图书介绍
非能动安全先进压水堆核电技术 中pdf电子书版本下载
- 林诚格主编 著
- 出版社： 北京：原子能出版社
- ISBN：7502248870
- 出版时间：2010
- 标注页数：972页
- 文件大小：50MB
- 文件页数：571页
- 主题词：压水型堆－核电站－技术培训－教材
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图书目录
上册 1
第一篇 绪论 1
第一章 世界核电发展概况 1
1.1 世界能源新时代的到来 1
1.2 世界核能及核电发展简史 2
1.3 世界核电技术进步历程 4
1.4 世纪之初的世界核电发展趋势 7
1.5 世界新建核电厂都选择第三代核电技术 11
第二章 我国核电发展概况 12
2.1 我国核电发展的三个阶段 12
2.1.1 起步阶段 12
2.1.2 适度发展阶段 13
2.1.3 积极发展阶段 14
2.2 核电在我国能源构成中的地位 16
2.2.1 我国能源及核电发展的主要特点 16
2.2.2 保障能源供应安全的客观要求 17
2.2.3 应对气候变化的必由之路 18
2.2.4 寻求替代能源的优先选择 20
2.2.5 具备赢得市场的经济前景 21
第三章 核电厂设计的基本安全要求 22
3.1 核电厂安全的特殊性 23
3.2 核电厂的安全目标 24
3.2.1 总的核安全目标 24
3.2.2 辐射防护目标 24
3.2.3 技术安全目标 24
3.3 核电厂总的安全要求和风险水平 24
3.3.1 核电厂总的安全要求 24
3.3.2 核电厂的风险水平 25
3.4 保证核安全的基本要素和安全文化 25
3.4.1 保证核安全的基本要素 25
3.4.2 安全文化 25
3.5 核电厂设计的主要安全要求 26
3.5.1 纵深防御要求 26
3.5.2 安全功能 28
3.5.3 辐射防护和验收准则 28
3.6 核电厂的主要设计要求 29
3.6.1 安全分级 29
3.6.2 总的设计基准 32
3.6.3 构筑物、系统和部件的可靠性设计 37
3.6.4 在役试验、维护、修理、检查和监测的措施 38
3.6.5 设备鉴定 38
3.6.6 老化 38
3.6.7 优化运行人员操作的设计 38
3.6.8 其他设计考虑 39
3.6.9 安全分析 40
附录 术语、定义 40
参考文献 42
第四章 核电厂的安全监管 42
4.1 我国核安全法规体系 42
4.2 核安全的监督管理 49
4.2.1 我国的核安全监管机构——国家核安全局 49
4.2.2 我国对核电厂的安全监督管理 49
4.2.3 美国核电厂许可证管理程序简介 53
4.2.4 中国与美国核电厂许可证管理程序的分析与比较 55
参考文献 59
第五章 AP1000核电技术的发展 60
5.1 AP1000的研发设计历程 60
5.2 AP1000核电厂概述 60
5.2.1 核电厂整体描述 60
5.2.2 与其他核电厂的比较 63
5.3 AP1000核电厂的技术成熟性 65
5.3.1 反应堆的技术成熟性 65
5.3.2 反应堆冷却剂系统的技术成熟性 65
5.3.3 非能动安全系统的技术成熟性 67
5.3.4 安全壳 69
5.4 AP1000核电厂的安全性 69
5.4.1 AP1000核电厂采用非能动安全系统 70
5.4.2 AP1000核电厂具有全面、完善的预防和缓解严重事故的措施 71
5.4.3 AP1000核电厂所达到的安全水平 71
5.5 AP1000核电厂的经济性 72
5.6 美国核监管委员会对AP1000标准设计的核安全审评 75
5.6.1 安全法规 75
5.6.2 NRC的独立计算分析和试验验证 75
5.6.3 AP1000标准设计证书的批准 76
参考文献 76
第二篇 AP1000反应堆 77
第六章 AP1000反应堆堆芯和堆芯支承结构 77
6.1 概述 77
6.2 反应堆堆内构件 77
6.2.1 反应堆堆内构件的功能 77
6.2.2 堆内构件的结构 79
6.2.3 堆内构件的设计 85
6.2.4 堆内构件预运行流致振动试验 97
6.2.5 堆内构件振动试验和分析结果的评定 100
6.2.6 美国核监管委员会对AP1000原型堆内构件的审评结论 100
6.3 反应堆燃料组件 101
6.3.1 燃料材料 102
6.3.2 燃料芯块 104
6.3.3 燃料棒 104
6.3.4 燃料组件 106
6.4 堆内控制部件 111
6.4.1 控制棒组件 111
6.4.2 灰棒组件 113
6.4.3 可燃毒物组件 113
