AP1000第三代核电站采用非能动的预防和缓解严重事故的措施

AP1000_资料介绍

所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。

“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。

非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。

非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。

AP1000总体概括及特点1. 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。

西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。

屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。

AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。

AP1000非能动核电站技术简介

AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 4、在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 5、保持“成熟设备”的可信度； 6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 7、保持 AP600 的安全执照许可证基础； 8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的要求； 9、接受 AP600 政策质询。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的燃料棒有4种不同富集度，以展平组件内功率分布。作为例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃，与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周期平衡换料,相对年换料制(12个月换料),电厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次数的减少，降低了电厂运行人员的放射性辐照剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达到50 GWD/MTU的高燃耗。目前运行压水堆的平均卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料的发电成本随燃耗加深而降低（见左图），所以采用高燃耗管理策略可降低燃料的发电成本，

浅谈AP1000核电厂保护和安全系统PMS操作平台CommonQ_丛曦宇

6、Common Q电源
Common Q系统的电源是一个19英寸，带插入式模件的组件，不
同输出电压的模件都可以使用。电源系统的交流输入是10 0 ~14 0 V或
200~260V，频率47~63Hz。电源能满足交流220V、频率50Hz的应用要
求。
所有的电源组件都封装成插件式模件插在一个固定标准19英寸
在改动过程中的通道就由MTP旁路。可利用预先编程好的对话框来输
入和验证设定值、常量，对话框将输入和验证分离，以缓解可能的操作
错误。
修改组态:通过MTP，能够装载新的或者修改过的组态。
图形功能 : M T P显示系统的图形功能包括柱状图、静态文本对
象、动态数据对象等。
趋势功能:MTP显示的趋势显示功能在任意轴向上（时间轴或数
社,2008. [2]Westinghouse AP1000 Design Control Document Rev.16Chapter 2. [3]刘子介.Common Q在AP1000PAMS中的应用.电气技术,2010年第3期. [4]ABB-CE,CENPD-396-P,mon qualified platform.
1)维护和测试面板（MTP）。一个Common Q安全系统通道有一个
MTP。通过MTP，能够执行监视、纠正性维修、修改设定值、旁路一个
通道，初始化自动测试以及显示详细的系统诊断信息。MTP也能够向
AC160处理器模件装载组态。MTP还具有图形和趋势功能。
修改设定值:MTP能在电厂运行时改变设定值和“可寻址”常量，
72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，
AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。

AP1000非能动安全相关系统综述

安全注入箱
1）在LOCA事故时，能在有限的几分钟时间间隔内向堆芯注射十分大的安注流量。 2）在事故情况下，反应堆冷却剂系统压下降到低于安注箱的氮气压力（50大气压）时，两只串连的止回阀开启，硼水靠氮气压力注入反应堆冷却剂系统。
内置换料水箱
1）在LOCA事故时，能在很长时间间向堆芯注射较小的安注流量。 2）内置换料水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。在事故情况下，根据驱动信号自动打开爆破阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯
自动降压系统
在假想事故发生后，自动降压系统的阀门必须打开后，堆芯冷却系统（PXS）才能运行为堆芯提供应急冷却
安全壳PH值控制系统值控制系统安全壳
在安全壳内设有PH调节篮，篮中装有颗粒状的磷酸三钠（TSP），篮子位置低于事故后最小的淹没水位。因而在发生事故时，水到达篮子，溶解磷酸三钠，控制安全壳内PH值在7.0—9.5之间，减少空气中放射性碘含量。
主控室应急可居留性系统(VES) 为主控室(MCR) 在一次电厂事故以后提供新鲜空气、冷却和增压。在接收到主控室高辐射信号以后, VES系统自动启动运行, 隔离正常的控制室通风通道并开始增压。一旦系统开启运行, 所有功能都完全是非能动的。VES 空气气源来自一组压缩空气贮存箱。 VES 也使主控室保持在一个略为正压的状态下, 以尽量减少周围区域内气载污染物的渗入。
2只，每只容积为56.6m3，内装2600ppm的含硼水
内置换料水箱：（执行低压低压安全注射功能）内置换料水箱：低压）
1只，容积为2092 m3 ，内装2600－2900ppm的含硼水
第四个水源
堆芯补水箱
1）在LOCA事故时，能在较长时间间隔内向堆芯注入较大的安注流量 2）在发生不包括LOCA事故的情况下，当正常补水系统不可用或不足时，堆芯补水箱为反应堆冷却剂系统提供紧急补水和硼化。 3）堆芯补水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。在事故情况下，根据驱动信号自动打开下泄注射管的气动阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯

