《中國自主先進壓水堆技術華龍一號》是2020年科學出版社出版的圖書，作者是邢繼。
基本介紹
- 中文名：中國自主先進壓水堆技術華龍一號
- 作者：邢繼
- 出版社：科學出版社
- 書號：13070426
內容簡介,圖書目錄,編輯推薦,
內容簡介
《中國自主先進壓水堆技術“華龍一號”（上冊）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 1)》是以中國具有完整自主智慧財產權的“華龍一號”示範工程 (福建福清核電廠5、6號機組)成果為基礎，重點介紹了“華龍一號”的研發歷程、安全理論、系統設計、廠房結構與布置、運行調試、安全分析及評價等。《中國自主先進壓水堆技充燥術“華龍一號”（上冊）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 1)》共分為上、下兩冊。上冊介紹了“華龍一號”的總體方案和各功能系統，包括反應堆及其冷卻劑系統、核輔助系統、專設安全系統、設計擴展工況應對措施、放射性廢物處理系統、公用系統、輻射防護、核電廠消防、常規島系統及設備、電氣系統、儀表與控制系統、廠房布置及滲頁精烏結構、運行技術；下冊介紹能動與非能動相結合的安全理論、安全分析及評價、設計驗證試驗、安全評價活動、設備國產化及自主智慧財產權等。
圖書目錄
叢書序
序
前言
第1章 緒論 1
1.1 中國核電技術發展簡述 1
1.2 “華龍一號”研發歷程 2
1.3 三代核電技術對比分析 4
1.3.1 AP1000 5
1.3.2 VVER-1200 7
1.3.3 EPR 9
1.3.4 APWR 11
1.3.5 APR1400 12
第2章臭犁淚 總體技術方案 14
2.1 主要技術特徵 14
2.2 採用的法規和標準 18
第3章 反應堆 21
3.1 概述 21
3.2 燃料組件及其相關組件 24
3.2.1 燃料組件 24
3.2.2 可燃毒物組件 25
3.2.3 控制棒組件 26
3.2.4 中子源組件 27
3.2.5 阻流塞組件 28
3.3 堆內構件 29
3.3.1 功能 29
3.3.2 規範與分級 30
3.3.3 設計參數 30
3.3.4 結構描述 31
3.3.5 主要材料 34
3.3.6 主要技術特徵及優點 34
3.3.7 製造、檢驗嬸采蜜地和試驗 36
3.4 控制棒驅動機構 36
3.4.1 功能 36
3.4.2 規範與分級 36
3.4.3 設計參數 37
3.4.4 結構描述 37
3.4.5 主要材料 39
3.4.6 主要技術特徵及優點 39
3.4.7 製造、檢仔兵享驗和試驗 40
3.5 反應堆壓力容器及其相關設備 40
3.5.1 功能 40
3.5.2 規範與分級 42
3.5.3 設計參數 42
3.5.4 結構描述 42
3.5.5 主要材料 45
3.5.6 主要技術特徵及優點 46
3.5.7 製造、檢驗和試驗 46
3.6 堆芯核設計 47
3.6.1 設計任務 47
3.6.2 設計基準 47
3.6.3 堆芯描述 48
3.6.4 燃料燃耗 50
3.6.5 功率分布控制 50
3.6.6 反應性負反饋 50
3.6.7 停堆裕量 50
3.6.8 穩定性 50
3.7 熱工水力設計 51
3.7.1 設計基準和設計限值 51
3.7.2 燃料組件熱工水力設計 52
3.7.3 反應堆水力學設計 54
3.7.4 水力學穩定性分析 54
3.7.5 結論 55
3.8 反應堆源項與禁止設計 56
3.8.1 反應堆源項設計 56
3.8.2 反應堆禁止設計 58
3.9 力學分析 59
3.9.1 動力分析模型建立 59
3.9.2 動力回響分析 62
3.9.3 應力評價與強度計算 62
第4章 反應堆冷卻劑系統 64
4.1 反應堆冷卻劑系統設計 64
4.1.1 系統概述 64
4.1.2 系統功能 64
4.1.3 系統說明 65
4.1.4 系統運行 70
4.2 反應堆冷卻劑系統主要設備 75
4.2.1 反應堆壓力容器 75
4.2.2 主泵 75
4.2.3 蒸汽發生器 83
4.2.4 主管道 97
4.2.5 穩壓器 98
4.2.6 穩壓器安全閥和快速卸壓閥 100
4.3 反應堆冷卻劑系統力學分析評價 103
4.3.1 反應堆冷卻劑系統靜力和動力分析 103
4.3.2 反應堆冷卻劑系統主設備力學分析評價 105
4.3.3 反應堆烏符鑽冷卻劑系統主管艱承剃道力學分析評價 106
