国家核电-AP1000-讲座
非能动核电厂构筑物、系统与部件的质保分级(讲座)
2018年8月8日星期三
-21-
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（11/27）
3.4 分级说明 （2）B级
B级是安全相关级，等同于ANS安全2级 在某设计基准事件后限制从安全壳释放的放射性物质泄漏 设计适用完成如下功能：
△
提供裂变产物屏障或者对一回路所包容的放射性物质 的容纳和隔离 提供安全壳边界，包括贯穿件和隔离阀。还包括作为 安全壳边界功能的管道。例如安全壳内的主蒸汽 与主给水系统、SG的二 次侧筒体
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
系统运行瞬态 System Operating Transients (SOT)
由电厂运行或系统运行造成的动态偶发事件引起的瞬变及 它们产生的机械响应
2018年8月8日星期三
-16-
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（6/27）
3.2
术语定义
假想事件 Postulated Events 那些假想的自然现象（即
2018年8月8日星期三
-5-
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（2/7）
2.2
抗震分类
AP1000核电厂SSC划分为： 抗震I类（C-I） 抗震II类（C-II）
抗震III类（C-III）
非抗震类（NS）
2018年8月8日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（3/7）
如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等
2018年8月8日星期三
-10-
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（7/7）
2.3 定义 （3）抗震III类（C-III）
AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的分级(讲座稿)
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（1/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（1/7） 核电厂SSC
2.1 遵循法规、 遵循法规、规范和标准
10 CFR 50 ，附录A《设计总则（GDC）》准则2《防自然 附录A 设计总则（GDC） 准则2 现象的设计基准》 现象的设计基准》 10 CFR 100.23《地质和地震的场地准则》（AP1000不用 100.23《地质和地震的场地准则》 AP1000 1000不用 100附录 附录A 地震和地质的场地准则》 10 CFR 100附录A《地震和地质的场地准则》 ） R.G 1.29《抗震设计分类》 29《抗震设计分类》 AP1000核电厂DCD AP1000核电厂DCD—3.2《构筑物、系统和部件分级》 1000核电厂DCD— 构筑物、系统和部件分级》 APP-GWAPP-GW-G1-003，Seismic Design Criteria，WEC，2002 003， Criteria，WEC，
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（5/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（5/7） 核电厂SSC
2.3 定义 抗震II II类 II） （2）抗震II类（C-II） 抗震II类适用于执行非安全相关有关功能， II类适用于执行非安全相关有关功能 抗震II类适用于执行非安全相关有关功能，以及不要求持续 该功能的SSC 位于安全相关SSC 附近时， 当在SSE SSC。 SSC附近时 SSE期间失效 该功能的 SSC 。 位于安全相关 SSC 附近时 ， 当在 SSE 期间失效 或相互作用可能导致安全相关SSC的功能失效， SSC的功能失效 或相互作用可能导致安全相关SSC的功能失效，则指定为抗震 II类 II类 抗震II类适用于— 设计成在SSE地震下防止SSC 倒塌、 II类适用于 SSE地震下防止SSC’ 抗震 II 类适用于 — 设计成在 SSE 地震下防止 SSC’s 倒塌 、 跌落 或摇动 在SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I类物项的相互作 SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震 期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I 减轻某个安全相关的SSC 功能形成不可接受的水平， SSC’ 用—减轻某个安全相关的SSC’s功能形成不可接受的水平，或 者可能造成主控室人员不能承受的伤害
国核工程-EPC模式的AP1000核电项目HSE管理-2014核安全文化研讨会-国核工程有限公司
每项施工活动前承包商应开展JHA，了解施工工艺流程并对作业步骤进行分 解，辨识危险源并制定防范措施。作业负责人向参与作业人员进行交底工作。 然而，对于新进场的施工承包商，其开工前要通过SPMO 组织的开工先决条 件检查，确保人员、设施、现场均满足开工安全条件。
