內容簡介
《核電廠係統及設備(第2版)》主要闡述壓水堆核電廠的基本原理。以我國已運行的1GW級電功率的壓水堆核電廠為背景,對壓水堆核電廠總體及主要係統設備進行瞭論述。全書共分10章。第1章緒論;第2章介紹壓水堆核電廠;第3章介紹反應堆冷卻劑係統和設備;第4章介紹核島主要輔助係統;第5章介紹專設安全設施;第6章闡述核電廠熱力學基礎;第7章介紹核汽輪發電機組;第8章介紹核電廠二迴路熱力係統;第9章扼要介紹壓水堆核電廠的正常運行;第10章介紹輕水堆核電技術的發展與改進。
《核電廠係統及設備(第2版)》不僅適用於核能科學與工程專業本科生、研究生,還適用於到核電廠工作的非核能科學與工程專業的人員,可作為核電廠運行和技術人員培訓的參考教材,作為從事核電廠設計、運行、管理及安全分析人員的參考書。
內頁插圖
目錄
第1章 緒論
1.1 世界核電的發展概況
1.2 我國的核電發展情況
1.2.1 發展核電是我國的基本方針
1.2.2 中國核電建設進入新的發展時期
第2章 壓水堆核電廠
2.1 概述
2.2 核電廠總體及廠房布置
2.2.1 廠址選擇
2.2.2 總平麵布置
2.3 核電廠主要廠房設施
2.4 核電廠設備安全功能及分級
2.4.1 安全功能及分析方法
2.4.2 安全分級
2.4.3 抗震分類
2.4.4 規範分級和質量分組
2.5 核電廠安全設計原則
第3章 反應堆冷卻劑係統和設備
3.1 反應堆冷卻劑係統
3.1.1 係統功能
3.1.2 係統描述
3.1.3 係統的參數選擇
3.1.4 係統布置
3.1.5 係統的參數測量
3.1.6 係統特性
3.2 反應堆本體結構
3.2.1 堆芯結構
3.2.2 堆芯支撐結構
3.2.3 反應堆壓力容器
3.2.4 控製棒驅動機構
3.3 反應堆冷卻劑泵
3.3.1 概述
3.3.2 屏蔽電機泵
3.3.3 軸封泵
3.3.4 葉輪泵的一般特性
3.3.5 泵的全特性麯綫
3.4 蒸汽發生器
3.4.1 概述
3.4.2 蒸汽發生器的典型結構和工質流程
3.4.3 蒸汽發生器的傳熱計算
3.4.4 蒸汽發生器的水力計算
3.4.5 蒸汽發生器的數學模型
3.5 穩壓器
3.5.1 穩壓器的功能
3.5.2 穩壓器及其附屬設備
3.5.3 穩壓器的工作原理
3.5.4 穩壓器壓力控製係統
3.5.5 穩壓器水位控製係統
3.5.6 穩壓器的設計準則
3.5.7 穩壓器的容積計算
3.5.8 穩壓器瞬態過程分析模型
……
第4章 核島主要輔助係統
第5章 專設安全設施
第6章 核電廠熱力學
第7章 核汽輪發電機組
第8章 核電廠二迴路熱力係統
第9章 核電廠的運行
第10章 輕水堆核電技術的發展與改進
附錄 1994年國際水和水蒸氣性質協會(IAPWS)發布的輕水熱力學性質國際骨架錶
參考文獻
前言/序言
核能的發展與和平利用是20世紀最傑齣的科技成就之一。在核能利用中,核電的發展相當迅速,已被公認為一種安全、經濟、可靠、清潔的能源。我國核電事業進入瞭前所未有的快速發展時期。
本書主要闡述壓水堆核電廠的基本原理。鑒於我國已確定發展壓水堆核電技術,本書以我國已運行的1000MW級電功率的壓水堆核電廠為背景,對壓水堆核電廠總體及主要係統設備進行瞭論述。全書共分10章。第1章緒論,介紹世界及我國核電的發展成就、我國發展核電的方針政策;第2章介紹壓水堆核電廠;第3章介紹反應堆本體結構、一迴路係統及主要設備,對反應堆冷卻劑泵、穩壓器和蒸汽發生器的作用、工作原理、結構、設計計算作瞭重點闡述;第4章介紹核島主要輔助係統;第5章介紹專設安全設施;第6章闡述核電廠熱力學基礎;第7章介紹核汽輪發電機組,在闡述一般汽輪機的工作原理、結構的同時,重點討論核電廠汽輪機組的特點;第8章介紹核電廠二迴路熱力係統;第9章扼要介紹壓水堆核電廠的正常運行,本章使上述分門彆類介紹的係統、設備形成一個有機整體,對核電廠係統及設備進行瞭動態展示,力求給讀者展現一座核電廠的總體圖像;第10章介紹輕水堆核電技術的發展與改進。
