第三代核電技術(shù)AP1000

前言

　　從20世紀(jì)80年代中期以來，國際核能界廣泛展開了第三代核電技術(shù)的研發(fā)，取得了多種具有工程實用價值的成果，AP600／APl000是其中的一種。AP系列的主要特征是采用非能動安全原理，使核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物大幅度簡化，安全性、可靠性、經(jīng)濟性大幅度提高。AP600與APl000在自己的產(chǎn)生地——美國尚未從藍圖變?yōu)楝F(xiàn)實。根據(jù)我國核電中長期發(fā)展規(guī)劃以及中美之間關(guān)于先進壓水堆技術(shù)轉(zhuǎn)讓與項目合作的相關(guān)備忘錄、協(xié)議與合同，APl000核電機組首先在中國建造。APl000為什么會在中國受到如此青睞，APl000在國際核電發(fā)展史中占據(jù)了怎樣的特殊地位，APl000的引進對我國核電的未來走向意味著什么，在全面介紹APl000技術(shù)之前，首先對這些問題作簡要說明是有必要的?！　D0－1基于美國能源部（US DOE）的核電第四代路線圖報告（Gen Ⅳ Roadmap Re-port）及俄勒岡州立大學(xué)（OSU）的相關(guān)資料，清楚地表明了國際核電發(fā)展中“代”（Generation）的演進過程，以及先進非能動（Advanced Passive）600Mw。和1000MW。核電廠（簡稱AP600和APl000）在這一發(fā)展進程中的地位。

內(nèi)容概要

本書基于作者長期積累的核電研發(fā)經(jīng)驗，著眼于把握AP1000的技術(shù)精髓，全面地總結(jié)與評述了AP1000的設(shè)計特點。    全書共十二章，既突出了AP1000先進性、成熟性與經(jīng)濟性的總體評估，以及AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計的總體概貌，也覆蓋了AP1000堆芯與燃料、系統(tǒng)與設(shè)備、儀控與電氣以及人因工程、電廠布置、確定論安全分析、概率風(fēng)險評價等主要設(shè)計領(lǐng)域的各個基本問題，并且著重闡明了非能動安全理念、模塊化技術(shù)、系統(tǒng)簡化、嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解等先進設(shè)計思想的工程實現(xiàn)。    本書內(nèi)容精練而有系統(tǒng)性，把技術(shù)發(fā)展中的繼承性與創(chuàng)新性以及學(xué)術(shù)上的嚴(yán)謹(jǐn)與工程上的實用有機地結(jié)合在一起，既適合核電設(shè)計院與研究所、核電廠與工程公司、相關(guān)供應(yīng)商與制造廠等單位的技術(shù)人員和管理人員閱讀，也可作為高等學(xué)校核電專業(yè)高年級學(xué)生與研究生的教材或參考書。

書籍目錄

前言第一章  AP1000設(shè)計的先進性和成熟性  第一節(jié)  先進核電廠的需求催生了AP1000  第二節(jié)  先進的安全理念與核電成熟的更高階段    一、AP1000安全設(shè)計的主要特點    二、非能動技術(shù)使核電安全更趨成熟  第三節(jié)  開發(fā)商的設(shè)計驗證試驗    一、單項效應(yīng)試驗    二、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)綜合效應(yīng)試驗    三、SPES-2綜合系統(tǒng)試驗裝置與高壓條件下的堆芯冷卻    四、APEX先進電廠試驗裝置與堆芯長期冷卻    五、ULPU裝置與緩解嚴(yán)重事故的熔融物堆內(nèi)滯留    六、若干重要設(shè)備的樣機試驗與相關(guān)驗證  第四節(jié)  核安全監(jiān)管當(dāng)局的獨立驗證與軟件確認(rèn)    一、AP1000設(shè)計認(rèn)證的基本過程    二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例分析    三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC試驗組合    四、安全分析計算機程序的驗證與確認(rèn)    五、關(guān)于設(shè)計成熟性的基本結(jié)論  附錄  參考文獻第二章  AP1000的總體設(shè)計第三章  AP1000的燃料系統(tǒng)與堆芯設(shè)計第四章  AP1000的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和反應(yīng)堆本體第五章  AP1000的專設(shè)安全系統(tǒng)第六章  AP1000核輔助系統(tǒng)與部分二回路系統(tǒng)第七章  AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)及電氣系統(tǒng)第八章  AP1000核電廠的人因工程學(xué)第九章  AP1000的電廠布置與模塊化技術(shù)第十章  AP1000核電廠事故分析第十一章  AP1000核電廠概率風(fēng)險評價第十二章  AP1000的技術(shù)經(jīng)濟優(yōu)勢后記

