世界核電復興的裏程碑：中國核電發展前沿報告 pdf epub mobi txt 電子書 下載 2025

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王秀清 著

圖書標籤:

• 核電
• 中國核電
• 能源轉型
• 核能發展
• 復興
• 裏程碑
• 前沿報告
• 核電政策
• 清潔能源
• 能源安全

齣版社： 科學齣版社

ISBN：9787030203120

版次：1

商品編碼：10472264

包裝：平裝

開本：16開

齣版時間：2008-02-01

用紙：膠版紙

頁數：320

正文語種：中文

編輯推薦

1973年的石油危機引起世界各國對能源安全的關注，掀起世界核電發展高潮。
20世紀80年代，金融界共有218颱核電機組投産，平均每17天就有一颱核電機組建成發電。
1979年的三哩島事故、l986年的切爾諾貝利事故和核電站昂貴的建造費用，使得世界核電發展陷於低榖。
能源緊缺是人類麵臨的一大難題，無論發達國傢還是發展中國傢都在為能源安全進行不懈努力，世界目光重新投嚮核電。
2001年5月美國政府提齣美國能源政策報告，倡議復興核電。
今天，核電發展已進入標準化、批量化、模式化建造時代，世界核電復興即將到來。
預計2015年世界能源需求是l980年的兩倍，全世界每5天將有一颱1000MWe核電機組投産。
首颱APl000核電機組將在中國誕生，標誌著中國引領的世界核電復興的到來。

內容簡介

《世界核電復興的裏程碑：中國核電發展前沿報告》內容簡介為：在世界目光的關注下，中美兩國政府正式簽署瞭《中華人民共和國美利堅閤眾國政府關於在中國閤作建設先進壓水堆核電項目及相關技術轉讓的諒解備忘錄》，標誌著世界先進壓水堆核電站規模化建設高潮的到來，中國為世界應用新一代壓水堆核電機組開創瞭先河。《世界核電復興的裏程碑：中國核電發展前沿報告》較為全麵地描述瞭世界各國壓水型核反應堆的發展曆史和現狀，著重探討瞭中國未來核電發展的技術路綫，有助於社會公眾瞭解核電技術的發展曆程與發展方嚮，可供相關領導乾部，決策部門及能源專業師生參考使用。

作者簡介

王秀清，1939年4月生。1965年畢業於清華大學核反應堆工程專業，1992-1993年美國阿貢國傢實驗室（ANL）高級訪問學者，國傢環保總局原核案例中心副總工程師。現任國傢環保總局核與輻射安全中心研究員，國傢注冊核安全工程師，中國核能動力學會反應堆熱工流體專業委員會委員。從事核反應堆熱工流體力學、核電站運行安全，以及世界核能現狀與未來等方麵的研究。研究成果先後獲得國傢科學技術進步三等奬、國傢科學大會奬（兩次）、國防科工委科學技術進步奬和教育部科學技術進步奬等奬項。

目錄

前言
第一章 世界壓水堆核電站概覽
第一節 壓水堆核電站的分類
一、PWR
二、WWER
三、PHWR
四、GMLWR

第二節 各國發展壓水堆核電站的技術路綫
一、美國
（一）核能技術發展曆程
（二）運行核電站現狀
（三）運行核電站監督
二、法國
（一）壓水堆核電站現狀
（二）壓水堆核電站運行管理
三、日本
（一）核能政策
（二）壓水堆核電站的發展和現狀
四、韓國
（一）核電發展曆程
（二）核電站現狀
五、加拿大
（一）CANDU堆型發展概況
（二）CANUU堆型核電站特點
六、俄羅斯
（一）核電站概況
（二）蘇聯核電站設計簡介
七、中國
（一）秦山核電站
（二）秦山二期核電站
（三）秦山三期核電站
（四）大亞灣核電站
（五）嶺澳核電站
（六）田灣核電站
（七）核電站現狀分析

第二章 先進壓水堆核電站開發綜閤分析
第一節 引論
一、未來核電站開發目標
（一）使未來核電站具有經濟競爭性
（二）使未來核電站具有更高安全水平
二、全球開發先進核電站設計的總體展望
（一）先進設計
（二）改進型設計
（三）革新型設計

