AP1000核电建设项目风险分析及应对
AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨
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。
AP1000核电站辅助厂房总体布置分析及优化
AP1000核电站辅助厂房总体布置分析及优化AP1000辅助厂房替代了传统核电站的辅助厂房、燃料厂房、电气厂房和连接厂房。
厂房总体布置是工艺、建筑、结构和模块设计的顶层设计纲领，对整个设计过程起着重要作用。
文章从功能划分、灾害防护、辐射防护和施工方式等几个方面，分析了辅助厂房的总体布置特点，并大胆提出了优化方案。
标签：AP1000；辅助厂房；总体布置引言AP1000核电站引入了非能动安全系统和模块化施工的先进理念，具有简单、安全、可靠的特点。
而这些先进系统的功能实现，都需要通过厂房总体布置来满足其要求。
目前国内几大核岛设计院、高校和企业都对AP1000的反应堆厂房研究较多较透，而对于辅助厂房相关的研究较少。
那么辅助厂房的总体布置是如何设计的？考虑了哪些因素？有什么特点呢？1 概述辅助厂房主要用于保护和屏蔽位于安全壳外抗震Ⅰ类的机械设备和电气设备，具有抵御飓风、洪水、龙卷风、海啸和地震等外部灾害而不丧失执行安全功能的能力，也能抵御火灾和水淹等内部灾害而不丧失执行安全功能的能力。
辅助厂房为钢筋混凝土结构，满足抗震Ⅰ类要求，辅助厂房和反应堆厂房是在同一块基础底板之上，钢筋混凝土底板约厚 1.8m。
辅助厂房环绕屏蔽厂房周围大约70%圆周长度，占地面积约1400m2。
[1]2 功能区介绍辅助厂房可以分为以下几个功能区域：主控室、1E级仪表和控制系统、1E 级电气系统、燃料处置区、机械设备区、安全壳贯穿区、主蒸汽和主给水隔离阀门间。
见图1辅助厂房的分区和表1功能区的位置。
[1]2.1 主控室主控室位于2区的四层，主要包括主控制区、运行工作区、开关室以及办公室。
主控室主要为运行人员提供监控和干预核电站运行的场所，提供在正常工况下电厂安全运行以及事故工况下保持电厂在安全状态所需的人机接口。
2.2 1E级仪表及控制系统1E级仪表和控制系统位于1、2区的一至四层，包括保护和安全监测系统（PMS）、电厂控制系统（PLS）以及数据显示和处理系统。
事故树分析法在三门AP1000核电受限空间管理过程中的应用
事故树分析法在三门AP1000核电受限空间管理过程中的应用摘要：安全管理的根本是危险源的管理，因此做好危险源的识别与评价是做好安全管理的前提。
目前核电建造过程中，常用的危险源识别与评价方法有安全检查表法、LEC法、预先危险性分析法，这些方法简单、易用，但是这些方法均为定性评价，评价方法缺乏系统性，选取经验值的主观性较强，评价人员的不同经验会影响危险源的评价结果，造成评价结果的失真甚至错误。
本文以三门AP1000核电受限空间管理为例，利用事故树分析法，以三门AP1000核电工程受限空间“窒息中毒”风险为例进行辨识评价，根据危险源评价结果，采取相关的控制措施，为后续受限空间管理提供参考。
关键词：AP1000核电；风险分析；重大风险；管理措施1、引言三门核电工程的建造首次采用了全球最先进的第三代核电技术——AP1000核电技术。
任何新技术、新工艺的引进都会带来新的安全隐患，且三门核电站建造难度大，建造过程中出现的设计变更、工艺改变、突击施工等因素又给安全管理增加了难度。
首台AP1000机组的新技术和新工艺对安全管理的高要求，以及国家乃至世界对AP1000首台机组的高度关注，也给三门核电工程的安全管理带来了较大的压力。
目前核电施工现场常用的危险源辨识和评价方法主要用安全检查表法、LEC法对危险源进行辨识评价。
这些方法简单、易用，但是这些方法均为定性评价，评价方法缺乏系统性，选取经验值的主观性较强，评价人员的不同经验会影响危险源的评价结果，造成评价结果的误差甚至错误。
本文所选用的事故树分析法是定量评价在核电建造过程中应用的一种尝试。
通过分析数据介绍事故树分析法对安全管理的指导性作用和发展前景。
