中国电气工程大典 第6卷 核能发电工程PDF电子书下载

第1篇　概论 1

第1章　核能发电概述 3

1　核能发电在能源结构中的地位 3

1.1　世界能源结构及核能地位 3

1.2　核能发电在中国能源发展中的作用 4

2　核电厂的工作原理 4

2.1　核裂变与核聚变 4

2.2　反应堆物理 5

2.3　反应堆动力学 6

2.4　反应堆热工水力 7

2.5　核电厂的核岛 9

2.6　核电厂的常规岛 9

2.7　电厂配套设施 9

3　反应堆类型 10

3.1　压水堆 10

3.2　沸水堆 12

3.3　重水堆 13

3.4　石墨水冷堆 15

3.5　气冷堆 15

3.6　高温气冷堆 17

3.7　快中子增殖堆 17

4　核能发电的基本特征 18

4.1　核电厂安全性 18

4.2　核电厂环境影响 20

4.3　核电厂经济性 20

5　核能发电的发展趋向 21

5.1　第一代核能发电 21

5.2　第二代核能发电 22

5.3　第三代核能发电 22

5.4　第四代核能发电 24

6　受控核聚变 25

6.1　受控核聚变的工作原理 25

6.2　受控核聚变的开发 25

6.3　聚变实验装置 26

6.4　聚变实验反应堆 26

第2章　核电厂厂址选择 28

1　核电厂厂址的特点和基本要求 28

1.1　核电厂厂址的特点 28

1.2　核电厂选址基本准则要求 28

2　核电厂厂址选择的法规、导则和标准 29

2.1　核安全规定及导则 29

2.2　国家标准 30

2.3　数值规定 30

2.4　标准技术术语 31

3　核电厂选址程序 31

3.1　初步可行性研究阶段 32

3.2　可行性研究阶段 32

4　核电厂厂址查勘 33

4.1　厂址查勘的目的 33

4.2　核安全相关厂址特征及判别准则 34

5　厂址的地震地质调查和评估 35

5.1　收集资料要求 35

5.2　建立区域地震构造模型 36

5.3　确定设计基准地面运动 36

5.4　设计基准地面运动特征 36

5.5　能动断层 37

5.6　地震引起的波浪（海啸、湖涌）和溃坝 37

5.7　与地震和地质现象有关的潜在永久性地面变形 37

6　厂址的工程地质勘探和评估 37

6.1　技术术语和定义 38

6.2　勘查大纲的编制 38

6.3　厂址评价阶段的典型勘查大纲 39

7　厂址的水文地质调查和评估 39

7.1　水文地质特征 39

7.2　水文地质调查 39

7.3　水文地质调查大纲 40

7.4　相关水文地质调查 40

8　厂址的气象调查和评估 41

8.1　气象调查要求 41

8.2　气象调查大纲和收集资料 41

8.3　弥散计算 42

8.4　极端气象事件 42

9　厂址的人口分布调查和评估 43

9.1　资料要求和收集 43

9.2　筛选厂址的方法和应用 44

9.3　几种方法的参考做法 44

10　厂址的外部事件调查和评估 45

10.1　资料收集和潜在危险源的确认 45

10.2　对外部人为事件影响的评估 45

11　厂址安全性分析与评价 47

11.1　厂址及其环境特征 47

11.2　外部事件分析与评价 47

12　核电厂对环境影响的分析和评价 48

12.1　最终热阱 48

12.2　电厂事故的环境影响 48

12.3　执行应急计划的厂址条件 49

第3章　核电厂的环境影响 50

1　放射性物质的产生和排出 50

1.1　运行状态下的排放源项 50

1.2　事故工况下的排放源项 50

2　环境影响评估 52

2.1　运行状态下的环境影响 52

2.2　事故工况下的环境影响 53

3　气载流出物的大气弥散 54

3.1　基本的弥散模式 54

3.2　运行状态下的大气弥散 54

3.3　事故工况下的大气弥散 54

3.4　熏烟及静风条件下的特殊考虑 55

4　液载流出物的水体弥散 55

4.1　滨海厂址 55

4.2　河边厂址 55

4.3　水体中的悬浮物和沉积 56

5　公众的受照剂量估算 56

6　核电厂环境影响的管理 57

6.1　国家环境保护部的监管 57

