第三代核电技术AP1000

图书标准信息

• 作者 孙汉虹 著
• 出版社 中国电力出版社
• 出版时间 2010-09
• 版次 1
• ISBN 9787512303737
• 定价 108.00元
• 装帧 精装
• 开本 16开
• 纸张 胶版纸
• 页数 646页
• 字数 1014千字
• 正文语种 简体中文

【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、CommonQ平台的硬件
二、CommonQ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