美国专家指责AP1000安全壳存在设计缺陷

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AP1000钢制安全壳封头板加热均匀性控制研究

炉内空间均匀布置６标准热电偶，组同时在炉壁、炉门、炉的进排风口等每个重点位置额外增加２组热电偶，炉内温度均匀性进行检验。通过调对整燃气喷嘴的安装水平度。加强炉门的保温密
钢板表面的测温热电偶是钢板加热温度的直接显示部件，只有它们的灵敏度、安装方式、布置数量和安装位置合理．能客观的反映整张钢才
１底层钢板与燃气喷嘴之间的距离）进行加热的安全壳封头板放置在加热喷嘴的上方，果底层钢板距离燃气喷嘴过近，么，如那由于燃气喷嘴喷出的火焰呈放射状，就易于造成钢板表面温度的不均匀。根据ＡＭＥＳ规范第 Ⅲ卷
工艺，加热炉提出了以下基本要求：对１）加热炉应满足安全壳封头钢板加热所需
的尺寸、有效容积、热功率、热速度、温精加加控２钢板层间间距和支架形式）
根据加热工艺和产能要求，对３安全壳封层头钢板进行同时加热。钢板层间间距和支撑支架
要。
度及加热产品的装炉方式对钢板加热均匀性产
生直接影响。
３钢板加热均匀性控制方法
Ａ１０钢制安全壳为ＭＣ设备。安全等Ｐ００级核
本文通过对钢制安全壳封头板加热均匀性控制要求和方法进行的研究，解决了对钢板加热

基于AP1000核电厂的误稀释产生及应对分析

基于AP1000核电厂的误稀释产生及应对分析【摘要】自从前苏联切尔诺贝利核电站事故之后，反应性事故研究成为核工业界瞩目的焦点。

各国核安全当局要求重新审查安全分析报告中的所有反应性事故，以及核电站用来缓解反应性事故后果的相关安全系统、安全措施（包括事故规程）和堆芯的固有安全性。

那些由于操纵员误操作、没有遵守规程或规程缺陷等设计和运行上的不当造成的意外硼稀释事件的潜在风险不容忽视。

尤其令人忧虑的是该类事故在原先的安全设计中没有被考虑或重视程度不够，缺乏必要的软硬件上的安全防范措施。

近年来，随着运行电厂多次出现误稀释事件，误稀释被各个电厂加以重视。

本文基于AP1000核电机组，讨论误稀释的产生及应对分析。

【关键词】误稀释；应对分析；核电厂；AP1000Reason and Analisys of Mis-dilution Based On AP1000 UnitLIU Yang SHANG Yuan-yuan（Sanmen Nuclear Power Company Ltd.，Sanmen Zhejiang 317112，China）【Abstract】Since the Chernobyl nuclear power plant accident，the reactivity accident has become the focus ofattention on the response of the nuclear industry. National nuclear security administration asked to review the safety analysis of all the reaction of the accident report，and related safety system in nuclear power plant，to mitigate the consequences of the accident was the security measures （including emergency procedures）and the core of inherent safety. The potential risk of operator mis-operation，did not abide by the rules and procedures for the design and operation of the defects on the accident caused by improper Boron Dilution event can not be ignored. Of particular concern is the safety accident in the original design are not considered or attention degree is not enough，the lack of safety precautions necessary hardware and software. In recent years，along with the operation of the plant appeared many times mis-dilution，it was paid attention by each power plant. This paper expresses the reason and analysis of the dilution，based on the AP1000 nuclear power unit.【Key words】Mis-dilution；Response analysis；Nuclear power plant；AP10001 误稀释的定义与分类1.1 误稀释的定义由一回路及其连接管线向一回路引入低于主回路硼浓度的低硼水或者清水，引起一回路反应性的增加。

浅谈三门AP1000核电工程重大安全风险管理措施

浅谈三门AP1000核电工程重大安全风险管理措施摘要：三门AP1000核电工程作为世界首堆，在建造方面有许多新的特点，如先进的模块化施工、“开顶法”施工及建安深度交叉施工方法等。

