《第三代核電技術AP1000（第二版）》是中國電力出版社出版的書籍。
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前言第一版前言第一章 犃犘1000設計的先進性和成性1第一節 先進核電廠的需求催生了AP10001第二節 先進的安全理念與核電成熟的更高階段 2一、AP1000安全設計的主要特點3二、非能動技術使核電安全更趨成熟 5第三節 開發商的設計驗證試驗 7一、單項效應試驗 8二、非能動安全殼冷卻系統綜合效應試驗 9三、SPES2綜合系統試驗裝置與高壓條件下的堆芯冷卻10四、APEX先進電廠試驗裝置與堆芯長期冷卻11五、ULPU裝置與緩解嚴重事故的熔融物堆內滯留13六、若干重要設備的樣機試驗與相關驗證 15第四節 核安全監管當局的獨立驗證與軟體確認 16一、AP1000設計認證的基本過程17二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例析18三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC試驗合19四、安全分析電腦程式的驗證與確認 21五、關於設計成熟性的基本結論 23附錄一 24附錄二 33參考文獻33第二章 犃犘1000的總體設計34第一節 AP1000的設計基礎和總體要求34第二節 AP1000的設計特點和主要技術參數35一、AP1000的設計特點 35二、AP1000的主要技術參數 38第三節 AP1000系統和設備的技術概要 39一、反應堆堆芯和堆內構件 39二、反應堆冷卻劑系統及其設備 39三、AP1000的安全概念與專設安全系統 41四、核輔助系統 45五、蒸汽動力轉換系統 47六、儀表和控制系統 47七、電氣系統 49第四節 AP1000核電廠的總體布置 50一、廠房布置與結構的主要特點 50二、核島廠房 51三、汽輪機廠房 52第五節 AP1000相對於AP600的設計進 52一、反應堆冷卻劑系統及若干主要設備 52二、非能動安全系統與若干其他系統 55三、基於PRA分析結果的設計改進 57四、核電廠布置 58第六節 AP1000規範標準體系與構築物、系統和部件分級 59一、AP1000規範標準體系 59二、AP1000構築物、系統和部件分級 59附錄 62參考文獻 78第三章 犃犘1000的燃料系統與堆芯計 80第一節 現代壓水堆堆芯技術的集成和發展 80一、AP1000燃料系統的主要特點 80二、AP1000堆芯技術的主要特點 82第二節 燃料系統 84一、燃料組件 84二、反應性控制組件 89第三節 核設計 92一、堆芯裝載與燃耗 92二、功率分布 97三、反應性係數 107四、控制要求 111五、控制棒布置和反應性價值 115六、堆外燃料的臨界安全 117七、氙穩定性 118八、壓力容器輻照 119九、分析方法 120第四節 熱工水力設計 121一、臨界熱流密度與偏離泡核沸騰比 121二、燃料棒溫度場 128三、堆芯水力學 130四、測量儀表要求 134第五節 堆芯燃料管理 136一、堆芯燃料管理評估體系的基本要素 137二、平衡循環的兩種設計方案 140三、傳統的第一循環與低泄漏過渡循環 150四、先進的循環更替與AP1000堆芯燃料管理結果比較 153附錄 158參考文獻 162第四章 犃犘1000的反應堆冷卻劑系統和反應堆本體 165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 165一、反應堆冷卻劑系統設計思想的變革 165二、AP1000反應堆冷卻劑系統的設計特點170第二節 反應堆冷卻劑系統設計 175一、功能與設計基準 175二、設計準則 176三、系統流程 177四、系統特性 180五、運行程式 184第三節 反應堆冷卻劑系統的主要設備 188一、蒸汽發生器 188二、反應堆冷卻劑泵 203三、穩壓器 212四、反應堆冷卻劑管道 217第四節 AP1000反應堆本體 221一、反應堆壓力容器 221二、堆內構件 226三、控制棒驅動機構 228四、一體化堆頂結構 230參考文獻 232第五章 犃犘1000的專設安全系統 233第一節 非能動專設安全系統的設計原則和特點 233一、非能動專設安全系統的功能和設計理念 233二、專設安全系統的設計原則和方法 