蘇 夏（上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233）

AP1000乏燃料池非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)事故后冷卻能力分析

蘇 夏
（上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233）

AP1000乏燃料池冷卻系統(tǒng)采用了先進(jìn)的非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念，事故后以池水升溫-沸騰的方式帶走衰變熱，并通過(guò)持續(xù)的非能動(dòng)安全補(bǔ)水保證乏燃料安全。對(duì)AP1000乏燃料池冷卻系統(tǒng)的事故后冷卻能力進(jìn)行分析發(fā)現(xiàn)，在核電廠正常換料工況和應(yīng)急整堆芯卸載工況下，安全水源重力注水能保證事故后72 h內(nèi)乏燃料安全；在核電廠正常整堆芯換料過(guò)程中應(yīng)等待約56 h，以保證非能動(dòng)安全殼冷卻水箱可為乏燃料池補(bǔ)水，確保堆芯和乏燃料池安全。長(zhǎng)期補(bǔ)水可以通過(guò)預(yù)留的安全接口持續(xù)進(jìn)行。補(bǔ)水手段事故后有效，僅需操縱員有限干預(yù)。相對(duì)傳統(tǒng)乏燃料池冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)，AP1000能更好地應(yīng)對(duì)冷卻喪失的事件。

AP1000；乏燃料池冷卻；非能動(dòng)安全補(bǔ)水；升溫-沸騰

核電廠堆芯中的燃料達(dá)到燃耗深度之后，自反應(yīng)堆中卸出移到乏燃料池（SFP）儲(chǔ)存。SFP的抗震結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)可以確保水池完整性和燃料安全；覆蓋乏燃料的池水深度為工作人員提供足夠的輻射防護(hù)；燃料格架的設(shè)計(jì)和可溶毒物（硼）可以保證乏燃料的次臨界安全；乏燃料池冷卻和凈化系統(tǒng)（SFS）為乏燃料池水提供足夠的冷卻，帶走衰變熱。

福島核事故之后，乏燃料池冷卻和長(zhǎng)期補(bǔ)水問(wèn)題受到廣泛關(guān)注。AP1000是目前國(guó)際上最先進(jìn)的、安全的第三代核電技術(shù)，其SFS系統(tǒng)采用了先進(jìn)的非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念來(lái)實(shí)現(xiàn)事故后冷卻。文章將基于AP1000 SFS的非能動(dòng)設(shè)計(jì)特點(diǎn)，從冷卻能力、水源分配、長(zhǎng)期冷卻和補(bǔ)水有效性等幾個(gè)方面詳細(xì)分析AP1000乏燃料池的事故后冷卻能力及其應(yīng)對(duì)措施，并比較分析在福島核事故下AP1000相對(duì)于二代核電站SFS的優(yōu)越性。

1 AP1000 SFS系統(tǒng)冷卻能力分析

AP1000 SFS系統(tǒng)采用了先進(jìn)的非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念：SFP正常冷卻通過(guò)非安全級(jí)的能動(dòng)設(shè)施（冷卻泵以及熱交換器）來(lái)實(shí)現(xiàn)，全廠斷電或地震等事故后的冷卻則通過(guò)池水升溫、蒸發(fā)、沸騰的形式帶走衰變熱，并通過(guò)持續(xù)72 h的非能動(dòng)安全補(bǔ)水保證乏燃料覆蓋。

1.1 乏燃料的正常冷卻[1]

AP1000乏燃料池冷卻系統(tǒng)由兩條機(jī)械系列組成，每一個(gè)系列包括一臺(tái)冷卻泵、一臺(tái)熱交換器，兩個(gè)設(shè)備系列共用進(jìn)、出口總管。典型的核電廠換料工況下，兩條冷卻系列均投入運(yùn)行，可以將池水溫度限制在50 ℃之下；在應(yīng)急整堆芯卸載的緊急工況下，余熱排出系統(tǒng)（RNS）的一個(gè)系列也要投入運(yùn)行，保證池水溫度低于60 ℃。

