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中国自主先进压水堆技术
作者：邢继等 著
出版社：科学出版社
出版时间：2020-12-01
ISBN：9787030670526
定价：¥210.00
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内容简介
《中国自主先进压水堆技术“华龙一号”（下册）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP（Volume 2）》是以中国具有完整自主知识产权的“华龙一号”示范工程（福建福清核电厂5、6号机组）成果为基础，重点介绍了“华龙一号”的研发历程、安全理论、系统设计、厂房结构与布置、运行调试、安全分析及评价等。《中国自主先进压水堆技术“华龙一号”（下册）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP（Volume 2）》共分为上、下两册。上册介绍了“华龙一号”的总体方案和各功能系统，包括反应堆及其冷却剂系统、核辅助系统、专设安全系统、设计扩展工况应对措施、放射性废物处理系统、公用系统、辐射防护、核电厂消防、常规岛系统及设备、电气系统、仪表与控制系统、厂房布置及结构、运行技术；下册介绍能动与非能动相结合的安全理论、安全分析及评价、设计验证试验、安全评价活动、设备国产化及自主知识产权等。
作者简介
暂缺《中国自主先进压水堆技术》作者简介
目录
目录
丛书序
序
前言
第1章 能动与非能动相结合理论的形成与实践 1
1.1 能动与非能动相结合核电厂概念的形成 1
1.2 能动与非能动相结合核电厂的实践——“华龙一号” 4
1.3 能动与非能动相结合核电厂进一步发展的思考 7
第2章 设计基准事故分析 10
2.1 初因事件与验收准则 10
2.1.1 Ⅰ类工况：正常运行和正常运行瞬态 10
2.1.2 Ⅱ类工况：中等频率事件 11
2.1.3 Ⅲ类工况：稀有事故 12
2.1.4 Ⅳ类工况：极限事故 13
2.2 主要分析原则与假设 14
2.2.1 保守假设与包络分析 14
2.2.2 参数的不确定性 14
2.2.3 专设安全设施与单一故障假设 14
2.2.4 考虑的电厂系统与设备 15
2.2.5 功率分布与堆芯余热 15
2.2.6 操纵员的动作 16
2.3 典型事故分析 16
2.3.1 主蒸汽系统管道破裂 16
2.3.2 电厂辅助设备非应急交流电源丧失 19
2.3.3 反应堆冷却剂强迫流量部分丧失和全部丧失 22
2.3.4 单个控制棒组件弹出 25
2.3.5 蒸汽发生器传热管破裂 27
2.3.6 大破口失水事故 32
第3章 概率安全分析 35
3.1 概述 35
3.2 内部事件一级PSA 37
3.2.1 电厂运行状态分析 38
3.2.2 始发事件分析 39
3.2.3 事件序列分析 45
3.2.4 系统分析 50
3.2.5 数据分析 53
3.2.6 定量化计算 57
3.3 内部事件二级PSA 59
3.3.1 一级和二级PSA接口分析 60
3.3.2 安全壳性能分析 62
3.3.3 严重事故进程分析 62
3.3.4 安全壳事件树分析 64
3.3.5 源项分析 65
3.3.6 结果分析及大量放射性释放频率 65
3.4 外部事件PSA 66
3.4.1 地震PSA 66
3.4.2 内部火灾PSA 70
3.4.3 内部水淹PSA 74
3.5 乏燃料水池PSA 79
3.5.1 始发事件分析 80
3.5.2 事件序列分析 80
3.5.3 乏燃料水池PSA分析结果 81
第4章 设计扩展工况评价 83
4.1 概述 83
4.2 未堆熔的设计扩展工况(DEC-A) 83
4.2.1 DEC-A清单选取 83
4.2.2 DEC-A分析假设及准则 84
4.2.3 DEC-A分析 87
4.3 严重事故(DEC-B) 118
4.3.1 DEC-B清单选取 118
4.3.2 DEC-B分析 119
4.4 严重事故管理导则 144
4.4.1 严重事故管理导则框架结构介绍 144
4.4.2 反应堆堆芯严重事故管理导则 145
4.4.3 乏燃料水池严重事故管理导则 147
4.4.4 导则中的计算辅助CAs 147
4.4.5 严重事故管理导则与应急运行规程接口 148
4.4.6 严重事故管理导则与应急计划(EP)的接口 148
第5章 设计验证试验 150
5.1 堆腔注水冷却系统验证试验 150
5.2 二次侧非能动余热排出系统验证试验 151
5.3 非能动安全壳冷却系统性能综合试验 153
