首台AP1000核电机组主控室应急可居留性工程验证

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全球首台AP1000核电机组开工

、
。
总经理康日新在开工仪式上表示中
，，
国核工业集团公司作为中国核电建设的主力
，
、、
多年来对三门核电项
。
目建设全力以赴为弓l 进消化吸收 A P l 0 0 0 技术做了大量的工作
三
门核电工程是国务院于
暇
李克强副总理视察施
工
现场
颁发建造许可证
．
-
J
2009
年
4
月 1 9 日中共中央政治局常委国务院副总理李克
，
、
强宣布中核集团三门核电工程开工
，
拉开了全球首台 A P
l 000
核电
机组建设的序幕
。
国家发改委副主任国家能源局局长张国宝浙江省省长吕祖善
APl 000
。
2004
年
7
月 2 1 日正式批准实施的
，
我国首个三代核电
自主化依托项目
厂址位于浙江省东部
6
沿海的台州市三门县
APl 000
该工程规划分三期建设
台
12 5 万
千瓦的
2 0 14
核电机组
。
一
，
期工程两台机组计划分别于
2 0 13
年和
年建成发电
，பைடு நூலகம்

先进型压水堆核电机组AP1000综述

先进型压水堆核电机组AP1000综述一、AP1000的总体概况和技术特点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。

西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。

2. 主要技术特点反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。

反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。

采用非能动的安全系统。

它采用双层安全壳，并保留了AP600的非能动安全系统的构架，系统设计简化，安全性大大提高。

仪控系统是基于Sizewell B的全数字技术而开发完成的，特别采用了经验证的数字化安全系统，采用了紧凑型的工作站式的控制室，采用了基于影像技术的人-机接口。

二、AP1000的安全性、经济性与成熟性1. AP1000的安全性AP1000采用失效概率低的非能动安全系统，大大提升了机组的安全性，其堆芯熔化概率（CDF）仅3×10-7/堆年，远低于URD的10-5/堆年的要求，其安全裕度与堆芯熔化概率较典型二代压水堆核电站以及AP600都有了长足的进步。

AP1000核电核岛焊接工艺过程质保监督及标准化应用与探索

在标准化的应用中，需要充分发挥专业机构和企业的作用，建立一套完善的标准化体系，包括对焊接工艺、焊接材料、焊接设备等方面的标准化。应该加强对标准化体系的推广和应用，使得这些标准化体系能够在核岛焊接工艺中发挥更大的作用。
针对AP1000核电技术的特点，还需要在标准化的应用中加强对新技术的探索和应用。在新的技术和设备出现时，需要及时地对其进行标准化，并将其融入到核岛焊接工艺中，实现新旧技术的有机融合，提高整个核岛焊接工艺的质量和安全性。
一、AP1000核电技术及核岛焊接工艺
AP1000核电技术是一种先进的第三代核电技术，具有 passively safe （被动安全）设计，并采用了多项先进的 passively safe 设计措施，使得核电站在受到严重外部事件的影响时，不需要人为干预也能安全停堆。在AP1000核电站的建设中，核岛焊接工艺是其中一个关键的环节。
在质保监督过程中，应该注重对焊接工艺的每一个环节都进行认真的监督和检查，特别是对焊接工艺的操作规程和符合性进行严格的检验和验证。只有保证了焊接工艺每一个环节的质量，才能确保整个核岛焊接工艺的质量和安全性。
三、标准化应用与探索
在核岛焊接工艺中，标准化的应用是非常重要的。通过建立一套完善的标准化体系，可以有效地提高焊接工艺的质量和效率。通过标准化的应用，还可以降低建设成本，提高建设速度，确保项目的进度和安全。
核岛焊接工艺是核电站建设过程中的重要环节，其质量直接关系到核电站的安全性和运行性。AP1000核岛使用了大量的碳钢和不锈钢管道和设备，这些设备和管道需要进行焊接，焊接工艺的质量直接决定了设备和管道质保监督中，首先需要建立一套完善的质保监督体系。这套体系包括对焊接工艺的审核和认证、对焊工的培训和考核、对焊接材料和设备的质量控制等。应该充分发挥国家监督机构的作用，对焊接工艺进行严格的监督和检查，确保焊接工艺的质量符合国家标准和规定。

