2020年11月27日，「華龍一號」全球首堆——中核集團福清核電5號機組首次併網成功，該機組各項技術指標均符合設計要求，機組狀態良好，為後續機組投入商業運行奠定堅實基礎，並創造了全球第三代核電首堆建設的最佳業績。這標誌著中國打破了國外核電技術壟斷，正式進入核電技術先進國家行列，對我國實現由核電大國向核電強國的跨越具有重要意義，同時也進一步增強了「一帶一路」沿線國家對「華龍一號」的信心。
「華龍一號」紅旗飄揚 攝影：束宇
「華龍一號」是我國研發設計的具有完全自主智慧財產權的三代壓水堆核電技術，設計壽命為60年，反應堆採用177堆芯設計，堆芯採用18個月換料，電廠可利用率高達90%，創新採用了「能動和非能動」相結合的安全系統及雙層安全殼等技術，在安全性上滿足國際最高安全標準要求。作為我國核電走向世界的「國家名片」，華龍一號是當前核電市場上接受度最高的三代核電機型之一，是我國核電創新發展的重大標誌性成果。
「華龍一號」全球首堆併網成功
航拍"華龍" 攝影：張殿元
值「華龍一號」商運之際，「華龍一號」總設計師，中國核電工程有限公司總工程師邢繼（第一作者）牽頭編纂的《中國自主先進壓水堆技術「華龍一號」》（上、下冊）付梓出版。
邢繼 等 著
北京：科學出版社，2020.12
(新時代中國核電發展戰略及技術研究叢書)
「十三五」國家重點出版物出版規劃項目
責任編輯：吳凡潔 韓丹岫
本書是全面介紹「華龍一號」技術與理論的首部著作，作者是「華龍一號」研發設計的主要技術決策者。在撰寫過程中，作者參閱了大量的設計資料，力求全面準確，注重理論系統性並反映工程實踐。作者力圖以「華龍一號」的「能動與非能動相結合」的安全理念為主線將設計方案各方面內容有機結合起來，使讀者對「華龍一號」技術和設計理念有清晰和深入的了解，並可在此基礎上從事有關的理論研究和設計實踐。
航拍"華龍"攝影：張殿元
本書的主要特點可以從以下三個方面予以說明。
1
具有與先進核電技術發展相應的學術價值
世界先進的第三代核電技術，在燃料技術、熱效率、安全系統配置及安全分析方法、運營管理等各方面都有了全方位進步。針對第三代壓水堆核電技術，國際組織、各國核安全監管機構和研究機構發布了安全設計要求文件以及用戶要求文件，尤其在後福島時代，對新建核電的設計提出了更嚴格的要求。基於壓水堆核電廠的背景，「華龍一號」為了滿足最新的安全要求，充分利用我國批量化設計、建造、運行和調試的豐富經驗，引入先進的設計特徵和分析方法，並吸取福島事故的經驗反饋，形成了具有創新性和先進性的先進安全設計理念，本書將這些先進技術和學術理念同步呈現給讀者。
2
將「能動與非能動相結合」核安全理念作為貫穿始終的主線
能動與非能動相結合的設計理念，將具有經工程驗證、高效成熟的能動安全系統和有效應對動力源喪失事故的非能動安全系統相結合，是「華龍一號」最具代表性的創新，同時滿足多樣性的原則。能動與非能動相結合的安全系統可以使應急堆芯冷卻、堆芯餘熱導出、熔融物堆內滯留、安全殼熱量排出和事故後放射性包容等安全功能得到保證。
3
積極反映我國核能技術的成就
「華龍一號」的設計方案充分利用了國內三十多年的核電建造和運營經驗，採用成熟的三環路設計、主要系統及相應的安全系統配置，並根據經驗反饋進行改進和創新設計，對於首次採用的先進設計特徵進行試驗驗證。通過「華龍一號」設計單位和國內製造企業的聯合研發，反應堆、壓力容器等多數核心裝備都實現「中國造」，提高了國內裝備製造業高端設備的整體研發和製造水平，大幅提升了「華龍一號」設備國產化率和設備的經濟性指標，打破了國際壟斷，確保了核心關鍵設備不受制於人，為落實中國核電「走出去」戰略提供了有力支撐。
本書的出版，將我國先進核能技術的理論與成果以饗公眾，同時也為關注「華龍一號」的同仁和朋友提供了一個窗口和交流途徑。
本書屬於「新時代中國核電發展戰略及技術研究叢書」的二卷和三卷，是「十三五」國家重點出版物出版規劃項目。該叢書由中國工程院院士葉奇蓁主編，聯合業內多位院士及知名專家學者組成編委會，系統梳理了我國在核能科技創新、產業協同規模發展的成果。叢書包括自主先進壓水堆技術「華龍一號」和「國和一號」，具備四代核電特徵的高溫氣冷堆技術，我國自主的核燃料循環科技和產業體系、核心設備和關鍵材料的科技發展情況。