这些新的施工方法给现场安全造成了较大的风险，给现场的HSE管理提出了更高的要求。

本文拟从系统安全的角度出发，采用定性、定量安全风险分析方法，对核电工程建造各施工阶段的安全风险进行分析评价。

并运用现代管理科学和现代安全管理理论，结合三门AP1000核电一期工程的安全风险控制的管理措施和实践，验证AP1000核电站建造工程重大安全风险管理的有效性。

期望为后续AP1000核电工程建造过程提供重大风险管理控制方法参考。

关键词：AP1000核电；风险分析；重大风险；管理措施1、概述1.1三门AP1000核电工程介绍三门核电AP1000核电项目作为世界首堆，建设过程复杂、技术比较新颖，特有的核岛模块化施工（CA）、大厚度钢安全壳（CV）的制造和安装、核岛主系统关键设备的安装、建安深度交叉给现场安全管理带来了很大难度。

安全风险管理已成为建设AP1000核电工程的首要任务。

1.2国内核电建造过程安全风险管理现状长期以来，我国核电建设工程的安全风险管理基本上沿用了传统的事后处理方式，缺乏安全风险管理的理念，没有形成规范统一的核电建设工程安全风险管理模式。

大多数核电建设项目甚至对发生的安全生产事故缺乏完整的统计数据，更谈不上项目安全分析。

这种状况一直延续到上世纪九十年代后期【6】。

随着《安全生产法》、《建设工程安全生产管理条例》等法律法规的颁布实施，我国建设工程安全形势有了大幅度的好转，但是在运用系统安全风险管理理论指导工程实践，实现风险管理的规范化，进而取得预期的效果，在我国的在建核电站项目上还有待于进一步提高。

事实上，我国在建核电站发生人员死亡事故的频率还远远高于世界运行核电站，建造期间的安全管理问题已经成为核电站全寿期内不可忽视的和严峻的现实问题，建造过程中的安全风险控制和管理已经成为我国核电发展和核电站建造中必须解决的重要问题【6】。

中国AP1000项目主泵和爆破阀设备缺陷已从设计等方面解决

中国AP1000项目主泵和爆破阀设备缺陷已从设计等方面解决
【国际核工程2014-9-22报道】
近日，西屋电气公司总裁Danny Roderick表示，目前，中国AP1000核电项目反应堆主泵和爆破阀的设备缺陷已从设计上修正，且设备设计修正方案已通过了中国政府和中国国家核安全管理局（NNSA）审查。

AP1000主泵正在按照设备设计修正方案制造/改造，计划未来3~6月内制成后安装到中国三门、海阳核电。

Roderick 说，中国三门、海阳之外的其他AP1000核电项目的主泵不会受到影响，因为都将采用这次的新设计。

同样，爆破阀的缺陷已解决，新设计、制造的爆破阀已通过了尺寸验证试验。

今年4月，美国科蒂斯怀特公司（Curtiss-Wright）承制的中国首批AP1000项目主泵出现设备缺陷，是由于泵机械公差评估方面出了问题。

为解决问题，西屋公司与Curtiss-Wright、外部专家、中国业主及NNSA开展了紧密合作。

美国公众要求推迟批准AP1000设计[1]

美国公众要求推迟批准AP1000设计来源：中国核电信息网作者：张禄庆发布日期：2011-07-14在日本福岛核事故震动了世界核电，世人都以惊疑的眼光注视核电的时候，美国也发生了一件让人关注的事，这就是在美国核管会（NRC）对西屋公司的AP1000机型设计的安全认证审查中发生的风波，许多专家和公众要求NRC推迟对AP1000的设计认证审查。

NRC主席确认AP1000设计存在安全问题，明确表态，为兑现NRC对美国保护公众健康安全的承诺，在西屋公司未拿出解次办法和得到令专家满意的证明之前，不会批准AP1000设计认证。