乏燃料池正常冷卻期間，非安全級(jí)的液位監(jiān)測(cè)儀表可以保證乏燃料活性區(qū)之上的水深大于等于3 m，為人員提供輻射防護(hù)。

通常，AP1000乏燃料池水維持約2 700 ppm（1 ppm=10-6）的硼濃度，保證足夠的次臨界裕度。

1.2 乏燃料的事故后冷卻[2]

在全廠斷電或地震等事故工況下，乏燃料池正常能動(dòng)冷卻將長(zhǎng)期失效，池水會(huì)和組件升溫到飽和狀態(tài)，然后開(kāi)始沸騰。水位會(huì)由于沸騰蒸發(fā)逐漸下降。SFS設(shè)有直流電源供電的1E級(jí)、抗震液位監(jiān)測(cè)儀表，在主控室發(fā)出低液位報(bào)警，提醒操作員為SFP補(bǔ)水。

SFP池水升溫到飽和狀態(tài)所需的時(shí)間t用式（1）計(jì)算：

式中：M為SFP總有效水量，kg；HS為池水飽和狀態(tài)焓值，J/kg；H0為池水初始焓值，J/kg；Q(t)為t時(shí)間內(nèi)乏燃料池中累積的衰變熱，J。

SFP開(kāi)始沸騰后，其沸騰蒸發(fā)速率f(m3/h)可用式（2）計(jì)算：

式中：q為時(shí)均衰變熱功率，W；Qs為池水蒸發(fā)潛熱，J/kg；為池水密度（飽和狀態(tài)），kg/m3。

沸騰情況下的補(bǔ)水速率至少應(yīng)等于蒸發(fā)速率，才能維持池水液位，保證乏燃料不裸露。

根據(jù)式（1）和式（2），可以計(jì)算出事故工況下冷卻乏燃料對(duì)安全水源的補(bǔ)水流量和總量要求。AP1000核電廠的設(shè)計(jì)中，安全水源包括非能動(dòng)安全殼冷卻水箱（PCCWST）、乏燃料池（SFP）、沖洗池（CWP）和裝料池（CLP）；事故后這些水源以非能動(dòng)重力注水方式為乏燃料池提供補(bǔ)水冷卻，能保證事故后72 h的乏燃料安全。

其中PCCWST是AP1000非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）中的冷卻水箱，在AP1000設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下，PCCWST必須向安全殼穹頂非能動(dòng)重力疏水，濕灑安全殼外壁面，將安全殼內(nèi)部熱量帶出，保證安全殼完整性。電站正常運(yùn)行期間，PCCWST需為安全殼冷卻備用。PCCWST位于安全殼上部。

需注意在AP1000設(shè)計(jì)中，事故后乏燃料池水沸騰是帶走衰變熱的設(shè)計(jì)冷卻方式，允許水位下降到燃料格架頂部之上的位置。由于池水不斷沸騰蒸發(fā)，在燃料操作區(qū)域產(chǎn)生蒸汽和放射性污染，要控制該區(qū)域不允許人員進(jìn)入。

（1) 事故后72 h內(nèi)的乏燃料冷卻

工況1：正常換料完成后立即發(fā)生事故

AP1000核電站設(shè)計(jì)每隔18個(gè)月進(jìn)行一次正常換料，每次換料僅需卸載部分（44%）堆芯燃料。燃料卸載到乏燃料池之后，池中的衰變熱達(dá)到峰值7.2 MW，其中有1.73 MW是核電廠歷史運(yùn)行中卸出乏燃料產(chǎn)生的衰變熱。隨后衰變熱隨著儲(chǔ)存時(shí)間逐漸遞減。

假設(shè)核電廠完成正常換料之后立即發(fā)生事故，SFS正常冷卻失效，乏燃料池水將在事故發(fā)生之后6.9 h池水開(kāi)始沸騰，液位逐漸下降。需將裝料池（CLP）和沖洗池（CWP）與乏燃料池（SFP）連通，為SFP重力補(bǔ)水。隨后3個(gè)池水液位同步下降，經(jīng)過(guò)計(jì)算可知，事故后第72小時(shí)，乏燃料上方的水深可以維持在0.5 m。

結(jié)論：正常換料情況下，只要池中的衰變熱小于等于7.2 MW，裝料池和沖洗池中的安全水源能在72 h內(nèi)維持乏燃料被水覆蓋，無(wú)需PCCWST投入。

