第三代核電技術AP1000（第二版） pdf epub mobi txt 電子書 下載 2025

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孫漢虹，程平東，繆鴻興 等 著

圖書標籤:

• 核電技術
• AP1000
• 第三代核電
• 核工程
• 能源技術
• 電力工程
• 核安全
• 反應堆
• 核電站
• 工程技術

齣版社： 中國電力齣版社

ISBN：9787512388956

版次：1

商品編碼：11910462

包裝：精裝

開本：16開

齣版時間：2016-04-01

用紙：膠版紙

頁數：668

字數：1018000

正文語種：中文

編輯推薦

適讀人群 ：《第三代核電技術AP1000（第二版）》適用於核電設計院和研究所、核電廠與工程公司、相關供應商與製造廠等單位的技術人員和管理人員閱讀，也可作為高等學校核電專業高年級學生與研究生的教材或參考書。
　　本書基於作者長期積纍的核電研發經驗，著眼於把握AP1000的技術精髓，*麵地總結與評述瞭AP1000的設計特點。考慮到西屋公司基於美國國內業主要求和美國核管會（NRC）的後續審評，先後在2008年9月22日、2010年12月1日和2011年6月13日嚮NRC提交瞭設計控製文件（DCD）第17版、第18版和第19版，也考慮到本書齣版四年多來從多種渠道得到瞭寶貴的反饋信息，作者對*一版重新進行瞭*麵審視，作瞭必要的修訂。　　本書內容精練而有係統性，把技術發展中的繼承性與創新性以及學術上的嚴謹與工程上的實用有機地結閤在一起，是核電設計院與研究所、核電廠與工程公司、相關供應商與製造廠等單位的技術人員和管理人員的 Shou 用書，也可作為高等學校核電專業高年級學生與研究生的教材或參考書。

內容簡介

　　《第三代核電技術AP1000（第二版）》是在《第三代核電技術AP1000》的基礎上修訂，繼承原書的基本風貌，根據美國西屋公司等提齣的新的設計控製文件（DCD）第17版、第18版、第19版，對AP1000標準設計的DCD第18版相對於作為NRC設計認證基礎的DCD第15版有重要更改，同時考慮到近些年從多種渠道得到的寶貴的反饋信息，作者對此做瞭相應的說明，使內容更加充實，實用性更強。

作者簡介

　　孫漢虹，國傢核電技術公司副總經理，高級工程師，曾任上海核工程研究院院長。一直從事核電技術方麵工作，第三代核電技術AP1000主要負責人之一，曾齣版過核電專業多部專著和論文。
　　程平東，等，上海核工程研究設計院技術人員，長期從事核電技術的研發，有豐富的核電工作經驗，曾齣版過核電專業多部專著。

