| 词条 | 第三代核电技术AP1000 |
| 释义 | 图书信息作 者：孙汉虹等 著 丛 书 名：出 版 社：中国电力出版社ISBN：9787512303737 出版时间：2010-09-01版 次：1 页 数：646 装 帧：精装 开 本：16开 内容简介《第三代核电技术AP1000》基于作者长期积累的核电研发经验，着眼于把握AP1000的技术精髓，全面地总结与评述了AP1000的设计特点。全书共十二章，既突出了AP1000先进性、成熟性与经济性的总体评估，以及AP1000标准设计的总体概貌，也覆盖了AP1000堆芯与燃料、系统与设备、仪控与电气以及人因工程、电厂布置、确定论安全分析、概率风险评价等主要设计领域的各个基本问题，并且着重阐明了非能动安全理念、模块化技术、系统简化、严重事故预防与缓解等先进设计思想的工程实现。 《第三代核电技术AP1000》内容精练而有系统性，把技术发展中的继承性与创新性以及学术上的严谨与工程上的实用有机地结合在一起，既适合核电设计院与研究所、核电厂与工程公司、相关供应商与制造厂等单位的技术人员和管理人员阅读，也可作为高等学校核电专业高年级学生与研究生的教材或参考书。 目录前言 第一章 AP1000设计的先进性和成熟性 第一节 先进核电厂的需求催生了AP1000 第二节 先进的安全理念与核电成熟的更高阶段 一、AP1000安全设计的主要特点 二、非能动技术使核电安全更趋成熟 第三节 开发商的设计验证试验 一、单项效应试验 二、非能动安全壳冷却系统综合效应试验 三、SPES-2综合系统试验装置与高压条件下的堆芯冷却 四、APEX先进电厂试验装置与堆芯长期冷却 五、U1PU装置与缓解严重事故的熔融物堆内滞留 六、若干重要设备的样机试验与相关验证 第四节 核安全监管当局的独立验证与软件确认 一、AP1000设计认证的基本过程 二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例分析 三、APEX、AT1ATS和RBHT的NRC试验组合 四、安全分析计算机程序的验证与确认 五、关于设计成熟性的基本结论 附录 参考文献 第二章 AP1000的总体设计 第一节 AP1000的设计基础和总体要求 第二节 AP1000的设计特点和主要技术参数 一、AP1000的设计特点 二、AP1000的主要技术参数 第三节 AP1000系统和设备的技术概要 一、反应堆堆芯和堆内构件 二、反应堆冷却剂系统及其设备 三、AP1000的安全概念与专设安全系统 四、核辅助系统 五、蒸汽动力转换系统 六、仪表和控制系统 七、电气系统 第四节 AP1000核电厂的总体布置 一、厂房布置与结构的主要特点 二、核岛厂房 三、汽轮机厂房 第五节 AP1000相对于AP600的设计改进 一、反应堆冷却剂系统及若干主要设备 二、非能动安全系统与若干其他系统 三、基于PRA分析结果的设计改进 四、核电厂布置 第六节 AP1000规范标准体系与构筑物、系统和部件分级 一、AP1000规范标准体系 二、AP1000构筑物、系统和部件分级 附录 参考文献 第三章 AP1000的燃料系统与堆芯设计 第一节 现代压水堆堆芯技术的集成和发展 一、AP1000燃料系统的主要特点 二、AP1000堆芯技术的主要特点 第二节 燃料系统 一、燃料组件 二、反应性控制组件 第三节 核设计 一、堆芯装载与燃耗 二、功率分布 三、反应性系数 四、控制要求 五、控制棒布置和反应性价值 六、堆外燃料的临界安全 七、氙稳定性 八、压力容器辐照 九、分析方法 第四节 热工水力设计 一、临界热流密度与偏离泡核沸腾比 二、燃料棒温度场 三、堆芯水力学 四、测量仪表要求 第五节 堆芯燃料管理 一、堆芯燃料管理的基本参量 二、平衡循环的两种设计方案 三、传统的第一循环与低泄漏过渡循环 四、先进的循环更替与AP1000堆芯燃料管理结果比较 