非能動安全先進壓水堆核電技術(shù)（套裝共3冊）

前言

本世紀以來，國家做出采用非能動第三代壓水堆核電技術(shù)，推進核電自主化發(fā)展的重大決策，同時將“大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站"列入《國家中長期科學(xué)與技術(shù)發(fā)展規(guī)劃綱要（2006-2020）》16個重大科技專項之一，并進一步把核電納入國家戰(zhàn)略性新興產(chǎn)業(yè)。這是我國和平利用核能和轉(zhuǎn)變經(jīng)濟發(fā)展方式的重大舉措。從此，我國核電事業(yè)步入了新的發(fā)展階段。國家核電技術(shù)公司，作為第三代先進核電技術(shù)的引進、消化、吸收、再創(chuàng)新的主體、載體和平臺，承擔了引進先進AP1000核電技術(shù)、建設(shè)世界首臺AP1000核電機組的任務(wù)，同時正在組織實施大型先進壓水堆重大專項研發(fā)和示范工程建設(shè)，肩負著推進我國三代核電自主化、標準化、系列化發(fā)展的使命。到目前為止，與國內(nèi)外同行密切合作，在自主化依托項目建設(shè)、重大專項研發(fā)和關(guān)鍵設(shè)備及材料國產(chǎn)化方面取得了一系列突破，為形成中國自主品牌的核電技術(shù)奠定了基礎(chǔ)。三年來的實踐，充分證明了我國核電自主化戰(zhàn)略決策的前瞻性和科學(xué)性。在這個過程中，參與此項工作的資深院士和專家不斷總結(jié)經(jīng)驗，并于2008年編寫了《非能動安全先進核電廠AP1000》。該書出版后，在行業(yè)內(nèi)外引起了很好的反響。

內(nèi)容概要

　　國家核電技術(shù)公司，作為第三代先進核電技術(shù)的引進、消化、吸收、再創(chuàng)新的主體、載體和平臺，承擔了引進先進AP1000核電技術(shù)、建設(shè)世界首臺AP1000核電機組的任務(wù)，同時正在組織實施大型先進壓水堆重大專項研發(fā)和示范工程建設(shè)，肩負著推進我國三代核電自主化、標準化、系列化發(fā)展的使命。到目前為止，與國內(nèi)外同行密切合作，在自主化依托項目建設(shè)、重大專項研發(fā)和關(guān)鍵設(shè)備及材料國產(chǎn)化方面取得了一系列突破，為形成中國自主品牌的核電技術(shù)奠定了基礎(chǔ)。三年來的實踐，充分證明了我國核電自主化戰(zhàn)略決策的前瞻性和科學(xué)性。

