基于PCTRAN的AP1000核电厂卡轴事故的模拟与分析

王祺琦+武祥

摘要： AP1000有其固有的安全性能，由于采用非能动安全系统，大大降低了发生人因错误的可能性。文章简要介绍了美国西屋公司的核电站仿真软件PCTRAN/AP1000，针对我国将建造的先进非能动AP1000的第三代核电站验证其固有安全性.本文使用PCTRAN/AP1000软件对设计基准事故冷却剂泵卡轴（转子卡死）进行模拟仿真。仿真结果表明，PCTRAN能够正确反映核电站的运行特性，在设计基准事故仿真方面尤有特色，验证了AP1000的固有的安全性。

Abstract： AP1000 has its inherent safety performance， and the application of the non kinetic energy security system greatly reduces the occurrence of human error probability. This paper simply introduces the nuclear power plant simulation software PCTRAN/AP1000 of American Westinghouse Electric Manufacturing Company and verifies the inherent safety of the third-generation nuclear power plant that will be built in China with advanced non kinetic AP1000. This article carries on the simulation on the design basis accident of coolant pump clamping shaft （rotor locked） applying the PCTRAN / AP1000 software. The simulation results show that PCTRAN can correctly reflect the operating characteristics of nuclear power plant and is especially distinctive in terms of design basis accident simulation. The inherent safety of AP1000 is verified in this paper.

关键词： AP1000核电站；模拟仿真；卡轴事故；PCTRAN

Key words： AP1000 nuclear power plant；simulation；clamp shaft；PCTRAN

中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1006-4311（2014）29-0044-03

0 引言

目前，我国的核电事业进入一个快速发展的阶段，需要广大技术人员了解、掌握相关的核电知识，特别是了解和掌握先进、安全、经济，具有市场前景的第三代核电技术。美国西屋公司运用非能动核安全理念，开发成功的AP1000[1]核电技术就是其中之一。

在发展这些先进的核电技术的同时也要将安全问题放在首位，即使是很安全的系统也需要对系统出现的各种故障进行详细的了解。由于核电的特殊性和大的放射性，我们不能直接去进行事故模拟。这时我们就要用到西屋公司研发的PCTRAN[2]程序，这个程序是运行在个人电脑上的反应堆瞬态和事故模拟的软件程序，它能够在个人电脑上自动准备和实际运行。

设计基准事故是根据确定的设计准则，在设计中采取针对性措施的一组有代表性的事故，并且该类事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。但事故若是发生也会对社会和环境造成影响，因此对事故进行深入分析是必要的，对于验证AP1000的固有安全性也有重要意义。所以采用PCTRAN程序对AP1000设计基准事故[3]中主泵卡轴[4]典型事故为例进行模拟仿真，导出瞬态曲线以及瞬态报告，对这些事故进行分析，了解这些事故发生的过程和事故造成的影响。

1 PCtran/AP1000 模拟仿真软件简介

1.1 概述 PCTRAN是运行在个人电脑上的反应堆瞬态和事故模拟软件程序。自从该程序在1985年第一次发布，一直以来MST公司（Micro-Simulation Technology）不断提升RCTRAN的性能并扩展其模拟能力，数量众多的版本和反应堆模型在全世界各地得到应用。

新一代的非能动核电站的建造周期最快只需要36个月。因此，为这项先进的技术准备训练方案，对运营单位来说十分迫切。AP1000有两个热管段和四个带冷却剂泵的冷管段。堆芯满热功率为3400MW，热管段和冷管段的温度分别为310℃（610？埘）和 280.5℃（537？埘）。这些状态在PCTRAN的稳态模拟中被精确地还原，有两个倒U型蒸汽发生器和干式安全壳系统，有3400MW热功率（1100MWE）。

