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第一章 AP1000设计的先进性和成熟性1

第一节 先进核电厂的需求催生了AP10001

第二节 先进的安全理念与核电成熟的更高阶段2

一、AP1000安全设计的主要特点3

二、非能动技术使核电安全更趋成熟5

第三节 开发商的设计验证试验7

一、单项效应试验8

二、非能动安全壳冷却系统综合效应试验9

三、SPES-2综合系统试验装置与高压条件下的堆芯冷却10

四、APEX先进电厂试验装置与堆芯长期冷却11

五、ULPU装置与缓解严重事故的熔融物堆内滞留13

六、若干重要设备的样机试验与相关验证15

第四节 核安全监管当局的独立验证与软件确认16

一、AP1000设计认证的基本过程17

二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例分析18

三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC试验组合19

四、安全分析计算机程序的验证与确认21

五、关于设计成熟性的基本结论23

附录一24

附录二33

参考文献33

第二章 AP1000的总体设计34

第一节 AP1000的设计基础和总体要求34

第二节 AP1000的设计特点和主要技术参数35

一、AP1000的设计特点35

二、AP1000的主要技术参数38

第三节 AP1000系统和设备的技术概要39

一、反应堆堆芯和堆内构件39

二、反应堆冷却剂系统及其设备39

三、AP1000的安全概念与专设安全系统41

四、核辅助系统45

五、蒸汽动力转换系统47

六、仪表和控制系统47

七、电气系统49

第四节 AP1000核电厂的总体布置50

一、厂房布置与结构的主要特点50

二、核岛厂房51

三、汽轮机厂房52

第五节 AP1000相对于AP600的设计改进52

一、反应堆冷却剂系统及若干主要设备52

二、非能动安全系统与若干其他系统55

三、基于PRA分析结果的设计改进57

四、核电厂布置58

第六节 AP1000规范标准体系与构筑物、系统和部件分级59

一、AP1000规范标准体系59

二、AP1000构筑物、系统和部件分级59

附录62

参考文献78

第三章 AP1000的燃料系统与堆芯设计80

第一节 现代压水堆堆芯技术的集成和发展80

一、AP1000燃料系统的主要特点80

二、AP1000堆芯技术的主要特点82

第二节 燃料系统84

一、燃料组件84

二、反应性控制组件89

第三节 核设计92

一、堆芯装载与燃耗92

二、功率分布97

三、反应性系数107

四、控制要求111

五、控制棒布置和反应性价值115

六、堆外燃料的临界安全117

七、氙稳定性118

八、压力容器辐照119

九、分析方法120

第四节 热工水力设计121

一、临界热流密度与偏离泡核沸腾比121

二、燃料棒温度场128

三、堆芯水力学130

四、测量仪表要求134

第五节 堆芯燃料管理136

一、堆芯燃料管理评估体系的基本要素137

二、平衡循环的两种设计方案140

三、传统的第一循环与低泄漏过渡循环150

四、先进的循环更替与AP1000堆芯燃料管理结果比较153

附录158

参考文献162

第四章 AP1000的反应堆冷却剂系统和反应堆本体165

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165

一、反应堆冷却剂系统设计思想的变革165

二、AP1000反应堆冷却剂系统的设计特点170

第二节 反应堆冷却剂系统设计175

一、功能与设计基准175

二、设计准则176

三、系统流程177

四、系统特性180

五、运行程序184

第三节 反应堆冷却剂系统的主要设备188

一、蒸汽发生器188

二、反应堆冷却剂泵203

三、稳压器212

四、反应堆冷却剂管道217

第四节 AP1000反应堆本体221

一、反应堆压力容器221

二、堆内构件226

三、控制棒驱动机构228

四、一体化堆顶结构230

参考文献232

第五章 AP1000的专设安全系统233

第一节 非能动专设安全系统的设计原则和特点233

一、非能动专设安全系统的功能和设计理念233

二、专设安全系统的设计原则和方法234

三、非能动原理和AP1000专设安全系统的特点235