SPMO的HSE原则就是对所有的施工活动，无论施工活动的复杂或大小，均应 开展JHA并制定安全控制计划，必要时邀请专家对施工方案及安全控制计划进 行评审。
三、针对特殊作业的参与者或执行者开展专项培训，让接受培训人员了解作业风险和HSE要 求，熟知正确的操作程序。特殊作业人员需经考核合格后接受SPMO提供的“特殊作业授权帽 贴”。包括电气、起重、高空作业、受限空间、脚手架、动火、急救、事故应急等。
SPMO HSE 开展的现场培训
三、AP1000核电项目HSE管理 3.4 HSE标准化管理程序
SPMO承诺为员工提供健康安全的工作环境，发 布60多份HSE程序，涉及项目HSE管理的全部方 面，其作为现场HSE管理的核心依据。
针对安全风险较大的施工作业进行重点控制， SPMO确定重点HSE规则：能源隔离、受限空间、 吊装、脚手架等。针对现场（重复性或低级） 违章行为执行“零容忍”政策，违章人员将被 清退出场，并进入HSE黑名单，不再雇用。
练。
SPMO 事故应急演练
三、AP1000核电项目HSE管理
3.8.2 事故报告和调查
SPMO重视各类安全事件的报告和调查分析，制定事件分类、未遂事故报告及调查制 度等，并对相关人员开展专题培训。在承包商HSE委员会会议上进行分析通报，开展经 验反馈工作，要求承包商制定HSE整改行动计划，改善现场施工作业的安全状况。
EPC模式的AP1000项目现场HSE管理
AP1000核电厂核测仪表系统介绍
钒自给能探测器信号和热电偶信号。第二段电缆分成两段独立的电缆和连接器，分别用于钒
自给能探测器信号和热电偶信号的传输。其中 294（42×7）个钒自给能探测器信号均分成 2
个路径传送到 2 个自给能探测器信号处理系统机柜（Signal Processing Electronics, SPE），SPE
将电流信号转换为电压信号，并使用 16 位模数转换器完成模数转换，这些数字信号穿过安
BEACON
三维功率分布
主控室
保护和安全监测 系 统 （P M S ）
电厂控制系统 （P L S ）
核
堆内
堆外
测
核测
核测
仪
仪表
仪表
表
系统
系统
系
（I I S ）
（N IS ）
统
图 1 AP1000 核测仪表系统总体结构
系统除监测功率，给出堆芯上部和下部的功率外，还与保护和安全监测系统 PMS 相连，具 有紧急停堆功能。此外，堆外核测仪表系统的测量值经补偿后也作为电厂控制系统中功率控 制系统的输入之一，将反应堆功率控制在预期的范围内。
( ) n cm2 • s %Pn
1011
1010
109 测 量 108 位 107 置 的 106 中 105 子 注 104 量 103 率
102
101
1
10−1
10−2
102
101
1
中功
10−1
间率
10−2
量量
10−3
程程
10−4
10−5 源 量
10−6 程
10−7
10−8
10−9
10−10
图 6 三个测量量程的中子探测器的测量范围
核电厂电气系统 特点 AP1000简介
1957年：西屋建成世界上第一座陆上压水原型堆核电厂— —Shipping Port核电站，开创了第一代压水堆技术。
1960年代: 其他国家相继建成了其首座核电站，如苏联的 切尔诺贝利、法国Chooz、德国Obrigheim、日本的美浜1号， 容量均在300MWe左右。
1990年代以来：基于上述要求二开发的以AP系列、EPR和新 一代VVER为代表的先进压水堆技术，在设计理念及其实践上 取得突破，极大地提升了电厂安全性指标，从而形成了第三 代压水堆技术。
核电发展简述 核电技术的划代
三代核电技术的共同特征是：
采用非能动专设安全设施 采取严重事故应对措施实现熔融物包容和防止蒸汽爆炸 更高的建造和运行经济性
第一代核电厂属于原型堆核电站，主要目的是为了通过实验 示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
核电发展简述 核电技术的划代
1960和1970年代：基于西屋原型堆的压水堆技术得到进一 步提升和完善，以通过商业化、标准化、批量化提高经济性 ，并在欧美得到广泛应用，形成了二代压水堆技术主流。其 与经历类似发展过程的同时代沸水堆、重水堆核电站共同构 成了二代核电站技术，容量在600-1400MWe。
核电安全设计理念
基本概念
设计基准事件（DBE） 为确立构筑物、系统和设备的合格性能要求，而在设计中引用 的假想事件，是确定论思想方法在核电厂设计中应用的典型体 现。
单一故障准则 核电厂安全系统应在发生下列故障时仍能完成安全功能：
单一可探测故障及同时发生的可知但不可探测故障； 单一故障引起的继发故障； 导致设计基准事件或由设计基准事件引发的系统故障或 系统误动作。
国家核安全局关于印发《AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要》的函