第5章 核輔助系統 108
5.1 一迴路輔助系統 108
5.1.1 化學和容積控制系統 108
5.1.2 反應堆硼和水補給系統 116
5.1.3 餘熱排出系統 121
5.1.4 反應堆換料水池及乏燃料水池冷卻和處理系統 125
5.1.5 核取樣系統 128
5.2 輔助冷卻水系統 131
5.2.1 設備冷卻水系統 131
5.2.2 重要廠用水系統 135
5.3 燃料操作與貯存系統 137
第6章 專設安全系統 142
6.1 安全注入系統 142
6.1.1 系統功能 143
6.1.2 系統描述 143
6.1.3 主要設備 144
6.1.4 系統運行 148
6.2 安全殼噴淋系統 149
6.2.1 系統功能 149
6.2.2 系統描述 149
6.2.3 主要設備 151
6.2.4 系統運行 153
6.3 輔助給水系統 153
6.3.1 系統功能 154
6.3.2 系統描述 154
6.3.3 主要設備 154
6.3.4 系統運行 157
6.4 大氣排放系統 158
6.4.1 系統功能 158
6.4.2 系統描述 158
6.4.3 主要設備 159
6.4.4 系統運行 159
第7章 設計擴展工況的應對 161
7.1 堆腔注水冷卻系統 161
7.1.1 系統功能 161
7.1.2 系統描述 162
7.1.3 主要設備 163
7.1.4 系統運行 163
7.2 二次側非能動餘熱排出系統 164
7.2.1 系統功能 164
7.2.2 系統描述 164
7.2.3 主要設備 165
7.2.4 系統運行 165
7.3 非能動安全殼熱量導出系統 166
7.3.1 系統功能 166
7.3.2 系統描述 166
7.3.3 主要設備 167
7.3.4 系統運行 168
7.4 應急硼注入系統 168
7.4.1 系統功能 169
7.4.2 系統描述 169
7.4.3 主要設備 170
7.4.4 系統運行 170
7.5 非能動安全殼消氫系統 171
7.5.1 系統功能 171
7.5.2 系統描述 171
7.5.3 主要設備 172
7.5.4 系統運行 172
7.6 安全殼過濾排放系統 173
7.6.1 系統功能 173
7.6.2 系統描述 173
7.6.3 系統主要設備描述 174
7.6.4 系統運行 174
第8章 放射性廢物處理系統 177
8.1 “華龍一號”廢物處理系統設計特點 177
8.2 硼回收系統 178
8.2.1 系統功能 178
8.2.2 源項 178
8.2.3 系統描述 178
8.3 廢氣處理系統 180
8.3.1 系統功能 180
8.3.2 源項 181
8.3.3 系統描述 181
8.4 廢液處理系統 184
8.4.1 系統功能 184
8.4.2 源項 184
8.4.3 工藝流程 184
8.5 固體廢物處理系統 186
8.5.1 系統功能 186
8.5.2 廢物源項 186
8.5.3 工藝描述 186
第9章 公用系統 189
9.1 除鹽水系統 189
9.1.1 系統功能 189
9.1.2 系統描述 190
9.1.3 系統運行 190
9.2 反應堆堆坑通風系統 191
9.2.1 系統功能 191
9.2.2 系統描述 191
9.2.3 系統運行 191
9.3 主控室通風與空調系統 191
9.3.1 系統功能 191
9.3.2 系統描述 192
9.3.3 系統運行 192
9.4 核島冷凍水系統 192
9.4.1 系統功能 192
9.4.2 系統描述 192
9.4.3 系統運行 194
9.5 壓縮空氣系統 194
9.5.1 系統功能 194
9.5.2 系統描述 195
9.5.3 系統運行 195
第10章 輻射防護 196
10.1 輻射防護原則、實施策略及設計目標 196
10.1.1 輻射防護原則 196
10.1.2 輻射防護*最佳化實施策略 198
10.1.3 “華龍一號”設計目標值 199
10.2 “華龍一號”系統及設備的輻射源項 200
10.2.1 堆芯及乏燃料組件源項 200
10.2.2 主迴路源項 200
10.2.3 輔助系統及二迴路系統源項 202
10.2.4 氣載放射性源項 203
10.2.5 環境排放源項 203
10.2.6 事故源項 204
10.3 輻射防護設計 205
