪控系统总体结构 757

17.2.2 AP1000仪表和控制系统平台 760

17.3 反应堆紧急停堆系统 762

17.3.1 概述 762

17.3.2 反应堆紧急停堆信号 766

17.3.3 反应堆停堆系统的联锁 783

17.3.4 反应堆停堆功能的旁通 792

17.3.5 用于反应堆停堆的各种变量 792

17.4 专设安全设施 793

17.4.1 引言 793

17.4.2 系统描述 794

17.4.3 专设安全设施触发的闭锁、允许和联锁 810

17.4.4 ESF触发旁通 810

17.5 安全停堆所需的系统 812

17.5.1 概述 812

17.5.2 利用安全相关系统实现安全停堆 812

17.5.3 利用安全相关系统和非安全相关系统实现安全停堆 814

17.5.4 利用非安全系统实现安全停堆 815

17.5.5 安全停堆系统 817

17.5.6 在主控室外实现安全停堆 818

17.6 安全相关的信息显示 819

17.6.1 概述 819

17.6.2 变量分类和要求 819

17.6.3 变量描述 835

17.6.4 处理和显示设备 843

17.7 对安全重要的联锁系统 843

17.7.1 防止低压系统超压 844

17.7.2 证实专设安全设施的可用性 844

17.8 控制和仪表系统 848

17.8.1 引言 848

17.8.2 描述 849

17.8.3 反应堆功率控制系统 850

17.8.4 棒控系统 852

17.8.5 稳压器压力控制系统 856

17.8.6 稳压器水位控制系统 856

17.8.7 给水控制系统 857

17.8.8 蒸汽排放控制系统 858

17.8.9 快速降功率系统 860

17.9 多样化驱动系统 861

17.9.1 概述 861

17.9.2 接口 862

17.9.3 自动触发功能 863

17.9.4 手动触发功能 865

17.9.5 指示功能 867

17.9.6 报警 868

17.9.7 多样化驱动系统总体结构 868

17.10 辐射监测系统 869

17.10.1 概述 869

17.10.2 工艺、气载和排出流辐射监测 870

17.10.3 正常运行时的区域辐射监测 876

17.10.4 事故后区域监测仪 877

17.11 地震监测系统 878

参考文献 879

第十八章 AP1000核电厂构筑物、系统和部件的分级、抗震设计和设备鉴定 881

18.1 AP1000核电厂SSCs的分级 881

18.1.1 抗震分类 881

18.1.2 AP1000的分级系统 882

18.1.3 AP1000设备级别的定义和准则 885

18.1.4 检验要求 890

18.1.5 AP1000核电厂安全相关机械以及流体系统的部件和设备分级 890

18.2 AP1000核电厂有特殊管理要求的非安全级系统和部件 894

18.2.1 非安全系统监管处理（Regulatory Treatment of Non-Safety System,RTNSS）的范围和准则 895

18.2.2 作聚焦的概率风险分析 895

18.2.3 安全壳性能的保证 896

18.2.4 超过72 h后的安全和地震考虑 896

18.2.5 对ATWS规则（10CFR50.62）和全厂断电规则（10CFR50.63）的评价 897

18.2.6 系统之间的显著有害的相互作用的评价 897

18.2.7 选定的需要监管的非安全相关的SSCs 897

18.2.8 对选定的重要的非安全相关的SSCs的监管内容 898

18.3 AP1000核电厂SSCs的分级与相应工业标准之间的关系 900

18.3.1 AP1000核电厂A级、B级和C级SSCs遵循的主要规范、标准 900

18.3.2 AP1000核电厂D级系统和部件遵循的典型工业规范、标准 901

18.3.3 其他级别设备建造遵循的主要工业规范、标准 901

18.3.4 电气系统、设备遵循的主要工业标准 902

18.3.5 AP1000的建筑结构在设计和建造中遵循的主要规范和标准 903

18.4 AP1000核电厂安全相关SSCs的抗震设计 904

18.4.1 基本准则 904

18.4.2 抗震设计输入 904

18.4.3 抗震Ⅰ类构筑物的支承介质 912

18.4.4 抗震系统分析 914

18.4.5 抗震分析方法 916

18.5 AP1000核电厂的设备鉴定 931

18.5.1 AP1000核电厂设备鉴定所遵循的法规、标准和导则 931

18.5.2 机械电气设备的抗震与动力学鉴定 934

18.5.3 AP1000核电厂设备的环境鉴定 939

18.5.4 鉴定试验中对失效部件或装置的处理 967

18.5.5 AP1000设备鉴定的文档管理 967

参考文献 968

下册 973

第四篇 AP1000核电厂的调试 973

第十九章 核电厂的调试 973

19.1 调试启动的目的、条件、内容和调试大纲 973

