AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨
第三代核电机组AP1000在停堆大修方面的优势应用
第三代核电机组AP1000在停堆大修方面的优势应用摘要：AP1000第三代核电机组的先进性体现在使用成熟技术的基础上，在设计上采用了非能动的安全系统，加强了预防和缓解严重事故的措施，提高了电站的安全性；同时，由于非能动技术的使用，使得电站的辅助设备大大减少，减少了故障的概率，提高了安全性；另外，由于核级设备的减少，对核电机组大修安排方面的制约降低，更加灵活的安排核电机组的换料停堆大修，将大幅缩减大修工期。
关键词：AP1000；非能动；换料停堆大修1．前言AP1000为第三代非能动核电站，是目前应用非能动理念的代表者。
鉴于AP1000机组的非能动特性，在设计及电站运营上，必然与第二代核电机组存在较大差异；非能动技术的引入，大幅度简化了系统设备。
根据AP1000机组设计大修时间为17天或更短，因此本文将重点研究AP1000非能动核电机组较传统二代压水堆核电机组（本文以M310为例）在机组停运大修方面的优势。
2．AP1000机组在大修中的优势应用2.1总体设备数量减少AP1000的设计理念简单，厂房规模缩小，系统设置简化，工艺布置简化，管道交叉减少。
相应使设计工作量减少，设计接口更易于控制和管理。
很多动力设备被取消，取消了应急动力电源。
AP1000的简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的M310电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，36%，83%，87%和56%，同样在大修期间的检修项目将大幅度减少；同时便于采购、运行和维护。
2.2 低低水位阀门M310机组低低水位阀门约230个左右，平均每次大修低低水位阀门检修数量为20-30个左右，且即使通过中长期优化某次大修无低低水位，但因阀门、管道等新增缺陷可能性大，所以无低低水位大修在二代核电机组里实现难度较大。
AP1000机组因采用非能动设计理念，阀门数量大幅度减少，其中低低水位阀门数量在60个左右，平均每次大修低低水位阀门检修量为5-7个左右；同时因管道排布、阀门数量少，可以通过冰塞的方式进行低低水位阀门的隔离检修，从而取消堆芯全卸料后的排水到低低水位、低低水位检修和检修后一回路充水的工作。
福岛核事故后核电厂安全改进行动分析
1502018.3MEC 管理方略MODERNENTERPRISE CULTURE海啸的影响，导致核蒸汽泄漏，并引发爆炸。
结合福岛核事故的经验教训，应进一步加强对此类事件的防御，增加外部防御的强度和深度。
在加强内部安全监管的基础上，还应对外部影响因素进行全面、具体的考虑分析。
在合理选址的同时，对核电厂进行抗震设计，反应堆厂房、燃料厂房、核辅助厂房等建筑物必须达到抗震I 类的标准和要求，建设过程中，需要参考相关法律法规。
应用反应谱计算软件（SASSI）和有限元分析软件，结合时程分析法、反应谱法或等效静力计算法，科学、准确的进行抗震分析，并对厂房建筑结构进行合理设计。
除地震外，还应考虑到爆炸、撞击和龙卷风等意外事件。
2017年，我国自主研发的CAP1400核电站数字化仪控系统研制成功，并将应用于核电厂当中，全面覆盖核电站设备，监测其运行情况。
该系统应用到的FPGA 技术的NuPAC 平台标准化样机，一方面能够保障核电站信息安全，另一方面则能够提高核电站的抗震能力。
而首钢研发的安全壳特厚板，能够对核电机组起到保护作用，能够有效缓解地震、爆炸等内外部危险因素的影响。
（三）建立完善的应急体系在加强对核事故预防的同时，还应做好事故的应急措施，并建立完善的应急体系。
应急体系中的通讯十分关键，建立专门的紧急通讯渠道，在事故发生后，能够保持正常的联络，及时向救援团队反馈事故信息，迅速制定处理方案，对物资、人员进合理安排和配置。