国家核安全局关于印发《AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要》的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2010.11.26•【文号】国核安函[2010]191号•【施行日期】2010.11.26•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发《AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要》的函（国核安函[2010]191号）三门核电有限公司，山东核电有限公司，环境保护部核与辐射安全中心，环境保护部华东核与辐射安全监督站：2010年11月16日，环境保护部（国家核安全局）在浙江三门核电厂现场召开了AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会。
现将会议纪要印发给你们，请遵照执行。
你们在内部结构模块浇筑前应制定详细的施工方案，浇筑过程中应确保质量保证体系有效运转、强化施工质量的控制，确保内部结构模块的施工质量。
附件：AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要二○一○年十一月二十六日附件：AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要2010年11月16日，环境保护部（国家核安全局）在三门核电厂现场召开了AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会。
来自国内科研院所和企业的5位专家，环境保护部（国家核安全局）、华东核与辐射安全监督站、环境保护部核与辐射安全中心、三门核电有限公司、山东核电有限公司、国核工程有限公司、国家核电上海核工程研究设计院、西屋公司等有关单位的代表出席了会议（名单附后）。
专家们听取了国家核安全局关于AP1000内部结构模块监管情况的汇报、三门核电有限公司和山东核电有限公司关于内部结构模块施工准备情况和模拟试验情况总结的汇报、环境保护部核与辐射安全中心关于CA20模块SC结构校核分析审评情况的汇报；察看了三门核电厂内部结构模块浇筑质量验证试件现场，见证了试件现场取芯，并就咨询问题进行了认真、细致的讨论。
AP1000课件
3990mm
反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器
AP1000的蒸汽发生
器是带干燥器的立 式、U型管结构蒸汽 发生器
传热管和管道上部
分隔盘使用耐腐蚀 性能很好的合金因 科镍690，改善了材 料可焊性、腐蚀性、 机械性等性能。
36
反应堆冷却剂系统
AP1000
总高度 换热面积 22.3mm 11500m2
52
非能动安全注射系统（PSIS）
● 淹没的安全壳是非能动 安 全注射系统第四个水源， 而且是堆芯冷却的长期水 源。 ● 当换料水箱的液位达到 低-低液位时，与之相连 的爆破阀和相关阀门自动 打开，安全壳内的水经再 循环滤网进入反应堆，冷 却堆芯。 ● 当安全壳内的水温达到 饱和温度时，产生的蒸汽 由安全壳的壁面冷却。凝 水沿钢壳内壁向下流，回 安全壳底部，进行再循环， 实现反应堆长期冷却堆芯 的目的。
压力容器属于A级，因此
它的设计和建造都满足 ASME Code, Section III, Class 1要求。
为减少照射脆化的影响，
限制了对铜、镍和磷的使 用量
34
反应堆冷却剂系统 AP1000 M310
总高度（含CRDM 管座） 设计压力 13.94mm 172bar.a 13.21mm 172bar.a
17.475mm
1.016mm 三角型
37
19.05mm
1.09mm 方型
反应堆冷却剂系统
主泵
AP1000冷却剂泵是具有高惯 性、高可靠性、低维护、高度 密封；
与蒸汽发生器的两个出口管 嘴分别直接相连；
为立式离心式屏蔽泵，可以 承受整个系统的压力，能承受 超基准工况。 泵自身还装有振动监控系统， 提供高振动警报。
AP1000核电厂核岛系统与设备(专设安全设施)
第4章 安全壳和安全壳系统
4.1 安全壳
事故后钢制安全壳压力计算值 破口 热管段双端断裂 冷管段双端断裂 主蒸汽管双端断裂， 30%功率， 主蒸汽隔离阀失效 主蒸汽管双端断裂， 101%功率， 主蒸汽隔离阀失效 峰值压力/psig（MPa） 50.0（0.345） 57.8（0.399） 57.3（0.395） 裕量/psig（MPa） 9.0（0.062） 1.2（0.008） 1.7（0.011）
安注箱
• 设计压力 • 设计温度 • 结构形式 • 体积 • 材料 • 硼浓度 • 接口信息
安全壳内换料水箱
• 设计压力 • 设计温度 • 体积 • 硼浓度
非能动余热排出热交换器
• 设计压力 • 设计温度 • 结构形式 • 换热能力 • 材料
第3章 非能动堆芯冷却系统
自动卸压系统
第3章 非能动堆芯冷却系统
53.7（0.370）
5.3（0.037）
第4章 安全壳和安全壳系统
4.1 安全壳
某些设计基准事故和可信系统误动作会导致安全壳外压载荷。 根据ASME在役C级安全壳能承受的极限外压为20kPa（2.9psid）。 最保守评估结果表明，安全壳压力达到最大外压载荷至少需要 30分钟，在此期间操作员可以根据安全壳压力仪表指示采取相应措 施防止安全壳外压过大。 措施：打开任一组1E级电池驱动安全壳通风净化隔离阀。
培训目标
• 课程内容：本课程主要包括AP1000专设安全设施，重点介绍了系
统组成、系统功能、设计准则和系统运行，并针对系统中重要设备的 结构特点和功能进行介绍。
• 通过本课程的学习，使AP1000核电厂设计、采购、建造等人员基
本了解AP1000核电站专设安全系统和设备。
