第三代核电技术AP1000（第二版） pdf epub mobi txt 电子书 下载 2025

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孙汉虹，程平东，缪鸿兴 等 著

图书标签:

• 核电技术
• AP1000
• 第三代核电
• 核工程
• 能源技术
• 电力工程
• 核安全
• 反应堆
• 核电站
• 工程技术

出版社： 中国电力出版社

ISBN：9787512388956

版次：1

商品编码：11910462

包装：精装

开本：16开

出版时间：2016-04-01

用纸：胶版纸

页数：668

字数：1018000

正文语种：中文

编辑推荐

适读人群 ：《第三代核电技术AP1000（第二版）》适用于核电设计院和研究所、核电厂与工程公司、相关供应商与制造厂等单位的技术人员和管理人员阅读，也可作为高等学校核电专业高年级学生与研究生的教材或参考书。
　　本书基于作者长期积累的核电研发经验，着眼于把握AP1000的技术精髓，*面地总结与评述了AP1000的设计特点。考虑到西屋公司基于美国国内业主要求和美国核管会（NRC）的后续审评，先后在2008年9月22日、2010年12月1日和2011年6月13日向NRC提交了设计控制文件（DCD）第17版、第18版和第19版，也考虑到本书出版四年多来从多种渠道得到了宝贵的反馈信息，作者对*一版重新进行了*面审视，作了必要的修订。　　本书内容精练而有系统性，把技术发展中的继承性与创新性以及学术上的严谨与工程上的实用有机地结合在一起，是核电设计院与研究所、核电厂与工程公司、相关供应商与制造厂等单位的技术人员和管理人员的 Shou 用书，也可作为高等学校核电专业高年级学生与研究生的教材或参考书。

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

前言/序言

　　本书第一版是从2007年初开始，历时两年半编撰定稿的。这里推出的第二版已是本书第三次印刷。作者深深地感谢读者对本书的垂爱。考虑到西屋公司基于美国国内业主要求和美国核管会（NRC）的后续审评，先后在2008年9月22日、2010年12月1日和2011年6月13日向NRC提交了设计控制文件（DCD）第17版、第18版和第19版，也考虑到本书出版四年多来从多种渠道得到了宝贵的反馈信息，作者对第一版重新进行了全面审视，作了必要的修订。　　在本书第二版中，第一章增加了附录二，介绍DCD第18版相对于第15版的16项重要变更，以及第19版针对NRC质疑的三个问题所作的分析；第三章第五节的“一、堆芯燃料管理的基本参量”改为“一、堆芯燃料管理评估体系的基本要素”，保留了原有的1～4四项内容，增加了5和6两项，分别是“与功率分布和反应性控制有关的安全裕量”以及“运行控制方式”；第五章第三节述及的非能动安全壳冷却系统安全相关功能第（1）项的标题“安全相关的最终热阱”改为“与最终热阱直接有关的热传输功能”，工艺与流程第（4）项“冷却空气流道”的屏蔽厂房空气入口由382个斜孔改为236个，而安全壳氢气控制系统氢气点火子系统的火花塞型氢气点火器则由64个改为66个；第七章第四节表7-4 （反应堆停堆允许和连锁）与表7-7 （专设安全设施驱动系统允许和连锁）增加了来源于“反应堆冷却剂平均温度低于整定值”的P-9功能和来源于“反应堆冷却剂平均温度高于整定值”的P-9功能的相关注释；第七章第五节更换了表7-8 （灰棒插入顺序的变换方案示例）与图7-17（M 棒的插入和提升程序以及重叠区）。此外，若干章节有个别文字性订正或修改，还增加了少量附注。　　为便于读者了解AP1000在我国落地生根的历史缘由和本书的形成过程，在第二版中，第一版的前言和后记全文保留，这里的“前言”和书末的“后记”分别与它们自然衔接。

