核電廠

     目錄
    第Ⅰ篇 壓水堆核電廠
   第1章 安全設(shè)計
    1.1對安全的基本考慮
    1.2第一層次安全措施
    1.2.1設(shè)計、結(jié)構(gòu)與計算
    1.2.2選材
    1.2.3應力與疲勞分析
    1.2.4脆化監(jiān)查
    1.2.5質(zhì)量保證
    1.2.6在役檢查
    1.2.7檢查、保養(yǎng)與維修
    1.3.第二層次安全措施
    1.3.1固有安全運行性能（自調(diào)節(jié)性能）
    1.3.2故障報警
    1.3.3限值裝置
    1.4第三層次安全措施
    1.4.1防止放射性物質(zhì)與射線外泄的保護措施（非能動的安全設(shè)施）
    1.4.2能動的安全設(shè)施
    1.5抗事故設(shè)計
    1.5.1反應堆失水事故
    1.5.2二回路事故
    1.6對假想碎片的防護
    1.6.1控制元件支座的碎裂
    1.6.2主泵飛輪碎裂
    1.6.3汽輪機碎片
    1.7對外來事件的防護
    1.7.1基本概念
    1.7.2地震
    1.7.3飛機墜落
    1.7.4爆炸沖擊波
    1.8風險評價
    1.8.1綜述
    1.8.2風險評價方法
    1.8.3美國的風險研究
    1.8.4聯(lián)邦德國的風險研究
    第1章附錄
    第1章參考文獻
   第2章 系統(tǒng)技術(shù)
    2.1任務(wù)
    2.2熱力流程圖
    2.3給水－蒸汽回路系統(tǒng)
    2.3.1新蒸汽系統(tǒng)
    2.3.2主凝結(jié)水系統(tǒng)
    2.3.3給水系統(tǒng)
    2.3.4抽汽系統(tǒng)
    2.3.5低壓加熱段
    2.3.6高壓加熱段
    2.3.7蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)
    2.4量終熱阱和冷卻水系統(tǒng)
    2.4.1主冷卻水系統(tǒng)
    2.4.2確保的外圍冷卻水系統(tǒng)
    2.4.3常規(guī)的外圍和閉路冷卻水系統(tǒng)
    2.5通過蒸汽發(fā)生器排出余熱
    2.6核電廠外圍設(shè)施諸系統(tǒng)
    2.6.1去離子水系統(tǒng)
    2.6.2輔助蒸汽系統(tǒng)
    2.6.3集中供應壓縮空氣系統(tǒng)
    2.6.4集中供應氣體系統(tǒng)
    2.6.5控制區(qū)通風系統(tǒng)
    2.6.6低溫介質(zhì)系統(tǒng)
    2.6.7取樣系統(tǒng)
    2.6.8消防水系統(tǒng)
   第3章 核汽輪機組的特點
    3.1汽輪機組的流程
    3.2設(shè)計參數(shù)對汽輪機組的影響
    3.2.1汽輪機
    3.2.2發(fā)電機
    3.2.3汽輪機組的應用范圍
    3.2.4壓水堆與沸水堆用的汽輪機組的結(jié)構(gòu)差別
    3.3濕度對汽輪機組的設(shè)計和流程的影響
    3.3.1濕蒸汽流
    3.3.2水滴沖擊侵蝕
    3.3.3侵蝕
    3.3.4汽水分離和中間再熱
    3.3.5汽水分離器與中間再熱器的結(jié)構(gòu)形式
    3.4凝汽器
    3.4.1壓水堆核電廠用的凝汽器
    3.4.2沸水堆核電廠用的凝汽器
    3.4.3旁路設(shè)備
    3.4.4沸水堆核電廠凝汽器中氣體的抽出
    3.5飽和汽輪機組的安裝
    3.6汽輪機組的調(diào)節(jié)
    3.6.1壓水堆汽輪機組的調(diào)節(jié)
    3.6.2沸水堆汽輪機組的調(diào)節(jié)
    3.6.3甩負荷特性
    第3章附錄
    第3章中采用的符號
    第3章參考文獻
   第4章 給水－蒸汽回路和電廠輔助系統(tǒng)的設(shè)備
    導言
    4.1熱交換器、冷卻器與貯罐
    4.1.1范圍與結(jié)構(gòu)形式
    4.1.2功能
    4.1.3要求
    4.1.4設(shè)計
    4.1.5流體力學設(shè)計
    4.1.6抗振動設(shè)計
    4.1.7材料
    4.1.8結(jié)構(gòu)設(shè)計
    4.1.9特殊構(gòu)件的結(jié)構(gòu)
    4.2給水－蒸汽回路中的給水泵
