鄭明光*，嚴(yán)錦泉，申屠軍，田林，王煦嘉，邱忠明

Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China

CAP1400的總體設(shè)計(jì)和技術(shù)創(chuàng)新

鄭明光*，嚴(yán)錦泉，申屠軍，田林，王煦嘉，邱忠明

Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China

a r t i c l e i n f o

Article history:

Received 9 October 2015

Revised 7 February 2016

Accepted 23 February 2016

Available online 31 March 2016

CAP1400

先進(jìn)非能動(dòng)技術(shù)

總體設(shè)計(jì)

自主化

技術(shù)創(chuàng)新

壓水堆CAP1400是基于中國核工業(yè)研發(fā)體系和裝備制造能力以及非能動(dòng)壓水堆AP1000的引進(jìn)和消化吸收，并經(jīng)過集成創(chuàng)新與再創(chuàng)新而形成的具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的第三代非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆核電型號(hào)。本文通過對(duì)CAP1400的總體設(shè)計(jì)思路、主要性能指標(biāo)和技術(shù)參數(shù)、電站安全設(shè)計(jì)，以及在安全性、經(jīng)濟(jì)性和先進(jìn)性等方面的闡述，論述了CAP1400作為第三代壓水堆堆型的技術(shù)內(nèi)涵和技術(shù)創(chuàng)新。此外，作為國家科技重大專項(xiàng)的成果，CAP1400型號(hào)的研發(fā)促進(jìn)了中國自主核電在研發(fā)設(shè)計(jì)、試驗(yàn)和設(shè)備制造水平方面的整體提升，實(shí)現(xiàn)了核電設(shè)計(jì)與裝備技術(shù)由第二代到第三代的升級(jí)。

? 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND

license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

1.引言

工程技術(shù)、社會(huì)發(fā)展以及對(duì)核電的安全需求與認(rèn)識(shí)推動(dòng)了核電技術(shù)從第二代向第三代的轉(zhuǎn)變。歷史上的三次商業(yè)核電站事故(美國三英里島、蘇聯(lián)切爾諾貝利、日本福島)促進(jìn)了包括固有安全和概率安全在內(nèi)的更高安全標(biāo)準(zhǔn)的設(shè)定，預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的更加嚴(yán)格的要求以及非能動(dòng)理念的實(shí)施。操作經(jīng)驗(yàn)的積累和工業(yè)水平的提升促進(jìn)了高燃耗、長設(shè)計(jì)壽命、高可靠性、高利用率、模塊化和標(biāo)準(zhǔn)化、設(shè)計(jì)簡化、數(shù)字化儀控(I&C)等技術(shù)的進(jìn)步。公眾的可接受度和對(duì)環(huán)境影響的關(guān)注度提升了核電站的環(huán)境友好性，包括輻射防護(hù)的“合理可行盡量低原則”(ALARA)和更嚴(yán)格的放射性廢物排放要求。1990年，美國電力科學(xué)研究院(EPRI)發(fā)布了《先進(jìn)輕水堆用戶要求文件》(URD) [1]，通過著名的14項(xiàng)關(guān)鍵政策界定了第三代核電技術(shù)的最基本特征和最低要求。自此，具有更高安全性、經(jīng)濟(jì)性和先進(jìn)性的第三代核電技術(shù)逐步成為世界核電發(fā)展的主流。

本文主要討論了CAP1400的總體設(shè)計(jì)思路、總體性能指標(biāo)和主要技術(shù)參數(shù)、安全設(shè)計(jì)方案、設(shè)備設(shè)計(jì)的自主化與國產(chǎn)化等，闡述了國家科技重大專項(xiàng)實(shí)施帶來的核電技術(shù)與裝備能力的提升。

2.總體設(shè)計(jì)和安全設(shè)計(jì)

2.1.CAP1400的總體設(shè)計(jì)

為確保型號(hào)的先進(jìn)性，CAP1400的設(shè)計(jì)基于世界先進(jìn)的AP1000，采用非能動(dòng)以及簡化的設(shè)計(jì)理念[2,3]，遵循國內(nèi)外最新、有效的核電法規(guī)導(dǎo)則和標(biāo)準(zhǔn)，滿足URD等第三代核電技術(shù)文件要求，充分反映目前國內(nèi)外AP1000工程化過程中的設(shè)計(jì)變更及改進(jìn)。