中國工程院院士葉奇蓁為本叢書作序，中國核學會理事長王壽君為本書作序。
叢書序
核能是安全、清潔、低碳、高能量密度的戰略能源，核能作為我國現代能源體系的重要組成部分，在推動可持續發展、確保國家能源安全、提升中國在全球能源治理中的話語權等方面具有重要的作用與地位。核能對在新時代堅持高質量發展、實現科技創新引領、帶動裝備製造業發展、促進升級換代、打造中國經濟「升級版」意義重大。
核科學技術是人類 20 世紀最偉大的科技成就之一，核能發電始於 20 世紀 50 年代，在半個多世紀中經歷了不同階段的發展。當今分布於 32 個國家的 400餘座核電反應堆提供了全世界約 11%的電力。以核電為主要標誌的核能的和平利用，在保障能源供應、促進經濟發展、應對氣候變化、造福國計民生等方面發揮了不可替代的作用。進入 21 世紀以來，核科學技術作為一門前沿學科，始終保持旺盛的生命力，在國際上深受重視和廣泛關注，世界各國對其投入的研究經費更是有增無減，推出了大量的創新反應堆、核燃料循環和核能多用途等方案，在裂變和聚變領域不斷取得突破。
雖然 2011 年發生的福島核事故客觀上延緩了各國發展核能的進程，但通過總結福島核事故，各國在新型核電站的設計過程中進行了大量提高核電安全性的改進，做到了從設計上實際消除大規模放射性釋放。此外，在大力發展可再生能源的同時，人們認識到，核電作為可調度能源，對不可調度的可再生能源是重要的支持和補充。核電是清潔能源，不排放溫室氣體，為應對氣候變化，核電將成為推動中國兌現碳中和承諾的主力軍。
目前全球範圍內的核電建設正迎來新的高潮，特別是對於新興國家和發展中國家，發展核電更具有重要意義。我國核電發展起步於 20 世紀 80 年代，通過 30多年的發展，我國在運核電裝機全球第三，在建核電裝機全球第一；具有自主智慧財產權的第三代百萬千瓦核電技術「華龍一號」，具有第四代特徵的中國實驗快堆和高溫氣冷堆實現滿功率運行，現在不僅躋身世界核電大國行列，成功地實現了由「二代」向「三代」的技術跨越，而且形成了涵蓋鈾資源開發、核燃料供應、工程設計與研發、工程管理、設備製造、建設安裝、運行維護和放射性廢物處理處置等完整、先進的核電產業鏈和保障能力，為我國核電安全高效發展打下了堅實基礎。無論是科技創新成果還是國際合作，無論是核工業體系建設還是產業發展，都有令世界矚目的表現。
面對國家新時代發展布局，核能行業積極謀劃，整合行業內院士專家，系統梳理了我國在核能科技創新、產業協同規模發展的成果，按照「以核電規模化發展為主線，核燃料循環可持續發展格局，重點展望新時代科技創新發展」的思路，與科學出版社合作，推出了「新時代中國核電發展戰略及技術研究叢書」，叢書包括自主先進壓水堆技術「華龍一號」和「國和一號」，具備四代核電特徵的高溫氣冷堆技術，我國自主的核燃料循環科技和產業體系、核心設備和關鍵材料的科技發展情況。叢書首次系統介紹了自主核電型號和配套核燃料循環體系，特別突出了未來先進核燃料發展和關鍵設備、材料的應用，力圖全面描繪出新時代核電科技發展趨勢和情景。
本套叢書編委和作者都是活躍在核科技前沿領域的優秀學者和領軍人才，在出版過程中，團隊秉承科學理性、追求卓越的精神，希望能夠體現核行業科技工作者面向新時代，對核能科技和產業體系高質量發展的思考，能夠初步搭建匯集核能科技體系和成果的平臺，推動核能作為我國戰略產業，與社會更好地融合發展。
葉奇蓁
中國工程院院士
2020年 12 月
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本文主要內容摘編自《中國自主先進壓水堆技術「華龍一號」》（上下冊），內容有刪減，標題為編者所加。
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科學出版社
目錄
向上滑動閱覽《中國自主先進壓水堆技術「華龍一號」》（上冊）
叢書序
序
前言
第1章 緒論 1
1.1 中國核電技術發展簡述 1
1.2 「華龍一號」研發歷程 2
1.3 三代核電技術對比分析 4
1.3.1 AP1000 5
1.3.2 VVER-1200 7