目錄

前言第一版前言第一章　犃犘1000設計的先進性和成性1第一節　先進核電廠的需求催生瞭AP10001第二節　先進的安全理念與核電成熟的更高階段 2一、AP1000安全設計的主要特點3二、非能動技術使核電安全更趨成熟 5第三節　開發商的設計驗證試驗 7一、單項效應試驗 8二、非能動安全殼冷卻係統綜閤效應試驗 9三、SPES��2綜閤係統試驗裝置與高壓條件下的堆芯冷卻10四、APEX先進電廠試驗裝置與堆芯長期冷卻11五、ULPU裝置與緩解嚴重事故的熔融物堆內滯留13六、若乾重要設備的樣機試驗與相關驗證 15第四節　核安全監管當局的獨立驗證與軟件確認 16一、AP1000設計認證的基本過程17二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例析18三、APEX、ATLATS和RBHT的NRC試驗閤19四、安全分析計算機程序的驗證與確認 21五、關於設計成熟性的基本結論 23附錄一 24附錄二 33參考文獻33第二章　犃犘1000的總體設計34第一節　AP1000的設計基礎和總體要求34第二節　AP1000的設計特點和主要技術參數35一、AP1000的設計特點 35二、AP1000的主要技術參數 38第三節　AP1000係統和設備的技術概要 39一、反應堆堆芯和堆內構件 39二、反應堆冷卻劑係統及其設備 39三、AP1000的安全概念與專設安全係統 41四、核輔助係統 45五、蒸汽動力轉換係統 47六、儀錶和控製係統 47七、電氣係統 49第四節　AP1000核電廠的總體布置 50一、廠房布置與結構的主要特點 50二、核島廠房 51三、汽輪機廠房 52第五節　AP1000相對於AP600的設計進 52一、反應堆冷卻劑係統及若乾主要設備 52二、非能動安全係統與若乾其他係統 55三、基於PRA分析結果的設計改進 57四、核電廠布置 58第六節　AP1000規範標準體係與構築物、係統和部件分級 59一、AP1000規範標準體係 59二、AP1000構築物、係統和部件分級 59附錄 62參考文獻 78第三章　犃犘1000的燃料係統與堆芯計 80第一節　現代壓水堆堆芯技術的集成和發展 80一、AP1000燃料係統的主要特點 80二、AP1000堆芯技術的主要特點 82第二節　燃料係統 84一、燃料組件 84二、反應性控製組件 89第三節　核設計 92一、堆芯裝載與燃耗 92二、功率分布 97三、反應性係數 107四、控製要求 111五、控製棒布置和反應性價值 115六、堆外燃料的臨界安全 117七、氙穩定性 118八、壓力容器輻照 119九、分析方法 120第四節　熱工水力設計 121一、臨界熱流密度與偏離泡核沸騰比 121二、燃料棒溫度場 128三、堆芯水力學 130四、測量儀錶要求 134第五節　堆芯燃料管理 136一、堆芯燃料管理評估體係的基本要素 137二、平衡循環的兩種設計方案 140三、傳統的第一循環與低泄漏過渡循環 150四、先進的循環更替與AP1000堆芯燃料管理結果比較 153附錄 158參考文獻 162第四章　犃犘1000的反應堆冷卻劑係統和反應堆本體 165第一節　反應堆冷卻劑係統設計思想的變革與AP1000的設計特點 165一、反應堆冷卻劑係統設計思想的變革 165二、AP1000反應堆冷卻劑係統的設計特點170第二節　反應堆冷卻劑係統設計 175一、功能與設計基準 175二、設計準則 176三、係統流程 177四、係統特性 180五、運行程序 184第三節　反應堆冷卻劑係統的主要設備 188一、蒸汽發生器 188二、反應堆冷卻劑泵 203三、穩壓器 212四、反應堆冷卻劑管道 217第四節　AP1000反應堆本體 221一、反應堆壓力容器 221二、堆內構件 226三、控製棒驅動機構 228四、一體化堆頂結構 230參考文獻 232第五章　犃犘1000的專設安全係統 233第一節　非能動專設安全係統的設計原則和特點 233一、非能動專設安全係統的功能和設計理念 233二、專設安全係統的設計原則和方法 234三、非能動原理和AP1000專設安全係統的特點 235四、非能動安全技術的成熟性 236第二節　非能動堆芯冷卻係統 236一、非能動餘熱排齣係統 236二、非能動安全注射係統 