四、非能动安全技术的成熟性236

第二节 非能动堆芯冷却系统236

一、非能动余热排出系统236

二、非能动安全注射系统243

三、自动卸压系统259

第三节 安全壳相关的非能动专设安全系统264

一、非能动安全壳冷却系统264

二、安全壳氢气控制系统274

三、安全壳隔离系统281

四、非能动裂变产物控制系统285

第四节 主控制室非能动应急可居留系统288

参考文献293

第六章 AP1000核辅助系统与部分二回路系统294

第一节 几个主要支持系统295

一、化学和容积控制系统295

二、正常余热排出系统298

三、燃料操作与换料系统300

第二节 冷却水系统303

一、设备冷却水系统303

二、厂用水系统305

三、乏燃料池冷却系统306

第三节 蒸汽和给水系统308

一、主蒸汽供应系统308

二、主给水系统310

三、启动给水系统311

第四节 取样分析与试验检验系统313

一、核取样系统313

二、安全壳泄漏率试验系统314

第五节 三废系统315

一、放射性废液系统315

二、放射性废气系统318

三、放射性废固系统320

参考文献322

第七章 AP1000数字化仪表控制系统及电气系统323

第一节 AP1000数字化仪表控制系统总体结构323

一、系统主要特点323

二、总体结构概述323

三、系统功能325

四、性能要求327

第二节 安全级仪表和控制系统平台327

一、Common Q平台的硬件328

二、Common Q平台的软件331

第三节 非安全级仪表和控制系统平台332

一、Ovation网络332

二、Ovation控制器333

三、Ovation I/O模件335

四、Ovation用户界面337

五、历史站与记录服务器338

六、Ovation高效工具338

七、Ff现场总线339

第四节 保护和安全监测系统340

一、反应堆紧急停堆系统341

二、专设安全设施驱动系统348

三、1E级数据处理子系统365

四、保护和安全监测系统结构框架369

第五节 核电厂控制系统376

一、反应堆功率控制系统和棒控系统377

二、快速降功率系统382

三、蒸汽排放控制系统382

四、稳压器液位控制系统385

五、稳压器压力控制系统386

六、蒸汽发生器液位控制系统——给水控制系统386

七、纵深防御控制388

八、多样化驱动系统389

第六节 仪表和监测系统391

一、核测量仪表系统391

二、辐射监测系统394

三、地震监测系统397

四、特殊监测系统398

第七节 运行和控制中心402

一、AP1000主控制室403

二、技术支持中心405

三、远距离停堆室405

四、运行支持中心和应急运行设施405

五、就地控制站406

第八节 电气系统406

一、系统结构与主要特点406

二、厂用交流电源系统407

三、直流电源系统407

四、主要技术参数407

参考文献411

第八章 AP1000核电厂的人因工程学413

第一节 人因工程学的计划阶段414

一、HFE管理大纲的目标与范围414

二、人机接口设计队伍和组织414

三、HFE实施过程和程序416

四、HFE问题跟踪416

五、HFE技术大纲和里程碑417

第二节 人因工程学的分析阶段417

一、运行经验评审418

二、功能要求分析和功能分配418

三、任务分析421

四、人员配备和资质427

五、人的可靠性分析427

第三节 人因工程学的设计阶段429

一、人机接口设计429

二、规程开发432

三、培训大纲开发432

第四节 人因工程学的验证和确认阶段433

一、目标与范围433

二、运行工况取样433

三、设计验证434

四、集成系统确认试验435

五、HFE不符合项的解决437

第五节 人因工程学的运行阶段438

一、设计实现439

二、人员效能监测439

参考文献439

第九章 AP1000的电厂布置与模块化技术440

第一节 AP1000的电厂布置440

一、基本理念和总体布局440

二、核蒸汽供应系统厂房443

三、附属厂房447

四、柴油发电机厂房448

五、放射性废物厂房448

六、汽轮机厂房448

第二节 AP1000的模块化技术448

一、基本思路和主要特点448

二、三维设计和模块化的耦合449

三、模块化设计450

四、模块化建造457

附录460

第十章 AP1000核电厂事故分析472