CAP1400的總體設(shè)計(jì)思路是：提高電站容量等級(jí)，優(yōu)化電站總體參數(shù)，平衡電站設(shè)計(jì)，重新進(jìn)行全站安全系統(tǒng)和關(guān)鍵設(shè)備設(shè)計(jì)，全面推進(jìn)設(shè)計(jì)自主化與設(shè)備國產(chǎn)化，積極應(yīng)對(duì)福島事件后的國內(nèi)外技術(shù)政策，實(shí)現(xiàn)當(dāng)前最高安全目標(biāo)，滿足最嚴(yán)環(huán)境排放要求，進(jìn)一步提高經(jīng)濟(jì)性。CAP1400的綜合性能可達(dá)到第三代核電技術(shù)的世界領(lǐng)先水平，如表1所示。

CAP1400的冷卻劑系統(tǒng)由兩個(gè)環(huán)路組成，每個(gè)環(huán)路中，冷卻劑經(jīng)過一條熱管段流入蒸汽發(fā)生器(SG)，在SG下封頭進(jìn)入兩臺(tái)主泵的水室，然后通過兩條冷管段流入壓力容器。穩(wěn)壓器(PRZ)通過波動(dòng)管連接在一條熱管段上。系統(tǒng)流程圖如圖1所示。

CAP1400的廠房布置較為緊湊，如圖2所示，每千瓦占地為0.164 m2，小于傳統(tǒng)二代加核電站和AP1000。位于山東榮成的第一個(gè)CAP1400示范工程項(xiàng)目的預(yù)估成本約為每千瓦16 000元人民幣(每千瓦2443美元)，在第三代核電站中具有一定的經(jīng)濟(jì)性優(yōu)勢。由于學(xué)習(xí)效應(yīng)、設(shè)計(jì)固化、設(shè)備和材料國產(chǎn)化、更成熟的模塊化以及優(yōu)化的工程管理，批量化建設(shè)的CAP1400機(jī)組的建造成本將大大降低。

2.2.CAP1400的安全設(shè)計(jì)

為提高型號(hào)的安全性，CAP1400的設(shè)計(jì)采用多層級(jí)的能動(dòng)縱深防御設(shè)施和非能動(dòng)專設(shè)安全設(shè)施應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，并實(shí)施系統(tǒng)性的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解策略。此外，為了驗(yàn)證設(shè)計(jì)的合理性與程序的適用性，開展了包括非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)綜合性試驗(yàn)(ACME)、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)綜合試驗(yàn)(CERT)以及熔融物堆內(nèi)滯留(IVR)臨界熱流密度試驗(yàn)在內(nèi)的21項(xiàng)關(guān)鍵試驗(yàn)。

能動(dòng)的非安全級(jí)縱深防御設(shè)施包括正常余熱排出系統(tǒng)(RNS)、組件冷卻系統(tǒng)(CCS)和給水系統(tǒng)(SWS)等。這些設(shè)施在預(yù)期瞬態(tài)下導(dǎo)出堆芯熱量，減少非能動(dòng)系統(tǒng)不必要的行動(dòng)，并且防止運(yùn)行事件升級(jí)為事故工況?；诟u事故的經(jīng)驗(yàn)反饋[4]和相關(guān)技術(shù)政策[5]，對(duì)非安全級(jí)縱深防御設(shè)施進(jìn)行了一系列的改進(jìn)，以進(jìn)一步提升CAP1400的安全水平。首先，對(duì)電站非安全級(jí)正常余熱導(dǎo)出系統(tǒng)(冷鏈)的抗震能力進(jìn)行了強(qiáng)化；其次，為進(jìn)一步確保意外發(fā)生后72 h內(nèi)堆芯和乏燃料的衰變熱移除路徑，增設(shè)抗震水源接口和移動(dòng)式柴油機(jī)泵，強(qiáng)化應(yīng)急水源和應(yīng)急電源的設(shè)計(jì)，如專門設(shè)計(jì)特定建筑用于存儲(chǔ)應(yīng)急電源[6]。

表1 CAP1400的主要性能指標(biāo)和技術(shù)參數(shù)

圖1.CAP1400冷卻劑系統(tǒng)流程圖。

CAP1400的工程安全系統(tǒng)包括非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)、自動(dòng)卸壓系統(tǒng)和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)等。這些非能動(dòng)系統(tǒng)在事故工況下帶走堆芯和安全殼內(nèi)熱量，并且實(shí)施緊急堆芯安全注射，從而防止堆芯融化，并確保放射性物質(zhì)屏障的完整性。這些系統(tǒng)都是自動(dòng)觸發(fā)的非能動(dòng)系統(tǒng)，遵循“單一失效”和“故障安全”準(zhǔn)則(即不依靠廠內(nèi)和廠外交流電源及其他能動(dòng)設(shè)備)，并且在事故后72 h內(nèi)不需要操縱員干預(yù)和外部支持就可執(zhí)行其預(yù)期功能。