243三、自動卸壓係統 259第三節　安全殼相關的非能動專設安全係統 264一、非能動安全殼冷卻係統 264二、安全殼氫氣控製係統 274三、安全殼隔離係統 281四、非能動裂變産物控製係統 285第四節　主控製室非能動應急可居留係統 288參考文獻 293第六章　犃犘1000核輔助係統與部分二迴路係統 294第一節　幾個主要支持係統 295一、化學和容積控製係統 295二、正常餘熱排齣係統 298三、燃料操作與換料係統 300第二節　冷卻水係統 303一、設備冷卻水係統303二、廠用水係統 305三、乏燃料池冷卻係統 306第三節　蒸汽和給水係統 308一、主蒸汽供應係統 308二、主給水係統 310三、啓動給水係統 311第四節　取樣分析與試驗檢驗係統 313一、核取樣係統 313二、安全殼泄漏率試驗係統 314第五節　三廢係統 315一、放射性廢液係統 315二、放射性廢氣係統 318三、放射性廢固係統 320參考文獻 322第七章　犃犘1000數字化儀錶控製係統及電氣係統 323第一節　AP1000數字化儀錶控製係統總體結構 323一、係統主要特點 323二、總體結構概述 323三、係統功能 325四、性能要求 327第二節　安全級儀錶和控製係統平颱 327一、CommonQ平颱的硬件 328二、CommonQ平颱的軟件 331第三節　非安全級儀錶和控製係統平颱 332一、Ovation網絡 332二、Ovation控製器 333三、OvationI／O模件 335四、Ovation用戶界麵 337五、曆史站與記錄服務器 338六、Ovation高效工具 338七、Ff現場總綫 339第四節　保護和安全監測係統 340一、反應堆緊急停堆係統 341二、專設安全設施驅動係統 348三、1E級數據處理子係統 365四、保護和安全監測係統結構框架 369第五節　核電廠控製係統 376一、反應堆功率控製係統和棒控係統 377二、快速降功率係統 382三、蒸汽排放控製係統 382四、穩壓器液位控製係統 385五、穩壓器壓力控製係統 386六、蒸汽發生器液位控製係統———給水控製係統 386七、縱深防禦控製 388八、多樣化驅動係統 389第六節　儀錶和監測係統 391一、核測量儀錶係統 391二、輻射監測係統 394三、地震監測係統 397四、特殊監測係統 398第七節　運行和控製中心 402一、AP1000主控製室 403二、技術支持中心 405三、遠距離停堆室 405四、運行支持中心和應急運行設施 405五、就地控製站 406第八節　電氣係統 406一、係統結構與主要特點 406二、廠用交流電源係統 407三、直流電源係統 407四、主要技術參數407參考文獻 411第八章　犃犘1000核電廠的人因工程學 413第一節　人因工程學的計劃階段 414一、HFE管理大綱的目標與範圍 414二、人機接口設計隊伍和組織 414三、HFE實施過程和程序 416四、HFE問題跟蹤 416五、HFE技術大綱和裏程碑 417第二節　人因工程學的分析階段 417一、運行經驗評審 418二、功能要求分析和功能分配 418三、任務分析 421四、人員配備和資質 427五、人的可靠性分析 427第三節　人因工程學的設計階段 429一、人機接口設計 429二、規程開發 432三、培訓大綱開發 432第四節　人因工程學的驗證和確認階段 433一、目標與範圍 433二、運行工況取樣 433三、設計驗證 434四、集成係統確認試驗 435五、HFE不符閤項的解決 437第五節　人因工程學的運行階段 438一、設計實現 439二、人員效能監測 439參考文獻 439第九章　犃犘1000的電廠布置與模塊化技術 440第一節　AP1000的電廠布置 440一、基本理念和總體布局 440二、核蒸汽供應係統廠房 443三、附屬廠房 447四、柴油發電機廠房 448五、放射性廢物廠房 448六、汽輪機廠房 448第二節　AP1000的模塊化技術 448一、基本思路和主要特點 448二、三維設計和模塊化的耦閤 449三、模塊化設計 450四、模塊化建造457附錄 460第十章　犃犘1000核電廠事故分析 472第一節　確定論安全分析的基本方法 472一、安全目標和分析範圍 472二、假想事件及其分類 