AP1000技术描述

附录5技术描述 1、5A绪论 附录5包括了AP-1000的设备设计、系统设计、厂房布置、设备布置以及厂房构筑物特征的详细信息，描述了NI的系统、构筑物和设备的功能要求，以及设备和系统的技术描述和满足相关的功能要求的布置。设备和系统的相关技术描述已有意的传达设计供应商（供方）的设计能力， NI部分的详细供应范围在 合同 劳动合同范本免费下载装修合同范本免费下载租赁合同免费下载房屋买卖合同下载劳务合同范本下载 附录1中已经给出，供方的设计技术文件在合同执行中可以按照合同附录1的1.8.1节中的设计修改原则进行修改，但附录5规定设备的功能将不得修改，供方的详细设计修改的结果须得到业主（或采购方）的批准，未得到批准不允许做任何的变更。供方设计的容量在供方系统技术规格书（SSD）中说明，系统技术规格书（SSD）按批准书CFC版签发。附录8中的备品备件的需要不影响附录5和技术说明书的任何修改，不管是供方自己提出的还是需要业主批准的都将在合同中17章规定，附录5不对供方保证书改变或修改。 西屋的AP-1000是一个非能动的3415 MWt 的压水堆 (PWR)，电厂应用以前成熟的技术进行设计。AP-1000的设计满足美国国家核管会(U.S. NRC)安全 标准 excel标准偏差excel标准偏差函数exl标准差函数国标检验抽样标准表免费下载红头文件格式标准下载 和概率风险标准，在2005年12月30号，美国国家核管会(U.S. NRC)批准了西屋电气公司的AP1000的设计证明。 AP1000设计符合第 8版的先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)，与2003年2月的美国电力研究协会(EPRI)报告 “AP1000 评估先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)报告 ”相一致。 在AP1000设计中，退役是按HAF102关于在核电厂运行或详细设计阶段的要求考虑，供方应该帮助业主回答国家核安全局（NNSA）提出的与退役在初步安全分析报告/最终安全分析报告（PSAR/FSAR）有关的问题。 2、5B 概要 AP1000 是先进非能动的 3415 MWt PWR，其设计包括先进的非能动安全设施和大量的简化来提高核电厂的建筑物、运行和维修的安全。 AP1000设计已达到高效安全目标，它是基于传统的PWR 堆的技术，重点在专设安全设施方面利用自然力。 安全系统使用自然力，如气体压力、重力流、自然循环流以及对流。 安全系统不使用能动设施 (如泵、风机、柴油发电机) ，就简化和省去了安全级支持系统(如AC 电源、设备冷却水、厂用水 、HVAC)， AP1000 设计控制文件 (DCD)定义与安全重要系统、部件的功能描述为“安全相关的”，与 [NNSA] 的“安全”相等同。 AP1000满足U.S. NRC 安全标准和概率风险标准，在 AP1000 设计控制文件 (DCD) 和概率风险分析文件 (PRA)中，安全分析已全部完成，安全分析报告表明堆芯熔化概率是非常低，由于改进安全壳隔离和冷却，符合为先进反应堆设计和低泄漏概率而确定的目标。AP1000 的设计结合了减少射线照射量的原则以使工作人员合理可行尽可能低(ALARA)吸收剂量， 照射的时间、距离、屏蔽以及放射源都是一体化设计应考虑的准则。电厂设计寿命为60年， 根据设计寿命，电厂的系统、建筑物和设备的设计应考虑以下事项 ： · 针对服役条件的材料选择； · 60年运行疲劳断裂的评估； · 活性区的维护和检查鉴定。 基于不能更换的保守假设，反应堆压力容器是60年的设计寿命，电厂设计为其它主要部件可以更换，包括蒸汽发生器 。 2.1核系统的描述 2.1.1一回路的主要特性 AP1000 一回路有2个热交换环路，每个环路包括1个热段和2个冷段，1台蒸发器和2台直接安装在蒸汽发生器上的主泵，这样的直接连接也省去了主泵和蒸汽发生器间连接管道。反应堆冷却系统（RCS）的压力边界提供了1道防止堆芯产生的放射性物质泄漏的屏障，并保证了在技术规格书要求范围内运行的电厂在役期间内的高度完整性。反应堆冷却剂和二次侧水质的化学要求分别在表5B-1和5B-2中列出。 2.1.2反应堆堆芯和燃料设计 AP1000堆芯、压力容器、堆内构件与西屋公司设计的传统的PWR 相类似。堆芯由157个燃料组件组成，燃料组件14英尺高，按17(17装配。AP1000堆芯的设计提供至少15%偏离泡核沸腾(DNB)裕量， 18个月换料周期。AP1000采用廉价的控制棒（术语称“灰棒”）进行载荷跟踪，而不是通过硼浓度的变化。除了使用的中子吸收材料不同外，灰棒组件与通常的控制棒组件的设计是相同的。 2.1.3燃料操作和转运系统 AP1000的换料与现在的核电厂相同，移去压力容器顶盖，使用换料机卸料后，再为下个循环装料。 · 新燃料的贮存 新燃料贮存在一个含有部分维持次临界需要的中子吸收材料（中子毒物）的高密度贮存格架中。燃料格架设计为贮存最大富集度为5 wt% U235的燃料组件，新燃料格架可以贮存72个燃料组件。即使在厂房被不含硼的水淹没、气溶胶灭火或者其它设计基准事故时，相邻燃料组件间的最小距离能够维持次临界要求。 · 乏燃料的贮存 乏燃料贮存在一个高密度的含有部分维持次临界需要的中子吸收材料（中子毒物）贮存格架中，该贮存格架设计为能够贮存最大设计基准富集度的燃料组件。 