1.3.3 EPR 9
1.3.4 APWR 11
1.3.5 APR1400 12
第2章 總體技術方案 14
2.1 主要技術特徵 14
2.2 採用的法規和標準 18
第3章 反應堆 21
3.1 概述 21
3.2 燃料組件及其相關組件 24
3.2.1 燃料組件 24
3.2.2 可燃毒物組件 25
3.2.3 控制棒組件 26
3.2.4 中子源組件 27
3.2.5 阻流塞組件 28
3.3 堆內構件 29
3.3.1 功能 29
3.3.2 規範與分級 30
3.3.3 設計參數 30
3.3.4 結構描述 31
3.3.5 主要材料 34
3.3.6 主要技術特徵及優點 34
3.3.7 製造、檢驗和試驗 36
3.4 控制棒驅動機構 36
3.4.1 功能 36
3.4.2 規範與分級 36
3.4.3 設計參數 37
3.4.4 結構描述 37
3.4.5 主要材料 39
3.4.6 主要技術特徵及優點 39
3.4.7 製造、檢驗和試驗 40
3.5 反應堆壓力容器及其相關設備 40
3.5.1 功能 40
3.5.2 規範與分級 42
3.5.3 設計參數 42
3.5.4 結構描述 42
3.5.5 主要材料 45
3.5.6 主要技術特徵及優點 46
3.5.7 製造、檢驗和試驗 46
3.6 堆芯核設計 47
3.6.1 設計任務 47
3.6.2 設計基準 47
3.6.3 堆芯描述 48
3.6.4 燃料燃耗 50
3.6.5 功率分布控制 50
3.6.6 反應性負反饋 50
3.6.7 停堆裕量 50
3.6.8 穩定性 50
3.7 熱工水力設計 51
3.7.1 設計基準和設計限值 51
3.7.2 燃料組件熱工水力設計 52
3.7.3 反應堆水力學設計 54
3.7.4 水力學穩定性分析 54
3.7.5 結論 55
3.8 反應堆源項與屏蔽設計 56
3.8.1 反應堆源項設計 56
3.8.2 反應堆屏蔽設計 58
3.9 力學分析 59
3.9.1 動力分析模型建立 59
3.9.2 動力響應分析 62
3.9.3 應力評價與強度計算 62
第4章 反應堆冷卻劑系統 64
4.1 反應堆冷卻劑系統設計 64
4.1.1 系統概述 64
4.1.2 系統功能 64
4.1.3 系統說明 65
4.1.4 系統運行 70
4.2 反應堆冷卻劑系統主要設備 75
4.2.1 反應堆壓力容器 75
4.2.2 主泵 75
4.2.3 蒸汽發生器 83
4.2.4 主管道 97
4.2.5 穩壓器 98
4.2.6 穩壓器安全閥和快速卸壓閥 100
4.3 反應堆冷卻劑系統力學分析評價 103
4.3.1 反應堆冷卻劑系統靜力和動力分析 103
4.3.2 反應堆冷卻劑系統主設備力學分析評價 105
4.3.3 反應堆冷卻劑系統主管道力學分析評價 106
第5章 核輔助系統 108
5.1 一迴路輔助系統 108
5.1.1 化學和容積控制系統 108
5.1.2 反應堆硼和水補給系統 116
5.1.3 餘熱排出系統 121
5.1.4 反應堆換料水池及乏燃料水池冷卻和處理系統 125
5.1.5 核取樣系統 128
5.2 輔助冷卻水系統 131
5.2.1 設備冷卻水系統 131
5.2.2 重要廠用水系統 135
5.3 燃料操作與貯存系統 137
第6章 專設安全系統 142
6.1 安全注入系統 142
6.1.1 系統功能 143
6.1.2 系統描述 143
6.1.3 主要設備 144
6.1.4 系統運行 148
6.2 安全殼噴淋系統 149
6.2.1 系統功能 149
6.2.2 系統描述 149
6.2.3 主要設備 151
6.2.4 系統運行 153
6.3 輔助給水系統 153
6.3.1 系統功能 154
6.3.2 系統描述 154
6.3.3 主要設備 154
6.3.4 系統運行 157
6.4 大氣排放系統 158
6.4.1 系統功能 158
6.4.2 系統描述 158
6.4.3 主要設備 159
6.4.4 系統運行 159
第7章 設計擴展工況的應對 161
7.1 堆腔注水冷卻系統 161
