第一篇：自主知識產權三代核電技術2015年具備建設條件

中國廣東核電集團獲悉，該集團將于2013年底全面完成自主知識產權先進大型壓水方面核電技術ACPR1000研發工作，2015年前具備實施首堆建設條件。

中廣核集團黨群工作部主任助理胡光耀介紹說，日本福島核電事故發生后，中廣核對自身核電安全進行了一次嚴格的安全檢查。自投運以來，中廣核所屬的核電 站一直保持著安全穩定運行，核電機組各項安全技術指標均達到國際先進水平。根據美國核電運行研究所發布的2011年第一季度統計結果，與美國104臺機組 對比，大亞灣核電站4臺機組總體綜合指數為99.6，令國際同行矚目。截至28日，大亞灣核電站1號機組連續安全運行的天數達3384天，在全球同類機組 中排名第一。

胡光耀說，大亞灣核電站投產以來，中廣核集團每年投入1000多萬美元進行技術開發和創新，迄今共投入約2億美元，先后進行了700多項技術改造，實 現了安全技術水平的升級，極大地提高了核電站的安全性和經濟性。2009年以來，為落實國家核電中長期發展規劃，實現中國核電技術趕上國際先進水平的目 標，中廣核集團在推進CPR1000技術標準化、集約化建設的基礎上，立足國內科研、設計、建造與運行經驗和在批量化建設CPR1000系列核電機組中建 立的工業體系，借鑒國際核電領域的最新技術反饋，開始了自主知識產權百萬千瓦級核電技術ACPR1000的研發工作。ACPR1000技術具有更為安全、可靠，更為先進、經濟的特點，特別是汲取日本福島核事故的經驗教訓，重點在安全性與成熟性等方面進行了多項重大技術創新。按計劃，中廣核集團將于2013 年底全面完成ACPR1000的研發工作，2015年前具備實施首堆建設條件。為了滿足運營條件，中廣核積極進行海外和國內鈾資源勘探開發及天然鈾貿易，已與哈薩克斯坦國家原子能工業公司組建了謝米茲拜伊鈾有限合伙企業，在澳大 利亞成功收購了能源金屬公司，在烏茲別克斯坦成立了中烏鈾業公司。在國內，中廣核也初步建立了新疆、廣東兩大鈾資源保障基地。

中廣核集團黨群工作部主任張濤稱，為培養滿足核電規模化發展要求的人才隊伍，2005年，中廣核集團成立了國內核電行業第一所企業大學——中廣核集團 核電學院，幾年來已培養超過1000多名大學生。現已形成了7000多人的核電設計、工程管理和技術研發隊伍，核電運營技術人員超過3500人。

第二篇：核電安全及三代核電

核電安全與三代核電

鄭 巖

核電是人類利用能源重要組成部分，在石化能源探明儲量有限、環保要求嚴格的今天，顯得核電發展尤為需要。

核電是五大能源的載體，在可控狀態的核電工藝，是原子能、熱能、動能、機械能、電能同時轉換，輸出潔凈能源廣泛利用，為人類造福。

核電是潛在的危險源，一旦出現較大事故，其危害嚴重和慘烈、沉痛而深遠、廣泛又無法逆轉。核電的安全要萬倍警覺、千倍防范、百倍布控，力求核事故傷害和財產損失在有限范圍內。

核電是科技進步的標志，從1938年德國發現核裂變，到1939年法國居里和意大利費米證實裂變鏈式反應，至1942年費米實現裂變反應可控。核能首先被戰事軍用，延至1950年方轉為和平利用，出現核能發電技術。歷經一代、二代核電的實踐和改進，安全風險在逐步縮小，設施完備在不斷增多；人類在核電災難后，認識更清醒，設計更合理，審批更慎重。現在，啟動第三代核電，研發第四代核電，是全球利用核能向安全王國大步跨越。

一、核電安全是全球頂級事項

核電事故的偶然性、必然性、危害性眾人皆知；各國重視核安全，政府關注核安全，人們恐懼核事故，擔心核輻射后患，這是客觀事實。因為核泄漏事故較其他事故的危害和影響廣、深、大、長、遠。由于核電事故的影響，英國核電停建十多年，美國凍結新建核電30年，因福島核電事故，我國于2011年3月16日理智的緩建十多座核電站，停止審批核電新項目，待《核電安全規劃》出臺方可復原，這是為子孫后代負責的明智之舉。

對核電的BOP的安全，要認識安全原理，分析事故規律，掌握安全辯證法，剖析事故因果關系，知曉多重原因論，抑制危險源擴延，預測事故鏈生成，防范能量逸散，避免誤入禁區等，是各國共同研究安全的永恒課題。對核島及其相關系統，更要加倍、深化、細致研究核安全理念，設計更完善、更有效、更信賴的核安全設施。這是全球人類的共同期待。

4、核電核乏料處置：有較大輻射能量的核乏料目前是深埋在千余米的地下處置庫或再利用。美國、日本、前蘇聯等國家的核乏料的核輻射已有過公害，運行了半個世紀的強國核乏料卻沒進入地宮正寢，快速禁錮。中國不能走他們的老路，建設費用雖昂貴，地下核廢料處理庫的選址、審批、建設刻不容緩。打破西洋和東洋的框框，走中國之路，早期建設，迎接核電運營高潮的到來。同時加速快中子堆核電站的規劃與建設，提高核燃料利用率，減小核乏料數量。

三、核電核泄漏事故等級

按國際原子能機構制定的《國際核和放射事件分級表》標準，核泄漏事故共分7級。

1級2級：輕微、局部泄露；3級：較重泄露。（1-3級為事件級別）4級：對場外不會造成明顯危險的事故。核設施有部分損壞，堆芯部分熔化，和（或）一名或多名工作人員遭受很可能致死的過量輻射。有輻射物外逸，輻射劑量超標，對人構成傷害。

5級：具有場外風險的核事故。導致核裝置嚴重損壞，和（或）外泄的放射性物質活度達到一定水平放射性物質“釋放量有限”，可能需要部分執行應急計劃對策。核設施損壞面較大，對周圍環境造成核輻射污染。（如1979年美國三哩島核電事故）