2.1.4反应堆压力容器 反应堆压力容器作为支撑和包容堆芯的高压边界，包括有圆柱型的容器，半球形的下封头和可移动的法兰连接的半球形上封头。压力容器在堆芯活性区不使用焊接，在运行和换料时装入含硼水，内侧表面堆焊有不锈钢覆面。AP1000反应堆压力容器设计寿命为60年，承受环境为2500 psi (17.24 MPa abs)和 650°F (343.3°C)，压力容器下部没有贯穿件。 2.1.5反应堆堆内构件 反应堆堆内构件包括：反应堆堆芯组件，堆芯支撑结构，堆芯围板，下导向管和流量导向结构组件等，堆芯部件的结构与目前核电厂的相似。堆芯围板设计由焊接结构组成，避免使用螺栓。堆芯组件由2部分组成：下部堆芯组件和上堆芯组件。反应堆堆芯组件起保护和支撑堆芯，对中，确保控制棒和灰棒的可靠运行等作用。 2.1.6蒸汽发生器 AP1000 使用2台Delta-125型蒸汽发生器，蒸汽发生器的二次侧的水化学运行是采用全挥发处理，换热管在管板中全长度的水力胀管 ，材质为经热处理的Ni‑Cr‑Iron690合金，管支撑板有开孔，有10%的堵管裕量，在特殊事件时蒸汽发生器可更换。 2.1.7稳压器 AP1000稳压器是基于已验证的传统工艺设计，容积为2100 ft3 (59.5 m3)。（传统的电厂的容积为42.45 m3） 2.1.8反应堆循环冷却泵 反应堆循环冷却泵是高惯量、高可靠性、低维修和密封泵，使反应堆冷却剂在堆芯、主管道和蒸汽发生器内循环。通过使用可调速度控制器减小电机尺寸，以便在冷态条件下降低电机的功率。2台主泵直接安装在蒸汽发生器下封头的出口处。该泵没有轴密封，因而也排除了潜在的轴封失效引起的LOCA事故。通过使用飞轮来提高泵的转动惯量，失电时，高的转动惯量可提供惰走特性以改善堆芯的热裕度。 2.1.9主回路（冷却剂）管道 RCS系统有2条相同的冷却剂回路，每条环路采用1条内径为31-inch (787 mm)的热段管道，2个冷段管道入口管咀直接焊接到蒸汽发生器下封头出口的主泵， 2条内径为22-inch (559 mm)。 2.2安全基准设计 AP1000设计为缓解事故后果而提供多重防御措施 （纵深防御），使在极小发生安全壳水淹、超压和过热的情况下堆芯损坏的概率极低。AP1000的纵深防御是整体的，很多的电厂单体设备有能力提供电厂安全防御的程度。AP1000的纵深防御体现在6个方面： 2.2.1稳态运行 正常运行时，纵深防御的基本准则在于确保核电厂能够稳态和可靠的运行。在接近安全限定前，这些是通过选择材料、设计和建造阶段的质量、经过良好 培训 焊锡培训资料ppt免费下载焊接培训教程 ppt 下载特设培训下载班长管理培训下载培训时间表下载 的操纵员、以及先进的控制系统和设备设计来保证电厂的次临界裕度。 2.2.2实体厂房边界 纵深防御是通过实体厂房和边界达到保护公众安全，放射性释放靠燃料包壳、反应堆冷却剂压力边界和安全壳来阻止。 2.2.3非能动安全相关的系统 在发生单一故障的假定设计基准事故时，AP1000非能动安全相关的系统和设备能够自动建立和维持堆芯冷却以及保持安全壳完整，不需要操作员动作，且不需要厂内和厂外交流电源。 2.2.4安全相关系统的多样性 对于非能动安全相关的系统，另外一个纵深防御的准则是多样性。多样性存在很多处，如余热导出。非能动余热导出热交换器(PRHR HX)有瞬态时导出衰变余热的非能动安全相关功能。一旦热交换器(PRHR HX)失效，纵深防御靠非能动安全注射系统和自动减压系统（非能动供给和排出）保证。 2.2.5非安全相关系统 纵深防御的另一个功能是非安全相关的系统的可靠性，减少由于这些系统的事故导致堆芯损害事故发生的潜在可能性。对于大多数事件，这些高度可靠的非安全相关系统会自动启动以提供最初的防御，以减少安全相关系统不必要的触发和运行。 2.2.6容纳熔融的堆芯 运行中AP1000能够自动排放IRWST（安全壳换料水箱）水进入反应堆堆腔，使碎片保留在压力容器内，并能显著的降低压力容器外部严重事故情况下安全壳失效及放射性释放到外部环境的不确定性。 2.3非能动安全系统和功能 2.3.1非能动堆芯冷却系统(PXS) 非能动堆芯冷却系统PXS系统用以防止RCS系统的各种不同尺寸与位置的破口和泄漏，该系统提供导出堆芯余热、安全注射和自动降压等安全功能。安全分析论证了PXS系统在发生RCS系统各种破口事件后保护堆芯的效率。 PXS系统有三种非能动水源进行安全注射以维持堆芯冷却，分别来至堆芯补给水箱、蓄压箱和安全壳内换料水箱，它们直接连接到反应堆容器的两个管嘴上，以防止由于主冷却剂管道断裂事故而使安全注入流量溢出。 安全壳内换料水箱内的水依靠重力提供长期的注入，该水池布置安全壳内在高于RCS系统回路的位置，通常情况下，安全壳内换料水箱是与RCS系统隔离开的。PXS系统有四个ADS降压阶段，以允许一个相关的慢的可控的RCS系统压力下降。PXS系统包括有1个100％容量的非能动余热导出换热器，该换热器通过进出管线与RCS回路1相连，它保护电厂以防止发生干扰正常的蒸汽发生器给水和蒸汽系统的瞬态，确保了在丧失给水、给水管线破裂和蒸汽管线破裂时的安全准则。安全壳内换料水箱是非能动余热导出换热器的热阱。 2.3.2非能动安全壳冷却系统(PCS) PCS系统为电厂提供了安全相关的最终热阱，事故后PCS系统有效的冷却安全壳以便压力降低和不超过设计压力。钢制安全壳容器提供了从安全内部导出热量并排放至大气中的热交换面， 通过空气的连续的自然循环从安全壳容器导出热量。在设计基准事故时，由水蒸发来增加空气冷却效果，水是由安全壳屏蔽厂房顶部的水箱靠重力流下。 