中國自主先進(jìn)壓水堆技術(shù)

目錄
叢書序
序
前言
第1章 能動與非能動相結(jié)合理論的形成與實踐 1
1.1 能動與非能動相結(jié)合核電廠概念的形成 1
1.2 能動與非能動相結(jié)合核電廠的實踐——“華龍一號” 4
1.3 能動與非能動相結(jié)合核電廠進(jìn)一步發(fā)展的思考 7
第2章 設(shè)計基準(zhǔn)事故分析 10
2.1 初因事件與驗收準(zhǔn)則 10
2.1.1 Ⅰ類工況：正常運(yùn)行和正常運(yùn)行瞬態(tài) 10
2.1.2 Ⅱ類工況：中等頻率事件 11
2.1.3 Ⅲ類工況：稀有事故 12
2.1.4 Ⅳ類工況：極限事故 13
2.2 主要分析原則與假設(shè) 14
2.2.1 保守假設(shè)與包絡(luò)分析 14
2.2.2 參數(shù)的不確定性 14
2.2.3 專設(shè)安全設(shè)施與單一故障假設(shè) 14
2.2.4 考慮的電廠系統(tǒng)與設(shè)備 15
2.2.5 功率分布與堆芯余熱 15
2.2.6 操縱員的動作 16
2.3 典型事故分析 16
2.3.1 主蒸汽系統(tǒng)管道破裂 16
2.3.2 電廠輔助設(shè)備非應(yīng)急交流電源喪失 19
2.3.3 反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量部分喪失和全部喪失 22
2.3.4 單個控制棒組件彈出 25
2.3.5 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂 27
2.3.6 大破口失水事故 32
第3章 概率安全分析 35
3.1 概述 35
3.2 內(nèi)部事件一級PSA 37
3.2.1 電廠運(yùn)行狀態(tài)分析 38
3.2.2 始發(fā)事件分析 39
3.2.3 事件序列分析 45
3.2.4 系統(tǒng)分析 50
3.2.5 數(shù)據(jù)分析 53
3.2.6 定量化計算 57
3.3 內(nèi)部事件二級PSA 59
3.3.1 一級和二級PSA接口分析 60
3.3.2 安全殼性能分析 62
3.3.3 嚴(yán)重事故進(jìn)程分析 62
3.3.4 安全殼事件樹分析 64
3.3.5 源項分析 65
3.3.6 結(jié)果分析及大量放射性釋放頻率 65
3.4 外部事件PSA 66
3.4.1 地震PSA 66
3.4.2 內(nèi)部火災(zāi)PSA 70
3.4.3 內(nèi)部水淹PSA 74
3.5 乏燃料水池PSA 79
3.5.1 始發(fā)事件分析 80
3.5.2 事件序列分析 80
3.5.3 乏燃料水池PSA分析結(jié)果 81
第4章 設(shè)計擴(kuò)展工況評價 83
4.1 概述 83
4.2 未堆熔的設(shè)計擴(kuò)展工況(DEC-A) 83
4.2.1 DEC-A清單選取 83
4.2.2 DEC-A分析假設(shè)及準(zhǔn)則 84
4.2.3 DEC-A分析 87
4.3 嚴(yán)重事故(DEC-B) 118
4.3.1 DEC-B清單選取 118
4.3.2 DEC-B分析 119
4.4 嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則 144
4.4.1 嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則框架結(jié)構(gòu)介紹 144
4.4.2 反應(yīng)堆堆芯嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則 145
4.4.3 乏燃料水池嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則 147
4.4.4 導(dǎo)則中的計算輔助CAs 147
4.4.5 嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則與應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程接口 148
4.4.6 嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則與應(yīng)急計劃(EP)的接口 148
第5章 設(shè)計驗證試驗 150
5.1 堆腔注水冷卻系統(tǒng)驗證試驗 150