6級：重大核泄漏事故；有“相當數量”的放射物外泄。可能需要全面執行應急計劃對策，嚴重的健康影響。（如1957年蘇聯車里雅賓斯克核廢料事故）

7級：特大核泄漏事故。涉及放射性物質“大量外泄”。按放射性核素碘131換算，放射物質活度達到每小時數萬萬億貝克勒爾；可能有急性健康影響；大范圍地區有慢性健康影響；有長期的環境后果，對公眾健康和環境造成廣泛影響。（如1986年前蘇聯切爾諾貝利核事故和2011年日本福島核電站事故）

四、核電安全常規評價

遵照墨菲法則、遵循逆向思維、考量戰事要素、防控恐怖襲擊等，要從事故理念、設計標準、選廠方略、設備功能、自控邏輯、軟件管理、防

2011年3月11日福島核電站事故：沒有抵擋巨浪圍堤、沒有可靠備用電源、防止事故擴大的決策失誤等原因，海嘯降臨之際，直毀福島核電站，成為核害之源。

暴力行為引發的核電事故：

1987年11月17日，伊拉克飛機轟炸伊朗南部在建的布歇赫爾核電站，三天兩炸，包括核專家及德國工程師等11人身亡，數人受傷。若運行的核電被狂轟，其后果不想得知。

人為事件導致的核電事故：

1957年英國的溫德斯凱爾核電站事件，英國十幾年核電發展停滯不前。1979年3月28日，美國賓夕法尼亞州的三哩島核電站，2號機組反應堆燃料棒發生熔毀及核泄漏事故，驚動白宮，總統前往，人員疏散。由此美國30年核電建設叫停；此間，美國核能界只好走增容延壽的危險之路。

1986年4月26日，在烏克蘭境內的切爾諾貝利核電站發生了世界最嚴重的核島爆炸事故。先后6萬多人受核輻射死于非命，百年噩夢揮之不醒。

歷史長河里：十字軍東征能否再現，希特勒式狂人能否再生，薩達姆式肆瘧核電站能否重演，美國百層國貿雙塔會否再襲隕落，美國五角大樓能否再次撞毀，這些智者難以預料；地殼板塊微動，兩極冰山溶化，淺層地震，近域海嘯，誰能阻擋。

上述極端事件有鐵的事實，事故災難令人戰栗，我們要溫故知新。為此，我國不能否定核電建設和運營的規劃前景。但是，前車之鑒卻提示核電審批決策層，除常規核電安全風險評定外，核電站應建在何處，必須認真思索。無論在沿海還是在內陸，不應在人口稠密處、民眾飲水之源旁，建起新的核電站，也包括安全裕度較大的第三代核電站。

六、核電回顧與展望

2010年底世界運營核電機組442臺，總裝機容量3.7億千瓦，發電量占世界發電總量的16%。我國運行核電機組13臺，裝機1080萬千瓦。美國有核堆64座，75.7%建在內陸，封殺新建核電30年后又重新啟動；前蘇聯核電站建在內陸100%；我國內陸5座核電正在安全論證；世界各國建設先

經驗。我國已掌握了現在普遍采用的壓水堆二代改進技術。

第三代：先進輕水堆（ALWR）：ABWR、APWR、System80+、AP600、AP1000、EPR及沸水堆：SWR-1000、ABWR-Ⅱ及ESBWR。

在第三代核電發展中，世界出現兩種走向：

歐洲型：法、德合作開發的歐洲動力堆EPR。它立足于成熟技術、逐漸演進，加大堆芯安全裕度，增加能動安全系統，增強嚴重事故預防，強化緩解能力，提供數字化、信息化、模塊化，加大機組容量規模效應。稱歐洲第三代核電為改良型，芬蘭正在建造世界上第一座EPR核電廠。

美洲型：美國西屋公司研發的以非能動安全系統、簡化設計、簡約布置、模塊化建造為主要特色的APl000。采用加壓氣體、重力流、自然循環流以及對流等自然驅動力；無需運行人員操作，安全支持系統就能保證安全運行，贏得3晝夜特別處置時間。因其融入新概念而稱為革新型。我國三門核電廠1號機組的建設將成為APl000的世界首堆工程。

第四代：規劃包括超臨界水堆在內的6種堆型。技術更先進、安全更可靠、裂變轉聚變；燃料利用率高，由1%到90%的飛躍，大大減少核乏料數量及處置。我國已加入了研發行列，已安排了超臨界水堆關鍵科研課題的基礎研究項目。

八、第三代核電非能動技術

我國田灣核電站和法、德設計的EPR采用雙層安全殼。美國西屋公司的APl000則采用全新設計的非能動冷卻安全殼及其輔助系統。

1、PA1000的電廠主要參數

設計壽命60年，電廠利用率93%，輸出電功率1117MW,核蒸汽供應系統功率3415MW，電廠效率32.7%，設計地震烈度（地面加速度）0.3g，換料周期18個月。

核蒸汽供應系統：額定蒸汽流量1888.7kg/s，蒸汽壓力5.61MPa，蒸汽溫度271℃，給水溫度226.7℃；蒸汽發生器△125型：設計壓力一次側17.13MPa、二次側8.17MPa；在RCS(反應堆冷卻劑系統)穩定運行工況，冷卻劑壓力15.5MPa；設計溫度一次側343.3℃、二次側315.6℃。

第三篇：三代核電工程項目申請報告編制試卷

一、單選題 【本題型共5道題】

1.AP1000反應堆堆芯采用（）盒高性能燃料組件。

A．177 B．193 C．121 D．157

用戶答案：[D]

得分：6.00

2.審批制只適用于（）。

A．企業投資項目

B．政府投資項目和使用政府性資金的企業投資項目 C．外資項目

用戶答案：[B]

得分：6.00

3.項目申請報告進行經濟影響分析時，是從（）的角度，通過經濟費用效益或費用效果分析，評價擬建工程的經濟合理性。

A．投資方 B．地方政府

C．社會資源優化配置

用戶答案：[C]

得分：6.00

4.AP1000的堆芯熱功率為（）MW。

A．4040 B．3400 C．4000 D．3000

用戶答案：[B]