核安全法规中规定的核电站定期开展场内综合应急演习，并以福岛核事故进行参考，进行安全事故模拟，从中锻炼工作人员的诊断和预测、事故管理、应急抢修等方面的能力，进而更好的预防核事故的发生。
三、结语综上所述，核电厂的工作运行管理，应该以福岛核事故为经验教训，针对系统故障、设备故障以及外部环境威胁，采取相应的安全管理措施，并落实于行动上。
加强对核电厂运行监测，提高外部防御能力，建立完善的应急体系，有效避免类似事故的发生，为核电厂安全、稳定的运行提供保障。
AP1000核电建设项目风险分析及应对
AP1000核电建设项目风险分析及应对2007年，我国与西屋联合体及其分包商分别签订了依托项目4台AP1000核电机组的核岛采购合同和相应的技术转让合同。
AP1000是西屋公司开发出的一种两环路1000MWe的非能动压水堆核电技术，是目前较为先进的第三代堆型，但个别关键设备边研发、边制造，使得机组的整体安全性和先进性仍需要通过工程实施和安全运行来验证。
三门作为全球首个第三代核电自主化依托项目，在建造和运行阶段必将存在较大的风险。
一、AP1000特点非能动的安全简化设计系统和模块化建造技术是AP1000压水反应堆的两大突出特点。
这两项全新技术的应用大量减少了设备数量，极大地提高了运行的安全性和经济性，使其在未来的电力市场中具备与其他能源竞争的优势。
AP1000采用非能动的安全系统。
它利用系统固有的热工水力特性，通过重力、流体的自然对流扩散等天然原理，使核电站的保障安全措施不再依赖泵、风机、安全级柴油机等能动设备的运行。
系统变化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少，使得电站设备投资成本大大降低。
AP1000在建造中大量采用模块化技术。
整个电站共分4种模块类型：结构模块、管道模块、机械设备模块和电气设备模块。
模块化建造技术使建造活动易控，在制作车间便可进行检查，保证建造质量。
平行进行的各个模块大量减少了现场的人员和施工活动，这将缩短建设周期。
二、AP1000核电建设项目的主要风险分析风险是未来的不确定性对企业实现其既定目标的影响。
我国作为全球AP1000技术应用的首堆工程，在商务合同、投资计划、核心设计、技术接口、设备采购、施工调试和工程管理等方面存在较大的风险。
（一）技术风险AP1000项目最大的风险在于三代技术没有参考电站。
技术成熟包括研发设计、首堆工程和市场验证后的成熟。
从技术的可靠性来看，AP1000的部分技术具有原型或未经证实的技术特征，如其非能动性尚未经实践验证确认等。
机械行业-福岛核事故升级对我国核电的几点思考
机械行业:福岛核事故升级对我国核电的几点思考
辐射物质突破第二道屏障,有进一步污染环境可能:本次发现表明,辐射物质已经熔穿压力容器。
放射性物质三道屏障包括核燃料包壳、压力容器、安全壳。
压力容器是第二道屏障,也是最重要的一道屏障。
如放射性物质能熔穿压力容器,则有较大可能能进一步熔穿安全壳,造成放射性外泄。
事件是2011 年事故的延续,我国不具有复制性:福岛事故发生的根本原因是落后核电机组严重超期服役。
东电集团为了追求经济利益,通过违规操作强行将寿期45 年的二代机组延寿到60 年。
机组安全设计等级低、设备老化,因此未能抵御海啸事故。
我国目前在运机组为二代半及三代机组,新批机组一律采用更为先进的三代核电堆型,安全性比二代机组提高两个数量级,可实现事故72 小时内免干预;且机组使用年限短,所有机组均在寿期内,从技术上足以抵御福岛事故的影响。
中国核电建设稳固推进,关注监管层后续或有措施:根据以上分析,福岛事故在我国不具有可复制性。
本次事故对中国核电建设的影响可能主要提现在两方面(风险):1)或将引起监管层审批的二次收紧,拟获批项目面临再度搁置;2)将引发民众的恐慌,后续核电建设的公关成本进一步提高。
今年AP1000 首堆发电利好后续核电建设。
河南省能源规划提出在洛阳等四地开展核电建设前期工作也表明政府有进一步放开核电的意愿。