综述：核能安全与未来技术发展 导言 随着全球能源需求的持续增长和对气候变化问题的日益关注，核能作为一种重要的低碳能源形式，其发展和技术进步显得尤为关键。核电技术的发展是一个持续演进的过程，旨在提高安全性、经济性和可持续性。本篇综述旨在探讨核能技术从第一代到当前先进反应堆技术的发展脉络，着重分析第四代反应堆技术的研究方向和面临的挑战，并对未来核能的广阔前景进行展望。 第一代与第二代反应堆技术回顾 核能的商业化应用始于20世纪50年代，其标志是第一代反应堆的出现。这些早期的反应堆，如加压轻水堆（PWR）和沸水堆（BWR），奠定了核电工业的基础，但其设计理念主要集中在满足早期军工和能源需求，安全冗余和固有安全特性相对较弱。 进入20世纪70年代，第二代反应堆技术开始成熟。这一时期的反应堆在功率输出、运行稳定性和初步的安全壳设计方面有所改进，例如前述的轻水堆系列。然而，1979年美国三里岛核事故和1986年苏联切尔诺贝利核事故，暴露了现有设计中存在的固有安全缺陷和人为操作的脆弱性，这极大地推动了核能界对“非能动安全系统”和“深度纵深防御”理念的探索。 第三代反应堆技术的核心突破：增强的安全性与延寿设计 为应对第二代反应堆暴露出的安全挑战，核工业界致力于研发第三代反应堆技术。这一代技术的显著特征是引入了非能动安全系统（Passive Safety Systems）。与依赖电力、泵等主动设备来维持冷却和停堆的传统安全系统不同，非能动系统依靠重力、自然循环、压力差等物理原理在事故发生时自动启动和维持安全状态，无需人员干预或外部电源。 例如，先进的压水堆（如欧洲的EPR和美国的AP1000之前的设计）通过增加安全壳的强度、改进堆芯卸热能力以及设计更长的无干预冷却时间窗口，大幅提升了安全裕度。这些设计目标通常要求反应堆能在重大事故下维持数小时乃至数天的堆芯冷却能力，显著降低了发生严重事故的概率和后果。同时，第三代反应堆也注重延寿设计，目标运行寿命通常延长至60年或更久，并提高了燃料利用效率。 超越能动限制：第四代反应堆技术的革命性展望 面对全球能源的可持续性、核废料的长期管理以及更低的发电成本压力，国际社会已将目光投向更具革命性的第四代反应堆（Generation IV Reactors）技术。第四代反应堆的设计目标不仅仅是安全性的提升，更强调固有安全、闭式燃料循环（以实现核燃料的高效利用和废料最小化）、经济性、抗扩散能力和更广泛的应用场景。 第四代反应堆的概念设计主要聚焦于六种技术路线： 1. 超高温气冷堆（VHTR）： 利用氦气作为冷却剂，可以实现极高的工作温度（可达1000°C左右），这不仅有利于发电效率的提升，还可直接用于工业制氢和高温工业供热。VHTR通常采用模块化的燃料元件（如TRISO燃料），具有极高的热稳定性，即使丧失冷却，堆芯也难以达到熔化温度。 2. 熔盐堆（MSR）： MSR使用熔融的氟化物或氯化物盐作为冷却剂和/或燃料载体。其主要优势在于可以在大气压下运行，降低了对高压容器的需求；燃料与冷却剂混合，反应性控制灵活；并具有在线化学后处理能力，便于清除反应产物和嬗变长寿命锕系元素。 3. 铅冷快堆（LFR）： 铅或铅铋合金作为冷却剂，具有低蒸汽压、高沸点和良好的中子经济性。铅作为冷却剂对中子的慢化作用很小，使得反应堆能够以快中子堆芯运行，有效“燃烧”或嬗变现有核废料中的长寿命放射性核素，减少后处理负担。 4. 钠冷快堆（SFR）： 这是快堆技术中研究最成熟的路线之一，能有效利用铀-238，提高铀资源的利用率。钠的优良传热性能保证了反应堆的安全运行。 5. 气冷堆（AGR）/高温气冷堆的特定变种： 旨在进一步优化氦冷堆的安全性和运行参数。 6. 超临界水冷堆（SCWR）： 结合了轻水堆和快堆的特点，利用水在超临界状态下不发生相变的特性，简化系统设计，提高热效率。 固有安全性的哲学转变 第四代反应堆的核心哲学是固有安全（Inherent Safety）。这意味着反应堆的设计应最大限度地依赖自然的物理定律（如热力学、重力、材料特性）来控制反应性、保证冷却和隔离放射性物质，而不是仅仅依赖复杂的保护系统和操作人员的响应。例如，某些先进堆芯设计即使在完全丧失所有主动冷却的情况下，也能通过自然循环或热传导将余热安全排出，从而避免堆芯损伤。 燃料循环与可持续性 在可持续发展方面，第四代反应堆大多倾向于闭式燃料循环。通过快中子反应堆，可以有效地利用反应堆产生的钚和镅等元素，甚至可以“烧毁”现有轻水堆产生的乏燃料中的高放射性长寿命核素（如超铀元素）。这种模式不仅能将铀资源的理论利用率从目前的不到1%提高到数十个百分点，还能从根本上减少需要地质处置的核废料的量和放射性毒性寿命。 面临的挑战与未来方向 尽管第四代技术展现出巨大的潜力，但其商业化仍面临重大挑战。材料科学是关键瓶颈之一：许多先进反应堆（如MSR和VHTR）需要在极端温度、高辐照度和腐蚀性环境中运行，这对反应堆容器、管道和燃料元件的材料提出了前所未有的要求。 此外，新型冷却剂（如液态金属或熔盐）的腐蚀性、反应性（例如钠与水的反应）以及其特有的热工水力学特性，都需要大量的实验验证和新的运行规程。燃料后处理技术的成熟和经济性也是决定闭式循环能否大规模推广的关键因素。 展望未来，核能的发展将是多元化的。小型模块化反应堆（SMRs），许多基于第三代甚至第四代技术（如小型高温气冷堆），正因其可工厂化建造、部署灵活和固有安全特性，成为核能复兴的重要推力。核能的未来在于整合先进的安全理念、高效的燃料利用和对环境的最小影响，以确保其在全球能源结构中扮演可持续和可靠的角色。