圖2.CAP1400的廠房總布置圖。

非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)在事故條件下(如主蒸汽管道破裂)向堆芯提供應(yīng)急補(bǔ)水和高濃度硼水，在冷卻劑喪失事故(LOCA)下向堆芯安全注射。該系統(tǒng)包括高壓注射(堆芯補(bǔ)水箱，CMT)、中壓注射(安注箱，ACC)、低壓注射(內(nèi)置換料水箱，IRWST)和堆芯長期冷卻(IRWST的地坑和再循環(huán))。與AP1000相比，CAP1400的堆芯補(bǔ)水箱容積擴(kuò)大了21 % (根據(jù)反應(yīng)堆堆芯功率提高價(jià)值比)；ACC容積根據(jù)LOCA時(shí)堆芯快速淹沒的需求擴(kuò)大了38 %；IRWST容積根據(jù)安全殼地坑淹沒高度的需求擴(kuò)大了34 %；直接注射管(DVI)尺寸從AP1000的DN200擴(kuò)大到DN250，以滿足更高功率下的安全注射流量需求。上述設(shè)計(jì)已通過了系統(tǒng)性的試驗(yàn)驗(yàn)證。圖3給出了雙端DVI(DEDVI)管線斷裂時(shí)，堆芯坍塌水位的試驗(yàn)結(jié)果與軟件預(yù)測。在這樣的事故中，倒塌的堆芯水位應(yīng)被準(zhǔn)確預(yù)測，以進(jìn)行安全分析。安全分析中的堆芯水位是堆芯是否被水淹沒和是否保持完好的表征。

自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)的主要功能是在基準(zhǔn)事故下對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)自動(dòng)降壓，以確保安全注射和防止高壓熔堆。CAP1400的一、二、三級(jí)卸壓主要是為ACC注射(以及RNS運(yùn)行)提供前期卸壓，并且與AP1000相比，三級(jí)爆破閥的公稱通徑都增加了50 mm左右。ADS的第四級(jí)卸壓是為IRWST注射提供末期卸壓。為使重力注射盡早投入并滿足流量要求，該級(jí)爆破閥的公稱通徑從AP1000的DN350擴(kuò)大到DN450，相對(duì)排放能力提高60 %。

非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)通過利用安裝在廠房頂部儲(chǔ)水箱中依靠重力流下并噴向安全殼外表面的水，將基準(zhǔn)事故下蒸汽在安全殼內(nèi)表面冷凝釋放的熱量移除。CAP1400的安全殼容積能夠更好地滿足設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下安全殼內(nèi)質(zhì)能釋放的相關(guān)要求，并且通過優(yōu)化安全殼壁厚可進(jìn)一步提升其承壓能力和安全裕量。安全殼儲(chǔ)水箱能在操縱員不干預(yù)的情況下提供至少72 h的連續(xù)噴淋水量。基準(zhǔn)事故發(fā)生72 h后，可以通過能動(dòng)的再循環(huán)管路向安全殼冷卻水箱提供冷卻水。作為示例，圖4對(duì)比了發(fā)生大LOCA時(shí)的安全殼內(nèi)壓力的試驗(yàn)值和軟件分析值(兩次試驗(yàn)，LOCA分析中安全殼壓力是必須計(jì)算的關(guān)鍵參數(shù)，其表征了安全殼的完整性和包容放射性物質(zhì)的能力)，驗(yàn)證了PCS的能力和軟件的適用性。

另外，CAP1400對(duì)乏燃料池(SFP)冷卻系統(tǒng)進(jìn)行了改進(jìn)，除傳統(tǒng)的水位監(jiān)測和乏燃料冷卻設(shè)備外，還增設(shè)了噴淋子系統(tǒng)和應(yīng)急補(bǔ)水管線，從而確保事故條件下乏池的水位和乏燃料的冷卻[6]。