6.4.4 中子源组件 114
参考文献 116
第七章 AP1000反应堆堆芯的核设计 116
7.1 核设计考虑的工况和安全准则 117
7.2 功率分布 119
7.2.1 概述 119
7.2.2 径向功率分布 121
7.2.3 轴向功率分布 123
7.2.4 燃料密实化引起的局部功率峰值 125
7.2.5 极限功率分布 125
7.2.6 功率分布分析的实验验证 126
7.2.7 包壳积垢引起的功率偏移 128
7.3 反应性系数 129
7.3.1 概述 129
7.3.2 燃料温度（Doppler）系数 130
7.3.3 慢化剂反应性系数 131
7.3.4 功率系数 133
7.3.5 再分布效应 135
7.4 反应性控制 135
7.4.1 化学补偿控制 136
7.4.2 控制棒控制 137
7.4.3 机械补偿模式 139
7.4.4 可燃毒物控制 140
7.5 氙稳定性 140
7.5.1 概述 140
7.5.2 轴向氙稳定性 141
7.5.3 径向氙稳定性 143
7.5.4 稳定性控制和保护 143
7.6 堆芯燃料管理 144
7.6.1 概述 144
7.6.2 换料周期 145
7.6.3 首次装料 146
7.6.4 平衡循环 147
7.6.5 MOX燃料布置 148
参考文献 149
第八章 反应堆系统热工水力设计 150
8.1 热工水力设计考虑的工况和安全准则 150
8.1.1 概述 150
8.1.2 设计准则 152
8.2 偏离泡核沸腾设计准则 153
8.2.1 概述 153
8.2.2 DNB技术 155
8.2.3 DNBR因子 156
8.2.4 混合（搅混）技术 157
8.2.5 热管因子 158
8.2.6 棒弯曲对DNBR的影响 161
8.3 修正的热设计程序 161
8.4 燃料温度设计基准 162
8.4.1 燃料温度设计基准 162
8.4.2 燃料与包壳温度 162
8.5 堆芯流量设计基准 164
8.5.1 堆芯流量设计 164
8.5.2 堆芯水力设计 165
8.5.3 堆芯压降和水力载荷 166
8.5.4 反应堆冷却剂泵惰转时堆芯流量 168
8.6 水力稳定性设计基准 169
8.7 功率分布对堆芯传热的影响 173
8.8 热工水力设计的分析方法 174
8.8.1 堆芯分析 174
8.8.2 稳态分析 175
8.8.3 瞬态分析 175
8.8.4 不确定性分析 175
参考文献 176
第九章 AP1000核测系统和特殊监测系统 176
9.1 堆内仪表系统 177
9.1.1 功能描述 177
9.1.2 堆内仪表系统的组成 177
9.2 堆外仪表系统 179
9.3 堆芯监测和运行支持系统 181
9.4 数字式金属撞击监测系统 181
9.4.1 系统概述 181
9.4.2 系统组成 183
9.5 吊篮振动监测系统 186
9.5.1 系统概述 186
9.5.2 系统组成 187
9.6 反应堆冷却剂泵监测系统 189
9.6.1 系统概述 189
9.6.2 系统组成 189
参考文献 190
第三篇 AP1000核电厂系统和设备 191
第十章 核安全部件与设备的安全要求 191
10.1 核安全部件与设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别 191
10.2 核安全部件与设备的基本核安全要求 192
10.2.1 基本概念 192
10.2.2 基本核安全要求 193
10.3 核安全部件与设备的结构完整性 193
10.3.1 基本概念 193
10.3.2 核电厂状态和系统运行工况 194
10.3.3 核安全部件与设备的设计载荷、使用载荷和试验载荷 195
10.3.4 核安全部件与设备的设计限值、使用限值和试验限值 196
10.3.5 应力分析 202
10.3.6 核安全部件与设备的设计步骤 211
10.4 核安全部件与设备的功能能力和可运行性的验证和评定 213
10.4.1 核安全设备的抗震鉴定与动力学鉴定 213
10.4.2 机械设备的环境鉴定 232
10.5 核安全部件和设备性能的可验证性 235
10.5.1 所需遵循的法规与标准 235
10.5.2 设计阶段可验证性的考虑 237
10.5.3 制造阶段的检验与试验要求 238
10.5.4 运行阶段 239
参考文献 239
第十一章 AP1000反应堆冷却剂系统 240
11.1 反应堆冷却剂系统概述 240
11.1.1 简介 240
11.1.2 AP1000核电厂反应堆冷却剂系统的功能和设计基准 246
