AP1000核电技术特点介绍
2009-05-14 14:32
与传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、HVAC（加热、通风、空调系统）、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这些设计改进，AP1000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年，远低于URD要求的1.0×10-5/堆年，进一步将AP600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。AP1000 的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：
机组额定电功率：≈1000MWe
电站设计寿命：60年
堆芯损坏频率：＜1.0×1E-5/堆年
严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：＜1.0×1E-6/堆年
换料周期：18个月
另外，AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方面提供一个尽可能简化的核电站。
模块化建设
由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。为此，AP1000将实行一种新的建设模式——虚拟建造技术和模块式建设方式。
虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起，以实现对AP1000的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP1000施工工期的目的。模块式建设方式是在设计中根据AP1000整体系统结构（包括它们的支撑和部分土建结构）的特点将其归列为各自的模块，直接在工厂里按模块进行预制、组装，最后在核电站实行总装。模块化建设已作为AP1000电厂详细设计的组成部分，是AP1000实现压缩工期降低成本的重要措施之一，还能提高工程质量。AP1000的模块分为结构模块、管道模块和设备模块。西屋公司的设计已经有了具体的模块种类、数量及其安装位臵。总体来看，模块化设计不再是一项新的技术，有过成熟的应用，也可以预期模块化安装将直接带来工期的缩短，同时潜在地节省后续机组的投资。但目前引进该项技术可能会受到制造业水平和大型施工机具能力的制约。
由于系统的简化、模块化建造方式、虚拟技术的引入，将使AP1000的建设周期得到显着压缩。从现场准备、大型设备订货到商业运行所需的建设总工期为60个月。其中，现场准备、大型设备订货到第一罐混凝土为18个月；第一罐混凝土到装料为36个月；再经6个月的调试转入商业运行。
简洁的系统
一、反应堆系统
AP1000的堆芯由157个14英尺的Robust 燃料组件构成，其名义热功率为3400MWt。AP1000的堆芯设计基本上保持了传统PWR 堆芯设计的思想。在堆芯构造、设计准则、分析方法以及运行保护值的确定等方面，AP1000的设计完全遵循传统PWR 的设计理念。
AP1000的燃料组件是由西屋公司在有实际运行经验的17×17 XL Robust燃料组件的基础上结合一些经过验证的成熟技术设计形成。改进设计后的燃料组件在热工水力和燃耗方面的性能得到进一步提高并且更便于维修。对于可燃毒物西屋公司提供了IFBA和钆两种建议。
AP1000堆芯核设计依据与第二代压水堆基本相同。具备不调硼负荷跟随能力；从初始堆芯开始就实现18个月长燃料循环；设计工具先进；设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定改进；达到第三代压水堆的要求。是世界上先进的堆芯核设计之一。
AP1000的堆芯热工水力设计采用的是成熟的可靠的传统的设计思路和技术；西屋公司提供的堆芯功率、系统压力、冷却剂流量和温度等数据与堆芯DNBR裕量是相互自洽匹配的，这些数据是可信的；AP1000沿袭西屋的设计传统留有足够的堆芯DNBR 裕量（19%）且满足URD关于15%的热工裕量的要求；AP1000降低一次侧温度为保证堆芯热工裕量带来了比较大的贡献但导致二次侧主蒸汽参数降低。
