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第三代核电技术AP1000（第二版）

作者: 孙汉虹著 , 程平东著 , 缪鸿兴著

出版社: 中国电力出版社

出版时间: 2016-04

版次: 1

ISBN: 9787512388956

定价: 148.00

装帧: 精装

开本: 16开

纸张: 胶版纸

页数: 668页

字数: 1018千字

正文语种: 简体中文

分类: 工程技术

　　《第三代核电技术AP1000（第二版）》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）第17版、第18版、第19版，对AP1000标准设计的DCD第18版相对于作为NRC设计认证基础的DCD第15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。　　孙汉虹，国家核电技术公司副总经理，高级工程师，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。
　　程平东，等，上海核工程研究设计院技术人员，长期从事核电技术的研发，有丰富的核电工作经验，曾出版过核电专业多部专著。前言第一版前言第一章　犃犘1000设计的先进性和成性1第一节　先进核电厂的需求催生了AP10001第二节　先进的安全理念与核电成熟的更高阶段 2一、AP1000安全设计的主要特点3二、非能动技术使核电安全更趋成熟 5第三节　开发商的设计验证试验 7一、单项效应试验 8二、非能动安全壳冷却系统综合效应试验 9三、SPES2综合系统试验装置与高压条件下的堆芯冷却10四、APEX先进电厂试验装置与堆芯长期冷却11五、ULPU装置与缓解严重事故的熔融物堆内滞留13六、若干重要设备的样机试验与相关验证 15第四节　核安全监管当局的独立验证与软件确认 16一、AP1000设计认证的基本过程17二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例析18三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC试验合19四、安全分析计算机程序的验证与确认 21五、关于设计成熟性的基本结论 23附录一 24附录二 33参考文献33第二章　犃犘1000的总体设计34第一节　AP1000的设计基础和总体要求34第二节　AP1000的设计特点和主要技术参数35一、AP1000的设计特点 35二、AP1000的主要技术参数 38第三节　AP1000系统和设备的技术概要 39一、反应堆堆芯和堆内构件 39二、反应堆冷却剂系统及其设备 39三、AP1000的安全概念与专设安全系统 41四、核辅助系统 45五、蒸汽动力转换系统 47六、仪表和控制系统 47七、电气系统 49第四节　AP1000核电厂的总体布置 50一、厂房布置与结构的主要特点 50二、核岛厂房 51三、汽轮机厂房 52第五节　AP1000相对于AP600的设计进 52一、反应堆冷却剂系统及若干主要设备 52二、非能动安全系统与若干其他系统 55三、基于PRA分析结果的设计改进 57四、核电厂布置 58第六节　AP1000规范标准体系与构筑物、系统和部件分级 59一、AP1000规范标准体系 59二、AP1000构筑物、系统和部件分级 59附录 62参考文献 78第三章　犃犘1000的燃料系统与堆芯计 80第一节　现代压水堆堆芯技术的集成和发展 80一、AP1000燃料系统的主要特点 80二、AP1000堆芯技术的主要特点 82第二节　燃料系统 84一、燃料组件 84二、反应性控制组件 89第三节　核设计 92一、堆芯装载与燃耗 92二、功率分布 97三、反应性系数 107四、控制要求 111五、控制棒布置和反应性价值 115六、堆外燃料的临界安全 117七、氙稳定性 118八、压力容器辐照 119九、分析方法 120第四节　热工水力设计 121一、临界热流密度与偏离泡核沸腾比 121二、燃料棒温度场 128三、堆芯水力学 130四、测量仪表要求 134第五节　堆芯燃料管理 136一、堆芯燃料管理评估体系的基本要素 137二、平衡循环的两种设计方案 140三、传统的第一循环与低泄漏过渡循环 150四、先进的循环更替与AP1000堆芯燃料管理结果比较 153附录 158参考文献 162第四章　犃犘1000的反应堆冷却剂系统和反应堆本体 165第一节　反应堆冷却剂系统设计思想的变革与AP1000的设计特点 165一、反应堆冷却剂系统设计思想的变革 