5.4 反应堆堆内构件流致振动试验 155
5.4.1 流致振动比例模型试验 156
5.4.2 流致振动现场试验 156
5.5 控制棒驱动线抗震试验 160
5.6 反应堆水力模拟试验 163
5.7 蒸汽发生器验证试验 165
5.8 内置换料水箱过滤器验证试验 166
5.9 安全壳过滤排放系统综合试验 168
5.9.1 安全壳过滤排放系统 168
5.9.2 综合试验平台 168
5.9.3 文丘里水洗器单独试验 170
5.9.4 金属纤维过滤器单独试验 170
5.9.5 水洗液稳定性实验 171
5.9.6 整体试验方案和结果 171
5.9.7 结论和建议 172
5.10 仿真验证技术的应用和发展 172
第6章 安全评价活动 174
6.1 概述 174
6.2 由阿根廷核电公司委托的比萨大学独立评价活动 174
6.3 与国家核安全局核与辐射安全中心的联合研究 175
6.4 中国核能行业协会的初步设计审查 176
6.5 国际原子能机构反应堆安全审查 177
6.6 国家能源局与核安全局组织的“华龙一号”总体技术方案评审会 178
6.7 核电厂设计多国评价活动 179
6.8 国家核安全局对福清5、6号机组初步安全分析报告的安全审评 179
第7章 自主知识产权 181
7.1 “华龙一号”知识产权工作体系 181
7.1.1 “华龙一号”知识产权工作目标 181
7.1.2 知识产权侵权风险排查 182
7.1.3 自主创新成果与知识产权保护 184
7.2 “华龙一号”自主知识产权行业内专家评审意见 189
第8章 设备国产化 190
8.1 反应堆压力容器 190
8.2 控制棒驱动机构 191
8.3 堆内构件 192
8.4 蒸汽发生器 193
8.5 稳压器 195
8.6 主管道和波动管 196
8.7 先进堆芯测量系统 197
8.8 主泵转速测量装置 198
8.9 一体化堆顶 199
8.10 主设备弯道运输用重载车及驱动装置 201
8.11 堆芯测量探测器组件拆除装置 201
8.12 装卸料机及辅助单轨吊 202
8.13 双层安全壳燃料转运装置 203
8.14 乏燃料贮存格架 204
8.15 CNFC-3G新燃料运输容器 205
8.16 放射性废物桶外水泥固化成套装置及配方 205
8.17 核电厂废过滤器芯接收和厂内运输装置 206
8.18 安全壳过滤排放系统纤维过滤器和文丘里水洗器 207
8.19 双层安全壳人员闸门 208
8.20 反应堆压力容器整体螺栓拉伸机 208
8.21 一体化堆内构件吊具 209
8.22 内置换料水箱过滤器 210
8.23 非能动安全壳热量导出系统换热器及汽水分离器 211
8.24 核安全级逻辑控制系统(继电器机架) 212
8.25 电气贯穿件 212
8.26 金属保温层 213
8.27 K1级电气连接器 215
8.28 更高要求的通用设备研制 215
8.29 “华龙一号”全范围模拟机 218
8.30 数字化设计验证平台 220
附表 “华龙一号”系统代码 222
丛书序
序
前言
第1章 能动与非能动相结合理论的形成与实践 1
1.1 能动与非能动相结合核电厂概念的形成 1
1.2 能动与非能动相结合核电厂的实践——“华龙一号” 4
1.3 能动与非能动相结合核电厂进一步发展的思考 7
第2章 设计基准事故分析 10
2.1 初因事件与验收准则 10
2.1.1 Ⅰ类工况：正常运行和正常运行瞬态 10
2.1.2 Ⅱ类工况：中等频率事件 11
2.1.3 Ⅲ类工况：稀有事故 12
2.1.4 Ⅳ类工况：极限事故 13
2.2 主要分析原则与假设 14
2.2.1 保守假设与包络分析 14
2.2.2 参数的不确定性 14
2.2.3 专设安全设施与单一故障假设 14
2.2.4 考虑的电厂系统与设备 15
2.2.5 功率分布与堆芯余热 15
2.2.6 操纵员的动作 16
2.3 典型事故分析 16
2.3.1 主蒸汽系统管道破裂 16
2.3.2 电厂辅助设备非应急交流电源丧失 19
2.3.3 反应堆冷却剂强迫流量部分丧失和全部丧失 22
2.3.4 单个控制棒组件弹出 25
2.3.5 蒸汽发生器传热管破裂 27
2.3.6 大破口失水事故 32
第3章 概率安全分析 35
3.1 概述 35
3.2 内部事件一级PSA 37
3.2.1 电厂运行状态分析 38
3.2.2 始发事件分析 39
3.2.3 事件序列分析 45
3.2.4 系统分析 50
3.2.5 数据分析 53
3.2.6 定量化计算 57
3.3 内部事件二级PSA 59
3.3.1 一级和二级PSA接口分析 60
3.3.2 安全壳性能分析 62