二、反应堆冷却剂系统
AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点两台蒸汽发
生器对称布臵，系统管路由两个主冷却剂环路构成。每个环路的冷端完全相同，并采用了大半径弯管使管路流动阻力降低，并为调节冷热管不同的膨胀率提供柔韧性。管子整体锻造，消除焊缝，既降低成本，也减少在役检查的工作量。管路结构和材料的选择显着降低了管子的应力。主泵采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在与主回路冷却剂相连通的承压壳中。由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA事件在AP1000设计中不会发生。
另外，主泵直接安装在蒸汽发生器下封头上，可使泵与蒸汽发生器采用同一个支撑，大大简化了支撑系统与主回路相连的接口减少，压力边界的完整性得到更可靠的保障。在AP1000设计中，与主回路相连的系统主要包括正常余热排出系统和化容系统。这些系统与主回路间至少有两重的隔离设施，且主冷却剂压力边界限制在安全壳以内，降低了安全壳旁路风险。正常余热排出系统的设计压力高于传统设计，在安全壳以内的管道设计压力与主回路相同，在安全壳以外管道的极限承载能力不低于主回路运行压力。化容系统的换热器及净化设施移到安全壳内，实际上已构成主冷却剂系统的一部分，并由主泵提供驱动压头。而包括补水泵等设备在内的其它部分位于安全壳外，正常运行时不需要连续运行，间歇期内与主回路隔离。在非能动专设安全设施中，一些管道的隔离阀不再是反应堆冷却剂系统的压力边界，这类阀门的误动作或隔离失效不会危及到冷却剂压力边界的完整性，例如：堆芯补水箱和非能动换热器的隔离阀。
AP1000压力边界隔离设施除了传统的高可靠性阀门外，如：安全阀和前三级自动卸压阀，还采用了高可靠性的无泄漏的隔离边界爆破阀（Squib Valve）。
综上所述，AP1000反应堆冷却剂系统采用了简化、安全和紧凑布臵的设计，压力边界相对于传统压水堆核电站有所简化，冷却剂压力边界的完整性比传统设计更加可靠。
非能动安全系统
AP1000 设计的革命性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统。核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。当前运行中核电站的安全系统大都是能动的。非能动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。这一设计理念的更新，还使核电厂成本显着下降。正是基于这种设计理念，西屋公司推出AP600和AP1000类型电厂。
一、非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。
在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力。当IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。
安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。依靠IRWST 提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。
二、非能动安全壳冷却系统
AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。
非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。
三、非能动安全壳裂变产物去除系统
AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安
全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。
四、非能动主控室可居留系统
失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。
数字化仪控系统
