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核電技術(shù)培訓

課程大綱
第一章  AP1000設(shè)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(shè)計的主要特點
二、非能動技術(shù)使核電安更趨成熟 
第三節(jié)  開發(fā)商的設(shè)計驗證試驗 
一、單項效應(yīng)試驗 
二、非能動安殼冷卻系統(tǒng)綜合效應(yīng)試驗 
三、SPES2綜合系統(tǒng)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(nèi)滯留
六、若干重要設(shè)備的樣機試驗與相關(guān)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(shè)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(guān)于設(shè)計成熟性的基本結(jié)論 

第二章  AP1000的總體設(shè)計
第一節(jié)  AP1000的設(shè)計基礎(chǔ)和總體要求
第二節(jié)  AP1000的設(shè)計特點和主要技術(shù)參數(shù)
一、AP1000的設(shè)計特點
二、AP1000的主要技術(shù)參數(shù) 
第三節(jié)  AP1000系統(tǒng)和設(shè)備的技術(shù)概要 
一、反應(yīng)堆堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件 
二、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其設(shè)備 
三、AP1000的安概念與專設(shè)安系統(tǒng) 
四、核輔助系統(tǒng) 
五、蒸汽動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng) 
六、儀表和控制系統(tǒng) 
七、電氣系統(tǒng) 
第四節(jié)  AP1000核電廠的總體布置 
一、廠房布置與結(jié)構(gòu)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(shè)計進 
一、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及若干主要設(shè)備 
二、非能動安系統(tǒng)與若干其他系統(tǒng) 
三、基于PRA分析結(jié)果的設(shè)計改進 
四、核電廠布置 
第六節(jié)  AP1000規(guī)范標準體系與構(gòu)筑物系統(tǒng)和部件分級 
一、AP1000規(guī)范標準體系 
二、AP1000構(gòu)筑物系統(tǒng)和部件分級 

第三章  AP1000的燃料系統(tǒng)與堆芯計 
第一節(jié)  現(xiàn)代壓水堆堆芯技術(shù)的集成和發(fā)展 
一、AP1000燃料系統(tǒng)的主要特點 
二、AP1000堆芯技術(shù)的主要特點 
第二節(jié)  燃料系統(tǒng) 
一、燃料組件 
二、反應(yīng)性控制組件 
第三節(jié)  核設(shè)計 
一、堆芯裝載與燃耗 
二、功率分布 
三、反應(yīng)性系數(shù) 
四、控制要求 
五、控制棒布置和反應(yīng)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(shè)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(shè)計方案 
三、傳統(tǒng)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(jié)果比較 

第四章  AP1000的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和反應(yīng)堆本體 
第一節(jié)  反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計思想的變革與AP1000的設(shè)計特點 
一、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計思想的變革 
二、AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計特點
第二節(jié)  反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計 
一、功能與設(shè)計基準 
二、設(shè)計準則 
三、系統(tǒng)流程 
四、系統(tǒng)特性 
五、運行程序 
第三節(jié)  反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的主要設(shè)備 
一、蒸汽發(fā)生器 
二、反應(yīng)堆冷卻劑泵 
三、穩(wěn)壓器 
四、反應(yīng)堆冷卻劑管道 
第四節(jié)  AP1000反應(yīng)堆本體 
一、反應(yīng)堆壓力容器 
二、堆內(nèi)構(gòu)件 
三、控制棒驅(qū)動機構(gòu) 
四、一體化堆頂結(jié)構(gòu)

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

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

第七章  AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)及電氣系統(tǒng) 
第一節(jié)  AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)總體結(jié)構(gòu) 
一、系統(tǒng)主要特點 
二、總體結(jié)構(gòu)概述 
三、系統(tǒng)功能 
四、性能要求 
第二節(jié)  安級儀表和控制系統(tǒng)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(tǒng)平臺 
一、OVATION網(wǎng)絡(luò) 
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(wù)器 
六、OVATION高效工具 
七、FF現(xiàn)場總線 
第四節(jié)  保護和安監(jiān)測系統(tǒng) 
一、反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng) 
二、專設(shè)安設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng) 
三、1E級數(shù)據(jù)處理子系統(tǒng) 
四、保護和安監(jiān)測系統(tǒng)結(jié)構(gòu)框架 
第五節(jié)  核電廠控制系統(tǒng) 
一、反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)和棒控系統(tǒng) 
二、快速降功率系統(tǒng) 
三、蒸汽排放控制系統(tǒng) 
四、穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng) 
五、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng) 
六、蒸汽發(fā)生器液位控制系統(tǒng)給水控制系統(tǒng) 
七、縱深防御控制 
八、多樣化驅(qū)動系統(tǒng) 
第六節(jié)  儀表和監(jiān)測系統(tǒng) 
一、核測量儀表系統(tǒng) 
二、輻射監(jiān)測系統(tǒng) 
三、地震監(jiān)測系統(tǒng) 
四、特殊監(jiān)測系統(tǒng) 
第七節(jié)  運行和控制中心 
一、AP1000主控制室 
二、技術(shù)支持中心 
三、遠距離停堆室 
四、運行支持中心和應(yīng)急運行設(shè)施 
五、就地控制站 
第八節(jié)  電氣系統(tǒng) 
一、系統(tǒng)結(jié)構(gòu)與主要特點 
二、廠用交流電源系統(tǒng) 
三、直流電源系統(tǒng) 
四、主要技術(shù)參數(shù)

