编辑推荐

　　本书是针对大学本科高年级的专业课程《核电厂系统与运行》编写的。着重阐述各种类型核电厂的系统特点以及基本运行原理。内容包括核电厂运行的基本物理知识、核电厂主要的系统和控制原理、仪表与控制系统，以及核电厂的运行管理和模拟器实验。通过阅读本书，读者可以了解到核电厂的总体控制与运行，设备和主要工艺系统的控制与运行，为将来从事核电厂相关领域的研究和工作，提供宽厚扎实的基础。本书既适合于大学本科高年级专业课程使用，也可供从事核电厂运行及管理人员参考，还可供从事核电工程的技术人员参考。

内容简介

　　本书首先介绍核电厂运行的基本原理，内容包括反应性、反应性系数、燃耗与中毒等基本概念。然后介绍核电厂的堆芯和冷却剂系统的特点，以及相应的能量传输和转换系统。在此基础上，介绍核电厂仪表和控制系统，以及各种类型的核电厂的控制特点。随后介绍辅助系统和安全系统，这对核电厂运行也是十分重要的。最后，介绍核电厂的正常运行和异常运行等知识。本书还对核电厂的常规和非常规运行进行了介绍，包括功率调节、跨越碘坑、停堆或停机后的恢复运行、热传输系统或蒸汽给水系统发生故障后的诊断和运行等。

　　本书既适合从事核电厂运行及管理人员使用，也可供高等学校核反应堆工程专业的师生及从事核电工程的技术人员参考。

作者简介

　　俞冀阳，1994年毕业于清华大学工程物理系，1999年获清华大学工学博士后在清华大学工程物理系任教，从事反应堆热工水力与安全方面的人才培养和科学研究工作。在清华大学主讲的课程：《反应堆热工水力学》、《核电厂系统与运行》、《核电厂事故分析》、《反应堆热工流体数值计算》等课程。主要承担的科研工作：国家973计划超临界水冷堆关键科学问题研究，大型先进压水堆非能动安全壳冷却系统研究，钍基燃料先进堆开发，核动力装置优化设计等。

