第三代先進(jìn)壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)優(yōu)化

王國(guó)震

（中核遼寧核電有限公司，遼寧 興城 125100）

第三代先進(jìn)壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)優(yōu)化

王國(guó)震

（中核遼寧核電有限公司，遼寧 興城 125100）

文章詳細(xì)介紹了第三代先進(jìn)壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)特點(diǎn)，并從核電廠運(yùn)行的角度就這些設(shè)計(jì)特點(diǎn)對(duì)核電廠運(yùn)行的影響進(jìn)行了分析。對(duì)第三代先進(jìn)壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計(jì)特點(diǎn)進(jìn)行了歸納，針對(duì)每個(gè)設(shè)計(jì)特點(diǎn)，分析了其設(shè)計(jì)的合理性和先進(jìn)性。

第三代先進(jìn)壓水堆；余熱排出系統(tǒng)；冷卻；補(bǔ)水；接口系統(tǒng)LOCA

核電廠與常規(guī)電廠的一個(gè)顯著不同就是在核電廠的反應(yīng)堆停閉以后，由裂變碎片及中子俘獲產(chǎn)物的衰變所產(chǎn)生的剩余功率緩慢下降，導(dǎo)致一回路內(nèi)部還有一定的剩余功率。運(yùn)行人員可以調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的核功率，但卻控制不了剩余功率的釋放。為了反應(yīng)堆的安全，在任何時(shí)刻必須要將剩余功率導(dǎo)出［1］。核安全的三大原則之一是要在任何情況下能夠保證燃料的持續(xù)有效冷卻。

正常余熱排出系統(tǒng)（Normal Residual Heat Removal System，RNS）就是用于停堆后排出堆芯和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（Reactor Coolant System，RCS）的熱量，從而保證核燃料的持續(xù)有效冷卻。此外，RNS還可以用來(lái)冷卻各種與之相連的水池以及提供低壓凈化和下泄通道，在事故工況下，還可用來(lái)為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供非安全相關(guān)低壓注射。

1　系統(tǒng)描述

RNS有兩個(gè)序列，每一序列包括1臺(tái)RNS泵和1臺(tái)RNS熱交換器，兩列共用一條來(lái)自RCS的進(jìn)水母管和一條返回RCS的出水母管［2］。

RNS進(jìn)水母管通過一段漸縮形管嘴連接到RCS的熱管段，進(jìn)水母管隨后分為兩條并聯(lián)管線，每條管線有兩個(gè)串聯(lián)的常關(guān)電動(dòng)隔離閥。兩條管線在安全殼內(nèi)合并成一條共用進(jìn)水母管，在流出安全殼之前有條支路與安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST）相連。

進(jìn)水母管在安全殼外有一個(gè)電動(dòng)隔離閥，正常運(yùn)行時(shí)處于關(guān)閉狀態(tài)，其下游分為兩條獨(dú)立的管線，每條管線各有1臺(tái)泵。

RNS泵出口直接連到各自的RNS熱交換器，熱交換器出口連接到公共出水母管，母管上有一個(gè)常閉的電動(dòng)安全殼隔離閥。為保護(hù)泵，從RNS熱交換器下游到RNS泵入口管線之間設(shè)置了小流量管線。

公共出水母管在安全殼內(nèi)有一個(gè)逆止閥，作為安全殼隔離閥。逆止閥下游分成兩條管線，分別接到各自非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)（Passive Core Cooling System， PXS）的直接注入管線（簡(jiǎn)稱DVI）。每個(gè)分支管上有一個(gè)截止逆止閥和一個(gè)逆止閥，作為RCS的壓力邊界。公共出水母管有一條到CVS的除鹽裝置分支管線，用于停堆時(shí)對(duì)RCS的凈化。還有一條到IRWST的分支管線，用于冷卻該水箱。

安全殼內(nèi)的RNS進(jìn)水母管上有一個(gè)安全卸壓閥，為RCS提供低溫超壓保護(hù)。另一個(gè)安全卸壓閥位于安全殼外的泵出水母管，當(dāng)RNS與RCS隔離后對(duì)RNS管道和設(shè)備提供超壓保護(hù)。

