非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000

內(nèi)容概要

　　《非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000》闡述了非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000的主要系統(tǒng)及設(shè)備。首先對(duì)核電發(fā)展的歷史和現(xiàn)狀進(jìn)行了簡(jiǎn)單的敘述，然后對(duì)AP1000核電廠的總體情況進(jìn)行了介紹，并詳細(xì)地介紹了AP1000核電廠的本體結(jié)構(gòu)、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的熱工水力設(shè)計(jì)和計(jì)算方法、主要部件和輔助系統(tǒng)的工作原理及其基本結(jié)構(gòu)、非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)的主要特點(diǎn)、蒸汽動(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)的能量轉(zhuǎn)換過(guò)程和儀控電氣系統(tǒng)的主要特點(diǎn)，最后介紹了AP1000安全分析和嚴(yán)重事故緩解的特點(diǎn)。

書(shū)籍目錄

序論0.1 核電發(fā)展歷史0.1.1 世界核電的發(fā)展簡(jiǎn)史0.1.2 第二代和第三代核電技術(shù)的特點(diǎn)和比較0.1.3 國(guó)際核電建設(shè)進(jìn)入第三代發(fā)展時(shí)期0.2 AP1000的設(shè)計(jì)研發(fā)歷程0.3 AP1000和EPR兩種第三代核電機(jī)型的比較0.3.1 AP1000的設(shè)計(jì)理念0.3.2 EPR的設(shè)計(jì)理念0.3.3 安全系統(tǒng)特性0.3.4 嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施0.3.5 安全評(píng)價(jià)0.3.6 技術(shù)成熟性的比較0.4 AP1000核島主設(shè)備及專設(shè)安全系統(tǒng)的成熟性0.4.1 AP1000的大型屏蔽電機(jī)泵0.4.2 AP1000非能動(dòng)系統(tǒng)所采用的設(shè)備和部件0.5 美國(guó)核監(jiān)管委員會(huì)(USNRC)對(duì)AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的核安全審評(píng)0.5.1 安全法規(guī)0.5.2 NRC的獨(dú)立計(jì)算分析和實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證0.5.3 AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)證書(shū)的批準(zhǔn)0.6 我國(guó)對(duì)核電廠的監(jiān)管0.6.1 核電廠項(xiàng)目可行性研究階段的廠址評(píng)價(jià)0.6.2 核電廠建造許可證的申請(qǐng)/頒發(fā)0.6.3 核電廠首次裝料批準(zhǔn)書(shū)的申請(qǐng)/頒發(fā)0.6.4 核電廠運(yùn)行許可證申請(qǐng)/頒發(fā)0.6.5 核電廠運(yùn)行許可證的定期審查第一章 AP1000核電廠概述1.1 設(shè)計(jì)背景1.2 核電廠整體描述1.3 與其他核電廠的比較1.3.1 電廠總體參數(shù)1.3.2 電廠設(shè)計(jì)特點(diǎn)1.4 小結(jié)第二章 反應(yīng)堆系統(tǒng)第三章 AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)第四章 非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)第五章 安全殼和安全殼系統(tǒng)第六章 輔助系統(tǒng)第七章 蒸汽動(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)第八章 電氣系統(tǒng)第九章 儀表控制系統(tǒng)第十章 AP1000安全分析參考文獻(xiàn)附錄

編輯推薦

　　《非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000》可作為核能相關(guān)專業(yè)學(xué)生的教材，也可供從事AP1000第三代核電技術(shù)的設(shè)計(jì)、運(yùn)行、管理及安全分析的科技人員參考使用。

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