EPRI发布先进轻水反应堆业主要求文件(URD)最新版本-第12版
AP600核电站的系统简介
6.2 AP-600，西屋西屋公司先进的非能动压水堆AP-600是一种电功率为600MW的压水反应堆，它具有先进的非能动的安全特性，并且通过广泛采用简化设计从而显著提高了电站的建造，运行和维护性能。
电站设计充分利用了经过30多年压水堆运行经验验证的成熟技术。
在世界范围内，压水堆的比重占所有轻水反应堆的76%，而67%的压水堆是建立在西屋压水堆技术基础之上的。
AP-600的设计目标是达到很高的安全和性能记录。
它的设计虽然基于保守的已被验证的压水堆技术，但是在安全特性方面强调依赖自然力。
安全系统尽可能使用自然驱动力比如压缩气体，重力流和自然循环流动。
安全系统不使用能动部件（比如泵，风机或柴油发电机）并且设计为功能实现不需要安全级的支持系统（比如交流电源，部件冷却水，生活服务水，采暖通风）。
控制安全系统所需的运行人员的操作在数量上和复杂度上都尽可能小；其宗旨就是用自动实现取代运行人员的操作。
最终结果就是形成的设计显著降低了复杂度并提高的可操作性。
AP-600的标准设计符合所有适用的美国核管会标准。
大量的安全分析工作已经完成，相关内容写入了提交核管会的标准安全分析报告（SSAR）和概率风险评价（PRA）。
广泛的实验计划也已经完成，从而验证了电站的创新性设计在运行中将与预期的设计和分析一致。
概率风险评价（PRA）的结果表明了其具有满足先进反应堆设计目标的非常低的堆芯损坏几率，并且由于改善了安全壳的隔离与冷却能力，其也具有很低的放射性泄漏几率。
AP-600的设计理念中非常重要的一个方面是关注电站的可操作性和可维护性。
这些因素已经融入了其整个的设计过程。
AP-600的设计具有许多独到之处，比如通过简化设计在提高可操作性的同时也减少了部件及其配套设施的数量。
特别是，简化的安全系统显著地简化了技术规格，从而降低了监督的要求。
通过强调已验证的部件的应用，从而确保达到高水平的可靠性同时具有很低的维护要求。
部件的标准化降低了备件的数量，减小了维护的培训要求，并且使维护周期进一步缩短。
IMO新要求宣贯
通过的决议及主要通函
➢ MEPC通函
➢ 双燃料发动机、气体燃料发动应用MARPOL附则VI Tier III标准指南 （MEPC.1/Circ.854）
极地规则（Polar Code） (MEPC.XXX(68))
➢ 主要内容（Part II-A）（续）：
➢ 第5章 防止垃圾污染
➢ 船舶只有在尽可能远离海冰密集度mm）的食品废弃物，且在任何情况下距最近 陆地、最近冰架或最近的固定冰均不得少于12海里；
➢ 主要内容（Part II-B）：
➢ 鼓励船舶在北极水域营运时应用MARPOL附则I第43条的要求。 ➢ 在位于水下船体外部有直接海水接触面的需润滑的部件应考虑到无毒
性生物可降解润滑剂或水基系统，例如轴封和回转密封。 ➢ 鼓励A类和B类新造船载运3型船NLS物质的液货舱设有外壳保护； ➢ 在BWM公约生效前应考虑符合D-1条的压载水置换标准或D-2条的压
➢ 第3章 防止包装有害物质污染
➢ 无内容（留空白）
极地规则（Polar Code） (MEPC.XXX(68))
➢ 主要内容（Part II-A）（续）：
➢ 第4章 防止生活污水污染
➢ 关于船舶距最近陆地超过3海里或12海里的排放要求同样适用于距 任何冰架或固定冰的排放距离要求；且应尽可能远离海冰密集度超 过1/10的区域；
➢ 因此对2017年1月1日前建造的航行于极地水域的船舶，应允许使用现有 证书直至到期日，因为对这些船没有新结构要求。
➢ 对于在极地水域持续航行超过30天不能满足零排放要求的A类现有船， 应在不迟于2017年1月1日后一年后的首次中间或换证检验（以早者为 准），满足零排放要求。对于这种船，可通过主管机关签发一个批准函 （a letter of approval）的方式替代对IOPP证书的批准。
压水堆核电厂反应堆换料安全评价通用要求-最新国标
目次6.1 反应堆换料设计与换料安全评价 .................................................. 3 6.2 换料安全评价方法与要求 ........................................................ 3 6.3 关键安全参数选取原则 .......................................................... 4 范围..............................................................................1规范性引用文件....................................................................1术语和定义........................................................................1缩略语............................................................................2核电厂工况分类....................................................................3换料安全评价通用要求123456..............................................................36.4换料安全评价软件要求 .......................................................... 4 7 通用关键安全参数评价要求 .......................................................... 4 7.1 反应堆动力学通用关键安全参数 .................................................. 4 7.2 DBC-1工况包络功率分布的通用关键安全参数 ....................................... 5 7.3DBC-2工况反应堆保护定值的通用关键安全参数 ..................................... 5 8 特定关键安全参数评价要求 .......................................................... 6 8.1 硼稀释事故 .................................................................... 6 8.2 控制棒落棒事故 ................................................................ 