核電廠係統與運行 下載 mobi epub pdf 電子書 2024

編輯推薦

　　本書是針對大學本科高年級的專業課程《核電廠係統與運行》編寫的。著重闡述各種類型核電廠的係統特點以及基本運行原理。內容包括核電廠運行的基本物理知識、核電廠主要的係統和控製原理、儀錶與控製係統，以及核電廠的運行管理和模擬器實驗。通過閱讀本書，讀者可以瞭解到核電廠的總體控製與運行，設備和主要工藝係統的控製與運行，為將來從事核電廠相關領域的研究和工作，提供寬厚紮實的基礎。本書既適閤於大學本科高年級專業課程使用，也可供從事核電廠運行及管理人員參考，還可供從事核電工程的技術人員參考。

內容簡介

　　本書首先介紹核電廠運行的基本原理，內容包括反應性、反應性係數、燃耗與中毒等基本概念。然後介紹核電廠的堆芯和冷卻劑係統的特點，以及相應的能量傳輸和轉換係統。在此基礎上，介紹核電廠儀錶和控製係統，以及各種類型的核電廠的控製特點。隨後介紹輔助係統和安全係統，這對核電廠運行也是十分重要的。最後，介紹核電廠的正常運行和異常運行等知識。本書還對核電廠的常規和非常規運行進行瞭介紹，包括功率調節、跨越碘坑、停堆或停機後的恢復運行、熱傳輸係統或蒸汽給水係統發生故障後的診斷和運行等。

　　本書既適閤從事核電廠運行及管理人員使用，也可供高等學校核反應堆工程專業的師生及從事核電工程的技術人員參考。

作者簡介

　　俞冀陽，1994年畢業於清華大學工程物理係，1999年獲清華大學工學博士後在清華大學工程物理係任教，從事反應堆熱工水力與安全方麵的人纔培養和科學研究工作。在清華大學主講的課程：《反應堆熱工水力學》、《核電廠係統與運行》、《核電廠事故分析》、《反應堆熱工流體數值計算》等課程。主要承擔的科研工作：國傢973計劃超臨界水冷堆關鍵科學問題研究，大型先進壓水堆非能動安全殼冷卻係統研究，釷基燃料先進堆開發，核動力裝置優化設計等。