AP1000-最安全的核电技术
AP1000:最安全的核电技术我国在浙江三门新建的AP1000核电站机组,第一台在2022年就能并网运行。
这将是世界上第一座第三代AP1000核电站,比XX提前了两年半。
AP1000技术是目前最安全的核电技术,是全世界核电发展50年经验和智慧的结晶。
2022年12月15日上午,我国第三代核电自主化依托项目浙江三门核电站2号机组提前一个半月实现主体工程全面开工。
以此为标志,我国引进目前世界上安全性最好、技术最先进的核电技术,建设的4台AP1000先进核电机组已经有3台先后进入主体工程建设阶段。
什么是AP1000西屋公司总裁兼首席执行官史睿智先生接受新华社记者采访时表示,西屋的AP1000核电技术是目前唯一一项通过XX核管理委员会最终设计批准的“第三代+”核电技术,“这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术”。
AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。
用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。
采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。
AP1000最大的特点就是设计简练,易于操作,而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”,比如重力理论、自然循环、聚合反应等,比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。
这样既进一步提高了核电站的安全性,同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。
据西屋公司提供的技术材料称,AP1000在建设过程中,可利用模块化技术,多头并进实施建设,极大地缩短了核电机组建设工期。
AP1000从开工建设到加载原料开始发电,最快只需要36个月,建设成本方面的节约优势明显。
西屋公司预计,中国的4台核电机组将于2022年建成发电。
中国在XX、法国、俄罗斯等投标方中认真比较后选择西屋的核电技术。
在XX本土,计划中将要建设的18台核电机组中,已经有至少12个确定选择AP1000技术为设计基础。
AP1000培训讲稿 第一章
第一章AP1000AP1000核电厂概述核电厂概述（内部使用）Chapter 1.0AP1000 Plant Overview注意本材料的内容及图片仅供内部学习使用，未经许可不得部学习使用未经许可不得在公开发表的论文及相关材料中引用、转载。
料中引用转载。
核电厂概述AP1000核电厂概述第一章AP1000AP1000开发的背景与历史AP1000 反应堆的设计特性AP1000核电厂的反应堆冷却剂系统AP1000的非能动安全概念一回路的支持系统BOP特点全数字化仪控,先进控制室小结AP1000AP1000开发的背景与历史开发的背景与历史 提高核能的安全性和提高核能的经济性是一对客观存在的矛盾核电厂系统与设备的设计基准不仅要考虑在核动力厂运行状态(正常运行和预期运行事件)的条件下能可靠的执行其规定的功能而且还必须考虑在事故可靠的执行其规定的功能，而且还必须考虑在事故工况下，即在设计基准事故的条件下仍能可靠地执行其规定的安全功能，以缓解事故，保证核动力厂总的安全要求的实现总的安全要求的实现。
现有核电厂各类系统和设备中，约2/3是工程安全设施它们在电厂正常运行时并下工作仅处于备用施，它们在电厂正常运行时并下工作，仅处于备用状态。
当事故出现时，它起到事故预防和缓解的作用，以满足核安全的要求。
（成本与经济性）AP1000AP1000开发的背景与历史开发的背景与历史 核能利用中安全性和经济性这一对矛盾是否有可能统一？能统 美国西屋电气公司设计的美国西屋电气公司设计的AP1000AP1000核反应堆（核电核反应堆（核电厂）是当今世界上最先进的“第三代”核电技术的代表，他在全世界第一次将进一步提高核电的安全性和经济性很好的统一起来，批量建设的条件下，其经济性具有与传统火电的竞争能力。
AP1000AP1000开发的背景与历史开发的背景与历史 AP600AP1000AP600 AP1000 利用重力、自然循环、气体膨胀等自然力来驱动反应----堆的安全系统非能动安全系统反应堆尽量采用经实践验证的成熟设备 简化设计满足URD 要求AP600标准设计（600 600 MWe MWe ，1933 1933 MWt MWt ）于1999通过NRC 的审评获得设计证书（DC ）在AP600的基础上开发AP1000（1000 1000 MWe MWe ，340034003400 MWt MWt ）Some of the highSome of the high--level design characteristics of the AP1000 AP1000 反应堆的设计特性反应堆的设计特性AP10001AP10001090MWe 1 AP1000核电机组上网电功率大约为1090 MWe, NSSS热功率为3415 MWt.2 在考虑蒸汽发生器传热管10%堵管的条件下，反应堆冷却剂主管道热管中冷却剂温度可达3250C（6170F）.3 主要的安全系统为非能动的；在事故发生后的小时内可不要求操纵员干预同时保持反应堆72小时内可不要求操纵员干预，同时保持反应堆堆芯和安全壳冷却，且不需要交流电源.Some