首台AP1000核电机组主控室应急可居留性工程验证

式 (1) 为一元微分方程，若初始主控室没有示踪气体，示
踪气体注射保持恒定速率，则主控室内示踪气体浓度会逐
的试验设备，尚属于研究阶段；恒量注入法无需已知主控室
自由容积或复杂试验设备配置，在国外也有许多应用案例，
是A P10 0 0主控室内漏率测量的最佳选择。 [6,7]
V E S投运工况下，主控室存在V E S提供的新风、未知原
因内漏和通过各种可能途径向外的排风，试验时还存在示
1 AP10 0 0主控室应急可居留性指标 A P10 0 0 机组在正常运行工况下，主控室通风由核岛非放
射性通风系统的风机提供，与其他核电厂并无明显差别[1]。但在应急事故工况下，AP1000通过V E S系统使用压空储气罐里储存的清洁空气为主控室人员提供 7 2 h可呼吸空气，这与其他电厂在应急工况下投入净化机组，继续使用风机送风不同 [2]。事故工况下，主控室操纵人员的舒适性、辐照安全性都属于主控应急可居留性范围。舒适性主要包括主控室的温度、湿度、空气质量和噪音水平。辐照安全性方面，根据美国核电厂通用设计标准GDC-19 [3]主控室操纵人员的全身剂量应小于50 m S v（身体其他部位应与该标准相当）或小于50 mS v总有效剂量当量。主控室操纵员剂量分析设计固化后，电厂通过三个方面限制操纵员辐照水平：(1)主控室设计为微正压型；(2)设计上允许一定量未经净化空气通过各种途径内漏进主控室；(3)在主控室内循环路径上设置过滤机组，对内漏进主控室的污染空气进行净化。为保证人员良好居留环境，设计上A P10 0 0在温度、湿度、CO2浓度、噪声、微正压、内循环诱导风量和主控室内漏率方面提出了可居留性指标，见表1。

全球首台AP1000三代核电机组成功并网发电

·8·第7期全球首台AP1000三代核电机组成功并网发电
2018年6月30日4时48分，采用AP1000三代核电技术建造的全球首台核电机组——三门核电1号机组首次并网成功，各项技术指标均符合设计要求，机组状态控制良好，标志着机组建设正式进入并网调试阶段，为后续开展各功率平台瞬态试验和按期投入商业运营打下坚实基础。

三门核电AP1000自主化依托项目于2009年4月开工建设，是“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项压水堆分项的重要建设任务。

三门核电AP1000自主化依托项目采用从美国西屋公司引进的AP1000核电技术，由国家核电技术公司负责技术引进、消化、吸收和再创新，并实施核岛总承包。

三门核电1号机组于2018年4月25日开始首次装
料，6月21日反应堆首次达到临界，6月27日首次利用核蒸汽成功冲转汽轮机至额定转速，并顺利完成汽轮机组试验和发电机并网前各项试验。

在并网之后，1号机组将进入带负荷试运行状态，并继续进行负荷试验、瞬态试验等相关试验项目，为商业运营作最后冲刺。

相比于已经投入使用的“二代”或“二代+”核电机组，AP1000在安全性上有大幅的提升。

设计上采用先进的“非能动”理念，在发生事故时，可依靠重力、对流等自然界存在的物理现象对反应堆进行冷却。

反应堆厂房具备抵抗大型商用飞机直接撞击的能力。

（来源：/2018/06/30/
ARTINZkxTof88LNTUMLmqPCi180630.shtml）
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AP1000主控室应急可居留系统空气露点温度控制