AP1000核电站施工危险分析及应对措施

86工业安全与环保2013年第39卷第l o期I ndust r i al Saf e t y a nd Envi r onm e nt al Pr o t ect i on O ct01)er2013A Pl000核电站施工危险分析及应对措施董大曼(华东理工大学戴牡巧上海200237)摘要由于A Pl000堆型存在模块化施工、并行施工等特殊性，在项目施工过程中，遇到了由交叉作业繁多、工作面狭小、吊装作业危险性大等带来的安全问题，以及并行施工所导致的施工进度协调等管理问题。

基于能量意外释放理论和不确定性理论研究核岛施工存在的危险作业，结合实际施工对核岛建设中的危险进行分析，并据此提出应对措施。

关键词A P l000核电建设能量释放理论危险分析T he A nal ysi s of A Pl000N uc l ea r P ow er C ons t r uct i on H azar ds and C ount er m easur esD O N GD am i n D A I i uqi ao(E ast C hl na U n／t拂／ty ofSci ence and Technology胁喇2(I)237)A b s t r act I n r e cen t yew s．m any A Pl000nucl ea r pow er pl an t s ar e und er con st r uct i o n i n O U F count r y．D ue t o t he pecul i ar lt i es of m odul ar a nd pa ra l l d const ruc t i on i n t hat ad vanced r ea ct or，i n t he C o ur s e of proj ect const ruct i on，s afet y i ss ues caus edby w i de al t er nat e oper a t i ons，I l a r r ow w or ki ng f a ce and dange∞璐硒I l g oper at i om ar c produced，af t w e l l$18ot her i ssu es about coordi na t i on of con st r uct i o n pr ogr es s r esul t i ng f r o m par aI l el c onst ruct i on．B a se d o n ene rgy t t'9／IK fe r t heor y a nd ui l c er-t ai lI ty t he or y，t hi s pap er conduct s r e se ar c he s O i l danger ous ope r at i ons i n I lt l el ear i sl and c om t r uc t i on，a na l yze s t he r i sks i n t hecom w act i on a nd al s opr o poses$O l r f l e cxa-t e spondi ngIl lef B黼．K eyW or ds A Pl000nucl ea r pow er const ruct i on ene rgy tt'删er t heor y ha z ard ana l ys i s0引言A Pl000作为一种新的堆型，在建造方面除采用模块化施工外，还有许多新的特点，如“开顶法”施工、并行施工以及大体积混泥土施工等Ll l。

AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理

AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理从上世纪90年代起，为排除美国三哩岛、苏联切尔诺贝利核电厂严重事故的负面影响，全球核电业界集中力量对核电安全性进行了研究，美国和欧洲先后开发出以“先进轻水堆”（ALWR）为主要特点的第三代核电技术。