of the high Some of the high--level design characteristics of the AP1000AP1000 AP1000 反应堆的设计特性反应堆的设计特性4 预计堆芯损坏频率（CDF ）与AP600相似，即5.09E 5.09E--07/yr，远低于法规要求的量值1E 1E--04/yr y 低法规要求的值y （1E 1E--05/yr ）；大量放射性释放频率（LRF ）与相似即592E 08/yr 也远低于法规要AP600相似，即5.92E 5.92E--08/yr ，也远低于法规要求的量值1E 1E--06/yr.5 反应堆换料周期为18个月.6Overall plant6 核电厂总体可利用率（Overall plant availability ）大于93 %, 这包括强迫停堆和计划停堆; 非计划停堆的目标为每年低于1次.Some of the highSome of the high--level design characteristics of the AP1000 AP1000 反应堆的设计特性反应堆的设计特性AP10007100%功率甩负荷核电厂功率由满负荷降至厂 7 100%功率甩负荷，核电厂功率由满负荷降至厂用电，并且反应堆不停堆，稳压器或蒸汽发生器的安全阀不开启；汽轮发电机组具有在厂用电功率水平下稳定运行的能力。
AP1000：最安全的核电技术
电负荷容量很理想 ；
・
高建 造质量 ；
・
推 动汽 轮机 带 着发 电机 一起 旋 转 ，电就 图将 核电站技术 从经济效益 和安全水平两 铁 ，更少零部件和系统 ，意味着更少的安 源源 不 断地 产生 出 来 ，并通 过 电 网送 到 方面都提升 到一个新 高度 ，保持 自己在核 装 、检测和维护 ） ； 四面 八方 。采 用这 一原 理 的核 电技 术就 电领 域的技术领 先优势 。Ａ ６ ０ １ ９ 年 Ｐ ０在 ９８ 是压水 堆核 电技 术 。
全 、最先进的商业核 电技术 ”。 反应堆年次 的成功 的运营 ；
・
ＡＰ ０ ０ 一种 先进 的 “ 能 动 型 运营核 电机组都 是由西屋建 造或经西屋批 １０是 非
１ ０ １０ＭＷ ｅ 设计 ，对于提供基本发 模 块化 设 计 ，有利 于标 准化 并提 更经济 的运 营 （ 更少 的混凝土和钢
世 界 市 场 现 有 的最 安 全 、最 先
技术为设计基础 。他说 ： “ 西屋非常高兴 进 、经过 验证 的核 电站 （ 保守概 率风 险评 什 么 是Ａ １ ０ Ｐ ０ ０
这次 中国也 选择 了ＡＰ ０ ０ １ ０ 。现在 能 够进 估 （ＲＡ） Ｐ ： Hale Waihona Puke 芯损 毁概 率为可忽略 不计 的
我国在浙江 ＝ｆ新建 的ＡＰ ０ ０ 电站机 组 ，第一台在 ２ １ 年就能并 网运行 。 － Ｉ １０ 核 ０３ 这将是世 界上第 一座 第 三代Ａ ０ 核 电站 ，比美国提前 了两 年半 。ＡＰ１ ０ Ｐ１ ０ ０ ０ ０ 技术是 目前最安全 的核 电技术 ，是全世界核 电发展５ 年经验 和智慧的结晶。 ０
西屋 公 司总 裁兼 首 席 执行 官 史睿 智 军中国核 电市场对 于西屋意义重大 ，我们 ２５ ０ ７） ．ｘ１ — ；
AP1000培训-堆芯设计解析
第三代核电站（续）
更高的安全目标 堆芯热工安全裕量 ＞15%（19%） 堆芯融化概率 ≤1.0*10E-5/堆（ 5.08*10E-7/堆） 大量放射性向环境释放概率 ≤ 1.0*10E-6/堆（ 5.94*10E-8/堆） 可利用因子 ＞87%（93%）
第三代核电站（续）
更高的经济目标
造价大大降低约为1200美元/KWe （批量化 后大幅降低造价）(2200/1760) 生产成本大大降低约3.4美分/KWh
堆芯设计组成部分
堆芯核设计 热工水力设计 堆芯水力设计 堆芯监测仪表
核设计工具
使用新版 APA 程序包进行堆芯核设计。主要程序如下： 用多群（70 群）两维输运理论组件能谱程序PHOENIX-P 计算燃料组件均匀化两群扩散参数及反射层参数。核数据 库采用ENDF/B VI 库 用三维两群节块展开法扩散理论程序ANC 进行堆芯计算 （包括功率分布、燃耗、临界硼浓度、反应性系数、控制 棒价值等等主要的核设计内容） 用一维两群细网扩散理论程序APOLLO 进行轴向功率分布、 控制棒微分价值、负荷跟随、功率能力分析等设计计算。 用积分输运理论程序LASER 计算燃料棒内部功率分布
AP1000堆芯设计整体特点
AP1000 的堆芯保持了传统压水堆（314）的堆芯 构造(比利时的Doel 4 和Tihange 3) ； 堆芯核设计依据与第二代压水堆基本相同； 从首炉料开始就实现18 个月长燃料循环； 设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定 改进； 达到第三代压水堆的要求； 具备不调硼负荷跟随能力。
反应堆结构
堆芯
压力容器剖面图
堆芯
田湾
表示，共计42个通道 MA： MSHIM 灰棒组 A MC： MSHIM 灰棒组 C M1： MSHIM 黑棒组 1 AO： A.O. 控制棒组 SD1：停堆棒组1 SD3：停堆棒组3
AP1000核电厂操纵员在岗培训及考核探讨