得分：0.00

5.“項目申請報告通用文本”共分（）章。

A．7 B．8 C．9

用戶答案：[B]

得分：6.00

二、多選題 【本題型共5道題】

1.下列那些屬于AP1000非能動安全注射系統的非能動注射水源（）。

A．堆芯補水箱 B．安注箱 C．除鹽水箱 D．換料水箱

用戶答案：[ABD]

得分：8.00

2.項目核準制審核的重點內容是（）。

A．合理開發利用資源

B．保護生態環境、保障公共利益 C．資金來源

D．優化產業布局 E．產品技術方案

用戶答案：[ABD]

得分：8.00

3.AP1000的反應堆換料周期為（）個月，具備（）個月換料能力。

A．12 B．18 C．24 D．30

用戶答案：[BC]

得分：8.00

4.項目用地是否合理，除了符合國家的產業政策和國家的供地政策，還需要符合（A．核電廠選址要求 B．核電機組類型 C．土地利用規劃。）D．核電廠總平面布置要求 E．核電廠占地規模要求

用戶答案：[ACDE]

得分：8.00

5.核電項目屬于資源占用型項目，核電項目的資源需求包括（）。

A．核燃料 B．淡水資源 C．天然氣 D．建材

用戶答案：[ABD]

得分：8.00

三、判斷題 【本題型共3道題】

1.AP1000核電廠的正常余熱排出系統是非安全級的（）。

Y．對 N．錯

用戶答案：[Y]

得分：10.00

2.核電建設項目用地應符合有關的供地政策，應列入當地土地利用總體規劃。（Y．對 N．錯

用戶答案：[Y]

得分：10.00

3.AP1000發生一回路破口事故時，用安全殼噴淋系統降低安全殼壓力。（）

Y．對 N．錯

用戶答案：[Y]

得分：0.00）

第四篇：10三代核電工程HSE管理經驗-國核工程

三代核電工程HSE管理經驗

（國核工程有限公司）

各位領導、同事：

下午好！

根據會議安排，由我代表國核工程公司向會議介紹《三代核電HSE管理經驗》。

國核工程公司主要承擔三代核電AP1000三門、海陽依托項目4臺機組、國家重大專項CAP1400示范工程及CAP1000后續機組的建設管理。在依托項目建設管理中，通過與美國CBI公司HSE管理團隊貼身學習和影子培訓方式學習其先進的HSE管理理念和方法，在充分借鑒依托項目HSE良好實踐基礎上，建立并有效運行了一套國際化的HSE管理體系。截止到2016年4月25日，實現了全公司安全生產3165天，20萬工時事件率0.2（0.15<標準值<0.5）。其中，三門依托項目自開工以來未發生HSE目標控制事故，保持國內核電工程唯一無重傷及以上事故的安全紀錄，成為國內核電工程安全業績的標桿。

下面，我就國核工程公司HSE管理情況從三個方面進行匯報：

一、HSE表單化管理

借鑒核安全法規規定：“凡影響核電廠質量的活動都必須

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按適用于該活動的書面程序、細則或圖紙來完成”；貫徹“人的生命與健康高于一切，安全優先，以人為本”的安全理念；融合核安全文化理念（INPO《卓越核安全文化八大原則》），進一步擴大HSE體系內涵，將核安全文化管理的理念和方法引進到HSE體系的管理；對標美國CBI公司HSE管理程序、國內HSE相關法律法規及安全生產標準化要求，國核工程建立了一套國際化、滿足國內法律法規要求的HSE管理體系。

為提高HSE管理程序執行效果和執行效率，公司按照“管理程序化、程序表單化、表單信息化”的思路推行HSE表單化管理，即以“工作表單”為載體，提煉程序中關鍵點、流程、執行內容和細節，把程序轉化為簡潔、全面、可執行的工作表單。

通過對HSE管理程序、HSE相關法律法規比對、梳理，形成HSE工作表單167份，包括含業務審批流程的管理類表單85份，無審批流程的工具類表單82份。主要應用于指導HSE人員日常監督管理工作，提高工作實效，預防HSE監督管理缺項；結合工作實際，持續優化工作表單，指導優化相應管理程序；工作表單線上運行，使用現場移動辦公終端（手機/平板電腦）直接處理業務。

其中，管理類表單多是跨業務、跨部門流轉的表單，以《HSE停工令》工作表單為例，明確了適用范圍、工作判定標準、工作事項描述及工作流程等內容，原則上可固化的內

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容均設定為勾選內容，確保工作表單簡潔、實用高效。

HSE工具類表單主要是檢查類表單，以《受限空間許可安全檢查標準》工作表單為例，由檢查內容、結果記錄、檢查結論、檢查簽字等內容組成，確保檢查工作不漏項、且具有可追溯性。

二、HSE管理工具開發與應用

按照“先僵化學習、后優化創新、再固化提升”的思路學習、消化、吸收美國CBI公司先進的HSE管理方法。依據國家安全法律法規，以解決HSE管理工作中的障礙為切入點，開發了AP/CAP核電工程HSE管理工具，并在所有項目推廣使用。

（1）“團隊式”班前會

為提高班前會效果，項目現場推行“團隊式”班前會，由班組長組織作業人員圍成圓圈，“手指口述”檢查自己和工友安全狀態，灌輸“平等互助、主動參與”思想，項目部和承包商HSE人員每天參加旁站監督，驗證班前會安全交底質量。

（2）高風險作業HSE管理模型

為保證CAP1400/1000核電工程整個建造過程中涉及的高風險作業安全可控，借鑒依托項目良好實踐，并結合CAP1400/1000核電工程技術特點及施工邏輯，針對辨識出的19個高風險作業，開發了《CAP1400/1000核電工程高風險

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作業HSE管理模型》。明確各項高風險作業HSE先決條件和工序中存在的危險源及控制措施，并借鑒質量計劃（ITP）選點見證的方法，實施全過程HSE管控，確保了依托項目19項高風險作業全部安全實現。

例如在SG吊裝過程中：吊裝作業開始前，項目部和承包商的HSE部、施工部共同對吊裝作業的先決條件逐項進行驗證并簽字確認。在確保所有安全措施全部落實，安全條件滿足要求的情況下，方可開始后續施工。