當(dāng)電站發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，采取以下措施應(yīng)對(duì)：在事故發(fā)生早期，利用ADS降低RCS壓力，避免高壓熔堆；如果堆芯熔化，IVR措施被激活，從而防止熔融物再次進(jìn)入反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，造成進(jìn)一步的堆外嚴(yán)重事故，如堆外蒸汽爆炸以及熔融物與混凝土反應(yīng)。與AP1000相比，CAP1400增設(shè)了6臺(tái)非能動(dòng)氫復(fù)合器并延長了氫氣點(diǎn)火器電源的供電時(shí)間。此外，增強(qiáng)了氫濃度監(jiān)測儀表和66臺(tái)氫氣點(diǎn)火器的抗震性能，確保其在地震情況下可用。通過防止傳熱管破裂事故后界面系統(tǒng)LOCA以及SG的滿溢，降低安全殼旁路的可能性和危害性。利用PCS移除安全殼內(nèi)熱量，同時(shí)考慮可控安全殼通風(fēng)措施，以防止安全殼晚期失效。

圖3.CAP1400的DEDVI試驗(yàn)結(jié)果與程序分析的堆芯坍塌水位比較。

URD要求第三代核電站的堆芯熔化頻率(CDF)和大量放射性物質(zhì)的釋放頻率(LRF)分別小于1.0 × 10-5和1.0 × 10-6。這也是我國新建核電站的安全標(biāo)準(zhǔn)。CAP1400的CDF和LRF分別是4.02 × 10-7和5.07 × 10-8，遠(yuǎn)低于URD和我國的安全要求。另外，CAP1400根據(jù)URD關(guān)于最小應(yīng)急的要求，在設(shè)計(jì)上消除了需要廠外應(yīng)急的嚴(yán)重事故序列，從技術(shù)上能夠滿足無需應(yīng)急撤離的準(zhǔn)則。不難發(fā)現(xiàn)，CAP1400是具有超高安全性能的先進(jìn)第三代核電站。

3.運(yùn)行、設(shè)備與材料等方面技術(shù)創(chuàng)新

除安全系統(tǒng)裕量提升和設(shè)計(jì)改進(jìn)外，CAP1400在反應(yīng)堆堆芯、反應(yīng)堆壓力容器(RPV)、反應(yīng)堆內(nèi)部、初級(jí)和主要蒸汽管道、SG、廢物處理過程、汽輪機(jī)過程、I&C系統(tǒng)、工廠防洪布局、保護(hù)建筑結(jié)構(gòu)、模塊化設(shè)計(jì)和施工等方面進(jìn)行了大量的技術(shù)創(chuàng)新。

(1) 采用先進(jìn)堆芯燃料管理策略，首循環(huán)即實(shí)現(xiàn)中子低泄漏方案，提高中子經(jīng)濟(jì)性。具備混合氧化物(MOX)燃料裝載能力[7]。采用具備較強(qiáng)運(yùn)行靈活性以及能夠在正常運(yùn)行過程中減少含硼廢液產(chǎn)生量的堆芯機(jī)械補(bǔ)償控制，增強(qiáng)負(fù)荷跟蹤機(jī)制。圖5給出了首爐堆芯模式和控制棒模式，其中最外層采用富集度為0.74 w/o和2.86 w/o的燃料組件，實(shí)現(xiàn)低中子泄漏模式，控制棒包括41束調(diào)節(jié)棒和48束停堆棒；調(diào)節(jié)棒中的MA～MD是灰棒控制組件(毒性相對(duì)低），而M1/M2/AO是黑棒組件，黑棒與灰棒的組合實(shí)現(xiàn)了堆芯機(jī)械補(bǔ)償控制。

圖4.CAP1400發(fā)生大LOCA時(shí)試驗(yàn)結(jié)果與程序分析的安全殼壓力比較。

圖5.(a) CAP1400首爐堆芯布置； (b) CAP1400控制棒布置圖。

(2) 優(yōu)化設(shè)備和部件，提升其性能和可靠性。提升裝備制造的鍛件能力，顯著減少一回路系統(tǒng)的焊縫，保證一回路系統(tǒng)的完整性并簡化在役檢查。主冷卻管道和壓力容器頂蓋采用整體鍛造工藝。

(3) 與AP1000相比，CAP1400取消中子屏蔽板，降低堆內(nèi)出現(xiàn)松動(dòng)部件的風(fēng)險(xiǎn)。下腔室結(jié)構(gòu)采用可拆換的均流板設(shè)計(jì)，在提高性能可靠性的同時(shí)優(yōu)化流量分配性能。額外增加了堆內(nèi)構(gòu)件的質(zhì)量，以促進(jìn)IVR的實(shí)現(xiàn)，同時(shí)增強(qiáng)抗流致振動(dòng)的能力。