473三、用於事故分析的主要電廠特性和參數 475四、計算機程序 478五、設計基準事故分析中假設的非安全相關係統 480六、失去廠外電源的假設 480第二節　非能動堆芯冷卻係統的有效性驗證 481一、非能動餘熱排齣係統的有效性驗證 481二、非能動安全注入係統的有效性驗證 490三、失水事故後長期冷卻的有效性驗證 506第三節　嚴重事故現象分析與對策概述 511一、嚴重事故的物理進程 511二、嚴重事故現象分析與對策的主要論題 512第四節　堆芯熔融物堆內滯留 517一、堆芯熔融物堆內滯留在AP1000設計中的應用 517二、反應堆壓力容器的失效準則 518三、堆內熔化進程和熔融物遷移 519四、傳熱關係式 520五、反應堆壓力容器失效裕量的定量化 522六、堆腔注水（節點IR）分析 524七、壓力容器失效（安全殼事件樹節點VF）分析 526第五節　氫氣的産生、混閤和燃燒分析 526一、氫氣分析的目的和範圍 526二、氫氣混閤和燃燒的現象學 527三、氫氣分析中的主要假設 528四、氫氣的産生和混閤 530五、氫的燃燒 533六、氫燃燒有關節點（頂事件）分析 534七、安全殼安全裕度基準 538八、氫氣分析的基本結論 538第六節　設備可用性分析 539一、設備可用性分析的目的 539二、設備可用性的法規和導則要求 540三、時間窗口0和1的嚴重事故管理及其所需的設備和儀錶 541四、時間窗口2的嚴重事故管理及其所需的設備和儀錶 544五、時間窗口3的嚴重事故管理及其所需的設備和儀錶 545六、嚴重事故的輻射環境條件 546七、嚴重事故的熱工水力環境條件 547八、設備可用性評價 548參考文獻 552第十一章　犃犘1000核電廠概率風險評價 555第一節　概率風險評價的發展曆史與基本內容 555一、概率風險評價的曆史迴顧 555二、核電廠概率風險評價的特點和目的 556三、AP1000概率風險評價的基本內容 557第二節　內部始發事件 559一、內部始發事件的確定和分組 559二、內部始發事件（組）清單 560三、始發事件頻率的確定 564第三節　堆芯損傷事件樹 567一、堆芯損傷事件樹的分析步驟 567二、堆芯損傷事件樹分析方法 568三、堆芯損傷事件樹舉例：大LOCA事件樹 572四、轉移和派生事件 573第四節　故障樹和堆芯損傷定量化 574一、構建故障樹的準備 574二、確定基本事件的主要假設 575三、可靠性數據基礎577四、故障樹分析舉例：設備冷卻水係統故障樹 578五、堆芯損傷頻率（CDF） 580第五節　安全殼事件樹和裂變産物釋放定量化 583一、安全殼事件樹分析的主要目的 583二、安全殼事件樹的構建 584三、頂事件（節點）問題和成功準則 589四、安全殼事件樹定量化 590五、安全殼事件樹分析的主要結論 593第六節　裂變産物源項和廠外劑量風險 595一、裂變産物釋放源項分析 595二、廠外劑量風險評價 597第七節　AP1000概率風險評價主要結果與分析 601一、功率運行下內部始發事件對堆芯損傷頻率的貢獻 601二、功率運行下內部事件引起的大量放射性釋放頻率 610三、低功率／停堆工況下的堆芯損傷頻率和大量放射性釋放頻率 613四、內部水淹和內部火災分析 616五、裂變産物釋放引起的廠址邊界劑量風險 617六、與運行電廠和NRC安全目標的比較 618第八節　降低電廠風險的主要設計措施和特性 619一、反應堆冷卻劑係統設計 620二、安全相關與非安全相關係統設計 620三、儀錶和控製設計 622四、電廠布置 622五、安全殼設計 622第九節　停堆安全設計的改進 625一、非能動堆芯冷卻係統 626二、正常餘熱排齣係統 628三、反應堆冷卻劑係統 629四、蒸汽發生器和給水係統 631參考文獻 631第十二章　犃犘1000的技術經濟優勢 633第一節　平準化發電成本與AP1000的首次建造 633一、平準化發電成本的基本概念 633二、AP1000首座電廠的發電成本 634第二節　AP係列的規模效應與學習效應 636一、規模效應與機組容量限製 636二、學習效應與後續電廠發電成本預測 638第三節　技術進步的經濟效應 641第四節　AP1000的運行成本及其對電廠經濟性的影響 643參考文獻 644第一版後記 645後記 647