骳髈髗设备管理与维修 2019 翼9（上）
从上述计算可以看出：（1）常压下储气罐内 41.8 m3 内空气所含水的质量是补入的 9450 m3 空气内的水质量 3 倍左右，储气罐内露点温度不满足要求主要原因是初始储气罐内空气含水量高。（2）由于 VES 储气罐进入管和排气管是同一根管，所以需要多次充排来降低储气罐空气露点温度。（3）根据计算露点温度为-53.9 益的空气，其绝对湿度为 17.9 mg/m3，VES 正常储气气量为 9491.8 m3，则对应储气罐内水质量为 170 g，对应 170 毫升的水。含水量是非常小的。常压下测得的露点温度为-56 益，对应的绝对湿度为 13.7 mg/m3，此时 VES 储气罐内水质量为 130 mg，对应 130 mL 的水。从露点温度-56 益升高至-53.9 益，只需 40 mL 的水进入到 VES 储气罐空气中或者有 4.6 m3 环境空气进入到 VES 储气罐中。假设初始 VES 储气罐内有水，则很有可能由于水的挥发导致 VES 储气罐内空气露点温度不合格。另外系统敞口后空气进入也很有可能导致 VES 储气罐内空气露点温度不合格。 3.2 通过充排方式降低 VES 储气罐露点温度如果充排方案采取：排放一半体积后再补入露点温度为56 益的空气。充排一次完成后，对应 VES 储气罐绝对湿度为：（51.81+13.7）/2=32.75 mg/m3，对应的露点温度为-49.06 益，露点温度不满足验收标准；继续一次充排，充排后对应 VES 储气罐绝对湿度为：（32.75+13.7）/2=23.2 mg/m3，对应的露点温度为-51.84 益，露点温度不满足验收标准；进行第三次充排，对应 VES 储气罐内绝对湿度为（23.2+13.7）/2=18.46 mg/m3，对应的露点温度为-53.65益，露点温度不满足验收标准；进行第四次充排，对应 VES 储气罐绝对湿度为（18.46+13.7）/2=16.08 mg/m3，对应的露点温度为-54.7 益，露点温度满足验收标准。由此可以看出，初次给 VES 储气罐充气，如果采用对半充排的方案，则至少需要 4 次充排，越往后充排 1 次 VES 储气罐露点温度下降越小。高能压空机给 VES 储气罐充气速度约 105 m3/h，排气速度与充气速度基本一致，则充排一次需要 96 h，充排 4 次大概需要连续充排 16 d。 3.3 提高高能压空供气质量对 VES 储气罐露点温度影响之前假设的是通过高能压空机充入露点温度为-56 益的空气。如果首次充入压空露点温度是-62 益的空气（绝对湿度 6.1 mg/m3），充满后对应 VES 储气罐绝对湿度为（8669伊41.8+8伊 9450伊6.1）/9491.8=44.25 mg/m3，对应的露点温度为-46.58 益；以露点温度为-62 益的空气充排 1 次，对应 VES 储气罐绝对湿度为（44.25+6.1）/2=25.17 mg/m3，对应的露点温度为-51.19 益；充排 2 次，对应 VES 储气罐绝对湿度为（25.17+6.1）/2=15.63 mg/m3，对应的露点温度为-54.94 益。由此看出，提高充气质量后，充排 2 次的 VES 储气罐露点温度比之前空气品质的空气充排 4 次的还要低。提高高能压空空气质量后节省了 8 d 工期。 4 控制 VES 储气罐空气露点温度措施 4.1 严控建筑安装阶段和调试阶段 VES 储气罐的保养建筑安装阶段以及调试期间要严格遵守设备运行维护保养要求，保证 VES 储气罐内无异常积水和锈蚀。在系统移交生产前，要使用内窥镜到 VES 储气罐逐一检查，内窥镜从 VES 储气罐堵头处进入，如果发现有水，使用热风进行吹扫直至无可视的