2.3.3主控室应急可居留系统(VES) 主控室应急可居留系统(VES)在电厂发生事故后向主控室提供新鲜空气，并冷却和降压。收到隔离正常主控室通风通道和开始降压的主控室信号后，VES系统自动投运。 2.4严重事故（超设计基准事故） 在假设的严重事故期间，事故管理策略是用安全壳内换料水箱的水淹没堆腔。用水来冷却反应堆容器的外表面以提高在下封头的抗熔融碎片的能力。 2.5反应堆辅助系统 2.5.1化学与容积控制系统 化学与容积控制系统(CVS)包括有再生和下泄热交换器，除盐器和过滤器，补偿泵（上充泵），罐和相关的阀门、管道和仪表。CVS系统执行以下主要功能： · 净化——维持反应堆冷却剂的纯度和放射性水平在可接受的限定内； · RCS系统的水装量控制——维持RCS系统需要的水装量，在电厂正常运行时按程序维持稳压器的液位； · 化学补偿和化学控制——在电厂启动期间维持反应堆冷却剂的化学性质，用以补偿燃耗的正常稀释，停堆硼化和通过维持适当的氢氧化锂水平来控制RCS的pH值。 · 氧浓度控制——在电厂运行时，维持冷却剂中溶解的氢的适当水平；每次停堆后，启动前控制氧的浓度； · RCS系统的充水和压力试验——提供RCS系统的充水和压力试验，CVS系统不负责RCS系统的水压试验，这种试验只在启堆前和日常大修后做。而CVS系统提供临时水压试验泵的连接口； · 辅助设备的硼补给——向需要各浓度含硼水的一次侧系统提供补给； · 稳压器辅助喷淋——向稳压器提供辅助喷淋。 2.5.2正常余热导出系统 正常余热导出系统(RNS)包括有两个系列，每个包括1台泵和1台热交换器，两个系列有共同的吸入管线和共同的排出总管。RNS系统包括其运行需要的管道、阀门和仪表。系统的主要功能有： · 停堆余热导出——在电厂冷却和停堆期间从堆芯和RCS系统中导出余热和显热； · 停堆净化——在停堆换料时通过CVS系统净化RCS系统和换料水池； · 安全壳内换料水箱IRWST冷却——在RNS系统的长期运行和电厂正常运行期间对IRWST冷却以限制其温度； · 低压下的RCS系统补偿和冷却——从换料水池到安全壳内换料水箱IRWST，向RCS系统提供低压力下的补偿和冷却； · 低温超压保护——在换料、启动和停堆期间向RCS系统提供低温超压保护； · 事故后长期的向安全壳内水装量补给的通道——在安全壳泄漏的设计假设下，为事故后长期向安全壳内的水装量补给提供一个通道； · 事故后的防御——通过PXS系统缓解事故后果，从堆芯和RCS系统导出热量； · 乏燃料水池冷却——为乏燃料水池提供后备冷却。 2.5.3乏燃料水池冷却系统 乏燃料水池冷却系统(SFS)是从乏燃料水池导出由乏燃料组件产生的衰变热，通过泵把燃料水池内高温水打到换热器，然后在返回至乏燃料水池。SFS系统的另一个功能是澄清和净化乏燃料水池、转运通道和安全壳内换料水池的水。系统的主要功能是： · 乏燃料水池冷却——在运行期间从乏燃料水池的水中导出热量以维持乏水池水温在可接受的限定内； · 乏燃料水池净化——在运行期间澄清和净化乏燃料水池； · 换料腔室的净化——在运行期间澄清和净化换料腔室； · 水的转运——换料操作时安全壳内换料水箱和换料腔室间的水转运； · 安全壳内换料水箱IRWST净化——提供正常运行时安全壳内换料水箱的净化和冷却。 2.5.4辅助系统 放射性废物管理系统包括有处理可能包含放射性物质的液态、气态和固态废物的系统，对于液体废物系统包括：蒸汽发生器排污系统、放射性废物排放系统和废液处理系统。 废物处理系统与化学与容积控制系统CVS紧密相关，蒸汽发生器排污系统用来控制和维持蒸汽发生器二次侧循环水的水化学性质。排污通常是经离子交换系统冷凝再循环，但在为高放射性排污情况下将排向废液处理系统(WLS)。 废液处理系统(WLS)采用离子交换器来处理所有来自RCS系统的废液，常用真空除气器来消除从RCS系统到WLS的废液中的放射性气体； 废气处理系统(WGS)是在环境温度下的一次性通过的碳滞留系统；该系统包括1个排放罐、1个气体冷却器、1个除湿器、1个活性碳填充的guard bed和2个活性碳滞留床，系统还包括有氧分析和气体取样2个子系统。进入该系统的放射性裂变气体由氢气和氮气带走，气源主要流入WLS的除气器。除气器从CVS排出流体中析出氢气和裂变气体。 废液管理系统收集和聚积离子交换器的废树脂和深滤床介质，废滤网，干活性废物和混合废物，这些物质都是电厂正常运行（包括预期运行事件）的产物。 2.6仪表与控制系统 AP1000仪表与控制系统（I&C）采用类似的技术将各独立系统集成为一体化。AP1000 I&C结构以分层方式布置以提供一个简化结构设计—横向和纵向集成。 监测总线之上的系统用于简化操作员与I&C之间的交互作用（人机接口），它们是运行与控制中心系统（OCS）和数据显示与监测系统（DDS）。监测总线之下的系统及功能是执行保护、控制和数据监测功能，它们是保护与安全监测系统（PMS）、电厂控制系统（PLS）、特殊监测系统（SMS）以及堆内仪表系统（IIS）。PLS具有在所描述的限值内建立和维持电厂运行工况（条件）的功能。 多重驱动系统的目的是提供触发反应堆停堆和专设安全设施的可选的方式，用于构成DAS的硬件和软件不同于构成保护与安全监测系统的硬件与软件。DAS用于满足未停堆的预期瞬态准则并减少由于极小的瞬态及保护与安全监测（系统）共模故障重合导致的严重事故概率。保护与安全监测系统设计用于防止共模故障，但是，在低概率的共模故障事件一旦发生时，DAS提供多重保护。 