234三、非能動原理和AP1000專設安全系統的特點 235四、非能動安全技術的成熟性 236第二節 非能動堆芯冷卻系統 236一、非能動餘熱排出系統 236二、非能動安全注射系統 243三、自動卸壓系統 259第三節 安全殼相關的非能動專設安全系統 264一、非能動安全殼冷卻系統 264二、安全殼氫氣控制系統 274三、安全殼隔離系統 281四、非能動裂變產物控制系統 285第四節 主控制室非能動應急可居留系統 288參考文獻 293第六章 犃犘1000核輔助系統與部分二迴路系統 294第一節 幾個主要支持系統 295一、化學和容積控制系統 295二、正常餘熱排出系統 298三、燃料操作與換料系統 300第二節 冷卻水系統 303一、設備冷卻水系統303二、廠用水系統 305三、乏燃料池冷卻系統 306第三節 蒸汽和給水系統 308一、主蒸汽供應系統 308二、主給水系統 310三、啟動給水系統 311第四節 取樣分析與試驗檢驗系統 313一、核取樣系統 313二、安全殼泄漏率試驗系統 314第五節 三廢系統 315一、放射性廢液系統 315二、放射性廢氣系統 318三、放射性廢固系統 320參考文獻 322第七章 犃犘1000數位化儀表控制系統及電氣系統 323第一節 AP1000數位化儀表控制系統總體結構 323一、系統主要特點 323二、總體結構概述 323三、系統功能 325四、性能要求 327第二節 安全級儀表和控制系統平台 327一、CommonQ平台的硬體 328二、CommonQ平台的軟體 331第三節 非安全級儀表和控制系統平台 332一、Ovation網路 332二、Ovation控制器 333三、OvationI/O模件 335四、Ovation用戶界面 337五、歷史站與記錄伺服器 338六、Ovation高效工具 338七、Ff現場匯流排 339第四節 保護和安全監測系統 340一、反應堆緊急停堆系統 341二、專設安全設施驅動系統 348三、1E級數據處理子系統 365四、保護和安全監測系統結構框架 369第五節 核電廠控制系統 376一、反應堆功率控制系統和棒控系統 377二、快速降功率系統 382三、蒸汽排放控制系統 382四、穩壓器液位控制系統 385五、穩壓器壓力控制系統 386六、蒸汽發生器液位控制系統———給水控制系統 386七、縱深防禦控制 388八、多樣化驅動系統 389第六節 儀表和監測系統 391一、核測量儀表系統 391二、輻射監測系統 394三、地震監測系統 397四、特殊監測系統 398第七節 運行和控制中心 402一、AP1000主控制室 403二、技術支持中心 405三、遠距離停堆室 405四、運行支持中心和應急運行設施 405五、就地控制站 406第八節 電氣系統 406一、系統結構與主要特點 406二、廠用交流電源系統 407三、直流電源系統 407四、主要技術參數407參考文獻 411第八章 犃犘1000核電廠的人因工程學 413第一節 人因工程學的計畫階段 414一、HFE管理大綱的目標與範圍 414二、人機接口設計隊伍和組織 414三、HFE實施過程和程式 416四、HFE問題跟蹤 416五、HFE技術大綱和里程碑 417第二節 人因工程學的分析階段 417一、運行經驗評審 418二、功能要求分析和功能分配 418三、任務分析 421四、人員配備和資質 427五、人的可靠性分析 427第三節 人因工程學的設計階段 429一、人機接口設計 429二、規程開發 432三、培訓大綱開發 432第四節 人因工程學的驗證和確認階段 433一、目標與範圍 433二、運行工況取樣 433三、設計驗證 434四、集成系統確認試驗 435五、HFE不符合項的解決 437第五節 人因工程學的運行階段 438一、設計實現 439二、人員效能監測 439參考文獻 439第九章 犃犘1000的電廠布置與模組化技術 440第一節 AP1000的電廠布置 440一、基本理念和總體布局 440二、核蒸汽供應系統廠房 443三、附屬廠房 447四、柴油發電機廠房 448五、放射性廢物廠房 448六、汽輪機廠房 448第二節 AP1000的模組化技術 448一、基本思路和主要特點 448二、三維設計和模組化的耦合 449三、模組化設計 450四、模組化建造457附錄 460第十章 犃犘1000核電廠事故分析 472第一節 