工況 2：應(yīng)急整堆芯卸載后立即發(fā)生事故

核電廠乏燃料池冷卻能力設(shè)計(jì)中，還需考慮應(yīng)急整堆芯卸載的保守工況：假設(shè)核電廠已完成一次正常換料（44%換料）并恢復(fù)功率運(yùn)行，此時(shí)又發(fā)生緊急狀況，需要卸出一個(gè)完整的堆芯儲(chǔ)存在乏燃料池中。這種情況下，池中的衰變熱峰值將達(dá)到17 MW。此工況對(duì)冷卻能力和補(bǔ)水能力的要求最苛刻。

假設(shè)在應(yīng)急整堆芯卸載之后立即發(fā)生事故，SFS正常冷卻失效，乏燃料池水將在事故發(fā)生之后2.3 h開(kāi)始沸騰，液位逐漸下降。操縱員需要在2 h內(nèi)手動(dòng)將沖洗池和裝料池投入運(yùn)行，為SFP重力補(bǔ)水。經(jīng)過(guò)計(jì)算可知，乏燃料池水將在第31小時(shí)下降到燃料格架頂部，隨后要求PCCWST投入使用，為SFP重力注水。

應(yīng)急整堆芯卸載完成后，堆芯中的全部燃料都已移到乏燃料池中，安全殼內(nèi)無(wú)衰變熱源，無(wú)需進(jìn)行安全殼冷卻，此時(shí)PCCWST可全部用于SFP冷卻。操縱員應(yīng)手動(dòng)打開(kāi)PCS到SFP的重力注射管線上的隔離閥，建立補(bǔ)水通道；并將補(bǔ)水流量調(diào)節(jié)到與沸騰蒸發(fā)速率相當(dāng)?shù)乃?，既可以維持池水始終覆蓋乏燃料，又可以避免過(guò)量補(bǔ)水從SFP相連管道的破口流失。

經(jīng)過(guò)計(jì)算，要求PCCWST峰值補(bǔ)水流量達(dá)到27 m3/h,隨后補(bǔ)水需求隨時(shí)間逐漸降低。PCCWST的儲(chǔ)量約2 940 m3，能保證至少72 h的乏燃料冷卻。

結(jié)論：應(yīng)急整堆芯卸載工況下，裝料池、沖洗池和PCCWST中的安全水源能在至少72 h內(nèi)維持乏燃料被水覆蓋，保證安全。

（2) 事故后72 h～7 d的冷卻

如果在DBA之后72 h～7 d內(nèi)，需要的補(bǔ)水超出安全水源的能力，則由非能動(dòng)安全殼冷卻輔助水箱（PCCAWST）通過(guò)PCS的再循環(huán)泵為SFP補(bǔ)水，維持水位始終覆蓋乏燃料。補(bǔ)水流量可以通過(guò)閥門(mén)調(diào)節(jié)，與衰變熱變化匹配。

（3) 事故后長(zhǎng)期冷卻

考慮到如果有類(lèi)似福島核事故的影響，事故7 d后的SFP的長(zhǎng)期冷卻需要借助其他廠內(nèi)水源、廠外水源或者移動(dòng)水源（消防水車(chē)），使用臨時(shí)的移動(dòng)泵，通過(guò)PCS系統(tǒng)的安全抗震補(bǔ)水接口和安全級(jí)管線輸送到SFP。

1.3 PCCWST用于SFP補(bǔ)水的有效性

AP1000非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)PCS在核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后要投入運(yùn)行，將熱量從安全殼大氣傳遞到環(huán)境，防止安全殼因超溫/超壓造成失效，保證安全殼完整性。反應(yīng)堆停堆后，安全殼內(nèi)的熱量（反應(yīng)堆衰變熱）不大于6 MW時(shí)，PCS僅通過(guò)空氣自然對(duì)流冷卻就可以帶走熱量，位于安全殼上方的PCCWST無(wú)需為安全殼冷卻備用，可完全用于SFP補(bǔ)水冷卻。當(dāng)反應(yīng)堆衰變熱大于6 MW時(shí)，PCCWST中的水依靠重力流向安全殼，濕灑安全殼表面，靠蒸發(fā)、對(duì)流、熱傳導(dǎo)和熱輻射的冷卻方式帶走安全殼內(nèi)的熱量。AP1000 PCS在事故后72 h內(nèi)不需要任何操縱員干預(yù)，此時(shí)PCCWST中的水不能用于SFP冷卻。

