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核電技術培訓

課程大綱
第一章  AP1000設計的先進性和成性
第一節(jié)  先進核電廠的需求催生了AP1000
第二節(jié)  先進的安理念與核電成熟的更高階段 
一、AP1000安設計的主要特點
二、非能動技術使核電安更趨成熟 
第三節(jié)  開發(fā)商的設計驗證試驗 
一、單項效應試驗 
二、非能動安殼冷卻系統綜合效應試驗 
三、SPES2綜合系統試驗裝置與高壓條件下的堆芯冷卻
四、APEX先進電廠試驗裝置與堆芯長期冷卻
五、ULPU裝置與緩解嚴重事故的熔融物堆內滯留
六、若干重要設備的樣機試驗與相關驗證 
第四節(jié)  核安監(jiān)管當局的獨立驗證與軟件確認 
一、AP1000設計認證的基本過程
二、SPESAPEX和ROSA的NRC比例析
三、APEXATLATS和RBHT的NRC試驗合
四、安分析計算機程序的驗證與確認 
五、關于設計成熟性的基本結論 

第二章  AP1000的總體設計
第一節(jié)  AP1000的設計基礎和總體要求
第二節(jié)  AP1000的設計特點和主要技術參數
一、AP1000的設計特點
二、AP1000的主要技術參數 
第三節(jié)  AP1000系統和設備的技術概要 
一、反應堆堆芯和堆內構件 
二、反應堆冷卻劑系統及其設備 
三、AP1000的安概念與專設安系統 
四、核輔助系統 
五、蒸汽動力轉換系統 
六、儀表和控制系統 
七、電氣系統 
第四節(jié)  AP1000核電廠的總體布置 
一、廠房布置與結構的主要特點 
二、核島廠房 
三、汽輪機廠房 
第五節(jié)  AP1000相對于AP00的設計進 
一、反應堆冷卻劑系統及若干主要設備 
二、非能動安系統與若干其他系統 
三、基于PRA分析結果的設計改進 
四、核電廠布置 
第六節(jié)  AP1000規(guī)范標準體系與構筑物系統和部件分級 
一、AP1000規(guī)范標準體系 
二、AP1000構筑物系統和部件分級 

第三章  AP1000的燃料系統與堆芯計 
第一節(jié)  現代壓水堆堆芯技術的集成和發(fā)展 
一、AP1000燃料系統的主要特點 
二、AP1000堆芯技術的主要特點 
第二節(jié)  燃料系統 
一、燃料組件 
二、反應性控制組件 
第三節(jié)  核設計 
一、堆芯裝載與燃耗 
二、功率分布 
三、反應性系數 
四、控制要求 
五、控制棒布置和反應性價值 
六、堆外燃料的臨界安 
七、氙穩(wěn)定性 
八、壓力容器輻照 
九、分析方法 
第四節(jié)  熱工水力設計 
一、臨界熱流密度與偏離泡核沸騰比 
二、燃料棒溫度場 
三、堆芯水力學 
四、測量儀表要求 
第五節(jié)  堆芯燃料管理 
一、堆芯燃料管理評估體系的基本要素 
二、平衡循環(huán)的兩種設計方案 
三、傳統的循環(huán)與低泄漏過渡循環(huán) 
四、先進的循環(huán)更替與AP1000堆芯燃料管理結果比較 

第四章  AP1000的反應堆冷卻劑系統和反應堆本體 
第一節(jié)  反應堆冷卻劑系統設計思想的變革與AP1000的設計特點 
一、反應堆冷卻劑系統設計思想的變革 
二、AP1000反應堆冷卻劑系統的設計特點
第二節(jié)  反應堆冷卻劑系統設計 
一、功能與設計基準 
二、設計準則 
三、系統流程 
四、系統特性 
五、運行程序 
第三節(jié)  反應堆冷卻劑系統的主要設備 
一、蒸汽發(fā)生器 
二、反應堆冷卻劑泵 
三、穩(wěn)壓器 
四、反應堆冷卻劑管道 
第四節(jié)  AP1000反應堆本體 
一、反應堆壓力容器 
二、堆內構件 
三、控制棒驅動機構 
四、一體化堆頂結構

第五章  AP1000的專設安系統 
第一節(jié)  非能動專設安系統的設計原則和特點 
一、非能動專設安系統的功能和設計理念 
二、專設安系統的設計原則和方法 
三、非能動原理和AP1000專設安系統的特點 
四、非能動安技術的成熟性 
第二節(jié)  非能動堆芯冷卻系統 
一、非能動余熱排出系統 
二、非能動安注射系統 
三、自動卸壓系統 
第三節(jié)  安殼相關的非能動專設安系統 
一、非能動安殼冷卻系統 
二、安殼氫氣控制系統 
三、安殼隔離系統 
四、非能動裂變產物控制系統 
第四節(jié)  主控制室非能動應急可居留系統 