运行与控制中心系统包括完整的可运行区域：主控室、远程停堆工作站、废物处理控制室以及技术支持中心的一部分。除控制台结构外，控制室的设备均是其他系统的一部分（例如，PMS，PLS，以及数据与显示处理系统）。 在控制室内运行与控制中心系统与远程停堆工作站的边界是与电厂设备的信号接口。这些接口是经电厂PMS处理器和逻辑电路与停堆和专设安全设施电厂设备的接口，经PLS处理器和逻辑电路与非安全相关电厂设备的接口，以及电厂监测总线提供电厂参数、电厂设备状态和报警。 2.7反应堆保护系统 AP1000提供仪表与控制以感知事故状态并触发专设安全设施。极限事故的发生，如LOCA或二回路系统破裂，要求反应堆停堆并驱动一个或更多的专设安全设施，这类事件组合防止或减缓堆芯及RCS设备损坏，并保证安全壳的完整性。 PMS提供停闭电厂必要的安全相关功能，并将电厂维持在安全停堆状态。PMS控制那些电厂内可以从主控制室或远程停堆工作站操作的安全相关设备。 2.8电气系统 AP1000现场电源系统包括主交流电源系统和直流电源系统。主交流电源系统为非1E级系统，直流电源系统由两个独立系统组成：一个是1E级的，一个是非1E级的。现场电源系统设计为正常电厂运行、起动、正常停堆、事故缓解和应急停堆给电厂安全和非安全设备提供可靠的电力供应。 由于AP1000设计的非能动安全特性，厂外电源没有安全相关功能。因此，不需要冗余的厂外电源供应。 2.9运行电源供应系统 主交流电源系统为非1E级系统，不执行任何安全功能。备用供电包含在现场备用供电系统中。 现场备用交流电源系统由两个现场非安全备用柴油发电机组供电，并在失去正常电源时为可选负荷和选定交流电源供电。 电厂直流电源系统分为两个独立的1E级和非1E级直流电源系统，每个系统由不接地固定蓄电池、直流分配设备和不间断供电系统（UPS）组成。 2.10安全相关系统 1E级直流电源系统包括四个独立的蓄电池系统，四个分区中的任意三个可安全停闭电厂并维持其在安全停堆状态。B区和C区各有两排蓄电池，设计基准事故时（包括失去所有交流电源时），其中任意一排足以为可选安全相关负荷供电至少24小时，而其他蓄电池排可为另外较小的安全相关负荷供应至少72小时。 为在基准事故72小时后供电，将辅助交流发电机组连接到1E级电压调节变压器(仅B区和C区)，为1E级事故后监测系统，主控室照明，以及主控室通风和B区及C区仪控室供电。 2.11核岛布置 核岛由安全壳厂房、屏蔽厂房、辅助厂房、附属厂房、柴油发电机厂房，以及放射性废物厂房组成。这些厂房将在下面简单描述，更为完整的描述在本附件的5K.1，5K.2和5K.3节。核岛设计已经考虑了实体安全条款，供应商将支持业主（买方）满足NNSA的要求。注：本附件中布置图及土建图以及结构与设备描述参考方向基于以下： 北方为从安全壳向CI； 东方为从安全壳向附属厂房； 南方为从安全壳向辅助厂房的燃料储存区； 西方为从安全壳向未环绕辅助厂房部分。 这些方向是标准AP1000电厂的，不反映三门和海阳项目的方向。 注明在布置图和土建图上的标高，以及在设备在电厂特性描述中的尺寸，是以美国系统（英制，英尺和英寸）表示的相对于一个假定电厂级标高为100英尺。这些尺寸转换成公制假定标高为100米。1个将英制转换为公制的标高的例子如下： 英制标高115英尺=115英尺-100英尺（标高等级）=15英尺或4.57m标高等级以上。相同的公制单位标高表示为4.57m+100m（标高等级）=104.5m。注：实际土壤标高可能是电厂地面标高以下~1英尺（300mm）。 2.11.1安全壳厂房 安全壳厂房是安全壳容器和包括在安全壳容器内部的所有结构。是整个安全壳系统的一体化部分，具有包容假想设计基准事故下释放的放射性气溶胶和正常运行期间为反应堆堆芯与RCS提供屏蔽的功能。 安全壳容器是非能动安全壳冷却系统PCS的一个整体部分，安全壳容器和非能动安全壳冷却系统PCS设计用于从安全壳排出足够的能量以防止安全壳在假想设计基准事故下突破其设计压力。 位于安全壳厂房的主要系统有RCS、RXS、SGS、PXS和CVS的反应堆冷却剂净化部分。 AP1000安全壳包括位于在操作平台标高的一个设备闸门和一个人员气压过渡舱，以及在等级标高的一个维修闸门和一个人员气压过渡舱。 2.11.2屏蔽厂房 屏蔽厂房是环绕安全壳容器的结构和环形区域。正常运行期间与安全壳厂房内部结构相连部分屏蔽厂房为RCS和固定于安全壳内的所有放射性系统与设备提供所需的屏蔽。在事故条件下，为散布于安全壳内的放射性气溶胶以及分布于整个安全壳内的水中的放射性微粒提供屏蔽。 屏蔽厂房还是PCS的一部分，PCS空气折流板位于上部环形区域，PCS空气折流板的功能是在设计基准事故导致较大能量释放到安全壳事件发生时为自然循环冷却空气提供通道。在此事件中，安全壳容器外表面将热量传递给折流板与安全壳壳体间的空气，这些热的因而低密度的空气渡过折流板到空气扩散器而冷的高密度的空气通过屏蔽厂房上部入口被吸入屏蔽厂房。 屏蔽厂房的其它功能是保护安全壳厂房免于外部事件（的损害）。屏蔽厂房保护安全壳容器和PCS免于龙卷风和龙卷风产生的飞射物的影响。 2.11.3辅助厂房 辅助厂房的首要功能是为位于安全壳厂房外的安全相关的抗震I类机械和电力设备提供保护和隔离。辅助厂房为安全相关设备提供保护以防止假想的内部或外部事件的后果。辅助厂房还为位于厂房内的放射性设备及管道提供屏蔽。 辅助厂房内最重要的设备和系统的功能如下： · 主控室——主控室提供为在正常状态下电厂安全运行和在事故状态下将其维持在安全工况提供所需的人-系统接口。