PCTRAN/AP1000的右手边控制板面与传统的PCTRAN/PWR相同。左侧有非能动应急堆芯冷却系统（PXS：Passive Core Cooling System）的控制面板。上部是安全壳内换料水箱（IRWST：In Containment Refueling Water Storage Tank）。非能动余热排出（PRHR：Passive Residual Heat Removal）换热器淹没在IRWST中。稳压器顶部的三阶自动卸压系统（ADS：Automatic Depressurization System）用在发生小破口丧失冷却剂事故时释放水蒸汽到IRWST中。四级ADS与热管段相连并直接释放水蒸汽到安全壳大气中。AP1000有固有的安全特性。反应性系数在所有时段都为负，这能抑制在任何预期的功率提升事故中快的链式裂变反应。与能动的高压安注不同，能动系统需要安全级的泵和应急交流供电，而非能动系统，包括堆芯补水箱（CMT：Core Makeup Tank），安注箱（ACC：Accumulator）和IRWST排水阀都是模化制造。安全壳冷却运用安全壳设备喷淋和排水阀，与传统的安全壳内的喷淋不同，该喷淋应用在安全壳的钢衬外面。膜态冷却推动环境大气中的自然空气从安全壳的顶部通风口进入，阀门颜色的转变和数字显示的流量指示非能动系统的活动状态。操纵员通常不需要干预阀门的状况，除非是为了证实或者观察状态的演变。endprint

1.2 主界面介绍 每个不同版本的PCTRAN仿真软件的界面都是不同的，各种堆型有各自的特点以及各自的功能。当然，各种堆型的主界面也是多有不同的。下面我就关于AP1000的PCTRAN主界面进行介绍。图1为PCTRAN/AP1000的主界面图示。

从图1可以很直观地看到AP1000主要的组成部分，它们分别是最中间的反应堆系统，上半部分主要部件是两个SG（Steam Generator）蒸汽发生器；蒸汽发生器底下各有两个冷却剂泵，这两个泵都连接在冷管段，在冷管段上方有一根管道，这根管道就是热管段；在反应堆系统左上端有一个椭圆形容器，这个容器是稳压器。

界面左右两侧以及中间的框体都是控制各个系统的控制面板，可以在这些面板上看到反应堆运行时各个数据的变化情况。

1.3 PCTRAN的20种设计基准事故

①Loss of Coolant Accident（Hot leg）失水事故（热管）

②Loss of Coolant Accident（Cold leg）失水事故（冷管）

③Steam Line Break Inside Containment 安全壳内部蒸汽管道破裂

④Steam Line Break Outside Containment 安全壳外部蒸汽管道破裂

⑤Loss of Feedwater Accident 丧失给水事故

⑥Main Steam Isolation Valve Closure 主蒸汽隔离阀关闭

⑦Loss of Flow（Locked Rotor）冷却剂泵卡轴（转子卡死）

⑧Anticipated Transient Without Scram 未预期瞬态紧急停堆

⑨Turbine Trip 汽轮机事故停机

⑩Steam Generator A Tube Rupture 蒸汽发生器a管道破裂

{11}Steam Generator B Tube Rupture 蒸汽发生器b管道破裂

{12}Rod Withdrawal/Insertion （+/-） % 弹棒/落棒事故（+/-）%

{13}Reserved for future 为以后保留

{14}Moderator Dilution 慢化剂稀释

{15}Load Rejection 甩负荷

{16}Containment Failure 安全壳失效

{17}Fuel Failure at Power 燃料失效

{18}Fuel Handling Accident in Containment 安全壳内换料误差

{19}Fuel Handling Accident in Auxiliary Building 辅助厂房内换料失误

{20}Letdown Line Break in Aux Bldg 辅助设备下泄管道破裂

2 使用PCTRAN/AP1000对事故模拟仿真分析

冷却剂泵卡轴（转子卡死）。

2.1 故障介绍 选择故障参数，并设置故障，如图2。

说明：此时运行的是故障7即Loss of Flow（Locked Rotor）；延迟时间是20秒，即：运行20秒后发生故障，可以看到冷却剂泵A的泵失效（如图3），斜坡时间（增加和减小的总时间或下降和上升变化的总时间）为60秒，即：斜坡时间为60秒，可以在瞬态曲线上看到明显的变化。最后选中Active激活故障。

2.2 瞬态图像及分析 20秒时A环路的冷却剂泵卡轴停运，A环路流量下降很大在10秒内为7049-3147kg/s，因为AP1000有两个环路，每个环路有两个冷却剂泵，所以一个泵停运后，冷却剂的流量不会降到0，另外的泵会继续运转，并且加大冷却剂流量（如图4所示）为7049-7259kg/s，使得温度等值保持平衡状态。