因此我们推测,监管层有望在二、三季度新批核电机组。
建议投资者观望政府动作。
如二、三季度有新核电机组获批则表明该事故不影响我国核电政策, 核电迎来发展良机。
汲取福岛事故经验教训提高核电安全水平
汲取福岛事故经验教训提高核电安全水平
首先，福岛事故告诉我们核电站的建设和设计必须充分考虑地震、海啸等自然灾害的可能性。
应该加强对核电站的抗震和抗洪设计，在核电站建设时选择合适的地点和地质结构，
以减小灾害发生的可能性。
其次，应建立更加完善的核应急预案和救援措施。
福岛事故发生后，日本政府和国际社会
在应对核泄漏危机时遇到了相当大的困难，一些应急预案和措施没有得到及时有效地落实。
因此，各国在核电站运行之前，应该建立完善的应急预案，并进行多次应急演练，确保在
面临核泄漏等突发事件时能够及时有效地救援和处理。
另外，要建立更加严格的监管机制和安全审查制度。
在福岛事故中，一些设备设计、管理
和监管上存在漏洞，这些漏洞在事故发生后被暴露出来。
因此，各国应该加强对核电站的
监管，建立更加完善的审查和监督制度，确保核电站的设备和运行符合国际标准和安全要求。
最后，要加强国际合作，分享核安全技术和经验。
福岛事故的教训是全世界的，各国应该
加强交流和合作，共同提高核能安全水平。
通过国际合作，可以更好地利用国际资源，促
进核能技术的更加安全、稳定和可持续发展。
总之，福岛事故给我们敲响了警钟，各国应该认真汲取这场事故的经验教训，不断提高核
能安全水平，确保核能的安全利用。
只有这样，人类才能更好地利用核能，推动清洁能源
的发展，实现可持续发展的目标。
抱歉，我无法完成这个任务。
福岛事故对AP1000核电厂厂用水系统设计的启示
福岛事故对AP1000核电厂厂用水系统设计的启示摘要:对AP1000中厂用水系统(Service Water System, SWS)系统的重要性和先进性进行了比较性论述,并阐述了SWS系统故障对核电厂的影响,最后针对福岛事故的教训,给出了SWS设计改进建议。
关键词:核电厂AP1000 厂用水系统(SWS) 福岛事故设计改进1 厂用水系统简介厂用水系统是一个非安全相关的系统,无论在电厂正常运行还是在事故工况,该系统都将设备冷却水(Component Cooling Water System,CCS)传输的热量带出。
2 SWS系统对AP1000核电厂安全的影响2.1 AP1000核电厂SWS系统的优越性某些建造年代较早的核电厂,设备冷却水系统(RRI)向核岛内各热交换器供水,并将其热负荷通过重要厂用水系统(Essential Service Water System SEC)传到海水中[1]。
而在AP1000核电厂中,则是CCS系统将核岛构筑物、系统和部件产生的多余热量以及冷停堆过程的衰变热首先传递至设在常规岛的换热器,然后再由SWS系统送至大海或冷却塔。
两者主要区别在于:(1)AP1000的SWS系统均为非安全相关系统,而早期核电厂的SEC则是安全相关的系统,显然前者的建造和运行成本更低。
(2)由于AP1000的非能动设计,SWS系统可以比SEC系统更加简单,只需要两台100%容量的厂用水泵即可,而SEC系统则需要4台安全相关的水泵[2]。
2.2 SWS系统故障对AP1000核电厂的运行影响在电厂功率运行期间,如果两台厂用水泵发生故障,CCS热交换器冷却功能立即受到影响。
CCS升温将导致反应堆冷却剂泵(RCP)定子温度报警,如果SWS没有及时恢复,则四台反应堆冷却剂泵停止运行,反应堆事故停堆保护。
在这种情况下,衰变热通过反应堆冷却剂系统自然循环排出堆芯。
可见SWS对核电厂的正常运行有着重要影响。
AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析——三门核电唐锡文
AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析唐锡文（三门核电有限公司，314300，浙江）摘要：本文从电站的成熟性、安全性和经济性三个方面阐述了AP1000反应堆的先进性。