一、要求推迟AP1000设计的风波（1）资深专家的质疑曾多次主持过有关核安全听证的美国资深核安全专家、民主党众议员Edward Markey，在福岛事故前四天，2011年3月7日，写信给美国核安全监管机构NRC主席Jaczko，敦促NRC，在AP1000 屏蔽厂房设计安全性方面我们所关注的重大问题得到妥善解决之前，不要对AP1000 反应堆的设计，下最终审批结论。

他信中提出了AP1000 屏蔽保护厂房设计中存在的8个尚未解决的安全问题。

要求及时回复。

后来在福岛事件后的一次国会听证会上，他再一次提出对AP1000设计认证的质疑。

这位专家为什么要写这信呢？据说他看到了一篇报导，说NRC 于2011 年1 月31 日已投票批准了AP1000 的设计，感到震惊。

信中提出了关于AP1000屏蔽保护厂房质疑的四亇安全问题是：①AP1000保护壳厂房，釆用钢筋和混凝土的“三明治”式结构，模型强度试验结果表明，无法承受直接的撞击，易断裂，可能会像玻璃杯一样受损。

验证试验未能通过，意味着在发生地震、风暴、飞机撞击时，AP1000 保护壳厂房结构存在严重破坏的风险。

NRC的首席结构工程师John·Ma 博士首先提出了这亇警告。

②西屋公司利用电脑模拟“证明”反应堆厂房“足够坚固”，其证明是不充分的。

AP1000乏燃料池冷却系统安全不利影响分析

AP1000乏燃料池冷却系统安全不利影响分析作者：朱晓丽来源：《工业技术创新》2017年第03期摘要：AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是非安全相关系统，却与乏燃料池、安全壳内换料水箱（IRWST）等安全相关设备相连，容易造成乏燃料池液位过低、箱体之间误排等安全隐患。

运行人员必须充分了解这些风险，在严格遵守运行和管理规程的同时，密切监视相关参数。

发现异常时，及时采取正确响应措施，减少乃至避免不利影响。

关键词：AP1000；乏燃料池冷却系统；安全不利影响；非安全相关系统中图分类号：TL4 文献标识码：A 文章编号：2095-8412 （2017） 03-075-03工业技术创新 URL： http： // DOI： 10.14103/j.issn.2095-8412.2017.03.020引言不同于当代其他压水堆核电站的乏燃料池冷却系统，AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是非安全相关系统，却与多个安全相关设备相连。

其中，SFS相关设备与燃料转运水池连接是由蝶阀实现的，为保证燃料转运水池（乏燃料池）的容积，若仅设置一道锁关阀门，并不能满足单一故障准则。

本文围绕提高安全准则核心，针对安全壳内换料水箱（IRWST）等给出了改进原理，提出了完善措施，对提高乏燃料池的安全功能作用不小。

1 SFS概况1.1 系统组成如图1所示，SFS分2列，每列有1台泵、1台热交换器、1台离子交换器和1台过滤器。

2列共用进、出口总管。

乏燃料池冷却泵进、出口管线分别连接了乏燃料水池、乏燃料容器装载井、乏燃料容器冲洗井，以及换料水池、安全壳内换料水箱（IRWST）、燃料转运水池[1]。

1.2 系统功能和运行SFS的功能是带走储存在乏燃料池中燃料组件的衰变热。

通过电动泵输送乏池内的高温水流，经热交换器冷却后再返回乏池，实现热量交换。

SFS的辅助功能是净化、输送乏燃料池、燃料运输通道和换料水池中的水。

电厂正常运行期间，SFS仅一列在运行，用于冷却和净化乏燃料池的水体。

第三代核电

2011年7月第21期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &technology vision目前,世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。

我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂。

资料图院AP1000效果图第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。

世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。

AP1000的优劣我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂,广东核电集团公司引进的法国EPR 核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。