AP1000三代核电站主控室应急可居留系统解析

AP1000三代核电站主控室应急可居留系统解析
张国勋;王昌跃
【期刊名称】《暖通空调》
【年(卷),期】2017(047)002
【摘要】基于主控室应急可居留系统在核电站设计基准事故下的重要功能,对
AP1000三代核电站主控室应急可居留系统功能进行解析,总结了系统在构造设计、非能动功能实现、压力边界维持方面的基本设计要求.结合国内其他核电站相应系
统的设计,探讨了应急可居留系统的新风引入、系统布置设计同辐射防护的关系,并
参照ASME AG-1分析了管段泄漏分级对碘防护因子的影响.
【总页数】5页(P32-35,20)
【作者】张国勋;王昌跃
【作者单位】国核工程有限公司;国核工程有限公司
【正文语种】中文
【相关文献】
1.AP1000主控室应急可居留系统送风监测可靠性分析 [J], 王志超;蒋义权;贾伟志
2.首台AP1000核电机组主控室应急可居留性工程验证 [J], 白东进
3.AP1000主控室应急可居留系统空气露点温度控制 [J], 李敏华
4.AP1000主控室应急可居留系统空气露点温度控制 [J], 李敏华
5.AP1000机组主控室可居留性内漏试验解析 [J], 杨炯;操丰;高磊;雷春辉;袁会勇因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

全球首台AP1000核电机组全部完成

动第一条太阳能公路建设计划
当地时间１ｏ月２４日，法国生态、可持续发展和能源部部长塞戈莱纳・罗亚尔宣布，法国将启动第一条
太阳能公路建设计划．据悉，巴黎气候变化大会后，法国公布了一项为期５年的计划，为１０００ｋｍ道路铺设太阳能发电薄膜．
该计划将在现有路面上铺设一层多晶硅树脂薄膜，薄膜厚度仅为７ｍｒｎ，而且防水耐用，经得起大量汽车碾压，多晶硅树脂薄膜能够利用太阳能发电，使用寿命可达２０年，发出的电能将足以供５００万人使用．
全球首台ＡＰ１０００核电机组全部完成
１１月１３日，由中国能建浙江火电建设有限公司承建的全球首台ＡＰ１０００核电机组— — 三门核电首台（１号）机组非核蒸汽冲转试验项目全部完成，主汽轮发电机运行和控制正常，各项功能和参数指标满足设计要求，为后续机组并网发电奠定了坚实的基础．该工程将建设６台１２５万ｋＷ核电机组，分三期建设，总装机达７５０万ｋＷ，一期工程为２台１２５万ｋＷ核电机组．
第４期
陈俊峰，等：大型燃煤机组ｓｃＲ脱硝催化剂失活研究
２２５
“ 十三五＂我国煤耗增幅将控制在６％
１１月４日，《 “ 十三五” 控制温室气体排放工作方案》（简称《方案》）公布，对我国能源行业在 “ 十三五” 的
发展作出明确部署，力求推动我国二氧化碳排放在２０３０年左右达到峰值并争取尽早达峰．《方案》要求控制煤炭消费总量，２０２０年控制在４２亿ｔ左右．据统计，２０１５年我国煤炭消费总量为３９．６亿ｔ．这意味着， “ 十三五” 期间我国煤炭消费量整体增幅仅为６％，年增１％多一点，非化石能源比重达到１５％．大型发电集团单位供电二氧化碳排放控制在每ｋＷ・ｈ５５０ｇ二氧化碳以内．

AP1000核电机组建造技术难点

| 工程设备与材料 | Engineering Equipment and Materials·110·2020年第23期AP1000核电机组建造技术难点马元华（山东核电有限公司，山东烟台 265116）摘要：核电工程是一个建设周期长、投资大、接口繁多的大型系统工程，尤其是作为首堆工程，如何解决建造过程中的困难并按期建成投入商运是一大难题。

AP1000作为第三代核电堆型，在设计和建造方面采用了诸多新技术，这些先进技术已经依托三门和海阳两个核电项目全面引进、消化并吸收。

文章分析了设计对核电机组建造的影响，并总结了大体积混凝土、开顶法、主管道窄间隙焊接、主泵安装等关键技术的施工难点，可为后续AP/CAP 系列机组建造提供可借鉴的经验。

关键词：AP1000；核电机组；机组建造中图分类号：TM623 文献标志码：A 文章编号：2096-2789（2020）23-0110-03作者简介：马元华，男，高级工程师，研究方向为核电工程建设管理。