章節(jié)摘錄

　　一、功能與設(shè)計基準(zhǔn)　　1.安全相關(guān)功能　?。?）保持反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的完整性。在電廠所有運行工況下，RCS包容反應(yīng)堆冷卻劑和應(yīng)急堆芯冷卻流，以限制由于冷卻劑向安全殼泄漏造成的放射性釋放。RCS也是防止向非放射性二回路系統(tǒng)和環(huán)境泄漏放射性的壓力邊界。根據(jù)ASME規(guī)范第Ⅲ卷規(guī)定，RCS具有防止反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界超壓的壓力釋放能力。在換料、啟動和停堆冷卻的運行工況下，正常余熱排出系統(tǒng)（RNS）為RCS提供低溫超壓保護以限制RCS壓力。此功能由RNS的卸壓閥執(zhí)行。　?。?）堆芯冷卻和反應(yīng)性控制。RCS與反應(yīng)堆系統(tǒng)（RXS）、蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)和非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）共同實現(xiàn)反應(yīng)堆冷卻劑的自然循環(huán)，達到以下目的：　　1）反應(yīng)堆停堆后導(dǎo)出RCS顯熱和堆芯衰變熱；　　2）限制冷卻劑的溫度變化率，確保不發(fā)生不可控的反應(yīng)性變化；　　3）安全停堆運行和事故運行期間，在添加化學(xué)物后保持反應(yīng)堆冷卻劑化學(xué)成分（如可溶中子毒物濃度）的均勻性?！　》磻?yīng)堆正常運行期間，4臺主泵全部脫扣后，RCS由強制循環(huán)轉(zhuǎn)變?yōu)樽匀谎h(huán)時，RCS具有足夠的反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)和導(dǎo)出衰變熱的能力，以保證燃料棒不發(fā)生偏離泡核沸騰。　　RCS含有中子毒物，在安全停堆工況和事故工況下用以補充控制棒的反應(yīng)性控制，以滿足預(yù)期的反應(yīng)堆停堆裕度?！　。?）工藝監(jiān)測。RCS包括各種測量儀表，用以監(jiān)測反應(yīng)堆壓力邊界內(nèi)的工藝參數(shù)，并為保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)（PMS）提供所需信號，用以在所有電廠運行工況下觸發(fā)自動停堆和啟動非能動專設(shè)安全系統(tǒng)，同時在停堆冷卻運行和事故運行期間為運行人員必要的手動操作提供監(jiān)視信息。

編輯推薦

　　《第三代核電技術(shù)AP1000》共十二章，是統(tǒng)一的整體，但是各章也有相對獨立性，便于使用。第一章與第十二章分別給出了AP1000先進性、成熟性與經(jīng)濟性的評估；第二章是AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計的總體概貌；第三章介紹了AP1000的燃料系統(tǒng)、核設(shè)計、熱工水力設(shè)計與堆芯燃料管理；第四章與第五章主要描述了AP1000的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)與專設(shè)安全系統(tǒng)；第六章的內(nèi)容是核輔助系統(tǒng)以及與蒸汽輸送循環(huán)相關(guān)的幾個二回路系統(tǒng)；第七章和第八章分別描述了AP1000儀控、電氣系統(tǒng)和人因工程學(xué)的特點；第九章討論的主題是電廠布置與模塊化技術(shù)；第十章和第十一章闡述的重點是事故分析以及概率安全分析的方法與結(jié)果。

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