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AP1000和EPR两种核电技术的比较1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。
安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。
“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。
安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。
核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。
2、AP1000和EPR的安全性的比较由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和E PR的安全性有较大的差别。
AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达72小时，而EPR为半小时；AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。
AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EP R分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。
A P1000安全系统综述及其与E P R关键措施对比AP1000安全系统综述AP1000安全系统综述AP1000安全系统设计理念如下：•安全系统非能动化•降低维修要求•简化安全系统配置•减少安全支持系统•减少安全级设备及抗震厂房•提高可操作性本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。
一．AP1000非能动安全系统简介AP1000非能动安全系统的优点可概括如下:(1)极大地降低了人因失误发生的可能性非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故，减少了事故发生后，由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。
AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72 h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为10^30 mina(2)大大地提高了系统运行的可靠性非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷冻水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。
由于非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。
(3)取消了安全级的交流应急电源非能动安全系统的启动和运行无需交流(AC)电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。
AP1000非能动安全系统子系统如下：•非能动堆芯冷却系统•非能动安全壳冷却系统•非能动主控制室应急可居留系统•非能动裂变产物去除系统•非能动氢复合子系统•非能动反应堆压力壳防熔穿系统二．非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。
PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此，PXS具有以下功能:·应急堆芯余热排出·RCS应急补水和硼化·安全注入·安全壳内pH值控制PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。
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。
第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。
中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。
结构格架与导向管相连。
底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。
顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。
其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。
注：选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。
3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。
调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。
停堆棒组用于反应堆停堆。
黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。
调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。
轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。
补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。
停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。
4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。
灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。
②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。
改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。
第三章1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线⑤安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)；⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。
Science and Technology &Innovation ┃科技与创新2018年第14期·95·文章编号：2095－6835（2018）14－0095－02浅析AP1000非能动安全系统技术特点李国壮（华北水利水电大学，河南郑州450000）摘要：AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型，其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的，同时我国已经引进4台AP1000堆型核电站，并在2018-04得到了装料批准。
