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編輯推薦

適讀人群 ：《第三代核電技術AP1000（第二版）》適用於核電設計院和研究所、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。
　　本書基於作者長期積纍的核電研發經驗，著眼於把握AP1000的技術精髓，*麵地總結與評述瞭AP1000的設計特點。考慮到西屋公司基於美國國內業主要求和美國核管會（NRC）的後續審評，先後在2008年9月22日、2010年12月1日和2011年6月13日嚮NRC提交瞭設計控製文件（DCD）第17版、第18版和第19版，也考慮到本書齣版四年多來從多種渠道得到瞭寶貴的反饋信息，作者對*一版重新進行瞭*麵審視，作瞭必要的修訂。　　本書內容精練而有係統性，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閤在一起，是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的 Shou 用書，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。

內容簡介

　　《第三代核電技術AP1000（第二版）》是在《第三代核電技術AP1000》的基礎上修訂，繼承原書的基本風貌，根據美國西屋公司等提齣的新的設計控製文件（DCD）第17版、第18版、第19版，對AP1000標準設計的DCD第18版相對於作為NRC設計認證基礎的DCD第15版有重要更改，同時考慮到近些年從多種渠道得到的寶貴的反饋信息，作者對此做瞭相應的說明，使內容更加充實，實用性更強。

作者簡介

　　孫漢虹，國傢核電技術公司副總經理，高級工程師，曾任上海核工程研究院院長。一直從事核電技術方麵工作，第三代核電技術AP1000主要負責人之一，曾齣版過核電專業多部專著和論文。
　　程平東，等，上海核工程研究設計院技術人員，長期從事核電技術的研發，有豐富的核電工作經驗，曾齣版過核電專業多部專著。

目錄

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瞭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、非能動安全殼冷卻係統綜閤效應試驗 9三、SPES��2綜閤係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、若乾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件確認 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試驗閤19四、安全分析計算機程序的驗證與確認 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係統和設備的技術概要 39一、反應堆堆芯和堆內構件 39二、反應堆冷卻劑係統及其設備 39三、AP1000的安全概念與專設安全係統 41四、核輔助係統 45五、蒸汽動力轉換係統 47六、儀錶和控製係統 47七、電氣係統 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、反應堆冷卻劑係統及若乾主要設備 52二、非能動安全係統與若乾其他係統 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規範標準體係與構築物、係統和部件分級 59一、AP1000規範標準體係 59二、AP1000構築物、係統和部件分級 59附錄 62參考文獻 78第三章　犃犘1000的燃料係統與堆芯計 80第一節　現代壓水堆堆芯技術的集成和發展 80一、AP1000燃料係統的主要特點 80二、AP1000堆芯技術的主要特點 82第二節　燃料係統 84一、燃料組件 84二、反應性控製組件 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、控製要求 111五、控製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、測量儀錶要求 134第五節　堆芯燃料管理 136一、堆芯燃料管理評估體係的基本要素 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的反應堆冷卻劑係統和反應堆本體 165第一節　反應堆冷卻劑係統設計思想的變革與AP1000的設計特點 165一、反應堆冷卻劑係統設計思想的變革 165二、AP1000反應堆冷卻劑係統的設計特點170第二節　反應堆冷卻劑係統設計 175一、功能與設計基準 175二、設計準則 176三、係統流程 177四、係統特性 180五、運行程序 184第三節　反應堆冷卻劑係統的主要設備 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、控製棒驅動機構 228四、一體化堆頂結構 230參考文獻 232第五章　犃犘1000的專設安全係統 233第一節　非能動專設安全係統的設計原則和特點 233一、非能動專設安全係統的功能和設計理念 233二、專設安全係統的設計原則和方法 234三、非能動原理和AP1000專設安全係統的特點 235四、非能動安全技術的成熟性 236第二節　非能動堆芯冷卻係統 236一、非能動餘熱排齣係統 236二、非能動安全注射係統 243三、自動卸壓係統 259第三節　安全殼相關的非能動專設安全係統 264一、非能動安全殼冷卻係統 264二、安全殼氫氣控製係統 274三、安全殼隔離係統 281四、非能動裂變産物控製係統 285第四節　主控製室非能動應急可居留係統 288參考文獻 293第六章　犃犘1000核輔助係統與部分二迴路係統 294第一節　幾個主要支持係統 295一、化學和容積控製係統 295二、正常餘熱排齣係統 298三、燃料操作與換料係統 300第二節　冷卻水係統 303一、設備冷卻水係統303二、廠用水係統 305三、乏燃料池冷卻係統 306第三節　蒸汽和給水係統 308一、主蒸汽供應係統 308二、主給水係統 310三、啓動給水係統 311第四節　取樣分析與試驗檢驗係統 313一、核取樣係統 313二、安全殼泄漏率試驗係統 314第五節　三廢係統 315一、放射性廢液係統 315二、放射性廢氣係統 318三、放射性廢固係統 320參考文獻 322第七章　犃犘1000數字化儀錶控製係統及電氣係統 323第一節　AP1000數字化儀錶控製係統總體結構 323一、係統主要特點 323二、總體結構概述 323三、係統功能 325四、性能要求 327第二節　安全級儀錶和控製係統平颱 327一、CommonQ平颱的硬件 328二、CommonQ平颱的軟件 331第三節　非安全級儀錶和控製係統平颱 332一、Ovation網絡 332二、Ovation控製器 333三、OvationI／O模件 335四、Ovation用戶界麵 337五、曆史站與記錄服務器 338六、Ovation高效工具 338七、Ff現場總綫 339第四節　保護和安全監測係統 340一、反應堆緊急停堆係統 341二、專設安全設施驅動係統 348三、1E級數據處理子係統 365四、保護和安全監測係統結構框架 369第五節　核電廠控製係統 376一、反應堆功率控製係統和棒控係統 377二、快速降功率係統 382三、蒸汽排放控製係統 382四、穩壓器液位控製係統 385五、穩壓器壓力控製係統 386六、蒸汽發生器液位控製係統———給水控製係統 386七、縱深防禦控製 388八、多樣化驅動係統 389第六節　儀錶和監測係統 391一、核測量儀錶係統 391二、輻射監測係統 394三、地震監測係統 397四、特殊監測係統 398第七節　運行和控製中心 402一、AP1000主控製室 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、就地控製站 406第八節　電氣係統 406一、係統結構與主要特點 406二、廠用交流電源係統 407三、直流電源係統 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　人因工程學的計劃階段 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實施過程和程序 416四、HFE問題跟蹤 416五、HFE技術大綱和裏程碑 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、集成係統確認試驗 435五、HFE不符閤項的解決 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的電廠布置與模塊化技術 440第一節　AP1000的電廠布置 440一、基本理念和總體布局 440二、核蒸汽供應係統廠房 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的模塊化技術 448一、基本思路和主要特點 448二、三維設計和模塊化的耦閤 449三、模塊化設計 450四、模塊化建造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、計算機程序 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　非能動堆芯冷卻係統的有效性驗證 481一、非能動餘熱排齣係統的有效性驗證 481二、非能動安全注入係統的有效性驗證 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設計中的應用 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　氫氣的産生、混閤和燃燒分析 526一、氫氣分析的目的和範圍 526二、氫氣混閤和燃燒的現象學 527三、氫氣分析中的主要假設 528四、氫氣的産生和混閤 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、時間窗口0和1的嚴重事故管理及其所需的設備和儀錶 541四、時間窗口2的嚴重事故管理及其所需的設備和儀錶 544五、時間窗口3的嚴重事故管理及其所需的設備和儀錶 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核電廠概率風險評價 555第一節　概率風險評價的發展曆史與基本內容 555一、概率風險評價的曆史迴顧 555二、核電廠概率風險評價的特點和目的 556三、AP1000概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：設備冷卻水係統故障樹 578五、堆芯損傷頻率（CDF） 580第五節　安全殼事件樹和裂變産物釋放定量化 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　裂變産物源項和廠外劑量風險 595一、裂變産物釋放源項分析 595二、廠外劑量風險評價 597第七節　AP1000概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、裂變産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、反應堆冷卻劑係統設計 620二、安全相關與非安全相關係統設計 620三、儀錶和控製設計 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、非能動堆芯冷卻係統 626二、正常餘熱排齣係統 628三、反應堆冷卻劑係統 629四、蒸汽發生器和給水係統 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係列的規模效應與學習效應 636一、規模效應與機組容量限製 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