    4.2.1任務(wù)
    4.2.2歷史發(fā)展過程
    4.2.3運行方面的要求
    4.2.4電廠設(shè)計資料
    4.2.5驅(qū)動機械
    4.2.6水力設(shè)計
    4.2.7主泵的汽蝕穩(wěn)定性
    4.2.8強度設(shè)計
    4.2.9對制造廠家的要求
    4.2.10結(jié)構(gòu)
    4.2.11輔助系統(tǒng)與供應系統(tǒng)
    4.2.12儀表與監(jiān)測
    4.2.13質(zhì)量保證
    4.3排污除鹽與凝結(jié)水凈化
    4.3.1導言
    4.3.2排污除鹽
    4.3.3凝結(jié)水凈化
    第4章參考文獻
   第5章 工程設(shè)計——電廠總體方案、設(shè)計原則與1300MW核電廠的布置實例
    5.1電廠總體方案
    5.1.1滿足功能要求的主廠房布置
    5.1.2安全方面的影響
    5.1.3廠址的影響
    5.1.4多機組電廠
    5.1.5雙機組壓水堆核電廠
    5.2工程設(shè)計原則
    5.2.1在遵守安全規(guī)定的前提下，滿足功能要求的設(shè)備布置
    5.2.2運行和維護的要求
    5.2.3輻射防護考慮
    5.2.4防火
    5.2.5運行組織的影響
    5.31300MW壓水堆核電廠的布置實例
    5.3.1反應堆廠房
    5.3.2反應堆輔助廠房
    5.3.3電氣廠房
    5.3.4帶冷凍水中心的事故電源廠房
    5.3.5事故給水廠房
    5.3.6汽輪發(fā)電機廠房
    5.3.7供應設(shè)施與附屬設(shè)施
    第5章參考文獻
   第6章 土建設(shè)計
    6.1建筑藝術(shù)
    6.1.1導言
    6.1.2電廠建筑藝術(shù)
    6.1.3色調(diào)設(shè)計
    6.1.4廠房內(nèi)部設(shè)計
    6.1.5外景設(shè)計
    6.2建筑物的結(jié)構(gòu)與施工
    6.2.1建筑物的承載結(jié)構(gòu)
    6.2.2建筑物的地基
    6.2.3靜態(tài)計算和動態(tài)計算
    6.2.4建筑物的施工
    第6章參考文獻
   第7章 管道設(shè)計
    7.1管道及其對整個電廠的意義
    7.2管道設(shè)計
    7.2.1設(shè)計流程
    7.2.2設(shè)計方法
    7.2.3管道的安全技術(shù)要求
    7.2.4廠房內(nèi)管道及其支承架的設(shè)計
    7.3管道系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)計算
    7.3.1計算人員的任務(wù)說明
    7.3.2數(shù)學問題
    7.3.3計算方法
    7.3.4計算過程
    7.3.5程序系統(tǒng)
    7.3.6計算范圍和前景
    7.4標準化和規(guī)格化
    7.4.1理由和目標
    7.4.2現(xiàn)行標準的應用
    7.4.3核電廠項目專用構(gòu)件的標準化
    7.4.4管道支承架的標準化
    7.5電子數(shù)據(jù)處理法的使用
    7.5.1前提和目標
    第7章參考文獻
   第8章 測量控制系統(tǒng)
    8.1總方案
    8.2測量
    8.3控制
    8.4調(diào)節(jié)
    8.5保護
    8.6監(jiān)督
    8.7控制臺
    8.8文件管理
    8.9未來的測量控制方案
   第9章 核電廠的電工技術(shù)
    9.1機組和廠用電電路
    9.1.1電網(wǎng)連接
    9.1.2廠用電切換
    9.1.3同步
    9.1.4廠用供電設(shè)備和事故供電設(shè)備
    9.1.5廠用電設(shè)備的空間布置
    9.1.6電纜敷設(shè)
    9.2發(fā)電機引線、配電和升壓
    9.2.1引言
    9.2.2技術(shù)發(fā)展
    9.2.3設(shè)備設(shè)計
    9.3廠用電的短路電流比和電壓比
    9.3.1引言
    9.3.2短路電流比
    9.3.3短路電壓比
    9.3.4設(shè)計原則
    9.4事故供電
    9.4.1事故供電設(shè)備的任務(wù)