主控室包括主控制区、运行人员区、开关与标签室以及值长与行政管理支持人员办公室。 · 仪表与控制系统——PMS与PLS在电厂起动、升功率和功率运行以及停堆操作提供监测与控制。I&C系统包括PMS、PLS以及数据显示与处理系统（DDS）。 · 1E级电力系统——1E级电力系统为安全相关和关键控制仪表负荷包括监测和控制室应急照明提供125V直流电源。要求它在失去交流电源期间或同时失去厂外电源的设计基准事故期间能够安全停闭电厂。 · 燃料转运区——The primary function of the fuel handling area is to provide for the handling and storage of new and spent fuel. The fuel handling area, in conjunction with the annex building, provides the means for receiving, inspecting, and storing the new fuel assemblies. It also provides for safe storage of spent fuel. · 提供从新燃料储存区运输新燃料到安全壳厂房，以及从安全壳厂房运输乏燃料到辅助厂房的乏燃料储存池的转运通道。燃料转运区为从乏燃料储存池拆卸乏燃料组件和吊装这些组件到运输屏蔽容器提供手段。 2.11.4附属厂房 附属厂房提供主要人员到功率生产区的通道。它包括到辅助厂房内的核岛洁净区和到辐射控制区的人员与设备入口。厂房包括为出入辐射控制区以及人员支持设施，如衣帽间的入口与出口控制的物理保健设施。厂房还包括非1E级交流和直流供电系统、辅助柴油发电机组及其燃油供应、其它电力设备、技术支持中心以及各种HVAC系统。非安全相关设备位于附属厂房。 附属厂房包括保健物理装置并提供人员与设备经过辅助厂房出入安全壳厂房和其它放射性控制区的出入口（通道）。为在停运期间人员和大型设备出入提供大的直接的通道到安全壳厂房的上部或下部设备闸门。厂房还包括1个为放射性控制区设备服务的热机车间。 2.11.5柴油发电机厂房 柴油发电机厂房有两台相同的由耐火极限3小时防火墙隔离的柴油发电机组。这些发电机组在失去正常电源事件时为电厂运行提供后备电源。位于柴油发电机厂房的设备为非安全相关设备。 2.11.6放射性废物厂房 放射性废物厂房提供处理前隔离储存各种类型的放射性废物，将处理后废物储存于运输和处置容器内。 表5B-3提供附件5“技术描述”各节列表，提供NI系统、设备和结构的详细描述。 Table 5B-1表 Reactor Coolant Water Chemistry Specifications反应堆冷却剂水化学指标 Electrical conductivity/电导率 Determined by the concentration of boric acid and alkali present. 取决于硼酸及碱金属的浓度 Expected range is <1 to 40 μmhos/cm at 25°C. 期望值范围为在25°C时<1到40μmhos/cm Solution pH溶液pH值 Determined by the concentration of boric acid and alkali present. 取决于硼酸及碱金属的浓度 Expected values range between 4.2 (high boric acid concentration) and 10.5 (low boric acid concentration) at 25°C. Values will be 5.0 or greater at normal operating temperatures. 期望值范围为25°C时在4.2（高硼酸浓度）到10.5（低硼酸浓度）之间。正常运行温度下为5.0或更高。 OxygenADVANCE \u2(1)ADVANCE \d2/氧(1) 0.1 ppm, maximum/最大0.1 ppm ChlorideADVANCE \u2(2)ADVANCE \d2氯化物(2) 0.15 ppm, maximum最大0.15 ppm FluorideADVANCE \u2(2)ADVANCE \d2氟化物(2) 0.15 ppm, maximum最大0.15 ppm HydrogenADVANCE \u2(3)ADVANCE \d2氢(3) 25 to 50 cm3 (STP)/kg H2O 25到50 cm3 (STP)/kg H2O Suspended solidsADVANCE \u2(4)ADVANCE \d2悬浮物(5) 0.2 ppm, maximum最大0.2 ppm pH control agent (Li7OH)ADVANCE \u2(5)ADVANCE \d2 pH控制药剂(7LiOH)ADVANCE \u2(5)ADVANCE \d2 Lithium is coordinated with boron concentration. 