《核電廠系統及設備（第二版）》是2010年清華大學出版社出版的圖書，作者是臧希年。
基本介紹
- 書名：核電廠系統及設備（第二版）
- 作者：臧希年
- ISBN：9787302232742
- 定價：45元
- 出版社：清華大學出版社
- 出版時間：2010-09-01
- 裝幀：平裝
- 印次：2-4
- 印刷日期：2014-2-28
內容簡介,前言,目錄,
內容簡介
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系統設備進行了論述。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、一迴路系統及主要設備，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、設計計算作了重點闡述；第4章介紹核島主要輔助系統；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系統；第9章扼要介紹壓水堆核電廠的正常運行，本章使上述分門別類介紹的系統、設備形成一個有機整體，對核電廠系統及設備進行了動態展示，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。
前言
核能的發展與和平利用是20 世紀最傑出的科技成就之一。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。我國核電事業進入了前所未有的快速發展時期。
本書是為核能科學與工程專業的本科生編寫的，力求結合我國核電實際對核電廠系統設備進行闡述。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。
本書是為核能科學與工程專業的本科生編寫的，力求結合我國核電實際對核電廠系統設備進行闡述。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。
編 者
目錄
第1章 緒論1
1.1 世界核電的發展概況1
1.2 我國的核電發展情況4
1.2.1 發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 規範分級和質量分組21
2.5 核電廠安全設計原則22
第3章 反應堆冷卻劑系統和設備25
3.1 反應堆冷卻劑系統25
3.1.1 系統功能25
3.1.2 系統描述25
3.1.3 系統的參數選擇27
3.1.4 系統布置29
3.1.5 系統的參數測量29
3.1.6 系統特性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 控制棒驅動機構41
3.3 反應堆冷卻劑泵43
3.3.1 概述43
3.3.2 禁止電機泵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 蒸汽發生器65
3.4.1 概述65
3.4.2 蒸汽發生器的典型結構和工質流程66
3.4.3 蒸汽發生器的傳熱計算73
3.4.4 蒸汽發生器的水力計算79
3.4.5 蒸汽發生器的數學模型82
3.5 穩壓器86
3.5.1 穩壓器的功能86
3.5.2 穩壓器及其附屬設備86
3.5.3 穩壓器的工作原理90
3.5.4 穩壓器壓力控制系統93
3.5.5 穩壓器水位控制系統96
3.5.6 穩壓器的設計準則99
3.5.7 穩壓器的容積計算100
3.5.8 穩壓器瞬態過程分析模型101
核電廠系統及設備(第2版)目錄第4章 核島主要輔助系統107
4.1 化學和容積控制系統108
4.1.1 系統功能108
4.1.2 設計依據108
4.1.3 系統流程113
4.1.4 系統設備布置116
4.1.5 系統運行117
4.2 反應堆硼和水補給系統118
4.2.1 系統功能118
4.2.2 設計依據118
4.2.3 系統描述118
4.2.4 補給量計算119
4.2.5 補給方式122 4.3 餘熱排出系統123
4.3.1 系統功能123
4.3.2 系統描述123
4.3.3 系統運行124
4.3.4 系統綜述125
4.4 設備冷卻水系統125
4.4.1 系統功能125
4.4.2 系統描述126
4.4.3 系統運行129
4.5 重要廠用水系統129
4.5.1 系統功能129
4.5.2 系統描述130
4.5.3 系統運行130
4.6 反應堆換料水池和乏燃料池冷卻和處理系統131
4.6.1 系統功能131
4.6.2 系統描述131
4.6.3 系統運行133
4.7 廢物處理系統133
4.7.1 概述133
4.7.2 放射性廢水處理方法134
4.7.3 氚的產生及性質137
4.7.4 硼回收系統138
4.7.5 廢水處理系統141
4.7.6 廢氣處理系統143
4.7.7 固體廢物處理系統146
4.8 核島通風空調及空氣淨化147
4.8.1 概述147
4.8.2 設計原則148
4.8.3 進風系統及其淨化處理149
4.8.4 排風系統及其空氣淨化處理151
4.8.5 通風系統主要設備及其性能152
4.8.6 核島通風空調和空氣淨化系統簡介154
第5章 專設安全設施158
5.1 概述158
5.2 安注系統159
5.2.1 系統功能159
5.2.2 系統描述159
5.2.3 系統運行162
5.2.4 安注系統的設計改進164
5.3 安全殼系統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167
5.4.1 系統功能167
5.4.2 系統描述167
5.4.3 系統運行169
5.5 安全殼隔離系統170
5.5.1 系統功能170
5.5.2 系統設計170
5.5.3 系統特點170
5.5.4 系統運行和控制171
