世界钠冷快堆运行经验
钠冷快堆严重事故与缓解措施概论
INDUSTRY SCIENCE AND TECHNOLOGY行业科技1 钠冷快堆严重事故钠冷快堆（sodium -cooled fast reactor, SFR ）是一种由液态金属钠冷却的核反应堆。
作为一种采用液态金属冷却剂的快中子反应堆，钠冷快堆与其他反应堆相比具有许多独特优势。
例如，液态钠无中子慢化作用，不影响快中子裂变；同时，液态钠具有较高的热导率与比热，在发生冷却剂失流等相关冷却剂装量减少的事故工况下，可以有效防止堆芯过热。
此外，由于液态钠的沸点较高，大于反应堆的正常运行温度，冷却剂系统可以在接近环境压力下运行。
截至目前，钠冷快堆在正常运行工况下具有较高的负反馈系数，已成为第四代反应堆系统中的主导堆型[1]。
然而，钠冷快堆堆芯解体严重事故（core disruptive accident ，CDA ）可以快速引入巨大的正反应性，引起功率激增和燃料破碎，事故发生时间尺度达到秒量级，给核电站安全带来毁灭性的打击[2-3]。
导致钠冷快堆发生堆芯解体严重事故的主要原因是未能紧急停堆的预测瞬态事故（anticipated transient without scram ，ATWS ），而无保护失流（unprotected loss of flow ，ULOF ）是典型的ATWS 事故。
在事故状况下，由于冷却剂供应不充分，堆芯功率超过冷却剂所能提供的冷却效率，堆芯温度急剧升高并逐步熔化，从而可能在堆芯区域形成大型熔融燃料池。
在熔融池形成和膨胀过程中，如果控制棒导管管壁破损，一部分液钠将可能注入熔融燃料池中并发生剧烈的相互作用（fuel -coolant interaction ，FCI ）[4]。
活跃的FCI 依然会产生较大的瞬态压力峰，从而引发熔融池剧烈晃动（sloshing ），导致燃料聚集(fuel compaction)，存在再临界（re -criticality ）的危险[5-7]，其过程如图1所示。
BN800:定位于闭式燃料循环的先进钠冷快堆核电站
BN800：定位于闭式燃料循环的先进钠冷快堆核电站吴兴曼【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2011(031)002【摘要】作为实际上快堆技术最先进的国家之一,俄罗斯始终站在快堆技术发展的前沿.在成功运行了电功率为600MW的BN600快堆核电站近30年,以及在其基础上改进并完成数次设计优化数十年后,终于决定建设别洛雅尔斯基核电站4号机组(BN800快堆电站).BN800快堆核电站被认为是世界上正在付诸工程的最为先进的快堆核电机组.我国的快堆技术发展已有数十年,随着中国实验快堆即将投运,中国示范快堆电站已经提上议事日程.同时,以快堆为关键环节的闭式燃料循环发展战略已经引起了我国相关领域专家和决策层的关注.本文作者在其多年从事中俄快堆技术合作积累的经验基础上,参考俄罗斯发表的最新并且权威的关于BN800快堆核电站的文献,编译成综合性介绍文章,供我国从事核燃料循环战略研究、快堆技术发展研究等相关领域的领导和专家参考.【总页数】8页(P127-134)【作者】吴兴曼【作者单位】中国原子能科学研究院,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL61.3【相关文献】1.钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程的数值模拟研究 [J], 周志伟;杨红义;冯预恒;李淞2.钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发 [J], 马晓; 林超; 李淞; 周志伟; 冯预恒; 张东辉3.基于多表面封闭系统网络法的钠冷快堆乏燃料组件内部传热数值分析 [J], 陈翔;吴增辉;熊进标;程旭;师泰4.俄BN-800钠冷快堆1/3堆芯装填MOX燃料 [J], 伍浩松;赵宏5.俄BN-800钠冷快堆2022年将实现全堆芯MOX燃料运行 [J], 伍浩松;戴定因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
钠冷快堆蒸汽发生器主材研究进展
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钠冷快堆蒸汽发生器主材研究进展
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摘 要 ： 介 绍 了国 内外快 堆 蒸 汽 发 生 器材 料 的 选 用 情 况 阐 述 了２ ２ ５ Ｃｒ ｉ Ｍｏ 材 料 的研 究与 应 用进 展 情 况 、 并 在 此 基础 上 提 出 了２ ２ ５ Ｃ ｒ ｌ Ｍｏ 材 料 的 国产 化研 究方 向 关键 词 ： 快堆 ； 蒸汽 发 生 器材料 ： ： ． ２ ５ Ｃｒ １ Ｍ０ 中图 分 类号 ： Ｔ Ｑ１ ２ ７ 文 献标 识 码 ： Ａ 文 章 编号 ： １ （ ） （ １ ２ ５ ０ ６ ５ （ ２ ０ １ ７） ０ ９（ ） １ ８ 卜０ ２