內頁插圖

目錄

第1章核電廠概述與安全性

1.1核電廠的能量平衡

1.2核電廠的安全性

1.2.1核電廠的主要風險

1.2.2核電廠安全目標

1.2.3核電廠安全許可證製度

1.2.4核電廠有關安全的基本設計思想

第2章核電廠運行物理基礎

2.1原子核物理基礎

2.1.1原子序數與質量數

2.1.2質量虧損與結閤能

2.1.3放射性

2.1.4中子與物質相互作用

2.1.5核裂變

2.2中子源

2.2.1天然中子源

2.2.2人工中子源

2.2.3中子源組件

2.3中子核反應截麵

2.3.1微觀截麵和宏觀截麵

2.3.2截麵的溫度效應

2.4中子注量率與中子慢化

2.4.1中子擴散方程

2.4.2中子的慢化

2.4.3裂變時中子的釋放

2.4.4中子代時間

2.5中子循環與反應堆臨界

2.5.1增殖因數

2.5.2四因子公式

2.5.3有效增殖因數

2.6反應性

2.6.1反應性係數

2.6.2溫度係數

2.6.3壓力係數

2.6.4空泡係數

2.6.5功率係數

2.7中子毒物

2.7.1可燃毒物

2.7.2可溶毒物

2.7.3控製棒

2.7.4氙

2.7.5釤

核電廠係統與運行

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目錄

第3章堆芯與冷卻劑係統

3.1堆芯

3.1.1反應堆分類

3.1.2堆芯結構設計

3.1.3堆芯核設計

3.1.4堆芯功率

3.2冷卻劑係統

3.2.1冷卻劑係統的功能

3.2.2冷卻劑係統的構成

3.2.3冷卻劑係統的運行參數

3.2.4冷卻劑泵

3.3各種類型核電廠的設計特點

3.3.1CANDU型重水堆

3.3.2快中子增殖堆

3.3.3沸水堆核電廠

3.3.4高溫氣冷堆

第4章蒸汽動力轉換係統

4.1朗肯循環

4.1.1朗肯循環的過程

4.1.2朗肯循環的效率

4.1.3蒸汽再熱與迴熱循環

4.2核電廠的蒸汽動力循環係統

4.2.1蒸汽發生器

4.2.2除氧器

4.2.3蒸汽管綫係統

4.2.4給水係統

4.2.5汽輪機

4.2.6交流發電機

4.2.7凝汽器

第5章儀錶與控製係統

5.1參數測量原理

5.1.1溫度測量

5.1.2壓力測量

5.1.3水位測量

5.1.4流量測量

5.1.5位置測量

5.1.6放射綫測量

5.1.7中子的測量

5.1.8反應堆周期測量

5.1.9堆芯中子注量率測量

5.2反應堆儀錶監測係統

5.2.1核功率測量係統

5.2.2堆芯測量係統

5.2.3控製棒位置指示係統

5.2.4冷卻劑係統監測

5.2.5其他監測係統

5.3壓水堆核電廠的控製係統

5.3.1反應性控製和功率分布控製

5.3.2功率調節係統

5.3.3一迴路係統壓力控製

5.3.4穩壓器水位控製

5.3.5蒸汽發生器水位控製

5.3.6蒸汽排放控製

5.3.7主控製室

5.3.8核電廠仿真機

5.4各種類型反應堆的控製特點

5.4.1沸水堆控製

5.4.2高溫氣冷堆控製

5.4.3鈉冷快中子增殖堆控製

5.4.4重水堆控製

5.5核電廠數字化控製係統

5.5.1核電廠計算機係統

5.5.2核電廠計算機控製

5.5.3壓水堆數字化控製係統

5.5.4沸水堆數字化控製係統

5.6核電廠保護係統

5.6.1反應堆保護參數

5.6.2反應堆保護係統

5.6.3堆芯保護係統

5.6.4反應堆保護裝置

5.6.5反應堆數字化保護係統

第6章核電廠輔助係統

6.1化學和容積控製係統

6.1.1體積控製

6.1.2水質控製

6.1.3硼濃度控製

6.1.4硼熱再生係統

6.1.5硼迴收係統

6.2餘熱排齣係統

6.3設備冷卻水係統

6.4重要廠用水係統

6.5廢物處理係統

6.5.1廢氣處理係統

6.5.2廢液處理係統

6.5.3固體廢物處理係統

6.6安全殼通風淨化係統

6.7蒸汽發生器排汙係統

6.8燃料操作係統

6.8.1壓水堆燃料操作係統

6.8.2重水堆燃料操作係統

6.8.3重水堆裝卸料機

6.8.4不停堆換料

6.8.5乏燃料儲存池

6.9重水堆輔助係統

6.9.1重水堆慢化劑係統

6.9.2慢化劑覆蓋氣體係統

6.9.3停堆冷卻係統

6.9.4重水淨化係統

6.9.5氘化和除氘係統

6.10廠用電係統

第7章安全係統與專設安全設施

7.1反應堆停堆係統

7.1.1控製棒停堆係統

7.1.2壓水堆第二停堆係統

7.1.3重水堆第二停堆係統

7.2應急堆芯冷卻係統

7.2.1壓水堆安全注射係統

7.2.2沸水堆應急堆芯冷卻係統

7.2.3重水堆應急堆芯冷卻係統

7.3安全殼包容係統

7.3.1安全殼的類型

7.3.2安全殼隔離係統

7.4安全殼噴淋係統

7.5可燃氣體控製係統

7.6輔助給水係統