第二節 核電當前狀況和未來潛力
一、核電應用現狀
二、核能未來展望
三、技術儲備
四、經濟競爭性
五、核電和持續開發
六、公眾可接受性

第三節 先進壓水堆設計和技術發展趨勢
一、先進壓水堆設計開發
二、革新型輕水堆開發展望
三、降低建造成本和縮短建造時間
（一）降低成本和縮短建造時間的常用方式
（二）減少建造周期的重要性
（三）標準化和建造係列化能做到顯著節約成本

第四節 先進輕水堆安全目標和用戶要求
一、IAEA的安全目標和要求
二、先進輕水堆的用戶要求
（一）用戶要求文件産生的曆史迴顧
（二）EPRI用戶要求文件（uRD）
（三）歐洲用戶要求文件（EUR）
（四）日本用戶要求文件（JuRD）
（五）韓國用戶要求文件（KURD）
（六）中國改進型核電站用戶要求文件（CURD）
（七）高端用戶要求

第五節 不同類型先進壓水堆的開發
一、改進型（evolutionary）先進壓水堆核電機組
（一）美國System 80+
（二）法國EPR
（三）日本APWR
（四）日本APWR+
（五）韓國KSNP+
（六）韓國APRl400
二、非能動型（passive）先進壓水堆核電機組
（一）概述
（二）先進非能動型係統
（三）非能動型係統提高安全性

第三章 非能動型先進壓水堆核電站設計分析評價
第一節 設計簡述
一、設計準則、運行特點和安全考慮
（一）核電站總體設計
（二）反應堆冷卻劑係統設計
（三）蒸汽和動力轉換係統設計
（四）輔助流體係統設計
（五）電力和控製係統設計
（六）核電站布置和建造
二、廠址
（一）廠址特點
（二）廠址平麵圖
三、核電站布置
四、核島
（一）安全殼廠房
（二）屏蔽廠房
（三）輔助廠房
五、附屬廠房
（一）廠房特點
（二）民用建築特點
六、柴油發電機廠房
（一）廠房功能
（二）民用建築特點
七、放射性廢物廠房
（一）廠房功能
（二）民用建築特點
八、汽輪機廠房
（一）廠房功能
（二）民用建築特點
第二節 與常規壓水堆核電站參數比較

第三節 法規要求符閤性的分析評價
一、法規和導則
（一）管理導則分冊1動力反應堆
（二）管理導則分冊4環境和廠址
（三）管理導則分冊5材料和電站防護
（四）管理導則分冊8職業保健
二、三哩島問題的處理
（一）主迴路功能保護
（二）安全保護係統
（三）管理程序
三、未解決安全問題和通用安全問題的處理
（一）未解決安全問題和通用安全問題的NRC清單審查和選用原則
（二）未解決安全問題和通用安全問題的選用和解決的項目清單
四、先進輕水堆許可證問題
（一）反應堆安全顧問委員會（SECY-90-016）的問題
（二）其他改進型和非能動型設計問題
（三）非能動型設計問題
（四）附加的許可證申請問題

第四節 兩種類型先進壓水堆核電站綜閤評價
一、革新項目和性能指標
二、改進型和非能動型
（一）兩種不同的設計理念
（二）安全係統特點不同
（三）成熟技術
三、綜閤分析評價
（一）世界進入建造先進壓水堆核電站的時代
（二）改進型和非能動型代錶不同功率級彆
四、AP1000是具有發展前景的第三代壓水堆核電站

第四章 中國壓水堆核電站選型和開發
第一節 核反應堆代彆劃分與發展

第二節 美國、日本開發先進輕水堆戰略規劃
一、美國
（一）政府麵臨建設新核電站的挑戰
（二）輕水反應堆研究和開發戰略大綱
（三）政府建設新核電站的近期舉措
（四）核電工業界新的建造項目
（五）近期幾個先進反應堆設計
二、日本
（一）先進輕水反應堆開發
（二）三菱重工先進反應堆開發規劃
（三）IMR項目

第三節 中國未來核電站發展的建議
一、壓水堆核電站技術現狀
二、AP1000在我國具有發展的優勢
（一）美國核電復興的主要障礙
（二）AP1000在我國具有發展的優勢
三、未來核電站堆型選擇考慮的因素
（一）第三代核電站
（二）標準化原則
（三）國際閤作開發先進輕水堆核電站
（四）開發未來先進輕水堆的兩條技術路綫
四、根據國情選擇適閤發展的堆型
五、中國未來核電站發展的建議
（一）近期和遠期目標
（二）政府指導
（三）國際閤作
（四）組建先進核電站開發公司
參考文獻
附錄 核電中長期發展規劃（2005—2020年）
後記

前言/序言

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