(4) 優(yōu)化反應(yīng)堆主冷卻劑管道和主蒸汽管道，在滿足性能要求的同時(shí)進(jìn)一步降低主管道流速。這一設(shè)計(jì)可緩解機(jī)組長期運(yùn)行過程中管道內(nèi)的流動(dòng)加速腐蝕(FAC)問題，提高運(yùn)行安全性。

(5) 研發(fā)傳熱面積較AP1000增加27 %的新SG模型，并降低一回路流阻和改善二次側(cè)參數(shù)。新SG采用經(jīng)過充分試驗(yàn)驗(yàn)證的汽水分離器，包括有利于提高蒸汽質(zhì)量的146個(gè)初級(jí)分離器和8組雙鉤波形板干燥器。

(6) 從設(shè)備、材料與運(yùn)行模式等潛在源頭上控制放射性廢液的產(chǎn)生，并采用先進(jìn)三廢處理工藝，如對(duì)放射性廢液處理系統(tǒng)(WLS)增設(shè)離子交換序列和化學(xué)絮凝工藝，以降低放射性廢液的排放濃度，使濱海廠址放射性流出物的濃度不超過1000 Bq·L-1，內(nèi)陸廠址不超過100 Bq·L-1。對(duì)通風(fēng)系統(tǒng)設(shè)置除碘過濾器。所有的努力是為了使廢氣、廢液、廢渣總量最小化。此外，在設(shè)計(jì)上考慮適應(yīng)未來更嚴(yán)格環(huán)保要求的接口。

(7) 自主研發(fā)更大排汽面積的長葉片(末級(jí)葉片長度達(dá)1.828 m)，以提高汽輪發(fā)電機(jī)效率；對(duì)機(jī)組二回路采用冷端優(yōu)化使機(jī)組熱效率進(jìn)一步得到優(yōu)化。

(8) 采用一體化I&C系統(tǒng)，并在主控制室設(shè)計(jì)中充分考慮人因工程(HFE)。此外，提高主控制室的可用性與可操作性，改善人機(jī)界面[6]。

(9) 采用“干廠址”設(shè)計(jì)理念，通過在輔助廠房和安全級(jí)蓄電池間增設(shè)活動(dòng)擋水閘板及提高蓄電池房間的地坪標(biāo)高，防止機(jī)組被內(nèi)部或外部水淹。

(10) 屏蔽廠房采用鋼板混凝土結(jié)構(gòu)，提升電站抗大型商用飛機(jī)惡意撞擊能力[8]。

(11) 采用模塊化設(shè)計(jì)和建造，減少現(xiàn)場施工組裝工作量，方便制作、運(yùn)輸和安裝，縮短批量化建造階段的建造工期，從而降低總造價(jià)。

(12) 對(duì)機(jī)組關(guān)鍵設(shè)備和大宗材料進(jìn)行自主化開發(fā)，基本實(shí)現(xiàn)設(shè)備和材料國產(chǎn)化，包括SG的U型管和核電焊材的定型研制(設(shè)備國產(chǎn)化率超過85 %)，有效降低機(jī)組建造成本。主要設(shè)備的國產(chǎn)化為CAP1400的工程化實(shí)施奠定了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)，降低了項(xiàng)目進(jìn)度方面的風(fēng)險(xiǎn)。

(13) 充分利用HFE和可靠性設(shè)計(jì)理念，確保在低維護(hù)要求下獲取電站高可靠性。充分考慮電站的可維修性和可達(dá)性[6]。進(jìn)一步落實(shí)可靠性分配與設(shè)計(jì)思想，開發(fā)核電站在線安全與性能監(jiān)督功能，提升核電站現(xiàn)實(shí)安全。

4.總結(jié)與展望

本文全面闡釋了CAP1400發(fā)展的設(shè)計(jì)思路、總體性能指標(biāo)和總參數(shù)、安全設(shè)計(jì)方案以及主要技術(shù)創(chuàng)新。在安全、經(jīng)濟(jì)和其他性能特征方面，CAP1400滿足第三代核電的發(fā)展要求。CAP1400的研發(fā)和設(shè)計(jì)推動(dòng)了我國核能行業(yè)設(shè)計(jì)技術(shù)、試驗(yàn)技術(shù)和相關(guān)裝備制造能力由第二代到第三代的升級(jí)。