并从AP1000没有参考电站，一些关键设备结构发生了重大改进，并且这种改进的验证工作还未完成；以及设备国产化面临的问题几个方面来说明AP1000的建造风险。
最后，提出了完善AP1000设计，提升电站的规模效益所需要的未来改进。
通过对AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析，有利于我们更好了解目前世界上最先进的压水反应堆技术以及发展水平，促进我国核电技术的发展。
1简介AP1000属于第三代先进压水反应堆，是美国西屋公司开发的一种双环路100千瓦级的先进压水堆核电机组。
与二代反应堆技术相比，AP1000通过采用非能动专设安全系统，提高系统的可靠性；通过简化系统，并采用模块化建造技术缩短建造周期。
通过这些改进，来达到电厂安全性和经济性的有机协调。
AP1000是一个主回路为两环路的压水堆电站。
主回路由一台反应堆压力容器，一台稳压器，两台大容量的蒸汽发生器，4台屏蔽式主泵和4条冷段、2条热段管道组成。
由于主泵入口直接和蒸汽发生器下封头焊接在一起，消除了2代反应堆中蒸汽发生器与主泵入口之间的U型管道，减少了回路的阻力；同时，主管道简化设计，减少焊缝和支撑。
见图1 AP1000反应堆一回路立体布置。
AP1000设计基于AP600，并在此基础上进行了适当的改进。
机组采用单堆布置方式。
为了达到更高的电站功率，一方面，加大了核蒸汽供应系统主要部件的尺寸，包括增加反应堆压力壳的高度、堆芯长度，另一方面，增大蒸汽发生器、稳压器、汽轮机的尺寸和容量以及燃料组件的数目。
为了实现非能动安全系统设计，采用了带变频器的大型屏蔽泵。
此外，AP1000还采用了成熟的数字化仪控系统；反应堆厂房采用内层为钢，外层为混凝土结构的双层安全壳，施工安装过程采用了有利于缩短建造工期的模块化的建造模式。
日本福岛核电站事故初步分析与AP1000核电技术
日本福岛核电站事故初步分析与AP1000核电技术一、日本福岛核电站事故概述2011年3月11日下午13:46 日本仙台外海发生里氏9.0级地震。
地震时，福岛第一核电站1号、2号、3号机组处于正常运行状态，4、5、6号机组处于停堆换料大修中。
地震后，1、2、3号机组自动停堆，应急柴油机启动。
大约一小时后，由于海啸袭击，造成福岛第一核电站应急电源失效。
致使1号、2号、3号堆芯失去冷却，堆芯温度逐渐升高。
最终导致1、3、2号机组由于反应堆堆芯燃料组件发生部分破损，产生氢气而相继爆炸（氢爆）。
根据日本及IAEA官方网站发布的信息，地震发生时，4号机组所有核燃料已在乏燃料水池，5、6号机组的核燃料在反应堆厂内，但尚未启动运行。
截止3月21日21：00，福岛实际状况如下表所示：注：表中信息来自日本原子力产业协会JAIF二、事故后果事故发生后，1、3、2号机组相继爆炸，4号机组厂房轻微破损，使得放射性物质释放到大气中去。
据新闻报道，福岛第一核电站准备退役。
此次福岛核电站事故经济损失巨大，具体损失尚待后续评估。
放射性气体释放到大气当中，3月19日在1-4号机组产值边界西门放射性剂量率为0.3131mSv/h ( 11：30),北门为0.2972mSv/h(19:00)；IAEA持续监测，3月20日21：00，辐射监测仪表测量的数据显示，福岛第一核电厂西门放射性剂量率为269.5μSv/h（5：40,3月20日）、服务厂房北部数据3054.0μSv/h（15:00,3月20日）；3月21日 22：00,辐射监测仪表测量的数据显示西门放射性剂量率为269.5μSv/h,北门为2019.0μSv/h(15:00)。
监测发现，放射性污染使得当地牛奶、新鲜蔬菜，如菠菜、春葱等的放射性剂量已经超过日本相关部门规定的食入限值。
在事故发生初期，由于1、2、3号机组事故状态没有得到有效控制，堆芯损坏程度不断加剧，放射性物质持续排放，导致福岛核电厂附近居民的应急撤离半径逐步扩大，从开始的撤离半径3km到后来的10km，最后扩大到20km,同时要求居住在20-30km范围内的居民留守室内，避免过量的放射性物质吸入以及沉降污染。