2、事故树分析法的介绍事故树分析法(Fault Tree Analysis，FTA)又称故障树分析法，是以人们对从结果推断可能原因的思维方法为基础而发展起来的一整套分析方法。
事故树分析法是从特定的重大或较大事故(或事件)开始，层层分析其发生的原因，直到原因事件不能再分解为止。
核电工程建设质量风险分析及预防措施
核电工程建设质量风险分析及预防措施作者：张伟刚涂又成李伟刚来源：《现代企业文化》2020年第16期中图分类号：TL48 文献标识：A 文章编号：1674-1145（2020）06-160-01摘要本文主要通过对核电建设过程中质量风险分析及预防措施的简要阐述，说明核电工程建设过程中质量风险分析的重要性及其重要意义。
同时，通过对质量风险分析的方法及预防措施进行论述，希望为从事工程建设质量管理的有关从业人员，提供借鉴作用。
关键词核电建设质量风险风险分析风险预防质量风险，即对将要实施的活动，在未来没有达到预期质量（合同、法规、标准规范、设计文件等的质量目标和质量控制指标）的可能性。
在核电工程建设，从项目决策、项目实施到项目运行全周期过程中，质量目标的实现依赖于有效的质量风险分析与识别，预防与控制。
质量风险分析，要从工程实际情况和施工活动特点出发，从影响质量的人、机、料、法、环各因素入手，进行全面分析与评价，评估各环节质量风险发生的概率及造成的质量后果，从而有针对性的提出防范措施，以确保质量目标的实现。
质量管控主要分为事前、事中、事后三个阶段。
从技术经济和项目整体目标控制的角度考虑，事前质量风险分析及预防控制有利于节约成本，降低工程造价。
一、质量风险分析的重要性及意义核电建设不同于其他常规工程，核电设施的安全性对保障厂区运行人员和公众都有着重要作用和意义。
在核电项目建成投入生产运行后，若发生质量问题，轻则停堆检修，重则可能导致放射性物质泄漏，危害公众安全。
因此，在建设过程中，需要从根本上做好质量管控，防止质量风险的发生。
（一）质量风险分析有利于找出风险点，做好事前预控在工程建设中，无论是物料采购，还是建安施工，都需要进行质量风险分析，以便于识别出各个环节的质量风险，对风险发生的概率及后果进行分析评估，从而提出针对性、切实可行的预防措施，以消除或降低质量风险发生的情况，有利于保证质量目标的实现，做好事前预控。
WBS在AP1000核电工程管理系统中应用与分析
WBS在AP1000核电工程管理系统中应用与分析1. 引言1.1 背景介绍随着核电工程在能源领域的重要性日益凸显，核电项目的管理变得尤为关键。
在核电项目管理中，项目管理技术的应用成为提高项目管理效率和质量的重要途径。
WBS作为项目管理工具之一，对于核电工程管理系统起着至关重要的作用。
WBS，即工作分解结构，是将项目分解为可管理和评估的工作包的过程。
通过将项目任务分解成若干个独立的工作包，WBS能够帮助项目团队更好地分配资源、制定进度计划、管控风险等。
在核电项目管理中，WBS可以有效地帮助项目团队明确每个工作包的责任和任务，提高项目管理的透明度和执行力。
本文将对WBS的概念及原理进行详细介绍，并分析WBS在AP1000核电工程管理系统中的应用情况。
还将探讨WBS在项目管理中的优势和局限性，以及WBS在核电项目管理中的实践案例进行深入分析。
通过对WBS在AP1000核电工程管理系统中的应用与分析，可以为未来核电项目管理提供一定的借鉴和启示。
1.2 研究目的研究目的是通过分析WBS在AP1000核电工程管理系统中的应用，探讨其在项目管理中的可行性和有效性。
具体目的包括：1. 研究WBS的概念及原理，深入了解其在项目管理中的重要性和作用机制。
2. 分析WBS在AP1000核电工程管理系统中的具体应用，探索其在该项目中的实际效果和优势。
3. 探讨WBS在项目管理中的其他应用领域，比较其与其他项目管理方法的异同。
4. 分析WBS在核电项目管理中的实践案例，总结其成功经验和应用方式，为其他类似项目提供参考。
通过以上研究，旨在为项目管理领域提供关于WBS在核电工程中的最佳实践，以及为AP1000核电工程管理系统的优化和改进提供有益建议。