AP1000核电厂在安全系统设计上的最大创新点着眼于“非能动”。

在发生自然灾害或者意外事故的情况下,机组可利用自然物理现象,即重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差)等,驱动应急堆芯冷却系统及其他安全系统,从而防止发生类似福岛核电站因断电而导致的一系列危机状况。

这一机型拥有的其他优势还包括:设计寿命为60年,比二代核电技术的设计寿命长20年;反应堆燃料元件换料周期为18个月,而采用二代技术的机型周期则是12个月;此外,由于简化了核岛系统,并采用模块化设计和建造,AP1000的建设工期也得以缩短。

由此看来,相比二代技术,AP1000确实在理论设计方面显现出不少优势,然而因为缺乏工程实践,这一机型的安全性也不可避免地受到了质疑。

优势:安全性:核电站安全目标有两个指标,一是反应堆堆芯熔化率(简称堆熔概率),二是大规模释放放射性物质的概率(简称释放概率)。

如果以每核反应堆每年来计算的话,二代堆的堆熔概率为10-4,也就是每堆每年出现万分之一的可能性;而释放概率为10-5,也就是每堆每年有10万分之一的可能会发生核物质大规模释放。

核电站安全壳X光底片伪缺陷的产生及防止办法

核电站安全壳X光底片伪缺陷的产生及防止办法聂炯【摘要】As a medium to reflect defect shape, size and quantity, the quality of X-ray film is critical for NDE （Non-Destructive Examination） personnel to make correct analyses and judgments. This paper summarized the attributes that generated false defects in X-ray films taken for Sanmen Unit 1 Containment Vessel Bottom Head, and put forward the corresponding preventive methods for future reference.%X光底片作为记录缺陷形状、大小、数量的介质，其好坏对于无损检测人员做出正确分析和判断至关重要。

总结了三门CV底封头拍摄过程中X光底片上伪缺陷产生的原因，并提出了相应的防止方法，可为以后的工作提供参考。

【期刊名称】《无损检测》【年(卷),期】2012(034)002【总页数】2页(P68-69)【关键词】安全壳;X光底片;伪缺陷;防止办法【作者】聂炯【作者单位】山东核电设备制造有限公司,海阳265118【正文语种】中文【中图分类】TG115.28AP1000是美国西屋公司开发的第三代压水堆核电技术。

与二代核电技术相比，其在安全设计上体现了诸多先进性，而核反应堆钢制安全壳（以下简称CV，如图1）作为三代核反应堆系统的一道重要安全屏障，其对接焊缝的焊接质量便显得极其重要。

图1 安全壳实物图笔者参与了三门现场底封头焊接的全部NDE工作。

三门1号CV底封头的厚度为41.3mm，整个底封头按照相关规范和验收标准需进行100%的X射线检测［1］，按长度计算大约需要拍片2751张。

AP1000典型事故简要分析

218 中国原子能科学研究院年报 2008炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁通。

本工作给出了AP1000在设计时对严重事故的考虑和发生严重事故后的最终结果。

为防止堆芯熔融物熔穿压力容器与混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。

在发生堆芯熔化事故后，将水注入压力容器外壁和其保温层间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。

在AP600设计时曾进行IVR的试验与分析，并通过核管会的审查。

对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需做一些附加试验。

由于采用了IVR 技术，可保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。

针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。

通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。

针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳壁的威胁。

同时在安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。

对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。

而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物未和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。

对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。

事故后，长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。

由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。

针对安全壳旁通事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。

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的非能动安全壳冷却系统(PCS)加药方式改造

AP1000的非能动安全壳冷却系统（PCS）加药方式改造摘要：为防止PCS水箱内细菌和藻类的滋生，保证水箱水质，电厂需要添加30%的高浓度的过氧化氢，来维持水箱的浓度30-70ppm。

