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AP1000 英国 GDA 设计参考点
英国通用设计评估 (UK GDA) 是由英国核管理办公室 (ONR) 和英国环境署 (EA) 对西屋 AP1000 反应堆设计的安全案例的安全性、保障和环境方面进行的详细审查。GDA 流程的第一阶段包括四个审查步骤 - 每个步骤的审查都比前一个步骤更加详细，并且环境评估包括初步评估和详细评估、公众咨询以及咨询回复审查。在步骤 4 结束时，ONR 和 EA 记录了 AP1000 设计的 51 个 GDA 问题。西屋启动了 GDA 收尾期来解决这些未解决的 GDA 问题。GDA 完成后，ONR 将颁发设计验收确认书 (DAC)，如果设计被认为是可接受的，EA 将颁发设计验收声明 (SoDA)。
AP1000 安全案例概述—路线图
每个 AP1000 工厂都有自己的乏燃料池和相关处理系统（燃料处理机和 150 吨（136.078 公吨）单故障防爆桶处理起重机）。容量为 889 个存储位置；其中五个位置可以处理有缺陷的燃料电池。这五个单元尺寸过大，可以处理能够存储未固结的燃料裸燃料棒的特殊碎片容器。考虑到 18 个月的燃料循环和 64 个组件的卸载，存储池可以运行 18 年以上。临界计算已经完成，为这两个离散区域乏燃料架系统（区域 I 架用于新燃料和新卸载的燃料，区域 II 用于存储反应性较低的燃料）提供了燃耗极限。超过 18 年的长期储存将通过场地许可申请来解决。乏燃料储存既依赖于场地，也依赖于公用事业。
AP1000 安全案例概述—路线图
每个 AP1000 工厂都有自己的乏燃料池和相关处理系统（燃料处理机和 150 吨（136.078 公吨）单故障防爆桶处理起重机）。容量为 889 个存储位置；其中五个位置可以处理有缺陷的燃料电池。这五个单元尺寸过大，可以处理能够存储未固结的燃料裸燃料棒的特殊碎片容器。考虑到 18 个月的燃料循环和 64 个组件的卸载，存储池可以运行 18 年以上。临界计算已经完成，为这两个离散区域乏燃料架系统（区域 I 架用于新燃料和新卸载的燃料，区域 II 用于存储反应性较低的燃料）提供了燃耗极限。超过 18 年的长期储存将通过场地许可申请来解决。乏燃料储存既依赖于场地，也依赖于公用事业。
AP1000 安全案例概述—路线图
每个 AP1000 工厂都有自己的乏燃料池和相关处理系统（燃料处理机和 150 吨（136.078 公吨）单故障防爆桶处理起重机）。容量为 889 个存储位置；其中五个位置可以处理有缺陷的燃料电池。这五个单元尺寸过大，可以处理能够存储未固结的燃料裸燃料棒的特殊碎片容器。考虑到 18 个月的燃料循环和 64 个组件的卸载，存储池可以运行 18 年以上。临界计算已经完成，为这两个离散区域乏燃料架系统（区域 I 架用于新燃料和新卸载的燃料，区域 II 用于存储反应性较低的燃料）提供了燃耗极限。超过 18 年的长期储存将通过场地许可申请来解决。乏燃料储存既依赖于场地，也依赖于公用事业。
AP1000 安全案例概述—路线图
每个 AP1000 工厂都有自己的乏燃料池和相关处理系统（燃料处理机和 150 吨（136.078 公吨）单故障防爆桶处理起重机）。容量为 889 个存储位置；其中五个位置可以处理有缺陷的燃料电池。这五个单元尺寸过大，可以处理能够存储未固结的燃料裸燃料棒的特殊碎片容器。考虑到 18 个月的燃料循环和 64 个组件的卸载，存储池可以运行 18 年以上。临界计算已经完成，为这两个离散区域乏燃料架系统（区域 I 架用于新燃料和新卸载的燃料，区域 II 用于存储反应性较低的燃料）提供了燃耗极限。超过 18 年的长期储存将通过场地许可申请来解决。乏燃料储存既依赖于场地，也依赖于公用事业。