10.3.1 輻射分區設計 205
10.3.2 輻射禁止設計 207
10.3.3 應急設施設計 209
10.3.4 輻射監測需求 209
10.3.5 事故工況下輻射防護 210
10.4 輻射防護評價 212
10.4.1 職業照射評價 212
10.4.2 環境影響評價 214
10.4.3 事故後果評價 215
10.5 輻射防護最佳化措施 216
10.5.1 工作人員職業照射控制 216
10.5.2 公眾受照控制 217
10.5.3 運行經驗收集及套用 218
第11章 核電廠消防 220
11.1 消防設計總要求和準則 221
11.2 安全防火分區 221
11.3 核島廠房的消防疏散 223
11.3.1 設計目的和原則 223
11.3.2 具體設計要求 225
11.4 火災危害性分析 227
11.4.1 分析目的 227
11.4.2 分析步驟 227
11.4.3 計算分析方法 229
11.5 火災薄弱環節分析 232
11.5.1 背景與目標 232
11.5.2 方法與步驟 233
11.6 火災自動報警系統 236
11.7 消防供水和固定滅火系統 238
11.7.1 消防供水系統 238
11.7.2 固定滅火系統 239
11.8 通風設計防火及防排煙 240
11.8.1 通風設計防火 240
11.8.2 防排煙設計 240
11.9 電氣防火和消防供電 241
11.9.1 電氣防火 241
11.9.2 消防供電 243
第12章 常規島系統及設備 245
12.1 主機系統 245
12.1.1 汽輪機及其輔助系統 245
12.1.2 發電機及其輔助系統 248
12.1.3 汽輪機專用儀控系統 249
12.2 工藝系統 250
12.2.1 主蒸汽系統 250
12.2.2 汽輪機旁路系統 251
12.2.3 凝結水抽取系統 251
12.2.4 低壓給水加熱器系統 251
12.2.5 低壓加熱器疏水回收系統 252
12.2.6 主給水除氧器系統 252
12.2.7 電動主給水泵系統 252
12.2.8 高壓給水加熱器系統 252
12.2.9 主給水流量控制系統 253
12.2.10 啟動給水系統 253
第13章 電氣系統 254
13.1 電氣系統設計總原則 254
13.1.1 總體要求 254
13.1.2 安全相關設計原則 255
13.2
目錄
叢書序
序
前言
第1章 能動與非能動相結合理論的形成與實踐 1
1.1 能動與非能動相結合核電廠概念的形成 1
1.2 能動與非能動相結合核電廠的實踐——“華龍一號” 4
1.3 能動與非能動相結合核電廠進一步發展的思考 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 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 考慮的電廠系統與設備 15
2.2.5 功率分布與堆芯餘熱 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 蒸汽發生器傳熱管破裂 27
2.3.6 大破口失水事故 32
第3章 機率安全分析 35
3.1 概述 35
3.2 內部事件一級PSA 37
3.2.1 電廠運行狀態分析 38
3.2.2 始發事件分析 39
3.2.3 事件序列分析 45
3.2.4 系統分析 50
3.2.5 數據分析 53
3.2.6 定量化計算 57
3.3 內部事件二級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 內部火災PSA 70
3.4.3 內部水淹PSA 74
3.5 乏燃料水池PSA 79
3.5.1 始發事件分析 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構介紹 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程接口 148
4.4.6 嚴重事故管理導則與應急計畫(EP)的接口 148
第5章 設計驗證試驗 150
5.1 堆腔注水冷卻系統驗證試驗 150
5.2 二次側非能動餘熱排出系統驗證試驗 151
5.3 非能動安全殼冷卻系統性能綜合試驗 153
5.4 反應堆堆內構件流致振動試驗 155
5.4.1 流致振動比例模型試驗 156