11.1.3 AP1000反应堆冷却剂系统的主要设备 251
11.1.4 AP1000反应堆冷却剂系统的主要参数 253
11.1.5 AP1000反应堆冷却剂系统的高位排气 253
11.2 反应堆冷却剂系统压力边界的结构完整性 255
11.2.1 法规与标准的相符性 255
11.2.2 工况与载荷 259
11.2.3 分析所使用的计算机程序 261
11.2.4 载荷组合、设计瞬态和应力限值 262
11.2.5 超压保护 267
11.2.6 AP1000反应堆压力边界泄漏探测 271
11.2.7 AP1000反应堆冷却剂系统压力边界的材料 274
11.2.8 在役检查和试验 285
11.2.9 对假想管道破裂动力效应的防护和“先漏后破”评价程序 287
11.3 反应堆压力容器和一体化顶盖组件 310
11.3.1 反应堆压力容器 310
11.3.2 一体化顶盖组件 337
11.4 蒸汽发生器 342
11.4.1 AP1000 Delta-125型蒸汽发生器概述 342
11.4.2 设计基础 342
11.4.3 结构描述及设计特征 345
11.4.4 设计评估 347
11.4.5 蒸汽发生器材料 350
11.4.6 蒸汽发生器制造检验要求和在役检查 354
11.4.7 屏蔽电机泵与蒸汽发生器直接连接的几个技术问题 359
11.5 稳压器 362
11.5.1 稳压器的功能 362
11.5.2 设计基准 363
11.5.3 AP1000稳压器的结构与特点 364
11.5.4 功能实施 366
11.5.5 试验和检验 368
11.5.6 运行 368
11.6 反应堆冷却剂泵 370
11.6.1 设计基准 370
11.6.2 AP1000屏蔽电机泵的设计与结构 371
11.6.3 APl000屏蔽电机泵的主要部件 374
11.6.4 屏蔽电机泵的运行 378
11.6.5 设计评价 379
11.6.6 试验和检验 383
11.7 反应堆冷却剂系统管道 387
11.7.1 设计基准 387
11.7.2 设计描述 388
11.8 控制棒驱动系统 399
11.8.1 控制棒驱动机构 399
11.8.2 控制棒驱动机构的动作 403
11.8.3 控制棒驱动系统的设计规范 406
11.8.4 控制棒和驱动系统结构材料 410
11.8.5 控制棒驱动机构性能保证大纲 412
11.9 正常余热排出系统 412
11.9.1 设计基准和功能 413
11.9.2 系统描述 416
11.9.3 设备描述 425
11.9.4 系统运行 427
11.9.5 检查和试验要求 430
11.9.6 仪表要求 431
参考文献 431
中册 433
第十二章 AP1000的非能动堆芯冷却系统 433
12.1 概述 433
12.2 设计基准 435
12.2.1 安全设计基准 435
12.2.2 功率运行设计基准 437
12.3 系统描述 438
12.3.1 非能动余热排出系统 438
12.3.2 非能动安全注入系统 441
12.3.3 自动降压系统 447
12.3.4 安全壳pH控制 452
12.3.5 非能动堆芯冷却系统的启动 452
12.4 设备描述 453
12.4.1 堆芯补水箱 453
12.4.2 安注箱 455
12.4.3 安全壳内置换料水箱 455
12.4.4 pH调节篮 457
12.4.5 非能动余热排出热交换器 457
12.4.6 安全壳内置换料水箱和安全壳再循环滤网 459
12.4.7 低压差开启止回阀 466
12.4.8 安注箱止回阀 468
12.4.9 爆破阀 468
12.5 试验验证与检查 469
12.6 非能动堆芯冷却系统的启动与运行 471
12.6.1 正常运行 473
12.6.2 事故后运行 474
参考文献 481
第十三章 AP1000的安全壳和安全壳系统 482
13.1 安全壳 482
13.1.1 概述 482
13.1.2 钢制安全壳容器 483
13.1.3 安全壳屏蔽构筑物 488
13.1.4 安全壳内部结构 489
13.2 非能动安全壳冷却系统 497
13.2.1 材料与涂层 497
13.2.2 系统功能 506
13.2.3 设备描述 509
13.2.4 系统运行 513
13.3 PCS的分析和试验验证 515
13.4 安全壳完整性的安全分析 519
13.4.1 概述 519
13.4.2 设计基准事故下安全壳完整性分析 520
13.4.3 严重事故下安全壳完整性分析 536
13.4.4 试验与检查 544