AP1000核電站堆芯中有157個(gè)燃料組件，停堆120 h后開(kāi)始換料操作，此時(shí)整堆芯衰變熱為13.14 MW。

考慮到核電廠實(shí)際換料時(shí)，往往采取整堆芯卸載、整堆芯回裝的方式。因此需要對(duì)整堆芯卸料過(guò)程中衰變熱在安全殼和乏燃料池之間的分配情況進(jìn)行分析，驗(yàn)證PCCWST用于SFP補(bǔ)水的有效性。

13.14 MW－安全殼中的熱量+1.73 MW=乏燃料池中的總衰變熱 （3）

其中，1.73 MW是電廠歷史運(yùn)行中卸出乏燃料產(chǎn)生的衰變熱。

根據(jù)1.2節(jié)的分析，只要卸載到乏燃料池中的堆芯燃料比例不超過(guò)44%，即SFP中的總衰變熱不大于7.2 MW，即使發(fā)生事故導(dǎo)致乏燃料池喪失冷卻，使用裝料池和沖洗池中的水源就能滿足事故后72 h冷卻要求，無(wú)需PCCWST投入。

根據(jù)式（3），此時(shí)安全殼內(nèi)熱量=13.14 MW－7.2 MW+1.73 MW=7.67 MW＞6 MW。

PCCWST必須完全地為事故后安全殼72 h冷卻備用。

上述結(jié)果意味著：假如在堆芯卸載比例超過(guò)44%之后發(fā)生了事故，導(dǎo)致SFP冷卻喪失，此時(shí)SFP中的衰變熱大于7.2 MW，72 h內(nèi)需要PCCWST投入補(bǔ)水；但安全殼中的熱量仍大于6 MW，PCCWST必須完全地為事故后安全殼72 h冷卻備用，以滿足AP1000 PCS事故后72 h不干預(yù)的原則。

為了防止這種情況的發(fā)生，要求卸料比例達(dá)到44%時(shí)等待一段時(shí)間，等待時(shí)間t的分析過(guò)程如下所示：

1）每次從堆芯卸出的單個(gè)燃料組件的衰變熱約為0.8 MW。

2）由圖1可知，保守考慮以停堆120 h的時(shí)間點(diǎn)為起點(diǎn)，SFP中的衰變熱隨等待時(shí)間逐漸降低。每降低0.8 MW則意味著操縱員可以從堆芯中再卸出一根燃料組件到乏燃料池。SFP衰變熱每降低0.8 MW的時(shí)間間隔如圖1所示。

3）堆芯中燃料產(chǎn)生的衰變熱曲線如圖1所示。每一個(gè)燃料組件從堆芯中移出將使堆芯衰變熱階躍降低0.8 MW。

4）如此操作，在停堆176 h時(shí)，堆芯中的衰變熱將下降到6.08 MW，操縱員可以開(kāi)始從堆芯中持續(xù)卸料，安全殼中的熱量不會(huì)超過(guò)6 MW。即使在卸料過(guò)程中發(fā)生事故，乏燃料能動(dòng)冷卻喪失；PCCWST可在72 h內(nèi)投入，為乏燃料池補(bǔ)水。

工況3：核電廠正常整堆芯換料過(guò)程中發(fā)生事故

基于上述分析，為保證乏燃料池的72 h安全冷卻，核電廠整堆芯換料過(guò)程中，堆芯卸料比例達(dá)到44%之后需要等待約56 h，等待過(guò)程中可以每隔一段時(shí)間（見(jiàn)圖1）從安全殼中卸出一個(gè)燃料組件，直到第176小時(shí)。176 h之后，即使發(fā)生事故導(dǎo)致乏燃料冷卻喪失，PCCWST中的水可在72 h內(nèi)投入，為SFP補(bǔ)水。因此，核電廠可以繼續(xù)完成整堆芯卸料。