AP1000仪控系统是一个先进的分散式计算机控制系统(即DCS)，是西屋在长期积累的经验基础上逐步完善、开发的系统，得到过检验，是一个成熟的系统。但由于AP1000在安全系统上采用了非能动设计，许多专设安全设施驱动系统(ESFAS)被简化甚至取消，所以相应的仪控系统也简化了。但若今后在安全级部分采用Advant（AC160）系统，则有可能纳入在线偏离泡核沸腾保护与线功率密度保护(即DNBR 保护与LPD 保护) DAS （多样性系统）作为保护系统的多样性后备，是AP1000仪控系统七大功能组之一，在AP1000设计中更为重视。DAS是个独立的计算机系统,这也是AP1000在提高安全性措施方面除了非能动设计以外的一项重要措施。
一、电气系统
非能动安全系统的设计，使AP1000对其交流供电系统无安全方面的要求，也无实体隔离要求。厂外供电系统仅向机组提供正常启动和正常停堆用的电源，也不需要冗余。
厂内交流供电系统是非1E级系统，无任何安全相关功能，也不需要应急柴油发电机组。该系统中唯一的1E级设备是与反应堆主泵串联的二台断路器，确保主泵在失去交流电源后可靠断开。其它设备不需实体隔离，可以通用。
备用柴油发电机是非1E级设备，当主交流电源全部失去后，可以在120s后对相关负荷
进行供电。
完成安全相关功能所必需的唯一电源是1E级直流和UPS供电系统。由于AP1000的直流负荷比M310的直流负荷小得多，4组1000AH的蓄电池组便可满足安全相关功能72小时的供电需求。72小时后还可以由两台辅助柴油发电机(480v,35kw)向安全相关功能供电4
天。
由于AP1000 的屏蔽式主泵无大的飞轮惯性，故其要求在失去主交流时，供电系统应能保持大于3秒的供电时间。这一要求由发电机的惯性惰走发电来满足。
二、汽轮发电机系统
常规岛主要设备的选型与核岛的选型没有直接的关系，因此常规岛的方案选择有一定的灵活性。AP1000技术文件所提供的核电站的常规岛部分只是示意性质，现有数据表明，目前的配备留有较大的裕度，具体工程选择的空间很大。AP1000文件的常规岛示意部分，与其他压水堆核电站的常规岛部分无明显区别。
三、辅助系统
a) 化容系统
由于非能动安全设施的应用，AP1000化容系统不再执行安全功能，相应地，该系统设计级别降低为非安全级。除少量隔离设施（如：安全壳隔离、主冷却剂隔离）外，系统中其它设施均为非安全相关设施。由于系统设计简化、系统设计级别降低及设备级别降低，不仅可以降低相关造价，而且有助于实现相关国产化自主化目标。
化容系统的安全功能有：隔离贯穿安全壳的管线、终止意外硼稀释、在稳压器或蒸发器高水位时停止上充等。方法是通过温度、压力、水位信号触发相应的控制系统来实现化容系统的上述安全功能。当前的I&C系统与设计都已达到相当完善、可靠的水平，所以，
实现化容系统的安全功能的方法也是常规设计。这样，AP1000化容系统所有的功能设计都可以从普遍的民用设计和应用中得到经验、依据，同时设备设计、制造也是无特殊要求，因此其设计技术是成熟的。
相对于传统压水堆，AP1000的化容系统不同之处有：上充泵只用作上充，不兼顾高压安注功能不参与负荷跟踪化容系统的净化回路移至安全壳内，实际上已构成主冷却剂系统的一部分，并由主泵提供驱动压头；其它部分位于安全壳以外，一般被隔离，不构成冷却剂的承压边界。
由于AP1000主泵采用了无泄漏且不需要轴封注入的屏蔽式泵，而棒控系统可以在不调硼的条件下进行负荷跟踪，故正常运行时位于安全壳外的化容子系统不需要连续运行，间歇期内它们与主回路隔离。
b) 防火系统
为满足防火设计基准要求，AP1000构思了一种革新型的核电厂防火设计理念，在纵深防御对策的前提下，进一步提出了区别对待，重点防御的防火策略。AP1000配臵2套消防系统，一套专供确保反应堆安全的非能动消防系统（安全壳内高位水箱PCCWST +满足抗震I类要求的消防水立管供水管线），另一套确保全厂发电安全生产的能动消防系统（非抗震的消防水池+消防泵+供配水管线）。
由于采用了非能动的消防系统，反应堆安全系统的防火保护得到了可靠保证，AP1000的消防系统就比传统的PWR消防系统更简化、经济。其设计和设备分级要求也将有相应变动，例如水泵不再需要配臵应急动力电源，对诸如水泵、输配水管路、阀门等消防设备（尤其是大容积消防水池）无特殊抗震分析或鉴定要求，由此相应降低了核电消防工程造价。同时，非安全相关的部分可以采用与常规火力发电厂相应的防火设计标准。AP1000防火分区的设计原则与M310基本相同。与传统的PWR电厂设计相比，由于