13.4.5 安全壳仪表 545
13.5 安全壳隔离系统 545
13.5.1 系统功能 545
13.5.2 设备描述 546
13.5.3 系统运行 548
13.6 安全壳氢气控制系统 548
13.6.1 概述 548
13.6.2 氢浓度监测子系统 550
13.6.3 氢复合子系统 551
13.6.4 氢点火器子系统 551
13.6.5 安全壳大气混合和IRWST氢排气 556
13.7 安全壳泄漏率试验系统 556
13.7.1 概述 556
13.7.2 系统描述 558
13.7.3 安全壳整体泄漏率试验（A类试验） 560
13.7.4 安全壳贯穿件泄漏率试验（B类试验） 561
13.7.5 安全壳隔离阀泄漏率试验（C类试验） 561
13.8 安全壳内裂变产物控制系统 562
13.8.1 事故后安全壳内裂变产物的去除 562
13.8.2 安全壳喷淋系统 564
13.9 安全壳空气过滤系统 566
13.9.1 系统功能 566
13.9.2 设备描述 567
13.9.3 系统运行 569
13.9.4 安全壳空气再循环冷却系统 570
参考文献 571
第十四章 AP1000核电厂辅助系统 572
14.1 概述 573
14.2 燃料操作系统 573
14.2.1 系统功能 573
14.2.2 系统描述 573
14.2.3 设备描述 578
14.2.4 系统操作 582
14.3 乏燃料池冷却系统 585
14.3.1 系统功能 585
14.3.2 系统描述 586
14.3.3 系统运行 588
14.4 厂用水系统 588
14.4.1 系统功能 588
14.4.2 系统描述 589
14.4.3 系统运行 589
14.5 设备冷却水系统 591
14.5.1 系统功能 592
14.5.2 系统描述 592
14.5.3 设备描述 595
14.5.4 系统运行 596
14.6 除盐水处理系统 599
14.6.1 系统功能 600
14.6.2 系统描述 600
14.6.3 设备描述 600
14.6.4 系统运行 601
14.7 除盐水输送和储存系统 603
14.7.1 系统功能 603
14.7.2 系统描述 603
14.7.3 设备描述 604
14.7.4 系统运行 605
14.8 主厂房生活水系统 606
14.8.1 系统功能 606
14.8.2 系统描述 606
14.8.3 设备描述 606
14.8.4 系统运行 606
14.9 生活污水排放系统 607
14.9.1 系统功能 607
14.9.2 系统描述 607
14.9.3 设备描述 607
14.10 中央冷冻水系统 607
14.10.1 系统功能 607
14.10.2 系统描述 608
14.10.3 设备描述 608
14.10.4 系统运行 611
14.11 废水系统 612
14.11.1 系统功能 612
14.11.2 系统描述 612
14.11.3 设备描述 613
14.12 热水加热系统 614
14.12.1 系统功能 614
14.12.2 系统描述 615
14.12.3 设备描述 615
14.12.4 系统运行 616
14.13 压缩空气与仪用空气系统 617
14.13.1 系统功能 617
14.13.2 系统描述 617
14.13.3 设备描述 619
14.13.4 系统运行 621
14.14 电厂气体系统 622
14.14.1 系统功能 622
14.14.2 系统描述 623
14.14.3 设备描述 623
14.14.4 系统运行 624
14.15 一回路取样系统 624
14.15.1 系统功能 624
14.15.2 系统描述 625
14.15.3 系统运行 627
14.16 二回路取样系统 628
14.16.1 系统功能 628
14.16.2 系统描述 628
14.17 设备和地面疏水系统 629
14.17.1 系统功能 629
14.17.2 系统描述 630
14.17.3 设备描述 631
14.17.4 系统运行 632
14.18 化学和容积控制系统 632
14.18.1 系统功能 633
14.18.2 系统描述 635
14.18.3 设备描述 639
14.18.4 系统运行 646
14.19 主控室采暖、通风和空调系统 648
14.19.1 系统功能 648
14.19.2 系统描述 649
14.19.3 设备描述 650
14.19.4 系统运行 654
14.20 消防系统 655
14.20.1 系统功能 656
14.20.2 系统描述 657