6.2　核电厂环境影响报告书的编制 57

6.3　地方环保局监督 57

附录3A　运行状态下大气弥散的计算模式及参数 58

附录3B　事故工况大气弥散模式及考虑 59

附录3C　隔室间转移参数的缺省值 59

附录3D　环境影响报告书典型内容的目录 59

第4章　核电厂安全监督管理 61

1　核电厂安全管理原则 61

1.1　安全文化 61

1.2　营运单位的职责 61

1.3　管理控制和独立验证 61

2　核安全技术原则 62

2.1　纵深防御策略 62

2.2　通用技术原则 62

2.3　构筑物、系统和部件的可靠性设计 63

2.4　核电厂安全运行 63

3　核安全法规标准 64

3.1　法律和法规 64

3.2　安全导则 64

3.3　技术标准 64

4　核安全许可制度 64

4.1　核电厂安全许可证件的种类 64

4.2　核电厂安全许可证件的申请、审评、颁发和中止或吊销 65

5　核电厂安全监督 65

5.1　国家核安全局的监督职责 65

5.2　奖励和处罚 66

5.3　国际上新的核安全监管方法 66

附录4A　许可证件申请需提交的文件 66

附录4B　安全分析报告典型内容的目录 66

第5章　核电厂的质量管理 71

1　质量保证体系 71

1.1　质量保证体系的总体要求 71

1.2　质量保证大纲的文件类型和主要内容 71

1.3　国际原子能机构核电厂质量保证法规与安全导则 72

1.4　我国核电厂质量保证的核安全法规与安全导则 72

2　物项分级 73

2.1　安全等级 73

2.2　抗震类别 74

2.3　规范等级 75

2.4　质量保证分级 75

3　管理要求 78

3.1　人员培训和资格考核 78

3.2　不符合项控制和纠正措施 78

3.3　文件控制和记录 80

4　质量保证体系实施的评价 81

4.1　评价目的 81

4.2　评价分类 81

4.3　评价实施要点 81

5　核电厂各阶段的质量保证 82

5.1　核电厂各阶段质量保证综述 82

5.2　物项和服务采购的质量保证 83

5.3　物项制造的质量保证 84

5.4　核电厂选址的质量保证 87

5.5　核电厂设计的质量保证 88

5.6　核电厂建造的质量保证 89

5.7　核电厂调试的质量保证 90

5.8　核电厂运行的质量保证 91

5.9　核电厂退役的质量保证 92

第6章　核燃料循环 94

1　核燃料循环的基本类型 94

1.1　铀—钚燃料循环 95

1.2　铀—钍燃料循环 96

2　核燃料循环的组成 97

2.1　铀矿地质勘探 97

2.2　铀矿的开采 97

2.3　铀的冶炼 97

2.4　铀同位素分离 99

2.5　核燃料组件的制作 102

2.6　堆芯辐照 108

2.7　核燃料的后处理 110

2.8　乏燃料运输 112

2.9　乏燃料储存 113

2.10　放射性废物的处理和处置 114

参考文献 117

第2篇　压水堆核电厂 119

第1章　概述 121

1　压水堆核电厂的组成部分 121

1.1　核能发电基本原理 121

1.2　压水堆核电厂系统构成 121

1.3　厂房布置 122

2　中国内地压水堆核电厂发展概况 122

2.1　秦山核电厂 122

2.2　秦山第二核电厂 122

2.3　大亚湾核电厂 123

2.4　岭澳核电厂 123

2.5　田湾核电厂 123

2.6　秦山二期扩建工程 123

2.7　岭澳核电厂扩建工程 124

3　压水堆核电厂安全设计常用概念 124

3.1　安全目标和纵深防御概念 124

3.2　安全功能和分级 124

3.3　设计基准 125

3.4　构筑物、部件、系统的可靠性设计 126

3.5　安全分析 126

第2章　反应堆 128

1　反应堆概况 128

1.1　反应堆功能 128

1.2　反应堆主要参数 128

1.3　反应堆本体主要设备 129

1.4　反应堆辅助设备 130

2　堆芯部件 130

2.1　燃料组件 131

2.2　相关组件 140

3　堆芯核设计 144