AP1000属于第三代核电，在设计理念和建造技术方面都有很大的创新，代表了现代核电技术进步和发展的方向，其在设计上采用了非能动的安全设施系统，建造方面首次将模块化施工引入核电建设中，模块化施工通过增加并行施工面，减少了交叉施工，可有效缩短核电建设周期。

这些先进技术最终依托三门和海阳两个核电项目完成了全面引进、消化并吸收。

首堆建设中，在攻克模块化、开顶法、大体积混凝土、主管道窄间隙焊接、主泵安装等关键施工难点时，由于没有可借鉴的经验，过程之中经历了诸多困难，也走了不少弯路。

对此，文章主要总结了大体积混凝土、开顶法、主管道窄间隙焊接、主泵安装等关键技术的施工难点，旨在为相关核电项目的机组建造积累经验。

1 设计对核电机组建造的影响核电厂建造的诸多环节中，设计是龙头，且设计是影响质量、进度、造价控制的最关键的因素。

设计的质量、采用的标准、设计变更都是决定工程质量和进度的首要因素。

针对AP1000审评的技术见解-汇总

国家核安全局针对AP1000自主化依托项目安全审评的技术见解一、背景1. AP1000的设计特点与以往传统的压水堆设计相比，AP1000的主要特点在于采用了非能动的安全理念，包括非能动的余热排出系统、非能动的应急堆芯冷却系统（包括堆芯补水箱、安注箱和内置换料水箱）、自动降压系统、非能动的安全壳冷却系统和非能动的主控室可居留性系统。

这些非能动安全系统仅依靠重力、自然循环和蓄压工作，非能动安全系统投运时只要相关阀门的一次性切换，不需要机械设备的连续运转，不需要外部动力供应，也不需要支持系统。

期望通过这些非能动系统设计的使用，提高安全系统的可靠性水平。

同时，AP1000的主泵采用屏蔽泵，没有反应堆冷却剂泵轴封系统，消除了全厂断电状态下主泵轴封破口的风险；屏蔽泵与蒸汽发生器直接连接，没有蒸汽发生器与主泵之间的中间管段。

此外，AP1000采取了多项严重事故缓解措施，包括：非能动的氢气复合器系统和堆芯熔融物在压力容器内的保持能力（IVR）。

2. 美国核管会有关AP1000的审评情况美国西屋电力公司（WEC）于2002年3月28日根据联邦法规10CFR52向美国核管会（NRC）提交了AP1000标准设计认证申请。

在AP1000标准设计审评过程中，WEC为解决NRC提出的审评问题，多次对设计控制文件进行了升版，至2005年9月7日WEC提交了设计控制文件的第15版。

NRC于2004年9月13日发布了针对AP1000（设计控制文件第14版）的最终安全评价报告NUREG-1793，于2005年12月发布NUREG-1793补充1（这是针对AP1000设计修改DCD15版修改内容的评价意见）。

NRC于2006年1月27日在71FR4464中发布最终的AP1000标准设计证书。

美国联邦法规10CFR52附录D记载了AP1000标准设计证书，其中明确目前认可的AP1000设计控制文件版本是第15版。

此处需要说明的是，美国10CFR52中引入了两项新的关键内容：COL行动项，以及用于验证设计和验证建造符合设计要求的ITAAC（监督、试验、分析和验收准则）。

AP1000核电主泵通过国家核安全局审查

AP1000核电主泵通过国家核安全局审查
佚名
【期刊名称】《水泵技术》
【年(卷),期】2015(0)6
【摘要】2015年10月29日,国家核电技术公司、美国西屋电气公司、柯蒂斯·怀特公司共同宣布首台AP1000核电机组反应堆冷却剂屏蔽主泵最终性能试验与试验后检查圆满完成。

国家核安全局组织的核安全专家委员会就AP1000的设计、制造、试验验证结果、研制过程中出现问题的处理情况进行了综合审查,审查认为AP1000核电主泵性能满足设计技术规格书的要求。