5.4.2 流致振動現場試驗 156
5.5 控制棒驅動線抗震試驗 160
5.6 反應堆水力模擬試驗 163
5.7 蒸汽發生器驗證試驗 165
5.8 內置換料水箱過濾器驗證試驗 166
5.9 安全殼過濾排放系統綜合試驗 168
5.9.1 安全殼過濾排放系統 168
5.9.2 綜合試驗平台 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 水洗液穩定性實驗 171
5.9.6 整體試驗方案和結果 171
5.9.7 結論和建議 172
5.10 仿真驗證技術的套用和發展 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託的比薩大學獨立評價活動 174
6.3 與*核安全局核與輻射安全中心的聯合研究 175
6.4 中國核能行業協會的初步設計審查 176
6.5 國際原子能機構反應堆安全審查 177
6.6 *能源局與核安全局組織的“華龍一號”總體技術方案評審會 178
6.7 核電廠設計多國評價活動 179
6.8 *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 自主智慧財產權 181
7.1 “華龍一號”智慧財產權工作體系 181
7.1.1 “華龍一號”智慧財產權工作目標 181
7.1.2 智慧財產權侵權風險排查 182
7.1.3 自主創新成果與智慧財產權保護 184
7.2 “華龍一號”自主智慧財產權行業內專家評審意見 189
第8章 設備國產化 190
8.1 反應堆壓力容器 190
8.2 控制棒驅動機構 191
8.3 堆內構件 192
8.4 蒸汽發生器 193
8.5 穩壓器 195
8.6 主管道和波動管 196
8.7 先進堆芯測量系統 197
8.8 主泵轉速測量裝置 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運輸裝置 206
8.18 安全殼過濾排放系統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 一體化堆內構件吊具 209
8.22 內置換料水箱過濾器 210
8.23 非能動安全殼熱量導出系統換熱器及汽水分離器 211
8.24 核安全級邏輯控制系統(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級電氣連線器 215
8.28 更高要求的通用設備研製 215
8.29 “華龍一號”全範圍模擬機 218
8.30 數位化設計驗證平台 220
附表 “華龍一號”系統代碼 222
編輯推薦
本書是以中國具有完整自主智慧財產權的“華龍一號”示範工程(福建福清核電廠 5、6 號機組)成果為基礎，重點介紹了“華龍一號”的研發歷程、安全理論、系統設計、廠房結構與布置、運行調試、安全分析及評價等。本書共分為上、下兩冊。上冊介紹了“華龍一號”的總體方案和各功能系統，包括反應堆及其冷卻劑系統、核輔助系統、專設安全系統、設計擴展工況應對措施、放射性廢物處理系統、公用系統、輻射防護、核電廠消防、常規島系統及設備、電氣系統、儀表與控制系統、廠房布置及結構、運行技術；下冊介紹能動與非能動相結合的安全理論、安全分析及評價、設計驗證試驗、安全評價活動、設備國產化及自主智慧財產權等。
本書既是對“華龍一號”技術的全面總結，也是對研發成果的高度概括，向讀者呈現了“華龍一號”技術的整體和構成。本書可供核能專業研究者、研究生、本科生及核電行業設計、建造、運行、管理人員等閱讀和參考。
3.5.4 結構描述 42
3.5.5 主要材料 45
3.5.6 主要技術特徵及優點 46
3.5.7 製造、檢驗和試驗 46
3.6 堆芯核設計 47
3.6.1 設計任務 47
3.6.2 設計基準 47
3.6.3 堆芯描述 48
3.6.4 燃料燃耗 50
3.6.5 功率分布控制 50
3.6.6 反應性負反饋 50
3.6.7 停堆裕量 50
3.6.8 穩定性 50
3.7 熱工水力設計 51
3.7.1 設計基準和設計限值 51
3.7.2 燃料組件熱工水力設計 52
3.7.3 反應堆水力學設計 54
3.7.4 水力學穩定性分析 54
3.7.5 結論 55
3.8 反應堆源項與禁止設計 56
3.8.1 反應堆源項設計 56
3.8.2 反應堆禁止設計 58