2　設(shè)計(jì)特點(diǎn)分析

2.1停堆和半管運(yùn)行下的設(shè)計(jì)特性

RCS的冷管段和熱管段存在垂直方向上的偏置，冷管段高于熱管段，熱管段位置較傳統(tǒng)設(shè)計(jì)高出很多，DVI則低于熱管段。這種管線布置方式允許RCS排水至熱管段約80%的位置，此時(shí)冷管段完全排空，RNS從熱管段取水，通過DVI管線返回，在冷管段完全排空后仍然能保證堆芯的持續(xù)冷卻，并同時(shí)進(jìn)行蒸汽發(fā)生器堵管或更換反應(yīng)堆冷卻劑泵的操作，而不必像傳統(tǒng)核電廠需要將整個(gè)堆芯卸料來(lái)進(jìn)行以上兩項(xiàng)工作［3］。

針對(duì)半管運(yùn)行時(shí)RNS泵吸入壓頭較低的情況，RNS進(jìn)水母管通過一段漸縮形管嘴連接到RCS的熱管段。漸縮形管嘴使熱管段管道內(nèi)壁底部至彎管出口中心線至少有0.6 m距離，這種連接可使RCS半管運(yùn)行時(shí)空氣進(jìn)入RNS泵的可能性降至最低。

在RNS泵入口管線發(fā)生渦流時(shí)，由于熱管段管嘴流速降低，相對(duì)于沒有漸縮管段的設(shè)計(jì)可使RCS熱管段水位更低，這增加了正常半管水位到泵開始吸入空氣的水位之間的裕度。大量試驗(yàn)表明，如果發(fā)生渦流，采用該設(shè)計(jì)后泵入口進(jìn)入的空氣最多也不會(huì)超過5%，使泵發(fā)生氣蝕的可能性大為減少。

RNS泵設(shè)計(jì)成對(duì)氣蝕的敏感度最小化。通常，RNS在RCS降到半管運(yùn)行水位時(shí)不需要節(jié)流操作來(lái)保證RNS泵的吸入壓頭。但是由于第三代先進(jìn)壓水堆通常采用抽真空啟動(dòng)，因此在半管運(yùn)行時(shí)可能存在RCS處于飽和工況的情況，此時(shí)應(yīng)該適當(dāng)關(guān)小流量調(diào)節(jié)閥，以維持RNS泵足夠的凈正吸入壓頭。

RNS泵的入口管線，從RCS熱管段連接到泵是一個(gè)持續(xù)的坡度，沒有局部高點(diǎn)。這樣，當(dāng)RNS泵吸入過量空氣產(chǎn)生氣蝕而停泵后，不需要重新向泵的入口管線充水。由于吸入管線的自排氣設(shè)計(jì)，當(dāng)熱管段重新建立起足夠高的水位時(shí)，泵將立即啟動(dòng)。

以上這些RNS設(shè)計(jì)特點(diǎn)與第三代先進(jìn)壓水堆特有的半管運(yùn)行模式相配合，明顯提高了半管運(yùn)行期間的可靠性。

2.2針對(duì)LOCA事故設(shè)計(jì)特性

由于RNS是RCS的接口系統(tǒng)，所以無(wú)論在RNS與RCS隔離，或RNS連接至RCS運(yùn)行時(shí)，都存在LOCA的可能性［4］，針對(duì)RNS可能發(fā)生的接口系統(tǒng)LOCA事故，第三代先進(jìn)壓水堆采用了許多獨(dú)特設(shè)計(jì)。

在RNS的安全殼外隔離閥與RCS之間的部分，RNS管道的設(shè)計(jì)壓力與RCS相同，都能承受15.4 MPa的壓力。而RNS泵入口管線安全殼隔離閥（閥門V022）的下游和RNS泵出口管線安全殼隔離閥（閥門V011）上游的部分，其設(shè)計(jì)壓力為6.21 MPa，雖然該設(shè)計(jì)壓力低于RCS的運(yùn)行壓力，但是其極限斷裂強(qiáng)度設(shè)計(jì)為不低于RCS的運(yùn)行壓力，如果由于意外的閥門開啟或泄漏事故，導(dǎo)致RNS設(shè)計(jì)壓力為6.21 MPa的部分管道暴露于RCS的15.4 MPa的運(yùn)行壓力時(shí)，這部分的管道雖然會(huì)發(fā)生變形，但是不會(huì)發(fā)生破裂，即引入了Leak Before Break（LBB）的設(shè)計(jì)概念。這種設(shè)計(jì)方案在降低ISLOCA的同時(shí)，保證了較低的核電廠建設(shè)成本。

