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AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）包括：反应堆压力容器（RPV），包括控制棒驱动机构安装接管和堆芯测量探头贯穿件；反应堆冷却机泵（RCP）。
共4台屏蔽电机泵（Canned Motor Pump），每台蒸汽发生器下部都与两台泵相连接，即每个环路由两台泵驱动；蒸汽发生器（SG）包容反应堆冷却剂的部分，包括SG的水室下封头（Channel Head）、管板（Tubesheet）和传热管束（Tubes）；稳压器（PRZ）以及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（Surge Line）；安全阀（Safety Valves）和1～3级自动降压系统（ADS）和排气管道隔离阀（Head Vent Isolation Valves）；上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；与通往辅助系统的支持系统之间相互连接的管道及其支承。
RPV在堆芯顶部以下的位置没有贯穿孔，这样排除了RPV泄漏导致失水事故的可能性。
堆芯在压力容器内的位置尽量靠下，这样可以减少失水事故再淹没时间。
由于入口接管嘴高于出口接管嘴，这种设计允许堆芯在不卸料的情况下进行主泵检修（只要入口管，即反应堆主管道冷管段排空），而且有利于实现半管（Mid-Loop）运行。
一体化顶盖组件（IHP）由多个独立的设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。
在停堆换料期间，反应堆压力容器顶盖组件的整体操作，减少了停堆时间和个人辐射剂量。
另外，一体化顶盖组件也减少了其相关部件在安全壳内的搁置空间。
IHP组成：围筒组件；吊装系统；驱动机构（CRDM）抗震支承结构；电缆支承结构；电缆。
IHP实现包括控制棒驱动机构电源、棒位数字指示器以及堆芯测量装置等组件电缆的快速插接与断开，使得在其内的各个部件无需单独进行连接和断开。
冷却围筒是位于RPV顶盖上方围绕在控制棒驱动机构周围的碳钢结构。
在核电厂正常运行时，冷却围筒为控制棒驱动机构磁轭线圈提供冷却气流通道。
IHP也可以使冷却围筒快速拆开。
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。
关于AP1000设备冷却水系统的任务可靠性建模摘要：本文通过对AP1000的设备冷却水系统（Component Cooling Water System，CCS）的不同工况下的任务剖面分析，建立设备冷却水系统的任务可靠性框图以及相应的数学模型。
关键词设备冷却水系统任务剖面可靠性框图数学建模1 引言AP1000的设备冷却水系统（Component Cooling Water System，CCS）作为非安全相关系统，不执行事故缓解功能。
但其设计初衷就体现IAEA的纵深防御设计理念，旨在减少导致堆芯损伤的事件。
对于若干可能发生的事件，包括设备冷却水系统在内的非安全系统会自动启动，从而减少安全相关系统的不必要启动和运行。
设备冷却水系统设有两条机械设计，每条系列有一台泵和一台热交换器。
两条系列共用出口总管和入口总管。
出口总管有一根支管通向安全壳，向反应堆冷却剂泵和下泄热交换器等设备提供冷却水，另有支管分组通向安全壳外的其他设备。
2 系统功能及技术特点设备冷却水系统的非安全相关功能包括：1）提供放射性液体释放至环境的屏障；2）提供厂用水泄漏至安全壳和反应堆系统的屏障；3）为各非安全设备提供冷却水，以保证电厂的正常运行；4）非能动余热排出系统热交换器动作后，为正常余热排出系统热交换器提供冷却水，以冷却内置换料水箱的水；5）在非能动堆芯冷却系统缓解事故后的恢复阶段，向正常余热排出系统的热交换器提供冷却水，以冷却堆芯。
设备冷却水系统具有以下主要技术特点：1）通过可靠和故障冗余的方式执行运行功能，系统满足单一故障原则；2）系统有足够大的波动容量，在30min内不采取任何措施可承受11.36 m³/h 的内漏和外漏；3）系统不执行安全功能，故布置在汽轮机厂房；4）采用板式热交换器，设冷水从热交换器的一侧流过，厂用水从热交换器的另一侧流过；5）维持热交换器中的设冷水压力高于厂用水压力，防止厂用水泄漏至系统中；在安全壳内的运行压力高于安全壳设计压力，避免安全壳气体向系统的泄漏。