書籍目錄

上冊第一篇 緒論第一章 世界核電發(fā)展概況1.1 世界能源新時代的到來1.2 世界核能及核電發(fā)展簡史1.3 世界核電技術(shù)進步歷程1.4 世紀之初的世界核電發(fā)展趨勢1.5 世界新建核電廠都選擇第三代核電技術(shù)第二章 我國核電發(fā)展概況2.1 我國核電發(fā)展的三個階段2.1.1 起步階段2.1.2 適度發(fā)展階段2.1.3 積極發(fā)展階段2.2 核電在我國能源構(gòu)成中的地位2.2.1 我國能源及核電發(fā)展的主要特點2.2.2 保障能源供應(yīng)安全的客觀要求2.2.3 應(yīng)對氣候變化的必由之路2.2.4 尋求替代能源的優(yōu)先選擇2.2.5 具備贏得市場的經(jīng)濟前景第三章 核電廠設(shè)計的基本安全要求3.1 核電廠安全的特殊性3.2 核電廠的安全目標3.2.1 總的核安全目標3.2.2 輻射防護目標3.2.3 技術(shù)安全目標3.3 核電廠總的安全要求和風(fēng)險水平3.3.1 核電廠總的安全要求3.3.2 核電廠的風(fēng)險水平3.4 保證核安全的基本要素和安全文化3.4.1 保證核安全的基本要素3.4.2 安全文化3.5 核電廠設(shè)計的主要安全要求3.5.1 縱深防御要求3.5.2 安全功能3.5.3 輻射防護和驗收準則3.6 核電廠的主要設(shè)計要求3.6.1 安全分級3.6.2 總的設(shè)計基準3.6.3 構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的可靠性設(shè)計3.6.4 在役試驗、維護、修理、檢查和監(jiān)測的措施3.6.5 設(shè)備鑒定3.6.6 老化3.6.7 優(yōu)化運行人員操作的設(shè)計3.6.8 其他設(shè)計考慮3.6.9 安全分析附錄術(shù)語、定義參考文獻第四章 核電廠的安全監(jiān)管4.1 我國核安全法規(guī)體系4.2 核安全的監(jiān)督管理4.2.1 我國的核安全監(jiān)管機構(gòu)——國家核安全局4.2.2 我國對核電廠的安全監(jiān)督管理4.2.3 美國核電廠許可證管理程序簡介4.2.4 中國與美國核電廠許可證管理程序的分析與比較參考文獻第五章 AP1000核電技術(shù)的發(fā)展5.1 AP1000的研發(fā)設(shè)計歷程5.2 AP1000核電廠概述5.2.1 核電廠整體描述5.2.2 與其他核電廠的比較5.3 AP1000核電廠的技術(shù)成熟性5.3.1 反應(yīng)堆的技術(shù)成熟性5.3.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的技術(shù)成熟性5.3.3 非能動安全系統(tǒng)的技術(shù)成熟性5.3.4 安全殼5.4 AP1000核電廠的安全性5.4.1 AP1000核電廠采用非能動安全系統(tǒng)5.4.2 AP1000核電廠具有全面、完善的預(yù)防和緩解嚴重事故的措施5.4.3 AP1000核電廠所達到的安全水平5.5 AP1000核電廠的經(jīng)濟性5.6 美國核監(jiān)管委員會對AP1000標準設(shè)計的核安全審評5.6.1 安全法規(guī)5.6.2 NRC的獨立計算分析和試驗驗證5.6.3 AP1000標準設(shè)計證書的批準參考文獻第二篇 AP1000反應(yīng)堆第六章 AP1000反應(yīng)堆堆芯和堆芯支承結(jié)構(gòu)6.1 概述6.2 反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件6.2.1 反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件的功能6.2.2 堆內(nèi)構(gòu)件的結(jié)構(gòu)6.2.3 堆內(nèi)構(gòu)件的設(shè)計6.2.4 堆內(nèi)構(gòu)件預(yù)運行流致振動試驗6.2.5 堆內(nèi)構(gòu)件振動試驗和分析結(jié)果的評定6.2.6 美國核監(jiān)管委員會對AP1000原型堆內(nèi)構(gòu)件的審評結(jié)論6.3 反應(yīng)堆燃料組件6.3.1 燃料材料6.3.2 燃料芯塊6.3.3 燃料棒6.3.4 燃料組件6.4 堆內(nèi)控制部件6.4.1 控制棒組件6.4.2 灰棒組件6.4.3 可燃毒物組件16.4.4 中子源組件參考文獻第七章 AP1000反應(yīng)堆堆芯的核設(shè)計7.1 核設(shè)計考慮的工況和安全準則7.2 功率分布7.2.1 概述7.2.2 徑向功率分布7.2.3 軸向功率分布……第八章 反應(yīng)堆系統(tǒng)熱工水力設(shè)計第九章 AP1000核測系統(tǒng)和特殊監(jiān)測系統(tǒng)第三篇 AP1000核電廠系統(tǒng)和設(shè)備第十章 核安全部件與設(shè)備的安全要求第十一章 AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中冊第十二章 AP1000的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)第十三章 AP1000的安全殼和安全殼系統(tǒng)第十四章 AP1000核電廠輔助系統(tǒng)第十五章 蒸汽動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)第十六章 電氣系統(tǒng)第十七章 儀表控制系統(tǒng)第十八章 AP1000核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的分級、抗震設(shè)計和設(shè)備鑒定下冊第四篇 AP1000核電廠的調(diào)試第十九章 核電廠的調(diào)試第二十章 AP1000核電廠的調(diào)試大綱第五篇 AP1000核電廠的安全分析第二十一章 瞬態(tài)和設(shè)計基準事故分析第二十二章 試驗和計算機程序第二十三章 嚴重事故第二十四章 概率安全分析（PSA）附錄