前言/序言

　　本書第一版是從2007年初開始，曆時兩年半編撰定稿的。這裏推齣的第二版已是本書第三次印刷。作者深深地感謝讀者對本書的垂愛。考慮到西屋公司基於美國國內業主要求和美國核管會（NRC）的後續審評，先後在2008年9月22日、2010年12月1日和2011年6月13日嚮NRC提交瞭設計控製文件（DCD）第17版、第18版和第19版，也考慮到本書齣版四年多來從多種渠道得到瞭寶貴的反饋信息，作者對第一版重新進行瞭全麵審視，作瞭必要的修訂。　　在本書第二版中，第一章增加瞭附錄二，介紹DCD第18版相對於第15版的16項重要變更，以及第19版針對NRC質疑的三個問題所作的分析；第三章第五節的“一、堆芯燃料管理的基本參量”改為“一、堆芯燃料管理評估體係的基本要素”，保留瞭原有的1～4四項內容，增加瞭5和6兩項，分彆是“與功率分布和反應性控製有關的安全裕量”以及“運行控製方式”；第五章第三節述及的非能動安全殼冷卻係統安全相關功能第（1）項的標題“安全相關的最終熱阱”改為“與最終熱阱直接有關的熱傳輸功能”，工藝與流程第（4）項“冷卻空氣流道”的屏蔽廠房空氣入口由382個斜孔改為236個，而安全殼氫氣控製係統氫氣點火子係統的火花塞型氫氣點火器則由64個改為66個；第七章第四節錶7-4 （反應堆停堆允許和連鎖）與錶7-7 （專設安全設施驅動係統允許和連鎖）增加瞭來源於“反應堆冷卻劑平均溫度低於整定值”的P-9功能和來源於“反應堆冷卻劑平均溫度高於整定值”的P-9功能的相關注釋；第七章第五節更換瞭錶7-8 （灰棒插入順序的變換方案示例）與圖7-17（M 棒的插入和提升程序以及重疊區）。此外，若乾章節有個彆文字性訂正或修改，還增加瞭少量附注。　　為便於讀者瞭解AP1000在我國落地生根的曆史緣由和本書的形成過程，在第二版中，第一版的前言和後記全文保留，這裏的“前言”和書末的“後記”分彆與它們自然銜接。

