前言
第一版前言
第一章 犃犘1000设计的先进性和成性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、SPES2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比例析18
三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC试验合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 犃犘1000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 犃犘1000的燃料系统与堆芯计 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 犃犘1000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 犃犘1000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 犃犘1000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 犃犘1000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、CommonQ平台的硬件 328
二、CommonQ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、OvationI／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 犃犘1000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 犃犘1000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 犃犘1000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 犃犘1000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 犃犘1000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