按照计划。

【总页数】2页(P49-50)
【关键词】主泵;国家核安全局;AP1000;技术规格书;三门核电;最终性能;核电技术;美国西屋;反应堆冷却剂;核电机组
【正文语种】中文
【中图分类】F416.61;F416.23
【相关文献】
1.AP1000全球首堆三门核电1号机组四台主泵首次到达100%转速 [J],
2.AP1000主泵在不同核电项目之间的调配实施研究 [J], 徐跃进;宫文斌;黄娜;刘凯
3.3D激光测量技术在AP1000核电主泵安装中的应用 [J], 江礼昌;
4.AP1000核电机组主泵运行特点分析 [J], 王大勇
5.第三代核电AP1000主泵泵壳合作技术协议签订 [J],
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AP1000第三代核电站可居留系统

AP1000第三代核电站可居留系统第三代核电 2009-09-29 19:25 阅读20 评论0字号：大中小AP1000第三代核电站可居留系统简介：1. 可居留性系统提供电站的可居留功能，由下列一些子系统组成：1）核岛非放射性通风系统（VBS）2）主控室应急可居留系统（VES）3）放射性监测系统（RMS）4）电站照明系统（ELS）5）防火系统（FPS）2. 当交流电源可用时，主控室、技术支持中心、仪控室、直流设备室、蓄电池室的加热、通风、空调由核岛非放射性通风系统提供。

当失去交流电源时，导致核岛非放射性通风系统不可用，或者监测到主控室放射性超标时，非能动主控室应急可居留系统向主控室提供应急通风，并保持主控室压力。

主控室应急居留系统也为主控室、仪表和控制室、直流设备间提供应急非能动热阱。

3. 主控室环境的放射性监测由放射性监测系统提供，烟气探测由核岛非放射性通风系统提供，应急照明由电站照明系统提供。

4. 主控室设计基准1）可居留系统能够保持主控室环境适宜居留，能够在假想事故期间延长居留时间，提供要求的放射性释放的防护。

2）主控室设计能够承受安全停堆地震和设计基准龙卷风的影响。

3）主控室提供可居留能力最多可以到11 人。

4）在假想事故期间，主控室人员的放射性照射剂量不超过总设计准则19 限定的剂量（全身剂量不超过5雷姆，或相当于身体任何部位的当量值）。

5）主控室居留达11 人时，应急居留系统能够保持二氧化碳的浓度低于0.5%。

6）可居留系统能够探测到外部火灾、烟气、放射性气体，并能够为主控室人员提供保护。

7）可居留系统个子系统能够自动动作，烟气探测器、放射性探测器，以及相关的控制设备根据需要安装在电站的不同位置，提供系统运行支持。

5.主控室描述主控室应急居留系统空气贮存箱能够为主控室提供要求的空气流量，使主控室满足通风和压力要求，可以达到72 小时。

正常的系统补给由压缩仪表空气系统中可提供呼吸质量要求的压缩机来提供。

对AP1000核电厂简化应急计划的分析与探讨

对AP1000核电厂简化应急计划的分析与探讨摘要：针对AP1000核电厂的应急计划问题，本文首先对非能动安全系统有关的设计特点进行了阐述，并论述了美国权威的核管理部门对轻水堆简化应急计划的分析；其次针对我国对应急计划进行法律法规的分析与论述；最后针对简化应急计划提出了三个重点需要关注的问题，为AP1000核电厂简化应急计划问题提供技术支持。

关键词：AP1000；应急计划；法律法规；技术支持引言1引言AP1000非能动先进压水堆具有十分成熟的技术，利用自然界的力量以及自身的简化设计特性保障了核电厂的安全与稳定，大大提升了可操作性，在一定程度上也提升了经济效益，其所使用的零部件以及安全系统都受到了美国NRC的审核与批准。