第三代核电技术存在更安全、更经济、核废料少等优点，目前在世界上也是刚起步。

经过多方面的评审论证，中国引进被称为最选进的第三代核电技术的美国西层公司的AP1000设计，并将在浙江三门建设世界首座AP1000核电厂。

AP1000设计包含了许多现有核电厂不同的设计特点，其中最重要的是全面采用了非能动安系统。

了解AP1000核电技术与国内已较好常握的第二代或二代加压水堆核电技术的差异，将有助于更好地控制AP1000技术，以建设和运行好这种新型核电厂。

1、AP1000的非能动安全设计在现有核电厂和改进型轻水堆中，许多安全相关系统设计为能动系统。

与这些核电厂设计不同，AP1000压水堆的设计全面采用非能动安全系统来缓解事故。

非能动安全系统执行安注、余热导出以及安全壳冷却功能，其驱动全部依靠自然循环，包括重力、对流以及贮存的能量。

这些系统中无泵类设备，阀门是仅需电池供电的气动阀或使用压差的止回阀，并且除有限的供安全相关隔离功能（如安全壳隔离）的系统外，一切能动安全设计均为非安全相关。

此外，AP1000的设计也包括了一些用于供给电厂安全纵深防御的反应堆冷却剂补充和热导出的非安全相关的能动系统。

这些系统在电厂发生瞬态和严重事故时作为第一道防线，避免非能动安全系统不必要的频繁动作，减轻对非能动系统的压力。

美国电力研究院（EPRI）编制的ALWR用户要求文件（URD）的设计准则之一就是，要求不需要操纵员的动作或场外支持，由所有非能动系统在设计基准事情后72h后执行其非安全系统（能动系统）给安全系统补充或直接承担堆芯和安全壳热量导出的功能。

遵守URD的要求，可能用来供纵深防御能力的能动系统包括：化容控制系统、反应堆停堆冷却系统和备用给水系统、燃料水池冷却系统，以及支持这些系统运行的有关系统和结构，包括非安全级的备用柴油发电机、设备冷却水系统。

建核电机组对严重事故的预防和缓解能力究竟如何

对于新建核设施，《核安全规划》提出了具体目标：新建核电机组具备较完善的严重事故预防和缓解措施，每堆年(相当于核电站中的1个反应堆运行1年)发生严重堆芯损坏事件的概率低于十万分之一，每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率低于百万分之一；消除研究堆、核燃料循环设施重大安全隐患，确保运行安全。

核电站的安全性主要由两个指标来衡量：一是反应堆堆芯损伤频率(CDF，简称堆熔频率)，二是放射性核素大规模释放的频率(LRF，简称释放频率)。

我们的安全目标很明确，对新建和未来的机组一定要遵守三代核电机组以上的标准，即堆熔频率一定要小于1×10-5(十万分之一)/堆年，释放频率要小于1×10-6(百万分之一)/堆年。

目前，这个新的安全目标只有三代核电才能达到。

实际上，采用非能动安全理念的AP1000三代核电的堆芯熔化频率是5.08×10-7/堆年，而释放频率能达到5.92×10-8/堆年。

它的含义是：每个反应堆运行一年，其发生堆芯熔化的可能性约为千万分之五，而放射性物质大规模释放的可能性约为亿分之六。

这是个什么概念？在工程上，对某一事件发生的概率而言，10-8是个门槛，一般来讲，释放频率到了10-8，核电厂发生放射性物质大规模释放基本上就不大可能了。

有“好事者”计算过，天上陨石掉下来正好砸着人脑袋的概率大约是10-11到10-10。

因此，核事故发生的概率极低。

AP1000核电机组在断电事故发生时，三天内不需要外部供电，72小时内也不需要外部支持，安全性已经很高。

我们现在要研究的目标就是，如何解决AP1000类型的核电机组72小时以后的长期供电以及冷却水源等问题。

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析摘要：以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。

本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。

关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”[1-2]的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。

第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。

第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些国家已经选用或准备选用第三代核电技术进行新的核电机组建设。

第三代核电技术以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表。

AP1000在传统成熟的两环路压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动化理念。

与传统的压水堆安全系统相比[3]，非能动安全系统更加简单，它们不需要现有核电站中那些种类繁多的安全支持系统，使核电站安全系统的设计发生了革新性的变化。

EPR 主要以法国N4核电站和德国Konvoi核电站为考，充分吸收了法国和德国多年核电设计、建造和运行经验，通过渐进式的模式改进安全系统的设计，提高核电站的总体安全水平和可利用率。

1AP1000专设安全系统的组成和特点与传统核电站相比，APl000的非能动安全系统在电厂安全性和投资保护方面有了重大的提高，无需操纵人员行动或交流电支持即可建立并长期维持堆芯冷却和安全壳的完整性。

非能动安全先进核电厂AP1000问答

第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。

中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。

保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。

结构格架与导向管相连。

底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。

顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。

其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。

注：选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。

3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。

调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。

停堆棒组用于反应堆停堆。

黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。

调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。

轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。

补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。

停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。

4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。

灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。

②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。

改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。

第三章1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线⑤安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)；⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。

