第三代核电技术AP1000的目录
首先，中国自己的核电技术并不弱，所以，AP1000好不好自己能看的出来的，而且AP1000不是全新的技术，是在之前的AP系列中正常的发展，之前的AP系列在美国已经使用多年了。
中国引进AP1000是看中这个项目中的核心，非能动型压水堆核电技术，对中国还是没能完全掌握有引进价值
AP系列中的安全保护设施是很成熟的技术，所以完全可以信赖，因为非能动型压水堆核电技术并不会对安全性有影响，美国之所以没有投入商用主要是非能动型压水堆核电技术导致现有的配套设施不能匹配，对有完整核电体系的美国，重新建设配套设施成本太高，而不是安全性不好。
中国则没有这个担心，反正目前中国核电站也没几个，按新技术标准建设配套设施也没什么
中国自己的核电技术目前是集中全力发展可控核聚变，预计50年后投入使用，但是目前急需的可用技术却一般般，所以，引进这项技术是很明智的，我们直接跳过自己薄弱的裂变堆，直接发展聚变堆，为未来的自行设计埋下好的伏笔，是很合算的
况且，此次引进时机很好，美国在朝鲜问题上有求于我，所以才能很顺利的签下来，并且价格很合理，这次买卖不亏
AP1000核电站是由美国西屋公司设计开发的，目前我国采用引进、消化、吸收、再创新的模式，确立了AP1000三代核电的建设。现在在建的有三门、海阳，逐步发展到内陆，包括湖南湖北江西等，国家要求内陆均采用该技术，因为其高的安全性和先进性。
前言
第一章 AP1000设计的先进性和成熟性
第一节 先进核电厂的需求催生了AP1000
第二节 先进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先进电厂试验装置与堆芯长期冷却
五、U1PU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比例分析
三、APEX、AT1ATS和RBHT的NRC试验组合
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
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
五、蒸汽动力转换系统
六、仪表和控制系统
七、电气系统
第四节 AP1000核电厂的总体布置
一、厂房布置与结构的主要特点
二、核岛厂房
三、汽轮机厂房
第五节 AP1000相对于AP600的设计改进
一、反应堆冷却剂系统及若干主要设备
二、非能动安全系统与若干其他系统
三、基于PRA分析结果的设计改进
四、核电厂布置
第六节 AP1000规范标准体系与构筑物、系统和部件分级
一、AP1000规范标准体系
二、AP1000构筑物、系统和部件分级
附录
参考文献
第三章 AP1000的燃料系统与堆芯设计
第一节 现代压水堆堆芯技术的集成和发展
一、AP1000燃料系统的主要特点
二、AP1000堆芯技术的主要特点
第二节 燃料系统
一、燃料组件
二、反应性控制组件
第三节 核设计
一、堆芯装载与燃耗
二、功率分布
三、反应性系数
四、控制要求
五、控制棒布置和反应性价值
六、堆外燃料的临界安全
七、氙稳定性
八、压力容器辐照
九、分析方法
第四节 热工水力设计
一、临界热流密度与偏离泡核沸腾比
二、燃料棒温度场
三、堆芯水力学
四、测量仪表要求
第五节 堆芯燃料管理
一、堆芯燃料管理的基本参量
二、平衡循环的两种设计方案
三、传统的第一循环与低泄漏过渡循环
四、先进的循环更替与AP1000堆芯燃料管理结果比较
附录
参考文献
第四章 AP1000的反应堆冷却剂系统和反应堆本体
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
一、反应堆冷却剂系统设计思想的变革
二、AP1000反应堆冷却剂系统的设计特点
第二节 反应堆冷却剂系统设计
一、功能与设计基准
二、设计准则
三、系统流程
四、系统特性
五、运行程序
第三节 反应堆冷却剂系统的主要设备
一、蒸汽发生器
二、反应堆冷却剂泵
三、稳压器
四、反应堆冷却剂管道
第四节 AP1000反应堆本体
一、反应堆压力容器
二、堆内构件
三、控制棒驱动机构
四、一体化堆顶结构
参考文献
第五章 AP1000的专设安全系统
第一节 非能动专设安全系统的设计原则和特点
一、非能动专设安全系统的功能和设计理念
二、专设安全系统的设计原则和方法
三、非能动原理和AP1000专设安全系统的特点
四、非能动安全技术的成熟性
第二节 非能动堆芯冷却系统
一、非能动余热排出系统
二、非能动安全注射系统
三、自动卸压系统
第三节 安全壳相关的非能动专设安全系统
一、非能动安全壳冷却系统
二、安全壳氢气控制系统
三、安全壳隔离系统
四、非能动裂变产物控制系统
第四节 主控制室非能动应急可居留系统
参考文献
第六章 AP1000核辅助系统与部分二回路系统
第一节 几个主要支持系统
一、化学和容积控制系统
二、正常余热排出系统
三、燃料操作与换料系统
第二节 冷却水系统
一、设备冷却水系统
二、厂用水系统
三、乏燃料池冷却系统
第三节 蒸汽和给水系统
一、主蒸汽供应系统
二、主给水系统
三、启动给水系统
第四节 取样分析与试验检验系统
一、核取样系统
二、安全壳泄漏率试验系统
第五节 三废系统
一、放射性废液系统
二、放射性废气系统
三、放射性废固系统
参考文献
第七章 AP1000数字化仪表控制系统及电气系统
第一节 AP1000数字化仪表控制系统总体结构
一、系统主要特，最
二、总体结构概述
三、系统功能
四、性能要求
第二节 安全级仪表和控制系统平台
一、Common Q平台的硬件
二、Common Q平台的软件
第三节 非安全级仪表和控制系统平台
一、Ovation网络
……
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
后记
壤皇开克： AP1000核电技术,中国第三代核电自主技术,中国引进消化吸收再创新和自主创新,在世界上率先掌握了第三代核电AP1000的五大核心关键技术,为推进中国核电产业技术水平的整体跨越,为实现中国第三代核电AP1000的自主化、批量化建设打下了坚实的基础.AP1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术,这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术.