3.9 力學分析 59
3.9.1 動力分析模型建立 59
3.9.2 動力回響分析 62
3.9.3 應力評價與強度計算 62
第4章 反應堆冷卻劑系統 64
4.1 反應堆冷卻劑系統設計 64
4.1.1 系統概述 64
4.1.2 系統功能 64
4.1.3 系統說明 65
4.1.4 系統運行 70
4.2 反應堆冷卻劑系統主要設備 75
4.2.1 反應堆壓力容器 75
4.2.2 主泵 75
4.2.3 蒸汽發生器 83
4.2.4 主管道 97
4.2.5 穩壓器 98
4.2.6 穩壓器安全閥和快速卸壓閥 100
4.3 反應堆冷卻劑系統力學分析評價 103
4.3.1 反應堆冷卻劑系統靜力和動力分析 103
4.3.2 反應堆冷卻劑系統主設備力學分析評價 105
4.3.3 反應堆冷卻劑系統主管道力學分析評價 106
第5章 核輔助系統 108
5.1 一迴路輔助系統 108
5.1.1 化學和容積控制系統 108
5.1.2 反應堆硼和水補給系統 116
5.1.3 餘熱排出系統 121
5.1.4 反應堆換料水池及乏燃料水池冷卻和處理系統 125
5.1.5 核取樣系統 128
5.2 輔助冷卻水系統 131
5.2.1 設備冷卻水系統 131
5.2.2 重要廠用水系統 135
5.3 燃料操作與貯存系統 137
第6章 專設安全系統 142
6.1 安全注入系統 142
6.1.1 系統功能 143
6.1.2 系統描述 143
6.1.3 主要設備 144
6.1.4 系統運行 148
6.2 安全殼噴淋系統 149
6.2.1 系統功能 149
6.2.2 系統描述 149
6.2.3 主要設備 151
6.2.4 系統運行 153
6.3 輔助給水系統 153
6.3.1 系統功能 154
6.3.2 系統描述 154
6.3.3 主要設備 154
6.3.4 系統運行 157
6.4 大氣排放系統 158
6.4.1 系統功能 158
6.4.2 系統描述 158
6.4.3 主要設備 159
6.4.4 系統運行 159
第7章 設計擴展工況的應對 161
7.1 堆腔注水冷卻系統 161
7.1.1 系統功能 161
7.1.2 系統描述 162
7.1.3 主要設備 163
7.1.4 系統運行 163
7.2 二次側非能動餘熱排出系統 164
7.2.1 系統功能 164
7.2.2 系統描述 164
7.2.3 主要設備 165
7.2.4 系統運行 165
7.3 非能動安全殼熱量導出系統 166
7.3.1 系統功能 166
7.3.2 系統描述 166
7.3.3 主要設備 167
7.3.4 系統運行 168
7.4 應急硼注入系統 168
7.4.1 系統功能 169
7.4.2 系統描述 169
7.4.3 主要設備 170
7.4.4 系統運行 170
7.5 非能動安全殼消氫系統 171
7.5.1 系統功能 171
7.5.2 系統描述 171
7.5.3 主要設備 172
7.5.4 系統運行 172
7.6 安全殼過濾排放系統 173
7.6.1 系統功能 173
7.6.2 系統描述 173
7.6.3 系統主要設備描述 174
7.6.4 系統運行 174
第8章 放射性廢物處理系統 177
8.1 “華龍一號”廢物處理系統設計特點 177
8.2 硼回收系統 178
8.2.1 系統功能 178
8.2.2 源項 178
8.2.3 系統描述 178
8.3 廢氣處理系統 180
8.3.1 系統功能 180
8.3.2 源項 181
8.3.3 系統描述 181
8.4 廢液處理系統 184
8.4.1 系統功能 184
8.4.2 源項 184
8.4.3 工藝流程 184
8.5 固體廢物處理系統 186
8.5.1 系統功能 186
8.5.2 廢物源項 186
8.5.3 工藝描述 186
第9章 公用系統 189
9.1 除鹽水系統 189
9.1.1 系統功能 189
9.1.2 系統描述 190
9.1.3 系統運行 190
9.2 反應堆堆坑通風系統 191
9.2.1 系統功能 191
9.2.2 系統描述 191
9.2.3 系統運行 191
9.3 主控室通風與空調系統 191
9.3.1 系統功能 191
9.3.2 系統描述 192
9.3.3 系統運行 192
9.4 核島冷凍水系統 192
9.4.1 系統功能 192
9.4.2 系統描述 192