AP1000与二代改进型核电厂严重事故管理导则的比较

AP1000与二代改进型核电厂严重事故管理导则的比较摘要：简要介绍了ap1000严重事故管理导则（samg），并根据ap1000和二代改进型核电厂的各自特点以及严重事故预防缓解策略，对两者严重事故管理导则进行了对比分析，得到了ap1000严重事故管理导则的特点和差异，为国内严重事故管理导则的进一步开发和完善提供了基础。

关键词：ap1000；严重事故；samg中图分类号：tm623 文献标识码：a 文章编号：1006-6675（2013）15-一、引言ap1000作为三代核电厂，针对严重事故工况，设置了二代改进型核电厂中没有的非能动系统，比如非能动堆芯冷却系统（pxs）、非能动安全壳冷却系统（pcs），并增设了自动降压系统（ads）、堆内熔融物滞留（ivr）等缓解措施。

因此，ap1000的严重事故预防和缓解策略与二代改进型电厂有很大不同。

相应的，用于严重事故发生后为操纵员进行严重事故管理提供指导的samg也做出了相应的调整。

二、ap1000严重事故管理导则的开发在ap1000设计过程中，严重事故预防和缓解作为一个整体来考虑。

非能动电厂设计的主要的驱动力是事故管理理念：防止事故发展到堆芯损伤。

另外，在低概率的堆芯损伤事故中，电厂设施需要将损伤的堆芯碎片维持在安全壳内，以达到终止事故进程并使堆芯回到可控稳定的状态。

ap1000严重事故管理导则是基于ap600严重事故管理导则以及西屋用户组严重事故管理导则（wog samg）开放的。

ap1000严重事故管理导则主要应对堆芯受损之后的严重事故。

在堆芯受损之前，使用应急运行规程（eop），ap1000的eop基于ap1000的应急响应导则（egrs））。

在执行ap1000严重事故管理导则之后，不再执行ap1000erg。

ap1000严重事故管理导则包含了由psa发展而来的一些独特见解的应用以及过去20年总结的严重事故管理经验。

总之，严重事故管理导则是将目前对严重事故的认识水平，应用于处理实际电厂运行和技术问题。

第三代压水堆核电站AP1000简介1

– 下部堆芯支撑板
AP1000的RCS主要特点
在RCS中增设了多级自动降压系统，确保非能动堆芯冷却系统运行，实现高、中、低压阶段的安注功能。冷却剂管道采用4进2出的布置，即每一环路有两条冷管段和一条热管段。适应于采用屏蔽泵、有利于泵的维护及半管运行。采用屏蔽电机泵作为反应堆冷却剂泵。具有较高的运行寿命和可靠性，减少维修工作量，消除了因轴封水失效或全厂断电情况下冷却剂泄漏的潜在根源，提高了电厂的安全性和可用率。加大了稳压器的容积，提高了RCS承受瞬态工况的能力，减少了非计划停堆次数。采用一体化顶盖技术，取消了堆芯下部（压力容器底部）贯穿件，将压力容器泄漏的可能性降至最低，降低堆芯裸露风险。
AP1000主要特点---简化
系统、设备、厂房等物项减少－－降低电厂建造成本
设备、厂房数量比较
项目安全级阀各类泵安全级管道电缆抗震厂房容积单位 (只) (台) (m) (106× m) (m3) 1000MW 参考电站 2844 280 33528 2.77 359773 AP1000 592 180 5791 0.366 158640
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动安全系统
① 非能动余热排出系统
非能动余热排出系统，在电厂瞬态、事故工况下，当反应堆正常余热排出系统失效时，利用冷热流体的密度差形成的驱动力，自动排出堆芯的余热。（自然循环）该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、阀门。热交换器布置在换料水箱内，可大量吸收反应堆内的余热。当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入反应堆钢制安全壳，并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续作为热交换器的冷却介质。钢安全壳外，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳外喷水和自然对流的空气带走CV热量，实现反应堆余热的排出。