5.6 可燃氣體控制系統172
5.6.1 概述172
5.6.2 系統描述173
5.7 輔助給水系統175
5.7.1 系統功能175
5.7.2 系統描述175
5.7.3 系統運行178
5.7.4 系統的設計改進179
第6章 核電廠熱力學182
6.1 熱力學基礎182
6.1.1 理想循環的研究182
6.1.2 實際循環的分析方法184
6.1.3 電廠熱力循環的分析185
6.2 核電廠的熱經濟性指標187
6.3 蒸汽參數對熱經濟性的影響189
6.3.1 蒸汽初參數對循環熱經濟性的影響189
6.3.2 蒸汽終參數的影響191
6.4 回熱循環193
6.4.1 給水回熱循環的熱經濟性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 二迴路系統熱力分析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 汽輪機中能量轉換過程221
7.3.1 蒸汽在噴嘴中的流動和能量轉換221
7.3.2 蒸汽在動葉柵中的流動和能量轉換223
7.3.3 輪周效率和最佳速比227
7.3.4 級內損失及相對內效率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 核汽輪機組的轉速選擇256
7.7 汽輪機調節的基本概念258
7.7.1 汽輪機調節的基本任務258
7.7.2 汽輪機調節的手段259
7.7.3 汽輪機的調節方式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 運行經驗及設計改進264
7.9 凝汽器及其真空系統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277
第8章 核電廠二迴路熱力系統279
8.1 概述279
8.1.1 系統的功能279
8.1.2 典型的壓水堆核電廠二迴路熱力系統279
8.2 主蒸汽系統283
8.2.1 概述283
8.2.2 系統描述283
8.2.3 系統特性285
8.3 凝結水和給水回熱加熱系統286
8.3.1 回熱加熱器286
8.3.2 抽汽系統288
8.3.3 疏水系統288
8.3.4 排氣系統290
8.3.5 卸壓系統290
8.3.6 凝結水泵和給水泵291
8.3.7 給水調節閥和隔離閥296
8.4 給水除氧系統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308
8.5.1 概述308
8.5.2 系統描述308
8.5.3 系統特性310
8.5.4 系統控制311
8.6 蒸汽發生器水位控制系統312
8.6.1 概述312
8.6.2 蒸汽發生器水位控制313
8.6.3 與蒸汽發生器水位有關的保護318 8.7 蒸汽發生器排污系統319
8.7.1 概述319
8.7.2 系統描述319
8.7.3 系統運行320
8.8 二迴路水處理系統320
8.8.1 二迴路水處理方法320
8.8.2 凝結水淨化321
8.8.3 二迴路水質要求322
第9章 核電廠的運行324
9.1 電廠的標準狀態324
9.1.1 電廠的標準狀態定義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展與改進339
10.1 輕水堆核電技術發展現狀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的經濟性與可靠性362
10.4 先進的沸水堆核電廠364
10.4.1 傳統的沸水堆核電廠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375常用符號378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
1.1 世界核電的發展概況1
1.2 我國的核電發展情況4
1.2.1 發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 規範分級和質量分組21
2.5 核電廠安全設計原則22
第3章 反應堆冷卻劑系統和設備25
3.1 反應堆冷卻劑系統25
3.1.1 系統功能25
3.1.2 系統描述25
3.1.3 系統的參數選擇27
3.1.4 系統布置29
3.1.5 系統的參數測量29
3.1.6 系統特性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 控制棒驅動機構41
3.3 反應堆冷卻劑泵43
3.3.1 概述43
3.3.2 禁止電機泵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 蒸汽發生器65
3.4.1 概述65
3.4.2 蒸汽發生器的典型結構和工質流程66
3.4.3 蒸汽發生器的傳熱計算73
3.4.4 蒸汽發生器的水力計算79
3.4.5 蒸汽發生器的數學模型82
3.5 穩壓器86
3.5.1 穩壓器的功能86
3.5.2 穩壓器及其附屬設備86
3.5.3 穩壓器的工作原理90
3.5.4 穩壓器壓力控制系統93
3.5.5 穩壓器水位控制系統96
3.5.6 穩壓器的設計準則99
3.5.7 穩壓器的容積計算100
3.5.8 穩壓器瞬態過程分析模型101
核電廠系統及設備(第2版)目錄第4章 核島主要輔助系統107
4.1 化學和容積控制系統108
4.1.1 系統功能108
4.1.2 設計依據108
4.1.3 系統流程113
4.1.4 系統設備布置116
4.1.5 系統運行117
4.2 反應堆硼和水補給系統118
4.2.1 系統功能118
4.2.2 設計依據118
4.2.3 系統描述118