此外，項目部和承包商按照施工工序開展危險源辨識、評價工作，辨識每道工序中存在的危險因素，并制定相應的消除或控制措施，實施分級管理。在落實危險源的控制措施時，施工部和HSE部共同選點驗證。

（3）項目HSE季度評估

借鑒美國CBI公司HSE體系評估方法，公司對各項目HSE監督檢查采用季度HSE體系評估模式，每季度對各項目HSE管理體系的符合性、適用性和有效性進行一次全面評估。

每次評估，由公司安全質量部負責人帶隊組織4-5名經驗豐富的HSE工程師成立評估組，對項目文檔資料和現場15個專項進行評估，評估周期為5天。

采用“自上而下，自下而上”的評估方法，重點評估程序執行力，驗證施工方案實施情況，查找HSE管理存在的缺陷，并從管理角度提出改進意見；對現場重復性發生問題，4 / 10

要求項目專項治理；同一問題重復發生三次及以上，則對項目進行HSE考核；所有問題的提出必有客觀依據，下發《HSE整改通知單》，并跟蹤整改、驗證關閉，形成閉環管理。最后，引入暴露修正因子量化考核各評估要素，并采用HSE管理儀表盤顯示評估結果，直觀展現現場HSE管理狀態。

（4）“矩陣式”HSE專項檢查

項目部對承包商HSE檢查采用“矩陣式”HSE檢查模式。項目部每月根據現場安全趨勢，以“日歷表”的形式編制月度檢查矩陣，明確每天專項檢查類型和責任人。專項檢查覆蓋現場所有施工活動，提高了HSE檢查的有效性，以更具專業性和針對性的“矩陣式”HSE檢查模式替代了傳統的“安全大檢查”。

HSE部配備HSE檢查工具（如：粉塵濃度測試儀、鉗式電阻測試儀等），HSE工程師開展“矩陣式”HSE專項檢查使用相應專業工具，使檢查結果更具有客觀性。

（5）HSE領先指標卡

為提高項目現場HSE預測預警能力，引進美國核電項目“HSE領先指標”主動預測工具替代 “滯后指標”管理模式。結合依托項目實際，從HSE管理活動中選擇最關鍵的要素開發13類HSE領先指標卡，并動員項目部全員現場工作時觀察、填報指標的安全數量、風險數量和重大風險數量。HSE部定期統計分析，判斷各項指標的安全趨勢，并超前制定改

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進措施，實現HSE管理關口前移。

此外，為便于員工參與和HSE領先指標統計，海陽項目在現場區域設置了領先指標卡選取板，并開發了IMS線上錄入分析系統，實時查看員工參與情況和安全趨勢。近一年收集HSE領先指標卡2332張，安全指標22709項，風險指標1087項，員工參與度達80%以上。

（6）關鍵崗位人員HSE培訓與授權

核電工程強調“任何工作都必須選擇和培訓合適的人員，具備所要求的技能”，公司采用“HSE理論培訓+實際操作培訓”方式評估、驗證、授權關鍵崗位人員從事相應工作的資格。特別是特種作業人員，如：架子工、電工、起重指揮等，所從事工作專業性和安全風險較高，在其取得國家資質的基礎上，對其安全技能進行實操評估驗證，合格人員方被授權上崗從事相關作業。

在廣泛調研了美國Vogtle核電項目和VC Summer核電項目實操技能培訓基礎上，以示范工程項目為試點，建立了HSE培訓/實操技能評估中心，作為員工實際操作培訓和特種作業人員技能評估驗證授權的基地。

（7）HSE管理可視化

核電工程現場立體交叉作業多、人員密集，為快速識別現場人員、設備設施符合管理要求，現場推行可視化管理，包括：

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①人員管理可視化，主要通過HSE培訓授權帽貼和標識崗位身份的反光背心實現。

②設備設施檢查可視化，主要通過檢查色標直觀反映現場設備設施的檢查狀態。例如：對現場設備、工機具開展季度檢查，檢查合格后按季度次序分別掛設“綠、白、藍、黃”檢查色標；腳手架檢查驗收“合格”或“不合格”分別掛設“綠色”或“紅色”信息牌。

（8）工作危害分析/作業安全分析（JHA/JSA）為強化作業人員現場安全風險識別能力，對現場持續時間較長（一天以上）的作業活動，采用“工作危害分析法（JHA）”分析每道工序存在的安全風險，制定相應預控措施，并作為施工方案附件和安全技術交底資料；對一般日常施工活動，采用“作業安全風險法（JSA）” 簡潔實用工具在班前會上對一項或若干項任務進行安全分析，并記錄作為安全交底記錄材料。

（9）HSE根本原因分析方法（RCA）

核電工程HSE管理倡導公開、透明理念，對安全事件、重復性發生問題進行根本原因分析（RCA），而不局限于表面原因分析。利用“原因樹、魚刺圖、變化分析、屏障分析”等專業方法，從管理方面查找系統根本原因進行糾正，并將事件經過、原因、預防措施等信息以“安全警戒卡”形式反饋到公司所有項目，舉一反三，落實相關管理措施。目前，7 / 10

公司已開發45個典型經驗反饋案例。

（10）安全時刻及安全文化分享

安全時刻是由國核工程公司在集團內率先推行使用的，是指會議開始前或參訪前由會議主持人或接待人員做出的安全提示，如疏散要求、人數清點等。安全文化分享是會議進入正式主題前開展的安全導入活動，如核安全文化宣貫、近期安全熱點話題、近期安全事故等。

此外，公司還開發了其他HSE管理工具，包括： ? 為推動全員主動參與HSE管理，現場推行使用“安全觀察卡（HELP卡）”。鼓勵員工發現安全隱患，現場糾正并填寫安全觀察卡。

? 為持續提升全員參與HSE管理的意識，項目現場開發《員工HSE自我評估卡》，鼓勵員工每月開展一次HSE自評。? 為強化項目現場員工“安全紅線”意識，公司建立“黑名單”制度，對違反公司發布的《安全生產“紅線十條”》和現場HSE違規累計三次的人員給予清場處理，并列入公司“黑名單”，凡被記入“黑名單”的人員禁止進入工程公司所屬所有項目現場。