蒸汽发生器A给水流量与蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于传热减少而减少，那么给水流量也随之减少，从图5（1）所示的变化曲线以及瞬态参数可以知道，卡轴事故下蒸汽发生器A给水流量为973-849kg/s。

蒸汽发生器B给水流量与蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于加大冷却剂流量使传热增大而加大，那么给水流量也随之增加，从图5（2）所示的变化曲线以及瞬态参数可以知道，卡轴事故下蒸汽发生器B给水流量为973-1097kg/s。

0-20质量流量不变，20秒故障发生，一个冷却剂泵卡轴，A环路冷却剂流量减少，传热减少，故蒸汽发生器A蒸汽流量减少，从图6（1）所示的变化曲线及瞬态数据可以知道，蒸汽发生器A蒸汽流量为973-849kg/s。

AP1000有四个冷却剂泵，A环路冷却剂流量减少，B环路为了达到核电产热与排热的平衡，使温度、压力等稳定，加大冷却剂流量，使得传热增大，导致蒸汽发生器B蒸汽流量增加，从图6（2）所示的变化曲线及瞬态数据可以知道，蒸汽发生器B蒸汽流量为973-1097kg/s。

3 结论及展望

通过使用PCTRAN对AP1000事故进行模拟仿真，即Loss of Flow（Locked Rotor）冷却剂泵卡轴（转子卡死），可以很明确地通过瞬态图像来看到事故下的反应堆的各个数据及变化。

在冷却剂泵卡轴事故中，事故发生后，冷却剂泵A1卡轴，A环路冷却剂泵A2和B环路冷却剂泵B1、B2增加流量，以增加堆芯排热的目的，燃料达到产热与排热的平衡和缓解事故后果。在控制棒意外下插事故中，控制棒突然下插，堆芯引入较大的负反应性，导致堆芯产热减少，由于产热减少，蒸汽发生器中蒸汽流量减少，给水流量也随之减少，使之达到动态平衡。

PCTRAN作为一个PC平台上的核电站模拟仿真与严重事故分析软件，能够正确模拟核电站正常运行以及事故工况的大部分瞬态。在各种事故仿真中，符合核电站实际运行工况。

通过PCTRAN仿真能有效进行事故安全分析，准确预测一些设计基准和超设计基准事故带来的严重后果，并为事故演习提供可靠资料。

这样的分析，对于验证AP1000的固有安全性和对未来培训、事故演习提供了参考，它可以使人们正确认识事故的各种瞬态情况，并且让人们知道事故发生后所产生的现象，为事故预防及事故后处理奠定基础。例如，失水事故，在喷放阶段考虑到了泵惰转产生的影响，在事故发生期间产生“S”信号后，反应堆冷却剂泵自动停止运行。

PCTRAN的使用在现在是必然的，在未来更是重要的，它为我国将来改进核电站打下基础，使我们提前知道事故工况下的现象及处理方法。所以，PCTRAN是一款很好的模拟仿真软件，它的使用已是必然的。

参考文献：

[1]林成格.非能动安全先进电厂AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.

[2]Westinghouse Electric Company.AP1000[EB/OL].America：Westinghouse，2011.http：//www.ap1000.westinghousenuclear.com/.

[3]郭春秋.AP1000典型事故简要分析[J].中国原子能科学研究院年报，2008：218-219.

[4]黄诚铭.AP1000反应堆冷却剂泵[J].国外核动力：黄诚铭译自《美国西屋公司AP1000资料》，2007（6）：20-28.endprint

1.2 主界面介绍 每个不同版本的PCTRAN仿真软件的界面都是不同的，各种堆型有各自的特点以及各自的功能。当然，各种堆型的主界面也是多有不同的。下面我就关于AP1000的PCTRAN主界面进行介绍。图1为PCTRAN/AP1000的主界面图示。

从图1可以很直观地看到AP1000主要的组成部分，它们分别是最中间的反应堆系统，上半部分主要部件是两个SG（Steam Generator）蒸汽发生器；蒸汽发生器底下各有两个冷却剂泵，这两个泵都连接在冷管段，在冷管段上方有一根管道，这根管道就是热管段；在反应堆系统左上端有一个椭圆形容器，这个容器是稳压器。