AP1000核电机组本土化研究进展

事故）作为设计基准，仅考虑有限显然先进一些。的防范和缓解。同时，第二代核电
屏蔽泵供应商ＥＤ公司已制订了Ｍ详细的试验验证计划，正在组织实主泵供应商ＥＭＤ公司分别在
Ⅳ）。第四代核能系统开发的目标是要在２３年或更早一些时间创新００
地开发出新一代核能系统，使其在
安全性、经济性、可持续发展性、
防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应
提高了核电厂的安全性，同时也会降低核电机组建设和运营的成本。针对我ＩＡＩ０核电机组￣ＰＯ０Ｉ
本土化研究进展，本刊专访了核电专家欧阳予院士。
０《中国核电》：核能在当今能代核电机组。我国目前已经运行的在美国能源部的倡议下，ｌ个有意发展核能利用的国家派专家联合源和经济领域中发挥着重要的作核电机组都属于第二代核电机组。１７年和ｌ８年分别发生的三组成了 “ 四代国际核能论坛 ” ９９９６第用，请您介绍一下核能发电技术的发展历程。
ＰＯ０代核电机组比第二代更加安全，请争。目前，世界上正在商业运行的ＡＩ０核电技术。同时，科研人员也在积极研具体介绍一下第三代核电机组的安４００多台核电机组绝大部分是在这段００月时期建成的，这些机组被称为第二发第四代核能系统。２０年１，全性。．

第三代核电机组的特点

第三代核电机组具有以下特点：
1. 安全性，具有预防和缓解严重事故的设施，并满足下列指标
1.1 堆芯熔化事故概率≤10 -5堆年。

AP1000为3X10 -7堆年，M310为5X10-5堆年。

1.2 大量放射性释放到环境的事故概率≤10 -6堆年。

2. 经济性
2.1 机组可利用率≥87%。

2.2 设计寿命60年。

2.3 建设周期不大于54个月。

3. 非能动安全系统
即利用物质重力、流体对流和辐射、压缩空气膨胀、扩散等天然原理，不需要专设动力驱动的安全系统，在应急情况下冷却和带走堆芯余热，这样，系统简化、设备减少，提高了安全性和经济性。