希望通过对WBS的研究，为未来在核电项目管理领域的研究和应用方向提供参考和启示。
1.3 研究意义WBS在AP1000核电工程管理系统中的应用能够帮助项目管理团队更好地理解项目的各个阶段和任务，从而更好地分配资源和时间，提高项目的执行效率和质量。
AP1000PRHR在全厂失电工况下冷却分析及运行风险
139CASE区域治理作者简介：郭恩良，生于1988年，男，本科，工程师，研究方向为电力生产与电厂运行。
AP1000PRHR 在全厂失电工况下冷却分析及运行风险三门核电有限公司 郭恩良摘要：AP1000采用非能动余热排出系统（PRHR）用于丧失正常余热导出路径的事故工况，本文模拟全厂失电工况PRHR投运及失效两种工况的事故进程及热工参数，验证PRHR事故工况下有助于稳定电厂状态。
最后，根据三门核电运行维护策略进行风险分析，提出降低PRHR失效概率的建议。
关键词：全厂失电；PRHR；冷却分析；运行风险中图分类号：TM623文献标识码：A文章编号：2096-4595（2020）45-0139-0001一、系统介绍非能动余热排出系统包括非能动余热排出热交换器（PRHRHX）、管道、阀门和仪表。
PRHRHX布置在安全壳内换料水箱（IRWST）中，以水箱的水作为冷却介质。
PRHRHX 和反应堆之间存在位差和温差，由此产生反应堆冷却剂的自然循环压头。
二、事故场景模拟采用三门核电一号模拟机模拟SBO 事故下，PRHR 投入及失效两种进程的动作序列、瞬态响应及堆芯冷却分析。
（一）场景一：PRHR 投入假设电厂事故前100%功率水平运行，一、二回路运行参数及设备正常。
其事故变化及进程如下：发生SBO 后，主泵转速降低使反应堆停堆，一回路由蒸汽发生器带出的热量减少，且蒸汽发生器内的液位快速下降。
一回路平均温度上涨，导致一回路的压力上升，随着蒸汽发生器内的窄量程水位持续下降到低2（21%），由于失电导致启动给水泵无法启动，触发PRHR 动作。
PRHR 投入对一回路有很明显的冷却效果，由于传热管内积存的冷却剂温度较低，导致初始流量较大。
之后随着自然循环的注入，流量减小并趋近于较小的流量值，IRWST 的水温稳步上升，一回路温度和压力逐渐减小，进入较稳定的冷却阶段。
随着PRHR 投入，IRWST 内的水将沸腾，蒸汽排入安全壳，安全壳内的压力达到高2（42.75kPa）时，触发PCS 动作，大气作为最终热阱。
核设施建设工程安全风险
边环境的辐射影响。
环境保护与监测
02
加强对核设施周边环境的监测，及时发现和处理环境问题，确
保环境安全。
应急预案与响应
03
制定针对核设施事故的环境应急预案，建立快速响应机制，减
轻事故对环境的损害。
管理风险控制措施
安全管理体系建设
建立完善的安全管理体系，明确各级管理人 员和操作人员的职责和权限，确保安全管理 工作的有效实施。
操作规程与安全制度
制定详细的操作规程和安全制度，规范操作人员的行为，防止因操 作失误引发安全事故。
安全意识教育与宣传
加强安全意识教育，提高操作人员对安全问题的重视程度，同时通 过宣传活动，增强公众对核设施安全的认识和理解。
环境风险控制措施
放射性物质排放控制
01
严格控制核设施运行过程中产生的放射性物质排放，减少对周
气候变化
气候变化可能对核设施的运行和 安全产生影响，如极端气候事件 可能对核设施的冷却系统、排水
系统等造成威胁。
地质条件
核设施所在地的地质条件，如地震 活跃度、土壤类型等，可能对核设 施的安全产生影响。
生物和化学污染
核设施周边的生物和化学污染可能 对核设施的安全运行产生影响。
管理风险因素
安全管理体系不健全
安全风险管理的发展趋势与展望
发展趋势
随着对核设施建设工程安全性的重视程度不断提高，安全风险管理正朝着更加科学、系 统和全面的方向发展。这包括对风险的全面评估、预防措施的制定、应急预案的完善等
。
展望
未来，核设施建设工程的安全风险管理将更加注重智能化技术的应用，如大数据、人工 智能等。这些技术将有助于提高风险评估的准确性和效率，为预防和应对核设施建设工 程中的安全风险提供有力支持。同时，随着国际合作和信息共享的加强，核设施建设工