綜述：核能安全與未來技術發展 導言 隨著全球能源需求的持續增長和對氣候變化問題的日益關注，核能作為一種重要的低碳能源形式，其發展和技術進步顯得尤為關鍵。核電技術的發展是一個持續演進的過程，旨在提高安全性、經濟性和可持續性。本篇綜述旨在探討核能技術從第一代到當前先進反應堆技術的發展脈絡，著重分析第四代反應堆技術的研究方嚮和麵臨的挑戰，並對未來核能的廣闊前景進行展望。 第一代與第二代反應堆技術迴顧 核能的商業化應用始於20世紀50年代，其標誌是第一代反應堆的齣現。這些早期的反應堆，如加壓輕水堆（PWR）和沸水堆（BWR），奠定瞭核電工業的基礎，但其設計理念主要集中在滿足早期軍工和能源需求，安全冗餘和固有安全特性相對較弱。 進入20世紀70年代，第二代反應堆技術開始成熟。這一時期的反應堆在功率輸齣、運行穩定性和初步的安全殼設計方麵有所改進，例如前述的輕水堆係列。然而，1979年美國三裏島核事故和1986年蘇聯切爾諾貝利核事故，暴露瞭現有設計中存在的固有安全缺陷和人為操作的脆弱性，這極大地推動瞭核能界對“非能動安全係統”和“深度縱深防禦”理念的探索。 第三代反應堆技術的核心突破：增強的安全性與延壽設計 為應對第二代反應堆暴露齣的安全挑戰，核工業界緻力於研發第三代反應堆技術。這一代技術的顯著特徵是引入瞭非能動安全係統（Passive Safety Systems）。與依賴電力、泵等主動設備來維持冷卻和停堆的傳統安全係統不同，非能動係統依靠重力、自然循環、壓力差等物理原理在事故發生時自動啓動和維持安全狀態，無需人員乾預或外部電源。 例如，先進的壓水堆（如歐洲的EPR和美國的AP1000之前的設計）通過增加安全殼的強度、改進堆芯卸熱能力以及設計更長的無乾預冷卻時間窗口，大幅提升瞭安全裕度。這些設計目標通常要求反應堆能在重大事故下維持數小時乃至數天的堆芯冷卻能力，顯著降低瞭發生嚴重事故的概率和後果。同時，第三代反應堆也注重延壽設計，目標運行壽命通常延長至60年或更久，並提高瞭燃料利用效率。 超越能動限製：第四代反應堆技術的革命性展望 麵對全球能源的可持續性、核廢料的長期管理以及更低的發電成本壓力，國際社會已將目光投嚮更具革命性的第四代反應堆（Generation IV Reactors）技術。第四代反應堆的設計目標不僅僅是安全性的提升，更強調固有安全、閉式燃料循環（以實現核燃料的高效利用和廢料最小化）、經濟性、抗擴散能力和更廣泛的應用場景。 第四代反應堆的概念設計主要聚焦於六種技術路綫： 1. 超高溫氣冷堆（VHTR）： 利用氦氣作為冷卻劑，可以實現極高的工作溫度（可達1000°C左右），這不僅有利於發電效率的提升，還可直接用於工業製氫和高溫工業供熱。VHTR通常采用模塊化的燃料元件（如TRISO燃料），具有極高的熱穩定性，即使喪失冷卻，堆芯也難以達到熔化溫度。 2. 熔鹽堆（MSR）： MSR使用熔融的氟化物或氯化物鹽作為冷卻劑和/或燃料載體。其主要優勢在於可以在大氣壓下運行，降低瞭對高壓容器的需求；燃料與冷卻劑混閤，反應性控製靈活；並具有在綫化學後處理能力，便於清除反應産物和嬗變長壽命錒係元素。 3. 鉛冷快堆（LFR）： 鉛或鉛鉍閤金作為冷卻劑，具有低蒸汽壓、高沸點和良好的中子經濟性。鉛作為冷卻劑對中子的慢化作用很小，使得反應堆能夠以快中子堆芯運行，有效“燃燒”或嬗變現有核廢料中的長壽命放射性核素，減少後處理負擔。 4. 鈉冷快堆（SFR）： 這是快堆技術中研究最成熟的路綫之一，能有效利用鈾-238，提高鈾資源的利用率。鈉的優良傳熱性能保證瞭反應堆的安全運行。 5. 氣冷堆（AGR）/高溫氣冷堆的特定變種： 旨在進一步優化氦冷堆的安全性和運行參數。 6. 超臨界水冷堆（SCWR）： 結閤瞭輕水堆和快堆的特點，利用水在超臨界狀態下不發生相變的特性，簡化係統設計，提高熱效率。 固有安全性的哲學轉變 第四代反應堆的核心哲學是固有安全（Inherent Safety）。這意味著反應堆的設計應最大限度地依賴自然的物理定律（如熱力學、重力、材料特性）來控製反應性、保證冷卻和隔離放射性物質，而不是僅僅依賴復雜的保護係統和操作人員的響應。例如，某些先進堆芯設計即使在完全喪失所有主動冷卻的情況下，也能通過自然循環或熱傳導將餘熱安全排齣，從而避免堆芯損傷。 燃料循環與可持續性 在可持續發展方麵，第四代反應堆大多傾嚮於閉式燃料循環。通過快中子反應堆，可以有效地利用反應堆産生的鈈和鎇等元素，甚至可以“燒毀”現有輕水堆産生的乏燃料中的高放射性長壽命核素（如超鈾元素）。這種模式不僅能將鈾資源的理論利用率從目前的不到1%提高到數十個百分點，還能從根本上減少需要地質處置的核廢料的量和放射性毒性壽命。 麵臨的挑戰與未來方嚮 盡管第四代技術展現齣巨大的潛力，但其商業化仍麵臨重大挑戰。材料科學是關鍵瓶頸之一：許多先進反應堆（如MSR和VHTR）需要在極端溫度、高輻照度和腐蝕性環境中運行，這對反應堆容器、管道和燃料元件的材料提齣瞭前所未有的要求。 此外，新型冷卻劑（如液態金屬或熔鹽）的腐蝕性、反應性（例如鈉與水的反應）以及其特有的熱工水力學特性，都需要大量的實驗驗證和新的運行規程。燃料後處理技術的成熟和經濟性也是決定閉式循環能否大規模推廣的關鍵因素。 展望未來，核能的發展將是多元化的。小型模塊化反應堆（SMRs），許多基於第三代甚至第四代技術（如小型高溫氣冷堆），正因其可工廠化建造、部署靈活和固有安全特性，成為核能復興的重要推力。核能的未來在於整閤先進的安全理念、高效的燃料利用和對環境的最小影響，以確保其在全球能源結構中扮演可持續和可靠的角色。

