基于ap600的ap1000设计

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1、核电厂核反应堆基于AP600的AP1000设计【美国《核新闻》2004年11月刊报道】Westinghouse已开发出相应的计算机分析程美国西屋公司（Westinghouse）的AP1000序，可以准确预知非能动安全系统对设计基于2004年9月13日获得美国核管会（NRC）准事故和超设计基准事故的预防性能。的最终设计批准书（FDA）。虽然AP1000是Westinghouse已经评价了将AP600测试第4个获得NRCFDA的反应堆设计，但它放大到AP1000的可行性，并将研究结果作是第一个可与低价燃天然气和燃煤电厂竞为AP1000设计证明材料的一部分提交给争的FDA设计，也是第一个以此

2、为目的开NRC。评价结果表明，从AP1000设计和运发的三代半反应堆设计。行特点可以断定，AP1000的安全特征以及本文将介绍AP1000获得FDA的重要各种安全特征间的互依效果与AP600十分性，并对AP1000的设计特点进行简要介绍。相似，这使得AP600的测试数据在很大程度上能够满足NRC审查AP1000的有关要求。设计批准书的重要性因此，Westinghouse用于对AP600进行有效FDA的发放表明AP1000的技术审查已性分析的程序，在仅需要增加极少测试的情取得圆满成功，并意味着在世界上任何承认况下，就足以满足AP1000设计审查中的事NRC审批规程的地区，AP1000设计

3、现在可故分析要求。以作为建造和运行许可证申请的参考设计。AP1000的独特之处AP1000是一种高度简洁、依赖自然力保护公众不受非正常或事故损伤的设计。虽AP1000在技术、安全系统、建造与施然这种设计以压水堆（PWR）数十年的成功工进度3个方面具有独特之处。在“简洁性”运行经验为基础，但其特殊的“非能动”安原则的指导下，AP1000具有很强的经济竞全系统得到了Westinghouse和NRC的完整争力。测试、分析和详细检查，确保了其有效性。技术计算机程序的测试与分析从历史发展来看，随着新系统设计和许早在向AP600发放许可证时，NRC和可证要求的增加，电厂设计变得越来越复Westin

4、ghouse就一致同意实施一项测试计杂。但Westinghouse在设计过程中一直将简划。AP600的巨大安全裕度可归结于其非能洁性原则摆在首位，并考虑了可施工性、可动安全系统对事故的良好预防性能。为了建操作性和可维护性。为了尽可能将各种因素立对非能动安全系统的信心，Westinghouse都考虑在内，由运行核电厂的电力公司提出按照NRC的有关规定实施了一项广泛的AP600和AP1000的设计要求，由电厂运营AP600测试计划，其中包括对非能动安全系者和服务商审查电厂布置和部件位置/环境，统进行独立和整体测试。《关于验证AP600并确定超出安全裕度的运行裕度。与现有标准设计的最终安全评

5、价报告》对相关测试PWR相比，最后得出的设计既简洁又稳健。结果进行了汇总。通过这些测试，图1比较了AP1000和一台参考PWR10&国外核新闻2004.12核电厂核反应堆抗震建筑电缆减少阀门减少泵减少管道减少减少70%50%35%80%45%图1AP1000的非能动安全系统大幅减少了部件和物项数量机组的部件数量，突出显示了AP1000的简幅减少了操作员在事故期间需要采取的行洁程度。在减少部件数量的同时，电厂安全动。非能动系统仅需要使用自然力和压缩性也得到了提高。气体——日常生活所依赖的简单物理法安全系统则。安全系统没有泵、风机、柴油机、冷却器或其他旋转机械，无需与安全相关的新一代核电厂

6、的简洁设计导致了“非能交流电源。动”安全系统概念的产生。Westinghouse不从AP600到AP1000，安全相关系统的再依赖较复杂的旋转机械、柴油发电机、阀简化不仅没有降低电厂的设计与安全裕度，门、附属支撑系统与构筑物，而是开发出能而且还提高了电厂功率。由于没有安全相关够利用重力、蒸发、冷凝和自然循环等自然泵，因此只需通过加大管道尺寸就可增加流力的安全系统。量。还可通过加大水箱尺寸增加水体积。而AP600和AP1000的安全系统包括非能这些增加都是在保持电厂占地面积不变的动安全注射、非能动余热排出和非能动安全情况下取得的。壳冷却。所有这些非能动系统都符合NRC表1对AP1000和

7、典型现役核电机组的的单一故障标准和其他最新标准，包括从三安全裕度进行了比较。里岛事故得到的教训、待解决的安全问题和自从AP600计划启动以来，设计人员一一般性安全问题。直在设计工作中采用概率风险分析（PRA），采用非能动系统以及成熟部件不仅增而不是仅在安全分析中使用PRA。AP600设加了安全性，提高了公众对核电的接受度，计共实施了7项主要的PRA量化，在每项量而且还推动了许可证的发放。这两种设计全化中，要针对潜在的设计改进审查PRA结面简化了