如今，随着核电项目的逐渐自主化发展，我国也正在积极的引入AP1000中先进的压水堆电机组，该技术正逐渐向着我国的方向迈进[1]。

虽然AP1000在设计上能够起到多层防护事故的作用，降低堆芯损坏率的同时提高安全性能。

但对于核事故发生时的应急响应以及应对措施依然是降低危害的重要保障。

因此，AP1000压水堆能否对场外的应急计划起到简化的作用？在哪些内容上能够进行简化？简化的程度应该具备什么情况？这些问题都是急需认真思考与解决的。

本文针对AP1000的预防事故情况以及特点，对简化应急计划进行了分析与探讨。

2简化场外应急计划的可行性分析2.1简化场外应急计划是重要的设计目标发生事故时，其应急的准备与措施是尽可能较小危害的主要方式。

核电站一旦发生事故时，对于抢修人员的人身安全进行保护、加快事故现场的恢复、保护公众不受损害是制定应急计划的主要目的。

无论哪一代核电站都需要必要的场外应急计划，而简化场外应急计划仅仅只作为第三代核电厂的主要目标之一。

国际核安全机构提出了核电厂几点安全的目标与原则：（1）核电厂务必要降低堆芯损伤的频率；（2）使用先进的人机界面进行操作，提高事故现场的安全性；（3）将数字自动化仪器仪表以及操控系统引入到核电厂；（4）严格控制故障时对环境的释放影响，为简化应急计划奠定基础；（5）采用先进的非能动系统与部件。

AP1000机组主控室可居留性内漏试验解析

87中国设备工程C h i n a P l a n t E n g i n e e r i ng中国设备工程 2021.04 （上）AP1000是美国西屋公司设计的三代先进非能动型压水堆，三门、海阳一期各建设了两台机组，由于来源于美国，在管理上，借鉴了美国核管会（NRC）的要求。

传统核电厂主控室一般设计为微正压，该方法可有效维持主控室压力边界完整性，美国三里岛事故之后，NRC 对美国30%的核电厂主控室执行了主控室可居留性内漏试验，发现只有一座核电厂主控室内漏数值小于执照许可，其余均存在不同程度的超标。

NRC 于2003年发了通用函件，向美国各核电厂提出了测定主控室内漏量的要求。

目前，三门、海阳四台AP1000机组顺利完成了主控室区域内漏试验，为后续开展华龙一号CAP1400主控室可居留性内漏试验积累了重要的理论和实践经验。

1 主控室区域可居留性1.1 核电厂可居留系统为保护核电厂工作人员和设备免受气载放射性和火灾的危害并使相关区域的环境温度保持在规定范围内，AP1000设置了相关系统以保证人员的可居留性和设备安全可靠运行的条件。

在电厂可居留系统中包括了主控室应急可居留系统（VES），其它可居留系统有核岛非放射性通风系统（VBS）、辐射检测系统（RMS）、主交流电源系统（ECS）和消防系统（FPS）等。

设计基准事故后，主控室（MCR）的可居留性首先要保护运行人员免受放射性危害。

AP1000设计基准事故的气载源项来源于安全壳内泄漏出来的气载裂变产物，以及假设从乏燃料池气化产生的气载裂变产物。

MCR 周围的气载裂变产物浓度是裂变产物衰减常数、安全壳泄漏率和气象条件的函数，而MCR 内的放射量除此之外，还取决于MCR 压力边界内漏量。

1.2 主控室可居留区域AP1000主控室可居留区域包括MCR 和技术支持中心(CSA)，CSA 承担了部分MCR 职能，在应急工况下向核电厂操纵员提供核电厂管理和技术支持；提供评估和诊断核电厂状态的场所，避免MCR 过于拥挤；解除操纵员承担的与电厂操作无关的通信和辅助工作等。

第三代核电的核心关键技术及其优势

第三代核电的核心关键技术及其优势我国第三代核电自主化依托项目工程建设总体上进展顺利，安全、质量、进度都处于全面受控状态.在此过程中，我国引进消化吸收再创新和自主创新,在世界上率先掌握了第三代核电AP1000的五大核心关键技术.这五大核心关键技术分别是：核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术。