    9.4.2事故供電設(shè)備的結(jié)構(gòu)
    9.4.3事故供電網(wǎng)
    9.5柴油機驅(qū)動的事故發(fā)電設(shè)備
    9.5.1概述
    9.5.2柴油機驅(qū)動的事故發(fā)電設(shè)備
    9.5.3線路方案
    9.5.4事故發(fā)電機組的設(shè)計
    9.5.5輔助驅(qū)動裝置和供電設(shè)備
    9.5.6控制和監(jiān)測
    9.5.7事故發(fā)電機組的安裝
    9.5.8防火
    9.5.9可靠性
    9.5.10規(guī)程
    9.6機組電氣保護
    9.6.1概述
    9.6.2要求和保護范圍
    9.6.3故障類型
    9.6.4電廠單元電氣保護的設(shè)計
    9.7電氣設(shè)備抗內(nèi)外干擾的安全性
    9.7.1外來影響
    9.7.2內(nèi)部事故
    9.8照明、火災報警設(shè)備和通信設(shè)備
    9.8.1照明
    9.8.2火災報警設(shè)備
    9.8.3通信設(shè)備
    9.9事故電源系統(tǒng)供電的可靠性
    9.9.1引言
    9.9.2概念
    9.9.3故障樹分析
    9.9.4計算方法
    9.9.51300MW核電廠廠用電供電的故障頻度
    第9章參考文獻
   第10章 安裝和調(diào)試
    引言
    10.1安裝和調(diào)試的過程、里程碑進度和人員配備
    10.1.1關(guān)鍵路線
    10.1.2里程碑進度和人員配備
    10.2大型核設(shè)備的安裝
    10.2.1反應堆安全殼的安裝
    10.2.2一回路設(shè)備的安裝
    10.3分組安裝核電廠各系統(tǒng)
    10.3.1土建掃尾工作
    10.3.2設(shè)備安裝
    10.3.3管道安裝
    10.3.4機械和電氣的最終安裝
    10.3.5檢驗和文件
    10.4常規(guī)設(shè)備的安裝
    10.5運行前檢驗
    10.5.1供給系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)的運行前檢驗
    10.5.2反應堆冷卻劑系統(tǒng)的運行前檢驗
    10.6首次裝料和第二次熱試車
    10.6.1首次裝料
    10.6.2裝料后的熱試車
    10.7首次臨界和零功率試驗
    10.7.1首次臨界
    10.7.2零功率試驗
    10.8功率試驗和試運行
    第10章參考文獻
    第Ⅱ篇 沸水堆核電廠
   第1章 沸水堆作為核蒸汽供應系統(tǒng)的興起
   第2章 沸水堆核電廠的流程
    2.1自然循環(huán)間接回路
    2.2強制循環(huán)間接回路
    2.3強制循環(huán)雙回路
    2.4自然循環(huán)直接回路
    2.5強制循環(huán)直接回路
   第3章 沸水堆的特征及不同制造廠家的沸水堆的發(fā)展
    3.1堆芯
    3.2快速停堆的控制棒驅(qū)動機構(gòu)
    3.3汽水分離
    3.4冷卻劑循環(huán)系統(tǒng)
    3.5安全殼
   第4章 1300MW機組直接回路沸水堆核電廠
    4.11300MW沸水堆機組的熱工流程和主要參數(shù)
    4.2總平面布置圖
    4.3廠房
    4.3.1反應堆廠房
    4.3.2反應堆輔助廠房和核服務(wù)廠房
    4.3.3汽輪發(fā)電機廠房
    4.3.4電氣廠房
    4.4反應堆主要設(shè)備
    4.4.1反應堆壓力容器
    4.4.2堆內(nèi)構(gòu)件
    4.4.3冷卻劑循環(huán)泵
    4.4.4控制棒驅(qū)動機構(gòu)
    4.5最重要的核輔助系統(tǒng)
    4.5.1卸壓系統(tǒng)
    4.5.2快速停堆系統(tǒng)
    4.5.3余熱冷卻串列
    4.5.4貫穿件封閉系統(tǒng)
    4.5.5泄漏抽吸系統(tǒng)
    4.5.6消氫系統(tǒng)
    4.5.7加硼系統(tǒng)
    4.5.8反應堆水凈化系統(tǒng)
    4.5.9反應堆循環(huán)泵的密封水系統(tǒng)
    4.5.10乏燃料貯存水池冷卻與凈化系統(tǒng)
    4.6最重要的核外圍系統(tǒng)（三廢處理系統(tǒng)）