前言/序言

　　本書第一版是從2007年初開始，曆時兩年半編撰定稿的。這裏推齣的第二版已是本書第三次印刷。作者深深地感謝讀者對本書的垂愛。考慮到西屋公司基於美國國內業主要求和美國核管會（NRC）的後續審評，先後在2008年9月22日、2010年12月1日和2011年6月13日嚮NRC提交瞭設計控製文件（DCD）第17版、第18版和第19版，也考慮到本書齣版四年多來從多種渠道得到瞭寶貴的反饋信息，作者對第一版重新進行瞭全麵審視，作瞭必要的修訂。　　在本書第二版中，第一章增加瞭附錄二，介紹DCD第18版相對於第15版的16項重要變更，以及第19版針對NRC質疑的三個問題所作的分析；第三章第五節的“一、堆芯燃料管理的基本參量”改為“一、堆芯燃料管理評估體係的基本要素”，保留瞭原有的1～4四項內容，增加瞭5和6兩項，分彆是“與功率分布和反應性控製有關的安全裕量”以及“運行控製方式”；第五章第三節述及的非能動安全殼冷卻係統安全相關功能第（1）項的標題“安全相關的最終熱阱”改為“與最終熱阱直接有關的熱傳輸功能”，工藝與流程第（4）項“冷卻空氣流道”的屏蔽廠房空氣入口由382個斜孔改為236個，而安全殼氫氣控製係統氫氣點火子係統的火花塞型氫氣點火器則由64個改為66個；第七章第四節錶7-4 （反應堆停堆允許和連鎖）與錶7-7 （專設安全設施驅動係統允許和連鎖）增加瞭來源於“反應堆冷卻劑平均溫度低於整定值”的P-9功能和來源於“反應堆冷卻劑平均溫度高於整定值”的P-9功能的相關注釋；第七章第五節更換瞭錶7-8 （灰棒插入順序的變換方案示例）與圖7-17（M 棒的插入和提升程序以及重疊區）。此外，若乾章節有個彆文字性訂正或修改，還增加瞭少量附注。　　為便於讀者瞭解AP1000在我國落地生根的曆史緣由和本書的形成過程，在第二版中，第一版的前言和後記全文保留，這裏的“前言”和書末的“後記”分彆與它們自然銜接。
第三代核電技術AP1000（第二版） 下載 mobi epub pdf txt 電子書

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