世界首台AP1000主泵安装难点分析及对策
世界首台 AP1000主泵安装难点分析及对策摘要：AP1000主冷却剂系统2台主泵独立悬挂在蒸汽发生器底部。
AP1000主系统的简化布置减少了主设备数量和主管道焊缝数量，增加了设备可靠性。
但采用主泵独立悬挂在蒸汽发生器底部的布置结构，主泵须在蒸汽发生器就位、安全壳顶封头封闭后，通过设备闸门和蒸汽发生器腔室吊装就位，使得主泵安装成为整个AP1000核岛安装中的最主要特点和难点之一。
本文主要结合三门1号机组主泵安装实践经验，介绍了世界首台AP1000主泵现场安装的主要工序和步骤，分析了AP1000主泵安装的主要优点和难点，并提出了主要难点的具体解决对策。
关键词：AP1000；主泵；安装；对中Analysis and Countermeasure for DifficultyOf First AP1000 Reactor Coolant Pump InstallationWang Yuan(Xiapu nuclear power company, Xiapu, Fujian, 355100)Abstract: In AP1000 nuclear power plant, two reactor pumps are installed under steam generator bottom. Compared to other nuclear plants, there are less main equipments and less reactor coolant pipe welds in AP1000 reactor, which can improve the reliability of the nuclear steam supply system. However，for the reactor coolant pumpsare installed under the steam generator bottom directly, not only the reactor coolant pumps must be installed after the steam generator installation and the containment vessel closed, but also it must be transported through equipment hatch and lifted through steam generatorroom, which makes the installation of reactor coolant pump become one of the difficult points of AP1000 construction. Based on Sanmen unit 1 construction experience, this article mainly describes the construction steps and technologies, analyzes the advantages and difficulties of AP1000 reactor coolant pump installation and raises the countermeasures for the core difficultiesKeywords: AP1000；Reactor coolant pump；Installation；Alignment;1.AP1000主泵以及安装专用工具1.1.AP1000主泵布置AP1000主系统布置有2个回路，每个回路含1根热段主管道，两个冷段主管道，1台蒸汽发生器（SG）和2台主泵。
AP1000核电站SGTR事故分析
AP1000核电站SGTR事故分析SGTR（蒸汽发生器传热管破裂）事故是考虑一根蒸汽发生器传热管完全破裂时发生的事故状况。