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大型钠冷快堆操纵人员执照考核管理实践曲文一李洋龙陈以涛鲍奕嘉
大型钠冷快堆操纵人员执照考核管理实践曲文一李洋龙陈以涛鲍奕嘉发布时间：2023-05-30T14:25:53.499Z 来源：《科技新时代》2023年6期作者：曲文一李洋龙陈以涛鲍奕嘉[导读] 在严格遵循核安全法规及能源行业标准的条件下，通过对霞浦核电厂操纵人员执照考核工作的管理，建立大型钠冷快堆操纵人员执照考核体系、完善标准化执照考核管理过程、落实风险防控机制，建立联动协同办公机制，实施智能化数据信息反馈，从流程体系、组织结构、风险防范等全局角度出发，对执照考核的各方面、各层次、各要素统筹规划，集中有效资源，完善顶层设计。
中核霞浦核电有限公司福建省宁德市霞浦县 355100摘要：在严格遵循核安全法规及能源行业标准的条件下，通过对霞浦核电厂操纵人员执照考核工作的管理，建立大型钠冷快堆操纵人员执照考核体系、完善标准化执照考核管理过程、落实风险防控机制，建立联动协同办公机制，实施智能化数据信息反馈，从流程体系、组织结构、风险防范等全局角度出发，对执照考核的各方面、各层次、各要素统筹规划，集中有效资源，完善顶层设计。
关键词：执照考核；操纵人员；管理实践1.大型钠冷快堆执照考核体系综合考虑执照考核执行过程中各个单位层级和要素，统筹规划，集中公司内部和外部的有效资源，建立钠冷快堆执照考核体系，有利于高效快捷地实现执照考核目标。
根据执照考核法规和标准，编制《操纵人员执照考核实施细则》，从组织机构、考试准备、试题编制审查、试卷复印保存、考试实施、考试评判等角度，对执照考核每一项工作做出细致和明确的要求。
根据公司进度计划，制定匹配电厂装卸料、机组调试、正式投用等重大节点的操纵人员执照考核流程。
流程中细分为一级节点和二级节点两个层级，倒推出递交执照考核申请文件，考核试题编制，考生体检和测评，执照资格审查等一级节点的底线时间，对每个二级节点的时间进行适应性评估，充分预留应急时间，每个环节精确责任处室。
建立执照考核组人员月度例会制度和考委秘书处周例会反馈机制，对执照考核流程整体谋划，将执照考核进度与工程建设进度紧密结合，针对产生偏差的节点制定相应纠偏对策，实现快速响应。
基于RELAP5-3D钠物性模型改造及验证
基于RELAP5-3D钠物性模型改造及验证谭伟1袁显宝2阮杨1*1.恩施职业技术学院 湖北恩施 444300；2.三峡大学 湖北宜昌 444324摘要：为使RELAP5-3D程序计算结果更准确，误差更小，在保证程序使用方法不变的前提下，采用新的钠物性模型对程序进行改造，并选用EBR-Ⅱ反应堆SHRT-45R基准题对改造后程序进行验证，比较两次的计算结果与试验值误差大小。
结果显示：改造后程序计算结果变化趋势与试验结果相符，与改造前计算结果相比误差明显减小，初步证明了改造后程序计算结果比改造前更可靠。
关键词：RELAP5-3D程序 钠物性 钠冷快堆 程序改造中图分类号：TL361文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2024)05-0098-04Improvement and Validation of the Sodium Property Model forRELAP5-3DTAN Wei1YUAN Xianbao2RUAN Yang1*1.Enshi Polytechnic , Enshi, Hubei Province, 444300 China;2.China Three Gorges University, Yichang, HubeiProvince, 444324 ChinaAbstract:This study applies a new sodium property model to improve the RELAP5-3D program, and uses the SHRT-45R benchmark problems of the EBR-II reactor to verify the improved program, without changing the usage of the program, so as to make the calculation results of the RELAP5-3D program more accurate and its er⁃rors smaller. The study