4. 单机容量进一步大型化
AP1000: 110-120万千瓦（CAP1400可提高到140万千瓦）。

EPR: 160-170万千瓦。

NP-21: 170万千瓦。

WWER：150万千瓦。

5. 采用整机数字化仪控系统
目前第三代均采用了整体数字化控制系统。

我国田湾和10MW高温气冷试验堆均已采用整体数字化控制系统。

6.施工建设模块化以缩短工期
摘录自：中国科学院院士欧阳予《世界核电技术发展趋势及第三代核电技术的定位》。

AP1000核电厂严重事故管理导则的建立

对导则的各部分（行卷、则卷和背景卷）行了详细说明，执导进最后定义了执行ＳＭＧ包括的内容。Ａ关键词：故管理；架；立事框建
故管理导则将为核电厂运行和技术人员提供严重事故方面现有水平的１简介发生严重堆芯损伤后，ＰＯ０急运行规程（Ｏ）不再适用。知识。然而，ＡＩ０应ＥＰ堆芯熔化过程存在不确定眭，，因此由导则提供严重事故管相Ｏ操作规程的操作而言，它不是指令ｆ的。生ＡＩ０ＰＯ０核电厂应依据ＡＩ０ＰＯ０严重事故管理导则框架，开发和执行严理，对于堆芯熔化前的ＥＰ重事故管理导则（ＡＧ。ＡＩ０ＡＧ已经根据严重事故管理导则ＳＭ）ＰＯ０ＳＭＡＩ０ＡＰＯ０ＳＭＧ由西屋业主集团（ＧＳＭＧ的形式和内容发展ｗ０）ＡＷＯＡＳＳ框架Ⅲ 中的信息、ＰＯ０ＡＩ０概率风险评价（Ｒ和开发过程中的相关研究而来，ＧＳＭＧ已经应用于美国所有的西屋设计的ＮＳ压水堆ＰＡ）而建立。ＡＩ０ＰＯ０严重事故管理导则框架由Ａ６０Ｐ０严重事故管理导则（ｗＲ核电机组以及世界上各种压水堆设计，ｐ）包括西屋、ＲＶＫＡＥＡ、ＷＵＶＲ从９８ＷＯＡＧ已经在严重事故演习中得到充分框架发展而来。开发的严重事故管理导则由执行卷、导则卷和背景卷三和ＶＥ。１９年起，ＧＳＭ卷组成。采用ＡＩ０设计的核电厂应执行ＡＩ０ＡＶ。ＰＯ０ＰＯ０Ｓ１ＧＩ测试，并且证明这是一套有效的、用户友好的导则。因此，从ＷＯＧ２ＡＩ０ＡＰＯ０ＳＭＧ的建立ＳＭＡＧ扩展至ＡＩ０ＡＧ是个自然的过程。ＰＯ０ＳＭ事故的防止和缓解是ＡＩ０ＰＯ０设计进程的一部分。非能动核电厂ＡＩ０ＡＰＯ０ＳＭＧ采用的技术基础与ＷＯＡＧ相同，ＥＲ严ＧＳＭ为ＰＩ设计的一个重要出发点是防止事故发展至堆芯损伤的事故管理理念。重事故管理技术基础文件。该文件详细记录了１９年代早期已知的严９０此外，率较低的堆芯损伤事故中，没计的某些特陆使损坏的堆芯重事故现象和行为。根据近年来世界范围内的研究成果、从ＡＩ０概电厂ＰＯ０保留在安全壳内，到终止事故进程，电厂带至可控的稳定状态ＰＡ获得的知识和ＡＩ０ＡＧ框架（ＡＩ０ＡＧ开发前完以达将核ＲＰＯ０ＳＭ在ＰＯ０ｓＭ的目的。尽管ＡＩ０拥有较高的缓解严重事故能力，强管理能力成）该技术基础已经进行更新和补充。进行的一系列ＡＩ０严重事ＰＯ０对增，所ＰＯ０的可选操作的讨论仍然是有意义的。ＰＯ０电厂严重事故管理导则故分析可以支持ＡＩ０ＡＡＩ０核ＰＯ０ＳＭＧ的开发，在分析中获得的知识也可用是在总体的理念和高级别的策略的基础上形成的。于ＡＰＩ０ＡＭＧ的开发。Ｏ０Ｓ３ＡＩ０ＡＧ组成ＰＯ０ＳＭ在堆芯损伤前，用ＡＩ０应急运行规程（ｏ）尽管ＥＰ提应采ＰＯ０Ｅｐ。Ｏ供了防止堆芯损伤的策略，，但是它们不涉及发生严重堆芯损伤后的情ＡＩ０电厂严重事故管理导则由三卷组成：执行卷描述了ＰＯ０核ＰＯ０ＳＭＧ开发的方法论和准则；导则卷包括主控室人员和工程支景。ＡＩ０严重事故管理导则开发用于ＡＩ０ＯＰＯ０ＰＯ０ＥＰ不适用之后，主ＡＩ０Ａ要针对重要的堆芯损伤事故。ＡＩ０ＡＧ包括从ＡＩ０ＲＰＯ０ＳＭＰＯ０ＰＡ中持人员在严重事故响应中采用的ＳＭＡＧ导则；背景卷详细描述了导则获得的知识和过去２年内严重事故管理研究中的内容。因此，０严重事卷中导则的技术基础。本节中将分别介绍这三部分的相关信息。碾压遍数、压实度Ｋ之间如表１所示的关系、并绘制出如图１示的所关系曲线。通过对图１的分析，可以发现当粉煤灰含水率在最佳含水率范围内时，到压实度Ｋ９％的要求，达＞Ｉ３使用２０吨压路机一般只需要碾压８遍左右。当继续碾压时，碾压遍数增加压实度增加不明显，至有随着甚下降趋势。施中如果改变压实机械应该通过试验测得其压实度和压实遍数的关系，出最佳压实遍数。找考虑施工期间的排水；每层应按照不小于３％的横坡和纵坡进行摊铺和碾压。根据天气情况还应该注意每层粉煤灰路堤施工完后的表面水的保持，晴天采用适当洒水，小雨天气可以连续施工，遇到中到大雨，应提前铺３ｅ粘土封层。０ｒａ３．４粘土护坡施工粉煤灰路堤填筑体存在极易被冲刷及路堤收坡困难等问题，所以应该设置护坡。护坡的类型主要有干砌片石护坡、砌片石护、浆粘土护坡、泥粉煤灰护坡和沥青封闭坡面等。通过对比分析，水试验段采用造价低廉使用广泛的粘土护坡。粘土护坡施工之前应进行粘土的最佳含水率、干密度和液塑限等试验，最大根据测定的参数选用合理的施工方

