《核電廠系統(tǒng)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系統(tǒng)設備進行了論述。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系統(tǒng)和設備；第4章介紹核島主要輔助系統(tǒng)；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(fā)電機組；第8章介紹核電廠二回路熱力系統(tǒng)；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(fā)展與改進。
《核電廠系統(tǒng)及設備（第2版）》不僅適用于核能科學與工程專業(yè)本科生、研究生，還適用于到核電廠工作的非核能科學與工程專業(yè)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。
核能的發(fā)展與和平利用是20 世紀最杰出的科技成就之一。在核能利用中，核電的發(fā)展相當迅速，已被公認為一種安全、經(jīng)濟、可靠、清潔的能源。我國核電事業(yè)進入了前所未有的快速發(fā)展時期。
本書主要闡述壓水堆核電廠的基本原理。鑒于我國已確定發(fā)展壓水堆核電技術，本書以我國已運行的1000?MW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系統(tǒng)設備進行了論述。全書共分10章。第1章緒論，介紹世界及我國核電的發(fā)展成就、我國發(fā)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、一回路系統(tǒng)及主要設備，對反應堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器和蒸汽發(fā)生器的作用、工作原理、結構、設計計算作了重點闡述；第4章介紹核島主要輔助系統(tǒng)；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(fā)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章介紹核電廠二回路熱力系統(tǒng)；第9章扼要介紹壓水堆核電廠的正常運行，本章使上述分門別類介紹的系統(tǒng)、設備形成一個有機整體，對核電廠系統(tǒng)及設備進行了動態(tài)展示，力求給讀者展現(xiàn)一座核電廠的總體圖像；第10章介紹輕水堆核電技術的發(fā)展與改進。
本書是為核能科學與工程專業(yè)的本科生編寫的，力求結合我國核電實際對核電廠系統(tǒng)設備進行闡述。在對已運行核電廠進行介紹的同時，也對在建的二代改進型及第三代核電廠進行了介紹。本書注重對國際上壓水堆核電廠系統(tǒng)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(fā)展，反映國內(nèi)外輕水堆核電廠新的設計思想和設計成果。
本書是一本工程性強、適應面廣的基礎性教材。它不僅適用于核能科學與工程專業(yè)本科生、研究生，還適用于到核電廠工作的非核能科學與工程專業(yè)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。限于編者學識水平，缺點、錯誤在所難免，歡迎讀者批評指正。
第1章 緒論1
1.1 世界核電的發(fā)展概況1
1.2 我國的核電發(fā)展情況4
1.2.1 發(fā)展核電是我國的基本方針4
1.2.2 中國核電建設進入新的發(fā)展時期4
第2章 壓水堆核電廠6
2.1 概述6
2.2 核電廠總體及廠房布置12
2.2.1 廠址選擇12
2.2.2 總平面布置14
2.3 核電廠主要廠房設施16
2.4 核電廠設備安全功能及分級19
2.4.1 安全功能及分析方法19
2.4.2 安全分級19
2.4.3 抗震分類20
2.4.4 規(guī)范分級和質(zhì)量分組21
2.5 核電廠安全設計原則22
第3章 反應堆冷卻劑系統(tǒng)和設備25
3.1 反應堆冷卻劑系統(tǒng)25
3.1.1 系統(tǒng)功能25
3.1.2 系統(tǒng)描述25
3.1.3 系統(tǒng)的參數(shù)選擇27
3.1.4 系統(tǒng)布置29
3.1.5 系統(tǒng)的參數(shù)測量29
3.1.6 系統(tǒng)特性31
3.2 反應堆本體結構32
3.2.1 堆芯結構32
3.2.2 堆芯支撐結構36