9.4.3 系統運行 194
9.5 壓縮空氣系統 194
9.5.1 系統功能 194
9.5.2 系統描述 195
9.5.3 系統運行 195
第10章 輻射防護 196
10.1 輻射防護原則、實施策略及設計目標 196
10.1.1 輻射防護原則 196
10.1.2 輻射防護*最佳化實施策略 198
10.1.3 “華龍一號”設計目標值 199
10.2 “華龍一號”系統及設備的輻射源項 200
10.2.1 堆芯及乏燃料組件源項 200
10.2.2 主迴路源項 200
10.2.3 輔助系統及二迴路系統源項 202
10.2.4 氣載放射性源項 203
10.2.5 環境排放源項 203
10.2.6 事故源項 204
10.3 輻射防護設計 205
10.3.1 輻射分區設計 205
10.3.2 輻射禁止設計 207
10.3.3 應急設施設計 209
10.3.4 輻射監測需求 209
10.3.5 事故工況下輻射防護 210
10.4 輻射防護評價 212
10.4.1 職業照射評價 212
10.4.2 環境影響評價 214
10.4.3 事故後果評價 215
10.5 輻射防護最佳化措施 216
10.5.1 工作人員職業照射控制 216
10.5.2 公眾受照控制 217
10.5.3 運行經驗收集及套用 218
第11章 核電廠消防 220
11.1 消防設計總要求和準則 221
11.2 安全防火分區 221
11.3 核島廠房的消防疏散 223
11.3.1 設計目的和原則 223
11.3.2 具體設計要求 225
11.4 火災危害性分析 227
11.4.1 分析目的 227
11.4.2 分析步驟 227
11.4.3 計算分析方法 229
11.5 火災薄弱環節分析 232
11.5.1 背景與目標 232
11.5.2 方法與步驟 233
11.6 火災自動報警系統 236
11.7 消防供水和固定滅火系統 238
11.7.1 消防供水系統 238
11.7.2 固定滅火系統 239
11.8 通風設計防火及防排煙 240
11.8.1 通風設計防火 240
11.8.2 防排煙設計 240
11.9 電氣防火和消防供電 241
11.9.1 電氣防火 241
11.9.2 消防供電 243
第12章 常規島系統及設備 245
12.1 主機系統 245
12.1.1 汽輪機及其輔助系統 245
12.1.2 發電機及其輔助系統 248
12.1.3 汽輪機專用儀控系統 249
12.2 工藝系統 250
12.2.1 主蒸汽系統 250
12.2.2 汽輪機旁路系統 251
12.2.3 凝結水抽取系統 251
12.2.4 低壓給水加熱器系統 251
12.2.5 低壓加熱器疏水回收系統 252
12.2.6 主給水除氧器系統 252
12.2.7 電動主給水泵系統 252
12.2.8 高壓給水加熱器系統 252
12.2.9 主給水流量控制系統 253
12.2.10 啟動給水系統 253
第13章 電氣系統 254
13.1 電氣系統設計總原則 254
13.1.1 總體要求 254
13.1.2 安全相關設計原則 255
13.2
目錄
叢書序
序
前言
第1章 能動與非能動相結合理論的形成與實踐 1
1.1 能動與非能動相結合核電廠概念的形成 1
1.2 能動與非能動相結合核電廠的實踐——“華龍一號” 4
1.3 能動與非能動相結合核電廠進一步發展的思考 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 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 考慮的電廠系統與設備 15
2.2.5 功率分布與堆芯餘熱 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 蒸汽發生器傳熱管破裂 27
2.3.6 大破口失水事故 32
第3章 機率安全分析 35
3.1 概述 35
3.2 內部事件一級PSA 37
3.2.1 電廠運行狀態分析 38
3.2.2 始發事件分析 39
3.2.3 事件序列分析 45
3.2.4 系統分析 50
3.2.5 數據分析 53
3.2.6 定量化計算 57
3.3 內部事件二級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 內部火災PSA 70