AP1000核电厂操纵员在岗培训及考核探讨作者：蔡建荣来源：《华东科技》2013年第07期【摘要】本文介绍了AP1000核电厂操纵员培训内容及流程，阐述了操纵员岗位培训的重要性，重点介绍了基于系统化培训方法的在岗培训及考核方法。
【关键词】AP1000；操纵员；在岗培训；系统化培训方法引言核电站的安全运行和良好的业绩，依赖于操纵员的知识水平和技能。
核电厂操纵员作为直接操作电站系统、设备等的人员，他们直接对核电站安全负着重要责任。
从国内外重大核电厂运行事故的统计分析知道，人因造成的事故的频率很高。
最早的核事故-三里岛事故，虽然事故的直接原因是由于设备故障，但导致事故恶化至堆芯融化的绝大部分原因是由于操纵员缺乏相关培训，对事故原因误判造成的。
因此操纵员的培训，尤其是对操纵员熟悉电厂设备、厂房布置、系统运行以及规范操纵员工作行为的培训，对核电厂的安全至关重要。
1 AP1000核电站操纵员培训内容根据《核电厂操纵人员的执照考核（EJ-T1043-2004）》规定操纵员必须要有理工科大专以上文化程度或同等学历，两年以上核电厂相关技术岗位工作经历，其中所在核电厂一年以上相关技术岗位工作经历，完成所在核电厂《操纵员培训大纲》规定的培训内容，且所有考试成绩合格。
[1]AP1000作为全球最先进的第三代压水堆，对操纵人员的选拔和培养提出了更高的要求。
三门核电厂《操纵人员培训与再培训大纲》[2]规定商运后操纵员的培训主要包括：新员工入厂培训、基本安全授权培训、现场熟悉、基础理论培训、运行值班员在岗培训、三门核电厂高级系统培训和模拟机培训、参加SMNPC RO取照考试、通过考试后参加主控室RO影子培训，培训考核合格后授权为主控室RO上岗。
法规及核电厂都要求在岗培训是操纵员培训必须经历的一个重要过程，在岗培训的好坏直接影响操纵员培训的效果。
2 在岗培训及考核在岗培训（OJT ， On-The-Job Training）是指拟取照人员取RO执照之前，在实际工作岗位上进行的培训，以获得与工作相关的知识、技能和工作态度。
AP1000核电站林诚格分系统讲解第一章(2.5D)
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核电的优越性
核电是一种安全、经济、清洁、可靠的能源，不 排放导致全球变暖的温室气体二氧化碳和污染环 境的二氧化硫等气体，有利于环境保护。发展核 电可以减轻燃料运输压力，一座百万千瓦级火电 厂每年约消耗300万吨原煤，而一座同样功率的 核电站全年只需要约25吨核燃料组件。从满足电 力需求，调整能源结构，优化能源布局，振兴装 备制造业，促进高科技产业，保障能源安全等角 度看，核电也有很大的优越性。
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世界核电发展概况
截止2009年1月底，全世界共有438台运 行中的核电机组（另有5台长期关闭），总 装机容量达3.7亿千瓦，有44 台建设中的 核电机组。
美国有运行核电机组104座、总装机容量1 亿千瓦；法国有运行核电机组59座、总装 机容量6326万千瓦；日本有运行核电机组 55座、总装机容量4759万千瓦。
1954年，前苏联建成电功率为5MW的奥布涅斯克实验性核 电站
1956年，英国建成卡德豪尔石墨气冷堆原型核电站 1957年，美国建成希平港压水堆原型核电站 1960年，美国建成德累斯顿沸水堆原型核电站 1962年，加拿大建成重水堆原型核电站
第二代核电站证明了经济上的可行性
第二代核电站是指上世纪七十年代至现在正在运行的大 部分商业核电站，这证明了发展核电在经济上是可行的。 20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的 发展，各国先后建成了400多台压水堆、沸水堆或重水堆 第二代核电站，其中压水堆占60%以上。
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国际原子能机构截至2009年1月底
AP1000核电技术装备自主化第二次工作会议召开
AP1000核电技术装备自主化第二次工作会议召开
佚名
【期刊名称】《《军民两用技术与产品》》
【年(卷),期】2010(000)009
【摘要】国家能源局在哈尔滨召开AP1000核电技术装备自主化第二次工作会议。
国家发展和改革委员会副主任、国家能源局局长张国宝在会上指出．引进AP1000三代核电技术，统一技术路线，实现三代核电AP1000自主化发展是国家重大的
战略决策：一旦实现了国产化．我国将成为三代核电技术的示范基地．也将成为AP1000设备的主要供货商。
【总页数】2页(P7-8)
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.AP1000自主化依托项目核电工程建设管理绩效改进新实践 [J], 金叶;高宇龙
2.从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程 [J], 郑明光
3.AP1000核电站:破茧待望的核电自主化 [J], 唐锡文;郑本文
4.张国宝：推进核电技术装备国产化是国家战略——APlOOO核电技术装备自主
化第二次工作会议在哈尔滨召开 [J], 无
5.技术装备自主化是核电发展的关键——国家能源局召开核电技术装备自主化第三次工作会议 [J],
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AP1000核电厂概述_山东核电有限公司的技术讲座汇编