3.2.3 反應堆壓力容器38
3.2.4 控制棒驅(qū)動機構41
3.3 反應堆冷卻劑泵43
3.3.1 概述43
3.3.2 屏蔽電機泵43
3.3.3 軸封泵44
3.3.4 葉輪泵的一般特性51
3.3.5 泵的全特性曲線58
3.4 蒸汽發(fā)生器65
3.4.1 概述65
3.4.2 蒸汽發(fā)生器的典型結構和工質(zhì)流程66
3.4.3 蒸汽發(fā)生器的傳熱計算73
3.4.4 蒸汽發(fā)生器的水力計算79
3.4.5 蒸汽發(fā)生器的數(shù)學模型82
3.5 穩(wěn)壓器86
3.5.1 穩(wěn)壓器的功能86
3.5.2 穩(wěn)壓器及其附屬設備86
3.5.3 穩(wěn)壓器的工作原理90
3.5.4 穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)93
3.5.5 穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)96
3.5.6 穩(wěn)壓器的設計準則99
3.5.7 穩(wěn)壓器的容積計算100
3.5.8 穩(wěn)壓器瞬態(tài)過程分析模型101
第4章 核島主要輔助系統(tǒng)107
4.1 化學和容積控制系統(tǒng)108
4.1.1 系統(tǒng)功能108
4.1.2 設計依據(jù)108
4.1.3 系統(tǒng)流程113
4.1.4 系統(tǒng)設備布置116
4.1.5 系統(tǒng)運行117
4.2 反應堆硼和水補給系統(tǒng)118
4.2.1 系統(tǒng)功能118
4.2.2 設計依據(jù)118
4.2.3 系統(tǒng)描述118
4.2.4 補給量計算119
4.2.5 補給方式122 4.3 余熱排出系統(tǒng)123
4.3.1 系統(tǒng)功能123
4.3.2 系統(tǒng)描述123
4.3.3 系統(tǒng)運行124
4.3.4 系統(tǒng)綜述125
4.4 設備冷卻水系統(tǒng)125
4.4.1 系統(tǒng)功能125
4.4.2 系統(tǒng)描述126
4.4.3 系統(tǒng)運行129
4.5 重要廠用水系統(tǒng)129
4.5.1 系統(tǒng)功能129
4.5.2 系統(tǒng)描述130
4.5.3 系統(tǒng)運行130
4.6 反應堆換料水池和乏燃料池冷卻和處理系統(tǒng)131
4.6.1 系統(tǒng)功能131
4.6.2 系統(tǒng)描述131
4.6.3 系統(tǒng)運行133
4.7 廢物處理系統(tǒng)133
4.7.1 概述133
4.7.2 放射性廢水處理方法134
4.7.3 氚的產(chǎn)生及性質(zhì)137
4.7.4 硼回收系統(tǒng)138
4.7.5 廢水處理系統(tǒng)141
4.7.6 廢氣處理系統(tǒng)143
4.7.7 固體廢物處理系統(tǒng)146
4.8 核島通風空調(diào)及空氣凈化147
4.8.1 概述147
4.8.2 設計原則148
4.8.3 進風系統(tǒng)及其凈化處理149
4.8.4 排風系統(tǒng)及其空氣凈化處理151
4.8.5 通風系統(tǒng)主要設備及其性能152
4.8.6 核島通風空調(diào)和空氣凈化系統(tǒng)簡介154
第5章 專設安全設施158
5.1 概述158
5.2 安注系統(tǒng)159
5.2.1 系統(tǒng)功能159
5.2.2 系統(tǒng)描述159
5.2.3 系統(tǒng)運行162
5.2.4 安注系統(tǒng)的設計改進164
5.3 安全殼系統(tǒng)165
5.3.1 安全殼的功能165
5.3.2 安全殼的形式166
5.3.3 安全殼貫穿件166
5.4 安全殼噴淋系統(tǒng)167
5.4.1 系統(tǒng)功能167
5.4.2 系統(tǒng)描述167
5.4.3 系統(tǒng)運行169
5.5 安全殼隔離系統(tǒng)170
5.5.1 系統(tǒng)功能170
5.5.2 系統(tǒng)設計170
5.5.3 系統(tǒng)特點170
5.5.4 系統(tǒng)運行和控制171
5.6 可燃氣體控制系統(tǒng)172
5.6.1 概述172
5.6.2 系統(tǒng)描述173
5.7 輔助給水系統(tǒng)175
5.7.1 系統(tǒng)功能175
5.7.2 系統(tǒng)描述175
5.7.3 系統(tǒng)運行178
