本書首先介紹核電廠運行的基本原理，內(nèi)容包括反應(yīng)性、反應(yīng)性系數(shù)、燃耗與中毒等基本概念。然后介紹核電廠的堆芯和冷卻劑系統(tǒng)的特點，以及相應(yīng)的能量傳輸和轉(zhuǎn)換系統(tǒng)。在此基礎(chǔ)上，介紹核電廠儀表和控制系統(tǒng)，以及各種類型的核電廠的控制特點。隨后介紹輔助系統(tǒng)和安全系統(tǒng)，這對核電廠運行也是十分重要的。，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(guī)和非常規(guī)運行進行了介紹，包括功率調(diào)節(jié)、跨越碘坑、停堆或停機后的恢復(fù)運行、熱傳輸系統(tǒng)或蒸汽給水系統(tǒng)發(fā)生故障后的診斷和運行等。 本書既適合從事核電廠運行及管理人員使用，也可供高等學(xué)校核反應(yīng)堆工程專業(yè)的師生及從事核電工程的技術(shù)人員參考。
本書是針對大學(xué)本科高年級的專業(yè)課程《核電廠系統(tǒng)與運行》編寫的。著重闡述各種類型核電廠的系統(tǒng)特點以及基本運行原理。內(nèi)容包括核電廠運行的基本物理知識、核電廠主要的系統(tǒng)和控制原理、儀表與控制系統(tǒng)，以及核電廠的運行管理和模擬器實驗。通過閱讀本書，讀者可以了解到核電廠的總體控制與運行，設(shè)備和主要工藝系統(tǒng)的控制與運行，為將來從事核電廠相關(guān)領(lǐng)域的研究和工作，提供寬厚扎實的基礎(chǔ)。本書既適合于大學(xué)本科高年級專業(yè)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(shù)人員參考。
俞冀陽，1994年畢業(yè)于清華大學(xué)工程物理系，1999年獲清華大學(xué)工學(xué)博士后在清華大學(xué)工程物理系任教，從事反應(yīng)堆熱工水力與安全方面的人才培養(yǎng)和科學(xué)研究工作。在清華大學(xué)主講的課程：《反應(yīng)堆熱工水力學(xué)》、《核電廠系統(tǒng)與運行》、《核電廠事故分析》、《反應(yīng)堆熱工流體數(shù)值計算》等課程。主要承擔(dān)的科研工作：國家973計劃超臨界水冷堆關(guān)鍵科學(xué)問題研究，大型先進壓水堆非能動安全殼冷卻系統(tǒng)研究，釷基燃料先進堆開發(fā)，核動力裝置優(yōu)化設(shè)計等。
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(fēng)險
1.2.2核電廠安全目標
1.2.3核電廠安全許可證制度
1.2.4核電廠有關(guān)安全的基本設(shè)計思想
第2章核電廠運行物理基
2.1原子核物理基
2.1.1原子序數(shù)與質(zhì)量數(shù)
2.1.2質(zhì)量虧損與結(jié)合能
2.1.3放射性
2.1.4中子與物質(zhì)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(yīng)截面
2.3.1微觀截面和宏觀截面
2.3.2截面的溫度效應(yīng)
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(huán)與反應(yīng)堆臨界
2.5.1增殖因數(shù)
2.5.2四因子公式
2.5.3有效增殖因數(shù)
2.6反應(yīng)性
2.6.1反應(yīng)性系數(shù)
2.6.2溫度系數(shù)
2.6.3壓力系數(shù)
2.6.4空泡系數(shù)
2.6.5功率系數(shù)
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釤
核電廠系統(tǒng)與運行
目錄
第3章堆芯與冷卻劑系統(tǒng)
3.1堆芯
3.1.1反應(yīng)堆分類
3.1.2堆芯結(jié)構(gòu)設(shè)計
3.1.3堆芯核設(shè)計
3.1.4堆芯功率
3.2冷卻劑系統(tǒng)
3.2.1冷卻劑系統(tǒng)的功能
3.2.2冷卻劑系統(tǒng)的構(gòu)成
3.2.3冷卻劑系統(tǒng)的運行參數(shù)
3.2.4冷卻劑泵
