編輯推薦
第一章與第十二章分別給出了AP1000先進性、成熟性與經濟性的評估；第二章是AP1000標準設計的總體概貌；第三章介紹了AP1000的燃料系統、核設計、熱工水力設計與堆芯燃料管理；第四章與第五章主要描述了AP1000的反應堆冷卻劑系統與專設安全系統；第六章的內容是核輔助系統以及與蒸汽輸送循環相關的幾個二迴路系統；第七章和第八章分別描述了AP1000儀控、電氣系統和人因工程學的特點；第九章討論的主題是電廠布置與模組化技術；第十章和第十一章闡述的重點是事故分析以及機率安全分析的方法與結果。·《窗里窗外》林青霞唯一自傳>>·《超好看》南派三叔主編65折熱賣>>
內容簡介
《第三代核電技術AP1000》內容精練而有系統性，把技術發展中的繼承性與創新性以及學術上的嚴謹與工程上的實用有機地結合在一起，既適合核電設計院與研究所、核電廠與工程公司、相關供應商與製造廠等單位的技術人員和管理人員閱讀，也可作為高等學校核電專業高年級學生與研究生的教材或參考書。目錄
前言第一章AP1000設計的先進性和成熟性
第一節先進核電廠的需求催生了AP1000
第二節先進的安全理念與核電成熟的更高階段
一、AP1000安全設計的主要特點
二、非能動技術使核電安全更趨成熟
第三節開發商的設計驗證試驗
一、單項效應試驗
二、非能動安全殼冷卻系統綜合效應試驗
三、SPES-2綜合系統試驗裝置與高壓條件下的堆芯冷卻
四、APEX先進電廠試驗裝置與堆芯長期冷卻
五、U1PU裝置與緩解嚴重事故的熔融物堆內滯留
六、若干重要設備的樣機試驗與相關驗證
第四節核安全監管當局的獨立驗證與軟體確認
一、AP1000設計認證的基本過程
二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例分析
三、APEX、AT1ATS和RBHT的NRC試驗組合
四、安全分析電腦程式的驗證與確認
五、關於設計成熟性的基本結論
附錄
參考文獻
第二章AP1000的總體設計
第一節AP1000的設計基礎和總體要求
第二節AP1000的設計特點和主要技術參數
一、AP1000的設計特點
二、AP1000的主要技術參數
第三節AP1000系統和設備的技術概要
一、反應堆堆芯和堆內構件
二、反應堆冷卻劑系統及其設備
三、AP1000的安全概念與專設安全系統
四、核輔助系統
五、蒸汽動力轉換系統
六、儀表和控制系統
七、電氣系統
第四節AP1000核電廠的總體布置
一、廠房布置與結構的主要特點
二、核島廠房
三、汽輪機廠房
第五節AP1000相對於AP600的設計改進
一、反應堆冷卻劑系統及若干主要設備
二、非能動安全系統與若干其他系統
三、基於PRA分析結果的設計改進
四、核電廠布置
第六節AP1000規範標準體系與構築物、系統和部件分級
一、AP1000規範標準體系
二、AP1000構築物、系統和部件分級
附錄
參考文獻
第三章AP1000的燃料系統與堆芯設計
第一節現代壓水堆堆芯技術的集成和發展
一、AP1000燃料系統的主要特點
二、AP1000堆芯技術的主要特點
第二節燃料系統
一、燃料組件
二、反應性控制組件
第三節核設計
一、堆芯裝載與燃耗
二、功率分布
三、反應性係數
四、控制要求
五、控制棒布置和反應性價值
六、堆外燃料的臨界安全
七、氙穩定性
八、壓力容器輻照
九、分析方法
第四節熱工水力設計
一、臨界熱流密度與偏離泡核沸騰比
二、燃料棒溫度場
三、堆芯水力學
四、測量儀表要求
第五節堆芯燃料管理
一、堆芯燃料管理的基本參量
二、平衡循環的兩種設計方案
三、傳統的第一循環與低泄漏過渡循環
四、先進的循環更替與AP1000堆芯燃料管理結果比較
附錄
參考文獻
第四章AP1000的反應堆冷卻劑系統和反應堆本體
第一節反應堆冷卻劑系統設計思想的變革與AP1000的設計特點
一、反應堆冷卻劑系統設計思想的變革
二、AP1000反應堆冷卻劑系統的設計特點
第二節反應堆冷卻劑系統設計
一、功能與設計基準
二、設計準則
三、系統流程
四、系統特性
五、運行程式
第三節反應堆冷卻劑系統的主要設備
一、蒸汽發生器
二、反應堆冷卻劑泵
三、穩壓器
四、反應堆冷卻劑管道
第四節AP1000反應堆本體
一、反應堆壓力容器
二、堆內構件
三、控制棒驅動機構
四、一體化堆頂結構
參考文獻
第五章AP1000的專設安全系統
第一節非能動專設安全系統的設計原則和特點
一、非能動專設安全系統的功能和設計理念
二、專設安全系統的設計原則和方法