5.7.4 系統(tǒng)的設計改進179
第6章 核電廠熱力學182
6.1 熱力學基礎182
6.1.1 理想循環(huán)的研究182
6.1.2 實際循環(huán)的分析方法184
6.1.3 電廠熱力循環(huán)的分析185
6.2 核電廠的熱經(jīng)濟性指標187
6.3 蒸汽參數(shù)對熱經(jīng)濟性的影響189
6.3.1 蒸汽初參數(shù)對循環(huán)熱經(jīng)濟性的影響189
6.3.2 蒸汽終參數(shù)的影響191
6.4 回熱循環(huán)193
6.4.1 給水回熱循環(huán)的熱經(jīng)濟性193
6.4.2 最佳回熱分配195
6.4.3 最佳給水溫度199
6.5 蒸汽再熱循環(huán)201
6.5.1 概述201
6.5.2 汽耗率與熱耗率201
6.5.3 具有再熱的回熱加熱分配203
6.5.4 最佳再熱壓力204
6.6 二回路系統(tǒng)熱力分析204
6.6.1 定功率分析方法204
6.6.2 定功率法熱力分析舉例206
第7章 核汽輪發(fā)電機組214
7.1 概述214
7.2 汽輪機的工作原理及分類215
7.2.1 汽輪機級的工作原理及特點215
7.2.2 汽輪機的分類220
7.3 汽輪機中能量轉(zhuǎn)換過程221
7.3.1 蒸汽在噴嘴中的流動和能量轉(zhuǎn)換221
7.3.2 蒸汽在動葉柵中的流動和能量轉(zhuǎn)換223
7.3.3 輪周效率和最佳速比227
7.3.4 級內(nèi)損失及相對內(nèi)效率231
7.3.5 長葉片234
7.3.6 多級汽輪機236
7.4 汽輪機的本體結構240
7.4.1 轉(zhuǎn)子240
7.4.2 汽缸與隔板247
7.4.3 防蝕措施249
7.5 汽輪機的總體結構252
7.5.1 汽輪機的總體結構形式252
7.5.2 核電廠飽和蒸汽汽輪機的總體配置253
7.6 核電廠汽輪機的特點255
7.6.1 核汽輪機組的一般特點255
7.6.2 核汽輪機組的轉(zhuǎn)速選擇256
7.7 汽輪機調(diào)節(jié)的基本概念258
7.7.1 汽輪機調(diào)節(jié)的基本任務258
7.7.2 汽輪機調(diào)節(jié)的手段259
7.7.3 汽輪機的調(diào)節(jié)方式260
7.8 汽水分離再熱器261
7.8.1 概述261
7.8.2 結構形式及流程261
7.8.3 運行經(jīng)驗及設計改進264
7.9 凝汽器及其真空系統(tǒng)265
7.9.1 概述265
7.9.2 凝汽器傳熱的強化267
7.9.3 凝汽器的結構269
7.9.4 凝汽器的特性271
7.9.5 凝結水過冷原因及改善措施273
7.9.6 多壓凝汽器275
7.9.7 凝汽器真空系統(tǒng)277
第8章 核電廠二回路熱力系統(tǒng)279
8.1 概述279
8.1.1 系統(tǒng)的功能279
8.1.2 典型的壓水堆核電廠二回路熱力系統(tǒng)279
8.2 主蒸汽系統(tǒng)283
8.2.1 概述283
8.2.2 系統(tǒng)描述283
8.2.3 系統(tǒng)特性285
8.3 凝結水和給水回熱加熱系統(tǒng)286
8.3.1 回熱加熱器286
8.3.2 抽汽系統(tǒng)288
8.3.3 疏水系統(tǒng)288
8.3.4 排氣系統(tǒng)290
8.3.5 卸壓系統(tǒng)290
8.3.6 凝結水泵和給水泵291
8.3.7 給水調(diào)節(jié)閥和隔離閥296
8.4 給水除氧系統(tǒng)297
8.4.1 概述297
8.4.2 熱力除氧的原理297
8.4.3 除氧器的類型及典型結構298
8.4.4 除氧器的熱平衡和自生沸騰303
8.4.5 除氧器的運行304
8.4.6 真空除氧與熱力除氧的比較307
8.5 蒸汽排放系統(tǒng)308
8.5.1 概述308
8.5.2 系統(tǒng)描述308
8.5.3 系統(tǒng)特性310
8.5.4 系統(tǒng)控制311
8.6 蒸汽發(fā)生器水位控制系統(tǒng)312
8.6.1 概述312
8.6.2 蒸汽發(fā)生器水位控制313
8.6.3 與蒸汽發(fā)生器水位有關的保護318
8.7 蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)319
8.7.1 概述319
8.7.2 系統(tǒng)描述319
8.7.3 系統(tǒng)運行320
8.8 二回路水處理系統(tǒng)320