56 h是基于保守?cái)?shù)據(jù)估算，在實(shí)際的電廠運(yùn)行中，安全水源裝料池和沖洗池中的水位比計(jì)算使用的水位更高，操縱員在合適的時(shí)候?qū)⒀a(bǔ)水水源投入運(yùn)行，能為SFP帶走更多衰變熱，因此實(shí)際的等待時(shí)間將更短。

圖1 堆芯衰變熱變化曲線Fig.1 Curve of decay heat in the reactor core

2 補(bǔ)水措施有效性分析

2.1 補(bǔ)水手段有效性

在如果有類(lèi)似福島核事故的情況下，AP1000有以下設(shè)計(jì)特點(diǎn)，可以確保乏燃料池補(bǔ)水的有效性：

1) AP1000乏燃料池冷卻的安全功能是通過(guò)池水升溫和沸騰來(lái)實(shí)現(xiàn)的。

2) 乏燃料池SFP、裝料池CLP、沖洗池CWP以及非能動(dòng)安全殼冷卻水箱PCCWST均為抗震I類(lèi)，SSE地震事故下，安全水源有效。

3) 核電廠技術(shù)規(guī)格書(shū)保證上述安全水源的規(guī)定水量。

4) 沖洗池和裝料池向SFP的安全補(bǔ)水是通過(guò)管道重力注水實(shí)現(xiàn)的，相關(guān)管線和手動(dòng)閥門(mén)均為安全抗震設(shè)計(jì)。

5) PCCWST向SFP的補(bǔ)水是重力注水，相關(guān)管線、手動(dòng)閥門(mén)均為安全抗震設(shè)計(jì)。

6) 在事故最初的2 h內(nèi)，操縱員可以手動(dòng)使裝料池閘門(mén)密封失效，將裝料池和乏燃料池連通。

7) 在事故最初的2 h內(nèi)，操作員可以手動(dòng)打開(kāi)相關(guān)補(bǔ)水閥門(mén)，沖洗池中的水重力注入乏燃料池中。

8) 在事故8 h內(nèi)，操作員可以手動(dòng)打開(kāi)PCS補(bǔ)水閥門(mén)，PCCWST為乏燃料池重力補(bǔ)水。

9) PCCWST補(bǔ)水流量可調(diào)節(jié)，避免過(guò)度補(bǔ)水引起的水量流失。

2.2 硼稀釋影響

AP1000的乏燃料池正常硼濃度為2 700 ppm，允許的最低硼濃度為800 ppm，在允許硼濃度下，所有異?；蚴鹿使r都能保證足夠的次臨界裕度，維持k有效增值系數(shù)小于0.95。

福島事件之后，補(bǔ)水作為乏燃料池冷卻的首選方式，可能產(chǎn)生硼稀釋。AP1000的乏燃料池設(shè)有1E級(jí)、抗震I類(lèi)、直流電源供電的液位指示儀表，儀表范圍可以從燃料格架頂部測(cè)量到近乏燃料池頂部。事故后補(bǔ)水運(yùn)行時(shí)，操縱員可以根據(jù)液位儀表的指示，手動(dòng)調(diào)節(jié)PCS補(bǔ)水流量，避免過(guò)度補(bǔ)水引起的水量流失和可溶硼流失?？梢员苊馀鹣♂層绊?。

2.3 輻射屏蔽[2]

AP1000 SFS設(shè)計(jì)不同于傳統(tǒng)核電廠，事故后冷卻是通過(guò)持續(xù)的非能動(dòng)安全補(bǔ)水—池水升溫、沸騰的形式帶走衰變熱。允許液位下降到燃料格架頂部之上，保證乏燃料覆蓋即可。

在事故初期，SFP尚未沸騰，補(bǔ)水管道閥門(mén)所在的房間仍然可以進(jìn)入，操縱員可以按要求進(jìn)行操作，手動(dòng)連通裝料池CWP、沖洗池CLP和PCCWST水源，為SFP補(bǔ)水。

事故后長(zhǎng)期運(yùn)行時(shí)，燃料操作區(qū)域由于池水升溫沸騰而充滿了水蒸氣，禁止人員進(jìn)出該區(qū)域，也不需要人員進(jìn)入操作。