《关羽温酒斩华雄》阅读答案_0

《关羽温酒斩华雄》阅读答案篇一：江西南城一中高三第三次模拟考试语文试卷南城一中2011-2012学年高三年级下学期四月份月考语文试卷本卷共150分，分第Ⅰ卷和第Ⅱ卷，150分钟完成。

须在答题卷上书写作答，在试卷上作答无效。

第Ⅰ卷（选择题共36分）一、（18分，每小题3分）1．下列词语中加点的字，每对读音都不相同的一组是（）A．炽热/整饬蹊跷勇煊赫/烜赫一时雇佣金．．．/骁．．．．/佣．B．觊觎/瑜伽循规蹈矩/徇私忝列/暴殄天物庇荫／辟邪．．．．．．．．C．悲怆/创伤脊梁/贫瘠谥号/溢于言表蚀本/箪食壶浆．．．．．．．．D．弩弓/驽钝噱头/遽然楷模/装模作样连累牍．．．．．．．/连篇累．2．下列各组词语中没有错别字的一组是A．贻误亲合力霄壤之别慷他人之慨B．逸事节骨眼筚路蓝缕邦以民为C．过分满堂彩开源截流盲人骑瞎马D．惆怅大杂脍身败名裂弃之如敝屣3．下列各句中，加点的熟语使用恰当的一句是（）A．蔡惠媚是蒋孝武的第二任妻子，她和蒋孝武的相恋属于“婚外情”，但婚后却也琴瑟．．甚笃．恩爱多年。

．．B．清晨，我来到天安门广场，当五星红旗升起的时候，在场的群众都自发唱起了庄严的国歌，强烈的爱国热情使我感同身受，心潮澎湃。

．．．．C．比赛正在激烈进行着，只见一个防守队员快步赶上，抱住对方进攻队员的肩膀，从后面强行掀倒对方，而裁判却对此熟视无睹。

．．．．D．在这次举行的“当代书法展上”，各种书体与风格的作品等量齐观，保证了展览的专．．．．业性与流派的代表性。

4．下列各项中，标点符号的使用符合规定的一项是（）A．在讲话中，温总理说：“‘德不孤，必有邻’。

我们在世界上做一个负责任、有信誉、有影响的国家，从不分国家大小、贫富、强弱，一律平等。

”B．有些小企业由于规模小、技术、产品、管理水平落后，面临着竞争程度高、市场需求变化快的局面，因而承担的风险往往要大于获得的效益。

C．读了拜伦的诗，就想到西班牙去，想看看女郎的头发是黑的，还是金黄的?D．人活在世界上，必须处理好三个关系：人与自然的关系；人与人的关系，包括家庭关系；个人思想感情矛盾与平衡的关系。

AP1000核电站起重设备及其分级

AP1000核电站起重设备及其分级徐宏伟【摘要】详细介绍了AP1000核电站的各种起重设备的性能参数、使用功能等内容,对起重设备的设备分级、安全等级和抗震等级和分级特点进行了详细叙述,列举了国外先进技术的分级及标准规范情况,对我国此类设备的选定及使用具有一定的指导意义.%The paper details the performance parameters, functions, etc. , of various lifting equipment for AP1000 nuclear power plant, describes the classification, safety level and seismic level and classification characteristics in detail, and presents the classification and standards of foreign advanced technologies, having certain significance in the selection and use of such equipment in China.【期刊名称】《起重运输机械》【年(卷),期】2011(000)011【总页数】3页(P5-7)【关键词】AP1000核电技术;起重设备;核安全级【作者】徐宏伟【作者单位】大连重工·起重集团有限公司大连116013【正文语种】中文【中图分类】TH2180 概述我国的核电技术主要有:压水堆核电技术、重水堆核电技术和高温气冷堆核电技术等。

我国制定的是走压水堆核电技术路线，目前大量建设的主要是压水堆核电站，主流核电站主要有3种机型，即美国的AP1000核电站、法国的ERP核电站及改进型压水堆核电站。

AP1000核电站采用先进的非能动型压水堆核电技术，由美国西屋公司开发，属于3代核电技术。