由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布 置简化、施工量减少、工期缩短等一系列效应。 由于采用非能动安全系统，减少了事故情况下对 操作人员的相应要求，大大降低了人因错误造成 事故扩大的可能性，最终使AP1000的安全性能得 到显著提高，同时在经济上具有较强的竞争力。
2019/4/28
世界各国军队中的很多潜艇及航空母舰都以核能为动力， 同时，核能每年提供人类获得的所有能量中的8%，或人 类获得的所有电能中的17%。
2019/4/28
当前世界的能源结构ຫໍສະໝຸດ 煤 40%石油 25%
核能 其它 8% 5%
天然气 22%
总能源
世界能源消费结构（2000年）
其它
煤 电力
2%
37%
核能
石油
17%
2019/4/28
第三代核电机组的设计原则
在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基 础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行 的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件 或EUR文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010 年前进行商用核电站的建造。
统观各国已提出的设计方案，有下列特点： (1)在安全性上，满足URD文件的要求，主要是： 堆芯熔化事故概率≤1.0×10-5堆·年； 大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0×10-6堆·年； 应有预防和缓解严重事故的设施； 核燃料热工安全余量≥15%。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和 部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、 安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约 50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准 化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。 西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000 作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美 分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力
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五，非能动安全壳冷却系统一PCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
反应堆堆芯的主要设计参数
压力壳（内径4.039m），吊篮，堆芯围板，热屏，下部支持板，上部支持，
活性区，控制棒导向管，堆顶模块（一体化堆顶） 压力壳内径；4.039m
三，反应堆冷却剂系统一RCS
1 初始堆芯 燃料组件内的燃料棒富集度是均匀的（53x2.35w/o + 52x3.40w/o +52x4.45w/o。
2 使用1558 根硼玻璃可燃毒物棒（部分向心布置）和8832 根IFBA 可 燃毒物棒；69 束控制棒（16 束灰棒，53束黑棒）。
3 每束灰棒由4 根 Ag-In-Cd 棒和20 根不锈钢棒组成。黑棒则由24 根 Ag-In-Cd 棒组成。
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
～每台蒸汽发生器的排污流量（0.061%）：2.07T/h ～每台蒸汽发生器最大排污流量（0.61%）：20.7T/h
～在110%设计压力下，每台蒸汽发生器安全阀的
排放能力：3740T/h ～每台蒸汽发生器释放阀排放能力：
在0.689MPa压力下，排放量：32 T/h
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
燃料元件；157盒 燃料元件排列：17×17一289根 控制捧（黑捧）；53束 灰棒：16 每束控制棒有24根元件，其中： 12根为不锈钢材料 12根强吸收中子材料
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
PXS非能动堆芯冷却系统设计功能： ～应急补给功能（3500PPm硼水） ～堆芯安全注射功能 ～应急堆芯衰变热移出功能 ～安会壳内PH值控制功能 ～反应堆冷却剂系统冷却功能 ～换料控的淹没功能
4 使用157 个西屋最新的17X17 14 英尺（426.72 厘米）Robust 燃料组件；具备不调硼负荷跟随能力；从初始堆芯开始就实现18 个月 长燃料循环；
设计先进；设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定改进；基本达 到第三代压水堆的要求。是世界上先进的堆芯核设计之一。
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