14.20.3 设备描述 663
14.20.4 系统运行 664
14.21 通信系统 665
14.21.1 系统功能 665
14.21.2 系统描述 665
14.22 放射性废物处理系统 668
14.22.1 放射性源项 669
14.22.2 放射性废液系统 672
14.22.3 放射性废气系统 678
14.22.4 放射性固体废物系统 681
参考文献 684
第十五章 蒸汽动力转换系统 685
15.1 概述 685
15.1.1 蒸汽动力转换系统 685
15.1.2 能量平衡 686
15.2 汽轮发电机系统 686
15.2.1 汽轮机 686
15.2.2 发电机 689
15.2.3 湿汽分离再热器系统 689
15.2.4 汽轮机抽汽系统 690
15.2.5 汽轮机轴封蒸汽系统 691
15.2.6 厂内循环水系统 691
15.2.7 闭式循环冷却水系统 691
15.2.8 开式循环冷却水系统 692
15.3 主蒸汽系统 692
15.3.1 系统描述 692
15.3.2 设备描述 695
15.3.3 系统运行 698
15.3.4 汽轮机旁路系统 699
15.4 凝结水与给水系统 700
15.4.1 系统描述 700
15.4.2 设备描述 708
15.4.3 系统运行 710
15.5 启动给水系统 714
15.5.1 系统描述 714
15.5.2 设备描述 715
15.5.3 系统运行 716
15.6 辅助蒸汽系统 718
15.7 保护设施 718
15.7.1 失去外部电力负荷 718
15.7.2 主蒸汽管道的超压保护 718
15.7.3 失去主给水流量保护 718
15.7.4 汽轮机飞射物保护 718
15.7.5 汽轮机保护性停机 719
15.7.6 汽轮机超速保护 719
15.7.7 放射性保护 719
15.7.8 流致加速腐蚀的保护 719
15.8 二次侧水化学控制 720
15.8.1 污染物的进入 720
15.8.2 凝结水精处理系统 720
15.8.3 化学添加系统 721
15.8.4 蒸汽发生器排污系统 722
15.8.5 异常情况下的干预水平 722
15.8.6 保养和加热 723
参考文献 725
第十六章 电气系统 725
16.1 概述 725
16.2 厂外电力系统 725
16.3 厂内交流电源系统 726
16.3.1 中压10kV电源系统 727
16.3.2 低压400/230V电源系统 730
16.4 厂内直流电源系统 734
16.4.1 1E级直流系统 734
16.4.2 1E级不间断电源 740
16.4.3 非1E级直流和不间断电源系统 740
16.4.4 电气系统供电功能分析 741
16.5 厂内备用柴油发电机和辅助柴油发电机 744
16.5.1 厂内备用柴油发电机 744
16.5.2 辅助柴油发电机 746
16.5.3 柴油机燃油系统设备和运行 746
16.6 电气贯穿件、电缆通道和电缆、电气接地和防雷保护 750
16.6.1 安全壳电气贯穿件 750
16.6.2 电缆通道和电缆 750
16.6.3 电气接地系统 752
16.6.4 防雷保护 752
16.7 变频器 752
16.8 核电厂照明系统 754
16.8.1 正常照明 754
16.8.2 应急照明 755
16.8.3 安全盘照明 756
参考文献 756
第十七章 仪表控制系统 756
17.1 定义 756
17.2 AP1000仪控系统概述 757
17.2.1 AP1000仪控系统总体结构 757
17.2.2 AP1000仪表和控制系统平台 760
17.3 反应堆紧急停堆系统 762
17.3.1 概述 762
17.3.2 反应堆紧急停堆信号 766
17.3.3 反应堆停堆系统的联锁 783
17.3.4 反应堆停堆功能的旁通 792
17.3.5 用于反应堆停堆的各种变量 792
17.4 专设安全设施 793
17.4.1 引言 793
17.4.2 系统描述 794
17.4.3 专设安全设施触发的闭锁、允许和联锁 810
17.4.4 ESF触发旁通 810
17.5 安全停堆所需的系统 812
17.5.1 概述 812
17.5.2 利用安全相关系统实现安全停堆 812
17.5.3 利用安全相关系统和非安全相关系统实现安全停堆 814
17.5.4 利用非安全系统实现安全停堆 815
17.5.5 安全停堆系统 817
17.5.6 在主控室外实现安全停堆 818
17.6 安全相关的信息显示 819
17.6.1 概述 819