锂随硼酸浓度进行调整 Boric acid硼酸 Variable from 0 to 4000 ppm as boron从0到4000 ppm变化 SilicaADVANCE \u2(6)ADVANCE \d2二氧化硅(6) 1.0 ppm, maximum最大1.0 ppm AluminumADVANCE \u2(6)ADVANCE \d2铝(6) 0.05 ppm, maximum最大0.05 ppm CalciumADVANCE \u2(6)ADVANCE \d2 + magnesium钙(6)+镁 0.05 ppm, maximum最大0.05 ppm MagnesiumADVANCE \u2(6)ADVANCE \d2镁(6) 0.025 ppm, maximum最大0.025 ppm 注： 1、 在电厂运行高于200°F之前，反应堆冷却剂中的氧浓度必须通过联胺除氧控制在低于0.1ppm。在功率运行期间指定维持冷却剂中的氢浓度，剩余氧浓度不能超过0.005ppm。 2、 卤素浓度必须维持在低于给定值，不论系统温度是多少。 3、 在电厂运行于核功率为1MW以上时，必须维持反应堆冷却剂中的氢浓度。正常运行范围应为30-40cm3（STP）H2/kg H2O。 4、 悬浮固体颗粒浓度取决于具有0.45-μm孔尺寸的过滤器的过滤效率。 5、 给定的锂浓度必须在加热到150°F前为起动试验建立。在冷态水压试验和热态功能试验期间没有硼酸，必须维持反应堆冷却剂对氢氧化锂的限制以抑制卤素应力腐蚀裂纹。 6、 这些限制包含在作为监测冷却剂纯度的推荐标准的反应堆冷却剂指标表中。建立冷却剂纯度在限值内表明可以判断这些核素与现有数据库相比是令人满意的，以最小化燃料包壳杂质的沉积，其会影响包壳的腐蚀电阻和热传递效果 Table 5B-2 (Sheet 1 of 3)表5B-2（1/3） Guidelines for Secondary Side Water Chemistry During Power Operation Condensate在功率运行期间二次侧水化学指标/凝结水 Parameters参数 Normal Value正常值 Control控制 Cation conductivity due to strong acid anions at 25°C, μS/cm 25°C由于强酸性阴离子导致的阳离子导电率，μS/cm Total cation conductivity at 25°C, μS/cm 25°C阳离子总电导率，μS/cm Dissolved oxygen, ppb(a)溶解氧，ppb(a) ≤ 0.15 ≤ 0.3 ≤ 10 Diagnostic诊断 Total organic carbon, ppb总有机碳，ppb Sodium, ppb钠，ppb ≤ 100 < 1 pH at 25°C/25°C时pH Specific conductivity at 25°C, μS/cm/25°C时特殊电导率，μS/cm Volatile pH adjustment chemical, ppb易挥发pH调整化学，ppb > 9.0 2 - 6 (b) 注： a. 应减少空气泄漏直到空气泄漏流量低于6立方英尺。 b. pH值，易挥发pH值调整化学浓度及特殊电导率应相互关联。 Table 5B-2 (Sheet 2 of 3)表5B-2(2/3) Guidelines for Secondary Side Water Chemistry During Power Operation Feedwater电厂运行期间二次侧水化学指标(给水) Parameters参数 Normal Value正常值 Control控制 pH at 25°C(a)/pH值,25°C(a) > 9.5 Hydrazine, ppb(c)联胺, ppb ≥ 100 Total iron, ppb总离子, ppb ≤ 20 Diagnostic诊断 ADVANCE \d2Dissolved oxygen, ppb/溶解氧, ppb ≤ 5 Cation conductivity due to strong acid anions at 25°C, μS/cm 因强酸根离子造成的阳离子电导率25°C, μS/cm ≤ 0.2 Specific conductivity at 25°C, μS/cm/特殊电导率25°C, μS/cm 4.0 - 12.0 Volatile pH adjustment chemical, ppb挥发性pH值调整化学, ppb (a) 注： a. pH值，挥发性pH值调整化学浓度及特殊导电率应相互关联。 b. 当凝结水精处理系统运行时，二价铁的系统pH值可根据实际要求控制在低于9.2。 c. 如果使用联胺除氧，值适用。可以使用备用除氧 方法 快递客服问题件处理详细方法山木方法pdf计算方法pdf华与华方法下载八字理论方法下载 以达到恰当的浓度限制。 