AP1000系统代码

核动力系统与设备实验指导书AP1000核岛系统的认识及模拟1、目的和要求目的：熟悉第二代核电机型3-loop PWR和第三代核电机型AP1000的核岛系统，并利用其仿真软件PCTRAN-3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000进行稳态、瞬态模拟操作，对核动力系统设备知识进行巩固和扩展，为今后从事核电相关工作奠定基础。

要求：1、熟悉3-loop PWR、AP1000核岛系统的主要设备功能、布局及其英文名称（缩写）；2、熟悉PCTRAN3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000模拟软件的操作界面；3、依指导书进行典型工况的运行模拟；4、熟悉并理解3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000所给出的模拟参数；5、自行打印指导书，并在实验前预习、实验中携带。

2、内容2.1 AP1000系统认识1）AP1000核电厂主要设备通过教师课堂讲解，了解AP1000核电厂主要系统、设备组成，及其相应的功能：1．1）反应堆冷却剂系统（RCS）1．1．1）反应堆压力容器（RPV）压力容器呈围筒形, 底封头呈半球状, 顶部为由法兰固定的可拆式半球形封头。

反应堆压力容器上下长约12.0 m , 堆芯区内径为3.988 m。

AP1000 的反应堆压力容器可承受17.1 MPa 的压力、343 ℃的温度, 在此条件下的设计寿命为60 年。

作为一项安全改进, AP1000 的堆芯顶端的下方不再设有反应堆压力容器贯穿件, 这就消除了因反应堆压力容器发生泄漏导致冷却剂丧失事故的可能性。

1．1．2）蒸汽发生器（SG）采用两台典型的直立式带有一体化汽水分离器的U型管自然循环蒸汽发生器（Δ2125型），蒸发器下封头直接与两台冷却剂泵的壳体相连。

1．1．3）稳压器（PZR）采用了基于成熟技术的传统设计。

容积为5915 m3 , 这种大容积稳压器增加了瞬态运行余量, 减少反应堆非计划停堆次数, 使核电厂能够更加可靠地运行; 同时该设计还消除了对快动作电动卸压阀的需要, 这些阀门是反应堆冷却剂系统发生泄漏和需要维修工作的可能来源。

数据显示和处理系统(DDS)•保护和安全监视系统 (PMS)•电站控制系统 (PLS)•主汽轮机控制和诊断系统(TOS)•堆芯仪表系统(IIS)•特殊检测系统 (SMS)•不同激励系统(DAS)除系统OCS 和 DDS外，这些系统的操作是独立的。

都通过各种方式和控制室联系，产生数据。

操作和控制中心系统(OCS) 通过可进入的人员系统接口中的一个或多个，提供设施。

OCS 包括主控室，技术支持中心，遥控关闭电站，应急操作设施，就地控制站和相关工作站。

人员系统接口提供了监视和操作电站的资源。

数据显示和处理系统 (DDS) 有处理数据的功能，数据产生操作员显示，报警，报告等。

数据包括数据日志、储存、计算和诊断，监测等功能。

保护和安全监视系统(PMS)在电站运行中，起到保护电站，关闭电站和将电站维持在安全关闭状况的功能。

电站控制系统 (PLS) 控制核进程，将核能转变成热能，再将来自核反应堆的热能传递到主蒸汽汽轮机。

PLS 也与其他系统接口提供某种电站过程控制。

主汽轮机控制和诊断系统(TOS) 提供方式来控制和保护汽轮发电机。

堆芯仪表系统(IIS) 提供了在线三维反应堆堆芯流量图，来优化堆芯性能和校准PMS使用的通量探测器。

此外，它还提供PMS和DAS 堆芯出口热电偶信号。

特殊检测系统 (SMS)是非安全相关的系统，由与仪控接口分系统组成，提供特殊的诊断和长期的检测功能。

SMS包括：•冲击检测系统（探测反应堆冷却系统的金属碎片)•堆芯吊篮震动检测系统•反应堆冷却泵震动检测系统不同激励系统(DAS) 提供了减少PMS与假定公用模式故障相关的风险。

故障包括软件设计错误，硬件错误和测试，维修错误。

1.1.反应堆保护系统及其它系统仪控装置可探测事故状态及初始设计的固有安全特性。

若出现 LOCA 和二回路边界破裂的极限事故，要求反应堆跳闸并且一个或多个固有安全特性动作。

这种事件的组合保护或减缓了堆芯或 RCS 的设备损坏，保证了安全壳的完整性。

DOI：10.16660/ki.1674-098X.2004-5456-1172AP1000首堆生产文件编码管理实践王亮霞(三门核电有限公司 浙江台州 317112)摘 要：文件编码是文件的“身份证号”，科学的文件编码不仅包含重要的文件信息，还能体现文件间的联系，生产文件源于工程文件，为此生产文件编码与工程文件编码具备高度的继承性。

同时生产文件是核电厂运行、维修等活动的执行文件，为保证核电厂的高度核安全，生产文件编码必须易于识别、代码精准、严格管控。

为此三门核电在AP1000首堆生产准备、生产运行期间，综合采取发掘需求、扩充规则、推进执行、开发工具等措施，实现对AP1000首堆生产文件编码的统一、规范、高效管理。

关键词：AP1000首堆 生产文件编码 文档管理 核电厂中图分类号：TM62 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2020)08(a)-0176-05 AP1000 First Stack Production File Encoding ManagementPracticeWANG Liangxia(Sanmen Nuclear Power Co., Ltd., Taizhou, Zhejiang Province, 317112 China) Abstract:The f ile encoding is the "ID card number" of the f ile. The scientif ic f ile encoding not only contains important f ile information, but also ref lects the connection between the f iles. The production file is derived from the engineering file. For this reason, the production file encoding and engineering file encoding have a high degree of Inheritance. At the same time, the production document is the execution document for the operation and maintenance of the nuclear power plant. To ensure the high nuclear safety of the nuclear power plant, the production document code must be easy to identify, the code is accurate, and strict control. To this end, during the preparation and production operation of AP1000's first stack, Sanmen Nuclear Power comprehensively adopted measures such as excavation needs, expansion rules, promotion of execution, and development tools to achieve unified, standardized, and efficient management of AP1000's first stack production documents encoding.Key Words: AP1000 first stack; Production file encoding; Document management; Nuclear power plantAP1000是美国西屋公司在AP600基础上开发的非能动第三代先进压水堆，具有应急非能动、设计标准化、建造模块化等特点。

所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。

“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。

非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。

非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。

AP1000总体概括及特点1. 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。

西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。

屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。

AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。