3.3.3 严重事故进程分析 62
3.3.4 安全壳事件树分析 64
3.3.5 源项分析 65
3.3.6 结果分析及大量放射性释放频率 65
3.4 外部事件PSA 66
3.4.1 地震PSA 66
3.4.2 内部火灾PSA 70
3.4.3 内部水淹PSA 74
3.5 乏燃料水池PSA 79
3.5.1 始发事件分析 80
3.5.2 事件序列分析 80
3.5.3 乏燃料水池PSA分析结果 81
第4章 设计扩展工况评价 83
4.1 概述 83
4.2 未堆熔的设计扩展工况(DEC-A) 83
4.2.1 DEC-A清单选取 83
4.2.2 DEC-A分析假设及准则 84
4.2.3 DEC-A分析 87
4.3 严重事故(DEC-B) 118
4.3.1 DEC-B清单选取 118
4.3.2 DEC-B分析 119
4.4 严重事故管理导则 144
4.4.1 严重事故管理导则框架结构介绍 144
4.4.2 反应堆堆芯严重事故管理导则 145
4.4.3 乏燃料水池严重事故管理导则 147
4.4.4 导则中的计算辅助CAs 147
4.4.5 严重事故管理导则与应急运行规程接口 148
4.4.6 严重事故管理导则与应急计划(EP)的接口 148
第5章 设计验证试验 150
5.1 堆腔注水冷却系统验证试验 150
5.2 二次侧非能动余热排出系统验证试验 151
5.3 非能动安全壳冷却系统性能综合试验 153
5.4 反应堆堆内构件流致振动试验 155
5.4.1 流致振动比例模型试验 156
5.4.2 流致振动现场试验 156
5.5 控制棒驱动线抗震试验 160
5.6 反应堆水力模拟试验 163
5.7 蒸汽发生器验证试验 165
5.8 内置换料水箱过滤器验证试验 166
5.9 安全壳过滤排放系统综合试验 168
5.9.1 安全壳过滤排放系统 168
5.9.2 综合试验平台 168
5.9.3 文丘里水洗器单独试验 170
5.9.4 金属纤维过滤器单独试验 170
5.9.5 水洗液稳定性实验 171
5.9.6 整体试验方案和结果 171
5.9.7 结论和建议 172
5.10 仿真验证技术的应用和发展 172
第6章 安全评价活动 174
6.1 概述 174
6.2 由阿根廷核电公司委托的比萨大学独立评价活动 174
6.3 与国家核安全局核与辐射安全中心的联合研究 175
6.4 中国核能行业协会的初步设计审查 176
6.5 国际原子能机构反应堆安全审查 177
6.6 国家能源局与核安全局组织的“华龙一号”总体技术方案评审会 178
6.7 核电厂设计多国评价活动 179
6.8 国家核安全局对福清5、6号机组初步安全分析报告的安全审评 179
第7章 自主知识产权 181
7.1 “华龙一号”知识产权工作体系 181
7.1.1 “华龙一号”知识产权工作目标 181
7.1.2 知识产权侵权风险排查 182
7.1.3 自主创新成果与知识产权保护 184
7.2 “华龙一号”自主知识产权行业内专家评审意见 189
第8章 设备国产化 190
8.1 反应堆压力容器 190
8.2 控制棒驱动机构 191
8.3 堆内构件 192
8.4 蒸汽发生器 193
8.5 稳压器 195
8.6 主管道和波动管 196
8.7 先进堆芯测量系统 197
8.8 主泵转速测量装置 198
8.9 一体化堆顶 199
8.10 主设备弯道运输用重载车及驱动装置 201
8.11 堆芯测量探测器组件拆除装置 201
8.12 装卸料机及辅助单轨吊 202
8.13 双层安全壳燃料转运装置 203
8.14 乏燃料贮存格架 204
8.15 CNFC-3G新燃料运输容器 205
8.16 放射性废物桶外水泥固化成套装置及配方 205
8.17 核电厂废过滤器芯接收和厂内运输装置 206
8.18 安全壳过滤排放系统纤维过滤器和文丘里水洗器 207
8.19 双层安全壳人员闸门 208
8.20 反应堆压力容器整体螺栓拉伸机 208
8.21 一体化堆内构件吊具 209
8.22 内置换料水箱过滤器 210
8.23 非能动安全壳热量导出系统换热器及汽水分离器 211
8.24 核安全级逻辑控制系统(继电器机架) 212
8.25 电气贯穿件 212
8.26 金属保温层 213
8.27 K1级电气连接器 215
8.28 更高要求的通用设备研制 215
8.29 “华龙一号”全范围模拟机 218
8.30 数字化设计验证平台 220
附表 “华龙一号”系统代码 222
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