評分☆☆☆☆☆

從排版和印刷質量來看，齣版商顯然也下瞭血本。紙張的質感很好，即便是長時間閱讀，眼睛也不會感到特彆疲勞。更重要的是，書中的圖錶和插圖都采用瞭高質量的彩色印刷，這對理解復雜的流體動力學或者熱力學過程至關重要。我發現，很多描述性的文字，如果沒有那些清晰標注的彩色示意圖輔助，理解起來會睏難好幾倍。這本書的整體裝幀和內容質量，完全對得起它作為一本權威技術參考書的定位，它不僅是一本書，更像是一件值得珍藏的工程學藝術品。

評分☆☆☆☆☆

說實話，我買這本書是抱著“搞懂點新東西”的心態來的，畢竟“第三代核電技術”聽起來就代錶著未來。這本書的語言風格非常嚴謹，每一個技術名詞都解釋得非常到位，幾乎沒有那種為瞭湊字數而堆砌的空洞描述。我特彆欣賞作者在解釋那些復雜的係統原理時，總能找到一個恰當的比喻或者一個清晰的流程圖來輔助說明，這對於非專業人士來說簡直是救命稻草。比如，關於蒸汽發生器和反應堆冷卻劑係統的描述，如果不是配上那些圖文並茂的講解，我可能早就放棄瞭。它給我的感覺是，作者不僅精通技術，更懂得如何將復雜的技術轉化為易於理解的知識。

評分☆☆☆☆☆

這本書的編排結構簡直是教科書級彆的典範。我注意到它在不同章節之間有一個非常流暢的過渡，從宏觀的係統概述到微觀的關鍵部件分析，循序漸進，絲毫不讓人感到跳躍或者混亂。閱讀過程中，我感覺自己就像是跟著一位經驗豐富的工程師在逐步拆解一個精密的儀器，每一步都清晰可見。特彆是關於燃料組件和反應堆堆芯的章節，那些詳細的參數和設計考量，展現瞭設計者在追求效率和安全極限之間的那種微妙平衡。這本書的價值不僅僅在於介紹技術本身，更在於它傳達瞭一種嚴謹的工程思維方式。

評分☆☆☆☆☆

這本書的封麵設計得非常簡潔有力，那種深藍色調配上銀色的字體，透著一股專業和沉穩的氣息。我拿到手的時候，立刻就被它厚實的質感吸引瞭，一看就知道是下過一番功夫的。雖然我不是這個領域的專傢，但僅僅是翻閱目錄和前言，就能感受到作者對AP1000技術的深刻理解和梳理。特彆是他對“非能動安全係統”的介紹，那種層層遞進的邏輯，讓我這個門外漢都能大緻領會到這項技術的精妙之處，它不像過去那些需要復雜操作的反應堆，而是更依賴物理原理來保障安全，這種思路的轉變真是太讓人震撼瞭。

評分☆☆☆☆☆

這本書的“第二版”的字樣在封麵上尤為引人注目，這暗示著內容必然經過瞭大量的更新和修訂。閱讀過程中，我尤其關注那些新加入的部分，能夠清晰地感受到技術迭代帶來的變化。作者在討論如何將理論轉化為實際運行經驗時，引用瞭很多案例分析，這讓原本冰冷的技術規範變得鮮活起來。它不是一本高高在上的理論大全，而更像是一本結閤瞭實踐智慧的工具書。對於那些希望瞭解現代核電站是如何在保證極緻安全的前提下提升經濟效益的讀者來說，這本書提供的洞察力是無價的。

評分☆☆☆☆☆

講的詳細 書很不錯 值得推薦

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很不錯。

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好