165二、AP1000反应堆冷却剂系统的设计特点170第二节　反应堆冷却剂系统设计 175一、功能与设计基准 175二、设计准则 176三、系统流程 177四、系统特性 180五、运行程序 184第三节　反应堆冷却剂系统的主要设备 188一、蒸汽发生器 188二、反应堆冷却剂泵 203三、稳压器 212四、反应堆冷却剂管道 217第四节　AP1000反应堆本体 221一、反应堆压力容器 221二、堆内构件 226三、控制棒驱动机构 228四、一体化堆顶结构 230参考文献 232第五章　犃犘1000的专设安全系统 233第一节　非能动专设安全系统的设计原则和特点 233一、非能动专设安全系统的功能和设计理念 233二、专设安全系统的设计原则和方法 234三、非能动原理和AP1000专设安全系统的特点 235四、非能动安全技术的成熟性 236第二节　非能动堆芯冷却系统 236一、非能动余热排出系统 236二、非能动安全注射系统 243三、自动卸压系统 259第三节　安全壳相关的非能动专设安全系统 264一、非能动安全壳冷却系统 264二、安全壳氢气控制系统 274三、安全壳隔离系统 281四、非能动裂变产物控制系统 285第四节　主控制室非能动应急可居留系统 288参考文献 293第六章　犃犘1000核辅助系统与部分二回路系统 294第一节　几个主要支持系统 295一、化学和容积控制系统 295二、正常余热排出系统 298三、燃料操作与换料系统 300第二节　冷却水系统 303一、设备冷却水系统303二、厂用水系统 305三、乏燃料池冷却系统 306第三节　蒸汽和给水系统 308一、主蒸汽供应系统 308二、主给水系统 310三、启动给水系统 311第四节　取样分析与试验检验系统 313一、核取样系统 313二、安全壳泄漏率试验系统 314第五节　三废系统 315一、放射性废液系统 315二、放射性废气系统 318三、放射性废固系统 320参考文献 322第七章　犃犘1000数字化仪表控制系统及电气系统 323第一节　AP1000数字化仪表控制系统总体结构 323一、系统主要特点 323二、总体结构概述 323三、系统功能 325四、性能要求 327第二节　安全级仪表和控制系统平台 327一、CommonQ平台的硬件 328二、CommonQ平台的软件 331第三节　非安全级仪表和控制系统平台 332一、Ovation网络 332二、Ovation控制器 333三、OvationI／O模件 335四、Ovation用户界面 337五、历史站与记录服务器 338六、Ovation高效工具 338七、Ff现场总线 339第四节　保护和安全监测系统 340一、反应堆紧急停堆系统 341二、专设安全设施驱动系统 348三、1E级数据处理子系统 365四、保护和安全监测系统结构框架 369第五节　核电厂控制系统 376一、反应堆功率控制系统和棒控系统 377二、快速降功率系统 382三、蒸汽排放控制系统 382四、稳压器液位控制系统 385五、稳压器压力控制系统 386六、蒸汽发生器液位控制系统———给水控制系统 386七、纵深防御控制 388八、多样化驱动系统 389第六节　仪表和监测系统 391一、核测量仪表系统 391二、辐射监测系统 394三、地震监测系统 397四、特殊监测系统 398第七节　运行和控制中心 402一、AP1000主控制室 403二、技术支持中心 405三、远距离停堆室 405四、运行支持中心和应急运行设施 405五、就地控制站 406第八节　电气系统 406一、系统结构与主要特点 406二、厂用交流电源系统 407三、直流电源系统 407四、主要技术参数407参考文献 411第八章　犃犘1000核电厂的人因工程学 413第一节　人因工程学的计划阶段 414一、HFE管理大纲的目标与范围 414二、人机接口设计队伍和组织 414三、HFE实施过程和程序 416四、HFE问题跟踪 416五、HFE技术大纲和里程碑 417第二节　人因工程学的分析阶段 417一、运行经验评审 418二、功能要求分析和功能分配 418三、任务分析 421四、人员配备和资质 427五、人的可靠性分析 427第三节　人因工程学的设计阶段 429一、人机接口设计 429二、规程开发 432三、培训大纲开发 432第四节　人因工程学的验证和确认阶段 433一、目标与范围 433二、运行工况取样 433三、设计验证 434四、集成系统确认试验 435五、HFE不符合项的解决 437第五节　人因工程学的运行阶段 438一、设计实现 439二、人员效能监测 439参考文献 439第九章　犃犘1000的电厂布置与模块化技术 440第一节　