第三代核电技术AP1000的目录

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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

自从进入10月份以来，全国各地都进入了用电荒，现在整个欧洲地区包括全世界也属于电力紧缺时期，无论是欧洲的抢气大战还是英国的用电荒问题，都让很多人对于电力供应产生了很多疑问，认为现在的电力供应出现了一些问题，而且因为煤炭导致环境污染，很多国家不再使用火力发电而去采取清洁能源发电，但是这种发电方式满足不了现在的工业需要因此出现。电力短缺问题对于这个问题就有很多人去思考，为何不去发展核能发电，不仅可以解决用电紧张问题，而且也不会对环境产生破坏，这也是一种解决问题的办法。核电的优势和缺点下面来简单分析一下，为什么不去大力发展核电？

个数据对比，如果按照同等发电量的发电厂，一年需要的燃煤是300万吨，那么一个核电站只需要30吨的核燃料，就可以完成同样的发电量，对比火力核电站具有无与伦比的优势。

火力发电厂通过燃煤进行发电，不仅会释放二氧化碳等有毒气体，而且还会产生灰尘。不仅会对环境造成严重的破坏，最主要的是煤炭是不可再生资源，对于以后的发展是非常不利的经过一百多年的发展，现在全球温室效应变得越来越严重，这也是很多国家被迫关闭火力发电厂，采用清洁能源发电的主要原因。

虽然核电站比火力发电厂更能节省资源，而且也有很多的优势，但是现实生活中的一些客观性因素制约了核电站的发展，主要有以下3点。

首先核电站的建设必须要用大量的水来进行冷却。核电站在进行工作时必须要用水进行降温，如果核电站建立在离水源比较远的地方，那么核电站的运营成本就会很高，最终导致入不敷出，面临项目破产的情况，因此很多国家在建设核电站的时候，往往都会在沿海沿湖地区进行修建，甚至法国为了修建核电站专门修起了一个大坝，以保障核电站的用水问题。

其次，核电站安全问题很难被人们接受。在我们人类历史上，曾经多次发生过核泄漏事故，不仅给周围的环境带来了严重破坏，而且还带有强烈的核辐射，一般普通居民根本不了解核电站的运行机制，并不知道核电站的运行是安全的，当听说自己的居住地要建核电站的时候，很多人是反对的，所以核电站的辐射安全问题一般普通人很难接受，这也是核电站建设当中的一个最大难题。

最后就是核废料处理问题。当核燃料使用完毕之后，往往就会选择处理封箱保存。因为现在每个国家对于核废料处理标准和手法都是不一样的，一旦核废料不小心泄露也会造成严重的生态危机，这也是很多国家想要发展核电站却不敢发展的制约因素。

不过在“十四五”规划当中，国家已经明确指出将有序稳步推进沿海核电站工程的建设，在这一点上国家已经充分认识到核电的重要性，因此，在不久将来，核电将会作为国家战略工程往前推进。

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