过氧化氢易于分解，只能通过频繁的加药来维持浓度，但是加药回路的设置在AP1000的系统中极其不合理。

关键词：加药；改造；过氧化氢一、系统介绍AP1000非能动安全壳冷却系统（PCS）主要功能是带走事故工况下安全壳大气的热量，发生设计基准事故丧失一回路冷却剂和主蒸汽管线破裂之后，降低安全壳温度和压力，从而减少安全壳内外之间的压力差，可以降低裂变产物向安全壳外泄露的驱动力；PCS可以为乏燃料水池补水，PCS可以作为消防系统的备用水源；同时PCS也提供安全壳相关的工艺监测功能，以及触发专设安全驱动，包括触发PCS或VFS真空破坏系统。

PCS含有两个水箱，一个是3500m3的PCCWST（非能动安全壳冷却水储存箱），用于事故后排水至安全壳的顶部，降低安全壳的热量，另一个是地面标高100英尺，体积3464m3的PCCAWST（非能动安全壳冷却辅助储存箱），主要用于事故72小时后通过再循环泵向PCCWST或者直接向冷却水分配盘提供持续4天至少22.7m3/h的补水。

本文以PCCAWST（非能动安全壳冷却辅助储存箱）加药为例，对加药方式的改进进行讨论。

二、问题描述图1 PCCAWST再循环加药回路，包括两台再循环泵，一个加药箱，一个电加热器，用于PCS的加药，传水，和调节温度。

因为该系统有着非常重要的功能，在电厂功率运行时必须满水状态，为防止水箱内细菌和藻类的滋生，保证水箱水质，电厂添加30%的高浓度的过氧化氢，维持水箱的浓度达到30-70ppm。

过氧化氢易于分解，只能通过频繁的加药来维持浓度，但是加药回路的设置在AP1000的系统中极其不合理，加药箱设计仅仅只有20L，而对于12月份的加药需求是675L，极大的增加了加药的难度和工作量。

AP1000核电厂事故下安全壳氢气浓度控制

当发生堆芯传热恶化或者堆芯融化事故时．安全壳内氢气浓度急
容器内的６６个氢气点火器．这些设备用于限制安全壳内大气中的氢剧上升，根据规程要求，操纵员通过主控室的ＰＤＳＰ启动氢气点火器，
气浓度
点火器保持８７１—９２７￣Ｃ的表面温度．在氢气浓度较低的情况下点燃氢
系统用于设计基准事故期间控制安全壳内氢气浓度不超过４％：氢气流占主导的区域内复合器采用不锈钢外壳，包壳顶部和底部设有开
点火子系统用于严重事故期间．氢气复合器不足以抑制氢气浓度快速Ｅ１内部放置铑钒铂合金催化剂。此复合器能在比较宽泛的环境温度
上升时．点燃氢气达到控制氢气浓度的目的。
【Ｋｅｙｗｏｒｄｓ］ＡＰ１０００；Ｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏｎｏｆｈｙｄｒｏｇｅｎｉｎｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ；Ｃｏｎｔｒｏｌ
０前言
主动点火的理论依据和假设是严重事故下安全壳内不可避免地
存在随机的点火源（如电火花，电缆等），与其如此，不如在氢气“安全浓在核电厂发生严重事故情况下．锆包壳与水或水蒸气发生化学反度 ”的范围内利用点火器主动点燃氢气．使之缓慢燃烧．从而消除氢气应产生大量氢气．可能在安全壳内引起氢气爆燃或爆炸．形成较大的避免更严重的氢气爆炸发生，威胁安全壳完整性。压力载荷．对安全壳的完整性构成极大威胁为避免大面积或局部氢
【关键词】ＡＰＩＯ００；安全壳氢气浓度；控制
ＨｙｄｒｏｇｅｎＣｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏｎＣｏｎｔｒｏｌｏｆＣｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔａｆｔｅｒａｎＡｃｃｉｄｅｎｔｉｎＡＰ１０００ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＨａｎｔＺＨＡＮＧＺｈｅｎｇ—ｇｅ

