非能动安全先进核电厂 AP10002025|PDF|Epub|mobi|kindle电子书版本百度云盘下载

非能动安全先进核电厂 AP1000PDF格式电子书版下载

注意：本站所有压缩包均有解压码： 点击下载压缩包解压工具

序论1

0.1 核电发展历史1

0.1.1 世界核电的发展简史1

0.1.2 第二代和第三代核电技术的特点和比较4

0.1.3 国际核电建设进人第三代发展时期4

0.2 AP1000的设计研发历程4

0.3 AP1000和EPR两种第三代核电机型的比较5

0.3.1 AP1000的设计理念5

0.3.2 EPR的设计理念5

0.3.3 安全系统特性6

0.3.4 严重事故预防和缓解措施7

0.3.5 安全评价8

0.3.6 技术成熟性的比较9

0.4 AP1000核岛主设备及专设安全系统的成熟性10

0.4.1 AP1000的大型屏蔽电机泵10

0.4.2 AP1000非能动系统所采用的设备和部件11

0.5 美国核监管委员会（US NRC）对AP1000标准设计的核安全审评11

0.5.1 安全法规11

0.5.2 NRC的独立计算分析和实验验证12

0.5.3 AP1000标准设计证书的批准12

0.6 我国对核电厂的监管12

0.6.1 核电厂项目可行性研究阶段的厂址评价12

0.6.2 核电厂建造许可证的申请／颁发13

0.6.3 核电厂首次装料批准书的申请／颁发13

0.6.4 核电厂运行许可证申请／颁发14

0.6.5 核电厂运行许可证的定期审查14

第一章 AP1000核电厂概述16

1.1 设计背景16

1.2 核电厂整体描述16

1.3 与其他核电厂的比较20

1.3.1 电厂总体参数20

1.3.2 电厂设计特点21

1.4 小结27

第二章 反应堆系统28

2.1 概述28

2.2 反应堆堆芯29

2.2.1 反应堆燃料组件29

2.2.2 堆芯功能组件37

2.3 核设计42

2.3.1 燃耗43

2.3.2 反应性系数43

2.3.3 反应性控制50

2.3.4 功率分布53

2.3.5 停堆裕量59

2.3.6 稳定性60

2.3.7 快速功率下降系统61

2.3.8 堆芯燃料管理62

2.4 热工水力设计64

2.4.1 热工水力设计准则64

2.4.2 偏离泡核沸腾67

2.4.3 热管因子70

2.4.4 燃料和包壳温度71

2.5 堆芯水力设计71

2.5.1 堆芯流量设计和阻力设计73

2.5.2 流动不稳定性74

2.6 堆内仪表装置75

2.6.1 堆芯功率和功率分布测量75

2.6.2 数字式金属撞击监测系统76

2.7 小结78

第三章 AP1000反应堆冷却剂系统82

3.1 系统概述82

3.2 RCS的功能、设计基准和反应堆冷却剂的水化学88

3.2.1 反应堆冷却剂系统的功能88

3.2.2 RCS的设计基准90

3.2.3 反应堆冷却剂的水化学91

3.3 压力容器和一体化堆顶结构93

3.3.1 反应堆压力容器93

3.3.2 一体化堆顶结构98

3.4 堆内构件101

3.4.1 堆内构件的组成101

3.4.2 堆内构件的功能101

3.4.3 AP1000堆内构件的技术特点103

3.4.4 NRC对AP1000原型堆内构件的审评结论109

3.5 蒸汽发生器110

3.5.1 AP1000Delta125型蒸汽发生器110

3.5.2 屏蔽电机泵与蒸汽发生器直接连接的几个技术问题113

3.6 稳压器119

3.6.1 稳压器的功能119

3.6.2 AP1000稳压器的结构与特点119

3.7 反应堆冷却剂泵122

3.7.1 AP1000屏蔽电机泵结构122

3.7.2 AP1000屏蔽电机泵的主要技术特点127

3.8 反应堆冷却剂管道129

3.9 控制棒驱动机构131

3.10 小结134

第四章 非能动堆芯冷却系统136

4.1 概述136

4.2 系统描述138

4.2.1 非能动余热排出系统139

4.2.2 非能动安全注人系统142

4.2.3 自动降压系统148

4.2.4 安全壳pH控制154

4.3 设备描述154

4.3.1 堆芯补水箱154

4.3.2 安注箱155

4.3.3 安全壳内置换料水箱157