compares the results of two calculations and the error magnitude of experimental values. The results show that the change trend of the calculation results of the program after improvement is consistent with experimental results, and that the error is significantly reduced compared to the calculation results before im⁃provement, which preliminarily proves that the calculation results of the program after improvement are more reli⁃able than those before improvement.Key Words: RELAP5-3D program; Sodium property; Sodium-cooled fast reactor; Program improvement日本福岛事故之后，各国都致力于寻找更加安全的堆型。
钠冷快堆 热效率
钠冷快堆热效率介绍钠冷快堆是一种利用钠作为冷却剂的快中子反应堆。
它是一种高效、安全、环保的核能发电技术。
在这篇文章中，我们将详细探讨钠冷快堆的热效率及其优势。
1. 钠冷快堆的基本原理钠冷快堆通过控制中子速度和能量来实现核能的释放。
具体而言，它使用了高能快中子来引发核反应，而快中子会被钠冷却剂吸收并转化为热能。
这种热能可以转化为蒸汽驱动涡轮机产生电力。
2. 钠冷快堆的热效率优势钠冷快堆相较于传统的水冷反应堆具有以下热效率优势：2.1 高温工作钠冷快堆的冷却剂是液态钠，相较于水的沸点100℃，钠的沸点高达883℃。
这使得钠冷快堆能够在高温条件下运行，提高了热效率。
2.2 热交换效率高由于钠的热导率较高，钠冷快堆能够更有效地传递热能，提高了热交换效率。
这意味着更多的热能可以被转化为电能，提高了发电效率。
2.3 高燃烧效率钠冷快堆使用高能快中子来引发核反应，相比于慢中子反应堆，快中子具有更高的激发截面，可以更高效地引发核反应，提高了燃烧效率。
2.4 高燃料利用率传统的水冷反应堆使用浓缩的铀-235作为燃料，而钠冷快堆可以使用自然铀或贫化铀作为燃料，大大提高了燃料的利用率。
3. 钠冷快堆的应用领域钠冷快堆具有广泛的应用领域，包括但不限于以下几个方面：3.1 核能发电钠冷快堆作为一种高效、安全的核能发电技术，可以在不产生温室气体的同时大量生成清洁能源。
3.2 海水淡化钠冷快堆的高温工作条件使其成为一种理想的海水淡化技术。
热能可以用来蒸发海水，并通过选择性蒸发和凝结来实现海水淡化。
3.3 氢气生产钠冷快堆可以用来产生高温热能，使得水分解产生氢气的效率更高。
这对于氢能源的开发具有重要意义。
3.4 放射性废物处理钠冷快堆可以将放射性废物转化为高燃烧效率的燃料，从而减少了核废料的产生并提高了放射性废物的处理效率。
结论钠冷快堆的热效率优势使其成为一种非常有前景的核能发电技术。
它不仅可以高效地转化核能为电能，还可以应用于海水淡化、氢气生产以及放射性废物处理等领域。
钠冷快堆组件结构材料发展概述
钠冷快堆组件结构材料发展概述【Abstract】This article mainly introduces the development of structural materials for sodium-cooled fast reactor fuel assemblies.The initial cladding material is 316 austenitic steel and the final direction of development is ODS ferrite/ martensitic steel.The initial wrapper tube is 316 Austenitic steel，the final direction of development is also ODS steel.The performance of the material is improved，and it will increase the fuel burnup levels.And directly improve the safety and economy of the reactor【Key words】Fast reactor；Components；Cladding tube；Wrapper tube0 前言近年来，液态金属冷却快中子反应堆（LMFR）燃料和燃料循环研究受到国际广泛关注，如创新型核反应堆和燃料循环（INPRO）国际项目，第四代核能论坛（GIF）和全球核能伙伴计划（GNEP）。