AP1000钢制安全壳涂装工艺质量控制

AP1000钢制安全壳涂装工艺质量控制摘要：AP1000钢制安全壳的涂层是采用“无机锌”+“环氧漆”的复合涂层。

根据依托项目电站反馈，在CV钢制安全壳涂装的过程中会出现明显的质量问题，并且施工完成的涂层由于长期暴露在空气中，涂层也遭到了严重的污染和破坏。

本文通过理论分析，并对成品涂层的质量及施工中容易出现质量问题的工序进行质量控制，从而提高AP1000钢制安全壳的涂层质量。

关键词：AP1000；无机富锌底漆；环氧面漆；质量控制AP1000核电站CV内外表面用涂层除了具有较好的防腐能力外，其作为非能动安全壳冷却系统的一部分，还承担DBA后CV热量导出的安全功能。

AP1000核电采用模块化建造及“开顶法”施工，这种方法有着不可比拟的工期优势，但同时也会导致施工完成的防护涂层长期暴露在阴暗潮湿或日晒雨淋的复杂施工环境中，使成品涂层出现了变色、泛黄、涂层脱落等质量缺陷。

在施工过程中往往由于细微的施工差异、关注度不足，最终导致涂层存在质量缺陷，这些质量缺陷需要多次返工返修，造成工程进度延长和费用增加。

所以CV安全壳涂层的质量控制是非常重要的。

1 CV钢制安全壳内外涂层要求AP1000核电站采用双层安全壳，内层的钢制安全壳为完整的密闭碳钢容器，需对其内外表面进行涂层防护。

为满足安全相关功能要求，AP1000核电站CV用涂层在需要保证较好导热能力的区域内均要求使用无机锌涂层，对于以防腐和去放射性污染为主的区域，则应在其上加涂一层环氧面漆。

2 AP1000钢制安全壳涂层质量缺陷及分析2.1成品涂层的质量缺陷2.1.1开顶法施工导致CV涂层破坏AP1000采用的“开顶法”施工使钢制安全壳长期处于交叉作业和露天环境中。

在夏季，设备底部长期浸泡于水中，部分表面长期挂满水珠，涂层在表面水汽入侵后呈现返锈现象，加上交叉施工污染等原因，导致CV防护涂层出现大面积污染、变色等质量缺陷，最终导致涂层失效。

2.1.2预制周期长导致的光辐射影响钢制安全壳一般在预制车间进行涂装施工，一直到厂房封顶前，涂层长时间受阳光照射，而光照辐射会使涂料中高分子结构发生物理化学变化，涂层表面失光、变色、粉化、变脆、开裂等，导致涂层失效。

AP1000LOCA后壳内淹没及壳内隔间防淹没设计分析

科技论坛2017年1期︱339︱AP1000 LOCA 后壳内淹没及壳内隔间防淹没设计分析陈华浙江省三门县三门核电有限公司，浙江三门 317112摘要：本文介绍了AP1000在LOCA 后安全壳淹没的过程，对壳内隔间的防淹没设计进行了详细的论述。

另外，为保证事故后安全壳淹没阶段堆芯的循环冷却效果，从运行与设计的角度提出了需关注的问题。

关键词：安全壳淹没；防淹没设计中图分类号：TM623 文献标识码：B 文章编号：1006-8465（2017）01-0339-021 概述与常规核电站不同，AP1000非能动的自然循环过程在设计上可以保证LOCA 事故后堆芯的长期冷却。

安全壳壳内空间淹没过程的控制对自然循环的建立有着至关重要的影响。

淹没过程的控制包括淹没水位和淹没区域两方面。

在事故分析中，当安全壳最低初始淹没液位为107.8′，长期循环液位为103′（稍高于冷管段中心线）时，自然循环能力能保证堆芯被充分冷却。

再循环建立初期，CVS 隔间（11209隔间，CVS 为化学与容积控制系统）、PXS-A 隔间（11206隔间，内有非能动堆芯冷却系统A 列阀门）、PXS-B 隔间（包括11207、11208隔间，内有非能动堆芯冷却系统B 列阀门）在淹没初期都不希望被淹没。