界面左右两侧以及中间的框体都是控制各个系统的控制面板，可以在这些面板上看到反应堆运行时各个数据的变化情况。

1.3 PCTRAN的20种设计基准事故

①Loss of Coolant Accident（Hot leg）失水事故（热管）

②Loss of Coolant Accident（Cold leg）失水事故（冷管）

③Steam Line Break Inside Containment 安全壳内部蒸汽管道破裂

④Steam Line Break Outside Containment 安全壳外部蒸汽管道破裂

⑤Loss of Feedwater Accident 丧失给水事故

⑥Main Steam Isolation Valve Closure 主蒸汽隔离阀关闭

⑦Loss of Flow（Locked Rotor）冷却剂泵卡轴（转子卡死）

⑧Anticipated Transient Without Scram 未预期瞬态紧急停堆

⑨Turbine Trip 汽轮机事故停机

⑩Steam Generator A Tube Rupture 蒸汽发生器a管道破裂

{11}Steam Generator B Tube Rupture 蒸汽发生器b管道破裂

{12}Rod Withdrawal/Insertion （+/-） % 弹棒/落棒事故（+/-）%

{13}Reserved for future 为以后保留

{14}Moderator Dilution 慢化剂稀释

{15}Load Rejection 甩负荷

{16}Containment Failure 安全壳失效

{17}Fuel Failure at Power 燃料失效

{18}Fuel Handling Accident in Containment 安全壳内换料误差

{19}Fuel Handling Accident in Auxiliary Building 辅助厂房内换料失误

{20}Letdown Line Break in Aux Bldg 辅助设备下泄管道破裂

2 使用PCTRAN/AP1000对事故模拟仿真分析

冷却剂泵卡轴（转子卡死）。

2.1 故障介绍 选择故障参数，并设置故障，如图2。

说明：此时运行的是故障7即Loss of Flow（Locked Rotor）；延迟时间是20秒，即：运行20秒后发生故障，可以看到冷却剂泵A的泵失效（如图3），斜坡时间（增加和减小的总时间或下降和上升变化的总时间）为60秒，即：斜坡时间为60秒，可以在瞬态曲线上看到明显的变化。最后选中Active激活故障。

2.2 瞬态图像及分析 20秒时A环路的冷却剂泵卡轴停运，A环路流量下降很大在10秒内为7049-3147kg/s，因为AP1000有两个环路，每个环路有两个冷却剂泵，所以一个泵停运后，冷却剂的流量不会降到0，另外的泵会继续运转，并且加大冷却剂流量（如图4所示）为7049-7259kg/s，使得温度等值保持平衡状态。

蒸汽发生器A给水流量与蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于传热减少而减少，那么给水流量也随之减少，从图5（1）所示的变化曲线以及瞬态参数可以知道，卡轴事故下蒸汽发生器A给水流量为973-849kg/s。

蒸汽发生器B给水流量与蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于加大冷却剂流量使传热增大而加大，那么给水流量也随之增加，从图5（2）所示的变化曲线以及瞬态参数可以知道，卡轴事故下蒸汽发生器B给水流量为973-1097kg/s。

0-20质量流量不变，20秒故障发生，一个冷却剂泵卡轴，A环路冷却剂流量减少，传热减少，故蒸汽发生器A蒸汽流量减少，从图6（1）所示的变化曲线及瞬态数据可以知道，蒸汽发生器A蒸汽流量为973-849kg/s。

AP1000有四个冷却剂泵，A环路冷却剂流量减少，B环路为了达到核电产热与排热的平衡，使温度、压力等稳定，加大冷却剂流量，使得传热增大，导致蒸汽发生器B蒸汽流量增加，从图6（2）所示的变化曲线及瞬态数据可以知道，蒸汽发生器B蒸汽流量为973-1097kg/s。

3 结论及展望

通过使用PCTRAN对AP1000事故进行模拟仿真，即Loss of Flow（Locked Rotor）冷却剂泵卡轴（转子卡死），可以很明确地通过瞬态图像来看到事故下的反应堆的各个数据及变化。

在冷却剂泵卡轴事故中，事故发生后，冷却剂泵A1卡轴，A环路冷却剂泵A2和B环路冷却剂泵B1、B2增加流量，以增加堆芯排热的目的，燃料达到产热与排热的平衡和缓解事故后果。在控制棒意外下插事故中，控制棒突然下插，堆芯引入较大的负反应性，导致堆芯产热减少，由于产热减少，蒸汽发生器中蒸汽流量减少，给水流量也随之减少，使之达到动态平衡。