7 8.3 次临界或低功率启动工况下控制棒组失控提出事故 .................................. 8 8.4 功率运行工况下单束控制棒失控提出事故 .......................................... 9 8.5 控制棒弹出事故 ................................................................ 9 8.6主蒸汽管道破裂事故 ........................................................... 10 9 报告编制要求 ..................................................................... 11 9.1 换料安全分析检验清单 ......................................................... 11 9.2 换料安全评价报告 . (11)压水堆核电厂反应堆换料安全评价通用要求1范围本文件规定了压水堆核电厂反应堆换料设计中的安全评价通用要求，给出了换料安全评价采用的方法和评价所需的通用关键安全参数与特定关键安全参数。
EP-12环境监测与测量管理程序
环境监测与测量管理程序EP-12编制人：日期：审核人：日期：批准人：日期：1.0目的：1.1 本规定是为了确保环境管理系统的正常运行，对可能具有重大环境影响的运行与活动的关键特性进行例行监测方法的规定。
1.2 对各种管理规定要求的环境测定项目、方法及担当部门进行规定。
1.3 目标、指针的跟踪。
1.4 规定环境相关法律、法规及其要求的遵守情况的监控方法。
2.0 适用范围：全公司范围内环境管理系统相关的监测程序及运用。
3.0 职责：3.1 行政部负责公司环境活动的监测和测量。
3.2 各有关单位配合监测工作。
4.0 工作程序：4.1 监控4.1.1 监控方法4.1.1.1 各执行单位责任者负责制定相应的程序或作业指导书，程序或作业指导书必须对必要的作业事项进行具体的描述。
4.1.1.2 监控人员依据程序或作业指导书实施环境监控作业。
4.1.1.3 监控人员依据判定标准对监控结果进行判定。
4.1.1.4 当监控人员发现环境管理系统出现偏差时，要将本次监控数据与以往的监控资料一起向上司报告。
4.1.1.5 监控人员以报告书、月报等形式将必要的监控记录(实施日、监控结果、判定结果等)向上司报告。
4.1.2 监控用仪器的矫正依《计量器具控制程序》实施。
4.1.3 记录管理：依据《记录管理程序》实施。
4.1.4 纠正与预防：当环境管理系统发生偏差时，依据《纠正与预防措施要求程序》以及作业指导书进行相应的处置。
4.2 环境项目的测定4.2.1 测定项目、测定方法及担当部门4.2.1.1 测定项目主要是对环境有重大影响的管理对象，有以下几方面：★水体污染项目★噪音污染项目★大气污染项目4.2.1.2 由行政部负责，每年与国家认可之环境检测机构对我公司废水、废气和噪音排放进行一次检测，并保留检测机构出具的检测记录。
4.2.2其它测定项目1、环境目标、指标完成情况的监视和测量。
2、环境表现的监视和测量，如仓库、车间环境行为；车辆管理；能源资源消耗骑情况等。
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。
Ionpure EDI产品介绍
简化，设计更加方便，操作维护更加简便。
Ionpure核心产品线 CEDI 膜堆
Ionpure CEDI 产品创新
Ionpure 核心产品 – 3 种类型 (MX, LX, VNX)
1) MX 系列 (低流量 实验室/小型商品化系统)
能与小型竖立RO系统完美结合使用
2) LX (中等流量工业型)
力量向客户提供全方位的支持
北京乾通 联系人：杨禹
电 话：010-6437 9278/9279
传 真：010-6437 9276
带注盐系统的膜堆
避免在浓水室加盐
在浓水与极水室中填充树脂
与在淡水室中填充树脂的有利之减少膜堆电阻 无任何由于加盐造成的不良作用 Ionpure膜堆是市场上仅有的“全填充式”结构的CEDI设 备 已有超过13年生产和使用这一技术的经验
二、不用浓水循环
总部 , 研发和制造中心 – 美国马萨诸塞州（MA）Lowell市
医药
电力
电子
Ionpure 的优点
一、浓水室不用加盐
其他膜块加盐目的
减少浓水室带有隔网的膜堆的膜堆电阻 在电压不变的情况下增加电流
缺点
更高的投资和运行费用 增加了浓水的TDS 在阳极产生氯气 Cl- ½ Cl2 + e 产生盐桥和电弧的机率增加
能为客户提供最优的解决方案。
Ionpure的使命
我们的使命是向客户提供:
最好的产品 如何正确使用的丰富经验 最好的技术支持
产品： Ionpure拥有性能最优，操作和维护最简单的CEDI产品
经验 ：Ionpure在全球医药，电力，电子领域拥有最丰富的
CEDI应用经验
支持 ：Ionpure通过与美国工厂联系紧密的当地销售和技术
先进轻水堆核电站的用户技术设计要求
先进轻水堆核电站的用户技术设计要求
曲静原;薛大知
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1999(20)5
【摘要】自美国电力研究所（ＥＰＲＩ）用户要求文件（ＵＲＯ）和欧洲用户要求文件（ＥＵＲ）发表以来，目前已被用于好几个先进轻水堆核电站的设计，有关国家的核安全管理当局也对这些文件持肯定的态度。
本文重点描述了ＵＲＤ和ＥＵＲ的文件结构，所阐述的有关安全政策以及所建立的主要定量安全要求，并简要介绍了有关核安全管理当局对这些用户要求文件的看法。
【总页数】6页(P465-470)
【关键词】用户要求文件;轻水堆;安全裕量;核电站
【作者】曲静原;薛大知
【作者单位】清华大学核能技术设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.91
【相关文献】
1.先进轻水反应堆业主要求文件（ALWR—URD）中对核电厂抗震设计要求 [J], 姚伟达;张明;秦承军
2.轻水堆技术选择标准——欧洲用户要求(EUR)组织简介 [J], 闫淑敏
3.日本"先进"反应堆竞争激烈/Sesame将用于中国核电站的应急软件/朝鲜敦促美
国履行为朝建设轻水堆的承诺 [J],
4.美国用户对非能动先进轻水堆的安全要求 [J], Mars.,TU;孙华平
5.美国会议员要求结束能源部的先进轻水堆计划 [J], 微亮
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轻水反应堆RBI-Part 2