    4.6.1廢水處理系統(tǒng)
    4.6.2廢氣處理系統(tǒng)
    4.6.3填料盒抽吸系統(tǒng)
    4.6.4濃縮物處理系統(tǒng)
    4.7燃料裝卸搬運系統(tǒng)
    4.8蒸汽給水回路
    4.9汽輪發(fā)電機組
    4.10最重要的輔助和外圍系統(tǒng)
    4.10.1各種冷卻和消耗用水系統(tǒng)
    4.10.2輔助蒸汽系統(tǒng)
    4.10.3核電廠空調(diào)與通風裝置
    4.11供電系統(tǒng)
   第5章 運行性能
    5.1起動和停運
    5.2負荷跟隨性能
   第6章 安全技術(shù)和安全分析
    6.1反應性事故
    6.2無失水的事故
    6.2.1新汽隔離閥關(guān)閉事故
    6.2.2循環(huán)泵失效事故
    6.3失水事故
    6.4外來影響
    6.4.1地震
    6.4.2飛機墜落
    第Ⅲ篇 重水堆核電廠
   第1章 重水堆核電廠的總體方案
    1.1合理地布置各主要廠房
   第2章 一座745MW重水堆核電廠的實例
    2.1反應堆廠房
    2.2反應堆輔助廠房
    2.3燃料廠房
    第Ⅳ篇 快中子增殖堆核電廠
   第1章 緒論
    1.1概述
    1.2技術(shù)原理
    1.2.1冷卻劑
    1.2.2一回路系統(tǒng)方案
    1.2.3安全技術(shù)特點
    1.3發(fā)展歷史過程
    1.4經(jīng)驗
    1.5前景
   第2章 一座增殖堆核電廠的描述
    2.1主要數(shù)據(jù)和整個電廠的布置
    2.2安全技術(shù)要求
    2.3堆芯
    2.3.1燃料元件
    2.3.2增殖元件
    2.3.3反射層元件
    2.3.4吸收元件
    2.4反應堆本體
    2.4.1反應堆容器及其內(nèi)部構(gòu)件
    2.4.2反應堆頂蓋
    2.4.3反應堆腔室
    2.4.4燃料元件的吊運和貯存
    2.5輸熱系統(tǒng)及其外圍設(shè)施
    2.5.1一回路系統(tǒng)
    2.5.2二回路系統(tǒng)
    2.5.3應急冷卻系統(tǒng)
    2.5.4鈉外圍設(shè)備
    2.5.5氬氣站
    2.6水汽系統(tǒng)
    2.7輔助設(shè)施
    2.8電氣設(shè)備
    2.8.1控制測量和保護系統(tǒng)
    2.8.2強電設(shè)備
    2.9廠房
    2.10安全殼系統(tǒng)
   第Ⅳ篇參考文獻
    第v篇 氣冷堆核電廠
   第1章 氣冷堆核電廠發(fā)展概況
   第2章 鎂諾克斯反應堆
    2.1鎂諾克斯堆型
    2.2Wylfa核電廠的設(shè)計
    2.3鎂諾克斯堆型反應堆運行業(yè)績
    2.4現(xiàn)狀
   第3章 改進型氣冷堆（AGR）
    3.1AGR堆型
    3.2HinkleyB核電廠的設(shè)計
    3.3AGR的建造和運行經(jīng)驗
    3.4現(xiàn)狀
   第4章 高溫氣冷堆（HTR）
    4.1HTR堆型
    4.2THTR的設(shè)計
    4.3其他HTR的設(shè)計特點
    4.4HTR堆型的運行和建造經(jīng)驗
    4.5現(xiàn)狀和前景
    第v篇參考文獻
    第Ⅵ篇 工程項目的實施
   第1章 導言
   第2章 目標的確立
   第3章 項目管理
    3.1任務(wù)
    3.2組成
    3.3資格審查
   第4章 工作重點與工作方法
    4.1技術(shù)
    4.2工期進度
    4.3成本
    4.4核安全審批程序
   第Ⅵ篇參考文獻
    第Ⅶ篇 運行經(jīng)驗
   第1章 導言
   第2章 運行實績的評價
    2.1核電廠質(zhì)量的比較指標
    2.2國際比較
    2.3壓水堆核電廠停堆時間的分析
    2.3.1換料時的年度檢查
    2.3.2損壞重點
    2.4沸水堆核電廠停堆時間分析
   第3章 安全性
    3.1安全對策
    3.2安全系統(tǒng)的考驗
    3.3風險分析
   第4章 核電廠的放射性物質(zhì)排放
   第5章 核電廠工作人員的輻照劑量
   第6章 經(jīng)驗反饋
    6.1信息渠道
    6.2美國三里島事故后果
   第7章 運行人員培訓