PCTRAN作为一个PC平台上的核电站模拟仿真与严重事故分析软件，能够正确模拟核电站正常运行以及事故工况的大部分瞬态。在各种事故仿真中，符合核电站实际运行工况。

通过PCTRAN仿真能有效进行事故安全分析，准确预测一些设计基准和超设计基准事故带来的严重后果，并为事故演习提供可靠资料。

这样的分析，对于验证AP1000的固有安全性和对未来培训、事故演习提供了参考，它可以使人们正确认识事故的各种瞬态情况，并且让人们知道事故发生后所产生的现象，为事故预防及事故后处理奠定基础。例如，失水事故，在喷放阶段考虑到了泵惰转产生的影响，在事故发生期间产生“S”信号后，反应堆冷却剂泵自动停止运行。

PCTRAN的使用在现在是必然的，在未来更是重要的，它为我国将来改进核电站打下基础，使我们提前知道事故工况下的现象及处理方法。所以，PCTRAN是一款很好的模拟仿真软件，它的使用已是必然的。

参考文献：

[1]林成格.非能动安全先进电厂AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.

[2]Westinghouse Electric Company.AP1000[EB/OL].America：Westinghouse，2011.http：//www.ap1000.westinghousenuclear.com/.

[3]郭春秋.AP1000典型事故简要分析[J].中国原子能科学研究院年报，2008：218-219.

[4]黄诚铭.AP1000反应堆冷却剂泵[J].国外核动力：黄诚铭译自《美国西屋公司AP1000资料》，2007（6）：20-28.endprint

1.2 主界面介绍 每个不同版本的PCTRAN仿真软件的界面都是不同的，各种堆型有各自的特点以及各自的功能。当然，各种堆型的主界面也是多有不同的。下面我就关于AP1000的PCTRAN主界面进行介绍。图1为PCTRAN/AP1000的主界面图示。

从图1可以很直观地看到AP1000主要的组成部分，它们分别是最中间的反应堆系统，上半部分主要部件是两个SG（Steam Generator）蒸汽发生器；蒸汽发生器底下各有两个冷却剂泵，这两个泵都连接在冷管段，在冷管段上方有一根管道，这根管道就是热管段；在反应堆系统左上端有一个椭圆形容器，这个容器是稳压器。

界面左右两侧以及中间的框体都是控制各个系统的控制面板，可以在这些面板上看到反应堆运行时各个数据的变化情况。

1.3 PCTRAN的20种设计基准事故

①Loss of Coolant Accident（Hot leg）失水事故（热管）

②Loss of Coolant Accident（Cold leg）失水事故（冷管）

③Steam Line Break Inside Containment 安全壳内部蒸汽管道破裂

④Steam Line Break Outside Containment 安全壳外部蒸汽管道破裂

⑤Loss of Feedwater Accident 丧失给水事故

⑥Main Steam Isolation Valve Closure 主蒸汽隔离阀关闭

⑦Loss of Flow（Locked Rotor）冷却剂泵卡轴（转子卡死）

⑧Anticipated Transient Without Scram 未预期瞬态紧急停堆

⑨Turbine Trip 汽轮机事故停机

⑩Steam Generator A Tube Rupture 蒸汽发生器a管道破裂

{11}Steam Generator B Tube Rupture 蒸汽发生器b管道破裂

{12}Rod Withdrawal/Insertion （+/-） % 弹棒/落棒事故（+/-）%

{13}Reserved for future 为以后保留

{14}Moderator Dilution 慢化剂稀释

{15}Load Rejection 甩负荷

{16}Containment Failure 安全壳失效

{17}Fuel Failure at Power 燃料失效

{18}Fuel Handling Accident in Containment 安全壳内换料误差

{19}Fuel Handling Accident in Auxiliary Building 辅助厂房内换料失误

{20}Letdown Line Break in Aux Bldg 辅助设备下泄管道破裂

2 使用PCTRAN/AP1000对事故模拟仿真分析

冷却剂泵卡轴（转子卡死）。

2.1 故障介绍 选择故障参数，并设置故障，如图2。

说明：此时运行的是故障7即Loss of Flow（Locked Rotor）；延迟时间是20秒，即：运行20秒后发生故障，可以看到冷却剂泵A的泵失效（如图3），斜坡时间（增加和减小的总时间或下降和上升变化的总时间）为60秒，即：斜坡时间为60秒，可以在瞬态曲线上看到明显的变化。最后选中Active激活故障。