LMFR 燃料开发活动迄今仅限于少数国家，即美国，英国，俄罗斯，韩国，日本，印度，中国和德国。
自50年代LMFRs建成并运营以来，已累积大约400堆年的运行经验。
目前只有少数LMFRs正在运行。
分别是俄罗斯的BOR-60，BN-600和BN-800；中国实验快堆（CEFR）；印度的快中子增殖试验堆（FBTR）。
钠冷快堆的安全性
钠冷快堆的安全性徐銤【摘要】钠冷快堆具有许多固有安全特征:高的热导率,低压的钠系统,钠对快堆材料腐蚀甚微,熔融燃料与钠无剧烈相互作用,钠辐照后不产生长寿命放射性核素,有足够的运动粘度和热膨胀系数,易于设计非能动事故余热排出系统等.中国实验快堆是一座热功率65 MW、电功率20 MW的钠冷池式快堆,除具有上述固有安全特征外,它还设计有负的温度效应、功率效应和堆芯钠空泡效应,设有独立的非能动事故余热排出系统、非能动接钠盘、堆容器非能动超压保护系统、非能动冷却的堆芯熔化收集器等,以及具有完备可靠的主动安全系统.中国实验快堆达到了第四代核电系统的安全目标.%The sodium cooled fast reactor possesses a number of inherently safe properties: high thermo-conductivity, low pressurized sodium system, tiny corrosion on materials used in SFR by sodium, no any acute molten fuel-sodium interaction, no long-lived nuclides produced after irradiation, enough dynamic viscosity and heat volume expansion to design possibly an passive accident decay heat removal system, etc. The CEFR is a sodium cooled pool type fast reactor with thermal power 65 MW and electric power 20 MW. Besides above-mentioned properties, the CEFR is designed with negative reactivity effect of temperature, power and sodium void, independent passive accident decay heat removal systems, passive leaked sodium receivers, passive over-pressure protection system and passive cooled reactor core molten receiver, etc. And the CEFR is also equipped by reliable active maturity safety systems. The safety of CEFR is reached to the safety aims of Generation ? of nuclear systems.【期刊名称】《自然杂志》【年(卷),期】2013(035)002【总页数】6页(P79-84)【关键词】钠冷快堆;固有安全特征;非能动安全性;中国实验快堆【作者】徐銤【作者单位】中国工程院院士,中国原子能科学研究院,北京102413【正文语种】中文中国经济的快速发展和人民生活水平的改善需要大规模清洁能源的支持，核能是清洁能源的一种。
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世界钠冷快堆运行经验【法国《核综论》2010年第3期报道】截至2009年年底，包括试验堆和动力堆在内，全球先后共建成并运行了18座钠冷反应堆，累计运行403年。
如果除去试验堆，用于发电的快堆有6座，分别是英国的原型快堆（PFR）、法国的凤凰堆（Phenix）和超凤凰堆（Superphenix）、俄罗斯的BN-350和BN-600以及日本的文殊堆（Monju）。
下文先简要介绍全球已建成的各种快堆，然后介绍凤凰堆和超凤凰堆在其各阶段的利用率，并对BN-600与特里卡斯坦1号机组的利用率进行比较分析。
最终得出的结论是，目前在建和计划建设的钠冷快堆将能达到令人满意的利用率水平。
钠冷快堆的历史回顾表1概述了世界上所有钠冷快堆的运行情况。
截至2009年年底，所有钠冷快堆累计运行了403年。