AP1000的电厂布置 440一、基本理念和总体布局 440二、核蒸汽供应系统厂房 443三、附属厂房 447四、柴油发电机厂房 448五、放射性废物厂房 448六、汽轮机厂房 448第二节　AP1000的模块化技术 448一、基本思路和主要特点 448二、三维设计和模块化的耦合 449三、模块化设计 450四、模块化建造457附录 460第十章　犃犘1000核电厂事故分析 472第一节　确定论安全分析的基本方法 472一、安全目标和分析范围 472二、假想事件及其分类 473三、用于事故分析的主要电厂特性和参数 475四、计算机程序 478五、设计基准事故分析中假设的非安全相关系统 480六、失去厂外电源的假设 480第二节　非能动堆芯冷却系统的有效性验证 481一、非能动余热排出系统的有效性验证 481二、非能动安全注入系统的有效性验证 490三、失水事故后长期冷却的有效性验证 506第三节　严重事故现象分析与对策概述 511一、严重事故的物理进程 511二、严重事故现象分析与对策的主要论题 512第四节　堆芯熔融物堆内滞留 517一、堆芯熔融物堆内滞留在AP1000设计中的应用 517二、反应堆压力容器的失效准则 518三、堆内熔化进程和熔融物迁移 519四、传热关系式 520五、反应堆压力容器失效裕量的定量化 522六、堆腔注水（节点IR）分析 524七、压力容器失效（安全壳事件树节点VF）分析 526第五节　氢气的产生、混合和燃烧分析 526一、氢气分析的目的和范围 526二、氢气混合和燃烧的现象学 527三、氢气分析中的主要假设 528四、氢气的产生和混合 530五、氢的燃烧 533六、氢燃烧有关节点（顶事件）分析 534七、安全壳安全裕度基准 538八、氢气分析的基本结论 538第六节　设备可用性分析 539一、设备可用性分析的目的 539二、设备可用性的法规和导则要求 540三、时间窗口0和1的严重事故管理及其所需的设备和仪表 541四、时间窗口2的严重事故管理及其所需的设备和仪表 544五、时间窗口3的严重事故管理及其所需的设备和仪表 545六、严重事故的辐射环境条件 546七、严重事故的热工水力环境条件 547八、设备可用性评价 548参考文献 552第十一章　犃犘1000核电厂概率风险评价 555第一节　概率风险评价的发展历史与基本内容 555一、概率风险评价的历史回顾 555二、核电厂概率风险评价的特点和目的 556三、AP1000概率风险评价的基本内容 557第二节　内部始发事件 559一、内部始发事件的确定和分组 559二、内部始发事件（组）清单 560三、始发事件频率的确定 564第三节　堆芯损伤事件树 567一、堆芯损伤事件树的分析步骤 567二、堆芯损伤事件树分析方法 568三、堆芯损伤事件树举例：大LOCA事件树 572四、转移和派生事件 573第四节　故障树和堆芯损伤定量化 574一、构建故障树的准备 574二、确定基本事件的主要假设 575三、可靠性数据基础577四、故障树分析举例：设备冷却水系统故障树 578五、堆芯损伤频率（CDF） 580第五节　安全壳事件树和裂变产物释放定量化 583一、安全壳事件树分析的主要目的 583二、安全壳事件树的构建 584三、顶事件（节点）问题和成功准则 589四、安全壳事件树定量化 590五、安全壳事件树分析的主要结论 593第六节　裂变产物源项和厂外剂量风险 595一、裂变产物释放源项分析 595二、厂外剂量风险评价 597第七节　AP1000概率风险评价主要结果与分析 601一、功率运行下内部始发事件对堆芯损伤频率的贡献 601二、功率运行下内部事件引起的大量放射性释放频率 610三、低功率／停堆工况下的堆芯损伤频率和大量放射性释放频率 613四、内部水淹和内部火灾分析 616五、裂变产物释放引起的厂址边界剂量风险 617六、与运行电厂和NRC安全目标的比较 618第八节　降低电厂风险的主要设计措施和特性 619一、反应堆冷却剂系统设计 620二、安全相关与非安全相关系统设计 620三、仪表和控制设计 622四、电厂布置 622五、安全壳设计 622第九节　停堆安全设计的改进 625一、非能动堆芯冷却系统 626二、正常余热排出系统 628三、反应堆冷却剂系统 629四、蒸汽发生器和给水系统 631参考文献 631第十二章　犃犘1000的技术经济优势 633第一节　平准化发电成本与AP1000的首次建造 633一、平准化发电成本的基本概念 633二、AP1000首座电厂的发电成本 634第二节　AP系列的规模效应与学习效应 636一、规模效应与机组容量限制 636二、学习效应与后续电厂发电成本预测 638第三节　技术进步的经济效应 641第四节　AP1000的运行成本及其对电厂经济性的影响 643参考文献 644第一版后记 645后记 647