AP1000安全系统的非能动化，它们就无需配臵电动泵、动力电缆以及相应所需的润滑与冷却油料。初步定性的防火分析结果表明，核岛火荷载将减到最低程度，因而大大降低了火灾在安全重要场所发生的概率。
c) 燃料贮存和操作系统
AP1000燃料贮存和操作系统的设计和设备制造均遵循美国有关的规范和标准，设计中采取了相应的措施保证本系统运行的安全性能。
本系统所包括的五部分（新燃料贮存、乏燃料贮存、乏燃料水池冷却系统，轻荷载操作系统和高架重荷载操作系统）的设计基准和功能要求与M310核燃料装卸贮存系统所采用的RCC-P中的规定基本相同。设计上的主要改进是：新燃料和乏燃料格架的力学分析和与环境的适应性有更为具体和明确的要求，抗震和设备分级要求提高，安全性更有保障。乏燃料水池冷却系统设计布臵简化，设备数量减少，提高了经济性和运行可靠性。燃料操作分区布臵使换料操作更为简捷和安全。环吊设计为安全相关级，抗震I类，安
全性提高。
d) 空调、供热、冷却及通风系统
由于AP1000方案采用非能动专设安全设施的特点, AP1000的全厂通风、供热、冷却和空调系统中,除个别功能(主控制室边界和安全壳边界隔离功能及主控制室进风放射性测量功能)为安全相关功能外,其余功能都是非安全相关功能,因而采用的设备都是非安全级、非抗震Ⅰ类设备,也不需采用安全级的柴油发电机作为备用电源，这样就大大降低了对设备的要求，也降低了造价。
AP1000设计中为保证主控制室应急可居留性的主控制室应急可居留性系统不再采用传统的HVAC 设备，而采用非能动的压缩空气贮罐及相关的管道系统，在应急情况下给主控制室压力边界内提供所要求的压缩空气，以保证在事故后72小时内主控制室（11 人）
压力边界内CO2含量低于0.5%。同时，采用的主控制室非能动热阱可限制事故后72小时内主控制室压力边界内的温度低于人员可靠操作的限值。
采用非能动的主控制室应急可居留性系统减少了应急情况下对应急电源的依赖，降低了由于应急电源失效或能动设备故障造成系统失效的概率，从而提高了系统的可靠性和电厂的安全性。
e) 放射性废物管理系统
一个堆先进与否与三废处理系统没有直接关系，业主完全可以另行选购一套三废处理系统，而丝毫不影响核电站的性能。
AP1000的三废处理系统并非最先进的系统，但是完全满足了美国联邦法规10CFR71、10CFR50、10CFR61和10CFR20的相应要求：
AP1000 废气处理系统处理后的气载放射性核素排放总量满足10CFR50 的要求，同时也满足我国GB6249的气载放射性流出物年排放量控制值的要求；其释放浓度满足10CFR20的要求，而我国目前对气载放射性流出物仅要求净化处理后经烟囱排放，并无具体的排放浓度要求。但是，AP1000的气载放射性核素排放总量已经接近GB6249的排放总量限值要求，且所剩裕量不多，还需西屋公司详细解释气载放射性核素的排放。
AP1000固体废物处理方案满足美国联邦法规10CFR71、10CFR50、10CFR61和10CFR20的相应要求。西屋公司在DCD文件中推荐选用移动处理系统对AP1000进行固体废物处理，以便于日后更新固体废物处理技术。
f) 辐射防护系统
AP1000设计中所有的源项计算都采用了常规的成熟技术，并考虑了运行经验数据的反馈。计算结果表明设计是合理的。
AP1000有关反应堆冷却剂源项的计算是合理的，由于未计入瞬态，因此不是保守的。尽管核电厂中只有以CO2形态排放的一小部分14C才会对人体产生辐射剂量，但现在的趋势是开始重视压水堆核电站排出的14C。因此，对反应堆冷却剂中14C的产生和形态应加以分析。从DCD第11章的相关内容来看，AP1000仅给出了14C的气载放射性年排放总量，并没有给出各种形态的14C的份额。但这不会影响屏蔽层厚度的计算，仅对监测和环境影响评价有影响。
从设计理念来看，基本上所有的数字化系统都采取了非能动安全理念。邓小平讲过，实践是检验真理的唯一标准。AP1000在技术理论上是先进的，但在截至目前，就连AP600也仅限于在理论上，没有经过实践的检验，所有这些先进的设计理念，是否真正的成功有待实践的检验。
AP1000作为当今核电市场最具竞争力的技术，应用到中国核电机组建设中，“对于中美双方是真正的双赢合作”。中国将依托先进核电技术，更好地满足日益增加的能源需求。而与中国合作，一方面为美国创造大量就业岗位，同时也为美国的产品、技术和服务出口提供了良机。