確定論安全分析的基本方法 472一、安全目標和分析範圍 472二、假想事件及其分類 473三、用於事故分析的主要電廠特性和參數 475四、電腦程式 478五、設計基準事故分析中假設的非安全相關係統 480六、失去廠外電源的假設 480第二節 非能動堆芯冷卻系統的有效性驗證 481一、非能動餘熱排出系統的有效性驗證 481二、非能動安全注入系統的有效性驗證 490三、失水事故後長期冷卻的有效性驗證 506第三節 嚴重事故現象分析與對策概述 511一、嚴重事故的物理進程 511二、嚴重事故現象分析與對策的主要論題 512第四節 堆芯熔融物堆內滯留 517一、堆芯熔融物堆內滯留在AP1000設計中的套用 517二、反應堆壓力容器的失效準則 518三、堆內熔化進程和熔融物遷移 519四、傳熱關係式 520五、反應堆壓力容器失效裕量的定量化 522六、堆腔注水（節點IR）分析 524七、壓力容器失效（安全殼事件樹節點VF）分析 526第五節 氫氣的產生、混合和燃燒分析 526一、氫氣分析的目的和範圍 526二、氫氣混合和燃燒的現象學 527三、氫氣分析中的主要假設 528四、氫氣的產生和混合 530五、氫的燃燒 533六、氫燃燒有關節點（頂事件）分析 534七、安全殼安全裕度基準 538八、氫氣分析的基本結論 538第六節 設備可用性分析 539一、設備可用性分析的目的 539二、設備可用性的法規和導則要求 540三、時間視窗0和1的嚴重事故管理及其所需的設備和儀表 541四、時間視窗2的嚴重事故管理及其所需的設備和儀表 544五、時間視窗3的嚴重事故管理及其所需的設備和儀表 545六、嚴重事故的輻射環境條件 546七、嚴重事故的熱工水力環境條件 547八、設備可用性評價 548參考文獻 552第十一章 犃犘1000核電廠機率風險評價 555第一節 機率風險評價的發展歷史與基本內容 555一、機率風險評價的歷史回顧 555二、核電廠機率風險評價的特點和目的 556三、AP1000機率風險評價的基本內容 557第二節 內部始發事件 559一、內部始發事件的確定和分組 559二、內部始發事件（組）清單 560三、始發事件頻率的確定 564第三節 堆芯損傷事件樹 567一、堆芯損傷事件樹的分析步驟 567二、堆芯損傷事件樹分析方法 568三、堆芯損傷事件樹舉例：大LOCA事件樹 572四、轉移和派生事件 573第四節 故障樹和堆芯損傷定量化 574一、構建故障樹的準備 574二、確定基本事件的主要假設 575三、可靠性數據基礎577四、故障樹分析舉例：設備冷卻水系統故障樹 578五、堆芯損傷頻率（CDF） 580第五節 安全殼事件樹和裂變產物釋放定量化 583一、安全殼事件樹分析的主要目的 583二、安全殼事件樹的構建 584三、頂事件（節點）問題和成功準則 589四、安全殼事件樹定量化 590五、安全殼事件樹分析的主要結論 593第六節 裂變產物源項和廠外劑量風險 595一、裂變產物釋放源項分析 595二、廠外劑量風險評價 597第七節 AP1000機率風險評價主要結果與分析 601一、功率運行下內部始發事件對堆芯損傷頻率的貢獻 601二、功率運行下內部事件引起的大量放射性釋放頻率 610三、低功率/停堆工況下的堆芯損傷頻率和大量放射性釋放頻率 613四、內部水淹和內部火災分析 616五、裂變產物釋放引起的廠址邊界劑量風險 617六、與運行電廠和NRC安全目標的比較 618第八節 降低電廠風險的主要設計措施和特性 619一、反應堆冷卻劑系統設計 620二、安全相關與非安全相關係統設計 620三、儀表和控制設計 622四、電廠布置 622五、安全殼設計 622第九節 停堆安全設計的改進 625一、非能動堆芯冷卻系統 626二、正常餘熱排出系統 628三、反應堆冷卻劑系統 629四、蒸汽發生器和給水系統 631參考文獻 631第十二章 犃犘1000的技術經濟優勢 633第一節 平準化發電成本與AP1000的首次建造 633一、平準化發電成本的基本概念 633二、AP1000首座電廠的發電成本 634第二節 AP系列的規模效應與學習效應 636一、規模效應與機組容量限制 636二、學習效應與後續電廠發電成本預測 638第三節 技術進步的經濟效應 641第四節 AP1000的運行成本及其對電廠經濟性的影響 643參考文獻 644第一版後記 645後記 647|