由此可见，我国也在通过引进新技术来对原有堆型进行更新和发展。
首先简要介绍AP1000非能动安全系统的设计理念，其次浅析其针对不同的堆芯事故又有怎样的技术特点，从其经济性和安全性两方面解析非能动安全系统在现在第三代核电站的应用及将来可能的发展方向，最后提出“非能动安全系统必须与能动系统相结合”这一观点。
关键词：AP1000；非能动安全系统；技术特点；断电事故中图分类号：TM623.8文献标识码：A DOI ：10.15913/ki.kjycx.2018.14.0951绪论AP1000是西屋电气公司以AP600为基础，改进研发的非能动先进压水堆，经历了十余年的设计、制造、审核和评估，最终于2004-09正式发布“最终安全评估报告”。
非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点，受到了核电发达国家的重视，欧洲的EPP1000、日本的SPWR 、俄罗斯的WWER1000等都有非能动安全系统的应用。
除此以外，目前在现役核电站中也采用了非能动安全技术，比如中压安全注射箱（ACC ）等。
在我国，于2009年正式动工，分别在三门、海阳、台山、田湾和阳江5处建设了AP1000机组，已经在2018-04得到了装料批准，缘于这一次对AP1000堆型的使用，其非能动安全技术也在国内受到了广泛关注。
AP1000与常规压水堆堆型最大的不同在于其专设的非能动安全系统，系统主要包括应急堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统和非能动余热排出系统等[1]，非能动安全系统依靠自然的物理规律，凭借如重力、自然循环流和对流等自然力来达到保证核电站安全的目的，这样就从根本上解决了动力来源不稳定或动力暂时无法提供等问题。
中国能源报/2010年/11月/29日/第019版核电非能动先进核电厂AP1000核科学与技术专业博士刘志弢以逸待劳“非能动”AP1000设计最大的特色是采用了非能动安全系统。
非能动，就是利用自然界物质固有的规律来保障安全，即不需要泵、交流电源、应急柴油机等外界能动动力驱动，而是利用物质的重力、惯性以及流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理，在事故应急时冷却反应堆厂房（安全壳）并带走堆芯余热。
按这种思路的设计，既简化了系统、减少了设备和部件，又大大提高了安全性。
AP1000核电厂较传统二代核电厂的阀门减少50%，水泵减少35%，安全级管道减少80%，抗震建构筑减少45%，电缆减少70%，厂房建筑和设备配置也都大幅减少。
因而在建造时能够缩短工期，节约成本，在核电厂正常运行期间能够减少试验、检查和维护的工作量。
在事故条件下，甚至失去交流电源后72小时以内无需操纵员动作，可以保持堆芯的冷却和安全壳的完整性。
大显身手“非能动”AP1000非能动安全系统包括应急堆芯冷却系统、安全注入系统、自动降压系统、非能动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统等。
以非能动安全壳冷却系统为例，系统利用钢制安全壳壳体作为一个传热表面，事故条件下安全壳内的蒸汽在安全壳内表面冷凝，然后通过导热将热量传递到钢壳体。
受热的钢壳体外表面通过对流、辐射等，被安全壳外壁自然循环的空气和水膜带走热量。
位于安全壳屏蔽构筑物顶部的“大水箱”，能够通过重力自动对安全壳壳体实施外部喷淋冷却，并形成水膜，大水箱可以连续3天喷淋并重新补水。
又比如，AP1000的反应堆安装在由混凝土屏蔽墙和绝热层组成的堆腔内。
在万一发生反应堆堆芯熔化的严重事故时，反应堆压力容器壁被堆芯熔融物加热而急剧升温。
此时，设置在安全壳内的换料水箱靠重力自动地向堆腔注水，水经压力容器外壁和绝热层之间的流道向上流动，冷却压力容器外壁，通过自然循环将热量带走，使压力容器不被熔穿，从而使堆芯熔融物保持在压力容器内。
本文由有宇的天空贡献 ｐｐｔ１。
ＡＰ１０００非能动安全相关系统综述 非能动安全相关系统综述 组员：２００８１５１９１３ 方利超 组员： ２００８１５１９０９ 孙冠宇 ２００８１５１９１５ ２００８１５１９２１ 李琪 王稳 ２００８１５１９０１ 叶欣楠 ＡＰ１０００——双环路第三代先进压水堆 双环路第三代先进压水堆 非 能 动 安 极大的降低了人因失误发生的可能性 ７２小时 小时＞＞１０￣３０分钟 小时 分钟 大大的提高了系统运行的可靠性 系统 了 运行 的 发 全 技 术 非能动安全技术 非能动余热排出系统 非能动安全注射系统 自动降压系统 安全壳ＰＨ值控制系统 非能动安全壳冷却系统 氢气控制系统 非能动主控制室应急可居留系统 非能动余热排出系统 非能动堆芯冷却系统包含一台１００％容量的非能动余热排出 换热器（ＰＲＨＲ ＨＸ）。
该换热器通过输入和输出管道连接到 反应堆冷却剂系统一环路上。
该换热器可防止电厂出现造成蒸 汽发生器给水系统和蒸汽系统发生失常的瞬态，达到了有关给 水系统丧失、给水管线和蒸汽管道破裂的安全标准。
非能动余 热排出换热器和非能动安全壳冷却系统可在无需操纵员采取行 动的情况下，提供无限的衰变热排出能力。
换料贮水箱中的水在沸腾之前可以吸收超过１ 个小时的衰变热 换料贮水箱 一旦开始沸腾，蒸汽将在钢制安全壳上凝结，经收集后可借助重力流回换料贮水箱 温 差 产 生 的 水 密 度 差 异 提供热阱 非能动安全注入系统 在非ＬＯＣＡ事故工况下，非能动安全注入系统可对反 补水和硼化 应堆冷却剂系统（ＲＣＳ）进行补水 硼化 补水 在ＬＯＣＡ事故工况下，非能动安全注入系统可对反应 堆冷却剂系统（ＲＣＳ）进行安全注入 安全注入，冷却堆芯 安全注入 堆芯补水箱 水 源 安全注入箱 内置换料水箱 淹没安全壳 非能动安全注射系统 水源 堆芯补水箱：（ 高压 高压安全注射功能） 堆芯补水箱：（执行高压 ） ２只，每只容积为７０．８ｍ３ ，内装３４００ｐｐｍ的含硼水 安全注入箱： 中压安全注射功能） 安全注入箱：（执行中压 中压 ） ２只，每只容积为５６．６ｍ３，内装２６００ｐｐｍ的含硼水 内置换料水箱： （执行低压 低压安全注射功能） 内置换料水箱： 低压 ） １只，容积为２０９２ ｍ３ ，内装２６００－２９００ｐｐｍ的含硼水 第四个水源 堆芯补水箱 １）在ＬＯＣＡ事故时，能在 较长时间间隔内向堆芯注 入较大的安注流量 ２）在发生不包括ＬＯＣＡ事 故的情况下，当正常补水 系统不可用或不足时，堆 芯补水箱为反应堆冷却剂 系统提供紧急补水和硼化。
第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。
中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。
结构格架与导向管相连。
底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。
顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。
其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。
注：选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。
3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。
调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。
停堆棒组用于反应堆停堆。
黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。
调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。
轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。
补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。
停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。
4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。
灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。
②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。
改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。
第三章1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线⑤安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)；⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。
AP1000的非能动安全壳冷却系统（PCS）加药方式改造摘要：为防止PCS水箱内细菌和藻类的滋生，保证水箱水质，电厂需要添加30%的高浓度的过氧化氢，来维持水箱的浓度30-70ppm。
过氧化氢易于分解，只能通过频繁的加药来维持浓度，但是加药回路的设置在AP1000的系统中极其不合理。
关键词：加药；改造；过氧化氢一、系统介绍AP1000非能动安全壳冷却系统（PCS）主要功能是带走事故工况下安全壳大气的热量，发生设计基准事故丧失一回路冷却剂和主蒸汽管线破裂之后，降低安全壳温度和压力，从而减少安全壳内外之间的压力差，可以降低裂变产物向安全壳外泄露的驱动力；PCS可以为乏燃料水池补水，PCS可以作为消防系统的备用水源；同时PCS也提供安全壳相关的工艺监测功能，以及触发专设安全驱动，包括触发PCS或VFS真空破坏系统。
PCS含有两个水箱，一个是3500m3的PCCWST（非能动安全壳冷却水储存箱），用于事故后排水至安全壳的顶部，降低安全壳的热量，另一个是地面标高100英尺，体积3464m3的PCCAWST（非能动安全壳冷却辅助储存箱），主要用于事故72小时后通过再循环泵向PCCWST或者直接向冷却水分配盘提供持续4天至少22.7m3/h的补水。
本文以PCCAWST（非能动安全壳冷却辅助储存箱）加药为例，对加药方式的改进进行讨论。
二、问题描述图1 PCCAWST再循环加药回路，包括两台再循环泵，一个加药箱，一个电加热器，用于PCS的加药，传水，和调节温度。
因为该系统有着非常重要的功能，在电厂功率运行时必须满水状态，为防止水箱内细菌和藻类的滋生，保证水箱水质，电厂添加30%的高浓度的过氧化氢，维持水箱的浓度达到30-70ppm。
过氧化氢易于分解，只能通过频繁的加药来维持浓度，但是加药回路的设置在AP1000的系统中极其不合理，加药箱设计仅仅只有20L，而对于12月份的加药需求是675L，极大的增加了加药的难度和工作量。
浅谈AP1000核电厂保护和安全监视系统PMS操作平台Common Q【摘要】AP1000核电厂采用了非能动安全系统，其保护和安全监测系统（PMS）用于检测核电厂的非正常工况，当发生事故工况时，执行其安全相关的功能，使核电厂维持在安全停堆状态，PMS系统用Common Q平台来实现。
【关键词】PMS；Common Q；数字化仪控一、引言AP1000是美国西屋公司开发的第三代核电站，设计采用了先进的“非能动”安全设计理念，其保护和安全监视系统（PMS）的功能包括在正常运行时的保护功能、停堆功能，以及维持安全停堆状态。
PMS系统提供了在主控制室和远程停堆工作站手动操作的功能。
发生事故后72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。
二、保护和安全监视系统操作平台——Common Q组成PMS系统都是安全级的设备，PMS系统有如下功能：1、当电厂的工况达到安全限值时提供反应堆自动停堆功能；2、提供专设安全设施驱动功能，以缓解设计基准事故的后果；3、提供指示功能，帮助操纵员评估和维持电厂的安全和周边环境的安全；4、发送信息到DDS系统，使得操纵员能够提防任何异常工况。
PMS系统用Common Q平台来实现。
该平台属1E级，所有部件也都是1E 级的，用于实现安全仪控功能，设备具有抗震I级要求。
它包括如下主要部件：1、AC160控制器AC160控制器是一个带有多通道处理能力的模件化控制器，被用来执行安全相关系统的保护算法。
处理器模件内置一个独立的看门狗计时器。
如果一个保护功能由于处理器的故障而无法实行，看门狗能够发出报警和提供通道跳闸功能。
AC160采用PM646处理器模件，包括两个32位的微处理器板：处理器部分和通讯部分。
2、输入输出模件Advant 160控制器采用S600 I/O系列输入输出模件，模件包含了各种常规的卡件。
AP1000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。
英语前面十个选择题，选择题是找近义词，不是专业方面的。
后面三个翻译题，翻译题是关键，每题大概四行英文。
第一题是关于氩弧焊的；
第二题看下这篇文章：内容大概是从这里面节选的。
大概意思是：AP1000是采用非能动安全系统的第三代核电技术，它的发电功率是1167MHZ，它采用了安全注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却，增加了设计、采购、运输、运行和维护的便利性。
其中我能记得的关键字是：非能动性，IRWST，设计、采购、运输、运行和维护。
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。
第三题大概是说：美国西屋鱼（一些公司的名称，什么国家核电技术进出口公司，国核技等）签订了机组合同，成产了浙江三门和山东海阳项目公司，协同推进AP1000自主化依托项目建设，为加快实现我国核电自主化进程做贡献。