7.7非能動安全係統

7.7.1餘熱排齣係統

7.7.2安全注射係統

7.7.3安全殼冷卻係統

7.8重水堆安全係統

第8章核電廠正常運行

8.1運行管理

8.1.1運行安全管理體係

8.1.2運行性能指標

8.2核電廠的運行模式

8.2.1運行狀態

8.2.2運行模式

8.3核電廠的運行技術規格書

8.4核電廠的運行規程

8.5核電廠的調試

8.5.1調試主要階段

8.5.2調試準備工作

8.5.3調試進度計劃

8.6核電廠正常起動與停運

8.6.1起動

8.6.2核電機組的負荷跟蹤

8.6.3停運

8.7核電廠換料和大修

8.7.1燃料管理

8.7.2維修

8.7.3在役檢查

8.7.4定期試驗

8.8運行經驗反饋

第9章核電廠異常運行

9.1核電廠的工況

9.1.1核電廠狀態分類

9.1.2核電廠事件分級

9.2設計基準事故與監督

9.2.1核電廠設計基準事故

9.2.2燃料包殼完整性監督

9.2.3冷卻劑係統承壓邊界完整性監督

9.2.4安全參數顯示係統

9.3嚴重事故及其管理

9.3.1核電廠嚴重事故

9.3.2核事故應急管理

9.3.3核事故應急計劃與準備

9.3.4核事故應急措施

9.3.5核事故後恢復措施

附錄核電廠模擬器實驗指示書

A.1國際原子能機構的重水堆核電廠模擬器

A.1.1起動

A.1.2電廠總覽

A.1.3停堆棒

A.1.4反應性控製

A.1.5一迴路熱傳輸係統的主迴路

A.1.6一迴路熱傳輸係統的上充和下泄

A.1.7熱傳輸係統裝量控製

A.1.8熱傳輸係統壓力控製

A.1.9下泄凝汽器控製

A.1.10蒸汽發生器給水泵

A.1.11蒸汽發生器水位控製

A.1.12蒸汽發生器水位顯示

A.1.13蒸汽發生器水位手動控製

A.1.14汽輪機抽氣

A.1.15汽輪發電機

A.1.16反應堆調節係統

A.1.17電廠功率調節

A.1.18參數趨勢圖

A.1.19故障設置

A.2電廠運行模式

A.2.1Normal模式下的功率調節

A.2.2Alternate模式下的功率調節

A.2.3Normal模式下降低功率

A.2.4滿功率運行時的溫度分布

A.3反應堆調節係統

A.3.1功率調節

A.3.2控製策略

A.3.3RRS係統響應

A.3.4手動控製

A.3.5手動抽棒

A.4堆調係統故障和跳堆

A.4.1輕水液位流入閥門誤開

A.4.2輕水液位流入閥門誤關

A.4.3意外插棒

A.4.4跳堆並恢復

A.4.5跳堆

A.5熱傳輸係統

A.5.1CV20誤開

A.5.2CV22誤開

A.5.3CV12誤開

A.5.4MV1誤關

A.5.5CV5誤開

A.6蒸汽和給水係統

A.6.1LCV101誤開

A.6.2LCV101誤關

A.6.3蒸汽流量計故障

A.6.4蒸汽壓力控製

A.6.5跳堆和再起動

A.7常見故障處理

A.7.1所有給水閥關閉

A.7.2所有給水泵失電

A.7.3汽輪機異常跳機

A.7.4壓力測量故障

A.7.5小破口事故

A.7.6主蒸汽管綫破裂事故

參考文獻

前言/序言

　　核電廠是利用核能發電的裝置，係統十分龐大而且種類繁多，學習核電廠的運行自然也十分不易。目前，有關核電廠係統與運行的教材已有不少，為什麼還要再費力編寫這麼一部教材？理由有三：(1)大學教育製度的改革，使得本科生的培養嚮寬口徑、厚基礎方嚮發展，原先偏專、偏深的教材已經不適閤現在的學生使用。(2)核電廠操縱員的培訓是不可能在大學階段完成的，需要到具體的核電廠進行模擬機培訓後纔能夠取得執照，大學階段的學習和訓練應該側重於基本理論和基本運行原理的掌握。(3)目前我國已經具有瞭壓水堆、重水堆、沸水堆、鈉冷快堆、高溫氣冷堆等多種堆型的核電廠，就核電廠運行的基本原理而言，應該涉及各種類型的核電廠的特點，而不應該拘泥於某一種類型的核電廠。

　　本著這樣的思路和齣發點，本書作者在清華大學多年講授核電廠係統與運行的講義的基礎上，編寫這本教材，以壓水堆核電廠為主綫，兼顧其他堆型的特點，著重闡述核電廠的主要係統與基本運行原理。

　　本書首先介紹核電廠運行的基本原理，內容包括有關基本概念，例如反應性、反應性係數、燃耗與中毒等問題。然後介紹核電廠的堆芯和冷卻劑係統的特點，以及相應的能量傳輸和轉換係統。在此基礎上，介紹核電廠儀錶和控製係統，以及各種類型的核電廠的控製特點。隨後介紹輔助係統和安全係統，這對運行核電廠也是十分重要的。最後，介紹核電廠的正常運行和異常運行等知識。通過閱讀本書，讀者可以瞭解到各種核電廠的運行基本原理和概貌，包括主要設備和主要工藝係統的控製與運行，以及核電廠的安全是如何實現的。

　　本書既適閤從事核電廠運行及管理人員使用，也可供高等學校核反應堆工程專業的師生及從事核電工程的技術人員參考。

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