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第三代核電技術AP1000

作者: 孫漢虹 出版社: 中國電力出版社
出版時間: 2010-09-01
版次: 1 頁數: 646 字數: 1014000
印刷時間: 開本: 16開 紙張:
印次: ISBN: 9787512303737 包裝: 精裝
書籍詳情:

      本書基于作者長期積累的核電研發經驗,著眼于把握AP1000的技術精髓,全面地總結與評述了AP1000的設計特點。

      全書共十二章,既突出了AP1000先進性、成熟性與經濟性的總體評估,以及AP1000標準設計的總體概貌,也覆蓋了AP1000堆芯與燃料、系統與設備、儀控與電氣以及人因工程、電廠布置、確定論安全分析、概率風險評價等主要設計領域的各個基本問題,并且著重闡明了非能動安全理念、模塊化技術、系統簡化、嚴重事故預防與緩解等先進設計思想的工程實現。

      本書內容精練而有系統性,把技術發展中的繼承性與創新性以及學術上的嚴謹與工程上的實用有機地結合在一起,既適合核電設計院與研究所、核電廠與工程公司、相關供應商與制造廠等單位的技術人員和管理人員閱讀,也可作為高等學校核電專業高年級學生與研究生的教材或參考書。

前言

第一章 AP1000設計的先進性和成熟性
第一節 先進核電廠的需求催生了AP1000
第二節 先進的安全理念與核電成熟的更高階段
一、AP1000安全設計的主要特點
二、非能動技術使核電安全更趨成熟
第三節 開發商的設計驗證試驗
一、單項效應試驗
二、非能動安全殼冷卻系統綜合效應試驗
三、SPES-2綜合系統試驗裝置與高壓條件下的堆芯冷卻
四、APEX先進電廠試驗裝置與堆芯長期冷卻
五、ULPU裝置與緩解嚴重事故的熔融物堆內滯留
六、若干重要設備的樣機試驗與相關驗證
第四節 核安全監管當局的獨立驗證與軟件確認
一、AP1000設計認證的基本過程
二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例分析
三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC試驗組合
四、安全分析計算機程序的驗證與確認
五、關于設計成熟性的基本結論

附錄

參考文獻
第二章 AP1000的總體設計
第三章 AP1000的燃料系統與堆芯設計
第四章 AP1000的反應堆冷卻劑系統和反應堆本體
第五章 AP1000的專設安全系統
第六章 AP1000核輔助系統與部分二回路系統
第七章 AP1000數字化儀表控制系統及電氣系統
第八章 AP1000核電廠的人因工程學
第九章 AP1000的電廠布置與模塊化技術
第十章 AP1000核電廠事故分析
第十一章 AP1000核電廠概率風險評價
第十二章 AP1000的技術經濟優勢
后記