? 依據“以人為本”的原則，發布了由總經理授權的“HSE停工授權卡”，提醒員工現場發現危及自身或他人的危險時，有權叫停相應的施工活動。

三、施工本質化安全水平提升

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美國核動力運行研究所（INPO）研究提出“再好的人員也有可能犯錯，任何依賴于人的可靠性的系統是最不可靠的”。從安全角度講，本質化安全是提升HSE管理水平的關鍵。國核工程公司借鑒美國核電項目施工理念和依托項目工程實踐，提出34項施工技術提升措施，主要包括提升施工技術和引進先進設備工機具兩方面。具體舉措如下： 3.1提升施工技術

（1）CA結構模塊翻轉技術：項目現場采用CA結構模塊翻轉平臺替代傳統雙機抬吊施工技術。操作簡單、翻轉平穩、可避免模塊變形，降低吊裝作業風險。

（2）CR10模塊整體組裝技術：依托項目核島CR10模塊采用散吊就位后再組裝，吊裝風險較大。公司對標美國核電項目施工方法，在示范工程項目優化施工邏輯，采取CR10模塊整體組裝技術，先地面拼裝再吊裝就位，降低多次吊裝風險。

此外，還有CV貫穿件地面組裝、VCS風管地面預組裝等，降低多次吊裝和高處作業風險。3.2引進先進設備工機具

（1）高空作業裝備的使用：項目現場結構模塊拼裝、設備設施檢修使用高空作業車/升降車，降低腳手架的搭拆帶來的安全風險，提高工作效率，節省人工時。

（2）焊接煙塵凈化器的使用：項目現場焊接作業配備焊

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接煙塵凈化器，吸收焊接煙塵，降低對作業人員的職業危害。此外，還有全自動鋼筋綁扎機、無塵打磨機、固定式電子點煙器等等的應用。結束語

國核工程公司把HSE作為公司核心價值，在管理方面形成了一系列基礎性成果，但仍然需要從管理精細化方面深入挖掘，在總結經驗的基礎上進行持續改進，將安全文化與實際工作有效融合，提升工作執行能力，做到“固化于制、內化于心、外化于行”，努力推進“要我安全”到“我要安全”再到“我們（團隊）要安全”的轉變。

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第五篇：核電各技術對比

核電各種技術簡單分析

—中廣核準員工論壇

一、自主品牌：CNP1000——中國百萬千瓦級核電站

CNP1000型核電站使中國百萬千瓦級核電站的設計壽期從目前的40年延長到60年，核燃料換料周期從目前的12個月延長到18個月，機組可利用率將從目前的75%左右提高到87%，上網電價可控制在5美分/千瓦時以下，CNP1000的比投資將下降到1300美元/千瓦以下

CNP1000無論是性能上、經濟上、安全上都達到了國際上第二代改進的水平。

NP1000主要性能指標為：電站設計壽命60年，堆芯熱工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物質釋放概率小于1X10-6/堆年，機組可利用率大于87%，換料周期為18個月，比投資小于1500美元/千瓦。如批量生產，比投資可達到1300美元/千瓦以下。NP1000主要有10項設計改進：

一、改進堆芯設計，降低功率密度，提高堆芯安全裕度；

二、改進電站布置設計，采用單堆布置和滿足實體分隔、防火要求的核島布置方案；

三、改進安全系統設計，提高系統可靠性；

四、改進安全殼系統設計，加大安全殼容積；

五、采用先進的分布式數字化儀表控制系統，提高電廠的可用性和安全性，提高自動化控制水平和可操作性；

六、考慮了嚴重事故下的氫氣控制措施；

七、設置安全殼內換料水箱，取消安注和噴淋再循環切換，提高系統可靠性；

八、設置堆腔淹沒系統，防止在嚴重事故下堆芯熔融物熔穿壓力容器；

九、采用LBB技術，取消或減少防甩裝置；

十、汽輪機組采用半速機，提高電廠效率。

CNP1000設計的主要特點

①燃料組件177盒，降低線功率密度，采用AFA3G燃料組件提高安全裕量。增大功率，提高經濟性。

②18個月換料，低泄漏，提高經濟性。

③大直徑反應堆壓力容器（內徑為4340mm），增加水裝量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并滿足60年壽期要求。④穩壓器容積為51m3，穩壓能力增強。

⑤采用預防和緩解嚴重事故的有效措施，降低堆芯損壞和放射性大量釋放的概率。

⑥采用LBB技術，簡化系統并有利于維護保養。

⑦高壓安注泵同上充泵分開，低壓安注泵同余熱泵共用，并形成兩個系列。⑧輔助給水系統設置兩臺汽動泵和兩臺電動泵,形成兩個系列。⑨采用半速汽輪機/發電機機組。⑩數字化I&C系統。

二、引進創新：CPR －1000 中國改進型壓水堆核電站 CPR1000作為“二代加”技術，在大亞灣核電站及嶺澳核電站一期的基礎上，通過持續科技進步，不斷創新和改進，逐漸趨近第三代。在探索的過程中提出許多新技術：

?事故處理規程由事故定向轉為狀態定向；

?首爐堆芯即采用18個月換料方案

?壓力容器設計壽命達到60年

?采用堆坑注水技術

?主回路應用破前漏（LBB）設計理念

?采用可視化進度控制

?利用三維輔助設計進行設計校核 CPR1000——主要技術、經濟指標

環路數

總體性能指標

DNBR裕量＞15% 組可用率≥87%

壓力容器設計壽命60年 一回路壓力15.5 MP 一回路溫度T入/T出292.4℃/329.8℃ 均線功率密度186 W/cm 機組額定功率1080 MWe

燃料組件157組全M5的AFA3G組件 活性區高度3.66 m 換料周期18 月

堆容器內徑/高度3.99 m/12.99 m 電廠熱循環效率36% 儀控系統DCS 電廠布置雙堆

安全殼單層 + 鋼內襯

安全殼自由體積49000 m3 嚴重事故對策采取相應措施 汽輪發電機組半速機 建設工期≤58 月

三、AP1000技術。其區別于二代加壓水堆核電機組的主要特點就是“非能動”的安全系統

AP1000技術是美國西屋公司開發的第三代百萬千瓦級先進壓水堆核電機組，其堆芯采用西屋的加長型堆芯設計，這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange 3號機組等得到應用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；主回路設計類似于美國燃燒工程公司（CE）設計的System 80。采用增大的蒸汽發生器（?125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發生器相似；穩壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環路壓力容器相似，取消了堆芯區的環焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。