本文介绍AP1000是如何从设计上保证LOCA 后壳内隔间的淹没顺序，从而保证事故后安全壳循环功能的实现。

2 壳内隔间的淹没及隔间的防水设计 2.1 初始淹没区域简介反应堆冷却剂系统隔间包括以下6个隔间：RCDT 隔间（11104）、堆腔（11105）、两个蒸汽发生器隔间（11201、11202）、压力容器管嘴区域（11205）、竖井（11204）。

除了较高的稳压器，反应堆冷却剂系统的主要设备都布置在该区域。

各个隔间通过竖井（11204）相互连通，经由竖井（11204）可进入107.17′的维修平台。

堆腔位于安全壳的底部，标高为71.5′。

AP1000核电站CA01结构模块的环氧涂层缺陷

AP1000核电站CA01结构模块的环氧涂层缺陷梁现伟;胡赢【摘要】根据海阳AP1000施工现场CA01模块环氧涂层的缺陷情况,系统介绍和分析了CA01结构模块在施工和涂层保护过程中对涂层的要求和涂层耐候性.%Based on the defects of epoxy coating on CA01 structure module surface at Haiyang AP1000 construction site,this article introduces and analyzes the coating requirement and weatherability of CA01 structure module during the process of construction and coating protection.【期刊名称】《腐蚀与防护》【年(卷),期】2017(038)007【总页数】4页(P496-498,565)【关键词】核电站;CA01;结构模块;环氧涂层;缺陷;耐候性分析【作者】梁现伟;胡赢【作者单位】国核工程有限公司海阳SPMO,海阳265116;国核工程有限公司海阳SPMO,海阳265116【正文语种】中文【中图分类】TG174.4AP1000是美国西屋公司开发的第三代压水堆核电技术，AP1000最大的特点是采用非能动系统和模块化施工的设计理念[1]。

建造优点是可以在保证施工质量的同时，减少现场的施工量从而缩短核电站的建设工期。

其中，CA01结构模块位于核岛安全壳内，且核岛主设备压力容器、蒸汽发生器、稳压器、一回路主管道及波动管均安装在CA01结构模块中，因此CA01结构模块涂层的质量将直接影响结构体的安全性能和主设备的工作环境[2]。