西屋电气的AP1000 有以下特点：
1、世界市场现有的最安全、最先进、经过验证的核电站(保守概率风险评估(PRA):堆芯损毁概率为可忽略不计的2.5x10- 7 )；
2、唯一得到美国核管会最后设计批准（FDA）的新三代+核电站；
3、基于标准的西屋压水反应堆(PWR)技术，该技术已实现了超过2,500 反应堆年次的成功的运营；
4、1100 MWe设计，对于提供基本发电负荷容量很理想；
5、模块化设计，有利于标准化并提高建造质量；
6、更经济的运营(更少的混凝土和钢铁，更少零部件和系统，意味着更少的安装、检测和维护)；
7、更简便的运营(配备行业最先进的仪表和控制系统)；
8、符合美国用户要求文件（URD）对新一代商用反应堆的要求。
第二代改进型核电项目核安全审评原则
2007-05-11 00:16:08
关于印发《第二代改进型核电项目核安全审评原则》的通知
国核安函…2007?28号
中国核工业集团公司，中国广东核电集团公司，中国电力投资集团公司，核工业第二研究设计院，上海核工程研究设计院，中国核动力研究设计院，深圳中广核工程设计有限公司，国家环保总局核与辐射安全中心，苏州核安全中心，核设备安全与可靠性中心：为确保核安全，实现第二代改进型核电项目审评工作的规范化和标准化，我局在征求各方意见并通过核安全与环境专家委员会审议的基础上，编制了《第二代改进型核电项目核安全审评原则》。现印发给你们，请遵照执行。
附件：第二代改进型核电项目核安全审评原则
二○○七年四月二十九日
附件：
第二代改进型核电项目核安全审评原则
本文中第二代改进型核电项目是指以我国国内已建成的百万千瓦级压水堆核电站为参考电站，采用经验证的技术和设计，并采取有效的设计改进措施，使其安全水平比参考电站有进一步提高的核电项目。
为了确保核安全，规范和指导第二代改进型核电项目的设计、建造及核安全审评工作，我局特制定如下核安全审评原则：
一、国家相关法律、行政法规
我国发布的有关环境保护和核电厂安全的所有法律、行政法规均须遵照执行。
二、部门规章
我局发布的或与国务院其他部门联合发布的部门规章，均须遵照执行。
在《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2004）中，在概率安全评价（PSA）、严重事故、安全评价的独立验证三个方面做如下规定：
1、按照HAF102-2004的要求开展有关的PSA工作，应完成内部事件一级PSA，并逐步完善一级PSA，开展二、三级PSA。
2、关于严重事故的对策，应在PSA工作的基础上，结合有关安全研究和同类核电厂的实践，确定可能导致严重事故的主要事件序列，在此基础上采取合理可行的预防和缓解措施，例如严重事故工况下的可燃气体控制措施、防止高压熔融物喷射的措施、防止安全壳旁路的措施，并开发严重事故管理指南等。
3、对于影响核电厂安全的重大设计改进，以其可能产生的影响为重点，开展安全评价的独立验证工作。
三、核安全导则
凡国家核安全局颁布的，在第二代改进型核电项目申请受理时有效的核安全导则，均应参照执行。在实际工作中可采用不同于核安全导则规定的方法和方案，但必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案至少具有与核安全导则相同的安全水平，不会对核电厂厂区人员和公众增加风险。
对于核安全导则《核动力厂安全评价与验证》（HAD102/17－2006）中关于确定论事故分析的要求，可以采用参考电站的分析方法和假设，且分析到与参考电站相同的状态。
为进一步提高第二代改进型核电项目的安全水平，并为新导则的修订、实施积累经验，第二代改进型核电项目应积极参考使用国际原子能机构已正式发布的新版导则。
四、设计和建造的标准
第二代改进型核电项目设计和建造的标准原则上应采用法国RCC系列标准，并适当考虑设计自主化、设备本地化引起的标准适应性替代问题，具体的标准和版本如下：
1、RCC-P 900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则（1991第四版加1995修订）。
2、RCC-M 压水堆核岛机械设备设计和建造规则（2000版及2002年补遗）。