AP1000 單臺機組NSSS的熱功率為3415MWe，電功率為1115MWe，熱效率約為33%，機組可利用率為93%，堆芯熔化頻率為：2.41×10-7／堆年，嚴重事故下大量放射性物資向環境釋放概率為：1.95×10-8／堆年；機組采用單堆布置，反應堆廠房采用雙層安全殼，內層為鋼安全殼，外層為混凝土結構（其屋頂設置非能動安全殼冷卻系統儲水箱）；施工安裝過程采用模塊化的建造模式，有利于縮短建造工期。

AP1000區別于二代加壓水堆核電機組的主要特點就是“非能動”的安全系統。“非能動”設計概念就是利用固有的熱工水力特性，簡化安全系統的設計，使核電站保證安全的措施不再依賴泵、風機等能動設備的運行，從而大幅度地減少了安全級的閥、泵、電纜及抗震廠房；取消了1E級應急柴油發電機系統；減少了大部分安全級能動設備；降低了大宗材料用量；系統簡化使設計簡化、工藝布置簡化、施工量減少、運行及維修量也相應減少。設計中采用的非能動的嚴重事故預防和緩解措施使安全性能得到提高，同時也提高了機組和經濟性。

一、非能動堆芯冷卻系統

AP1000非能動堆芯冷卻系統包括非能動余熱去除系統和安全注入系統。與傳統壓水堆應急堆芯冷卻系統相比，AP1000非能動堆芯冷卻系統除了具有安全注射和應急硼化的功能外，還具有堆芯應急衰變熱導出和安全殼 pH 值控制的功能，替代了傳統壓水堆輔助（應急）給水系統和安全殼噴淋系統的部分功能。在反應堆冷卻劑系統中，引入一個非能動熱交換器。當冷卻劑泵失效時，水流 自然循環到該熱交換器，后者將熱量載帶到安全殼內的換料水箱（IRWST）。傳熱過程無需動力。當 IRWST達到飽和時，向安全殼大氣蒸發，非能動安全殼冷卻系統動作，冷凝水沿殼壁流回環料水池，可以實現長時間的堆芯冷卻。安全注入系統由兩臺堆芯補給水箱（CMT）、兩臺安全注射箱和IRWST 組成，連接于反應堆冷卻劑環路并充滿硼水，注射依靠重力和氣體儲能的釋放。當正常上充水系統失效時，可應付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全 注射水箱和IRWST 為堆芯提供冷卻。依靠 IRWST 提供冷卻水注入保持LOCA后期冷卻和余熱去除，和安全殼冷卻系統一起建立再循環，使堆芯保持淹沒。

二、非能動安全殼冷卻系統

AP1000非能動安全殼冷卻系統與傳統壓水堆的安全殼噴淋系統的主要功能相同，其作用是發生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發生在安全殼內時，排出安全殼內的熱量。非能動安全殼冷卻系統以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽殼入口引入，通過外部環廊到達底部，在空氣折流板底部轉向180度，進入內部環廊，再沿安全殼內壁向上流動。由于內部環廊空氣被加熱和水蒸氣存在，造成內外環廊空

氣密度差，形成空氣的自然循環，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。在安全殼頂部設有可供72小時的冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側形成一層水膜。當安全殼內壓力或溫度過高時，系統自動開啟。由形成的水膜和空氣自然循環導出安全殼內的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。

三、非能動安全殼裂變產物去除系統

AP1000在設計上沒有安全相關的安全殼噴淋系統用于去除安全殼中的裂 變產物。安全殼大氣中活性物質的去除完全靠自然的過程（如沉淀、擴散、熱遷移等）。事故后如安全殼內放射性活度升高，由防火系統提供的非能動安全殼噴淋系統在安全殼外充氮罐的壓力作用下進行噴淋，以限制裂變產物的釋放。絕大多數非氣態活性物質最終沉積在安全殼地坑冷卻水中。非能動主控室可居留系統失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續居留的環境至少72小時，并兼作主控室、儀間和直流設備室的非能動熱阱

四、非能動主控室可居留系統

失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續居留的環境至少72小時，并兼作主控室、儀表間和直流設備室的非能動熱阱。

四、三代技術：EPR

EPR是法馬通和西門子聯合開發的反應堆，提高核電的經濟競爭力，EPR的發電成本將比N4系列低10%。EPR的主要特征

1、EPR是目前國際上最新型反應堆（法國N4和德國近期建設的Konvoi 反應堆）的基礎上開發的，吸取了核電站運行三十多年的經驗。

2、EPR是漸進型、而不是革命型的產品，保持了技術的連續性，沒有技術斷代問題。EPR采納了法國原子能委員會和德國核能研發機構的技術創新成果。

3、EPR是新一代反應堆，具有更高的經濟和技術性能：降低發電成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），減少長壽廢物的產量，運行更加靈活，檢修更加便利，大量降低運行和檢修人員的放射性劑量。

4、EPR屬壓水堆技術。法國在運行的核電站都是壓水堆。目前，全球共有440臺在運行的核電機組，其中209臺是壓水堆。壓水堆是上國際上使用最廣泛的堆型。

5、EPR可使用各類壓水堆燃料：低富集鈾燃料（5%）、循環復用的燃料（源于后處理的再富集鈾，或源于后處理的钚鈾氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料裝料。這樣，一方面可實現穩定乃至減少钚存量的目標，同時也可降低廢物的產量；

6、EPR的電功率約為1600兆瓦。具有大規模電網的地區適于建設這種大容量機組。另外，人口密度大、場址少的地區也適于采用大容量機組。未來20年，半數以上的新核電站將建在這類地區。