3.3各種類型核電廠的設(shè)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(zhuǎn)換系統(tǒng)
4.1朗肯循環(huán)
4.1.1朗肯循環(huán)的過程
4.1.2朗肯循環(huán)的效率
4.1.3蒸汽再熱與回?zé)嵫h(huán)
4.2核電廠的蒸汽動力循環(huán)系統(tǒng)
4.2.1蒸汽發(fā)生器
4.2.2除氧器
4.2.3蒸汽管線系統(tǒng)
4.2.4給水系統(tǒng)
4.2.5汽輪機
4.2.6交流發(fā)電機
4.2.7凝汽器
第5章儀表與控制系統(tǒng)
5.1參數(shù)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放射線測量
5.1.7中子的測量
5.1.8反應(yīng)堆周期測量
5.1.9堆芯中子注量率測量
5.2反應(yīng)堆儀表監(jiān)測系統(tǒng)
5.2.1核功率測量系統(tǒng)
5.2.2堆芯測量系統(tǒng)
5.2.3控制棒位置指示系統(tǒng)
5.2.4冷卻劑系統(tǒng)監(jiān)測
5.2.5其他監(jiān)測系統(tǒng)
5.3壓水堆核電廠的控制系統(tǒng)
5.3.1反應(yīng)性控制和功率分布控制
5.3.2功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)
5.3.3一回路系統(tǒng)壓力控制
5.3.4穩(wěn)壓器水位控制
5.3.5蒸汽發(fā)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核電廠仿真機
5.4各種類型反應(yīng)堆的控制特點
5.4.1沸水堆控制
5.4.2高溫氣冷堆控制
5.4.3鈉冷快中子增殖堆控制
5.4.4重水堆控制
5.5核電廠數(shù)字化控制系統(tǒng)
5.5.1核電廠計算機系統(tǒng)
5.5.2核電廠計算機控制
5.5.3壓水堆數(shù)字化控制系統(tǒng)
5.5.4沸水堆數(shù)字化控制系統(tǒng)
5.6核電廠保護系統(tǒng)
5.6.1反應(yīng)堆保護參數(shù)
5.6.2反應(yīng)堆保護系統(tǒng)
5.6.3堆芯保護系統(tǒng)
5.6.4反應(yīng)堆保護裝置
5.6.5反應(yīng)堆數(shù)字化保護系統(tǒng)
第6章核電廠輔助系統(tǒng)
6.1化學(xué)和容積控制系統(tǒng)
6.1.1體積控制
6.1.2水質(zhì)控制
6.1.3硼濃度控制
6.1.4硼熱再生系統(tǒng)
6.1.5硼回收系統(tǒng)
6.2余熱排出系統(tǒng)
6.3設(shè)備冷卻水系統(tǒng)
6.4重要廠用水系統(tǒng)
6.5廢物處理系統(tǒng)
6.5.1廢氣處理系統(tǒng)
6.5.2廢液處理系統(tǒng)
6.5.3固體廢物處理系統(tǒng)
6.6安全殼通風(fēng)凈化系統(tǒng)
6.7蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)
6.8燃料操作系統(tǒng)
6.8.1壓水堆燃料操作系統(tǒng)
6.8.2重水堆燃料操作系統(tǒng)
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重水堆輔助系統(tǒng)
6.9.1重水堆慢化劑系統(tǒng)
6.9.2慢化劑覆蓋氣體系統(tǒng)
6.9.3停堆冷卻系統(tǒng)
6.9.4重水凈化系統(tǒng)
6.9.5氘化和除氘系統(tǒng)
6.10廠用電系統(tǒng)
第7章安全系統(tǒng)與專設(shè)安全設(shè)施
7.1反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)
7.1.1控制棒停堆系統(tǒng)
7.1.2壓水堆第二停堆系統(tǒng)
7.1.3重水堆第二停堆系統(tǒng)
7.2應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)
7.2.1壓水堆安全注射系統(tǒng)
7.2.2沸水堆應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)