第一节 确定论安全分析的基本方法472

一、安全目标和分析范围472

二、假想事件及其分类473

三、用于事故分析的主要电厂特性和参数475

四、计算机程序478

五、设计基准事故分析中假设的非安全相关系统480

六、失去厂外电源的假设480

第二节 非能动堆芯冷却系统的有效性验证481

一、非能动余热排出系统的有效性验证481

二、非能动安全注入系统的有效性验证490

三、失水事故后长期冷却的有效性验证506

第三节 严重事故现象分析与对策概述511

一、严重事故的物理进程511

二、严重事故现象分析与对策的主要论题512

第四节 堆芯熔融物堆内滞留517

一、堆芯熔融物堆内滞留在AP1000设计中的应用517

二、反应堆压力容器的失效准则518

三、堆内熔化进程和熔融物迁移519

四、传热关系式520

五、反应堆压力容器失效裕量的定量化522

六、堆腔注水（节点IR）分析524

七、压力容器失效（安全壳事件树节点VF）分析526

第五节 氢气的产生、混合和燃烧分析526

一、氢气分析的目的和范围526

二、氢气混合和燃烧的现象学527

三、氢气分析中的主要假设528

四、氢气的产生和混合530

五、氢的燃烧533

六、氢燃烧有关节点（顶事件）分析534

七、安全壳安全裕度基准538

八、氢气分析的基本结论538

第六节 设备可用性分析539

一、设备可用性分析的目的539

二、设备可用性的法规和导则要求540

三、时间窗口0和1的严重事故管理及其所需的设备和仪表541

四、时间窗口2的严重事故管理及其所需的设备和仪表544

五、时间窗口3的严重事故管理及其所需的设备和仪表545

六、严重事故的辐射环境条件546

七、严重事故的热工水力环境条件547

八、设备可用性评价548

参考文献552

第十一章 AP1000核电厂概率风险评价555

第一节 概率风险评价的发展历史与基本内容555

一、概率风险评价的历史回顾555

二、核电厂概率风险评价的特点和目的556

三、AP1000概率风险评价的基本内容557

第二节 内部始发事件559

一、内部始发事件的确定和分组559

二、内部始发事件（组）清单560

三、始发事件频率的确定564

第三节 堆芯损伤事件树567

一、堆芯损伤事件树的分析步骤567

二、堆芯损伤事件树分析方法568

三、堆芯损伤事件树举例：大LOCA事件树572

四、转移和派生事件573

第四节 故障树和堆芯损伤定量化574

一、构建故障树的准备574

二、确定基本事件的主要假设575

三、可靠性数据基础577

四、故障树分析举例：设备冷却水系统故障树578

五、堆芯损伤频率（CDF）580

第五节 安全壳事件树和裂变产物释放定量化583

一、安全壳事件树分析的主要目的583

二、安全壳事件树的构建584

三、顶事件（节点）问题和成功准则589

四、安全壳事件树定量化590

五、安全壳事件树分析的主要结论593

第六节 裂变产物源项和厂外剂量风险595

一、裂变产物释放源项分析595

二、厂外剂量风险评价597

第七节 AP1000概率风险评价主要结果与分析601

一、功率运行下内部始发事件对堆芯损伤频率的贡献601

二、功率运行下内部事件引起的大量放射性释放频率610

三、低功率／停堆工况下的堆芯损伤频率和大量放射性释放频率613

四、内部水淹和内部火灾分析616

五、裂变产物释放引起的厂址边界剂量风险617

六、与运行电厂和NRC安全目标的比较618

第八节 降低电厂风险的主要设计措施和特性619

一、反应堆冷却剂系统设计620

二、安全相关与非安全相关系统设计620

三、仪表和控制设计622

四、电厂布置622

五、安全壳设计622

第九节 停堆安全设计的改进625

一、非能动堆芯冷却系统626

二、正常余热排出系统628

三、反应堆冷却剂系统629

四、蒸汽发生器和给水系统631

参考文献631

第十二章 AP1000的技术经济优势633

第一节 平准化发电成本与AP1000的首次建造633

一、平准化发电成本的基本概念633

二、AP1000首座电厂的发电成本634

第二节 AP系列的规模效应与学习效应636

一、规模效应与机组容量限制636

二、学习效应与后续电厂发电成本预测638

第三节 技术进步的经济效应641

第四节 AP1000的运行成本及其对电厂经济性的影响643

参考文献644

第一版后记645

后记647