内容简介:
　　《第三代核电技术AP1000（第二版）》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）第17版、第18版、第19版，对AP1000标准设计的DCD第18版相对于作为NRC设计认证基础的DCD第15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，高级工程师，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。
　　程平东，等，上海核工程研究设计院技术人员，长期从事核电技术的研发，有丰富的核电工作经验，曾出版过核电专业多部专著。
目录:
前言第一版前言第一章　犃犘1000设计的先进性和成性1第一节　先进核电厂的需求催生了AP10001第二节　先进的安全理念与核电成熟的更高阶段 2一、AP1000安全设计的主要特点3二、非能动技术使核电安全更趋成熟 5第三节　开发商的设计验证试验 7一、单项效应试验 8二、非能动安全壳冷却系统综合效应试验 9三、SPES2综合系统试验装置与高压条件下的堆芯冷却10四、APEX先进电厂试验装置与堆芯长期冷却11五、ULPU装置与缓解严重事故的熔融物堆内滞留13六、若干重要设备的样机试验与相关验证 15第四节　核安全监管当局的独立验证与软件确认 16一、AP1000设计认证的基本过程17二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例析18三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC试验合19四、安全分析计算机程序的验证与确认 21五、关于设计成熟性的基本结论 23附录一 24附录二 33参考文献33第二章　犃犘1000的总体设计34第一节　AP1000的设计基础和总体要求34第二节　AP1000的设计特点和主要技术参数35一、AP1000的设计特点 35二、AP1000的主要技术参数 38第三节　AP1000系统和设备的技术概要 39一、反应堆堆芯和堆内构件 39二、反应堆冷却剂系统及其设备 39三、AP1000的安全概念与专设安全系统 41四、核辅助系统 45五、蒸汽动力转换系统 47六、仪表和控制系统 47七、电气系统 49第四节　AP1000核电厂的总体布置 50一、厂房布置与结构的主要特点 50二、核岛厂房 51三、汽轮机厂房 52第五节　AP1000相对于AP600的设计进 52一、反应堆冷却剂系统及若干主要设备 52二、非能动安全系统与若干其他系统 55三、基于PRA分析结果的设计改进 57四、核电厂布置 58第六节　AP1000规范标准体系与构筑物、系统和部件分级 59一、AP1000规范标准体系 59二、AP1000构筑物、系统和部件分级 59附录 62参考文献 78第三章　犃犘1000的燃料系统与堆芯计 80第一节　现代压水堆堆芯技术的集成和发展 80一、AP1000燃料系统的主要特点 80二、AP1000堆芯技术的主要特点 82第二节　燃料系统 84一、燃料组件 84二、反应性控制组件 89第三节　核设计 92一、堆芯装载与燃耗 92二、功率分布 97三、反应性系数 107四、控制要求 111五、控制棒布置和反应性价值 115六、堆外燃料的临界安全 117七、氙稳定性 118八、压力容器辐照 119九、分析方法 120第四节　热工水力设计 121一、临界热流密度与偏离泡核沸腾比 121二、燃料棒温度场 128三、堆芯水力学 130四、测量仪表要求 134第五节　堆芯燃料管理 136一、堆芯燃料管理评估体系的基本要素 137二、平衡循环的两种设计方案 140三、传统的第一循环与低泄漏过渡循环 150四、先进的循环更替与AP1000堆芯燃料管理结果比较 153附录 158参考文献 162第四章　犃犘1000的反应堆冷却剂系统和反应堆本体 165第一节　反应堆冷却剂系统设计思想的变革与AP1000的设计特点 165一、反应堆冷却剂系统设计思想的变革 165二、AP1000反应堆冷却剂系统的设计特点170第二节　反应堆冷却剂系统设计 175一、功能与设计基准 175二、设计准则 176三、系统流程 177四、系统特性 180五、运行程序 184第三节　反应堆冷却剂系统的主要设备 188一、蒸汽发生器 188二、反应堆冷却剂泵 203三、稳压器 212四、反应堆冷却剂管道 217第四节　AP1000反应堆本体 221一、反应堆压力容器 