RNS的入口母管的殼內(nèi)分為兩條并聯(lián)管線，每條管線有兩個(gè)串聯(lián)的常關(guān)電動(dòng)隔離閥（閥門V001A/B和V002A/B）。該設(shè)計(jì)使得RNS在任一隔離閥無(wú)法關(guān)閉時(shí)仍能確保與RCS的隔離，從而避免ISLOCA。此外在任一隔離閥無(wú)法打開時(shí)，仍能保證RNS對(duì)RCS的冷卻功能，顯著提高了核電廠運(yùn)行的可靠性。

反應(yīng)堆壓力容器材料在經(jīng)過輻照后，韌脆轉(zhuǎn)變溫度會(huì)提高。在RNS入口管線上設(shè)計(jì)有釋放閥（V021），當(dāng)RNS連接至RCS時(shí)提供RCS的低溫超壓保護(hù)，避免反應(yīng)堆壓力容器發(fā)生破裂所導(dǎo)致的LOCA事故。

R C S熱管段至R N S隔離閥V001A/B和V 002 A/B設(shè)有聯(lián)鎖，當(dāng)R C S壓力大于3.10 MPa，或閥門V023、V024沒有全關(guān)時(shí)，這些隔離閥無(wú)法開啟。

I R W S T至R N S隔離閥V023設(shè)有聯(lián)鎖，V001A/B，V002A/B必須全關(guān)才能打開V023。RNS至IRWST隔離閥V024也設(shè)有聯(lián)鎖，只有V001A/B，V002A/B全關(guān)并且V023開啟的允許信號(hào)存在時(shí)，V024才允許手動(dòng)打開。并且在停堆冷卻期間，V023和V024的供電斷路器被斷開上鎖，以確保RNS連接至RCS時(shí)不會(huì)使RCS意外排水到IRWST。

以上這些控制系統(tǒng)聯(lián)鎖和行政管理措施也降低了失水事故的可能性。

2.3用于緩解事故的設(shè)計(jì)特性

傳統(tǒng)壓水堆的正常余熱排出系統(tǒng)作為安全相關(guān)系統(tǒng)，在LOCA事故時(shí)需要作為低壓安注使用。而第三代先進(jìn)壓水堆采用非能動(dòng)的安全設(shè)計(jì)理念，RNS作為能動(dòng)系統(tǒng)（采用電動(dòng)泵驅(qū)動(dòng)）是不能作為安全相關(guān)系統(tǒng)的，其屬于非安全相關(guān)系統(tǒng)［5］。但是RNS作為一回路的接口系統(tǒng)，必然可以具備一定的緩解事故能力。RNS可以作為非安全相關(guān)的低壓RCS注射以阻止ADS第4級(jí)或IRWST注射爆破閥動(dòng)作，事故后的強(qiáng)迫循環(huán)冷卻，以及嚴(yán)重事故后的安全殼補(bǔ)水。

自動(dòng)降壓系統(tǒng)（A D S）第1、2、3級(jí)動(dòng)作后，如果RCS壓力降低到RNS泵壓頭以下，RNS可以對(duì)RCS提供低壓注射，以防止PXS的堆芯補(bǔ)水箱（CMT）水位過低觸發(fā)ADS第4級(jí)動(dòng)作。操縱員可以打開RNS入口與乏燃料裝載井（CLP）或者IRWST之間的隔離閥，啟動(dòng)RNS泵將含硼水通過DVI管線注射到RCS。但是在使用IRWST作為水源時(shí)，需要注意只有在非DVI管線破裂的事故中才可以使用，因?yàn)槿绻鸇 V I管線破裂，通過RNS泵從IRWST向DVI管線的破口排水將會(huì)加速IRWST的水位下降，從而導(dǎo)致更快的從IRWST安注階段發(fā)展到安全殼地坑再循環(huán)階段，這對(duì)于保證有序的安全驅(qū)動(dòng)是不利的。并且從圖1所示的廠房布置圖可以看出，大部分DVI管線位于安全殼再循環(huán)地坑外，如果DVI管線破口發(fā)生在安全殼再循環(huán)地坑外部，使用RNS將水強(qiáng)迫輸送到DVI破口將會(huì)導(dǎo)致大量IRWST水裝量無(wú)法到達(dá)安全殼再循環(huán)地坑，使得安全殼淹沒水位降低，嚴(yán)重影響安全殼地坑再循環(huán)的能力，導(dǎo)致事故加重。