17.6.2 变量分类和要求 819
17.6.3 变量描述 835
17.6.4 处理和显示设备 843
17.7 对安全重要的联锁系统 843
17.7.1 防止低压系统超压 844
17.7.2 证实专设安全设施的可用性 844
17.8 控制和仪表系统 848
17.8.1 引言 848
17.8.2 描述 849
17.8.3 反应堆功率控制系统 850
17.8.4 棒控系统 852
17.8.5 稳压器压力控制系统 856
17.8.6 稳压器水位控制系统 856
17.8.7 给水控制系统 857
17.8.8 蒸汽排放控制系统 858
17.8.9 快速降功率系统 860
17.9 多样化驱动系统 861
17.9.1 概述 861
17.9.2 接口 862
17.9.3 自动触发功能 863
17.9.4 手动触发功能 865
17.9.5 指示功能 867
17.9.6 报警 868
17.9.7 多样化驱动系统总体结构 868
17.10 辐射监测系统 869
17.10.1 概述 869
17.10.2 工艺、气载和排出流辐射监测 870
17.10.3 正常运行时的区域辐射监测 876
17.10.4 事故后区域监测仪 877
17.11 地震监测系统 878
参考文献 879
第十八章 AP1000核电厂构筑物、系统和部件的分级、抗震设计和设备鉴定 881
18.1 AP1000核电厂SSCs的分级 881
18.1.1 抗震分类 881
18.1.2 AP1000的分级系统 882
18.1.3 AP1000设备级别的定义和准则 885
18.1.4 检验要求 890
18.1.5 AP1000核电厂安全相关机械以及流体系统的部件和设备分级 890
18.2 AP1000核电厂有特殊管理要求的非安全级系统和部件 894
18.2.1 非安全系统监管处理（Regulatory Treatment of Non Safety System,RTNSS）的范围和准则 895
18.2.2 作聚焦的概率风险分析 895
18.2.3 安全壳性能的保证 896
18.2.4 超过72h后的安全和地震考虑 896
18.2.5 对ATWS规则（10CFR50.62）和全厂断电规则（10CFR50.63）的评价 897
18.2.6 系统之间的显著有害的相互作用的评价 897
18.2.7 选定的需要监管的非安全相关的SSCs 897
18.2.8 对选定的重要的非安全相关的SSCs的监管内容 898
18.3 AP1000核电厂SSCs的分级与相应工业标准之间的关系 900
18.3.1 AP1000核电厂A级、B级和C级SSCs遵循的主要规范、标准 900
18.3.2 AP1000核电厂D级系统和部件遵循的典型工业规范、标准 901
18.3.3 其他级别设备建造遵循的主要工业规范、标准 901
18.3.4 电气系统、设备遵循的主要工业标准 902
18.3.5 AP1000的建筑结构在设计和建造中遵循的主要规范和标准 903
18.4 AP1000核电厂安全相关SSCs的抗震设计 904
18.4.1 基本准则 904
18.4.2 抗震设计输入 904
18.4.3 抗震Ⅰ类构筑物的支承介质 912
18.4.4 抗震系统分析 914
18.4.5 抗震分析方法 916
18.5 AP1000核电厂的设备鉴定 931
18.5.1 AP1000核电厂设备鉴定所遵循的法规、标准和导则 931
18.5.2 机械电气设备的抗震与动力学鉴定 934
18.5.3 AP1000核电厂设备的环境鉴定 939
18.5.4 鉴定试验中对失效部件或装置的处理 967
18.5.5 AP1000设备鉴定的文档管理 967
参考文献 968
下册 973
第四篇 AP1000核电厂的调试 973
第十九章 核电厂的调试 973
19.1 调试启动的目的、条件、内容和调试大纲 973
19.1.1 调试启动的目的 973
19.1.2 开始调试活动的条件 974
19.1.3 调试的主要内容 974
19.1.4 调试大纲 974
19.1.5 调试网络进度计划 975
19.2 核电厂调试的主要阶段 976
19.2.1 核电厂调试阶段的划分 976
19.2.2 安装阶段的相关试验 976
19.2.3 A阶段：预运行试验 976
19.2.4 B阶段：装料、初始临界和低功率试验 978
19.2.5 C阶段：功率试验 980
19.3 调试组织、职责和人员 981
19.3.1 调试组织 981
19.3.2 调试活动的职责和人员 982
19.4 试验规程 983