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(shè)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(shù)大綱和里程碑 
第二節(jié)  人因工程學的分析階段 
一、運行經(jīng)驗評審 
二、功能要求分析和功能分配 
三、任務(wù)分析 
四、人員配備和資質(zhì) 
五、人的可靠性分析 
第三節(jié)  人因工程學的設(shè)計階段 
一、人機接口設(shè)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(shè)計驗證 
四、集成系統(tǒng)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(shè)計實現(xiàn) 
二、人員效能監(jiān)測 

第九章  AP1000的電廠布置與模塊化技術(shù) 
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(yīng)系統(tǒng)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(shù) 
一、基本思路和主要特點 
二、三維設(shè)計和模塊化的耦合 
三、模塊化設(shè)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(shù) 
四、計算機程序 
五、設(shè)計基準事故分析中假設(shè)的非安相關(guān)系統(tǒng) 
六、失去廠外電源的假設(shè) 
第二節(jié)  非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的有效性驗證 
一、非能動余熱排出系統(tǒng)的有效性驗證 
二、非能動安注入系統(tǒng)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(xiàn)象分析與對策概述 
一、嚴重事故的物理進程 
二、嚴重事故現(xiàn)象分析與對策的主要論題 
第四節(jié)  堆芯熔融物堆內(nèi)滯留 
一、堆芯熔融物堆內(nèi)滯留在AP1000設(shè)計中的應(yīng)用 
二、反應(yīng)堆壓力容器的失效準則 
三、堆內(nèi)熔化進程和熔融物遷移 
四、傳熱關(guān)系式 
五、反應(yīng)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(chǎn)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(xiàn)象學 
三、氫氣分析中的主要假設(shè) 
四、氫氣的產(chǎn)生和混合 
五、氫的燃燒 
六、氫燃燒有關(guān)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(jié)論 
第六節(jié)  設(shè)備可用性分析 
一、設(shè)備可用性分析的目的 
二、設(shè)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(shè)備和儀表 
四、時間窗口2的嚴重事故管理及其所需的設(shè)備和儀表 
五、時間窗口3的嚴重事故管理及其所需的設(shè)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(shè)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(nèi)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(nèi)容 
第二節(jié)  內(nèi)部始發(fā)事件 
一、內(nèi)部始發(fā)事件的確定和分組 
二、內(nèi)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(zhuǎn)移和派生事件 
第四節(jié)  故障樹和堆芯損傷定量化 
一、構(gòu)建故障樹的準備 
二、確定基本事件的主要假設(shè) 
三、可靠性數(shù)據(jù)基礎(chǔ)
四、故障樹分析舉例：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)故障樹 
五、堆芯損傷頻率（CDF） 
第五節(jié)  安殼事件樹和裂變產(chǎn)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(gòu)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(jié)論 
第六節(jié)  裂變產(chǎn)物源項和廠外劑量風險 
一、裂變產(chǎn)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(jié)果與分析 
一、功率運行下內(nèi)部始發(fā)事件對堆芯損傷頻率的貢獻 
二、功率運行下內(nèi)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(nèi)部水淹和內(nèi)部火災(zāi)分析 
五、裂變產(chǎn)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(shè)計措施和特性 
一、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計 
二、安相關(guān)與非安相關(guān)系統(tǒng)設(shè)計 
三、儀表和控制設(shè)計 
四、電廠布置 
五、安殼設(shè)計 
第九節(jié)  停堆安設(shè)計的改進 
一、非能動堆芯冷卻系統(tǒng) 
二、正常余熱排出系統(tǒng) 
三、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) 
四、蒸汽發(fā)生器和給水系統(tǒng) 

第十二章  AP1000的技術(shù)經(jīng)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(yīng)與學習效應(yīng) 
一、規(guī)模效應(yīng)與機組容量限制 
二、學習效應(yīng)與后續(xù)電廠發(fā)電成本預(yù)測 
第三節(jié)  技術(shù)進步的經(jīng)濟效應(yīng) 
第四節(jié)  AP1000的運行成本及其對電廠經(jīng)濟性的影響 

核電技術(shù)培訓