4.3.4 pH值调节篮159

4.3.5 非能动余热排出热交换器159

4.3.6 安全壳内置换料水箱和安全壳再循环滤网161

4.3.7 低压差开启止回阀168

4.3.8 安注箱止回阀169

4.3.9 爆破阀169

4.4 非能动堆芯冷却系统的运行170

4.4.1 正常运行171

4.4.2 事故后运行173

4.5 AP1000非能动堆芯冷却系统的实/试验验证180

4.6 小结189

第五章 安全壳和安全壳系统190

5.1 安全壳190

5.1.1 概述190

5.1.2 钢制安全壳容器190

5.1.3 安全壳屏蔽构筑物193

5.2 非能动安全壳冷却系统195

5.2.1 概述195

5.2.2 系统功能196

5.2.3 设备描述199

5.2.4 系统运行205

5.2.5 PCS的试验验证207

5.2.6 安全壳的事故响应评价208

5.3 安全壳隔离系统211

5.3.1 系统功能211

5.3.2 设备描述211

5.3.3 系统运行213

5.4 氢气控制系统213

5.5 安全壳泄漏率试验系统215

5.6 安全壳内裂变产物的泄漏控制216

5.7 安全壳空气过滤系统218

5.8 小结218

第六章 辅助系统220

6.1 概述220

6.2 正常余热排出系统222

6.2.1 主要功能222

6.2.2 系统描述223

6.2.3 设备描述234

6.2.4 系统运行237

6.3 化学和容积控制系统240

6.3.1 概述240

6.3.2 系统功能241

6.3.3 系统描述242

6.3.4 设备描述248

6.3.5 系统运行256

6.4 设备冷却水系统260

6.4.1 概述260

6.4.2 系统功能260

6.4.3 系统描述261

6.4.4 设备描述264

6.4.5 系统运行267

6.5 厂用水系统270

6.5.1 概述270

6.5.2 系统功能271

6.5.3 系统描述271

6.5.4 系统运行273

6.6 乏燃料池冷却系统274

6.6.1 系统功能274

6.6.2 系统描述275

6.6.3 系统运行277

6.7 汽轮发电机厂房闭式循环冷却水系统277

6.8 凝汽器循环水系统278

6.9 主控室采暖、通风和空调系统278

6.9.1 概述278

6.9.2 系统描述279

6.9.3 设备描述284

6.9.4 系统运行286

6.10 回路取样系统287

6.10.1 系统功能287

6.10.2 系统描述287

6.10.3 系统运行290

6.11 燃料操作系统291

6.11.1 系统功能291

6.11.2 系统描述292

6.11.3 设备描述298

6.11.4 系统操作301

6.12 放射性废物处理系统305

6.12.1 放射性源项305

6.12.2 放射性废液系统309

6.12.3 放射性废气系统314

6.12.4 放射性固体废物系统318

6.13 小结322

第七章 蒸汽动力转换系统323

7.1 概述323

7.2 主蒸汽供应系统323

7.2.1 系统描述323

7.2.2 设备描述326

7.2.3 系统运行330

7.3 凝结水与给水系统331

7.3.1 系统描述331

7.3.2 设备描述333

7.3.3 系统运行334

7.4 启动给水系统336

7.4.1 系统描述336

7.4.2 设备描述337

7.4.3 系统运行338

7.5 汽轮机/发电机系统340

7.5.1 汽轮机/发电机系统340

7.5.2 汽轮机旁路系统341

7.5.3 汽轮机飞射物保护342

7.5.4 汽轮机保护性停机342

7.5.5 凝汽器除气系统342

7.5.6 蒸汽系统放射性监测343

7.6 二次侧水化学控制343

7.6.1 污染物的进人343

7.6.2 凝结水净化344

7.6.3 化学添加344

7.6.4 异常情况下的干预水平344

7.6.5 保养和加热346

7.7 小结347

第八章 电气系统348

8.1 概论348

8.1.1 电厂电气系统的主要功能348

8.1.2 AP1000核电厂电气系统特点348

8.1.3 AP1000核电厂电气系统及主要参数350