本書是為核能科學與工程專業的本科生編寫的,力求結閤我國核電實際對核電廠係統設備進行闡述。本書注重對國際上壓水堆核電廠係統及設備不同風格的設計予以比較,以開闊學生的視野,使學生在比較中深化認識。教材還注意跟蹤世界新一代輕水堆核電廠設計的發展,反映國內外輕水堆核電技術的成果。
本書第2版增加瞭反映我國在引進、消化、吸收大亞灣及嶺澳一期核電技術基礎上,在第二代改進型核電技術所取得成果的內容,還增加瞭對在建第三代核電廠AP1000、EPR等的論述。本版第2次印刷前,編者及清華大學趙兆頤教授對全書再次作瞭修訂。
本書是一本工程性強、適應麵廣的基礎性教材。它不僅適用於核能科學與工程專業本科生、研究生,還適用於到核電廠工作的非核能科學與工程專業的人員,可作為核電廠運行和技術人員培訓的參考教材,作為從事核電廠設計、運行、管理及安全分析人員的參考書。
本書所涉及的學科領域廣泛。限於編者學識水平,缺點、錯誤在所難免,歡迎讀者批評指正。
《核動力裝置的理論與實踐》 本書是核工程領域的一部深度力作,旨在係統性地闡述核動力裝置的設計、運行、維護及其相關技術。本書內容涵蓋瞭從基礎的核物理原理到復雜的工程應用,為讀者提供瞭一個全麵而深入的視角,理解核能的巨大潛力和挑戰。 第一部分:核能的基礎理論與物理原理 本部分將從最根本的層麵入手,深入剖析核能的起源。我們首先會迴顧原子結構的演變,以及科學傢們是如何逐步揭示原子核內部的奧秘。愛因斯坦的質能方程(E=mc²)作為核能理論的基石,將在此處得到詳細的闡釋,解釋為何微小的質量損失能夠釋放齣如此龐大的能量。 接著,我們將聚焦於核反應堆的核心——核裂變。詳細介紹裂變過程中的中子誘發、鏈式反應的形成機製、以及控製鏈式反應的關鍵因素,如中子減速、吸收和增殖。本書將深入探討不同類型的核燃料,包括鈾同位素(²³⁵U、²³⁸U)及其在裂變中的不同作用,並介紹鈈(²³⁹Pu)等增殖材料的特性。 核反應堆的安全運行離不開對輻射的深入理解。本書將詳細介紹不同類型的核輻射(α、β、γ、中子)及其穿透能力、電離作用和潛在危害。同時,會詳細闡述輻射防護的基本原則,包括屏蔽、距離和時間控製,並介紹輻射監測和劑量學評估的方法。 第二部分:核反應堆的類型與設計原理 核動力裝置並非韆篇一律,而是根據不同的設計理念和應用需求,發展齣瞭多種類型。本書將對目前主流的核反應堆類型進行詳盡的介紹和比較,包括: 壓水堆(PWR):作為全球最普遍的核反應堆類型,我們將深入剖析其“一迴路”和“二迴路”的設計,強調其高溫高壓下的水作為冷卻劑和慢化劑的作用。詳細介紹堆芯設計、燃料組件布置、控製棒係統以及蒸汽發生器的原理。 沸水堆(BWR):與壓水堆不同,沸水堆直接在反應堆壓力容器內産生蒸汽。我們將詳細闡述其蒸汽分離、循環係統以及對水質的要求。 重水堆(CANDU):以其使用天然鈾作為燃料的特點而聞名,本書將解析重水作為慢化劑和冷卻劑的優勢,以及其在燃料更換和反應堆設計上的獨特性。 快中子反應堆(FBR):旨在利用快中子實現燃料增殖,本書將深入探討快堆的冷卻劑選擇(如液態金屬)、堆芯設計以及其在核燃料循環中的戰略意義。 先進反應堆概念:除上述主流類型外,本書還將介紹一些正在研發或已投入運行的先進反應堆概念,如高溫氣冷堆(HTGR)、熔鹽堆(MSR)等,分析它們在固有安全性、燃料利用率和高溫應用方麵的潛力。 在設計原理方麵,本書將詳細介紹反應堆熱工水力學,包括冷卻劑的流動、傳熱過程以及熱量從燃料芯塊傳遞到冷卻劑的各個環節。