核電廠核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)

第1章 緒論
1.1 核反應(yīng)堆及系統(tǒng)基本組成
1.2 核反應(yīng)堆的分類
1.2.1 按中子能量分類
1.2.2 按用途分類
1.2.3 按主要組成部分分類
1.2.4 按核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)特點(diǎn)分類
1.3 核電廠動(dòng)力堆類型
1.3.1 概述
1.3.2 輕水慢化堆（LWR）
1.3.3 重水慢化堆（HWR）
1.3.4 石墨水冷堆
1.3.5 石墨氣冷堆
1.3.6 熔鹽堆（MSR）
1.3.7 快中子增殖堆（FBR）
復(fù)習(xí)題
第2章 壓水堆本體結(jié)構(gòu)
2.1 堆芯結(jié)構(gòu)
2.1.1 燃料組件
2.1.2 控制棒組件
2.1.3 可燃毒物棒組件
2.1.4 中子源棒組件
2.1.5 阻力塞棒組件
2.2 堆內(nèi)構(gòu)件
2.2.1 下部堆內(nèi)構(gòu)件
2.2.2 上部堆內(nèi)構(gòu)件
2.3 反應(yīng)堆壓力容器
2.3.1 壓力容器本體
2.3.2 壓力容器頂蓋
2.3.3 壓力容器密封
2.4 控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)
2.4.1 銷爪式磁力提升型驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)
2.4.2 銷爪式磁力提升驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)動(dòng)作原理
2.5 堆內(nèi)測量裝置
2.5.1 堆芯溫度測量裝置
2.5.2 堆內(nèi)中子注量率測量裝置
2.6 壓水堆本體結(jié)構(gòu)技術(shù)討論
2.6.1 冷卻劑堆內(nèi)流向及旁通流
2.6.2 壓力容器安全問題
2.6.3 俄羅斯（VVER）系列堆本體結(jié)構(gòu)簡介
2.7 典型PWR堆本體技術(shù)參數(shù)
復(fù)習(xí)題
第3章 壓水堆冷卻劑系統(tǒng)及設(shè)備
3.1 壓水堆冷卻劑系統(tǒng)
3.1.1 系統(tǒng)功能和要求
3.1.2 系統(tǒng)組成
3.1.3 系統(tǒng)特性參數(shù)
3.1.4 系統(tǒng)設(shè)備支撐
3.2 蒸汽發(fā)生器
3.2.1 蒸汽發(fā)生器類型
3.2.2 蒸汽發(fā)生器結(jié)構(gòu)
3.2.3 蒸汽發(fā)生器自然循環(huán)
3.2.4 蒸汽發(fā)生器運(yùn)行
3.2.5 典型PWR蒸汽發(fā)生器主要技術(shù)參數(shù)
3.2.6 俄羅斯VVER系列蒸汽發(fā)生器
3.3 反應(yīng)堆冷卻劑泵
3.3.1 功能及要求
3.3.2 冷卻劑泵結(jié)構(gòu)
3.3.3 監(jiān)測、控制和保護(hù)
3.3.4 運(yùn)行（參數(shù)僅供參考）
3.3.5 技術(shù)參數(shù)
3.3.6 俄羅斯VVER系列冷卻劑泵
3.4 穩(wěn)壓器
3.4.1 概述
3.4.2 穩(wěn)壓器結(jié)構(gòu)
3.4.3 穩(wěn)壓器工作原理
3.4.4 壓力控制系統(tǒng)
3.4.5 水位控制系統(tǒng)
3.4.6 技術(shù)參數(shù)
3.5 卸壓箱
3.5.1 功能和設(shè)計(jì)要求
3.5.2 卸壓箱結(jié)構(gòu)
3.5.3 卸壓箱監(jiān)測、控制和運(yùn)行
3.5.4 技術(shù)參數(shù)
3.6 冷卻劑系統(tǒng)運(yùn)行工況
3.6.1 換料冷停堆
3.6.2 維修冷停堆
3.6.3 正常冷停堆
3.6.4 單相中間停堆
3.6.5 兩相中間停堆
3.6.6 正常中間停堆
3.6.7 熱停堆
3.6.8 熱備用
3.6.9 功率運(yùn)行
復(fù)習(xí)題
第4章 一回路輔助系統(tǒng)
4.1 化學(xué)和容積控制系統(tǒng)
4.1.1 系統(tǒng)功能
4.1.2 系統(tǒng)組成及流程
4.1.3 系統(tǒng)主要設(shè)備
4.1.4 系統(tǒng)控制原理
4.1.5 系統(tǒng)運(yùn)行
4.2 硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)
4.2.1 系統(tǒng)功能
4.2.2 系統(tǒng)組成和流程
4.2.3 系統(tǒng)主要設(shè)備
4.2.4 硼和水的補(bǔ)給