章節(jié)摘錄

插圖：APl000核島主設(shè)備的設(shè)計，除了反應(yīng)堆冷卻劑泵選用的大型屏蔽電機泵和第4級自動降壓系統(tǒng)采用的大型爆破閥以外，均有工程驗證的基礎(chǔ)，都是成熟的設(shè)計。例如，反應(yīng)堆采用了成熟的314堆型，并稍做改進（三環(huán)路改為二環(huán)路，三進三出改為四進二出）；“全焊接式”堆內(nèi)構(gòu)件采用“System 80”的成熟技術(shù)；蒸汽發(fā)生器為Delta75和Delta109基礎(chǔ)上的改進型Delta125；控制棒驅(qū)動機構(gòu)采用成熟的L-106A（M）型CRDM標準設(shè)計，雖然有小的改進（如雙勾爪、加長驅(qū)動桿等），但已通過了驗證試驗；穩(wěn)壓器只是容積稍有加大，主管道采用不銹鋼鍛件，安全閥、泄壓閥均為成熟產(chǎn)品。屏蔽電機泵本身與軸封泵同樣是成熟技術(shù)。為AP1000設(shè)計、制造大型屏蔽電機泵的柯蒂斯·懷特EMD子公司是美國唯一的軍用屏蔽電機泵供貨商。半個世紀以來為軍方和石化行業(yè)提供了約1 500臺屏蔽電機泵，并創(chuàng)造了服役40余年免維修和免在役檢查的佳績，其產(chǎn)品具有極高的可靠性。除鎢合金飛輪外，AP1000屏蔽電機泵特殊要求的技術(shù)都是EMD公司的成熟技術(shù)，這包括水力部件的設(shè)計與制造、屏蔽套設(shè)計與制造、轉(zhuǎn)子動力學(xué)分析、水潤滑軸承、電機的溫度場分析與冷卻技術(shù)等。因此，AP1000的屏蔽電機泵的設(shè)計與制造是現(xiàn)有成熟技術(shù)基礎(chǔ)上的“延伸”。加大容量后，技術(shù)難度有所增加，但不存在技術(shù)上的“跳躍”。關(guān)于飛輪，驗證試驗已經(jīng)通過。由于屏蔽電機泵對AP1000的重要性，西屋公司已把AP1000的屏蔽電機泵作為“原型”產(chǎn)品，安排進行全尺寸臺架上的型式試驗，包括全流量熱態(tài)500 h臺架試驗。經(jīng)NRC審查，已將屏蔽電機泵飛輪的超速試驗和泵的惰轉(zhuǎn)流量試驗納入“檢驗、試驗、分析接受準則”中，有關(guān)試驗驗證將隨著工程進展而實施，不會存在不可接受的風(fēng)險。AP1000蒸汽發(fā)生器是直立式的，傳熱管為三角形布置的U形管。更換后己運行的Delta 75和Delta 94型蒸汽發(fā)生器的許多設(shè)計特點已包含在Delta 125型蒸汽發(fā)生器中。這些蒸汽發(fā)生器的運行經(jīng)驗從V C Summer和S}learon Harris核電廠（Delta75）以及South Texas核電廠（Delta 94）的運行中可以得到。這些蒸汽發(fā)生器在低于APl000的額定功率下運行。但是，Arkansas 1號機組所更換的蒸汽發(fā)生器功率與APl000相似，他的運行為AP1000蒸汽發(fā)生器提供了運行經(jīng)驗。San Onofre和Waterford機組的蒸汽發(fā)生器和AP1000一樣在1700 Mw額定熱功率下運行。過去，蒸汽發(fā)生器傳熱管完整性的保持與傳熱管材料的好壞和主管道熱管段溫度有關(guān)。AP1000蒸汽發(fā)生器的設(shè)計使用了Incone1-690鎳基合金傳熱管材料，而主管道熱管段溫度只有322.2℃。

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《非能動安全先進壓水堆核電技術(shù)(套裝共3冊)》是由原子能出版社出版的。

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