核电技术培训

课程大纲
第一章  AP1000设计的先进性和成性
第一节  先进核电厂的需求催生了AP1000
第二节  先进的安理念与核电成熟的更高阶段 
一、AP1000安设计的主要特点
二、非能动技术使核电安更趋成熟 
第三节  开发商的设计验证试验 
一、单项效应试验 
二、非能动安壳冷却系统综合效应试验 
三、SPES2综合系统试验装置与高压条件下的堆芯冷却
四、APEX先进电厂试验装置与堆芯长期冷却
五、ULPU装置与缓解严重事故的熔融物堆内滞留
六、若干重要设备的样机试验与相关验证 
第四节  核安监管当局的独立验证与软件确认 
一、AP1000设计认证的基本过程
二、SPESAPEX和ROSA的NRC比例析
三、APEXATLATS和RBHT的NRC试验合
四、安分析计算机程序的验证与确认 
五、关于设计成熟性的基本结论 

第二章  AP1000的总体设计
第一节  AP1000的设计基础和总体要求
第二节  AP1000的设计特点和主要技术参数
一、AP1000的设计特点
二、AP1000的主要技术参数 
第三节  AP1000系统和设备的技术概要 
一、反应堆堆芯和堆内构件 
二、反应堆冷却剂系统及其设备 
三、AP1000的安概念与专设安系统 
四、核辅助系统 
五、蒸汽动力转换系统 
六、仪表和控制系统 
七、电气系统 
第四节  AP1000核电厂的总体布置 
一、厂房布置与结构的主要特点 
二、核岛厂房 
三、汽轮机厂房 
第五节  AP1000相对于AP00的设计进 
一、反应堆冷却剂系统及若干主要设备 
二、非能动安系统与若干其他系统 
三、基于PRA分析结果的设计改进 
四、核电厂布置 
第六节  AP1000规范标准体系与构筑物系统和部件分级 
一、AP1000规范标准体系 
二、AP1000构筑物系统和部件分级 

第三章  AP1000的燃料系统与堆芯计 
第一节  现代压水堆堆芯技术的集成和发展 
一、AP1000燃料系统的主要特点 
二、AP1000堆芯技术的主要特点 
第二节  燃料系统 
一、燃料组件 
二、反应性控制组件 
第三节  核设计 
一、堆芯装载与燃耗 
二、功率分布 
三、反应性系数 
四、控制要求 
五、控制棒布置和反应性价值 
六、堆外燃料的临界安 
七、氙稳定性 
八、压力容器辐照 
九、分析方法 
第四节  热工水力设计 
一、临界热流密度与偏离泡核沸腾比 
二、燃料棒温度场 
三、堆芯水力学 
四、测量仪表要求 
第五节  堆芯燃料管理 
一、堆芯燃料管理评估体系的基本要素 
二、平衡循环的两种设计方案 
三、传统的循环与低泄漏过渡循环 
四、先进的循环更替与AP1000堆芯燃料管理结果比较 

第四章  AP1000的反应堆冷却剂系统和反应堆本体 
第一节  反应堆冷却剂系统设计思想的变革与AP1000的设计特点 
一、反应堆冷却剂系统设计思想的变革 
二、AP1000反应堆冷却剂系统的设计特点
第二节  反应堆冷却剂系统设计 
一、功能与设计基准 
二、设计准则 
三、系统流程 
四、系统特性 
五、运行程序 
第三节  反应堆冷却剂系统的主要设备 
一、蒸汽发生器 
二、反应堆冷却剂泵 
三、稳压器 
四、反应堆冷却剂管道 
第四节  AP1000反应堆本体 
一、反应堆压力容器 
二、堆内构件 
三、控制棒驱动机构 
四、一体化堆顶结构

第五章  AP1000的专设安系统 
第一节  非能动专设安系统的设计原则和特点 
一、非能动专设安系统的功能和设计理念 
二、专设安系统的设计原则和方法 
三、非能动原理和AP1000专设安系统的特点 
四、非能动安技术的成熟性 
第二节  非能动堆芯冷却系统 
一、非能动余热排出系统 
二、非能动安注射系统 
三、自动卸压系统 
第三节  安壳相关的非能动专设安系统 
一、非能动安壳冷却系统 
二、安壳氢气控制系统 
三、安壳隔离系统 
四、非能动裂变产物控制系统 
第四节  主控制室非能动应急可居留系统 