   第8章 總結(jié)
   第Ⅶ篇參考文獻
    第Ⅷ篇 燃料問題
   第1章 核燃料供應的任務(wù)和特點一一投料計劃
    1.1前言
    1.2投料計劃的任務(wù)
    1.3投料計劃的特點
    1.4基本概念
   第2章 投料計劃外部邊界條件
    2.1電網(wǎng)容量和負荷
    2.2維修/檢查計劃
    2.3時間范圍——前端工作/后端工作
    2.4燃料成本結(jié)構(gòu)
   第3章 技術(shù)邊界條件
   第4章 制訂投料計劃的方法——優(yōu)化程序
    4.1投料計劃制定方法
    4.1.1譜程序
    4.1.2中子學程序
    4.1.3熱工水力程序
    4.2最優(yōu)化過程
    4.2.1最優(yōu)化參數(shù)
    4.2.2數(shù)學程序
    4.2.3分析模型
    4.2.4圖解模型——參數(shù)解
    4.2.5投料計劃計算研究
    4.2.6成本計算
    4.2.7制定投料計劃的方法/戰(zhàn)略
    4.2.8逐次逼近法
    4.2.9優(yōu)化理論
   第5章 投料計劃
    5.1長期裝料戰(zhàn)略
    5.2實際投料計劃
    5.3實際措施
   第6章 運行跟蹤
    6.1堆芯的反應堆物理測量
    6.2堆芯測量儀表的標定
    6.3燃料元件的檢查
   第Ⅷ篇參考文獻
    第Ⅸ篇 經(jīng)濟性問題
   緒論
   第1章 電力能源的技術(shù)和法律特點及其在如何解釋經(jīng)濟性概念中的作用
    1.1電力需要
    1.2確保滿足電力需要
    1.3確保滿足電力需要的最低成本
   第2章 以一座核電機組為例說明單個項目的投資計算并與一座煤電機組相比較
    2.1方法的概要
    2.2各項支出
    2.3稅金計算的基礎(chǔ)
    2.4與資本有關(guān)的支出
    2.4.1基建費現(xiàn)值
    2.4.2經(jīng)濟壽期內(nèi)的稅金
    2.4.3退役費
    2.5運行費
    2.6燃料費
    2.6.1燃料支出
    2.6.2其他消耗材料支出
    2.7核電廠與煤電廠的投資比較綜述
    2.7.1初始數(shù)據(jù)
    2.7.2結(jié)果
    2.7.3對結(jié)果的討論
    附錄2.1基建費現(xiàn)值的詳細計算
    附錄2.2經(jīng)濟壽期內(nèi)稅金的計算
    附錄2.3籌資方式、經(jīng)濟壽期、設(shè)備漲價和征稅率對經(jīng)濟壽期內(nèi)應付稅金的影響
    附錄2.4退役費的近似計算
    附錄2.5一個幾何遞增級數(shù)的現(xiàn)值
    第3章 確定發(fā)電機組群的發(fā)電總支出的方法
    3.1供電可靠度的計算
    3.1.1某種發(fā)電能力失效的概率
    3.1.2某種發(fā)電能力失效與負荷要求不能被余下發(fā)電能力所滿足同時出現(xiàn)的概率
    3.1.3供電可靠度
    3.2Baleriaux等同時計算供電可靠度和個別發(fā)電機組滿足總電力需求程度的方法
    3.2.1供電可靠度
    3.2.2個別發(fā)電機組滿足總電力需求的程度
    3.3確定新增發(fā)電能力的時間和類型
    3.4結(jié)束語
   第Ⅸ篇參考文獻
    第X篇 質(zhì)量保證
   第1章 質(zhì)量保證要求
    1.1工作過程的要求
    1.2審批程序的要求
   第2章 設(shè)計與建造
    2.1與質(zhì)量有關(guān)的前提條件
    2.2結(jié)果的檢查
   第3章 物項的采購
    3.1采購文件
    3.1.1機械和儀器制造
    3.1.2電氣技術(shù)
    3.1.3建筑物
    3.2制造廠商評定
   第4章 制造
    4.1機械與儀器制造
    4.2電氣技術(shù)
    4.3土建技術(shù)
   第5章 安裝與調(diào)試
   第6章 質(zhì)量保證的各個方面
    6.1系統(tǒng)與設(shè)備的分級
    6.2核電廠供貨商的核電廠建造組織基礎(chǔ)
    6.3指令性文件
    6.4監(jiān)查的實施
   第7章 質(zhì)量保證規(guī)則和標準
    7.1KTA1401“質(zhì)量保證一般要求”
    7.2質(zhì)量保證其它規(guī)則
    第X篇參考文獻
   索引