7.1.1 系統功能 161
7.1.2 系統描述 162
7.1.3 主要設備 163
7.1.4 系統運行 163
7.2 二次側非能動餘熱排出系統 164
7.2.1 系統功能 164
7.2.2 系統描述 164
7.2.3 主要設備 165
7.2.4 系統運行 165
7.3 非能動安全殼熱量導出系統 166
7.3.1 系統功能 166
7.3.2 系統描述 166
7.3.3 主要設備 167
7.3.4 系統運行 168
7.4 應急硼注入系統 168
7.4.1 系統功能 169
7.4.2 系統描述 169
7.4.3 主要設備 170
7.4.4 系統運行 170
7.5 非能動安全殼消氫系統 171
7.5.1 系統功能 171
7.5.2 系統描述 171
7.5.3 主要設備 172
7.5.4 系統運行 172
7.6 安全殼過濾排放系統 173
7.6.1 系統功能 173
7.6.2 系統描述 173
7.6.3 系統主要設備描述 174
7.6.4 系統運行 174
第8章 放射性廢物處理系統 177
8.1 「華龍一號」廢物處理系統設計特點 177
8.2 硼回收系統 178
8.2.1 系統功能 178
8.2.2 源項 178
8.2.3 系統描述 178
8.3 廢氣處理系統 180
8.3.1 系統功能 180
8.3.2 源項 181
8.3.3 系統描述 181
8.4 廢液處理系統 184
8.4.1 系統功能 184
8.4.2 源項 184
8.4.3 工藝流程 184
8.5 固體廢物處理系統 186
8.5.1 系統功能 186
8.5.2 廢物源項 186
8.5.3 工藝描述 186
第9章 公用系統 189
9.1 除鹽水系統 189
9.1.1 系統功能 189
9.1.2 系統描述 190
9.1.3 系統運行 190
9.2 反應堆堆坑通風系統 191
9.2.1 系統功能 191
9.2.2 系統描述 191
9.2.3 系統運行 191
9.3 主控室通風與空調系統 191
9.3.1 系統功能 191
9.3.2 系統描述 192
9.3.3 系統運行 192
9.4 核島冷凍水系統 192
9.4.1 系統功能 192
9.4.2 系統描述 192
9.4.3 系統運行 194
9.5 壓縮空氣系統 194
9.5.1 系統功能 194
9.5.2 系統描述 195
9.5.3 系統運行 195
第10章 輻射防護 196
10.1 輻射防護原則、實施策略及設計目標 196
10.1.1 輻射防護原則 196
10.1.2 輻射防護最優化實施策略 198
10.1.3 「華龍一號」設計目標值 199
10.2 「華龍一號」系統及設備的輻射源項 200
10.2.1 堆芯及乏燃料組件源項 200
10.2.2 主迴路源項 200
10.2.3 輔助系統及二迴路系統源項 202
10.2.4 氣載放射性源項 203
10.2.5 環境排放源項 203
10.2.6 事故源項 204
10.3 輻射防護設計 205
10.3.1 輻射分區設計 205
10.3.2 輻射屏蔽設計 207
10.3.3 應急設施設計 209
10.3.4 輻射監測需求 209
10.3.5 事故工況下輻射防護 210
10.4 輻射防護評價 212
10.4.1 職業照射評價 212
10.4.2 環境影響評價 214
10.4.3 事故後果評價 215
10.5 輻射防護優化措施 216
10.5.1 工作人員職業照射控制 216
10.5.2 公眾受照控制 217
10.5.3 運行經驗收集及應用 218
第11章 核電廠消防 220
11.1 消防設計總要求和準則 221
11.2 安全防火分區 221
11.3 核島廠房的消防疏散 223
11.3.1 設計目的和原則 223
11.3.2 具體設計要求 225
11.4 火災危害性分析 227
11.4.1 分析目的 227
11.4.2 分析步驟 227
11.4.3 計算分析方法 229
11.5 火災薄弱環節分析 232
11.5.1 背景與目標 232