本工作结合CA01结构模块的施工过程及周围环境，系统分析了CA01结构模块涂层的缺陷情况和可能产生缺陷的原因，并从理论和实际相结合的角度提出预防和保护措施。

AP1000和EPR的安全性

AP1000和EPR的安全性AP1000的被动安全设计的确是一个很新的概念，如果其是一款电子信息产品，我是绝对支持其创新。

但是对于核电站来说，就不是了。

一个真正可以信赖的设计，显然应该经过设计原型的测试观察，然后才可能大规模应用。

现在国内一下子上马四个AP1000，并且可能不等待系统使用测试就继续上马更多的A P1000，实在是有点担心。

设计方当然把自己的产品吹得天花龙凤，但是真正的设计缺陷，只有他们自己才真正知道。

难道他们会把缺陷主动告诉中方，恐怕不太可能吧。

每个核电站的设计者都说自己的东西很安全，但还不是出了切尔诺贝利和三里岛事故。

上次参加一个Westinghouse在巴黎的的会议，可以看见法国专家对AP1000的极度质疑。

其中，在AP1000进行设计的时候，美国的飞机撞击规范还没有出来呢。

所以飞机撞击抵抗，也许就是后来改善加上去的吧。

另外，与EPR比较，AP1000少了堆芯融体的收集池，这是假定IRWST的水能保证堆芯的充分冷却。

但是，这一切毕竟是设计，并且是没有经过验证的设计。

EPR则从设计开始就考虑抗飞机的安全壳，其建筑布局上四个安全厂房的布置，以及柴油机房的布置，都是考虑这个事故的。

AP1000也就两个冷却泵，要是一个在维护，另一个坏了，可想而知。

实用文档实用文档我不知道除了中国之外有什么国家在建造AP1000。

但是现在英国，南非，阿布扎比，还有就是美国都要建造EPR了。

但是很难想象法国会被说服建造AP1000吧。

也许是因为我在做EPR的原因，作的比较不一定很中立。

总的来说，我觉得EPR设计是非常保守的，不能说是什么大创新，但是从安全这个角度来说，我觉得这是应该的。

AP1000创新理念固然是好，但是毕竟其还是有待验证，不能操之过急。

实用文档。

AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析

AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析付亚茹;耿珺;孙大威;梅其良;黄高峰;潘楠【摘要】AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂.事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析.分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4～0.9 h-1,堆芯裸露5 h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求.%For passive nuclear power plants,such as AP1000,the radioactive aerosols in containment are removed by natural processes after accidents.This method has the advantage of high reliability.However,it is very complicated to analyze the behaviors of aerosols in natural processes.The dominant processes includecoagulation,sedimentation,diffusionphoresis and themophoresis.The aerosol natural removal for AP1000 was analyzed in this study.The results indicate that diffusionphoresis makes the biggest contribution to aerosol removal while the themophoresis and sedimentation are the next two important processes for LOCA.After LOCA,the aerosol natural removal coefficient in containment of AP1000 is about 0.4-0.9 h-1,and it does not change much after core uncover 5 h.Based on RG1.183,with atmospheric dispersion factor and aerosol removal coefficient given in this study,thecalculated offsite and control-room dose for AP1000 after LOCA meets the regulation requirements in 10CFR50.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)004【总页数】6页(P700-705)【关键词】AP1000;非能动核电厂;事故;气溶胶;自然去除【作者】付亚茹;耿珺;孙大威;梅其良;黄高峰;潘楠【作者单位】上海核工程研究设计院,上海 200233;国家电投集团科学技术研究院,北京 102209;上海核工程研究设计院,上海 200233;上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海 200233;上海核工程研究设计院,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TL364.5核事故中释放到安全壳的裂变产物大部分是以气溶胶的形态存在。

AP1000核电厂事故情况下安全壳的氢气控制

AP1000核电厂事故情况下安全壳的氢气控制尚元元;刘杨【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2016(0)13【摘要】This paper gives a introduction of the reason of hydrogen produced in containment, and the harm of hydrogen burning, and analysis the design feature of containment hydrogen control system and the system how to control hydrogen concentration following a DBA and a severe accident, compares it to traditional second generation nuclear power plant ,analysis the superiority of AP1000 containment hydrogen control system, gives some advice of the operation of equipments ,can be an example of new nuclear power plant design.%本文介绍了事故后安全壳内氢气产生的原因，以及氢气在安全壳内燃烧引起的危害。

分析了AP1000安全壳氢气控制系统的设计特点，以及该系统如何在设计基准事故和严重事故下控制氢气浓度，并与传统二代核电厂的安全壳消氢系统进行对比，分析了AP1000在氢气控制方面的优越性，并对该系统设备的运行提出了建议，可以做为国内新建电厂的设计借鉴。

【总页数】3页(P25-26,59)【作者】尚元元;刘杨【作者单位】三门核电有限公司，浙江三门317112;三门核电有限公司，浙江三门317112【正文语种】中文【相关文献】1.AP1000事故情况下的氢气控制 [J], 田立国2.AP1000核电厂蒸汽发生器主管道发生小破口事故情况下氢气源项分析 [J], 黄雄;吕雪峰;陈彦霖;马国航3.核电厂严重事故情况下氢气控制分析 [J], 刘玮;王菲;杨海林;亓传刚;张祥贵4.方家山核电厂严重事故下安全壳内氢气的产生及缓解 [J], 段东东5.AP1000核电厂事故下安全壳氢气浓度控制 [J], 章正格因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计1 引言为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。

安全壳是实现上述改进的一个关键设施。

它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。

安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。

本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。

此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。

2 AP1000 安全壳设计概述AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。

钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。

如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。

此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。

AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。

如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。

最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。

封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。

安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。

为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。

安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。