附录 参考文献 第四章 AP1000的反应堆冷却剂系统和反应堆本体 第一节 反应堆冷却剂系统设计思想的变革与AP1000的设计特点 一、反应堆冷却剂系统设计思想的变革 二、AP1000反应堆冷却剂系统的设计特点 第二节 反应堆冷却剂系统设计 一、功能与设计基准 二、设计准则 三、系统流程 四、系统特性 五、运行程序 第三节 反应堆冷却剂系统的主要设备 一、蒸汽发生器 二、反应堆冷却剂泵 三、稳压器 四、反应堆冷却剂管道 第四节 AP1000反应堆本体 一、反应堆压力容器 二、堆内构件 三、控制棒驱动机构 四、一体化堆顶结构 参考文献 第五章 AP1000的专设安全系统 第一节 非能动专设安全系统的设计原则和特点 一、非能动专设安全系统的功能和设计理念 二、专设安全系统的设计原则和方法 三、非能动原理和AP1000专设安全系统的特点 四、非能动安全技术的成熟性 第二节 非能动堆芯冷却系统 一、非能动余热排出系统 二、非能动安全注射系统 三、自动卸压系统 第三节 安全壳相关的非能动专设安全系统 一、非能动安全壳冷却系统 二、安全壳氢气控制系统 三、安全壳隔离系统 四、非能动裂变产物控制系统 第四节 主控制室非能动应急可居留系统 参考文献 第六章 AP1000核辅助系统与部分二回路系统 第一节 几个主要支持系统 一、化学和容积控制系统 二、正常余热排出系统 三、燃料操作与换料系统 第二节 冷却水系统 一、设备冷却水系统 二、厂用水系统 三、乏燃料池冷却系统 第三节 蒸汽和给水系统 一、主蒸汽供应系统 二、主给水系统 三、启动给水系统 第四节 取样分析与试验检验系统 一、核取样系统 二、安全壳泄漏率试验系统 第五节 三废系统 一、放射性废液系统 二、放射性废气系统 三、放射性废固系统 参考文献 第七章 AP1000数字化仪表控制系统及电气系统 第一节 AP1000数字化仪表控制系统总体结构 一、系统主要特，最 二、总体结构概述 三、系统功能 四、性能要求 第二节 安全级仪表和控制系统平台 一、Common Q平台的硬件 二、Common Q平台的软件 第三节 非安全级仪表和控制系统平台 一、Ovation网络 …… 第八章 AP1000核电厂的人因工程学 第九章 AP1000的电厂布置与模块化技术 第十章 AP1000核电厂事故分析 第十一章 AP1000核电厂概率风险评价 第十二章 AP1000的技术经济优势 后记 前言从20世纪80年代中期以来，国际核能界广泛展开了第三代核电技术的研发，取得了多种具有工程实用价值的成果，AP600/APl000是其中的一种。AP系列的主要特征是采用非能动安全原理，使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化，安全性、可靠性、经济性大幅度提高。AP600与APl000在自己的产生地——美国尚未从蓝图变为现实。根据我国核电中长期发展规划以及中美之间关于先进压水堆技术转让与项目合作的相关备忘录、协议与合同，APl000核电机组首先在中国建造。APl000为什么会在中国受到如此青睐，APl000在国际核电发展史中占据了怎样的特殊地位，APl000的引进对我国核电的未来走向意味着什么，在全面介绍APl000技术之前，首先对这些问题作简要说明是有必要的。 图0－1基于美国能源部（US DOE）的核电第四代路线图报告（Gen Ⅳ Roadmap Re-port）及俄勒冈州立大学（OSU）的相关资料，清楚地表明了国际核电发展中“代”（Generation）的演进过程，以及先进非能动（Advanced Passive）600Mw。和1000MW。核电厂（简称AP600和APl000）在这一发展进程中的地位。 |
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