8.8.1 二回路水處理方法320
8.8.2 凝結水凈化321
8.8.3 二回路水質(zhì)要求322
第9章 核電廠的運行324
9.1 電廠的標準狀態(tài)324
9.1.1 電廠的標準狀態(tài)定義324
9.1.2 技術限制326
9.2 核電廠控制保護功能介紹327
9.2.1 停堆保護功能329
9.2.2 安全設施觸發(fā)信號329
9.2.3 允許329
9.2.4 禁止信號 331
9.3 核電廠的啟動332
9.3.1 核電廠的冷啟動332
9.3.2 核電廠的熱啟動335
9.4 核電廠停閉335
9.4.1 概述335
9.4.2 從功率運行到冷停堆的主要過程336
第10章 輕水堆核電技術的發(fā)展與改進339
10.1 輕水堆核電技術發(fā)展現(xiàn)狀339
10.2 AP1000核電廠341
10.2.1 AP1000概況341
10.2.2 AP1000的設計特點342
10.2.3 AP1000的安全特性346
10.2.4 AP1000的系統(tǒng)簡化354
10.3 EPR核電廠354
10.3.1 EPR堆本體一般特性354
10.3.2 EPR的安全特性357
10.3.3 EPR的經(jīng)濟性與可靠性362
10.4 先進的沸水堆核電廠364
10.4.1 傳統(tǒng)的沸水堆核電廠364
10.4.2 ABWR 核電廠設計特點365
10.4.3 ABWR的安全性369
10.4.4 ABWR的經(jīng)濟性370
10.5 固有安全堆372
10.5.1 固有安全的概念372
10.5.2 PIUS反應堆簡介372
10.6 第四代核能系統(tǒng)375
常用符號378
附錄 1994年國際水和水蒸氣性質(zhì)協(xié)會（IAPWS）發(fā)布的輕水熱力學性質(zhì)國際骨架表381
附表A 水和水蒸氣的比體積及其允差381
附表B 水和水蒸氣的比焓及其允差384
附表C 飽和線上水和水蒸氣的比體積（dm3/kg）和比焓（kJ/kg）386
參考文獻388
反應堆冷卻劑系統(tǒng)設備和管道的布置以反應堆壓力容器為中心，力求緊湊、簡單對稱。為了補償主管道的熱膨脹應力，蒸汽發(fā)生器和主泵采用擺動的支撐結構，以允許橫向位移。
蒸汽發(fā)生器的位置高于反應堆壓力容器管嘴所在的平面，以便使系統(tǒng)具有足夠的自然循環(huán)能力。
冷卻劑中存在裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物，對系統(tǒng)設備和管道有不同程度的污染。因此，在設備周圍設有隔墻，它們與安全殼墻構成了二次屏蔽。
為了防止管道破裂后由于流體噴射導致的管道甩擊對周圍設備的危害，在高能管道上裝有限制器，對設備、管道進行實體隔離。主要設備（反應堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器、反應堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器等）和反應堆冷卻劑管道安裝在二次屏蔽墻內(nèi)。
3.1.5 系統(tǒng)的參數(shù)測量1. 溫度測量 反應堆冷卻劑冷熱管段溫度是重要的熱工參數(shù)，溫度測量的一次元件是電阻溫度計。寬量程的溫度測量由裝在套管內(nèi)的電阻溫度計監(jiān)測。每條環(huán)路的冷熱管段各裝一支寬量程電阻溫度計，將它們置于伸入冷卻劑的套管內(nèi)。由于不與冷卻劑直接接觸，測得的冷卻劑溫度有一定的滯后，僅用于指示。其量程為0～350℃.
用于電廠控制保護的溫度測量要求精確、響應快，采用浸入式的窄量程電阻溫度計。顯然，這種精密儀表不能直接插入主管道的高速流體中，因此在每個環(huán)路設置了測溫旁路管線。從冷、熱管段分別引一股流體到測溫旁路進行測量。圖3.2所示為測溫旁路示意圖。
圖3.2 一回路的測溫旁路
從主管道引來的采樣水應具有代表性，熱管段上的取樣點是用三個互成120. 的取樣管嘴在管道同一截面上伸入主管道中。三個管嘴的采樣水混合在一起匯入測溫旁路，這樣的采樣水代表熱管段水。
冷管段的水從主泵的下游取樣，由于泵的攪拌作用使水得以混合，僅需一根取樣管就可得到代表性的冷端水溫。
從冷熱管段引來的采樣水，合并到一條公共返回管線，在過渡段匯入主管道。返回管線上設有流量計，以監(jiān)測旁路管線是否有足夠的流量。若流量低則發(fā)出報警，說明此環(huán)路的溫度測量信號不可用。
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