路 璐　郑利民（上海核工程研究设计院　上海 200233）

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统泄漏分析

路 璐郑利民
（上海核工程研究设计院上海 200233）

第三代AP1000非能动核电厂的主要特征是采用非能动安全原理，使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化，安全性、可靠性、经济性大幅度提高，以满足美国先进轻水堆业主要求文件的基本要求。本文针对美国业主要求文件（Utility Requirements Document, URD）第三卷第五章《专设安全系统》中对非能动先进轻水堆核电厂反应堆冷却剂系统压力控制功能的要求：在很小的反应堆冷却剂系统（Reactor Coolant System, RCS）净泄漏率（不大于2.27m3·h-1）条件下，具有足够的系统冷却剂装量及补水能力，以保证在8h （28800s）内不会触发自动降压系统而进行计算分析，本分析采用安全分析报告小破口失水事故（Loss of coolant accident, LOCA）分析采用的NOTRUMP程序，分析结果表明AP1000核电厂可满足上述美国URD要求。

反应堆冷却剂系统泄漏，自动降压系统，业主要求文件

美国电力研究所（Electric Power Research Institute, EPRI）在1990年首次公布“先进轻水堆业主要求文件”（Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document, ALWR URD）。这一文件包括4种特定的ALWR概念：压力抑制安全壳的改进型沸水堆和干式安全壳的改进型压水堆，以及压力抑制安全壳的非能动沸水堆和干式安全壳的回路型非能动压水堆。URD针对改进型和非能动型两大类ALWR分别提出了著名的14条关键性政策，涉及简单化、设计裕量、人因、安全（事故预防与缓解）、设计基准与安全裕度、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好（对于环境和居民）。……