评分☆☆☆☆☆

这本书的编排结构简直是教科书级别的典范。我注意到它在不同章节之间有一个非常流畅的过渡，从宏观的系统概述到微观的关键部件分析，循序渐进，丝毫不让人感到跳跃或者混乱。阅读过程中，我感觉自己就像是跟着一位经验丰富的工程师在逐步拆解一个精密的仪器，每一步都清晰可见。特别是关于燃料组件和反应堆堆芯的章节，那些详细的参数和设计考量，展现了设计者在追求效率和安全极限之间的那种微妙平衡。这本书的价值不仅仅在于介绍技术本身，更在于它传达了一种严谨的工程思维方式。

评分☆☆☆☆☆

说实话，我买这本书是抱着“搞懂点新东西”的心态来的，毕竟“第三代核电技术”听起来就代表着未来。这本书的语言风格非常严谨，每一个技术名词都解释得非常到位，几乎没有那种为了凑字数而堆砌的空洞描述。我特别欣赏作者在解释那些复杂的系统原理时，总能找到一个恰当的比喻或者一个清晰的流程图来辅助说明，这对于非专业人士来说简直是救命稻草。比如，关于蒸汽发生器和反应堆冷却剂系统的描述，如果不是配上那些图文并茂的讲解，我可能早就放弃了。它给我的感觉是，作者不仅精通技术，更懂得如何将复杂的技术转化为易于理解的知识。

评分☆☆☆☆☆

这本书的“第二版”的字样在封面上尤为引人注目，这暗示着内容必然经过了大量的更新和修订。阅读过程中，我尤其关注那些新加入的部分，能够清晰地感受到技术迭代带来的变化。作者在讨论如何将理论转化为实际运行经验时，引用了很多案例分析，这让原本冰冷的技术规范变得鲜活起来。它不是一本高高在上的理论大全，而更像是一本结合了实践智慧的工具书。对于那些希望了解现代核电站是如何在保证极致安全的前提下提升经济效益的读者来说，这本书提供的洞察力是无价的。

评分☆☆☆☆☆

从排版和印刷质量来看，出版商显然也下了血本。纸张的质感很好，即便是长时间阅读，眼睛也不会感到特别疲劳。更重要的是，书中的图表和插图都采用了高质量的彩色印刷，这对理解复杂的流体动力学或者热力学过程至关重要。我发现，很多描述性的文字，如果没有那些清晰标注的彩色示意图辅助，理解起来会困难好几倍。这本书的整体装帧和内容质量，完全对得起它作为一本权威技术参考书的定位，它不仅是一本书，更像是一件值得珍藏的工程学艺术品。

评分☆☆☆☆☆

这本书的封面设计得非常简洁有力，那种深蓝色调配上银色的字体，透着一股专业和沉稳的气息。我拿到手的时候，立刻就被它厚实的质感吸引了，一看就知道是下过一番功夫的。虽然我不是这个领域的专家，但仅仅是翻阅目录和前言，就能感受到作者对AP1000技术的深刻理解和梳理。特别是他对“非能动安全系统”的介绍，那种层层递进的逻辑，让我这个门外汉都能大致领会到这项技术的精妙之处，它不像过去那些需要复杂操作的反应堆，而是更依赖物理原理来保障安全，这种思路的转变真是太让人震撼了。

评分☆☆☆☆☆

不错

评分☆☆☆☆☆

给单位买的，质量不错，满意

评分☆☆☆☆☆

很不错。

评分☆☆☆☆☆

很专业，活动实惠

评分☆☆☆☆☆

很贱很贱的一本书

评分☆☆☆☆☆

很厚的一本书，纸张挺好的

评分☆☆☆☆☆

京东活动买入，非常合适！还没来得看，囤货囤货囤起来！有时间读起来！！

评分☆☆☆☆☆

很贱很贱的一本书

评分☆☆☆☆☆

公司用 具体不知