CRTD-Vol.20-4 基于风险的检测导则制订第2卷-第2部分轻水反应堆(轻水堆)核电站部件PREPAHED BYThe Research Task Force on Risk-Based Inspection GuidelinesAPPOINTED BY The Planning Committee on Certification and Standardization Research of the ASME Center forResearch and Technology DevelopmentF O RThe United States Nuclear Regulatory CommissionThe United States Department of EnergyEdison Electric InstitutePacific Northwest National LaboratoryWestinghouse Owners GroupElectricite de FranceLockheed Idaho Engineering LaboratoryR EVIEWED A N D E DIT E D BYSteering Committee on Risk-Based Inspection Guidelines and anIndependent Peer Review CommitteeTHE AMERICAN SOCIETY OF MECHANICAL ENGINEERS United Engineering Center/345 East 47th Street/New York, NY 10017DISCLAIMERThis report was prepared as an account of work sponsored through the American Society of Mechanical Engineers Center for Research and Technology Development and in collaboration with the Center for Building Systems and Technologies at the University of Maryland (referred to hereafter with the collaborators as the Society1 by the U.S. Coast Guard National Maritime Center and Naval Warfare Center (referred to hereafter as the Sponsor).Neither the Society nor the Sponsor nor Westinghouse Electric Corporation, Engineering Mechanics Technology Inc., Soza & Company, Ltd., U.S. Naval Academy (collectively referred herein as the Sponsorees), or others involved in the preparation or review of this report nor any of their respective employees, members, or persons acting on their behalf, make any warranty, expressed or implied, or assume any legal liability or responsibility for the accuracy, completeness, or usefulness of any information, apparatus, product, or process disclosed, or represent that its use would not infringe privately owned rights.Reference herein to any specific commercial product, process, or service by trade name, trademark, manufacturer, or otherwise does not necessarily constitute or imply its endorsement, recommendation, or favoring by the Society, the Sponsors, the Sponsorees, or others involved in the preparation or review of this report, or agency thereof. 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Requests for special permission or bulk reproduction should be addressed to the ASME Technical Publishing Department.ISBN NO. 0-7918-1234-0Copyright © 1998 byTHE AMERICAN SOCIETY OF MECHANICAL ENGINEERSAll Rights ReservedPrinted in U.S.A.ACKNOWLEDGMENTSAlthough this document represents the work of the research task force members, this study would not be possible without the contributions of a large number of leaders from academia, government, and industry.The steering committee members have carefully guided the project, and teamed with the independent peer review members to diligently review and edit this document. The valuable and generous contributions of those members is greatly appreciated.The research task force acknowledges with appreciation the contributions of many individuals who assisted in writing