FLOW流量限制器 RESTRICTOR STARTUP FEEDWATER 启动给水接管 NOZZLE
在8.274MPa压力下，排放量：46.3 T/h
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三，反应堆冷却剂系统一RCS源自2009年3月23日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
PXS非能动堆芯冷却系统设计参数 1，补给水箱2只 ～设计压力：17.1MPa ～设计温度：343℃ ～总容积：70.8m3×2 ～硼浓度：3500PPm 2，非能动热交换器1个 ～设计压力：17.1MPa ～设计温度：343℃ ～热交换面积：476m2 （低效率） 3，安注箱2只 ～正常运行压力：4.8MPa
压力壳总高：12.2m
堆芯燃料组件数；157合 燃料活性长度；4.27m 燃料组件排列；17 x 17 控制组件数；53 灰棒组件数；16
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
核裂变：
235 92U+ 1N →X1+X2+2.431N +△E 0 0
其中，△E～200 MeV，裂变能是在燃料元件内释放出来的， 平均值 2.431N0→99.35％瞬发中子+0.65％缓发中子， 5％左右的
～总容积：56.6 m3×2
～正常运行水容积：48.1 m3 ～正常运行气容积：8.5 m3 4，安全壳内置换料水箱1只 ～总水容积：2131 m3
～硼浓度：2700PPm
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
等27～28个工艺系统
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二、AP1000核岛主要的设计参数
～AP1000发电机的上网电为1090MKW ～NNNS热功率为3415MKW ～反应堆的换料周期为18个月 ～100%功率甩负荷到厂用电，不仃堆、仃机 ～设计寿期为60年 ～ RCS设计压力：17.1MPa ～ RCS设计温度：343℃（360℃） ～正常运行压力：15.4 Mpa ～ 热段温度：321 ℃ ～冷段温度：281 ℃ ～在考虑热蒸汽发生器传热管堵管10%的状态下，RCS的热段温度可达325℃（321 ℃） ～AP1000属于第三核电厂，但用于发电的主设备都有成熟的经验：如反应堆压力容器，核燃 料组件，堆内构件，蒸汽发生器，主泵，汽轮发电机组等。
一、AP1000核岛主要工艺系统介绍
1，反应堆冷却系统一RCS 3，非能动安全壳冷却系统一PCS 5，正常余热排出系统一RXS 7，蒸汽发生器排污系统一BDS， 9，一回路取样系统一PSS， 11，装换料系统一FHS 13 ，主给水和启动给水系统一FWS 15 ，安全壳泄漏率试验系统一VUS 17 ，安全壳氢气控制系统 2，非能动堆芯冷却系统一PXS 4，化学容积控制系统一CVS 6，设冷水系统一CCS， 8，乏燃料池冷却系统一SFS， 10，液体废物系统一WLS， 12 ，蒸汽发生器系统一SGS 14 ，安全壳系统一CNS 16 ，安全壳再循环冷却系统一VCS
裂变能是在慢化剂中释放出来的，不足5％的裂变能是在反射层和热
屏蔽层中释放出来的。 AP100O核电厂堆芯功率为3400MW， NSSS输出热功率为
3415MW，其中有15MW是主泵的贡献。
10B+1N 0
→7Li+4α
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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AP1000详细介绍
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目
录
一、AP1000核岛主要工艺系统介绍
二、AP1000核岛主要的设计参数 三、反应堆冷却剂系统一RCS 四、非能动堆芯冷却系统一PXS 五、非能动安全壳冷却系统一PCS 六、化学和容积控制系统一CVS 七、正常余热排出系统一RNS
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2009年3月23日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
1，反在堆冷却剂系统主要设计功能
～反在堆冷却剂系统使用的介质（水+硼溶液）既是冷却剂 、载热剂，也是慢化剂（水一水堆） ～反在堆冷却剂系统压力边界是防止放射性物质外泄的第二 道屏障 ～调节冷却剂中的硼浓度来控制反应性 ～自动降压功能 ～应急卸泄功能 ～进行压力控制，起到稳压作用 ～工艺监测 ～有足够的能力使反应堆保持在安全停堆状态 ～有足够的能力可以预防和缓解事故的发生和发展
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
冷段处冷却剂的流量17886 m3/hr（20.25 m/s式）
热段处冷却剂的压力15.50 MPa 冷段处冷却剂的压力15.93 MPa
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
主管道主要性能和参数如下：