蒸汽发生器是压水堆核电站一回路和二回路的交汇点，假设事故发生时处于功率运行，一回路冷却剂内含有技术规格书内规定允许的有限数量的燃料棒破损情况下连续运行产生的裂变产物。
由于带有放射性的冷却剂由破口流入二次侧，这将导致二回路系统的放射性增加。
如果在事故期间核电厂丧失厂外电源或者冷凝器蒸汽旁排失效，放射性将通过蒸汽发生器大气释放阀或安全阀排至大气中。
由此可以看出，在发生SGTR事故时，一回路内的放射性物质将直接旁通一回路压力边界和安全壳两道安全屏障进入外部环境而对核电站周围环境产生影响。
因此，SGTR事故是压水堆核电站的基本设计基准事故之一，在核电站的设计中，必须考虑在发生SGTR事故时，在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下事故的发展过程。
在操纵员的模拟机培训过程中，对SGTR事故的处理也是非常重要的一项培训内容。
在本文中，将对AP1000核电站SGTR事故在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下SG防溢满的过程分析。
对于极不可能的操纵员未采取恢复操作措施的事故工况，AP1000核电厂设置了多个保护系统和非能动设计措施，可以自动终止SG传热管泄漏和稳定RCS （反应堆冷却剂系统）。
在SGTR事故下，CVS（化学和容积系统）的注入流量将维持一次侧向二次侧的破口流量，破损SG二次侧水位因破口流量的集聚而升高。
最终，破损SG水位将达到宽量程高-2水位整定值，该整定值接近于窄量程水位范围的上限。
AP1000保护系统自动提供多个安全相关措施，降低RCS温度和压力，以终止破口流量和蒸汽向大气的排放，并将RCS稳定在安全状态下。
这些安全相关措施包括投入PRHR热交换器、停运CVS泵和稳压器电加热器，隔离启动给水。
投入PRHR热交换器将堆芯衰变热传至IRWST（内置换料水箱）以降低RCS温度和压力。
停运CVS泵和稳压器电加热器可减小RCS系统的压力回升，这将使得主回路系统压力与二次侧压力相平衡，从而有效地终止一次侧向二次侧的破口流量。
燃料组件破损原因分析及AP1000燃料的防护措施
燃料组件破损原因分析及AP1000燃料的防护措施燃料组件的完整与否直接影响核电厂的放射性水平和经济效益。
燃料组件的设计一向为燃料破损的主要因素。
文章通过对AP1000燃料组件的设计介绍来分析AP1000燃料组件在防破损方面的改进。
标签：燃料组件；破损；防护前言燃料组件为核电厂中能量产生的源泉。
伴随着U-235裂变产生能量，各种放射性核素也会随之产生。
在燃料组件完整的条件下，大部分的放射性核素滞留在燃料棒的包壳中。
作为第一道保护屏障，燃料包壳的完整性至关重要，若燃料包壳发生破损，一回路冷却剂中的放射性核素会大幅增加，若其他两道屏障发生泄漏，放射性核素会大量排入周围环境中，严重影响周围居民的健康。
此外，若燃料组件破损，则核电厂可能需要停堆并更换燃料棒或燃料组件，并需要重新对堆芯进行设计分析。
需要很长一段时间来完成该项工作，这将严重影响核电厂的经济效益。
因此，对于燃料组件破损的预防成为核电厂的重要内容。
本文主要通过介绍AP1000燃料组件的设计来分析防止燃料破损的措施。
1 燃料破损影响因素在核电发展历史上，防止燃料包壳的破损一直是一个重要的研究课题。
经过长期的研究发现，燃料包壳发生破损主要有以下原因：（1）燃料组件的设计；（2）异物的磨蚀；（3）燃料组件的错误操作；（4）其他原因。
但综合分析，燃料设计为燃料破损的主要因素。
以下主要通过AP1000燃料设计特点来分析AP1000燃料组件放破损性能。
2 燃料破损原因分析2.1 燃料组件的设计燃料组件的设计包括材料的设计、燃料组件结构的设计两个方面。
燃料组件的结构材料是燃料破损与否的一个重要原因。
燃料组件在堆芯中处于高温、高压、高辐射和高腐蚀的环境。
在长期的辐照和腐蚀条件下，燃料包壳以及燃料格架等部件可能会发生破损。
燃料组件合理的结构设计能减少燃料发生破损的几率。
例如：中间搅浑格架的应用，可以有效的降低堆芯上部发生偏离泡核沸腾的几率；保护格架的应用能够减少进入燃料组件的堆芯异物等。