AP1000 安全案例概述 - 路线图
每个 AP1000 工厂都有自己的乏燃料池和相关处理系统（燃料处理机和 150 吨（136.078 公吨）单故障防爆桶处理起重机）。容量为 889 个存储位置；其中五个位置可以处理有缺陷的燃料电池。这五个单元尺寸过大，可以处理能够存储未固结的燃料裸燃料棒的特殊碎片容器。考虑到 18 个月的燃料循环和 64 个组件的排放，储存池可以运行 18 年以上。临界性计算已完成，为这两个离散区域乏燃料架系统（区域 I 架用于新燃料和新排放的燃料，区域 II 用于储存反应性较低的燃料）提供燃耗极限。超过 18 年的长期储存将通过场地许可申请解决。乏燃料储存既依赖于地点，也依赖于公用事业。
Westinghouse AP1000 - 技术报告 - ONR
3.1–3.7 分级方法 3.2–3.3 3.2 应使用分级方法确定对任何特定设施或活动进行安全评估的范围、程度、详细程度和工作量。3.3 在将分级方法应用于安全评估时，主要考虑的因素是设施或活动产生的潜在辐射风险的大小。这需要考虑正常运行中放射性物质的任何释放、预期运行事件和事故的潜在后果，以及发生可能产生严重后果的极低概率事件的可能性。审查结果 满足了要求。范围、程度、详细程度和工作量与核反应堆发生大量放射性释放的堆芯劣化事故的可能性相一致。按照美国核管理委员会的标准 DCD 格式，进行了安全分析，以确定设计和工程安全功能是否满足所需的安全功能。提供了有关如何实现美国核管理委员会、英国健康服务署和 WENRA 制定的安全目标和标准的详细信息。该设计利用了过去反应堆运行的经验，并满足了美国和欧洲公用事业的要求。事故分析的结果在 DCD 第 15 章中提供。分析遵循基于工厂条件分类的标准美国核管理委员会程序。分析涵盖正常运行、预期运行事件、设计基准事故、特殊事件和超设计基准事故。进行确定性和概率分析的目的是证明已达到足够的安全水平。考虑了发生极低概率事件但可能造成严重后果的可能性。特别是，设计特征符合 IAEA NS-R-1 要求，即“除了设计基础外，设计中还应考虑超出设计基础的特定事故（包括选定的严重事故）中工厂的性能”。特殊特征旨在通过冷却外表面来阻止反应堆压力容器内的熔融堆芯，从而避免对安全壳造成挑战。
西屋 AP1000 - 技术报告 - ONR
3.1–3.7 分级方法 3.2–3.3 3.2 应使用分级方法确定对任何特定设施或活动进行安全评估的范围、程度、详细程度和工作量。3.3 在将分级方法应用于安全评估时，主要考虑的因素是设施或活动产生的潜在辐射风险的大小。这需要考虑正常运行中放射性物质的任何释放、预期运行事件和事故的潜在后果，以及发生可能产生严重后果的极低概率事件的可能性。审查结果 满足了要求。范围、程度、详细程度和工作量与核反应堆发生大量放射性释放的堆芯劣化事故的可能性相一致。按照美国核管理委员会的标准 DCD 格式，进行了安全分析，以确定设计和工程安全功能是否满足所需的安全功能。提供了有关如何实现美国核管理委员会、英国健康服务署和 WENRA 制定的安全目标和标准的详细信息。该设计利用了过去反应堆运行的经验，并满足了美国和欧洲公用事业的要求。事故分析的结果在 DCD 第 15 章中提供。分析遵循基于工厂条件分类的标准美国核管理委员会程序。分析涵盖正常运行、预期运行事件、设计基准事故、特殊事件和超设计基准事故。进行确定性和概率分析的目的是证明已达到足够的安全水平。考虑了发生极低概率事件但可能造成严重后果的可能性。特别是，设计特征符合 IAEA NS-R-1 要求，即“除了设计基础外，设计中还应考虑超出设计基础的特定事故（包括选定的严重事故）中工厂的性能”。特殊特征旨在通过冷却外表面来阻止反应堆压力容器内的熔融堆芯，从而避免对安全壳造成挑战。