附录5技术描述
1、5A绪论
附录5包括了AP-1000的设备设计、系统设计、厂房布置、设备布置以及厂房构筑物特征的详细信息，描述了NI的系统、构筑物和设备的功能要求，以及设备和系统的技术描述和满足相关的功能要求的布置。设备和系统的相关技术描述已有意的传达设计供应商（供方）的设计能力， NI部分的详细供应范围在合同附录1中已经给出，供方的设计技术文件在合同执行中可以按照合同附录1的1.8.1节中的设计修改原则进行修改，但附录5规定设备的功能将不得修改，供方的详细设计修改的结果须得到业主（或采购方）的批准，未得到批准不允许做任何的变更。供方设计的容量在供方系统技术规格书（SSD）中说明，系统技术规格书（SSD）按批准书CFC版签发。附录8中的备品备件的需要不影响附录5和技术说明书的任何修改，不管是供方自己提出的还是需要业主批准的都将在合同中17护理综述章规定，附录5不对供方保证书改变或修改。 西屋的AP-1000是一个非能动的3415 MWt 的压水堆 (PWR)，电厂应用以前成熟的技术进行设计。AP-1000的设计满足美国国家核管会(U.S. NRC)安全标准和概率风险标准，在2005年
12月30号，美国国家核管会(U.S. NRC)批准了西屋电气公司的AP1000的设计证明。
AP1000设计符合第 8版的先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)，与2003年2月的美国电力研究协会(EPRI)报告 “AP1000 评估先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)报告 ”相一致。 在AP1000设计中，退役是按HAF102关于在核电厂运行或详细设计阶段的要求考虑，供方应该帮助业主回答国家核安全局（NNSA）提出的与退役在初步安全分析报告/最终安全分析报告（PSAR/FSAR）有关的问题。奏鸣曲形式与交响乐各体裁的关系
阿荣旗一中2、5B 概要blast2go
AP1000 是先进非能动的 3415 MWt PWR，其设计包括先进的非能动安全设施和大量的简化来提高核电厂的建筑物、运行和维修的安全。
AP1000设计已达到高效安全目标，它是基于传统的PWR 堆的技术，重点在专设安全设施方面利用自然力。 安全系统使用自然力，如气体压力、重力流、自然循环流以及对流。 安全系统不使用能动设施 (如泵、风机、柴油发电机) ，就简化和省去了安全级支持系统(如A
C 电源、设备冷却水、厂用水 、HVAC)， AP1000 设计控制文件 (DCD)定义与安全重要系统、部件的功能描述为“安全相关的”，与 [NNSA] 的“安全”相等同。
AP1000满足U.S. NRC 安全标准和概率风险标准，在 AP1000 设计控制文件 (DCD) 和概率风险分析文件 (PRA)中，安全分析已全部完成，安全分析报告表明堆芯熔化概率是非常低，由于改进安全壳隔离和冷却，符合为先进反应堆设计和低泄漏概率而确定的目标。AP1000 的设计结合了减少射线照射量的原则以使工作人员合理可行尽可能低(ALARA)吸收剂量， 照射的时间、距离、屏蔽以及放射源都是一体化设计应考虑的准则。电厂设计寿命为60年， 根据设计寿命，电厂的系统、建筑物和设备的设计应考虑以下事项 ： ∙ 针对服役条件的材料选择；
∙ 60年运行疲劳断裂的评估；
∙ 活性区的维护和检查鉴定。
基于不能更换的保守假设，反应堆压力容器是60年的设计寿命，电厂设计为其它主要部件可以更换，包括蒸汽发生器 。
2009 CHINAJOY2.1核系统的描述
哭泣的圆明园2.1.1一回路的主要特性
AP1000 一回路有2个热交换环路，每个环路包括1个热段和2个冷段，1台蒸发器和2台直接安装在蒸汽发生器上的主泵，这样的直接连接也省去了主泵和蒸汽发生器间连接管道。反应堆冷却系统（RCS）的压力边界提供了1道防止堆芯产生的放射性物质泄漏的屏障，并保证了在技术规格书要求范围内运行的电厂在役期间内的高度完整性。反应堆冷却剂和二次侧水质的化学要求分别在表5B-1和5B-2中列出。
2.1.2反应堆堆芯和燃料设计
AP1000堆芯、压力容器、堆内构件与西屋公司设计的传统的PWR 相类似。堆芯由157个燃料组件组成，燃料组件14英尺高，按1717装配。AP1000堆芯的设计提供至少15%偏离泡核沸腾(DNB)裕量， 18个月换料周期。AP1000采用廉价的控制棒（术语称“灰棒”）进行载荷跟踪，而不是通过硼浓度的变化。除了使用的中子吸收材料不同外，灰棒组件与通常的控制棒组件的设计是相同的。
2.1.3燃料操作和转运系统
AP1000的换料与现在的核电厂相同，移去压力容器顶盖，使用换料机卸料后，再为下个循环装料。
∙ 新燃料的贮存
新燃料贮存在一个含有部分维持次临界需要的中子吸收材料（中子毒物）的高密度贮存格架中。燃料格架设计为贮存最大富集度为5 wt% U235的燃料组件，新燃料格架可以贮存72个燃料组件。即使在厂房被不含硼的水淹没、气溶胶灭火或者其它设计基准事故时，相邻燃料组件间的最小距离能够维持次临界要求。
∙ 乏燃料的贮存
乏燃料贮存在一个高密度的含有部分维持次临界需要的中子吸收材料（中子毒物）贮存格架中，该贮存格架设计为能够贮存最大设计基准富集度的燃料组件。
2.1.4反应堆压力容器
反应堆压力容器作为支撑和包容堆芯的高压边界，包括有圆柱型的容器，半球形的下封头和可移动的法兰连接的半球形上封头。压力容器在堆芯活性区不使用焊接，在运行和换料时装入含硼水，内侧表面堆焊有不锈钢覆面。AP1000反应堆压力容器设计寿命为60年，承受环境为2500 psi (17.24 MPa abs)和 650°F (343.3°C)，压力容器下部没有贯穿件。
2.1.5反应堆堆内构件
反应堆堆内构件包括：反应堆堆芯组件，堆芯支撑结构，堆芯围板，下导向管和流量导向结构组件等，堆芯部件的结构与目前核电厂的相似。堆芯围板设计由焊接结构组成，避免使用螺栓。堆芯组件由2部分组成：下部堆芯组件和上堆芯组件。反应堆堆芯组件起保护和支撑堆芯，对中，确保控制棒和灰棒的可靠运行等作用。
2.1.6蒸汽发生器
AP1000 使用2台Delta-125型蒸汽发生器，蒸汽发生器的二次侧的水化学运行是采用全挥发处理，换热管在管板中全长度的水力胀管 ，材质为经热处理的NiCrIron690合金，管支撑板有开孔，有10%的堵管裕量，在特殊事件时蒸汽发生器可更换。
2.1.7稳压器
AP1000稳压器是基于已验证的传统工艺设计，容积为2100 ft3 (59.5 m3)。（传统的电厂的容积为42.45 m3）
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