11.5.2 方法與步驟 233
11.6 火災自動報警系統 236
11.7 消防供水和固定滅火系統 238
11.7.1 消防供水系統 238
11.7.2 固定滅火系統 239
11.8 通風設計防火及防排煙 240
11.8.1 通風設計防火 240
11.8.2 防排煙設計 240
11.9 電氣防火和消防供電 241
11.9.1 電氣防火 241
11.9.2 消防供電 243
第12章 常規島系統及設備 245
12.1 主機系統 245
12.1.1 汽輪機及其輔助系統 245
12.1.2 發電機及其輔助系統 248
12.1.3 汽輪機專用儀控系統 249
12.2 工藝系統 250
12.2.1 主蒸汽系統 250
12.2.2 汽輪機旁路系統 251
12.2.3 凝結水抽取系統 251
12.2.4 低壓給水加熱器系統 251
12.2.5 低壓加熱器疏水回收系統 252
12.2.6 主給水除氧器系統 252
12.2.7 電動主給水泵系統 252
12.2.8 高壓給水加熱器系統 252
12.2.9 主給水流量控制系統 253
12.2.10 啟動給水系統 253
第13章 電氣系統 254
13.1 電氣系統設計總原則 254
13.1.1 總體要求 254
13.1.2 安全相關設計原則 255
13.2 發電系統 256
13.2.1 系統功能 256
13.2.2 系統構成 256
13.2.3 主要設備參數 257
13.3 輸配電系統 258
13.3.1 系統功能 258
13.3.2 系統構成 258
13.3.3 主要設備參數 259
13.4 廠用電系統 260
13.4.1 概述 260
13.4.2 交流電源系統 263
13.4.3 直流電源系統 266
13.4.4 交流不間斷電源系統 267
13.5 柴油發電機組 270
13.5.1 應急柴油發電機組 270
13.5.2 附加柴油發電機組 270
13.5.3400 VSBO柴油發電機組 271
13.5.4 臨時電源 271
13.6 照明系統 273
13.7 防雷接地 274
13.7.1 防雷保護 274
13.7.2 接地系統 274
第14章 儀表與控制系統 276
14.1 核電廠儀表和控制系統主要功能 276
14.2 數位化儀控系統 276
14.3 儀表和控制系統設計準則 277
14.4 儀表和監測系統 282
14.4.1 過程儀表系統 282
14.4.2 核儀表系統 283
14.4.3 堆芯測量系統 285
14.4.4 鬆脫部件和振動監測系統 287
14.4.5 棒控和棒位系統 288
14.4.6 一迴路管道和主蒸汽管道洩漏監測系統 290
14.4.7 安全殼氫氣監測系統 292
14.4.8 地震儀表系統 294
14.4.9 輻射監測系統 296
14.5 保護和安全監測系統 297
14.5.1 系統功能 297
14.5.2 系統組成 299
14.5.3 主要設備 300
14.6 核電廠控制系統 301
14.6.1 核電廠控制功能 301
14.6.2 核島主要控制系統 301
14.6.3 常規島主要控制系統 303
14.6.4 功能分區和分組 304
14.7 多樣化保護系統 306
14.7.1 系統功能 306
14.7.2 設計原則 306
14.7.3 系統組成及特點 307
14.8 嚴重事故監測和控制系統 308
14.8.1 系統功能 308
14.8.2 設計原則 308
14.8.3 系統組成和特點 308
14.9 控制室系統 309
14.9.1 主控制室 310
14.9.2 遠程停堆站 312
14.9.3 應急響應設施 312
14.9.4 人因工程原則 313
14.10 電廠計算機信息和控制系統 314
14.10.1 系統組成 315
14.10.2 主要功能 315
第15章 廠房布置 318
15.1 布置設計總體要求 318
15.1.1 布置總則 320
15.1.2 布置設計特點 320
15.2 核島廠房布置 323
15.2.1 反應堆廠房 325