3、RCC-E 压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则（1993版，其中数字化仪控部分应采用国际上普遍适用的设计、制造、安装和鉴定标准，或遵照RCC-E2002版）。
4、RCC-I 压水堆核电站防火设计和建造规则（1983版加1987年应用）。对1997版适用的部分积极加以参照。
5、RCC-C 900MWe压水堆核电厂燃料组件设计和建造规则（1998版）。
6、RSEM 压水堆核电厂在役检查规则（1997版加2000修订）。
7、RCC-G 900MWe核电站土建设计和建造规则（1986版）。
关于RCC-G的补充要求：对于保持原有设计的子项，应以适用的新标准（如EJ/T
系列）对典型厂房开展对比核算工作。对于新设计子项，应选择适用的新版标准（如EJ/T 系列）设计，对于EJ/T中未涵盖的内容，可根据具体情况，经我局同意后，补充参考国内外适用的规范和标准的相关要求。
五、关于设备本地化和多国采购
在设备本地化和多国采购过程中，应满足RCC系列标准的要求；如遇到实际困难而采用其他标准，应分析论证其满足安全要求，并处理好不同系列标准之间的接口。
六、对同类核电厂安全审评遗留的问题必须妥善加以解决；对法国同类核电厂实施的改进项目进行跟踪、分析，并充分采纳适用的项目，对于不采纳的改进项目，应进行必要的论证。
七、根据放射性废物最小化原则，明确废物最小化目标值，制定废物最小化具体措施。通过技术经济比较，对第二代改进型核电项目的废物管理方案进行优化设计，采用净化效果好，减容因子高、二次废物少、经过验证和安全、可靠、经济的放射性废物处理、控制技术和设备。
八、对第二代改进型核电项目的辐射防护设计进行优化分析，使原有按RCC-P规则实施的辐射放射设计，在进行合理的适当的设计改进之后，满足国标《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）的辐射防护设计要求。这具体包括：
1、提出职业照射剂量约束的建议值。在最优化分析基础上，提出集体剂量目标值。
2、从防护和安全的角度对设计进行优化分析，确定屏蔽设计剂量目标值；
3、按国标《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）的分区要求，对原有分区准则进行复核，修订辐射分区剂量率边界值，对控制区的进出应在设计上体现有效的控制措施；
九、气、液态放射性流出物监测系统，应遵守国家有关标准要求。测量方法和仪器
的探测上限应满足事故工况的要求，探测灵敏度应小于相应浓度或剂量标准的十分之一。
法国核电站的消防措施
来源：转载编辑：文静时间：2009-2-24 9:48:12
1．法国核设施情况
法国在核领域取得的成就是举世公认的。它目前有核电站21个，共有56个核反应堆这56个核反应堆每年发电量为5700万千瓦，占全国发电量的72.6%，还有13.3%的电靠煤和石油为燃料的热电站供电，14.1%由水力发电，法国核电占全国供电总量的比例是世界最高的，核电产量仅次于美国（6.07亿度），居世界第二位。
2．法国核电站火灾情况
据法国电力公司统计，1995—1998这四年时间，法国核电站岛区在运行或检修时共发生火灾55起。火灾原因：44%是人为造成的，多数为烟蒂所致，33.5%由于电气设备引起，12.5%为机械撞击所致；4%为油料火灾；6%火因不明。从火灾探测看：55起火灾中，有46%是人发现；48%是火灾探测器报的警；6%是人和火灾探测器同时发现和报警的。从火灾扑救方法看：55起火灾有12.5%是人踩灭的；52.5%是干粉，CO2等天燃扑灭的。25%是自动灭火系统扑灭的；还有4%由消火栓出水扑救的；这55起火灾都没有造成很大的危害，也没有发生核泄漏。
3．核电站的火灾预防