内页插图

目录

第1章核电厂概述与安全性

1.1核电厂的能量平衡

1.2核电厂的安全性

1.2.1核电厂的主要风险

1.2.2核电厂安全目标

1.2.3核电厂安全许可证制度

1.2.4核电厂有关安全的基本设计思想

第2章核电厂运行物理基础

2.1原子核物理基础

2.1.1原子序数与质量数

2.1.2质量亏损与结合能

2.1.3放射性

2.1.4中子与物质相互作用

2.1.5核裂变

2.2中子源

2.2.1天然中子源

2.2.2人工中子源

2.2.3中子源组件

2.3中子核反应截面

2.3.1微观截面和宏观截面

2.3.2截面的温度效应

2.4中子注量率与中子慢化

2.4.1中子扩散方程

2.4.2中子的慢化

2.4.3裂变时中子的释放

2.4.4中子代时间

2.5中子循环与反应堆临界

2.5.1增殖因数

2.5.2四因子公式

2.5.3有效增殖因数

2.6反应性

2.6.1反应性系数

2.6.2温度系数

2.6.3压力系数

2.6.4空泡系数

2.6.5功率系数

2.7中子毒物

2.7.1可燃毒物

2.7.2可溶毒物

2.7.3控制棒

2.7.4氙

2.7.5钐

核电厂系统与运行

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目录

第3章堆芯与冷却剂系统

3.1堆芯

3.1.1反应堆分类

3.1.2堆芯结构设计

3.1.3堆芯核设计

3.1.4堆芯功率

3.2冷却剂系统

3.2.1冷却剂系统的功能

3.2.2冷却剂系统的构成

3.2.3冷却剂系统的运行参数

3.2.4冷却剂泵

3.3各种类型核电厂的设计特点

3.3.1CANDU型重水堆

3.3.2快中子增殖堆

3.3.3沸水堆核电厂

3.3.4高温气冷堆

第4章蒸汽动力转换系统

4.1朗肯循环

4.1.1朗肯循环的过程

4.1.2朗肯循环的效率

4.1.3蒸汽再热与回热循环

4.2核电厂的蒸汽动力循环系统

4.2.1蒸汽发生器

4.2.2除氧器

4.2.3蒸汽管线系统

4.2.4给水系统

4.2.5汽轮机

4.2.6交流发电机

4.2.7凝汽器

第5章仪表与控制系统

5.1参数测量原理

5.1.1温度测量

5.1.2压力测量

5.1.3水位测量

5.1.4流量测量

5.1.5位置测量

5.1.6放射线测量

5.1.7中子的测量

5.1.8反应堆周期测量

5.1.9堆芯中子注量率测量

5.2反应堆仪表监测系统

5.2.1核功率测量系统

5.2.2堆芯测量系统

5.2.3控制棒位置指示系统

5.2.4冷却剂系统监测

5.2.5其他监测系统

5.3压水堆核电厂的控制系统

5.3.1反应性控制和功率分布控制

5.3.2功率调节系统

5.3.3一回路系统压力控制

5.3.4稳压器水位控制

5.3.5蒸汽发生器水位控制

5.3.6蒸汽排放控制

5.3.7主控制室

5.3.8核电厂仿真机

5.4各种类型反应堆的控制特点

5.4.1沸水堆控制

5.4.2高温气冷堆控制

5.4.3钠冷快中子增殖堆控制

5.4.4重水堆控制

5.5核电厂数字化控制系统

5.5.1核电厂计算机系统

5.5.2核电厂计算机控制

5.5.3压水堆数字化控制系统

5.5.4沸水堆数字化控制系统

5.6核电厂保护系统

5.6.1反应堆保护参数

5.6.2反应堆保护系统

5.6.3堆芯保护系统

5.6.4反应堆保护装置

5.6.5反应堆数字化保护系统

第6章核电厂辅助系统

6.1化学和容积控制系统

6.1.1体积控制

6.1.2水质控制

6.1.3硼浓度控制

6.1.4硼热再生系统

6.1.5硼回收系统

6.2余热排出系统

6.3设备冷却水系统

6.4重要厂用水系统

6.5废物处理系统

6.5.1废气处理系统

6.5.2废液处理系统

6.5.3固体废物处理系统

6.6安全壳通风净化系统

6.7蒸汽发生器排污系统

6.8燃料操作系统

6.8.1压水堆燃料操作系统

6.8.2重水堆燃料操作系统

6.8.3重水堆装卸料机

6.8.4不停堆换料

6.8.5乏燃料储存池

6.9重水堆辅助系统

6.9.1重水堆慢化剂系统

6.9.2慢化剂覆盖气体系统

6.9.3停堆冷却系统

6.9.4重水净化系统

6.9.5氘化和除氘系统

6.10厂用电系统

第7章安全系统与专设安全设施

7.1反应堆停堆系统

7.1.1控制棒停堆系统

7.1.2压水堆第二停堆系统

7.1.3重水堆第二停堆系统

7.2应急堆芯冷却系统

7.2.1压水堆安全注射系统

7.2.2沸水堆应急堆芯冷却系统

7.2.3重水堆应急堆芯冷却系统

7.3安全壳包容系统

7.3.1安全壳的类型

7.3.2安全壳隔离系统

7.4安全壳喷淋系统

7.5可燃气体控制系统

7.6辅助给水系统