221二、堆内构件 226三、控制棒驱动机构 228四、一体化堆顶结构 230参考文献 232第五章　犃犘1000的专设安全系统 233第一节　非能动专设安全系统的设计原则和特点 233一、非能动专设安全系统的功能和设计理念 233二、专设安全系统的设计原则和方法 234三、非能动原理和AP1000专设安全系统的特点 235四、非能动安全技术的成熟性 236第二节　非能动堆芯冷却系统 236一、非能动余热排出系统 236二、非能动安全注射系统 243三、自动卸压系统 259第三节　安全壳相关的非能动专设安全系统 264一、非能动安全壳冷却系统 264二、安全壳氢气控制系统 274三、安全壳隔离系统 281四、非能动裂变产物控制系统 285第四节　主控制室非能动应急可居留系统 288参考文献 293第六章　犃犘1000核辅助系统与部分二回路系统 294第一节　几个主要支持系统 295一、化学和容积控制系统 295二、正常余热排出系统 298三、燃料操作与换料系统 300第二节　冷却水系统 303一、设备冷却水系统303二、厂用水系统 305三、乏燃料池冷却系统 306第三节　蒸汽和给水系统 308一、主蒸汽供应系统 308二、主给水系统 310三、启动给水系统 311第四节　取样分析与试验检验系统 313一、核取样系统 313二、安全壳泄漏率试验系统 314第五节　三废系统 315一、放射性废液系统 315二、放射性废气系统 318三、放射性废固系统 320参考文献 322第七章　犃犘1000数字化仪表控制系统及电气系统 323第一节　AP1000数字化仪表控制系统总体结构 323一、系统主要特点 323二、总体结构概述 323三、系统功能 325四、性能要求 327第二节　安全级仪表和控制系统平台 327一、CommonQ平台的硬件 328二、CommonQ平台的软件 331第三节　非安全级仪表和控制系统平台 332一、Ovation网络 332二、Ovation控制器 333三、OvationI／O模件 335四、Ovation用户界面 337五、历史站与记录服务器 338六、Ovation高效工具 338七、Ff现场总线 339第四节　保护和安全监测系统 340一、反应堆紧急停堆系统 341二、专设安全设施驱动系统 348三、1E级数据处理子系统 365四、保护和安全监测系统结构框架 369第五节　核电厂控制系统 376一、反应堆功率控制系统和棒控系统 377二、快速降功率系统 382三、蒸汽排放控制系统 382四、稳压器液位控制系统 385五、稳压器压力控制系统 386六、蒸汽发生器液位控制系统———给水控制系统 386七、纵深防御控制 388八、多样化驱动系统 389第六节　仪表和监测系统 391一、核测量仪表系统 391二、辐射监测系统 394三、地震监测系统 397四、特殊监测系统 398第七节　运行和控制中心 402一、AP1000主控制室 403二、技术支持中心 405三、远距离停堆室 405四、运行支持中心和应急运行设施 405五、就地控制站 406第八节　电气系统 406一、系统结构与主要特点 406二、厂用交流电源系统 407三、直流电源系统 407四、主要技术参数407参考文献 411第八章　犃犘1000核电厂的人因工程学 413第一节　人因工程学的计划阶段 414一、HFE管理大纲的目标与范围 414二、人机接口设计队伍和组织 414三、HFE实施过程和程序 416四、HFE问题跟踪 416五、HFE技术大纲和里程碑 417第二节　人因工程学的分析阶段 417一、运行经验评审 418二、功能要求分析和功能分配 418三、任务分析 421四、人员配备和资质 427五、人的可靠性分析 427第三节　人因工程学的设计阶段 429一、人机接口设计 429二、规程开发 432三、培训大纲开发 432第四节　人因工程学的验证和确认阶段 433一、目标与范围 433二、运行工况取样 433三、设计验证 434四、集成系统确认试验 435五、HFE不符合项的解决 437第五节　人因工程学的运行阶段 438一、设计实现 439二、人员效能监测 439参考文献 439第九章　犃犘1000的电厂布置与模块化技术 440第一节　AP1000的电厂布置 440一、基本理念和总体布局 440二、核蒸汽供应系统厂房 443三、附属厂房 447四、柴油发电机厂房 448五、放射性废物厂房 448六、汽轮机厂房 448第二节　AP1000的模块化技术 448一、基本思路和主要特点 448二、三维设计和模块化的耦合 449三、模块化设计 450四、模块化建造457附录 460第十章　犃犘1000核电厂事故分析 