第三代核电技术AP1000 (精装) 9787512303737,751230

《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。 《第三代核电技术AP1000》：电力科技专著出版基金资助项目。 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、Common Q平台的硬件 二、Common Q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 从20世纪80年代中期以来，国际核能界广泛展开了第三代核电技术的研发，取得了多种具有工程实用价值的成果，AP600／APl000是其中的一种。AP系列的主要特征是采用非能动安全原理，使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化，安全性、可靠性、经济性大幅度提高。AP600与APl000在自己的产生地——美国尚未从蓝图变为现实。根据我国核电中长期发展规划以及中美之间关于先进压水堆技术转让与项目合作的相关备忘录、协议与合同，APl000核电机组首先在中国建造。APl000为什么会在中国受到如此青睐，APl000在国际核电发展史中占据了怎样的特殊地位，APl000的引进对我国核电的未来走向意味着什么，在全面介绍APl000技术之前，首先对这些问题作简要说明是有必要的。 图0－1基于美国能源部（US DOE）的核电第四代路线图报告（Gen Ⅳ Roadmap Re-port）及俄勒冈州立大学（OSU）的相关资料，清楚地表明了国际核电发展中“代”（Generation）的演进过程，以及先进非能动（Advanced Passive）600Mw。和1000MW。核电厂（简称AP600和APl000）在这一发展进程中的地位。 我国核工业从20世纪50年代初期创建至今，已有50多年的发展历史。我国核电建设从1985年3月秦山一期主厂房浇筑第一罐混凝土算起，也已走过20多年的历程。我国核武器成就斐然，早在1964年10月和1967年6月就先后成功爆炸了第一颗原子弹和第一颗氢弹。我国核电的起步却相对滞后。曲折的道路造就了我国核电是多国技术的共生体，逻辑的发展又决定了我国核电与世界核电一样，也是二代、三代以及研发中的四代技术的共存体。在规划我国核电未来发展的时候，我们走到了十字路口。正是在这个关节点上，引进了APl000。错综复杂的形势，光荣艰巨的任务，给我国核电带来了诸多的期待与难得的机遇，也带来了空前的挑战与巨大的风险。面对这些期待与机遇，挑战与风险，APl000如何开拓自己的活动舞台已成为人们关注的焦点。 APl000是三代技术。“三代”是发展中的技术，它建立在二代技术的基础上，也将逐步向“四代”过渡。二代技术经过两次严重事故的洗礼以及约10堆年的经验积累，已经变得更加成熟。二代机组的核安全是有保证的，技术性能、经济性能仍在不断改进之中。我国核电在一个相当长的时期内仍将以二代技术为主体，一大批新的二代机组也将与三代机组共同肩负满足中长期能源需求的重任。在这里，APl000的推进与其他机组的建设之间需要的是相互理解与相互支持，是合理配置与有序协调。 我国十分重视四代技术的开发。按照我国核工业界早期形成的“热中子堆一快中子堆一聚变堆”的三步走战略构思，我国钠冷快堆已有40年的研发历史，现已进入工程实施阶段，有望于2030年左右实现一址多堆运行800～900MW。商用增殖快堆的目标o。在已经形成概念的6种第四代核能系统中（参见前言图0-1），超临界水堆是唯一的水冷堆。我国超临界水堆的研发也已启动，按照研发团队的设想，演示试验堆的设计建造拟于2025年前后完成o。四代技术的重要特征是在进一步提升核安全水平，从根本上排除场外应急，进一步增强市场竞争力，大幅度降低核电造价与核发电成本的同时，进一步增强裂变核能的可持续发展能力，把反应堆纳入闭式燃料循环系统，使裂变核燃料的利用率最大限度地提高，使核扩散风险与核废物生成最大限度地降低。当然，裂变核能的第四代技术，并不是核能发展的终极。作为资源无限与无污染、无高放核废物的聚变核能，在我国也已经有了40多年的研发历史，在激光约束核聚变与磁约束核聚变的若干关键技术领域取得了令世人瞩目的成果。2006年5月，我国正式加人国际热核聚变实验堆（ITER）计划，以这一合作机制为基础，有望在21世纪中叶实现超导托卡马克型的商用发电，在21世纪末使聚变能成为我国能源大家庭中占有一席之地的新伙伴。在这里，APl000等三代技术的推进，如何与四代衔接，如何构筑平稳过渡、和谐发展的大系统，需要的是规划与引导、智慧与创造。 插图： 一、功能与设计基准 1.安全相关功能 （1）保持反应堆冷却剂压力边界的完整性。在电厂所有运行工况下，RCS包容反应堆冷却剂和应急堆芯冷却流，以限制由于冷却剂向安全壳泄漏造成的放射性释放。RCS也是防止向非放射性二回路系统和环境泄漏放射性的压力边界。根据ASME规范第Ⅲ卷规定，RCS具有防止反应堆冷却剂压力边界超压的压力释放能力。在换料、启动和停堆冷却的运行工况下，正常余热排出系统（RNS）为RCS提供低温超压保护以限制RCS压力。此功能由RNS的卸压阀执行。 （2）堆芯冷却和反应性控制。RCS与反应堆系统（RXS）、蒸汽发生器系统和非能动堆芯冷却系统（PXS）共同实现反应堆冷却剂的自然循环，达到以下目的： 1）反应堆停堆后导出RCS显热和堆芯衰变热； 2）限制冷却剂的温度变化率，确保不发生不可控的反应性变化； 3）安全停堆运行和事故运行期间，在添加化学物后保持反应堆冷却剂化学成分（如可溶中子毒物浓度）的均匀性。 反应堆正常运行期间，4台主泵全部脱扣后，RCS由强制循环转变为自然循环时，RCS具有足够的反应堆冷却剂循环和导出衰变热的能力，以保证燃料棒不发生偏离泡核沸腾。 RCS含有中子毒物，在安全停堆工况和事故工况下用以补充控制棒的反应性控制，以满足预期的反应堆停堆裕度。 （3）工艺监测。RCS包括各种测量仪表，用以监测反应堆压力边界内的工艺参数，并为保护和安全监测系统（PMS）提供所需信号，用以在所有电厂运行工况下触发自动停堆和启动非能动专设安全系统，同时在停堆冷却运行和事故运行期间为运行人员必要的手动操作提供监视信息。

ISBN	9787512303737,751230
出版社	中国电力出版社
作者	孙汉虹
尺寸	16