第六章  AP1000核辅助系统与部分二回路系统 
第一节  几个主要支持系统 
一、化学和容积控制系统 
二、正常余热排出系统 
三、燃料操作与换料系统 
第二节  冷却水系统 
一、设备冷却水系统
二、厂用水系统 
三乏燃料池冷却系统 
第三节  蒸汽和给水系统 
一、主蒸汽供应系统 
二、主给水系统 
三、启动给水系统 
第四节  取样分析与试验检验系统 
一、核取样系统 
二、安壳泄漏率试验系统 
第五节  三废系统 
一、放射性废液系统 
二、放射性废气系统 
三、放射性废固系统 

第七章  AP1000数字化仪表控制系统及电气系统 
第一节  AP1000数字化仪表控制系统总体结构 
一、系统主要特点 
二、总体结构概述 
三、系统功能 
四、性能要求 
第二节  安级仪表和控制系统平台 
一、COｍｍONＱ平台的硬件 
二、COｍｍONＱ平台的软件 
第三节  非安级仪表和控制系统平台 
一、OVATION网络 
二、OVATION控制器 
三、OVATIONI／O模件 
四、OVATION用户界面 
五、历史站与记录服务器 
六、OVATION高效工具 
七、FF现场总线 
第四节  保护和安监测系统 
一、反应堆紧急停堆系统 
二、专设安设施驱动系统 
三、1E级数据处理子系统 
四、保护和安监测系统结构框架 
第五节  核电厂控制系统 
一、反应堆功率控制系统和棒控系统 
二、快速降功率系统 
三、蒸汽排放控制系统 
四、稳压器液位控制系统 
五、稳压器压力控制系统 
六、蒸汽发生器液位控制系统给水控制系统 
七、纵深防御控制 
八、多样化驱动系统 
第六节  仪表和监测系统 
一、核测量仪表系统 
二、辐射监测系统 
三、地震监测系统 
四、特殊监测系统 
第七节  运行和控制中心 
一、AP1000主控制室 
二、技术支持中心 
三、远距离停堆室 
四、运行支持中心和应急运行设施 
五、就地控制站 
第八节  电气系统 
一、系统结构与主要特点 
二、厂用交流电源系统 
三、直流电源系统 
四、主要技术参数

第八章  AP1000核电厂的人因工程学 
第一节  人因工程学的计划阶段 
一、HFE管理大纲的目标与范围 
二、人机接口设计队伍和组织 
三、HFE实施过程和程序 
四、HFE问题跟踪 
五、HFE技术大纲和里程碑 
第二节  人因工程学的分析阶段 
一、运行经验评审 
二、功能要求分析和功能分配 
三、任务分析 
四、人员配备和资质 
五、人的可靠性分析 
第三节  人因工程学的设计阶段 
一、人机接口设计 
二、规程开发 
三、培训大纲开发 
第四节  人因工程学的验证和确认阶段 
一、目标与范围 
二、运行工况取样 
三、设计验证 
四、集成系统确认试验 
五、HFE不符合项的解决 
第五节  人因工程学的运行阶段 
一、设计实现 
二、人员效能监测 

第九章  AP1000的电厂布置与模块化技术 
第一节  AP1000的电厂布置 
一、基本理念和总体布局 
二、核蒸汽供应系统厂房 
三、附属厂房 
四、柴油发电机厂房 
五放射性废物厂房 
六、汽轮机厂房 
第二节  AP1000的模块化技术 
一、基本思路和主要特点 
二、三维设计和模块化的耦合 
三、模块化设计 
四、模块化建造