7.2.3重水堆應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)
7.3安全殼包容系統(tǒng)
7.3.1安全殼的類型
7.3.2安全殼隔離系統(tǒng)
7.4安全殼噴淋系統(tǒng)
7.5可燃氣體控制系統(tǒng)
7.6輔助給水系統(tǒng)
7.7非能動安全系統(tǒng)
7.7.1余熱排出系統(tǒng)
7.7.2安全注射系統(tǒng)
7.7.3安全殼冷卻系統(tǒng)
7.8重水堆安全系統(tǒng)
第8章核電廠正常運行
8.1運行管理
8.1.1運行安全管理體系
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(tài)
8.2.2運行模式
8.3核電廠的運行技術(shù)規(guī)格書
8.4核電廠的運行規(guī)程
8.5核電廠的調(diào)試
8.5.1調(diào)試主要階段
8.5.2調(diào)試準備工作
8.5.3調(diào)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(jīng)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(tài)分類
9.1.2核電廠事件分級
9.2設(shè)計基準事故與監(jiān)督
9.2.1核電廠設(shè)計基準事故
9.2.2燃料包殼完整性監(jiān)督
9.2.3冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界完整性監(jiān)督
9.2.4安全參數(shù)顯示系統(tǒng)
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(yīng)急管理
9.3.3核事故應(yīng)急計劃與準備
9.3.4核事故應(yīng)急措施
9.3.5核事故后恢復(fù)措施
附錄核電廠模擬器實驗指示書
A.1國際原子能機構(gòu)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(yīng)性控制
A.1.5一回路熱傳輸系統(tǒng)的主回路
A.1.6一回路熱傳輸系統(tǒng)的上充和下泄
A.1.7熱傳輸系統(tǒng)裝量控制
A.1.8熱傳輸系統(tǒng)壓力控制
A.1.9下泄凝汽器控制
A.1.10蒸汽發(fā)生器給水泵
A.1.11蒸汽發(fā)生器水位控制
A.1.12蒸汽發(fā)生器水位顯示
A.1.13蒸汽發(fā)生器水位手動控制
A.1.14汽輪機抽氣
A.1.15汽輪發(fā)電機
A.1.16反應(yīng)堆調(diào)節(jié)系統(tǒng)
A.1.17電廠功率調(diào)節(jié)
A.1.18參數(shù)趨勢圖
A.1.19故障設(shè)置
A.2電廠運行模式
A.2.1Normal模式下的功率調(diào)節(jié)
A.2.2Alternate模式下的功率調(diào)節(jié)
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(yīng)堆調(diào)節(jié)系統(tǒng)
A.3.1功率調(diào)節(jié)
A.3.2控制策略
A.3.3RRS系統(tǒng)響應(yīng)
A.3.4手動控制
A.3.5手動抽棒
A.4堆調(diào)系統(tǒng)故障和跳堆
A.4.1輕水液位流入閥門誤
A.4.2輕水液位流入閥門誤關(guān)
A.4.3意外插棒
A.4.4跳堆并恢復(fù)
A.4.5跳堆
A.5熱傳輸系統(tǒng)
A.5.1CV20誤
A.5.2CV22誤
A.5.3CV12誤
A.5.4MV1誤關(guān)
A.5.5CV5誤
A.6蒸汽和給水系統(tǒng)
A.6.1LCV101誤
A.6.2LCV101誤關(guān)
A.6.3蒸汽流量計故障
A.6.4蒸汽壓力控制
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(guān)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主蒸汽管線破裂事故
參考文獻