三、非能動原理和AP1000專設安全系統的特點
四、非能動安全技術的成熟性
第二節非能動堆芯冷卻系統
一、非能動餘熱排出系統
二、非能動安全注射系統
三、自動卸壓系統
第三節安全殼相關的非能動專設安全系統
一、非能動安全殼冷卻系統
二、安全殼氫氣控制系統
三、安全殼隔離系統
四、非能動裂變產物控制系統
第四節主控制室非能動應急可居留系統
參考文獻
第六章AP1000核輔助系統與部分二迴路系統
第一節幾個主要支持系統
一、化學和容積控制系統
二、正常餘熱排出系統
三、燃料操作與換料系統
第二節冷卻水系統
一、設備冷卻水系統
二、廠用水系統
三、乏燃料池冷卻系統
第三節蒸汽和給水系統
一、主蒸汽供應系統
二、主給水系統
三、啟動給水系統
第四節取樣分析與試驗檢驗系統
一、核取樣系統
二、安全殼泄漏率試驗系統
第五節三廢系統
一、放射性廢液系統
二、放射性廢氣系統
三、放射性廢固系統
參考文獻
第七章AP1000數位化儀表控制系統及電氣系統
第一節AP1000數位化儀表控制系統總體結構
一、系統主要特，最
二、總體結構概述
三、系統功能
四、性能要求
第二節安全級儀表和控制系統平台
一、CommonQ平台的硬體
二、CommonQ平台的軟體
第三節非安全級儀表和控制系統平台
一、Ovation網路
……
第八章AP1000核電廠的人因工程學
第九章AP1000的電廠布置與模組化技術
第十章AP1000核電廠事故分析
第十一章AP1000核電廠機率風險評價
第十二章AP1000的技術經濟優勢
後記
·查看全部>>
前言
從20世紀80年代中期以來，國際核能界廣泛展開了第三代核電技術的研發，取得了多種具有工程實用價值的成果，AP600／APl000是其中的一種。AP系列的主要特徵是採用非能動安全原理，使核電廠的系統、設備、構築物大幅度簡化，安全性、可靠性、經濟性大幅度提高。AP600與APl000在自己的產生地——美國尚未從藍圖變為現實。根據我國核電中長期發展規劃以及中美之間關於先進壓水堆技術轉讓與項目合作的相關備忘錄、協定與契約，APl000核電機組首先在中國建造。APl000為什麼會在中國受到如此青睞，APl000在國際核電發展史中占據了怎樣的特殊地位，APl000的引進對我國核電的未來走向意味著什麼，在全面介紹APl000技術之前，首先對這些問題作簡要說明是有必要的。圖0－1基於美國能源部（USDOE）的核電第四代路線圖報告（GenⅣRoadmapRe-port）及俄勒岡州立大學（OSU）的相關資料，清楚地表明了國際核電發展中“代”（Generation）的演進過程，以及先進非能動（AdvancedPassive）600Mw。和1000MW。核電廠（簡稱AP600和APl000）在這一發展進程中的地位。
精彩書摘
一、功能與設計基準1.安全相關功能
（1）保持反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性。在電廠所有運行工況下，RCS包容反應堆冷卻劑和應急堆芯冷卻流，以限制由於冷卻劑向安全殼泄漏造成的放射性釋放。RCS也是防止向非放射性二迴路系統和環境泄漏放射性的壓力邊界。根據ASME規範第Ⅲ卷規定，RCS具有防止反應堆冷卻劑壓力邊界超壓的壓力釋放能力。在換料、啟動和停堆冷卻的運行工況下，正常餘熱排出系統（RNS）為RCS提供低溫超壓保護以限制RCS壓力。此功能由RNS的卸壓閥執行。
（2）堆芯冷卻和反應性控制。RCS與反應堆系統（RXS）、蒸汽發生器系統和非能動堆芯冷卻系統（PXS）共同實現反應堆冷卻劑的自然循環，達到以下目的：
1）反應堆停堆後導出RCS顯熱和堆芯衰變熱；
2）限制冷卻劑的溫度變化率，確保不發生不可控的反應性變化；
3）安全停堆運行和事故運行期間，在添加化學物後保持反應堆冷卻劑化學成分（如可溶中子毒物濃度）的均勻性。
反應堆正常運行期間，4台主泵全部脫扣後，RCS由強制循環轉變為自然循環時，RCS具有足夠的反應堆冷卻劑循環和導出衰變熱的能力，以保證燃料棒不發生偏離泡核沸騰。
RCS含有中子毒物，在安全停堆工況和事故工況下用以補充控制棒的反應性控制，以滿足預期的反應堆停堆裕度。
（3）工藝監測。RCS包括各種測量儀表，用以監測反應堆壓力邊界內的工藝參數，並為保護和安全監測系統（PMS）提供所需信號，用以在所有電廠運行工況下觸發自動停堆和啟動非能動專設安全系統，同時在停堆冷卻運行和事故運行期間為運行人員必要的手動操作提供監視信息。
·查看全部>>