而判斷DVI管線是否存在破裂可以通過兩個(gè)CMT的液位下降速率是否一致判斷，如果下降不一致，則說明存在DVI管線破裂（對(duì)于兩條DVI管線均破裂的情況不考慮）。這是在使用RNS低壓注射時(shí)需要注意的。

圖1　核島廠房設(shè)備布置圖Fig.1　General layout of nuclear island

R N S通過閥門V023提供了一個(gè)重力注射到RCS熱管段的方式。從IRWST，通過閥門V023，然后通過RNS入口隔離閥（V001A/B，V002A/B）進(jìn)入熱管段。其他RNS入口隔離閥，V022和V061在該運(yùn)行狀態(tài)時(shí)仍然保持關(guān)閉。V023閥門可以被點(diǎn)動(dòng)操作，以提供粗略的流量控制，通過保持熱管段水位以阻止其降低到低-4水位導(dǎo)致的IRWST注射爆破閥動(dòng)作。以上操作必須有P12（穩(wěn)壓器水位≤16%）信號(hào)存在，才能保證RNS-V023和RNS-V001A/B，RNS-V002A/B同時(shí)打開，否則存在如2.2節(jié)所述的聯(lián)鎖禁止它們同時(shí)打開。

在一個(gè)造成安全殼淹沒的事件后，RNS提供從一個(gè)IRWST/安全殼地坑管線直接注入反應(yīng)堆堆芯以提供安全殼再循環(huán)強(qiáng)迫堆芯冷卻。在觸發(fā)ADS第4級(jí)信號(hào)后，CMT和IRWST將會(huì)排干，造成安全殼淹沒。RNS能從IRWST/安全殼地坑取水，在建立自然循環(huán)的基礎(chǔ)上提供額外的堆芯冷卻。

如果安全殼在嚴(yán)重事故后發(fā)生了泄漏，可能存在水裝量喪失而無(wú)法提供無(wú)限期的堆芯冷卻。在該事件中，可以通過RNS出口安全殼隔離閥試驗(yàn)接口，通過臨時(shí)設(shè)備進(jìn)行補(bǔ)水。

在各種事故中，RNS不需要必須運(yùn)行，但是其運(yùn)行對(duì)于緩解事故和投資保護(hù)帶來(lái)的效果是非常明顯的。

2.4靈活多樣的運(yùn)行方式

第三代先進(jìn)壓水堆通過乏燃料水池冷卻系統(tǒng)（Spent Fuel Pool Cooling System，SFS）將水從IRWST輸送到換料水池。在傳統(tǒng)核電廠該功能由正常余熱排出系統(tǒng)執(zhí)行。第三代先進(jìn)壓水堆通常采用SFS對(duì)換料水池充水而不采用RNS，這樣避免了充水時(shí)通過反應(yīng)堆壓力容器，從而保證了換料水池的清澈度、減少運(yùn)行輻射劑量。但是如果有需要時(shí)，RNS仍能執(zhí)行該功能。

當(dāng)不需要RNS進(jìn)行正常停堆冷卻時(shí)，RNS可提供或替代SFS的冷卻乏燃料水池的功能。開啟聯(lián)絡(luò)管線上常閉的手動(dòng)閥門，啟動(dòng)1臺(tái)RNS泵，RNS泵從乏燃料水池取水，經(jīng)熱交換器返回乏燃料水池。乏燃料水池至RNS的管道與乏燃料水池至SFS的管道是獨(dú)立的，這保證了兩個(gè)系統(tǒng)可以相互獨(dú)立運(yùn)行，這在全堆芯卸料時(shí)很重要，因?yàn)榇藭r(shí)乏燃料水池可能需要SFS以外的一列RNS來(lái)冷卻。