19.5 核电厂调试启动应遵循的核安全法规和导则 983
参考文献 984
第二十章 AP1000核电厂的调试大纲 984
20.1 初始启动时的试验大纲 984
20.1.1 试验大纲的总体目标 984
20.1.2 建造和安装试验大纲的目的 985
20.1.3 预运行试验大纲的目的 985
20.1.4 启动试验大纲的目的 986
20.2 调试组织管理和程序 986
20.2.1 调试组织管理 986
20.2.2 试验说明书和试验规程 987
20.2.3 试验大纲的实施 987
20.2.4 试验结果审查 987
20.2.5 试验记录 988
20.2.6 在编制试验大纲过程中利用以往反应堆运行和试验的经验 988
20.2.7 应用核电厂运行和事故规程 988
20.3 AP1000首堆和首三堆要做的试验 988
20.3.1 仅在AP1000首堆要做的试验 988
20.3.2 AP1000首三堆要做的试验 990
20.4 启动试验阶段的前提条件 990
20.4.1 首次装料 991
20.4.2 初始临界 991
20.4.3 提升功率试验 992
20.5 试验大纲进度计划 992
20.6 预运行试验 993
20.6.1 安全相关功能系统的预运行试验 993
20.6.2 纵深防御系统的预运行试验 1015
20.6.3 非安全相关放射性系统的预运行试验 1032
20.6.4 其他非安全相关系统的预运行试验 1036
20.7 启动试验程序 1046
20.7.1 首次装料和临界前试验 1046
20.7.2 初始临界试验 1057
20.7.3 低功率试验 1059
20.7.4 提升功率试验 1064
参考文献 1080
第五篇 AP1000核电厂的安全分析 1081
第二十一章 瞬态和设计基准事故分析 1081
21.1 概述 1081
21.2 运行工况 1082
21.2.1 工况Ⅰ：正常运行和运行瞬态 1082
21.2.2 工况Ⅱ：中等频率事件 1083
21.2.3 工况Ⅲ：稀有事故 1084
21.2.4 工况Ⅳ：极限事故 1084
21.2.5 验收准则 1085
21.3 初始条件的确定 1085
21.3.1 初始值的确定 1086
21.3.2 控制系统的优化 1087
21.3.3 功率分布 1088
21.3.4 事故分析中假定的反应性系数 1089
21.3.5 控制棒的插入特性 1089
21.3.6 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 1091
21.3.7 功率量程中子注量率的仪表漂移和量热误差 1094
21.3.8 用于缓解事故后果的核电厂系统和设备 1095
21.3.9 裂变产物存量的确定 1095
21.3.10 剩余的衰变热 1096
21.3.11 单一故障准则和设备故障分类 1096
21.3.12 操纵员干预行动的考虑 1099
21.3.13 失去厂外交流电的考虑 1099
21.4 使用的计算机程序 1100
21.5 反应堆排热增加 1102
21.5.1 引言 1102
21.5.2 主蒸汽管道破裂 1102
21.5.3 辐射后果 1105
21.6 反应堆排热减少 1107
21.6.1 引言 1107
21.6.2 失去外部电力负荷 1108
21.6.3 事故分析结果 1109
21.7 反应堆冷却剂系统流量减少 1110
21.7.1 引言 1110
21.7.2 反应堆冷却剂泵卡轴事故 1110
21.7.3 辐射后果 1112
21.8 反应性和功率分布异常 1113
21.8.1 引言 1113
21.8.2 弹棒事故 1113
21.8.3 辐射后果 1117
21.9 反应堆冷却剂装量增加 1117
21.9.1 引言 1117
21.9.2 在功率运行时，堆芯补水箱意外投入运行 1118
21.9.3 事故分析结果 1119
21.10 反应堆冷却剂装量减少 1120
21.10.1 引言 1120
21.10.2 失水事故概述 1121
21.10.3 小破口失水事故 1121
21.10.4 大破口失水事故 1124
21.10.5 失水事故后的长期冷却 1127
21.10.6 辐射后果 1128
21.11 事故放射性后果的计算模型和参数 1128
21.11.1 厂外剂量计算模型 1128
21.11.2 主控室剂量计算模型 1129
21.11.3 源项 1130
参考文献 1130
第二十二章 试验和计算机程序 1130
22.1 概述 1130
22.1.1 我国对安全分析用计算机程序的要求 1135