15.2.2 安全廠房 328
15.2.3 燃料廠房 329
15.2.4 電氣廠房 331
15.2.5 核輔助廠房 332
15.2.6 核廢物廠房 334
15.2.7 人員通行廠房 334
15.2.8 應急柴油發電機廠房 335
15.2.9 SBO柴油發電機廠房 337
15.2.10 核島消防泵房 337
15.3 常規島廠房布置 338
15.3.1 汽輪發電機廠房 338
15.3.2 網控樓 343
15.3.3 500kV和220kV開關站 343
第16章 廠房結構 344
16.1 雙層安全殼 344
16.1.1 結構概述 344
16.1.2 預應力系統 346
16.1.3 設計要求 346
16.1.4 設計驗證 349
16.2 廠房抗震設計 351
16.2.1 概述 351
16.2.2 樓層反應譜計算 351
16.2.3 構築物抗震設計 355
16.3 安全相關廠房抗商用大飛機撞擊設計 355
16.3.1 問題的提出 355
16.3.2 總體評估準則 356
16.3.3 安全相關廠房抗商用大飛機撞擊設計 356
第17章 運行技術 363
17.1 運行文件體系 363
17.1.1 運行特點 363
17.1.2 體系概述 363
17.2 正常運行 364
17.2.1 《運行技術規格書》概述 364
17.2.2 總體技術方案 365
17.2.3 篩選準則 367
17.2.4 機組後撤狀態 367
17.2.5 完成時間 368
17.2.6 《運行技術規格書》執行策略 369
17.2.7 《運行技術規格書》配套文件體系 370
17.2.8 小結 370
17.3 異常/事故運行 371
17.3.1 異常運行 371
17.3.2 事故運行 376
參考文獻 380
附表 「華龍一號」系統代碼 382
向上滑動閱覽《中國自主先進壓水堆技術「華龍一號」》（下冊）
目錄
叢書序
序
前言
第1章 能動與非能動相結合理論的形成與實踐 1
1.1 能動與非能動相結合核電廠概念的形成 1
1.2 能動與非能動相結合核電廠的實踐——「華龍一號」 4
1.3 能動與非能動相結合核電廠進一步發展的思考 7
第2章 設計基準事故分析 10
2.1 初因事件與驗收準則 10
2.1.1 Ⅰ類工況：正常運行和正常運行瞬態 10
2.1.2 Ⅱ類工況：中等頻率事件 11
2.1.3 Ⅲ類工況：稀有事故 12
2.1.4 Ⅳ類工況：極限事故 13
2.2 主要分析原則與假設 14
2.2.1 保守假設與包絡分析 14
2.2.2 參數的不確定性 14
2.2.3 專設安全設施與單一故障假設 14
2.2.4 考慮的電廠系統與設備 15
2.2.5 功率分布與堆芯餘熱 15
2.2.6 操縱員的動作 16
2.3 典型事故分析 16
2.3.1 主蒸汽系統管道破裂 16
2.3.2 電廠輔助設備非應急交流電源喪失 19
2.3.3 反應堆冷卻劑強迫流量部分喪失和全部喪失 22
2.3.4 單個控制棒組件彈出 25
2.3.5 蒸汽發生器傳熱管破裂 27
2.3.6 大破口失水事故 32
第3章 概率安全分析 35
3.1 概述 35
3.2 內部事件一級PSA 37
3.2.1 電廠運行狀態分析 38
3.2.2 始發事件分析 39
3.2.3 事件序列分析 45
3.2.4 系統分析 50
3.2.5 數據分析 53
3.2.6 定量化計算 57
3.3 內部事件二級PSA 59
3.3.1 一級和二級PSA接口分析 60
3.3.2 安全殼性能分析 62
3.3.3 嚴重事故進程分析 62
3.3.4 安全殼事件樹分析 64
3.3.5 源項分析 65
3.3.6 結果分析及大量放射性釋放頻率 65
3.4 外部事件PSA 66
3.4.1 地震PSA 66
3.4.2 內部火災PSA 70
3.4.3 內部水淹PSA 74
3.5 乏燃料水池PSA 79
3.5.1 始發事件分析 80
3.5.2 事件序列分析 80
3.5.3 乏燃料水池PSA分析結果 81
第4章 設計擴展工況評價 83
4.1 概述 83