中子學設計部分將著重講解如何通過優化堆芯結構、燃料排列和控製棒布局,實現反應堆的臨界狀態、功率分布和安全裕度。結構力學設計則會關注反應堆壓力容器、管道、以及其他關鍵結構的材料選擇、應力分析和抗震設計。 第三部分:核動力裝置的關鍵係統與設備 一座完整的核動力裝置是一個龐大而精密的係統集閤。本書將逐一剖析構成這一係統的各個關鍵部分: 反應堆核心係統:這是核動力裝置的“心髒”。我們將詳細介紹燃料組件的設計與製造,包括燃料棒、包殼材料(如鋯閤金)及其性能要求。控製棒係統的作用是精確控製鏈式反應,本書將闡述其驅動機構、材料選擇以及應急停堆功能。 冷卻劑係統:冷卻劑在核反應堆中扮演著至關重要的角色,負責將堆芯産生的熱量導齣。本書將詳細分析不同冷卻劑(水、重水、氣體、液態金屬)的物理化學性質、流體力學特性及其在不同反應堆類型中的應用。相關設備如泵、管道、閥門的設計與選材也將得到深入探討。 蒸汽循環係統:將核反應堆産生的熱能轉化為機械能,再轉化為電能,是核電站的核心功能。本書將詳細介紹蒸汽發生器(對於壓水堆)、汽輪機、發電機以及凝汽器等關鍵設備的工作原理。水化學控製在保證設備長期穩定運行中的作用也將被強調。 安全係統:核安全是核動力裝置的生命綫。本書將詳細介紹核電站的層層防禦設計,包括: 事故限定邊界:多重屏障設計,從燃料芯塊、包殼、堆芯井、壓力容器到安全殼,確保放射性物質不外泄。 事故防護係統(ECCS):在發生冷卻劑喪失等事故時,能夠快速有效地嚮堆芯注入冷卻劑,防止堆芯過熱。 獨立安全係統:為保證在單一故障或外部事件影響下仍能維持安全。 放射性廢物處理係統:對運行過程中産生的各種放射性廢物進行收集、處理、儲存和處置。 儀錶與控製係統:精確的測量、監測和控製是保障核動力裝置安全穩定運行的基石。本書將介紹各種傳感器(溫度、壓力、流量、中子探測器等)、控製邏輯、以及先進的數字化儀控係統,如何實時監控反應堆狀態並執行控製指令。 輔助係統:包括廠房建築、電力係統、備用電源、消防係統、通風係統等,這些係統雖然不直接參與核反應,但對整個裝置的正常運行和安全至關重要。 第四部分:核動力裝置的運行、維護與退役 運行管理:本書將深入闡述核電站的日常運行操作規程,包括啓動、穩態運行、功率調節和停運等各個階段。操作人員的培訓、運行經驗反饋以及重大運行事件的分析將是重點內容。 維護與檢修:設備的定期檢查、維護和更換是確保核動力裝置長期可靠運行的關鍵。本書將介紹不同類型設備的維護策略、檢測技術(如無損檢測)以及預防性維護的重要性。 燃料管理:核燃料的裝載、更換、乏燃料儲存與後處理是核燃料循環中的重要環節。本書將闡述乏燃料的特性、儲存方式以及後處理技術的原理和挑戰。 退役與報廢:核動力裝置在完成其設計壽命後,需要進行安全、徹底的退役。本書將介紹退役規劃、放射性清理、設備拆解、以及場地恢復等全過程,並探討長期放射性廢物處置的挑戰。 第五部分:核安全與核不擴散 核安全文化:本書將強調核安全不僅僅是技術問題,更是一種組織文化。建立強大的安全意識、有效的溝通機製和持續改進的文化是核電站安全運行的根本。 國際原子能機構(IAEA)的角色:介紹IAEA在製定核安全標準、提供技術援助、以及促進核安全信息交流方麵的作用。 核不擴散:探討核材料的安全保障、核武器條約的作用,以及如何防止核技術和核材料被用於軍事目的。 結論 《核動力裝置的理論與實踐》是一部麵嚮核工程專業人士、科研人員以及對核能感興趣的讀者而編寫的綜閤性參考書。通過本書,讀者將能夠深刻理解核動力裝置的復雜性,掌握其核心技術,並認識到核能作為一種清潔、高效的能源形式,在滿足全球能源需求和應對氣候變化方麵所扮演的關鍵角色,同時也對其固有的挑戰和責任有全麵而清醒的認識。本書的編寫力求理論與實踐相結閤,通過詳實的案例分析和前沿技術介紹,為讀者搭建一個堅實的知識平颱。