阿勒泰市15372938619： 核电中的AP1000 AP1400 AP1700分别是什么意思? - ？
壤皇开克： AP1000是Advanced Passive PWR的简称,1000为其功率水平(百万千瓦级),AP1400没见过,应该是CAP1400和CAP1700,两者共同之处在于AP,而A、P分别是Advanced(先进)和Passive(非能动)的首字母.1000表示装机容量为100万千瓦级,而1400表示装机容量为140万千瓦级,1700同理.最主要的区别在于“C”,即China的首字母,标志着第三代核电技术的中国智慧.China Advanced Passive PWR
阿勒泰市15372938619： 核电技术第1代到第4代技术分别是什么 - ？
壤皇开克： 第一代是最初的原型堆以及示范堆 第二代较多,型号涉及压水堆(国内大部分在运行电厂即在二代基础上做了改进的)、沸水堆、重水堆. 第三代,为当前比较热门的AP1000和EPR 第四代堆,有六种堆型.国内有清华主导的高温气冷堆和原子能院的CEFR(钠冷快堆)
阿勒泰市15372938619： AP1000核电技术的技术特点 - ？
壤皇开克： 1、世界市场现有的最安全、最先进、经过验证的核电站 (保守概率风险评估 (PRA):堆芯损毁概率为可忽略不计的 2.5x10- 7 ).2、唯一得到美国核管会最后设计批准(FDA)的新三代+核电站.3、基于标准的西屋压水反应堆 (PWR)技术,该技术已实现了超过 2,500 反应堆年次的成功的运营.4、1100 MWe设计,对于提供基本发电负荷容量很理想.5、模块化设计,有利于标准化并提高建造质量.6、更经济的运营 (更少的混凝土和钢铁,更少零部件和系统,意味着更少的安装、检测和维护 ).7、 更简便的运营(配备行业最先进的仪表和控制系统 ).8、 符合美国用户要求文件(URD)对新一代商用反应堆的要求.
阿勒泰市15372938619： cap1400的含义中国的三代核电目前采用的是ap1000技术, ？
壤皇开克： 依托AP1000的另外三台机组——浙江三门二号机组和山东海阳核电站一、二号机组,也正在顺利建设中,安全、质量和进度都处于全面受控状态.”王炳华说,“实践证...
阿勒泰市15372938619： 第三代核电技术是中国自主研发的吗? - ？
壤皇开克： 第三代核电技术是中国自主研发的.1、中国的华龙一号是我国在吸收了AP1000与EPR的特点后,完全具有知识产权的第三代核电技术.2、第一代核电厂属于原型堆核电厂,是为了通过试验形式来验证核电工程实施上的可行性.在时间上主要...
阿勒泰市15372938619： 三代核电技术AP1000核电用钢的特点是什么? ？
壤皇开克： 三代核电技术AP1000核电用钢所需的中厚板主要有核级材料SA508CL3、SA533B,用于核岛压水堆,厚度在100mm以上,钢中含Mo、Ni,淬火+回火交货,以前全部从法国进口,现舞钢、宝钢已开发生产,SA738GRB、SA516GR70等用于安全壳防泄漏钢衬里、容器设备等,规格6〜120mm,有探伤、热处理、试样模拟焊后热处理、Z向性能等要求,强度波动范围窄,宝钢、鞍钢已生产供货.非核级材料有Q235B、Q345B、Q390B、Q420C等,规格6〜250mm,有探伤、热处理、Z向性能等要求.
阿勒泰市15372938619： AP1000中AP是什么意思啊 - ？
壤皇开克： AP1000号称为第三代压水堆核电技术,由美国西屋公司开发,AP=Advanced Passive. (PWR 1000MWe)