8.2 交流电源系统351

8.2.1 中压10kV电源系统352

8.2.2 低压380/220V电源系统353

8.3 直流电源系统353

8.3.1 1E级直流电力系统IDS358

8.3.2 1E级不间断电源359

8.3.3 非1E级直流和不间断电源系统366

8.4 厂内备用柴油发电机和辅助柴油发电机368

8.4.1 厂内备用柴油发电机368

8.4.2 辅助柴油发电机368

8.5 电气保护系统369

8.6 变频器370

8.7 厂用照明系统372

8.7.1 功能372

8.7.2 设计基准373

第九章 仪表控制系统374

9.1 定义374

9.2 AP1000仪控系统概述375

9.2.1 AP1000仪控系统总体结构375

9.2.2 AP1000仪表和控制系统平台379

9.3 反应堆紧急停堆系统381

9.3.1 概述381

9.3.2 反应堆紧急停堆信号386

9.3.3 反应堆停堆系统的联锁393

9.3.4 反应堆停堆功能的旁通394

9.4 专设安全设施395

9.4.1 引言395

9.4.2 系统描述404

9.4.3 专设安全设施触发的闭锁、允许和联锁421

9.4.4 ESF触发旁通423

9.5 控制和仪表系统423

9.5.1 引言423

9.5.2 描述424

9.5.3 反应堆功率控制系统426

9.5.4 棒控系统428

9.5.5 稳压器压力控制系统432

9.5.6 稳压器水位控制系统433

9.5.7 给水控制系统433

9.5.8 蒸汽排放控制系统434

9.5.9 快速降功率系统437

9.5.10 多样化驱动系统438

9.5.11 信号选择器运算法则439

第十章 AP1000安全分析441

10.1 概述441

10.2 AP1000核电厂运行工况分析442

10.2.1 运行工况I：正常运行和运行瞬态442

10.2.2 事故工况II：中等频率事件443

10.2.3 事故工况III：稀有事故444

10.2.4 事故工况IV：极限事故445

10.2.5 验收准则445

10.3 初始条件的确定446

10.3.1 初始值的确定446

10.3.2 控制系统的优化449

10.3.3 功率分布449

10.3.4 事故分析中假定的反应性系数449

10.3.5 控制棒的插人特性450

10.3.6 在事故分析中假设的保护和安全监测系统设定值与事故停堆的时间延迟453

10.3.7 功率量程中子注量率的仪表漂移和量热误差456

10.3.8 用于缓解事故后果的核电厂系统和设备457

10.3.9 裂变产物存量的确定458

10.3.10 剩余的衰变热458

10.3.11 单一故障准则和设备故障分类459

10.3.12 操纵员干预行动的考虑462

10.3.13 失去厂外交流电的考虑462

10.4 使用的计算机程序463

10.4.1 FACTRAN计算机程序463

10.4.2 LOFTRAN计算机程序463

10.4.3 TWINKLE计算机程序464

10.4.4 VIPRE-01计算机程序464

10.4.5 COAST讨算机程序464

10.4.6 NOTRUMP计算机程序465

10.4.7 WCOBRA/TRAC计算机程序465

10.4.8 WGOTHIC计算机程序465

10.5 典型事故分析465

10.5.1 失去外部电力负荷465

10.5.2 失水事故467

10.5.3 主蒸汽管道破裂478

10.5.4 弹棒事故482

10.6 严重事故487

10.6.1 严重事故的预防488

10.6.2 严重事故的缓解491

10.7 AP1000的概率风险评价分析496

10.7.1 概述496

10.7.2 AP1000PRA目的496

10.7.3 AP1000PRA的范围497

10.7.4 AP1000PRA分析方法498

10.7.5 PRA分析结果499

10.7.6 PRA对AP1000设计的改进501

10.8 小结502

参考文献503

附录504

附录A AP1000技术术语缩写表504

附录B 常见英制计量单位符号及与公制计量单位换算关系511

附录C AP1000反应堆系统符号图示及缩略语513