7、EPR的技術壽期為60年，目前在運行的反應堆的技術壽期為40年。由于設備方面的改進，EPR運行40年無需更換重型設備 EPR為單堆布置四環路機組，電功率1525MWe，設計壽命60年，雙層安全殼設計，外層采用加強型的混凝土殼抵御外部災害，內層為預應力混凝土。作為新一代技術，EPR相比較與前幾代：

一、經濟性能更高 EPR的發電成本將更低，比N4系列反應堆低10%。主要優化措施是：

1、EPR的功率（約1600兆瓦）比近期建設的反應堆功率（約1450兆瓦）更高。

2、建設周期更短：從建造至商業運行計劃用57個月。

3、能量效益提高到36%，這是輕水反應堆最好的指標。

4、EPR技術壽期將達到60年。

5、提高燃料的利用率。在發電量相同的條件下，EPR將減少使用15%的鈾，廢物產量因此降低。同樣，也降低了核燃料循環（從鈾濃縮到后處理等各個環節）的費用。

6、EPR降低了運行費：

由于提高了人機接口的質量和主控室的功效，操作簡化，通過運行支持系統，提升自動化水平，減少了人工干預；

設備布局更合理，便于進入工作區，簡化了檢修，縮短了工期；可進行不停運的標準化保養維修；

停堆換料期減至16天；反應堆壽期內可利用率可達到91%，法國在役反應堆的平均使用率為82%。

7、EPR的發電成本將降至30歐元/MWh，比主要競爭對手—天然氣低20%。

二、更高的安全性

EPR滿足法德兩國核安全當局提出的“加強防范可能損壞堆芯的事件，緩解堆芯熔化的放射性影響”兩方面的要求，具有更高的安全性。

1.加強防范損壞堆芯的事件

通過設計簡單化、功能多樣化和冗余系統確保安全功能。自動化水平更加先進；EPR配置四個同樣的安全系統，具有非正常狀態下冷卻堆芯的功能。每個系統都能完全獨立發揮其安全功效。這四個系統分別設在四個廠房，實行嚴格的分區實體保護。因內部事件（水災、火災等）或外部事件（地震）造成某一系統失靈時，另一系統代替有故障系統行使安全職能，實現反應堆安全停堆。這些結構性的安全系統將把在役壓水堆極低的堆芯破損概率再降低一個10次方。

2.安全殼具有非常高的密封性

如果萬一發生堆芯損壞事件，將對居民和環境采取防御性保護措施，使他們不受影響。

EPR的密封水平是國際上唯一的，反應堆廠房非常牢固，混凝土底座厚達6米，安全殼為雙層，內殼為預應力混凝土結構，外殼鋼筋混凝土結構，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全殼可抵御墜機等外部侵襲。

即使發生概率極低的熔堆事故，壓力殼被熔穿，熔化的堆芯逸出壓力殼，熔融物仍封隔在專門的區域內冷卻。這一專門區域的內壁使用了耐特高溫保護材料，能夠保證混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影響嚴格限制在反應堆安全殼內，核電站周邊的居民、土壤和含水層都受到保護。

3.降低運行和檢修人員的輻照劑量

EPR運行和檢修人員的輻射防護工作將進一步加強：集體劑量目標確定為0.4人希弗特/堆年，與目前經濟合作與發展組織國家核電站的平均劑量（1人希弗特/堆年）相比，將降低一倍以上。

目前法國核電站檢修人員的人希弗特集體劑量水平約合人均劑量5毫希弗特/年（5mSv）。換言之，法國核電站工作人員的平均劑量等同于法國天然放射性當量。

三、EPR更加環保

核電的優勢是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉塵及其他溫室效應氣體，EPR在可持續發展方面取得了重要的進展：

EPR的堆芯設計有利于提高燃料的利用率，減少鈾的使用量，降低钚和長壽命廢物的產量；有利于控制和降低钚的儲量；由于EPR的技術壽期將達到60年，在生產同等電力的情況下，EPR退役后的最終廢物數量將減少；利用核能有利于儲備本世紀中葉將逐漸枯竭的化石燃料

五、壓水堆原理

利用核能生產電能的電廠稱為核電廠。由于核反應堆的類型不同，核電廠的系統和設備也不同。壓水堆核電廠主要由壓水反應堆、反應堆冷卻劑系統（簡稱一回路）、蒸汽和動力轉換系統（又稱二回路）、循環水系統、發電機和輸配電系統及其輔助系統組成，其流程原理如圖2.1所示。通常將一回路及核島輔助系統、專設安全設施和廠房稱為核島。二回路及其輔助系統和廠房與常規火電廠系統和設備相似，稱為常規島。電廠的其他部分，統稱配套設施。實質上，從生產的角度講，核島利用核能生產蒸汽，常規島用蒸汽生產電能。

反應堆冷卻劑系統將堆芯核裂變放出的熱能帶出反應堆并傳遞給二回路系統以產生蒸汽。通常把反應堆、反應堆冷卻劑系統及其輔助系統合稱為核供汽系統。堆冷卻劑系統一般有二至四條并聯在反應堆壓力容器上的封閉環路。每一條環路由一臺蒸汽發生器、一臺或兩臺反應堆冷卻劑泵及相應的管通組成。一回路內的高溫高壓含硼水，由反應堆冷卻劑泵輸送，流經反應堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再流進蒸汽發生器，通過蒸汽發生器傳熱管壁，將熱能傳給二回路蒸汽發生器給水，然后再被反應堆冷卻劑泵送入反應堆。如此循環往復，構成封閉回路。整個一回路系統設有一臺穩壓器，一回路系統的壓力靠穩壓器調節，保持穩定。

一回路輔助系統主要用來保證反應堆和一回路系統的正常運行。壓水堆核電廠一回路輔助系統按其功能劃分，有保證正常運行的系統和廢物處理系統,部分系統同時作為專設安全設施系統的支持系統。專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，并防止放射性物質的擴散。

二回路系統由汽輪機發電機組、冷凝器、凝結水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發生器、汽水分離再熱器等設備組成。蒸汽發生器的給水在蒸汽發生器吸收熱量變成高壓蒸汽，然后驅動汽輪發電機組發電，作功后的乏汽在冷凝器內冷凝成水，凝結水由凝結水泵輸送，經低壓加熱器進入除氧器，除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱后重新返回蒸汽發生器，如此形成熱力循環。為了保證二回路系統的正常運行，二回路系統也設有一系列輔助系統。

