非能动安全先进核电厂AP1000.pdf
[i=s] 本帖最后由 tbl_2008 于 2009-6-22 09:47 编辑 [/i]s;e2C+f`3ly:bW|非能动安全先进核电厂AP1000.pdf~ ]$c$R;V6O2[ xp
全面介绍AP1000技术 [attach]23825[/attach]
内容提要:-K AC1V.gSMQ2tOXe
《非能动安全先进核电厂AP1000》阐述了非能动安全先进核电厂AP1000的主要系统及设备。首先对核电发展的历史和现状进行了简单的叙述,然后对AP1000核电厂的总体情况进行了介绍,并详细地介绍了AP1000核电厂的本体结构、反应堆冷却剂系统的热工水力设计和计算方法、主要部件和辅助系统的工作原理及其基本结构、非能动冷却系统的主要特点、蒸汽动力转换系统的能量转换过程和仪控电气系统的主要特点,最后介绍了AP1000安全分析和严重事故缓解的特点。《非能动安全先进核电厂AP1000》可作为核能相关专业学生的教材,也可供从事AP1000第三代核电技术的设计、运行、管理及安全分析的科技人员参考使用。 qe5sc-khZ+m(u
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《非能动安全先进核电厂AP1000》共分十章,主要内容包括AP1000核电厂概述、反应堆系统、AP1000反应堆冷却剂系统、非能动堆芯冷却系统、安全壳和安全壳系统、辅助系统、蒸汽动力转换系统、电气系统、仪表控制系统以及AP1000安全分析。《非能动安全先进核电厂AP1000》可作为核能相关专业学生的教材,也可供从事AP1000第三代核电技术的设计、运行、管理及安全分析的科技人员参考使用。xe(i*Gf4UI
目录:2rD0}[@$Q~'dq JK
序论S _@U.J
0.1 核电发展历史
0.1.1 世界核电的发展简史
0.1.2 第二代和第三代核电技术的特点和比较;m UXj~8q
0.1.3 国际核电建设进入第三代发展时期
0.2 AP1000的设计研发历程
0.3 AP1000和EPR两种第三代核电机型的比较s6j~h%b7V
0.3.1 AP1000的设计理念
0.3.2 EPR的设计理念 P8k!y5_ Nm'}
0.3.3 安全系统特性
0.3.4 严重事故预防和缓解措施
0.3.5 安全评价
0.3.6 技术成熟性的比较8sA:Af3W"voOm
0.4 AP1000核岛主设备及专设安全系统的成熟性
0.4.1 AP1000的大型屏蔽电机泵
0.4.2 AP1000非能动系统所采用的设备和部件5cn%Z6j;S9f
0.5 美国核监管委员会(USNRC)对AP1000标准设计的核安全审评
0.5.1 安全法规
0.5.2 NRC的独立计算分析和实验验证w n6sb8f6W'u
0.5.3 AP1000标准设计证书的批准:[#P;fg;ib
0.6 我国对核电厂的监管
0.6.1 核电厂项目可行性研究阶段的厂址评价#R`.h8a?$WC
0.6.2 核电厂建造许可证的申请/颁发 Z'awN0Nd6B
0.6.3 核电厂首次装料批准书的申请/颁发M;Ep,O"~mk
0.6.4 核电厂运行许可证申请/颁发
0.6.5 核电厂运行许可证的定期审查
第一章 AP1000核电厂概述
1.1 设计背景l*`"Z^9\O#Dx_Cml
1.2 核电厂整体描述
1.3 与其他核电厂的比较 T V Qy$sp$~;H
1.3.1 电厂总体参数1l/O\)Ng;M
1.3.2 电厂设计特点
1.4 小结q9Lw;RC,K$l
第二章 反应堆系统Z0WNY1Rg0KL
第三章 AP1000反应堆冷却剂系统R9`!G6y\7E#u
第四章 非能动堆芯冷却系统
第五章 安全壳和安全壳系统
第六章 辅助系统
第七章 蒸汽动力转换系统;p/Z v4FX4j
第八章 电气系统2@$?&M