核电站的危险性是相当大的。一个输出电量为30万千瓦的反应堆，运行时需产生90万千瓦的核电，也就是说反应堆输出的电量仅为产生电量的1/3。如果反应堆突然停止供电，但堆蕊还在运转并继续释放能量，据测算反应堆停止从8小时后能产生原电量10倍以上的能量，即一座输出电量为30万千瓦的反应堆，如突然停止供电，8小时后能产生900 万千瓦的核电。这是一个相当大的能量，这一情况是十分危险的。因此，必须采取相应的措施，确保核电生产的安全。法国核电站的技术规范是由核防护研究所制订，核安全局审核，工业与外贸部审批颁发并与核安全局负责日常的监督实施。核电站火灾预防的主要途径：（1）稳定的结构。核反应堆采用混凝土封闭，其厂房耐火等级为一、二级，以防止核泄漏和火灾的发生；（2）防火分隔。划分防火区，防火门的耐火的极限1.5小时以上，控制火势的蔓延；（3）封堵严密。各种管廊、管沟、风道、夹层及其他部位采取合理有效的封堵措施，切断火势蔓延的途径；（4）使用不燃或难燃材料，采用阻火电缆，尽可能少地使用易引进火灾危害的设备，减少可燃物；（5）防排烟。采取合理有效的防排烟措施，把发生火灾时产生的烟雾及时排出去；（6）火灾探测。进行火灾自动探测，迅速及时探知火灾的发生及发生点；（7）可靠的自动灭火系统。设臵水、气体等自动灭火系统。为提高系统安全，对部位的电流、电缆、灭火系统均采用了“双保险”，一旦一处发生故障，另一回路将会自动切换运行。
4．法国核故障处理组织机构及其职责
（1）国家：设核安全部级委员会。由总理直接领导，有关部部长组成。部级委员会下设秘书处由12—13人组成，从各部委抽调，秘书长相当省长一级，主要职责：发生重大核事故时进行协调指挥，主要部门的职责如下：
外交部：报告国际原子能委员会，通知欧共体及邻近的国家。
环境保护部：报告国际原子能委员会。负责水源、空气等测试；协助事故所在地的省长处理核事故对环境的影响。
运输部：指挥全国交通，停止向核事故地区的火车、飞机、船舶的运行。省长有权指挥辖区的交通。
国防部：需要时，派遗国家宪兵、防化部队进行干预。
内政部：搜集信息，协调、指挥消防部队和警察处理事故。
工业部（又称工业与外贸部）：核安全主管部门，设指挥中心。发生核事故后，对省长和有关部门提出救援意见和信息。
核安全防护研究所：①有关专家根据区域和分工不同，发生核事故后，接到通知，立即赶赴有关安全委员会和指挥中心，参与指挥、调度。②提出核事故信息，建议核事故处理措施。③负责核事故原因的调查协调工作，一星期后，提出事故的后果及进一步应采取的措施意见。
（2）省长：省长是遇到事故，命令执行特别干预计划的唯一的人。职责：①通知市长及市民；②有必要时下命令采取特别干预计划。
（3）核电站：每个核电站都设有救援与消防指挥中心，直接受站长的指挥，该中心也是一个多功能机构，负责电站的所有安全技术问题，核电站站长是发生核事故后，下命令采取内部干预的唯一的人。
核电站原理及安全现状
来源：转载编辑：文静时间：2009-2-24 9:47:34
核电站是实现核裂变能转变为电能的装臵。它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统。核电站利用核能产生蒸汽的系统称为“核蒸汽供应系统”，这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽。从原理上讲，核电站实现了核能－热能－电能的能量
转换。从设备方面讲，核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。
核电站中的能量转换借助于三个回路来实现。反应堆冷却剂在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水（三回路水）冷凝为水，再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。
反应堆是核电站的心脏，它是使原子核裂变的链式反应能够有控制地持续进行的装臵，是利用核能的一种最重要的大型设备。反应堆中有控制棒，它是操纵反应堆、保证其安全的重要部件，它是由能强烈吸收中子的材料制成的，主要材料有硼和镉。
反应堆的类型很多，根据不同的标准，可以有多种分类。下面介绍三种分类。
“快堆”和“慢堆”（亦称“热堆”）。当前世界上绝大多数反应堆均为热中子反应堆（简称“热堆”或“慢堆”）。“快堆”即“快中子反应堆”，它与“慢堆”的根本区别在于，引起核裂变的“炮弹”是高能的快中子。
“压水堆”和“沸水堆”。在正常运行条件下，压水反应堆内的水由于受到很高的压力，始终处于“液态”。我国已建成的秦山核电站（一期）和大亚湾核电站以及正在建设的秦山二期、岭澳和田湾核电站均采用压水堆。沸水反应堆内的水则处于气、液两相的状态。
“轻水堆”和“重水堆”。自然界的氢有三种同位素：氕（1H）、氘（2H）、氚（3H）。