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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 AP1000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 APl000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72h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SSCs897

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CDF1221

24.5.3 带功率运行条件下内部事件导致的LRF1231

24.5.4 停堆（及低功率）工况下的CDF和LRF1233

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