7.7非能动安全系统

7.7.1余热排出系统

7.7.2安全注射系统

7.7.3安全壳冷却系统

7.8重水堆安全系统

第8章核电厂正常运行

8.1运行管理

8.1.1运行安全管理体系

8.1.2运行性能指标

8.2核电厂的运行模式

8.2.1运行状态

8.2.2运行模式

8.3核电厂的运行技术规格书

8.4核电厂的运行规程

8.5核电厂的调试

8.5.1调试主要阶段

8.5.2调试准备工作

8.5.3调试进度计划

8.6核电厂正常起动与停运

8.6.1起动

8.6.2核电机组的负荷跟踪

8.6.3停运

8.7核电厂换料和大修

8.7.1燃料管理

8.7.2维修

8.7.3在役检查

8.7.4定期试验

8.8运行经验反馈

第9章核电厂异常运行

9.1核电厂的工况

9.1.1核电厂状态分类

9.1.2核电厂事件分级

9.2设计基准事故与监督

9.2.1核电厂设计基准事故

9.2.2燃料包壳完整性监督

9.2.3冷却剂系统承压边界完整性监督

9.2.4安全参数显示系统

9.3严重事故及其管理

9.3.1核电厂严重事故

9.3.2核事故应急管理

9.3.3核事故应急计划与准备

9.3.4核事故应急措施

9.3.5核事故后恢复措施

附录核电厂模拟器实验指示书

A.1国际原子能机构的重水堆核电厂模拟器

A.1.1起动

A.1.2电厂总览

A.1.3停堆棒

A.1.4反应性控制

A.1.5一回路热传输系统的主回路

A.1.6一回路热传输系统的上充和下泄

A.1.7热传输系统装量控制

A.1.8热传输系统压力控制

A.1.9下泄凝汽器控制

A.1.10蒸汽发生器给水泵

A.1.11蒸汽发生器水位控制

A.1.12蒸汽发生器水位显示

A.1.13蒸汽发生器水位手动控制

A.1.14汽轮机抽气

A.1.15汽轮发电机

A.1.16反应堆调节系统

A.1.17电厂功率调节

A.1.18参数趋势图

A.1.19故障设置

A.2电厂运行模式

A.2.1Normal模式下的功率调节

A.2.2Alternate模式下的功率调节

A.2.3Normal模式下降低功率

A.2.4满功率运行时的温度分布

A.3反应堆调节系统

A.3.1功率调节

A.3.2控制策略

A.3.3RRS系统响应

A.3.4手动控制

A.3.5手动抽棒

A.4堆调系统故障和跳堆

A.4.1轻水液位流入阀门误开

A.4.2轻水液位流入阀门误关

A.4.3意外插棒

A.4.4跳堆并恢复

A.4.5跳堆

A.5热传输系统

A.5.1CV20误开

A.5.2CV22误开

A.5.3CV12误开

A.5.4MV1误关

A.5.5CV5误开

A.6蒸汽和给水系统

A.6.1LCV101误开

A.6.2LCV101误关

A.6.3蒸汽流量计故障

A.6.4蒸汽压力控制

A.6.5跳堆和再起动

A.7常见故障处理

A.7.1所有给水阀关闭

A.7.2所有给水泵失电

A.7.3汽轮机异常跳机

A.7.4压力测量故障

A.7.5小破口事故

A.7.6主蒸汽管线破裂事故

参考文献

前言/序言

　　核电厂是利用核能发电的装置，系统十分庞大而且种类繁多，学习核电厂的运行自然也十分不易。目前，有关核电厂系统与运行的教材已有不少，为什么还要再费力编写这么一部教材？理由有三：(1)大学教育制度的改革，使得本科生的培养向宽口径、厚基础方向发展，原先偏专、偏深的教材已经不适合现在的学生使用。(2)核电厂操纵员的培训是不可能在大学阶段完成的，需要到具体的核电厂进行模拟机培训后才能够取得执照，大学阶段的学习和训练应该侧重于基本理论和基本运行原理的掌握。(3)目前我国已经具有了压水堆、重水堆、沸水堆、钠冷快堆、高温气冷堆等多种堆型的核电厂，就核电厂运行的基本原理而言，应该涉及各种类型的核电厂的特点，而不应该拘泥于某一种类型的核电厂。

　　本着这样的思路和出发点，本书作者在清华大学多年讲授核电厂系统与运行的讲义的基础上，编写这本教材，以压水堆核电厂为主线，兼顾其他堆型的特点，着重阐述核电厂的主要系统与基本运行原理。

　　本书首先介绍核电厂运行的基本原理，内容包括有关基本概念，例如反应性、反应性系数、燃耗与中毒等问题。然后介绍核电厂的堆芯和冷却剂系统的特点，以及相应的能量传输和转换系统。在此基础上，介绍核电厂仪表和控制系统，以及各种类型的核电厂的控制特点。随后介绍辅助系统和安全系统，这对运行核电厂也是十分重要的。最后，介绍核电厂的正常运行和异常运行等知识。通过阅读本书，读者可以了解到各种核电厂的运行基本原理和概貌，包括主要设备和主要工艺系统的控制与运行，以及核电厂的安全是如何实现的。

　　本书既适合从事核电厂运行及管理人员使用，也可供高等学校核反应堆工程专业的师生及从事核电工程的技术人员参考。

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