4.2.5 硼化和稀釋中對(duì)硼和水的容積計(jì)算
4.2.6 自動(dòng)補(bǔ)給和手動(dòng)補(bǔ)給方式時(shí)硼酸流量的計(jì)算
4.2.7 系統(tǒng)運(yùn)行
4.3 余熱排出系統(tǒng)
4.3.1 系統(tǒng)功能
4.3.2 系統(tǒng)組成及流程
4.3.3 系統(tǒng)主要設(shè)備
4.3.4 系統(tǒng)運(yùn)行
4.4 壓水堆換料及池水冷卻和處理系統(tǒng)
4.4.1 堆芯富集度分區(qū)
4.4.2 換料原則
4.4.3 換料操作
4.4.4 輻照樣品的裝卸
4.4.5 裝卸料后恢復(fù)
4.4.6 反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池的冷卻和處理系統(tǒng)
4.5 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)
4.5.1 系統(tǒng)功能
4.5.2 系統(tǒng)組成及流程
4.5.3 系統(tǒng)主要設(shè)備
4.5.4 系統(tǒng)熱負(fù)荷及水質(zhì)要求
4.5.5 系統(tǒng)運(yùn)行
4.6 重要廠用水系統(tǒng)
4.6.1 系統(tǒng)功能
4.6.2 系統(tǒng)組成及流程
4.6.3 系統(tǒng)主要設(shè)備
4.6.4 系統(tǒng)運(yùn)行
復(fù)習(xí)題
第5章 專設(shè)安全設(shè)施
5.1 概述
5.1.1 專設(shè)安全設(shè)施的定義
5.1.2 專設(shè)安全設(shè)施的功能
5.1.3 專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
5.2 堆芯安全注入系統(tǒng)
5.2.1 系統(tǒng)功能
5.2.2 系統(tǒng)組成與流程
5.2.3 系統(tǒng)工作原理
5.2.4 系統(tǒng)水源
5.2.5 系統(tǒng)運(yùn)行模式
5.2.6 安注系統(tǒng)參數(shù)
5.3 安全殼噴淋系統(tǒng)
5.3.1 系統(tǒng)功能
5.3.2 系統(tǒng)組成與流程
5.3.3 系統(tǒng)工作原理
5.3.4 系統(tǒng)水源
5.3.5 系統(tǒng)運(yùn)行模式
5.3.6 安全殼噴淋系統(tǒng)參數(shù)
5.4 氫控制系統(tǒng)
5.4.1 系統(tǒng)功能
5.4.2 系統(tǒng)組成與流程
5.4.3 主要設(shè)備工作原理
5.4.4 運(yùn)行
5.5 輔助給水系統(tǒng)
5.5.1 系統(tǒng)功能
5.5.2 系統(tǒng)組成與流程
5.5.3 系統(tǒng)工作原理
5.5.4 系統(tǒng)水源
5.5.5 系統(tǒng)運(yùn)行
5.5.6 輔助給水系統(tǒng)參數(shù)
復(fù)習(xí)題
第6章 安全殼及其附屬系統(tǒng)
6.1 概述
6.2 安全殼結(jié)構(gòu)原理
6.2.1 安全殼功能
6.2.2 安全殼類型
6.2.3 安全殼結(jié)構(gòu)
6.2.4 技術(shù)參數(shù)
6.3 安全殼通風(fēng)系統(tǒng)
6.3.1 安全殼連續(xù)通風(fēng)系統(tǒng)
6.3.2 安全殼換氣通風(fēng)系統(tǒng)
6.3.3 安全殼堆坑通風(fēng)系統(tǒng)
6.3.4 控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)通風(fēng)系統(tǒng)
6.3.5 安全殼內(nèi)部過濾凈化系統(tǒng)
6.4 安全殼隔離系統(tǒng)
6.4.1 系統(tǒng)功能及工作原理
6.4.2 安全殼隔離階段劃分
復(fù)習(xí)題
第7章 核島排氣和疏水系統(tǒng)及硼回收系統(tǒng)
7.1 概述
7.1.1 放射性廢物的來源
7.1.2 典型電功率為900 MW壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)
7.2 核島排氣和疏水系統(tǒng)
7.2.1 系統(tǒng)功能
7.2.2 系統(tǒng)收集管網(wǎng)
7.3 硼回收系統(tǒng)
7.3.1 系統(tǒng)的功能
7.3.2 系統(tǒng)組成及流程
7.3.3 系統(tǒng)主要設(shè)備工作原理
7.3.4 系統(tǒng)運(yùn)行模式
7.3.5 硼回收系統(tǒng)技術(shù)參數(shù)
復(fù)習(xí)題
索引
參考文獻(xiàn)