19.1.1 调试启动的目的 973

19.1.2 开始调试活动的条件 974

19.1.3 调试的主要内容 974

19.1.4 调试大纲 974

19.1.5 调试网络进度计划 975

19.2 核电厂调试的主要阶段 976

19.2.1 核电厂调试阶段的划分 976

19.2.2 安装阶段的相关试验 976

19.2.3 A阶段：预运行试验 976

19.2.4 B阶段：装料、初始临界和低功率试验 978

19.2.5 C阶段：功率试验 980

19.3 调试组织、职责和人员 981

19.3.1 调试组织 981

19.3.2 调试活动的职责和人员 982

19.4 试验规程 983

19.5 核电厂调试启动应遵循的核安全法规和导则 983

参考文献 984

第二十章 AP1000核电厂的调试大纲 984

20.1 初始启动时的试验大纲 984

20.1.1 试验大纲的总体目标 984

20.1.2 建造和安装试验大纲的目的 985

20.1.3 预运行试验大纲的目的 985

20.1.4 启动试验大纲的目的 986

20.2 调试组织管理和程序 986

20.2.1 调试组织管理 986

20.2.2 试验说明书和试验规程 987

20.2.3 试验大纲的实施 987

20.2.4 试验结果审查 987

20.2.5 试验记录 988

20.2.6 在编制试验大纲过程中利用以往反应堆运行和试验的经验 988

20.2.7 应用核电厂运行和事故规程 988

20.3 AP1000首堆和首三堆要做的试验 988

20.3.1 仅在AP1000首堆要做的试验 988

20.3.2 AP1000首三堆要做的试验 990

20.4 启动试验阶段的前提条件 990

20.4.1 首次装料 991

20.4.2 初始临界 991

20.4.3 提升功率试验 992

20.5 试验大纲进度计划 992

20.6 预运行试验 993

20.6.1 安全相关功能系统的预运行试验 993

20.6.2 纵深防御系统的预运行试验 1015

20.6.3 非安全相关放射性系统的预运行试验 1032

20.6.4 其他非安全相关系统的预运行试验 1036

20.7 启动试验程序 1046

20.7.1 首次装料和临界前试验 1046

20.7.2 初始临界试验 1057

20.7.3 低功率试验 1059

20.7.4 提升功率试验 1064

参考文献 1080

第五篇 AP1000核电厂的安全分析 1081

第二十一章 瞬态和设计基准事故分析 1081

21.1 概述 1081

21.2 运行工况 1082

21.2.1 工况Ⅰ：正常运行和运行瞬态 1082

21.2.2 工况Ⅱ：中等频率事件 1083

21.2.3 工况Ⅲ：稀有事故 1084

21.2.4 工况Ⅳ：极限事故 1084

21.2.5 验收准则 1085

21.3 初始条件的确定 1085

21.3.1 初始值的确定 1086

21.3.2 控制系统的优化 1087

21.3.3 功率分布 1088

21.3.4 事故分析中假定的反应性系数 1089

21.3.5 控制棒的插入特性 1089

21.3.6 在事故分析中假设的保护和安全监测系统设定值与事故停堆的时间延迟 1091

21.3.7 功率量程中子注量率的仪表漂移和量热误差 1094

21.3.8 用于缓解事故后果的核电厂系统和设备 1095

21.3.9 裂变产物存量的确定 1095

21.3.10 剩余的衰变热 1096

21.3.11 单一故障准则和设备故障分类 1096

21.3.12 操纵员干预行动的考虑 1099

21.3.13 失去厂外交流电的考虑 1099

21.4 使用的计算机程序 1100

21.5 反应堆排热增加 1102

21.5.1 引言 1102

21.5.2 主蒸汽管道破裂 1102

21.5.3 辐射后果 1105

21.6 反应堆排热减少 1107

21.6.1 引言 1107

21.6.2 失去外部电力负荷 1108

21.6.3 事故分析结果 1109

21.7 反应堆冷却剂系统流量减少 1110

21.7.1 引言 1110

21.7.2 反应堆冷却剂泵卡轴事故 1110

21.7.3 辐射后果 1112

21.8 反应性和功率分布异常 1113

21.8.1 引言 1113

21.8.2 弹棒事故 1113

21.8.3 辐射后果 1117

21.9 反应堆冷却剂装量增加 1117

21.9.1 引言 1117

21.9.2 在功率运行时，堆芯补水箱意外投入运行 1118

21.9.3 事故分析结果 1119

21.10 反应堆冷却剂装量减少 1120

21.10.1 引言 1120

21.10.2 失水事故概述 1121

21.10.3 小破口失水事故 1121

21.10.4 大破口失水事故 1124

21.10.5 失水事故后的长期冷却 1127

21.10.6 辐射后果 1128