第六章  AP1000核輔助系統與部分二回路系統 
第一節(jié)  幾個主要支持系統 
一、化學和容積控制系統 
二、正常余熱排出系統 
三、燃料操作與換料系統 
第二節(jié)  冷卻水系統 
一、設備冷卻水系統
二、廠用水系統 
三乏燃料池冷卻系統 
第三節(jié)  蒸汽和給水系統 
一、主蒸汽供應系統 
二、主給水系統 
三、啟動給水系統 
第四節(jié)  取樣分析與試驗檢驗系統 
一、核取樣系統 
二、安殼泄漏率試驗系統 
第五節(jié)  三廢系統 
一、放射性廢液系統 
二、放射性廢氣系統 
三、放射性廢固系統 

第七章  AP1000數字化儀表控制系統及電氣系統 
第一節(jié)  AP1000數字化儀表控制系統總體結構 
一、系統主要特點 
二、總體結構概述 
三、系統功能 
四、性能要求 
第二節(jié)  安級儀表和控制系統平臺 
一、COｍｍONＱ平臺的硬件 
二、COｍｍONＱ平臺的軟件 
第三節(jié)  非安級儀表和控制系統平臺 
一、OVATION網絡 
二、OVATION控制器 
三、OVATIONI／O模件 
四、OVATION用戶界面 
五、歷史站與記錄服務器 
六、OVATION高效工具 
七、FF現場總線 
第四節(jié)  保護和安監(jiān)測系統 
一、反應堆緊急停堆系統 
二、專設安設施驅動系統 
三、1E級數據處理子系統 
四、保護和安監(jiān)測系統結構框架 
第五節(jié)  核電廠控制系統 
一、反應堆功率控制系統和棒控系統 
二、快速降功率系統 
三、蒸汽排放控制系統 
四、穩(wěn)壓器液位控制系統 
五、穩(wěn)壓器壓力控制系統 
六、蒸汽發(fā)生器液位控制系統給水控制系統 
七、縱深防御控制 
八、多樣化驅動系統 
第六節(jié)  儀表和監(jiān)測系統 
一、核測量儀表系統 
二、輻射監(jiān)測系統 
三、地震監(jiān)測系統 
四、特殊監(jiān)測系統 
第七節(jié)  運行和控制中心 
一、AP1000主控制室 
二、技術支持中心 
三、遠距離停堆室 
四、運行支持中心和應急運行設施 
五、就地控制站 
第八節(jié)  電氣系統 
一、系統結構與主要特點 
二、廠用交流電源系統 
三、直流電源系統 
四、主要技術參數

第八章  AP1000核電廠的人因工程學 
第一節(jié)  人因工程學的計劃階段 
一、HFE管理大綱的目標與范圍 
二、人機接口設計隊伍和組織 
三、HFE實施過程和程序 
四、HFE問題跟蹤 
五、HFE技術大綱和里程碑 
第二節(jié)  人因工程學的分析階段 
一、運行經驗評審 
二、功能要求分析和功能分配 
三、任務分析 
四、人員配備和資質 
五、人的可靠性分析 
第三節(jié)  人因工程學的設計階段 
一、人機接口設計 
二、規(guī)程開發(fā) 
三、培訓大綱開發(fā) 
第四節(jié)  人因工程學的驗證和確認階段 
一、目標與范圍 
二、運行工況取樣 
三、設計驗證 
四、集成系統確認試驗 
五、HFE不符合項的解決 
第五節(jié)  人因工程學的運行階段 
一、設計實現 
二、人員效能監(jiān)測 

第九章  AP1000的電廠布置與模塊化技術 
第一節(jié)  AP1000的電廠布置 
一、基本理念和總體布局 
二、核蒸汽供應系統廠房 
三、附屬廠房 
四、柴油發(fā)電機廠房 
五放射性廢物廠房 
六、汽輪機廠房 
第二節(jié)  AP1000的模塊化技術 
一、基本思路和主要特點 
二、三維設計和模塊化的耦合 
三、模塊化設計 
四、模塊化建造