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AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨
摘要：在第三代核电技术发展之前，人们都已普遍认识到原来的设计基准已经不能全面保障核电的安全，核电设计必须提高其设计基准，福岛核电灾难验证了这种结论。
本文简要分析了导致日本福岛核事故产生的原因，并对AP1000核电厂应对导致福岛核事故的外部灾难情况进行了分析，提出了AP1000核电厂在应对福岛灾难的几项改进思路。
关键词：福岛核事故AP1000先进性改进思路
前言：2011年3月11日，日本东北太平洋洋面发生了9级地震，地震引发的海啸袭击了东京电力公司的福岛第一核电站和福岛第二核电站（以下称作“福岛核电站”），从而导致7级核事故的发生。
有关福岛核事故的分析和经验反馈都已经有了官方的总结，本文重点将讨论AP1000核电厂在应对福岛核事故起因的先进性，以及AP1000还有哪些可以改进的地方。
AP1000核电厂应对福岛核事故地震及海啸影响分析。
AP1000核电厂应用的是第三代核电技术，充分吸取了美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站的事故教训，借鉴了几十年来世界核电厂运行的经验反馈以及大量的研究成果，其设计远比福岛核电站在技术上要先进。
那么我国的AP1000核电厂在应对造成福岛核事故的地震及海啸时，具有哪些优势呢？
在厂址选址条件上具有先进性
首先是我国沿海普遍深度较浅，海区没有火山且很少发生强烈地震，所以我国沿海一般不会由于强烈地震而引发类似日本这次发生的海啸。
其次，在福岛核电站的建造设计阶段，选择厂址阶段抗震设计中，要考虑的能动断层活跃时间范畴为5万年，而AP1000的抗震设计则考虑到12万年至13万年，这样的设计可以把在厂址周围发生福岛地震这样超设计基准事故的概率进一步降低。
所以说AP1000核电厂在我国的厂址选址条件上，比福岛核电厂的厂址具有优越性。
电厂安全系统对厂外电源的依赖上具有优势。
福岛沸水堆在丧失全部厂外交流电后，启动了应急柴油发电机。
但是，受来袭的海啸的影响，冷却海水泵、应急柴油发电机及配电盘全部被水淹没，导致除6号机组1台发动机外，其余的应急柴油发电机全部停止，造成除6号机组外的交流电源全部断电。
由此可见，对安全级电源的严重依赖，才致使失去电源后堆芯余热无法排出，最终酿出严重事故。
AP1000核电厂的非能动安全特性使使得厂外电源没有安全相关功能，因此不需要多重的厂外电源，也没有应急柴油发电机设备。
即使发生了超设计基准事故的海啸，造成了对厂外电源及备用柴油发电机设备的破坏，AP1000安全壳的非能动余热排出系统也可以正常运行的，因此，类似于发生在福岛核电站的超设计基准的海啸，对于AP1000核电厂，是能够满足维持其反应堆余热排出的。
预防发生氢气爆炸方面的优势
在福岛事故中，电厂反应堆厂房因氢气引发了爆炸。
由于在第一次爆炸发生后未能采取有效措施，因此发生了连续的爆炸。
为了使安全壳能在设计基准事故中保持完整性，沸水堆设置了安全壳钝化设备和易燃物控制系统。
但是，由于设计时并未考虑到氢气泄漏会导致反应堆厂房爆炸，因此未在反应堆厂房采取相关的防氢爆措施。
而AP1000核电厂设计了专门的安全壳氢气控制系统。
当氢气释放到安全壳内时，非能动自动催化复合器（PAR）在催化剂表面复合氢气和氧气，并由于反应焓而在PAR内产生热量，从而进一步强化安全壳内自然循环驱动的混合，PAR 可在非常低的氢气浓度和非常高的蒸汽浓度下运行，从而对安全壳内气体的混合和氢气的缓解均有好的效果。
根据福岛核事故经验经验，浅显探讨AP1000核电厂的几项改进思路。