4.2.4 補給量計算119
4.2.5 補給方式122 4.3 餘熱排出系統123
4.3.1 系統功能123
4.3.2 系統描述123
4.3.3 系統運行124
4.3.4 系統綜述125
4.4 設備冷卻水系統125
4.4.1 系統功能125
4.4.2 系統描述126
4.4.3 系統運行129
4.5 重要廠用水系統129
4.5.1 系統功能129
4.5.2 系統描述130
4.5.3 系統運行130
4.6 反應堆換料水池和乏燃料池冷卻和處理系統131
4.6.1 系統功能131
4.6.2 系統描述131
4.6.3 系統運行133
4.7 廢物處理系統133
4.7.1 概述133
4.7.2 放射性廢水處理方法134
4.7.3 氚的產生及性質137
4.7.4 硼回收系統138
4.7.5 廢水處理系統141
4.7.6 廢氣處理系統143
4.7.7 固體廢物處理系統146
4.8 核島通風空調及空氣淨化147
4.8.1 概述147
4.8.2 設計原則148
4.8.3 進風系統及其淨化處理149
4.8.4 排風系統及其空氣淨化處理151
4.8.5 通風系統主要設備及其性能152
4.8.6 核島通風空調和空氣淨化系統簡介154
第5章 專設安全設施158
5.1 概述158
5.2 安注系統159
5.2.1 系統功能159
5.2.2 系統描述159
5.2.3 系統運行162
5.2.4 安注系統的設計改進164
5.3 安全殼系統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167
5.4.1 系統功能167
5.4.2 系統描述167
5.4.3 系統運行169
5.5 安全殼隔離系統170
5.5.1 系統功能170
5.5.2 系統設計170
5.5.3 系統特點170
5.5.4 系統運行和控制171
5.6 可燃氣體控制系統172
5.6.1 概述172
5.6.2 系統描述173
5.7 輔助給水系統175
5.7.1 系統功能175
5.7.2 系統描述175
5.7.3 系統運行178
5.7.4 系統的設計改進179
第6章 核電廠熱力學182
6.1 熱力學基礎182
6.1.1 理想循環的研究182
6.1.2 實際循環的分析方法184
6.1.3 電廠熱力循環的分析185
6.2 核電廠的熱經濟性指標187
6.3 蒸汽參數對熱經濟性的影響189
6.3.1 蒸汽初參數對循環熱經濟性的影響189
6.3.2 蒸汽終參數的影響191
6.4 回熱循環193
6.4.1 給水回熱循環的熱經濟性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 二迴路系統熱力分析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 汽輪機中能量轉換過程221
7.3.1 蒸汽在噴嘴中的流動和能量轉換221
7.3.2 蒸汽在動葉柵中的流動和能量轉換223
7.3.3 輪周效率和最佳速比227
7.3.4 級內損失及相對內效率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 核汽輪機組的轉速選擇256
7.7 汽輪機調節的基本概念258
7.7.1 汽輪機調節的基本任務258
7.7.2 汽輪機調節的手段259
7.7.3 汽輪機的調節方式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 運行經驗及設計改進264
7.9 凝汽器及其真空系統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277
第8章 核電廠二迴路熱力系統279
8.1 概述279
8.1.1 系統的功能279
8.1.2 典型的壓水堆核電廠二迴路熱力系統279
8.2 主蒸汽系統283
8.2.1 概述283
8.2.2 系統描述283
8.2.3 系統特性285
8.3 凝結水和給水回熱加熱系統286
8.3.1 回熱加熱器286
8.3.2 抽汽系統288
8.3.3 疏水系統288
8.3.4 排氣系統290
8.3.5 卸壓系統290
8.3.6 凝結水泵和給水泵291
8.3.7 給水調節閥和隔離閥296
8.4 給水除氧系統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308
8.5.1 概述308
8.5.2 系統描述308
8.5.3 系統特性310
8.5.4 系統控制311
8.6 蒸汽發生器水位控制系統312
8.6.1 概述312
8.6.2 蒸汽發生器水位控制313
8.6.3 與蒸汽發生器水位有關的保護318 8.7 蒸汽發生器排污系統319
8.7.1 概述319
8.7.2 系統描述319
8.7.3 系統運行320
8.8 二迴路水處理系統320
8.8.1 二迴路水處理方法320
8.8.2 凝結水淨化321
8.8.3 二迴路水質要求322
第9章 核電廠的運行324
9.1 電廠的標準狀態324
9.1.1 電廠的標準狀態定義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展與改進339
10.1 輕水堆核電技術發展現狀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的經濟性與可靠性362
10.4 先進的沸水堆核電廠364
10.4.1 傳統的沸水堆核電廠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375常用符號378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
