附录 5 技术描述 1、5A 绪论 附录 5 包括了 AP-1000 的设备设计、系统设计、厂房布置、设备布置以及厂房构筑物特征的详细信息，描述了 NI 的系统、构筑物和设备的功能要求，以及设备和系统的技术描述和满足相关的功能要求的布置。设备和系统的相关技术描述已有意的传达设计供应商（供方）的设计能力， NI 部分的详细供应范围在合同附录 1 中已经给出，供方的设计技术文件在合同执行中可以按照合同附录 1 的 1.8.1 节中的设计修改原则进行修改，但附录 5 规定设备的功能将不得修改，供方的详细设计修改的结果须得到业主（或采购方）的批准，未得到批准不允许做任何的变更。供方设计的容量在供方系统技术规格书（SSD）中说明，系统技术规格书（SSD）按批准书 CFC 版签发。附录8 中的备品备件的需要不影响附录 5 和技术说明书的任何修改，不管是供方自己提出的还是需要业主批准的都将在合同中 17 章规定，附录 5 不对供方保证书改变或修改。 西屋的 AP-1000 是一个非能动的 3415 MWt 的压水堆 (PWR)，电厂应用以前成熟的技术进行设计。AP-1000 的设计满足美国国家核管会(U.S. NRC)安全标准和概率风险标准，在 2005 年12 月30 号，美国国家核管会(U.S. NRC)批准了西屋电气公司的AP1000 的设计证明。 AP1000 设计符合第 8 版的先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)，与2003年2 月的美国电力研究协会(EPRI)报告 “AP1000 评估先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)报告 ”相一致。 在 AP1000 设计中，退役是按 HAF102 关于在核电厂运行或详细设计阶段的要求考虑，供方应该帮助业主回答国家核安全局（NNSA）提出的与退役在初步安全分析报告/最终安全分析报告（PSAR/FSAR）有关的问题。 2、5B 概要 AP1000 是先进非能动的 3415 MWt PWR，其设计包括先进的非能动安全设施和大量的简化来提高核电厂的建筑物、运行和维修的安全。 AP1000 设计已达到高效安全目标，它是基于传统的 PWR 堆的技术，重点在专设安全设施方面利用自然力。 安全系统使用自然力，如气体压力、重力流、自然循环流以及对流。 安全系统不使用能动设施 (如泵、风机、柴油发电机) ，就简化和省去了安全级支持系统(如 AC 电源、设备冷却水、厂用水 、HVAC)， AP1000 设计控制文件 (DCD)定义与安全重要系统、部件的功能描述为“安全相关的”，与 [NNSA] 的“安全”相等同。 AP1000 满足 U.S. NR...