1、核电站核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术2009年4月19日，我国第三代核电自主化依托项目首台机组、世界上首台AP1000核电机组--浙江三门核电站一号机组核岛第一罐混凝土浇注及养护取得成功，已全面进入主体工程建设阶段。

三门核电站一号机组主体工程第一罐混凝土浇注工作取得了良好效果，这是迄今为止我国核电站工程建设首次采用核岛筏基混凝土一次性整体浇注的先进技术,创造了世界上核电站核岛筏基大体积混凝土整体连续浇注的成功范例。

大体积混凝土一次性整体浇注，可以实现核电站核岛基础的一次整体成形,具有无接口、防渗好等技术优点,特别适合安全性能要求较高的核电施工。

但由于浇注后的养护是难点，一直是施工的一大技术难题。

为确保浇注第一罐混凝土取得成功,2008年5月，国家核电技术公司、国核工程公司、三门核电现场启动了专项计划;2009年3月1日，完成了所有实体准备工作;3月10日，三门核电站一号机组核岛完全具备浇注混凝土实体条件，三门核电现场还进行过多次模拟浇注;3月11日，国家核安全局组织相关专家对一号机组核岛浇注进行检查验收;3月13日,三门核电现场完成对浇注工作的最后一次质量检查。

2、核岛钢制安全壳底封头成套制造技术2009年12月21日，三门核电站一号机组核岛钢制安全壳底封头成功实现整体吊装就位,这一底封头的钢材制造、弧形钢板压制、现场拼装焊接、焊接材料生产、整体运输吊装等都是由中国企业自主承担完成的.AP1000首次采用在核电站反应堆压力容器外增加钢制安全壳的新技术。

AP1000核电厂电仪设备验收管理实践

AP1000核电厂电仪设备验收管理实践摘要：物项验收管理在核电厂物资管理中占据重要地位，而电仪设备在核电厂物项中占据很大部分，其验收管理的有效组织对现场工程进度有着重要影响。

本文从海阳核电厂核岛仓库电仪设备验收管理出发，阐述从到货接收、开箱检验至报告出具、存储管理等各个阶段的管理实践，为提高AP1000核电厂物资验收管理水平和效率、保障现场设备供应提供思路。

关键词：AP1000，电仪设备，验收管理1 AP1000核电厂电仪设备简介AP1000核电厂采用世界上先进的三代核电技术，其核岛涉及电气、仪控系统众多，如主交流电源系统（ECS）、通信系统（EFS）、电厂照明系统（ELS）、电厂控制系统（PLS）、保护和安全监测系统（PMS）、辐射监测系统（RMS）等，这些系统包含大量的电气、仪控设备及附件。

这些设备或附件，大如系统机柜和控制面板等，小到通信模块和连接线等，为核岛内部照明、通信、监测、保护等功能的实现提供支持，控制着电厂的各个方面。

2电仪设备验收管理实践电仪设备因其大多设计精密、元器件复杂，对其验收管理也提出了更高要求。

2.1到货接收（1）电仪设备从采购（进口设备经清关）发运至核电现场仓库之前，后台采购支持相关人员负责向现场提供设备发运通知单，告知现场物资管理人员设备物项已发运，相应接收人员应做好接收准备。

（2）验收管理工程师应提前了解到货物项的基本情况，知晓其包装形式、尺寸信息、内含设备明细及存储等级等，配合接收人员提前规划接收方案，以满足物项存储、开箱作业场地等要求。

提前了解施工现场设备安装进度需求情况，以便决定是否需加急验收。

（3）针对特殊到场物项，如PMS系统机柜等，由于数量众多（39台）、后续移动不便，应提前了解施工现场安装需求计划顺序、以便在卸车时合理摆放机柜位置，一步到位、便于后续验收及释放现场安装。

编制专项卸车检查方案，指派相应人员负责车辆及集装箱外观检查、卸车作业用叉车及工器具检查、作业区域隔离警戒、卸车作业注意事项交底、现场安全交底、设备包装物外观检查、卸车过程安全控制等，保证作业有序、安全可控，有效记录设备到场时状况，并将检查结果记录在材料到货检查单中。