在日本政府报告中，日本政府总结了5类事故教训，这里抛开常规的经验教训，结合我公司目前的核电堆型AP1000核电厂，本文根据此次福岛核事故的经验教训，浅谈在AP1000核电厂的设计中，有哪些地方还可以进行进一步的改进。
厂外交流电源可靠性改进
建议提高核电厂电源电网的抗震等级。
福岛核事故发生的根本原因就是核电厂在地震和海啸后，未能保障必要的电力供应。
厂外交流电源全部因地震坍塌损毁，一直在事故发生后的第九天，厂外电源才被接通至福岛电厂现场。
AP1000核电厂设计也没有考虑到厂外交流电源电网的抗震设计，如果在发生因特大地震造成的严重事故后，外电网全面瘫痪对核电厂的应急事故管理是极为不利的，纵使AP1000核电厂本身的安全系统不依赖于厂外交流电源，但是在严重事故后的处理方面，能在极短时间内恢复核事故现场的厂外交流电源供电显然是非常有益的，将对严重事故后的事故处理起到积极作用。
建议适当提高厂内备用柴油发电机和辅助柴油发电机及相关系统的抗震等级。
AP1000核电厂的备用交流电源系统有两台备用柴油发电机(D级，4500KW，
10KV)，在失去正常的优先交流电源的情况下，向选定的用电设备供电，作为纵深防御系统设备，主要为反应堆冷却剂系统提供后备电源，带走反应堆余热。
既然作为核电厂的纵深防御系统设备，根据福岛核电站事故教训，建议适当提高备用电源系统及辅助电源系统的抗震等级，由目前的非抗震要求类，提高到抗震Ⅱ类设备，即要求其满足在设计基准地震发生后，能维持其基本功能。
这样，才能在因强震引起的核电厂严重事故72小时以后，发挥其作用。
核岛厂房布置改进
建议柴油发电机组设备及相关电气配电设备布置增加防水淹措施。
导致福岛核事故的原因之一是海啸淹没了许多重要的设备设施（包括用于冷却的海水泵、应急柴油发电机、配电盘等），损坏了电力供应设备。
针对上述问题，AP1000的柴油发电机设备及配电装置同样存在这个问题。
AP1000核电厂柴油发电机及其辅助系统安装于专门的柴油发电机厂房内，但是该厂房的设计及布置都不能满足防止水淹及海啸的要求，为了能达到目标安全水平，即使超过设计预期海啸的情况下或洪水袭击位于河边的设施的情况下，也确保其设计功能。
建议在AP1000核电厂的设计考虑通过下述措施来确保柴油发电机设施的水密性，例如，安装能承受海啸和洪水摧毁力的水密门，阻断洪水路径（例如管道）、安装排水泵、适当提高配电装置的布置高度等措施。
建议适当加强应急指挥中心功能
具备指挥多堆发生事故的能力
在福岛核事故中，有多座反应堆同时出现问题，导致用于事故响应的资源不得不被分散使用，导致事故发生后，事故处理所需的人力和物资不能满足多座反应堆事故处理的需要。
根据福岛核事故教训，建议在AP1000核电厂拥有多座反应堆的核电站中采取适当措施，以确保在事故反应堆开展的应急响应工作能够独立于位于同一电站中的其他反应堆，建立一个确保每座反应堆均能独立实施事故响应的组织机构体系，这样以有利于应对多堆事故后的处理。
建议适当提高应急中心的抗震设计
根据彭泽核电厂的初设文件显示，彭泽核电厂的应急指挥中心目前是按抗震设计防护烈度7度设计考虑的，相当于抗地震峰值加速度0.12g来进行设计考虑，根据福岛核事故特大地震的教训，建议AP1000核电厂应急指挥中心的建筑设计按核安全抗震Ⅱ类来设计考虑，即在发生超设计基准地震后，仍能满足其设计功能要求，进一步增加纵深防御的冗余度。
小结
相对发生事故的日本福岛核电站，AP1000压水堆的先进非能动设计理念在技术性能和安全设计上具有本旨上的先进性，AP1000的这种设计，事故后对堆芯的冷却以及对安全壳大气的冷却等等完全可以在短时间内不依赖于外部电源以及人为干预而自行完成，从而保证三道屏障的完整性，避免放射性物质向环境的释放。
最终保证厂区、工作人员以及公众的安全。
参考文献：
日本政府在国际原子能机构（IAEA）部长级核安全大会上的报告（2011.6）。
《非能动安全先进核电厂AP1000》作者：林诚格，郁祖盛，欧阳予。
西屋公司AP1000设计控制文件18版。
《AP1000核电厂系统与设备》中国电力投资集团公司，山东核电有限公司。