在失去正常設(shè)備冷卻水事故中，為暫時(shí)維持冷卻反應(yīng)堆，可以打開消防系統(tǒng)與設(shè)備冷卻水系統(tǒng)之間的常閉閥門，使用消防水為RNS泵和熱交換器提供冷卻水源。消防系統(tǒng)水經(jīng)過RNS熱交換器后被直接排放。

RNS還可以用于冷卻IRWST。在正常功率運(yùn)行期間或PRHR驅(qū)動(dòng)導(dǎo)致IRWST開始沸騰前，RNS都可以由操縱員控制冷卻IRWST。RNS冷卻IRWST時(shí)，RNS與RCS之間的壓力邊界隔離閥關(guān)閉，設(shè)備冷卻水通過RNS熱交換器和RNS泵。RNS入口母管電動(dòng)閥V022和出口母管電動(dòng)閥V011開啟。IRWST到RNS泵的入口隔離閥V023開啟，隨后RNS到IRWST的出口隔離閥V024開啟。兩臺(tái)RNS泵啟動(dòng)，對(duì)IRWST進(jìn)行冷卻。因?yàn)闆]有其他的出口隔離閥在出口到PXS的DVI管線上，所以在IRWST冷卻期間，完全是由RCS壓力保持其壓力邊界隔離逆止閥的關(guān)閉，如果RCS壓力低于RNS泵的壓頭，則會(huì)發(fā)生RNS將IRWST中的水輸送到RCS的情況，此時(shí)必須停止RNS泵，并且關(guān)閉V023和V024將RNS與IRWST隔離。這是在使用RNS冷卻IRWST時(shí)需要額外注意的。

2.5設(shè)置RNS隔離信號(hào)

第三代先進(jìn)壓水堆采用了全數(shù)字化儀控系統(tǒng)，提高了核電廠的自動(dòng)化程度，RNS也采取了合理的聯(lián)鎖和控制策略降低了人因失誤的風(fēng)險(xiǎn)。

由于RNS具備一定的事故緩解能力，并且在停堆冷卻時(shí)是唯一的RCS冷源，所以在事故并不嚴(yán)重時(shí)，保證RNS的正常運(yùn)行是十分重要的。因此RNS雖然作為貫穿安全殼的系統(tǒng)，但是其部分安全殼隔離閥并不接受安全殼隔離信號(hào)的控制，而是專門設(shè)置了RNS隔離信號(hào)。

RNS隔離觸發(fā)信號(hào)如表1所示。

設(shè)置S信號(hào)和安全殼放射性高2信號(hào)觸發(fā)RNS隔離的目的是為了保證在正常功率運(yùn)行期間出現(xiàn)相對(duì)比較嚴(yán)重的事故時(shí)對(duì)RNS進(jìn)行自動(dòng)隔離，但是為了保證在停堆冷卻的第二階段時(shí)RNS能夠?qū)CS進(jìn)行持續(xù)冷卻，當(dāng)P-11信號(hào)出現(xiàn)后，可以手動(dòng)閉鎖這兩個(gè)信號(hào)觸發(fā)的RNS隔離。需要額外指出的是，為了使用RNS的緩解事故能力，RNS采用的S信號(hào)是保持型S信號(hào)，保持型S信號(hào)可以通過手動(dòng)進(jìn)行重置，重置后S信號(hào)消失，則由S信號(hào)觸發(fā)的RNS隔離信號(hào)也會(huì)消失。

設(shè)置ADS第4級(jí)動(dòng)作觸發(fā)RNS隔離的目的是為了保證在冷停堆期間RNS發(fā)生ISLOCA時(shí)，確保自動(dòng)進(jìn)行RNS隔離而不需操縱員動(dòng)作。S信號(hào)觸發(fā)信號(hào)如表2所示。