第十章  AP1000核电厂事故分析 
第一节  确定论安分析的基本方法 
一、安目标和分析范围 
二、假想事件及其分类 
三、用于事故分析的主要电厂特性和参数 
四、计算机程序 
五、设计基准事故分析中假设的非安相关系统 
六、失去厂外电源的假设 
第二节  非能动堆芯冷却系统的有效性验证 
一、非能动余热排出系统的有效性验证 
二、非能动安注入系统的有效性验证 
三、失水事故后长期冷却的有效性验证 
第三节  严重事故现象分析与对策概述 
一、严重事故的物理进程 
二、严重事故现象分析与对策的主要论题 
第四节  堆芯熔融物堆内滞留 
一、堆芯熔融物堆内滞留在AP1000设计中的应用 
二、反应堆压力容器的失效准则 
三、堆内熔化进程和熔融物迁移 
四、传热关系式 
五、反应堆压力容器失效裕量的定量化 
六、堆腔注水（节点IR）分析 
七、压力容器失效（安壳事件树节点VF）分析 
第五节  氢气的产生混合和燃烧分析 
一、氢气分析的目的和范围 
二、氢气混合和燃烧的现象学 
三、氢气分析中的主要假设 
四、氢气的产生和混合 
五、氢的燃烧 
六、氢燃烧有关节点（顶事件）分析 
七、安壳安裕度基准 
八、氢气分析的基本结论 
第六节  设备可用性分析 
一、设备可用性分析的目的 
二、设备可用性的法规和导则要求 
三、时间窗口0和1的严重事故管理及其所需的设备和仪表 
四、时间窗口2的严重事故管理及其所需的设备和仪表 
五、时间窗口3的严重事故管理及其所需的设备和仪表 
六、严重事故的辐射环境条件 
七、严重事故的热工水力环境条件 
八、设备可用性评价 

第十一章  AP1000核电厂概率风险评价 
第一节  概率风险评价的发展历史与基本内容 
一、概率风险评价的历史回顾 
二、核电厂概率风险评价的特点和目的 
三、AP1000概率风险评价的基本内容 
第二节  内部始发事件 
一、内部始发事件的确定和分组 
二、内部始发事件（组）清单 
三、始发事件频率的确定 
第三节  堆芯损伤事件树 
一、堆芯损伤事件树的分析步骤 
二、堆芯损伤事件树分析方法 
三、堆芯损伤事件树举例：大LOCA事件树 
四、转移和派生事件 
第四节  故障树和堆芯损伤定量化 
一、构建故障树的准备 
二、确定基本事件的主要假设 
三、可靠性数据基础
四、故障树分析举例：设备冷却水系统故障树 
五、堆芯损伤频率（CDF） 
第五节  安壳事件树和裂变产物释放定量化 
一、安壳事件树分析的主要目的 
二、安壳事件树的构建 
三、顶事件（节点）问题和成功准则 
四、安壳事件树定量化 
五、安壳事件树分析的主要结论 
第六节  裂变产物源项和厂外剂量风险 
一、裂变产物释放源项分析 
二、厂外剂量风险评价 
第七节  AP1000概率风险评价主要结果与分析 
一、功率运行下内部始发事件对堆芯损伤频率的贡献 
二、功率运行下内部事件引起的大量放射性释放频率 
三、低功率／停堆工况下的堆芯损伤频率和大量放射性释放频率 
四、内部水淹和内部火灾分析 
五、裂变产物释放引起的厂址边界剂量风险 
六、与运行电厂和NRC安目标的比较 
第八节  降低电厂风险的主要设计措施和特性 
一、反应堆冷却剂系统设计 
二、安相关与非安相关系统设计 
三、仪表和控制设计 
四、电厂布置 
五、安壳设计 
第九节  停堆安设计的改进 
一、非能动堆芯冷却系统 
二、正常余热排出系统 
三、反应堆冷却剂系统 
四、蒸汽发生器和给水系统 

第十二章  AP1000的技术经济优势 
第一节  平准化发电成本与AP1000的首次建造 
一、平准化发电成本的基本概念 
二、AP1000首座电厂的发电成本 
第二节  AP系列的规模效应与学习效应 
一、规模效应与机组容量限制 
二、学习效应与后续电厂发电成本预测 
第三节  技术进步的经济效应 
第四节  AP1000的运行成本及其对电厂经济性的影响 

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