Table 5B-2 (Sheet 3 of 3) Guidelines for Secondary Side Water Chemistry During Power Operation Steam Generator Blowdown蒸汽发生器排污 Parameters参数 Normal Value正常值 Control控制 pH at 25°C(a)/ 25°C时的pH值(a) Total cation conductivity总阳离子电导率 Sodium, ppb钠, ppb Chloride, ppb氯化物, ppb Sulfate, ppb硫酸盐, ppb Silica, ppb硅, ppb 9.0 - 9.5(b) ≤ 0.8(c) ≤ 20 ≤ 20 ≤ 20 ≤ 300 Diagnostic诊断 Cation conductivity due to strong acid anions at 25°C, μS/cm25°C因强酸根离子导致的阳离子, μS/cm Suspended solids, ppb悬浮颗粒, ppb ≤ 0.5 < 1000 Specific conductivity at 25°C, μS/cm 25°C时特殊导电率, μS/cm Volatile pH adjustment chemical, ppb 挥发性调整化学pH值 < 3.0 (a) 注： a. pH值，挥发性pH值调整化学浓度及特殊导电率应相互关联。 b. 当凝结水精处理系统运行时，二价铁的系统pH值可控制在> 8.8。 c. 基于目前阴离子种类，应对理论与测量值之间的任何不一致进行研究。 Table 5B-3表5B-3 Appendix 5 sections/附件5各节 Section System Description System ID 5A Introduction引言 N/A 5B Summary Description总体描述 N/A 5C.1 Reactor Vessel and Internals反应堆压力容器及堆内构件 RXS 5C.2a Reactor Core and Fuel反应堆堆芯及燃料 RXS 5C.2b Reactor Core and Fuel – Nuclear and Thermal Hydraulic Design反应堆堆芯及燃料—核及热工水力设计 RXS 5C.3 Reactivity Control and Control Rod Drive System 反应性控制及控制棒驱动系统 RXS 5C.4 Reactor Coolant System反应堆冷却剂系统 RCS 5C.5 Steam Generator System蒸汽发生器系统 SGS 5C.6 Reactor Coolant System Supports反应堆冷却剂系统支撑 N/A 5D.1 Passive Decay Heat Removal System 非能动衰变热（余热）排出系统 PRHR 5D.2 Not Used未使用 N/A 5D.3 Passive Core Cooling System非能动堆芯冷却系统 PXS 5D.4 Depressurization System降压（卸压）系统 ADS 5D.5 Containment and Containment Isolation System 安全壳及安全壳隔离系统 CNS 5D.6 Containment Leak Rate Test System 安全壳泄漏率试验系统 VUS 5D.7a Fission Product Leakage Control 裂变产物泄漏控制 N/A 5D.7b Main Control Emergency Habitability System 主控室应急居留系统 VES 5D.8 Containment Hydrogen Control System 安全壳内氢浓度控制系统 VLS 5D.9 Passive Containment Cooling System 非能动安全壳冷却系统 PCS 5E.1 Chemical and Volume Control System 化学与容积控制系统 CVS 5E.2 Primary Sampling System 一回路采样系统 PSS 5E.3 Reactor Shutdown Cooling 反应堆停堆冷却（正常余热排出系统） RNS 5E.4 Startup Feedwater System 起动给水系统 (S)FWS 5E.5 Steam Generator Blowdown System 蒸汽发生器排污系统 BDS 5F.1 Component Cooling Water System 设备冷却水系统 CCS 5F.2 Service Water System 服务水系统 SWS 5F.3 Chilled Water System 冷冻水系统 CWS 5F.4 Spent Fuel Pool Cooling System 乏燃料池冷却系统 SFS 5G.1 Fuel and Refueling Systems 燃料与换料系统 FHS 5G.2 Material Handling System 材料处理系统 MHS 5H.1 Fire Protection System 火灾保护系统 FPS 5H.2 Decontamination System (Facilities) 净化系统 N/A 5H.3 Compressed Air and Plant Gas Systems 压缩空气及电厂气体系统 CAS/PGS 5H.4 Heating, Ventilating and Air Conditioning Systems (HVAC) 加热、通风及空气调节系统 N/A 5H.4A Radiologically Controlled Area Ventilation System 放射性控制区通风系统 VAS 5H.4B Nuclear Island Non-Radioactive Ventilation System 核岛非放射性通风系统 VBS 5H.4C Containment Recirculation Cooling