5.2 二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)驗證試驗 151
5.3 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)性能綜合試驗 153
5.4 反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件流致振動試驗 155
5.4.1 流致振動比例模型試驗 156
5.4.2 流致振動現(xiàn)場試驗 156
5.5 控制棒驅(qū)動線抗震試驗 160
5.6 反應(yīng)堆水力模擬試驗 163
5.7 蒸汽發(fā)生器驗證試驗 165
5.8 內(nèi)置換料水箱過濾器驗證試驗 166
5.9 安全殼過濾排放系統(tǒng)綜合試驗 168
5.9.1 安全殼過濾排放系統(tǒng) 168
5.9.2 綜合試驗平臺 168
5.9.3 文丘里水洗器單獨(dú)試驗 170
5.9.4 金屬纖維過濾器單獨(dú)試驗 170
5.9.5 水洗液穩(wěn)定性實驗 171
5.9.6 整體試驗方案和結(jié)果 171
5.9.7 結(jié)論和建議 172
5.10 仿真驗證技術(shù)的應(yīng)用和發(fā)展 172
第6章 安全評價活動 174
6.1 概述 174
6.2 由阿根廷核電公司委托的比薩大學(xué)獨(dú)立評價活動 174
6.3 與國家核安全局核與輻射安全中心的聯(lián)合研究 175
6.4 中國核能行業(yè)協(xié)會的初步設(shè)計審查 176
6.5 國際原子能機(jī)構(gòu)反應(yīng)堆安全審查 177
6.6 國家能源局與核安全局組織的“華龍一號”總體技術(shù)方案評審會 178
6.7 核電廠設(shè)計多國評價活動 179
6.8 國家核安全局對福清5、6號機(jī)組初步安全分析報告的安全審評 179
第7章 自主知識產(chǎn)權(quán) 181
7.1 “華龍一號”知識產(chǎn)權(quán)工作體系 181
7.1.1 “華龍一號”知識產(chǎn)權(quán)工作目標(biāo) 181
7.1.2 知識產(chǎn)權(quán)侵權(quán)風(fēng)險排查 182
7.1.3 自主創(chuàng)新成果與知識產(chǎn)權(quán)保護(hù) 184
7.2 “華龍一號”自主知識產(chǎn)權(quán)行業(yè)內(nèi)專家評審意見 189
第8章 設(shè)備國產(chǎn)化 190
8.1 反應(yīng)堆壓力容器 190
8.2 控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu) 191
8.3 堆內(nèi)構(gòu)件 192
8.4 蒸汽發(fā)生器 193
8.5 穩(wěn)壓器 195
8.6 主管道和波動管 196
8.7 先進(jìn)堆芯測量系統(tǒng) 197
8.8 主泵轉(zhuǎn)速測量裝置 198
8.9 一體化堆頂 199
8.10 主設(shè)備彎道運(yùn)輸用重載車及驅(qū)動裝置 201
8.11 堆芯測量探測器組件拆除裝置 201
8.12 裝卸料機(jī)及輔助單軌吊 202
8.13 雙層安全殼燃料轉(zhuǎn)運(yùn)裝置 203
8.14 乏燃料貯存格架 204
8.15 CNFC-3G新燃料運(yùn)輸容器 205
8.16 放射性廢物桶外水泥固化成套裝置及配方 205
8.17 核電廠廢過濾器芯接收和廠內(nèi)運(yùn)輸裝置 206
8.18 安全殼過濾排放系統(tǒng)纖維過濾器和文丘里水洗器 207
8.19 雙層安全殼人員閘門 208
8.20 反應(yīng)堆壓力容器整體螺栓拉伸機(jī) 208
8.21 一體化堆內(nèi)構(gòu)件吊具 209
8.22 內(nèi)置換料水箱過濾器 210
8.23 非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)換熱器及汽水分離器 211
8.24 核安全級邏輯控制系統(tǒng)(繼電器機(jī)架) 212
8.25 電氣貫穿件 212
8.26 金屬保溫層 213
8.27 K1級電氣連接器 215
8.28 更高要求的通用設(shè)備研制 215
8.29 “華龍一號”全范圍模擬機(jī) 218
8.30 數(shù)字化設(shè)計驗證平臺 220
附表 “華龍一號”系統(tǒng)代碼 222