472第一节　确定论安全分析的基本方法 472一、安全目标和分析范围 472二、假想事件及其分类 473三、用于事故分析的主要电厂特性和参数 475四、计算机程序 478五、设计基准事故分析中假设的非安全相关系统 480六、失去厂外电源的假设 480第二节　非能动堆芯冷却系统的有效性验证 481一、非能动余热排出系统的有效性验证 481二、非能动安全注入系统的有效性验证 490三、失水事故后长期冷却的有效性验证 506第三节　严重事故现象分析与对策概述 511一、严重事故的物理进程 511二、严重事故现象分析与对策的主要论题 512第四节　堆芯熔融物堆内滞留 517一、堆芯熔融物堆内滞留在AP1000设计中的应用 517二、反应堆压力容器的失效准则 518三、堆内熔化进程和熔融物迁移 519四、传热关系式 520五、反应堆压力容器失效裕量的定量化 522六、堆腔注水（节点IR）分析 524七、压力容器失效（安全壳事件树节点VF）分析 526第五节　氢气的产生、混合和燃烧分析 526一、氢气分析的目的和范围 526二、氢气混合和燃烧的现象学 527三、氢气分析中的主要假设 528四、氢气的产生和混合 530五、氢的燃烧 533六、氢燃烧有关节点（顶事件）分析 534七、安全壳安全裕度基准 538八、氢气分析的基本结论 538第六节　设备可用性分析 539一、设备可用性分析的目的 539二、设备可用性的法规和导则要求 540三、时间窗口0和1的严重事故管理及其所需的设备和仪表 541四、时间窗口2的严重事故管理及其所需的设备和仪表 544五、时间窗口3的严重事故管理及其所需的设备和仪表 545六、严重事故的辐射环境条件 546七、严重事故的热工水力环境条件 547八、设备可用性评价 548参考文献 552第十一章　犃犘1000核电厂概率风险评价 555第一节　概率风险评价的发展历史与基本内容 555一、概率风险评价的历史回顾 555二、核电厂概率风险评价的特点和目的 556三、AP1000概率风险评价的基本内容 557第二节　内部始发事件 559一、内部始发事件的确定和分组 559二、内部始发事件（组）清单 560三、始发事件频率的确定 564第三节　堆芯损伤事件树 567一、堆芯损伤事件树的分析步骤 567二、堆芯损伤事件树分析方法 568三、堆芯损伤事件树举例：大LOCA事件树 572四、转移和派生事件 573第四节　故障树和堆芯损伤定量化 574一、构建故障树的准备 574二、确定基本事件的主要假设 575三、可靠性数据基础577四、故障树分析举例：设备冷却水系统故障树 578五、堆芯损伤频率（CDF） 580第五节　安全壳事件树和裂变产物释放定量化 583一、安全壳事件树分析的主要目的 583二、安全壳事件树的构建 584三、顶事件（节点）问题和成功准则 589四、安全壳事件树定量化 590五、安全壳事件树分析的主要结论 593第六节　裂变产物源项和厂外剂量风险 595一、裂变产物释放源项分析 595二、厂外剂量风险评价 597第七节　AP1000概率风险评价主要结果与分析 601一、功率运行下内部始发事件对堆芯损伤频率的贡献 601二、功率运行下内部事件引起的大量放射性释放频率 610三、低功率／停堆工况下的堆芯损伤频率和大量放射性释放频率 613四、内部水淹和内部火灾分析 616五、裂变产物释放引起的厂址边界剂量风险 617六、与运行电厂和NRC安全目标的比较 618第八节　降低电厂风险的主要设计措施和特性 619一、反应堆冷却剂系统设计 620二、安全相关与非安全相关系统设计 620三、仪表和控制设计 622四、电厂布置 622五、安全壳设计 622第九节　停堆安全设计的改进 625一、非能动堆芯冷却系统 626二、正常余热排出系统 628三、反应堆冷却剂系统 629四、蒸汽发生器和给水系统 631参考文献 631第十二章　犃犘1000的技术经济优势 633第一节　平准化发电成本与AP1000的首次建造 633一、平准化发电成本的基本概念 633二、AP1000首座电厂的发电成本 634第二节　AP系列的规模效应与学习效应 636一、规模效应与机组容量限制 636二、学习效应与后续电厂发电成本预测 638第三节　技术进步的经济效应 641第四节　AP1000的运行成本及其对电厂经济性的影响 643参考文献 644第一版后记 645后记 647

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第三代核电技术AP1000（第二版）

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