第十章  AP1000核電廠事故分析 
第一節(jié)  確定論安分析的基本方法 
一、安目標和分析范圍 
二、假想事件及其分類 
三、用于事故分析的主要電廠特性和參數 
四、計算機程序 
五、設計基準事故分析中假設的非安相關系統 
六、失去廠外電源的假設 
第二節(jié)  非能動堆芯冷卻系統的有效性驗證 
一、非能動余熱排出系統的有效性驗證 
二、非能動安注入系統的有效性驗證 
三、失水事故后長期冷卻的有效性驗證 
第三節(jié)  嚴重事故現象分析與對策概述 
一、嚴重事故的物理進程 
二、嚴重事故現象分析與對策的主要論題 
第四節(jié)  堆芯熔融物堆內滯留 
一、堆芯熔融物堆內滯留在AP1000設計中的應用 
二、反應堆壓力容器的失效準則 
三、堆內熔化進程和熔融物遷移 
四、傳熱關系式 
五、反應堆壓力容器失效裕量的定量化 
六、堆腔注水（節(jié)點IR）分析 
七、壓力容器失效（安殼事件樹節(jié)點VF）分析 
第五節(jié)  氫氣的產生混合和燃燒分析 
一、氫氣分析的目的和范圍 
二、氫氣混合和燃燒的現象學 
三、氫氣分析中的主要假設 
四、氫氣的產生和混合 
五、氫的燃燒 
六、氫燃燒有關節(jié)點（頂事件）分析 
七、安殼安裕度基準 
八、氫氣分析的基本結論 
第六節(jié)  設備可用性分析 
一、設備可用性分析的目的 
二、設備可用性的法規(guī)和導則要求 
三、時間窗口0和1的嚴重事故管理及其所需的設備和儀表 
四、時間窗口2的嚴重事故管理及其所需的設備和儀表 
五、時間窗口3的嚴重事故管理及其所需的設備和儀表 
六、嚴重事故的輻射環(huán)境條件 
七、嚴重事故的熱工水力環(huán)境條件 
八、設備可用性評價 

第十一章  AP1000核電廠概率風險評價 
第一節(jié)  概率風險評價的發(fā)展歷史與基本內容 
一、概率風險評價的歷史回顧 
二、核電廠概率風險評價的特點和目的 
三、AP1000概率風險評價的基本內容 
第二節(jié)  內部始發(fā)事件 
一、內部始發(fā)事件的確定和分組 
二、內部始發(fā)事件（組）清單 
三、始發(fā)事件頻率的確定 
第三節(jié)  堆芯損傷事件樹 
一、堆芯損傷事件樹的分析步驟 
二、堆芯損傷事件樹分析方法 
三、堆芯損傷事件樹舉例：大LOCA事件樹 
四、轉移和派生事件 
第四節(jié)  故障樹和堆芯損傷定量化 
一、構建故障樹的準備 
二、確定基本事件的主要假設 
三、可靠性數據基礎
四、故障樹分析舉例：設備冷卻水系統故障樹 
五、堆芯損傷頻率（CDF） 
第五節(jié)  安殼事件樹和裂變產物釋放定量化 
一、安殼事件樹分析的主要目的 
二、安殼事件樹的構建 
三、頂事件（節(jié)點）問題和成功準則 
四、安殼事件樹定量化 
五、安殼事件樹分析的主要結論 
第六節(jié)  裂變產物源項和廠外劑量風險 
一、裂變產物釋放源項分析 
二、廠外劑量風險評價 
第七節(jié)  AP1000概率風險評價主要結果與分析 
一、功率運行下內部始發(fā)事件對堆芯損傷頻率的貢獻 
二、功率運行下內部事件引起的大量放射性釋放頻率 
三、低功率／停堆工況下的堆芯損傷頻率和大量放射性釋放頻率 
四、內部水淹和內部火災分析 
五、裂變產物釋放引起的廠址邊界劑量風險 
六、與運行電廠和NRC安目標的比較 
第八節(jié)  降低電廠風險的主要設計措施和特性 
一、反應堆冷卻劑系統設計 
二、安相關與非安相關系統設計 
三、儀表和控制設計 
四、電廠布置 
五、安殼設計 
第九節(jié)  停堆安設計的改進 
一、非能動堆芯冷卻系統 
二、正常余熱排出系統 
三、反應堆冷卻劑系統 
四、蒸汽發(fā)生器和給水系統 

第十二章  AP1000的技術經濟優(yōu)勢 
第一節(jié)  平準化發(fā)電成本與AP1000的首次建造 
一、平準化發(fā)電成本的基本概念 
二、AP1000首座電廠的發(fā)電成本 
第二節(jié)  AP系列的規(guī)模效應與學習效應 
一、規(guī)模效應與機組容量限制 
二、學習效應與后續(xù)電廠發(fā)電成本預測 
第三節(jié)  技術進步的經濟效應 
第四節(jié)  AP1000的運行成本及其對電廠經濟性的影響 

核電技術培訓