21.11 事故放射性后果的计算模型和参数 1128

21.11.1 厂外剂量计算模型 1128

21.11.2 主控室剂量计算模型 1129

21.11.3 源项 1130

参考文献 1130

第二十二章 试验和计算机程序 1130

22.1 概述 1130

22.1.1 我国对安全分析用计算机程序的要求 1135

22.1.2 美国联邦法规10CFR的要求和使用的方法 1137

22.2 西屋公司的试验计划 1138

22.2.1 引言 1138

22.2.2 堆芯补水箱试验 1144

22.2.3 ADS试验 1144

22.2.4 PRHR热交换器试验 1146

22.2.5 APEX整体试验 1146

22.2.6 SPES-2高压全高度综合试验 1150

22.2.7 风洞试验 1152

22.2.8 水分配试验 1153

22.2.9 非能动安全壳冷却系统大比例综合试验 1154

22.3 非LOCA程序LOFTRAN的验证 1156

22.4 小破口失水事故分析程序NOTRUMP的验证 1158

22.4.1 NOTRUMP程序在AP600中的应用 1158

22.4.2 NOTRUMP程序在AP1000中的应用 1158

22.5 大破口失水事故分析程序WCOBRA/TRAC的验证 1159

22.5.1 WCOBRA/TRAC程序在大破口失水事故分析中的应用 1159

22.5.2 WCOBRA/TRAC程序在长期冷却分析中的应用 1161

22.6 安全壳DBA分析程序WGOTHIC的验证 1162

参考文献 1162

第二十三章 严重事故 1163

23.1 概述 1163

23.1.1 我国核安全法规的相关规定 1163

23.1.2 美国核安全法规的相关规定 1164

23.2 严重事故的预防 1167

23.2.1 非能动安全相关系统 1167

23.2.2 纵深防御的能动非安全相关系统 1168

23.2.3 安全壳内置换料水箱 1168

23.2.4 多重的衰变热排出系统 1168

23.2.5 自动降压系统 1169

23.2.6 多重安注系统 1169

23.2.7 多重堆芯长期再循环系统 1169

23.2.8 多重非能动安全壳冷却系统 1169

23.2.9 屏蔽式反应堆冷却剂泵 1169

23.2.10 改进的主控室设计和数字仪表系统 1170

23.2.11 大型稳压器和低功率密度 1170

23.2.12 安全系统多重系列之间的实体隔离 1170

23.2.13 直流供电系统在全厂断电72h内高可靠的供电能力 1170

23.3 严重事故的缓解 1170

23.3.1 自动降压系统 1170

23.3.2 非能动冷却的大容积钢制安全壳 1171

23.3.3 安全壳内置换料水箱 1171

23.3.4 反应堆压力容器外部冷却 1171

23.3.5 堆腔室设计 1172

23.3.6 氢气点火系统 1172

23.3.7 非安全级的安全壳喷淋系统 1172

23.3.8 安全壳通风 1173

23.4 严重事故现象学 1173

23.4.1 一般压水堆的严重事故现象 1173

23.4.2 AP1000严重事故进程 1180

23.4.3 裂变产物源项 1190

23.5 堆内熔融物容器内持留 1191

23.5.1 压力容器下封头熔池结构 1193

23.5.2 压力容器下封头损坏机制 1194

23.5.3 AP1000下封头熔池的传热 1196

23.5.4 AP1000的IVR分析结果 1199

23.5.5 AP1000的IVR工程实施 1204

23.6 MAAP 4程序描述和AP1000模型 1206

23.6.1 MAAP 4程序 1206

23.6.2 MAAP 4程序对AP1000的建模 1207

参考文献 1210

第二十四章 概率安全分析（PSA） 1210

24.1 概述 1210

24.2 AP1000 PSA的目的和范围 1212

24.3 AP1000的PSA分析方法 1216

24.4 概率安全准则 1218

24.5 AP1000的PSA分析结果 1219

24.5.1 引言 1219

24.5.2 带功率运行下的CDF 1221

24.5.3 带功率运行条件下内部事件导致的LRF 1231

24.5.4 停堆（及低功率）工况下的CDF和LRF 1233

24.5.5 内部水淹、内部火灾和地震裕度的概率安全分析结果 1236

24.5.6 对降低风险起主要作用的系统和设备 1240

24.5.7 AP1000全厂PSA分析结果 1243

参考文献 1245

附录A AP1000技术术语缩写表 1247

附录B 常见英制计量单位符号及与公制计量单位换算关系 1270

附录C AP1000反应堆系统符号图示及缩略语 1271

附录D AP1000模块名称与描述 1276

附录E AP1000机械和流体系统、部件和设备分级 1289

附录F “设备鉴定数据包”的内容与格式 1349