內容簡介
第三代核電技術AP1000《第三代核電技術AP1000》基於作者長期積累的核電研發經驗，著眼於把握AP1000的技術精髓，全面地總結與評述了AP1000的設計特點。全書共十二章，既突出了AP1000先進性、成熟性與經濟性的總體評估，以及AP1000標準設計的總體概貌，也覆蓋了AP1000堆芯與燃料、系統與設備、儀控與電氣以及人因工程、電廠布置、確定論安全分析、機率風險評價等主要設計領域的各個基本問題，並且著重闡明了非能動安全理念、模組化技術、系統簡化、嚴重事故預防與緩解等先進設計思想的工程實現。
《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
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、Common Q平台的硬體
二、Common Q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
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（US DOE）的核電第四代路線圖報告（Gen Ⅳ Roadmap Re-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（Advanced Passive）600Mw。和1000MW。核電廠（簡稱AP600和APl000）在這一發展進程中的地位。