System 安全壳再循环冷却系统 VCS 5H.4D Containment Air Filtration System 安全壳空气过滤系统 VFS 5H.4E Health Physics and Hot Machine Shop HVAC System 保健物理及热机车间HVAC系统 VHS 5H.4F Radwaste Building HVAC System 放射性废物厂房HVAC系统 VRS 5H.4G Annex/Auxiliary Building Non-Radioactive Ventilation System附属/辅助厂房非放射性通风系统 VXS 5H.4H Hot Water Heating System 热水加热系统 VYS 5H.4I Diesel Generator Building Heating and Ventilation System 柴油发电机厂房加热及通风系统 VZS 5H.5 Potable Water System饮用水系统 PWS 5H.6 Demineralized Water Transfer and Storage System 除盐水传输储存系统 DWS 5H.7 Onsite Power Systems and Related Systems 现场电源系统及相关系统 (ECS, IDS, EDS, ZOS, EFS, TVS, ELS, EGS, EHS, EQS, Control Rod Drive MG Sets/控制棒驱动机构发电机组) See Description 5H.8 Sanitary Drainage System 清洁排水系统 SDS 5H.9 Not Used/未使用 N/A 5H.10 Gravity and Roof Drain Collection System 重力及屋顶排污收集系统 RDS 5I.1 Source Terms源项 N/A 5I.2 Equipment and Floor Drainage and Wastewater Systems 设备及地面排水和废水系统 WLS/WRS/WWS 5I.3 Liquid Radwaste System 液体放射性废物系统 WLS 5I.4 Not Used/未使用 N/A 5I.5 Gaseous Radwaste System 气体放射性废物系统 WGS 5I.6 Solid Radwaste System 固体放射性废物系统 WSS 5J.1 Instrumentation & Control (I&C), General 仪表及控制（I&C），概述 N/A 5J.1.1 AP1000 Integrated Instrumentation and Control Architecture/AP1000一体化仪表与控制系统结构 N/A 5J.1.2 Common Q Platform/Common Q平台 N/A 5J.1.3 Ovation Platform Description/ Ovation平台描述 N/A 5J.2 Diverse Actuation System多重驱动系统 DAS 5J.3 Data Display and Processing System数据显示与处理系统 DDS 5J.4 Plant Control System电厂控制系统 PLS 5J.5 Protection and Safety Monitoring System 保护与安全监测系统 PMS 5J.6 Operations and Control Centers System 运行与控制中心系统 OCS 5J.7 Incore Instrumentation System 堆内仪表系统 IIS 5J.8 Special Monitoring System 特殊监测系统 SMS 5J.9 Main Turbine Control and Diagnostics System 主汽轮机控制与诊断系统 TOS 5J.10 Simulator模拟机 N/A 5J.11 Not used/未使用 N/A 5J.12 Verification验证 N/A 5J.13 Validation确认 N/A 5J.14 Seismic Monitoring System地震监测系统 N/A 5J.15 Radiation Monitoring System放射性监测系统 RMS 5J.16 Portal Radiation Monitors入口辐射监测 N/A 5K.1 General Arrangement总体布置 N/A 5K.2 Civil Work土建 N/A 5K.3 Architectural General Requirements 结构总体要求 N/A 5L.1 Plant Operations电厂运行 N/A 5L.2 Plant Maintenance电厂维护 N/A 5M Equipment Qualification设备鉴定 N/A Figure 5B-1 (Sheet 1 of 3) AP1000 Piping & Instrumentation Diagram Figure 5B-1 (Sheet 2 of 3) AP1000 Piping & Instrumentation Diagram Figure 5B-1 (Sheet 3 of 3) AP1000 Piping & Instrumentation Diagram