表1　RNS隔離觸發(fā)信號(hào)Table1　 Trigger signals of RNS isolation actions

由表2可見，S信號(hào)在P-11信號(hào)出現(xiàn)后，假設(shè)按停堆計(jì)劃對(duì)相應(yīng)信號(hào)進(jìn)行了閉鎖，則唯一未閉鎖的只有安全殼壓力高2信號(hào)，如果此時(shí)在RNS的殼外部分發(fā)生破口，則RCS的水裝量會(huì)降低，而由于破口在殼外，則安全殼壓力高2信號(hào)和安全殼放射性高2信號(hào)都不會(huì)被觸發(fā)，則不會(huì)自動(dòng)觸發(fā)RNS隔離，導(dǎo)致破口無(wú)法自動(dòng)隔離，增大了運(yùn)行風(fēng)險(xiǎn)。ADS第4級(jí)動(dòng)作可由CMT水位低6和熱管段水位低4觸發(fā)并在冷停堆時(shí)不受到閉鎖，這樣就能保證自動(dòng)RNS隔離觸發(fā)而不需操縱員干預(yù)，提高了運(yùn)行的可靠性。

當(dāng)無(wú)法實(shí)現(xiàn)自動(dòng)RNS隔離時(shí)，還設(shè)有多重手動(dòng)方式，操縱員可根據(jù)需要執(zhí)行RNS隔離。

表2　S信號(hào)觸發(fā)信號(hào)Table2　Trigger signals of safeguards actuation actions

3　結(jié)論

第三代先進(jìn)壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)管線和接口比較復(fù)雜，存在多種不同的運(yùn)行模式，這加大了操縱員工作時(shí)的困難，盡管系統(tǒng)設(shè)計(jì)存在多種控制聯(lián)鎖來(lái)避免人因失誤，但是并不能實(shí)現(xiàn)完全的自動(dòng)化，因此在編制相關(guān)運(yùn)行規(guī)程時(shí)要注意全面性。

第三代先進(jìn)壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)除了很好地保障正常停堆冷卻期間的RCS冷卻之外，其設(shè)計(jì)還很好地與第三代先進(jìn)壓水堆特點(diǎn)相結(jié)合，利用RNS設(shè)備（泵、熱交換器）和多種接口實(shí)現(xiàn)了非安全相關(guān)的RNS，提供了多種縱深防御和事故緩解功能，利用合理的系統(tǒng)設(shè)計(jì)保障電廠的安全、經(jīng)濟(jì)運(yùn)行。

［1］ 蘇林森， 楊輝玉， 王復(fù)生， 等. 900 MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備［M］. 北京： 原子能出版社， 2005.（SU Lin-sen， YANG Hui-yu， WANG Fu-sheng，et al. Systems and Equipment of 900 MW PWR NPP ［M］. Beijing： Atomic Energy Press， 2005.）

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［3］ 蘇榮福，唐涌濤. AP1000核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)布置設(shè)計(jì)［J］. 中國(guó)核電，2014，6（1）：4—8. （SU Rong-fu， TANG Yong-tao. The Layout and Design of Reactor Coolant System of AP1000 NPP［J］. China Nuclear Power， 2014， 6（1）：4-8.）

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［5］ 依巖， 柴國(guó)旱， 張和林. 壓水堆核電廠余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)中一些安全問題的探討［J］. 核安全， 2006（01）：56—61.（YI Yan， CHAI Guo-han， ZHANG He-lin. Discussion on Some Safety Problems in Design of Residual Heat Removal System of PWR NPP［J］. Nuclear Safety， 2006（01）：56-61.）

Design Characteristics of Normal Residual Heat Removal System for Generation III Advanced Pressurized Water Reactor

WANG Guo-zhen
（CNNC Liaoning Nuclear Power Co.，Ltd.，Xingcheng of Liaoning Prov. 125100，China）

This paper gives a detailed introduction of design characteristics of normal residual heat removal system for generation III advanced pressurized water reactor， and analysis the effects on the plant operation due to these design characteristics from an operator’s perspective. The paper concludes the design characteristics of normal residual heat removal system，rationality and advantages corresponding to each characteristic have been analyzed in the paper.

generation III APWR；residual heat removal；cooling down； make up；ISLOCA

TL37 Article character：A Article ID：1674-1617（2015）04-0306-06

TL37

A

1674-1617（2015）04-0306-06

2015-08-04

王國(guó)震（1987—），男，吉林人，助理工程師，本科，從事核電廠運(yùn)行工作。