表1列出的大部分反应堆均为小功率试验堆，没有实现工业发电，不能作为利用率分析的目标，这些反应堆包括敦雷快堆（DFR）、 EBR-II 、Rapdodie、 BOR- 60、常阳堆（JOYO）、KNK II 和FBTR。
此外，EFFBR的运行时间很短，FFTF虽然规模较大却没有发电系统，因此都不在考虑范围之内。
哈萨克斯坦的BN-350该堆于1999年停堆，正在进行退役，是一个典型案例。
虽然该堆曾多次发生故障，例如包壳破裂、蒸汽发生器中钠/水反应等，然而该堆在20年运行期间仍实现了很高的负荷因子。
除了在运行的前几年遇到了一些困难，尤其是蒸汽发生器缺陷，该反应堆的负荷因子在1976—1995年期间曾达到85%。
在最终停运之前的几年，由于资金短缺，该堆很少运行。
该堆的经验反馈已运用到BN-600设计中。
英国的原型快堆该堆于1974年达到临界。
在1986年之前，由于蒸汽发生器的蒸发器模块存在设计缺陷（管板连接），该堆的年负荷因子基本上没有超过12%。
在1986—1991年的最佳运行期间，负荷因子平均为39%，仍然受到蒸汽发生器以及材料问题的影响。
该堆在1994年最终停堆。
日本的文殊堆1995年在启动试验时，该堆二回路发生大量钠（640 Kg）泄漏。
此后，日本对该堆的整体安全性进行了检查。
为了纠正事故暴露的缺陷，决定进行改进，主要是防止钠泄漏。
在经过核安全机构和地方政府长时间的审查认可之后，2005—2007年实施了改造工程。
该堆预期在2010年重新投入运行。
在长期停运之后，为了重新获得沿岸居民的信任，日本制定并执行了庞大的公共宣传计划。
凤凰堆的利用率法国凤凰堆共运行了35年，经历了4个阶段：• 1974—1990年，反应堆系列运行和示范阶段；• 1990—1993年，负反应性自动停堆后的调查研究阶段；• 1994—2002年，革新阶段；• 2003—2009年，以2/3的功率运行阶段。
1974—1990年的运行在此阶段，中间换热器的设计缺陷，曾导致该堆的一回路部件全部被取出进行修理和改进。
在1982年和1983年，蒸汽发生器的再热器模块发生钠-水反应，导致必须更换全部再热器，反应堆因此停堆。
尽管发生了这些事件，在此期间平均负荷因子仍达到约60%（达到250 MWe的额定功率）。
在1974—1990年期间，导致该堆停堆的因素包括（见图1）：蒸汽发生器（15%）、控制系统（2.6%）、汽轮机和辅助回路（7.8%）、中间换热器（30%）、钠泄漏（2.8%）、燃料装卸（12.2%）、装卸意外（1.2%）、计划维修（16.4%）、包壳破裂（1.1%）、控制棒（2.2%）、操作失误（0.3%）以及其他（电网、试验、行政审批延期，8.2%）。
表1 截至2009年世界快堆运行数据反应堆（国家）热功率（MW t）首次临界日期最终停运日期运行时间（年）EBR-I(美国) 1.41951年 1963年 12BR-5/BR-10（俄罗斯）81958年 2002年 44敦雷快堆（英国） 601959年 1977年 18 EBR-II（美国）62.51961年 1994年 33 EFFBR（美国） 2001963年 1972年 9 Rapsodie（法国）401967年 1983年 16 BOR-60（俄罗斯）551968年 41 SEFOR（美国） 201969年 1972年 3BN-350（哈萨克斯坦）750 1972年 1999年 27凤凰堆（法国）5631973年 2009年 36原型快堆（英国） 6501974年 1994年 20常阳堆（日本）50～75/100/1401977年 32 KNK-II（德国）581977年 1991年 14 FFTF（美国） 4001980年 1993年 13BN-600（俄罗斯）14701980年 29超凤凰堆（法国）30001985年 1997年 12 FBTR（印度） 401985年 23文殊堆（日本）7141994年 15BN-800（俄罗斯）2100建造中CEFR（中国） 65建造中PFBR（印度） 1250建造中总计 4032004—2008年期间，该电站的年平均利用率为75%，负荷因子为50%（达到145 MWe 的允许功率，5.5年共发电3.5 TWh ）。
在2004—2008年期间导致该堆停堆的原因包括（见图2）：蒸汽发生器（5.3%）、控制系统（2.4%）、汽轮机和辅助回路（17.6%）、二回路检查和施工（1.6%）、钠泄漏（5%）、燃料装卸（25.4%）、装卸意外（0.9%）、计划维修（39.5%）、操作失误（1.2%）以及其他（电网、试验、行政审批延期，1.3%）。
超凤凰堆的利用率在媒体和纳税人的眼中，超凤凰堆是一座因连续不断的意外事件而频繁停堆的反应堆。
1985年12月20日的数据表明，该堆的利用率为6.3%，这表明反应堆运行实绩很差。