壓水堆技術(shù)的后續(xù)技術(shù)改進(jìn)方向在于：從安全性角度，如何根據(jù)嚴(yán)重事故緩解策略(SAMG)確定將電站帶回穩(wěn)定可控狀態(tài)的設(shè)備和儀表，并證明這些設(shè)備和儀表能以合理的可信度在嚴(yán)重事故下執(zhí)行其功能；從經(jīng)濟(jì)性角度，加強(qiáng)設(shè)計(jì)簡化和標(biāo)準(zhǔn)化，及時(shí)將三代機(jī)組的首臺(tái)建造經(jīng)驗(yàn)反饋到后續(xù)機(jī)組，從而改進(jìn)可建造性和模塊化，縮短建造周期，以及確保機(jī)組建造費(fèi)用的進(jìn)一步降低；從運(yùn)行維護(hù)角度，考慮國內(nèi)核電裝機(jī)容量的增加，核電設(shè)計(jì)中需強(qiáng)化負(fù)荷跟蹤和靈活運(yùn)行的能力，同時(shí)利用智能化的設(shè)備監(jiān)測和性能診斷，為電站的維修優(yōu)化及其他活動(dòng)提供技術(shù)支持。

作為集成創(chuàng)新與再創(chuàng)新形成的具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的大型先進(jìn)壓水堆核電設(shè)計(jì)，CAP1400具有良好的安全和經(jīng)濟(jì)性能，以及廣泛的市場應(yīng)用前景。它將有力支撐中國核電的安全高效發(fā)展，促進(jìn)“走出去”戰(zhàn)略的實(shí)施。

Com pliance with ethics guidelines

Mingguang Zheng, Jinquan Yan, Jun Shentu, Lin Tian, Xujia Wang, and Zhongming Qiu declare that they have no confl ict of interest or fi nancial confl icts to disclose.

Nomenclature

ACC accumulator

ACME advanced core-cooling mechanism experiment

ADS automatic depressurization system

ALARA as low as reasonably achievable

CCS component cooling system

CDF core damage frequency

CERT containment safety verifi cation via integral test

CMT core makeup tank

DEDVI double-ended direct vessel injection

DVI direct vessel injection

EPRI Electric Power Research Institute

FAC fl ow-accelerated corrosion

HFE human-factor engineering

I&C instrumentation and control

IRWST in-containment refueling water storage tank

IVR in-vessel retention

LOCA loss-of-coolant accident

LRF large release frequency

MOX mixed oxide (fuel)

NPP nuclear power plant

PCS passive containment cooling system

PRZ pressurizer

PWR pressurized water reactor

RCP reactor coolant pump

RCS reactor coolant system

RPV reactor pressure vessel

RNS normal residual heat-removal system

SAMG severe accident management guidelines

SFP spent fuel pool

SG steam generator

SWS service water system

URD Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document

WLS liquid radwaste system

[1] EPRI ANT.Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document, revision 12, 3002000507.Palo Alto: Electric Power Research Institute; 2013.

[2] Schulz TL.Westinghouse AP1000 advanced passive plant.Nucl Eng Des 2006;236(14-16):1547—57.

[3] Lin CG.An advanced passive plant AP1000.Beijing: Atomic Energy Press; 2008.Chinese.

[4] EPRI ANT.EPRI Utility Requirements Document (URD) Fukushima lessons-learned treatment, 3002002074.Palo Alto: Electric Power Research Institute; 2013.

[5] National Nuclear Safety Administration.General technology requirements for nuclear power plants after Fukushima Accidents (trial implementation).Beijing: National Nuclear Safety Administration; 2012.Chinese.

[6] Preliminary safety analy sis report of CAP1400 demonstration project.Shanghai: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute; 2014 Oct.

[7] Liu CY, Bi GW, Yang B.Preliminary study on core design with 50% MOX fuel in PWRs.Nucl Sci Eng 2015;35(2): 314—9.Chinese.

[8] Cheng SJ, Wang XW, Ge HH, Xia ZF.Analysis of a large wide-body commercial plane impact on CAP1400 shield building.In: Liu X, Ang A, editors Sustainable Development of Critical Infrastructure; 2014 May 16—18; Shanghai, China.Reston: American Society of Civil Engineers; 2014.p.338—46.

* Corresponding author.

E-mail address: zhengmingguang@snerdi.com.cn

2095-8099/? 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

英文原文: Engineering 2016, 2(1): 97—102

Mingguang Zheng, Jinquan Yan, Jun Shentu, Lin Tian, Xujia Wang, Zhongming Qiu.The General Design and Technology Innovations of CAP1400.Engineering, http://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.018