非能动安全先进核电厂 AP1000PDF电子书下载

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IDS 358

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