3.4.3 內部水淹PSA 74
3.5 乏燃料水池PSA 79
3.5.1 始發事件分析 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構介紹 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程接口 148
4.4.6 嚴重事故管理導則與應急計畫(EP)的接口 148
第5章 設計驗證試驗 150
5.1 堆腔注水冷卻系統驗證試驗 150
5.2 二次側非能動餘熱排出系統驗證試驗 151
5.3 非能動安全殼冷卻系統性能綜合試驗 153
5.4 反應堆堆內構件流致振動試驗 155
5.4.1 流致振動比例模型試驗 156
5.4.2 流致振動現場試驗 156
5.5 控制棒驅動線抗震試驗 160
5.6 反應堆水力模擬試驗 163
5.7 蒸汽發生器驗證試驗 165
5.8 內置換料水箱過濾器驗證試驗 166
5.9 安全殼過濾排放系統綜合試驗 168
5.9.1 安全殼過濾排放系統 168
5.9.2 綜合試驗平台 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 水洗液穩定性實驗 171
5.9.6 整體試驗方案和結果 171
5.9.7 結論和建議 172
5.10 仿真驗證技術的套用和發展 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託的比薩大學獨立評價活動 174
6.3 與*核安全局核與輻射安全中心的聯合研究 175
6.4 中國核能行業協會的初步設計審查 176
6.5 國際原子能機構反應堆安全審查 177
6.6 *能源局與核安全局組織的“華龍一號”總體技術方案評審會 178
6.7 核電廠設計多國評價活動 179
6.8 *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 自主智慧財產權 181
7.1 “華龍一號”智慧財產權工作體系 181
7.1.1 “華龍一號”智慧財產權工作目標 181
7.1.2 智慧財產權侵權風險排查 182
7.1.3 自主創新成果與智慧財產權保護 184
7.2 “華龍一號”自主智慧財產權行業內專家評審意見 189
第8章 設備國產化 190
8.1 反應堆壓力容器 190
8.2 控制棒驅動機構 191
8.3 堆內構件 192
8.4 蒸汽發生器 193
8.5 穩壓器 195
8.6 主管道和波動管 196
8.7 先進堆芯測量系統 197
8.8 主泵轉速測量裝置 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運輸裝置 206
8.18 安全殼過濾排放系統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 一體化堆內構件吊具 209
8.22 內置換料水箱過濾器 210
8.23 非能動安全殼熱量導出系統換熱器及汽水分離器 211
8.24 核安全級邏輯控制系統(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級電氣連線器 215
8.28 更高要求的通用設備研製 215
8.29 “華龍一號”全範圍模擬機 218
8.30 數位化設計驗證平台 220
附表 “華龍一號”系統代碼 222
編輯推薦
本書是以中國具有完整自主智慧財產權的“華龍一號”示範工程(福建福清核電廠 5、6 號機組)成果為基礎，重點介紹了“華龍一號”的研發歷程、安全理論、系統設計、廠房結構與布置、運行調試、安全分析及評價等。本書共分為上、下兩冊。上冊介紹了“華龍一號”的總體方案和各功能系統，包括反應堆及其冷卻劑系統、核輔助系統、專設安全系統、設計擴展工況應對措施、放射性廢物處理系統、公用系統、輻射防護、核電廠消防、常規島系統及設備、電氣系統、儀表與控制系統、廠房布置及結構、運行技術；下冊介紹能動與非能動相結合的安全理論、安全分析及評價、設計驗證試驗、安全評價活動、設備國產化及自主智慧財產權等。
本書既是對“華龍一號”技術的全面總結，也是對研發成果的高度概括，向讀者呈現了“華龍一號”技術的整體和構成。本書可供核能專業研究者、研究生、本科生及核電行業設計、建造、運行、管理人員等閱讀和參考。
