中國自主先進壓水堆技術(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)合核電廠進一步發(fā)展的思考 7
第2章 設計基準事故分析 10
2.1 初因事件與驗收準則 10
2.1.1 Ⅰ類工況：正常運行和正常運行瞬態(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 14
2.2.1 保守假設與包絡分析 14
2.2.2 參數(shù)的不確定性 14
2.2.3 專設安全設施與單一故障假設 14
2.2.4 考慮的電廠系統(tǒng)與設備 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 電廠輔助設備非應急交流電源喪失 19
2.3.3 反應堆冷卻劑強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 嚴重事故進程分析 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 設計擴展工況評價 83
4.1 概述 83
4.2 未堆熔的設計擴展工況(DEC-A) 83
4.2.1 DEC-A清單選取 83
4.2.2 DEC-A分析假設及準則 84
4.2.3 DEC-A分析 87
4.3 嚴重事故(DEC-B) 118
4.3.1 DEC-B清單選取 118
4.3.2 DEC-B分析 119
4.4 嚴重事故管理導則 144
4.4.1 嚴重事故管理導則框架結(jié)構(gòu)介紹 144
4.4.2 反應堆堆芯嚴重事故管理導則 145
4.4.3 乏燃料水池嚴重事故管理導則 147
4.4.4 導則中的計算輔助CAs 147
4.4.5 嚴重事故管理導則與應急運行規(guī)程接口 148
4.4.6 嚴重事故管理導則與應急計劃(EP)的接口 148
第5章 設計驗證試驗 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 文丘里水洗器單獨試驗 170
5.9.4 金屬纖維過濾器單獨試驗 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獨立評價活動 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)會的初步設計審查 176
6.5 國際原子能機構(gòu)反應堆安全審查 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 核電廠設計多國評價活動 179
6.8 國家核安全局對福清5、6號機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 181
7.1.2 知識產(chǎn)權(quán)侵權(quán)風險排查 182
7.1.3 自主創(chuàng)新成果與知識產(chǎn)權(quán)保護 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 設備國產(chǎn)化 190
8.1 反應堆壓力容器 190
8.2 控制棒驅(qū)動機構(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 主設備彎道運輸用重載車及驅(qū)動裝置 201
8.11 堆芯測量探測器組件拆除裝置 201
8.12 裝卸料機及輔助單軌吊 202
8.13 雙層安全殼燃料轉(zhuǎn)運裝置 203
8.14 乏燃料貯存格架 204
8.15 CNFC-3G新燃料運輸容器 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 反應堆壓力容器整體螺栓拉伸機 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 更高要求的通用設備研制 215
8.29 “華龍一號”全范圍模擬機 218
8.30 數(shù)字化設計驗證平臺 220
附表 “華龍一號”系統(tǒng)代碼 222