3 超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后冷卻[2]

考慮超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下SFP萬(wàn)一排空，乏燃料裸露在空氣中，燃料元件的溫度在衰變熱的作用下逐漸升高，直至發(fā)生鋯水反應(yīng)，產(chǎn)生氫氣。

除了前面所述的補(bǔ)水冷卻措施，AP1000 SFS還設(shè)置了噴淋子系統(tǒng)，應(yīng)對(duì)這種超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。在乏燃料池的東、西兩側(cè)墻上分別安裝16個(gè)噴嘴，分別使用非能動(dòng)安全殼冷卻水箱和消防系統(tǒng)的水源，為SFP噴淋補(bǔ)水；單側(cè)管嘴數(shù)量和分布的設(shè)計(jì)可以為SFP的主要區(qū)域提供足夠的冷卻水，帶走燃料的衰變熱。

4 相對(duì)傳統(tǒng)設(shè)計(jì)的優(yōu)勢(shì)

傳統(tǒng)SFS系統(tǒng)是安全有關(guān)系統(tǒng)，設(shè)有兩條冷卻序列，每個(gè)序列包含一臺(tái)泵和一臺(tái)熱交換器。兩個(gè)序列互為備用，正常換料工況下可以保證池水溫度小于等于50 ℃。傳統(tǒng)核電廠設(shè)計(jì)中，乏燃料池的冷卻有效性依賴(lài)于電源有效性，發(fā)生事故后如果電源不能及時(shí)恢復(fù)，將導(dǎo)致乏燃料裸露。在如果有類(lèi)似福島事故的情況下，無(wú)法保障乏燃料安全。

AP1000 SFS采用非能動(dòng)重力補(bǔ)水的方式冷卻乏燃料，安全水源能保證事故后72 h冷卻，將液位始終維持在燃料格架頂部之上，確保乏燃料安全，為核電廠應(yīng)急或人員響應(yīng)留出足夠的時(shí)間。非能動(dòng)補(bǔ)水不依賴(lài)電源有效性。系統(tǒng)還為事故后長(zhǎng)期補(bǔ)水留有接口。AP1000還為應(yīng)對(duì)引起池水排空的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故設(shè)置了噴淋系統(tǒng)，保證燃料安全。

綜上所述，AP1000的乏燃料池非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)在安全性、經(jīng)濟(jì)性、冗余性、靈活性等方面均有較大的優(yōu)勢(shì)。

[1] 孫漢虹，等. 第三代核電技術(shù)AP1000 [M]. 北京：中國(guó)電力出版社，2010.（SUN Han-hong, et al. AP1000 Gen III Nuclear Power Technology[M]. Beijing: China Electric Power Press, 2010.）

[2] AP1000設(shè)計(jì)控制文件（DCD Tier 2 chapter 9）.（AP1000 Design Control Document (DCD Tier 2 Chapter 9).）

Post-accident Cooling Capacity Analysis of the AP1000 Passive Spent Fuel Pool Cooling System

SU Xia
（Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China）

The passive design is used in AP1000 spent fuel pool cooling system. The decay heat of the spent fuel is removed by heating-boiling method, and makeup water is provided passively and continuously to ensure the safety of the spent fuel. Based on the analysis of the post-accident cooling capacity of the spent fuel cooling system, it is found that post-accident first 72-hour cooling under normal refueling condition and emergency full-core offload condition can be maintained by passive makeup from safety water source; 56 hours have to be waited under full core refueling condition to ensure the safety of the core and the spent fuel pool. Long-term cooling could be conducted through reserved safety interface. Makeup measure is available after accident and limited operation is needed. Makeup under control could maintain the spent fuel at sub-critical condition. Compared with traditional spent fuel pool cooling system design, the AP1000 design respond more effectively to LOCA accidents.

AP1000；spent fuel pool cooling；passive and safety makeup；heating-boiling

TL36 Article character: A Article ID: 1674-1617(2013)02-0124-05

TL36

A

1674-1617(2013)02-0124-05

2012-11-27

蘇 夏（1981—），女，山西交城人，碩士，工程師，從事核電站核島工藝系統(tǒng)方面的工作。