第三代核電技術(shù)AP1000

前言

　　從20世紀(jì)80年代中期以來(lái)，國(guó)際核能界廣泛展開(kāi)了第三代核電技術(shù)的研發(fā)，取得了多種具有工程實(shí)用價(jià)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(dòng)安全原理，使核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物大幅度簡(jiǎn)化，安全性、可靠性、經(jīng)濟(jì)性大幅度提高。AP600與APl000在自己的產(chǎn)生地——美國(guó)尚未從藍(lán)圖變?yōu)楝F(xiàn)實(shí)。根據(jù)我國(guó)核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃以及中美之間關(guān)于先進(jìn)壓水堆技術(shù)轉(zhuǎn)讓與項(xiàng)目合作的相關(guān)備忘錄、協(xié)議與合同，APl000核電機(jī)組首先在中國(guó)建造。APl000為什么會(huì)在中國(guó)受到如此青睞，APl000在國(guó)際核電發(fā)展史中占據(jù)了怎樣的特殊地位，APl000的引進(jìn)對(duì)我國(guó)核電的未來(lái)走向意味著什么，在全面介紹APl000技術(shù)之前，首先對(duì)這些問(wèn)題作簡(jiǎn)要說(shuō)明是有必要的?！　D0－1基于美國(guó)能源部（US DOE）的核電第四代路線圖報(bào)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(guó)際核電發(fā)展中“代”（Generation）的演進(jìn)過(guò)程，以及先進(jìn)非能動(dòng)（Advanced Passive）600Mw。和1000MW。核電廠（簡(jiǎn)稱AP600和APl000）在這一發(fā)展進(jìn)程中的地位。

內(nèi)容概要

本書(shū)基于作者長(zhǎng)期積累的核電研發(fā)經(jīng)驗(yàn)，著眼于把握AP1000的技術(shù)精髓，全面地總結(jié)與評(píng)述了AP1000的設(shè)計(jì)特點(diǎn)。    全書(shū)共十二章，既突出了AP1000先進(jìn)性、成熟性與經(jīng)濟(jì)性的總體評(píng)估，以及AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)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(xiǎn)評(píng)價(jià)等主要設(shè)計(jì)領(lǐng)域的各個(gè)基本問(wèn)題，并且著重闡明了非能動(dòng)安全理念、模塊化技術(shù)、系統(tǒng)簡(jiǎn)化、嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解等先進(jìn)設(shè)計(jì)思想的工程實(shí)現(xiàn)。    本書(shū)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(shí)用有機(jī)地結(jié)合在一起，既適合核電設(shè)計(jì)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(jí)學(xué)生與研究生的教材或參考書(shū)。

書(shū)籍目錄

前言第一章  AP1000設(shè)計(jì)的先進(jìn)性和成熟性  第一節(jié)  先進(jìn)核電廠的需求催生了AP1000  第二節(jié)  先進(jìn)的安全理念與核電成熟的更高階段    一、AP1000安全設(shè)計(jì)的主要特點(diǎn)    二、非能動(dòng)技術(shù)使核電安全更趨成熟  第三節(jié)  開(kāi)發(fā)商的設(shè)計(jì)驗(yàn)證試驗(yàn)    一、單項(xiàng)效應(yīng)試驗(yàn)    二、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)綜合效應(yīng)試驗(yàn)    三、SPES-2綜合系統(tǒng)試驗(yàn)裝置與高壓條件下的堆芯冷卻    四、APEX先進(jìn)電廠試驗(yàn)裝置與堆芯長(zhǎng)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(jī)試驗(yàn)與相關(guān)驗(yàn)證  第四節(jié)  核安全監(jiān)管當(dāng)局的獨(dú)立驗(yàn)證與軟件確認(rèn)    一、AP1000設(shè)計(jì)認(rèn)證的基本過(guò)程    二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例分析    三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC試驗(yàn)組合    四、安全分析計(jì)算機(jī)程序的驗(yàn)證與確認(rèn)    五、關(guān)于設(shè)計(jì)成熟性的基本結(jié)論  附錄  參考文獻(xiàn)第二章  AP1000的總體設(shè)計(jì)第三章  AP1000的燃料系統(tǒng)與堆芯設(shè)計(jì)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(xiǎn)評(píng)價(jià)第十二章  AP1000的技術(shù)經(jīng)濟(jì)優(yōu)勢(shì)后記

章節(jié)摘錄

　　一、功能與設(shè)計(jì)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(yùn)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(dòng)和停堆冷卻的運(yùn)行工況下，正常余熱排出系統(tǒng)（RNS）為RCS提供低溫超壓保護(hù)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(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）共同實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆冷卻劑的自然循環(huán)，達(dá)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(yùn)行和事故運(yùn)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。　　反應(yīng)堆正常運(yùn)行期間，4臺(tái)主泵全部脫扣后，RCS由強(qiáng)制循環(huán)轉(zhuǎn)變?yōu)樽匀谎h(huán)時(shí)，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(bǔ)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(cè)。RCS包括各種測(cè)量?jī)x表，用以監(jiān)測(cè)反應(yīng)堆壓力邊界內(nèi)的工藝參數(shù)，并為保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（PMS）提供所需信號(hào)，用以在所有電廠運(yùn)行工況下觸發(fā)自動(dòng)停堆和啟動(dòng)非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)，同時(shí)在停堆冷卻運(yùn)行和事故運(yùn)行期間為運(yùn)行人員必要的手動(dòng)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(duì)獨(dú)立性，便于使用。第一章與第十二章分別給出了AP1000先進(jìn)性、成熟性與經(jīng)濟(jì)性的評(píng)估；第二章是AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的總體概貌；第三章介紹了AP1000的燃料系統(tǒng)、核設(shè)計(jì)、熱工水力設(shè)計(jì)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(gè)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(diǎn)；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(diǎn)是事故分析以及概率安全分析的方法與結(jié)果。

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