非能動安全先進(jìn)核電廠AP1000

序論
0.1 核電發(fā)展歷史
0.1.1 世界核電的發(fā)展簡史
0.1.2 第二代和第三代核電技術(shù)的特點(diǎn)和比較
0.1.3 國際核電建設(shè)進(jìn)入第三代發(fā)展時期
0.2 AP1000的設(shè)計研發(fā)歷程
0.3 AP1000和EPR兩種第三代核電機(jī)型的比較
0.3.1 AP1000的設(shè)計理念
0.3.2 EPR的設(shè)計理念
0.3.3 安全系統(tǒng)特性
0.3.4 嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施
0.3.5 安全評價
0.3.6 技術(shù)成熟性的比較
0.4 AP1000核島主設(shè)備及專設(shè)安全系統(tǒng)的成熟性
0.4.1 AP1000的大型屏蔽電機(jī)泵
0.4.2 AP1000非能動系統(tǒng)所采用的設(shè)備和部件
0.5 美國核監(jiān)管委員會(USNRC)對AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計的核安全審評
0.5.1 安全法規(guī)
0.5.2 NRC的獨(dú)立計算分析和實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證
0.5.3 AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計證書的批準(zhǔn)
0.6 我國對核電廠的監(jiān)管
0.6.1 核電廠項(xiàng)目可行性研究階段的廠址評價
0.6.2 核電廠建造許可證的申請/頒發(fā)
0.6.3 核電廠首次裝料批準(zhǔn)書的申請/頒發(fā)
0.6.4 核電廠運(yùn)行許可證申請/頒發(fā)
0.6.5 核電廠運(yùn)行許可證的定期審查
第一章 AP1000核電廠概述
1.1 設(shè)計背景
1.2 核電廠整體描述
1.3 與其他核電廠的比較
1.3.1 電廠總體參數(shù)
1.3.2 電廠設(shè)計特點(diǎn)
1.4 小結(jié)
第二章 反應(yīng)堆系統(tǒng)
第三章 AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)
第四章 非能動堆芯冷卻系統(tǒng)
第五章 安全殼和安全殼系統(tǒng)
第六章 輔助系統(tǒng)
第七章 蒸汽動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)
第八章 電氣系統(tǒng)
第九章 儀表控制系統(tǒng)
第十章 AP1000安全分析參考文獻(xiàn)附錄