this report. In particular, Dr. Spencer Bush provided background information on industry experience with failure mechanisms and technical information on components that have been evaluated using probabilistic methods relative to integrity and inspections.The research task force gives special acknowledgment to three individuals who participated in the research meetings and contributed to the writing of this document. Nancy Closky (Westinghouse) provided input on the risk ranking of piping segments and the use of probabilistic safety assessment models and risk-importance measures in the risk-based inspection process. Bob Perdue (Westinghouse) contributed many of the decision analysis sample applications to optimize inspection programs for high safety-significant components and piping. Ray West (Northeast Utilities) provided valuable assistance in preparing the probabilistic risk-based ranking procedure in Appendix B.We gratefully acknowledge the contribution of pilot application results for this document from the following organizations:●Battelle Pacific Northwest National Laboratory and U.S. Nuclear RegulatoryCommission: initial Suny-1 pilot application results, numerous structural reliabilityevaluations for piping and vessels;●Boiling Water Reactor Owners Group: summary of developments on vessel integrityprogram efforts;●Electricite de France: technical information on steam generator applications;●Northeast Utilities: Millstone Unit 3 risk-based JSI pilot demonstration to all key plantpiping systems; Virginia Power: Initial Surry-1 pilot application results and preliminary information from the Surry-1 risk-based ISI benchmarking work;●Westinghouse Owners Group: Millstone Unit 3 risk-based ISI pilot demonstrationmethods and results, preliminary information from the Surry-1 benchmarking effort, and summary of reactor coolant pump flywheel study.Finally, the secretarial, word processing, and technical support staff of Battelle Pacific Northwest National Laboratories and Westinghouse Electric Corporation as well as the ASME Technical Publishing Department staff are acknowledged for their dedicated and diligent efforts in compiling, editing, and publishing this document.CRTD-Vol.20-4基于风险的检测导则制订第2卷-第2部分轻水反应堆(轻水堆)核电站部件摘要有效的在役检验(ISI)计划对于轻水反应堆(LWR)核电站部件来说可在最小化结构失效方面扮演一个重要的角色。
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EPRI发布先进轻水反应堆业主要求文件（URD）最新版本－第12版
【EPRI门户网站2013年12月发布】
近日，EPRI发布了先进轻水反应堆业主要求文件（URD）最新版本－第12版。
对比之前版本URD，第12版URD作了重大更新，吸纳了近期运行经验、最佳实践及新的监管制度，新增了影响先进轻水堆部署的经济环境变更，数字化仪控、先进无损检测及分析工具精细化等技术进步，性能改进或老化特性较好的新材料等内容。
第12版URD的重大修订涵盖众多领域，包括材料选择、可检查性、福岛核事故经验、数字化仪控系统、网络安全、概率风险评估、埋设管道及储罐、阴极保护、电缆、设备可靠性、维护、换料、电气系统、冷却水及电站支持系统（cooling water and site support systems）、蒸汽发生器、水化学等。
从第1版至第11版，URD都是包括三卷：第一卷先进轻水堆方针及顶层要求、第二卷改进型电站的要求、第三卷非能动电站的要求。
第12版URD改进了文件结构：将URD文件结构改成分层形式，这种文件结构类似于新堆型设计认证的文件结构。
第12版URD的文件结构是：第一层：概述
第二层：方针及顶层要求
第三层：详细要求
其中，第二层包括了先进轻水堆的方针及顶层要求。
第三层包括了同时适用于改进型电站和非能动电站的详细要求、仅适用于改进型电站的详细要求和仅适用于非能动电站的详细要求。