然而，详细的分析表明该堆的运行可分成3个时间段，划分如下：• 发生3次较严重的事件之后，曾停运25个月。
• 运行了53个月（分四个阶段）。
• 54个月行政审批程序，在此期间，反应堆处于运行状态，但没有获得批准。
25个月停运主要归咎于3个问题：母管泄漏（材料选择有问题，没有使用过，不适合该堆），一回路钠污染（一回路氩用小型压缩机薄膜问题导致空气进入反应堆顶部），中间换热器罩供料管焊接缺陷。
此外，一场大雪造成汽轮机厂房顶盖塌陷,但这并没有影响利用率，因为该堆当时处于停运状态。
这些事件的经验反馈使人们在材料的选择、运行检查、维修以及制造和安装方面更加谨慎。
其他（电网、试验、行政审批汽轮机和和施工图1 凤凰堆1974—1990年期间的停堆原因在此期间，该反应堆充分发挥了其原型堆的作用：• 在部件方面，换热器、泵、蒸汽发生器方面的设计缺陷在超凤凰堆的设计中得到考虑，因此，曾在该堆发生的所有问题均未在超凤凰堆上再次发生。
• 在材料方面，凤凰堆上使用的材料（尤其是316 L ）鉴定合格，在超凤凰堆上得到继续使用，但321钢除外，这种材料出现张弛裂纹，因此被弃用。
2004—2009年的运行2003年重新启动后，尽管发生第5次钠-水反应的干扰，但该堆在2004—2009年期间的总体运行情况良好。
装卸意外0.9%其他（电网、试验、行政审批图2 凤凰堆2004—2008年期间的停堆原因对该堆停堆原因的分析结果（见图4）为：计划停堆（18%）、反应堆（6%）、二回路（2%）、蒸汽发生器（5%）以及控制和发电设备（69%）。
尤其是两台600 MWe 的涡轮机存在严重的问题，另外，汽轮机厂房水-汽循环系统也存在一些问题（尤其是水汽锤的类型）。
这些问题对整个利用率影响很大（占停堆比率表4 BN-600与特里卡斯坦1号机组的其他参数发电时间净额定容量发电当量日运行期间平均净容量特里卡斯坦1号18.8万小时6967日814 MWe ，即89%的额定容量BN-60017.6万小时6927日528 MWe ，即94%的额定容量表3 BN-600与特里卡斯坦1号机组1980—2006年的发电情况累计净发电量净负荷因子特里卡斯坦1号153 TWh 71.8 %BN -60091.1 TWh71 %表2 BN-600与特里卡斯坦1号机组主要运行参数热功率总装机容量额定净装机容量特里卡斯坦1号2800 MWt 995 MWe 915 MWe BN-6001470 MWt600 MWe560 MWe图3 超凤凰堆11年运行总结（1986—1996年）1986年1月1987年5月1989年4月1990年7月1992年7月1994年8月1995年9月1996年12月从投运起总发电量为7.9TWh的59%）。
如果除去行政审批时间，考虑到新的故障以及对传统部分的调整等其他各种原因，超凤凰堆的负荷因子达到57%，可能更高。
BN-600与特里卡斯坦1号压水堆利用率的比较在1982—2008年期间，BN-600负荷因子为73.82%。
本文对BN-600与特里卡斯坦1号机组（净装机容量为915 MWe 的压水堆）的利用率进行了比较分析，因为这两座不同类型的反应堆几乎同时投入运行，其主要运行参数见表2。
1987—2006年期间：• 特里卡斯坦1号：运行16年，年度平（转下页）英国EPR和AP1000评估时间紧迫【本刊2010年10月综合报道】 在英国核反应堆的评估过程中，时间压力越来越大，到2011年6月的最后期限时仍可能存在一些技术问题未能解决。
根据紧迫的时间表，英国卫生安全局（HSE ）必须在2011年6月之前完成对阿海珐集团（Areva ）欧洲压水堆（EPR ）和西屋公司（Westinghouse ）AP1000堆型的评估，并发放最“有意义”的通用设计评估（GDA ）证书。
这些证书将成为未来核电运营商向相关部门提交的核电机组建设申请的组成部分。
但是，为满足监管要求，供应商在2011年6月之前所需的工作量及进展速度意味着会遗留一些未解决的问题。
这意味着只有部分验收合格，主要的欧洲电力公司希望在供应商解决通用设计验收遗留问题的同时在英国启动选址和建设工作。
这些遗留问题中的两个已经众所周知，即EPR 仪控系统和AP1000钢-混凝土-钢结构问题。
为解决这些问题，要求阿海珐安装一个硬连接回路，西屋公司必须进一步证明其新的钢-混凝土-钢结构施工方法的坚固性。
卫生安全局于2010年8月25日再次表示，它认为EPR 的问题将在2011年6月之前得到解决。
8月25日，卫生安全局给出了有关其评估的技术领域的更详细资料。
它指出，在2011年6月通用设计验收结束之后，每种堆型仍可能存在尚未解决的重大问题，涉及人为因素、控制系统及制造商和一回路冷却剂泵设计变更等相关方面。
EPR 的遗留问题涉及土木工程、故障分析、反应堆化学、结构完整性和人为因素。
AP1000的遗留问题涉及反应堆化学和结构完整性。