循環水系統主要用來為冷凝器提供冷卻水。

發電機和輸配電系統的主要設備有發電機、勵磁機、主變壓器、廠用變壓器、啟動變壓器、高壓開關站和柴油發電機組等組成。其主要作用是將核電廠發出的電能向電網輸送,同時保證核電廠內部設備的可靠供電。發電機的出線電壓一般為22kV左右，經變壓器升至外網電壓。為保證核電廠安全運行，核電廠至少與兩條不同方向的獨立電源相連接，以避免因雷擊、地震、颶風或洪水等自然災害可能造成的全廠斷電。

每臺發電機組的引出母線上，均接有兩臺廠用變壓器。為廠用電設備提供高壓電源。高壓廠用電系統一般為6kV左右。該高壓廠用電系統直接向核電廠大功率動力設備供電。對于小功率設備,經變壓器降壓后供給380/220V低壓電源。通常高壓廠用電系統分為工作母線和安全母線兩部分，高壓廠用電系統的工作母線，可以由外電網或發電機供電，高壓廠用電的安全母線，除外網和發電機外，還可由柴油發電機供電。

在電廠正常功率運行時，發電機發出的電能大部分經主變壓器升壓至外網電壓輸送給用戶。同時，整個廠用設備的配電系統由發電機的引出母線經廠用變壓器降壓后供電。當發電機停機時，則由外部電網經啟動變壓器供電。當外網和發電機組都不能供電時，則由柴油發電機組向安全母線供電，以保證核電廠設備的安全。

六、濃縮鈾反應堆

如果使用含有3％鈾一235的濃縮鈾，就有可能使用普通的“輕”水作為冷卻劑，水中的氫作慢化劑。

氫可吸收中子，故不適用于含o．7％鈾一235的天然鈾燃料，但可用于濃縮鈾。在這類反應堆中，水始終保持高壓狀態，使其不能沸騰。水把熱從反應堆芯通過蒸汽發生器傳遞給二回路系統，該系統中保持較低的壓力，水被轉化為蒸汽，從而驅動汽輪發電機組。這種設計的反應堆被稱為壓水反應堆，簡稱壓水堆(PWR)。

其它堆型也有采用低濃縮鈾的。慢化劑則使用普通水、重水、石墨或有機液體，使中子減速。冷卻劑可以是沸水、重水、氦、二氧化碳氣或有機液體濃縮鈾反應堆原理圖：如果鈾燃料被濃縮，水可被用來作慢化劑和冷卻劑。圖中顯示的壓水堆中，一回路水傳遞的熱使完全隔離的二回路中的水沸騰

七、沸水反應堆

象壓水堆一樣，沸水堆的燃料也是濃縮度僅為2％的氧化鈾，它在高溫高壓下被燒結成圓柱形芯塊，裝入鋯合金管中．這些燃料棒被組裝成比在壓水堆中較為松散的組件。燃料棒基本方形排列包括6*

6、7*7或8*8，而壓水堆燃料組件為15X15或17X17。鈾的濃縮度也不相同，棒中濃縮鈾的數量與詼棒在陣列中所處的位置有關。這種排列能糾正沸水堆中由毗鄰組件之間水空間引起的畸變。某些棒不含鈾，而僅有水。十字形碳化硼控制棒在四個相鄰燃料組件之間從堆芯底部插入。其抽插依靠液壓系統或電磁螺旋驅動系統。遇有緊急情況，氮氣覆蓋層之下充滿水的蓄壓箱驅動液壓缸，把控制棒彈入堆芯。

這種反應堆最顯著的特征是，允許冷卻劑水在堆芯內沸騰．離開堆芯的蒸汽必須經過去濕，這個過程在反應堆容器上部進行。象在壓水堆蒸汽發生器中一樣，蒸汽要經過汽水分離器(在旋流葉片中，作用于蒸汽流的離心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被傳輸到汽輪機，再驅動發電機產生電力。蒸汽在給水廠房冷凝后，形成凝結水，經過再加熱后返回反應堆容器。為確保穩定運行，反應堆容器上接有若干條再循環環路，每條環路設一臺泵，該泵從反應堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量變化可以改變平均水溫和蒸汽泡形成的水平。用這種方法能夠控制中子的慢化條件(密度低的蒸汽替代水或相反)，從而控制反應堆的功率水平。在法國壓水堆設計弓1人新的控制系統和先進靈敏的部件之前，這種調節功率水平的能力使得沸水堆勝過它的競爭者。

因此，初看起來，這種反應堆似乎比壓水堆簡單；它們省去了蒸汽發生器，并在低得多的壓力下運行(70—80巴，而不是150巴)。但是，它們也有自身的不足：反應堆容器更高，更粗；由于設置了再循環回路，在連接壓力容器的蒸汽管道上必須設置安全閥，使得設計更為復雜；此外，堆芯內的沸騰水必須連續凈化，以防止雜質沉積在燃料包殼上，在經過堆芯時必須將可能被活化的雜質用過濾器濾掉。盡管采取這些措施，燃料元件破損造成放射性產物被夾帶于蒸汽中的可能性依然存在。這就要求汽輪機設計必須具有嚴格的密封性能，電廠的常規部分必須劃為易監控區，具有適用于電廠操作人員的保健條例。

關于電廠安全，象壓水堆設計一樣，針對假設的冷卻劑喪失和蒸汽管道破裂事故，采取了預防措施，這就是為什么要把反應堆(壓力容器和再循環泵)包容在能夠承受各種壓力的鋼制密封安全殼系統之中。蒸汽管道安全閥也置于安全殼之內。

安全殼系統的設計能使逸出反應堆的蒸汽噴到反應堆容器旁的充水腔室并得到冷凝。簡圖說明了這些設計特點的發展。象壓水堆一樣，也設有幾條管道，把安全殼外的冷水注入反應堆容器以冷卻燃料。同時，通過噴淋包容反應堆容器的腔室而冷卻安全殼自身。

在最終的分析中，沸水堆的發電成本與壓水堆相當。