第三代核电技术AP1000--聚文网

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内容简介

本书是在《第三代核电技术AP1000》的基础上修订，继承原书的基本风貌，根据美国西屋公司等提出的新的设计控制文件（DCD）靠前7版、靠前8版、靠前9版，对AP1000标准设计的DCD靠前8版相对于作为NRC设计认证基础的DCD靠前5版有重要更改，同时考虑到近些年从多种渠道得到的宝贵的反馈信息，作者对此做了相应的说明，使内容更加充实，实用性更强。

作者简介

孙汉虹，国家核电技术公司副总经理，不错工程师，曾任上海核工程研究院院长。一直从事核电技术方面工作，第三代核电技术AP1000主要负责人之一，曾出版过核电专业多部专著和论文。

前言
第一版前言
第一章AP1000设计的优选性和成性
第一节优选核电厂的需求催生了
第二节优选的安全理念与核电成熟的更高阶段
一、AP1000安全设计的主要特点
二、非能动技术使核电安全更趋成熟
第三节开发商的设计验证试验
一、单项效应试验
二、非能动安全壳冷却系统综合效应试验
三、SPES2综合系统试验装置与高压条件下的堆芯冷却
四、APEX优选电厂试验装置与堆芯长期冷却
五、ULPU装置与缓解严重事故的熔融物堆内滞留
六、若干重要设备的样机试验与相关验证
第四节核安全监管当局的独立验证与软件确认
一、AP1000设计认证的基本过程
二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例析
三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC试验合
四、安全分析计算机程序的验证与确认
五、关于设计成熟性的基本结论
附录一
附录二
参考文献
第二章AP1000的总体设计
第一节AP1000的设计基础和总体要求
第二节AP1000的设计特点和主要技术参数
一、AP1000的设计特点
二、AP1000的主要技术参数
第三节AP1000系统和设备的技术概要
一、反应堆堆芯和堆内构件
二、反应堆冷却剂系统及其设备
三、AP1000的安全概念与专设安全系统
四、核辅助系统
……
第三章AP1000的燃料系统与堆芯计
第四章AP1000的反应堆冷却剂系统和反应堆本体
第五章AP1000的专设安全系统
第六章AP1000核辅助系统与部分二回路系统
第七章AP1000数字化仪表控制系统及电气系统
第八章AP1000核电厂的人因工程学
第九章AP1000的电厂布置与模块化技术
第十章AP1000核电厂事故分析
第十一章AP1000核电厂概率风险评价
第十二章AP1000的技术经济优势

第三代核电技术AP1000

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