22.1.2 美国联邦法规10CFR的要求和使用的方法 1137
22.2 西屋公司的试验计划 1138
22.2.1 引言 1138
22.2.2 堆芯补水箱试验 1144
22.2.3 ADS试验 1144
22.2.4 PRHR热交换器试验 1146
22.2.5 APEX整体试验 1146
22.2.6 SPES-2高压全高度综合试验 1150
22.2.7 风洞试验 1152
22.2.8 水分配试验 1153
22.2.9 非能动安全壳冷却系统大比例综合试验 1154
22.3 非LOCA程序LOFTRAN的验证 1156
22.4 小破口失水事故分析程序NOTRUMP的验证 1158
22.4.1 NOTRUMP程序在AP600中的应用 1158
22.4.2 NOTRUMP程序在AP1000中的应用 1158
22.5 大破口失水事故分析程序WCOBRA/TRAC的验证 1159
22.5.1 WCOBRA/TRAC程序在大破口失水事故分析中的应用 1159
22.5.2 WCOBRA/TRAC程序在长期冷却分析中的应用 1161
22.6 安全壳DBA分析程序WGOTHIC的验证 1162
参考文献 1162
第二十三章 严重事故 1163
23.1 概述 1163
23.1.1 我国核安全法规的相关规定 1163
23.1.2 美国核安全法规的相关规定 1164
23.2 严重事故的预防 1167
23.2.1 非能动安全相关系统 1167
23.2.2 纵深防御的能动非安全相关系统 1168
23.2.3 安全壳内置换料水箱 1168
23.2.4 多重的衰变热排出系统 1168
23.2.5 自动降压系统 1169
23.2.6 多重安注系统 1169
23.2.7 多重堆芯长期再循环系统 1169
23.2.8 多重非能动安全壳冷却系统 1169
23.2.9 屏蔽式反应堆冷却剂泵 1169
23.2.10 改进的主控室设计和数字仪表系统 1170
23.2.11 大型稳压器和低功率密度 1170
23.2.12 安全系统多重系列之间的实体隔离 1170
23.2.13 直流供电系统在全厂断电72h内高可靠的供电能力 1170
23.3 严重事故的缓解 1170
23.3.1 自动降压系统 1170
23.3.2 非能动冷却的大容积钢制安全壳 1171
23.3.3 安全壳内置换料水箱 1171
23.3.4 反应堆压力容器外部冷却 1171
23.3.5 堆腔室设计 1172
23.3.6 氢气点火系统 1172
23.3.7 非安全级的安全壳喷淋系统 1172
23.3.8 安全壳通风 1173
23.4 严重事故现象学 1173
23.4.1 一般压水堆的严重事故现象 1173
23.4.2 AP1000严重事故进程 1180
23.4.3 裂变产物源项 1190
23.5 堆内熔融物容器内持留 1191
23.5.1 压力容器下封头熔池结构 1193
23.5.2 压力容器下封头损坏机制 1194
23.5.3 AP1000下封头熔池的传热 1196
23.5.4 AP1000的IVR分析结果 1199
23.5.5 AP1000的IVR工程实施 1204
23.6 MAAP 4程序描述和AP1000模型 1206
23.6.1 MAAP 4程序 1206
23.6.2 MAAP 4程序对AP1000的建模 1207
参考文献 1210
第二十四章 概率安全分析（PSA） 1210
24.1 概述 1210
24.2 AP1000 PSA的目的和范围 1212
24.3 AP1000的PSA分析方法 1216
24.4 概率安全准则 1218
24.5 AP1000的PSA分析结果 1219
24.5.1 引言 1219
24.5.2 带功率运行下的CDF 1221
24.5.3 带功率运行条件下内部事件导致的LRF 1231
24.5.4 停堆（及低功率）工况下的CDF和LRF 1233
24.5.5 内部水淹、内部火灾和地震裕度的概率安全分析结果 1236
24.5.6 对降低风险起主要作用的系统和设备 1240
24.5.7 AP1000全厂PSA分析结果 1243
参考文献 1245
附录A AP1000技术术语缩写表 1247
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 1270
附录C AP1000反应堆系统符号图示及缩略语 1271
附录D AP1000模块名称与描述 1276
附录E AP1000机械和流体系统、部件和设备分级 1289
附录F “设备鉴定数据包”的内容与格式 1349