4.2 未堆熔的設計擴展工況(DEC-A) 83
4.2.1 DEC-A清單選取 83
4.2.2 DEC-A分析假設及準則 84
4.2.3 DEC-A分析 87
4.3 嚴重事故(DEC-B) 118
4.3.1 DEC-B清單選取 118
4.3.2 DEC-B分析 119
4.4 嚴重事故管理導則 144
4.4.1 嚴重事故管理導則框架結構介紹 144
4.4.2 反應堆堆芯嚴重事故管理導則 145
4.4.3 乏燃料水池嚴重事故管理導則 147
4.4.4 導則中的計算輔助CAs 147
4.4.5 嚴重事故管理導則與應急運行規程接口 148
4.4.6 嚴重事故管理導則與應急計劃(EP)的接口 148
第5章 設計驗證試驗 150
5.1 堆腔注水冷卻系統驗證試驗 150
5.2 二次側非能動餘熱排出系統驗證試驗 151
5.3 非能動安全殼冷卻系統性能綜合試驗 153
5.4 反應堆堆內構件流致振動試驗 155
5.4.1 流致振動比例模型試驗 156
5.4.2 流致振動現場試驗 156
5.5 控制棒驅動線抗震試驗 160
5.6 反應堆水力模擬試驗 163
5.7 蒸汽發生器驗證試驗 165
5.8 內置換料水箱過濾器驗證試驗 166
5.9 安全殼過濾排放系統綜合試驗 168
5.9.1 安全殼過濾排放系統 168
5.9.2 綜合試驗平臺 168
5.9.3 文丘裡水洗器單獨試驗 170
5.9.4 金屬纖維過濾器單獨試驗 170
5.9.5 水洗液穩定性實驗 171
5.9.6 整體試驗方案和結果 171
5.9.7 結論和建議 172
5.10 仿真驗證技術的應用和發展 172
第6章 安全評價活動 174
6.1 概述 174
6.2 由阿根廷核電公司委託的比薩大學獨立評價活動 174
6.3 與國家核安全局核與輻射安全中心的聯合研究 175
6.4 中國核能行業協會的初步設計審查 176
6.5 國際原子能機構反應堆安全審查 177
6.6 國家能源局與核安全局組織的「華龍一號」總體技術方案評審會 178
6.7 核電廠設計多國評價活動 179
6.8 國家核安全局對福清5、6號機組初步安全分析報告的安全審評 179
第7章 自主智慧財產權 181
7.1 「華龍一號」智慧財產權工作體系 181
7.1.1 「華龍一號」智慧財產權工作目標 181
7.1.2 智慧財產權侵權風險排查 182
7.1.3 自主創新成果與智慧財產權保護 184
7.2 「華龍一號」自主智慧財產權行業內專家評審意見 189
第8章 設備國產化 190
8.1 反應堆壓力容器 190
8.2 控制棒驅動機構 191
8.3 堆內構件 192
8.4 蒸汽發生器 193
8.5 穩壓器 195
8.6 主管道和波動管 196
8.7 先進堆芯測量系統 197
8.8 主泵轉速測量裝置 198
8.9 一體化堆頂 199
8.10 主設備彎道運輸用重載車及驅動裝置 201
8.11 堆芯測量探測器組件拆除裝置 201
8.12 裝卸料機及輔助單軌吊 202
8.13 雙層安全殼燃料轉運裝置 203
8.14 乏燃料貯存格架 204
8.15 CNFC-3G新燃料運輸容器 205
8.16 放射性廢物桶外水泥固化成套裝置及配方 205
8.17 核電廠廢過濾器芯接收和廠內運輸裝置 206
8.18 安全殼過濾排放系統纖維過濾器和文丘裡水洗器 207
8.19 雙層安全殼人員閘門 208
8.20 反應堆壓力容器整體螺栓拉伸機 208
8.21 一體化堆內構件吊具 209
8.22 內置換料水箱過濾器 210
8.23 非能動安全殼熱量導出系統換熱器及汽水分離器 211
8.24 核安全級邏輯控制系統(繼電器機架) 212
8.25 電氣貫穿件 212
8.26 金屬保溫層 213
8.27 K1級電氣連接器 215
8.28 更高要求的通用設備研製 215
8.29 「華龍一號」全範圍模擬機 218
8.30 數位化設計驗證平臺 220
附表 「華龍一號」系統代碼 222
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