2.2 瞬态图像及分析 20秒时A环路的冷却剂泵卡轴停运，A环路流量下降很大在10秒内为7049-3147kg/s，因为AP1000有两个环路，每个环路有两个冷却剂泵，所以一个泵停运后，冷却剂的流量不会降到0，另外的泵会继续运转，并且加大冷却剂流量（如图4所示）为7049-7259kg/s，使得温度等值保持平衡状态。

蒸汽发生器A给水流量与蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于传热减少而减少，那么给水流量也随之减少，从图5（1）所示的变化曲线以及瞬态参数可以知道，卡轴事故下蒸汽发生器A给水流量为973-849kg/s。

蒸汽发生器B给水流量与蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于加大冷却剂流量使传热增大而加大，那么给水流量也随之增加，从图5（2）所示的变化曲线以及瞬态参数可以知道，卡轴事故下蒸汽发生器B给水流量为973-1097kg/s。

0-20质量流量不变，20秒故障发生，一个冷却剂泵卡轴，A环路冷却剂流量减少，传热减少，故蒸汽发生器A蒸汽流量减少，从图6（1）所示的变化曲线及瞬态数据可以知道，蒸汽发生器A蒸汽流量为973-849kg/s。

AP1000有四个冷却剂泵，A环路冷却剂流量减少，B环路为了达到核电产热与排热的平衡，使温度、压力等稳定，加大冷却剂流量，使得传热增大，导致蒸汽发生器B蒸汽流量增加，从图6（2）所示的变化曲线及瞬态数据可以知道，蒸汽发生器B蒸汽流量为973-1097kg/s。

3 结论及展望

通过使用PCTRAN对AP1000事故进行模拟仿真，即Loss of Flow（Locked Rotor）冷却剂泵卡轴（转子卡死），可以很明确地通过瞬态图像来看到事故下的反应堆的各个数据及变化。

在冷却剂泵卡轴事故中，事故发生后，冷却剂泵A1卡轴，A环路冷却剂泵A2和B环路冷却剂泵B1、B2增加流量，以增加堆芯排热的目的，燃料达到产热与排热的平衡和缓解事故后果。在控制棒意外下插事故中，控制棒突然下插，堆芯引入较大的负反应性，导致堆芯产热减少，由于产热减少，蒸汽发生器中蒸汽流量减少，给水流量也随之减少，使之达到动态平衡。

PCTRAN作为一个PC平台上的核电站模拟仿真与严重事故分析软件，能够正确模拟核电站正常运行以及事故工况的大部分瞬态。在各种事故仿真中，符合核电站实际运行工况。

通过PCTRAN仿真能有效进行事故安全分析，准确预测一些设计基准和超设计基准事故带来的严重后果，并为事故演习提供可靠资料。

这样的分析，对于验证AP1000的固有安全性和对未来培训、事故演习提供了参考，它可以使人们正确认识事故的各种瞬态情况，并且让人们知道事故发生后所产生的现象，为事故预防及事故后处理奠定基础。例如，失水事故，在喷放阶段考虑到了泵惰转产生的影响，在事故发生期间产生“S”信号后，反应堆冷却剂泵自动停止运行。

PCTRAN的使用在现在是必然的，在未来更是重要的，它为我国将来改进核电站打下基础，使我们提前知道事故工况下的现象及处理方法。所以，PCTRAN是一款很好的模拟仿真软件，它的使用已是必然的。

参考文献：

[1]林成格.非能动安全先进电厂AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.

[2]Westinghouse Electric Company.AP1000[EB/OL].America：Westinghouse，2011.http：//www.ap1000.westinghousenuclear.com/.

[3]郭春秋.AP1000典型事故简要分析[J].中国原子能科学研究院年报，2008：218-219.

[4]黄诚铭.AP1000反应堆冷却剂泵[J].国外核动力：黄诚铭译自《美国西屋公司AP1000资料》，2007（6）：20-28.endprint