3.1　设计要求 144

3.2　设计基准 145

3.3　设计模型和计算机程序 146

3.4　堆芯燃料管理 149

3.5　堆芯核设计 153

3.6　堆芯物理试验和测量 161

3.7　堆芯换料设计 163

4　反应堆热工水力设计 165

4.1　设计基准 166

4.2　堆芯热工水力设计 166

4.3　反应堆水力学设计 172

4.4　堆芯水力学稳定性 176

4.5　堆芯功率能力分析 176

4.6　仪表监测 179

5　反应堆及反应堆冷却剂系统屏蔽设计 179

5.1　设计准则和设计要求 179

5.2　辐射分区及其设计剂量限值 180

5.3　计算程序和数据库 180

5.4　反应堆源项计算 181

5.5　冷却剂系统源项计算 184

5.6　反应堆辐射屏蔽设计 186

5.7　反应堆辐射漏束计算 191

5.8　主回路设备间辐射屏蔽设计 193

5.9　反应堆厂房大气中41Ar源项计算 194

6　事故分析 195

6.1　分析原则 195

6.2　分析范围与工况 195

6.3　验收准则 196

6.4　分析方法 197

6.5　二回路排热增加 197

6.6　二回路系统排热减少 199

6.7　反应堆冷却剂系统流量减小 201

6.8　反应性和功率分布异常事故 203

6.9　反应堆冷却剂装量增加 207

6.10　反应堆冷却剂装量减少 208

6.11　辅助系统或设备的放射性后果分析 216

6.12　未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS） 217

6.13　电厂运行特殊工况 219

6.14　附录 222

第3章　核电厂的主要系统 223

1　反应堆冷却剂系统 223

1.1　系统功能 223

1.2　设计基准与安全准则 223

1.3　系统描述 223

1.4　运行原则 227

2　专设安全设施系统 232

2.1　安全壳注入系统 232

2.2　安全壳喷淋系统 236

2.3　蒸汽发生器辅助给水系统 239

2.4　安全壳氢浓度控制和空气监测系统 243

2.5　安全壳隔离系统 244

3　核辅助系统 245

3.1　化学和容积控制系统 245

3.2　余热排出系统 249

3.3　反应堆硼和水补给系统 251

3.4　硼回收系统 255

3.5　反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统 259

3.6　核取样系统 262

4　二回路核蒸汽系统 265

4.1　主蒸汽系统 265

4.2　主给水系统 269

4.3　蒸汽发生器排污系统 273

5　电厂辅助系统 277

5.1　设备冷却水系统 277

5.2　安全厂用水系统 282

5.3　通风系统 284

5.4　消防系统 291

6　放射性废物处理系统 294

6.1　气体废物处理系统 294

6.2　液体废物处理系统 296

6.3　固体废物处理系统 300

6.4　废物的贮存和处理 303

7　常规岛主要工艺系统 305

7.1　概述 305

7.2　常规岛主蒸汽系统 305

7.3　汽水分离再热器系统 306

7.4　常规岛主给水系统 306

7.5　给水加热及除氧系统 306

7.6　蒸汽旁路系统 308

第4章　核电厂关键设备 309

1　反应堆压力容器 309

1.1　功能 309

1.2　设计准则 309

1.3　结构简述 309

1.4　设计参数 310

1.5　材料 310

1.6　制造 313

1.7　检验、试验和验收 313

1.8　运行、监督和维护 315

2　堆内构件 315

2.1　功能 316

2.2　设计准则 316

2.3　结构描述 317

2.4　设计参数 322

2.5　材料 322

2.6　制造 322

2.7　组装、安装、调试及试验 323

2.8　包装运输原则 325

3　蒸汽发生器 325

3.1 功能 325

3.2　设计准则 325

3.3　结构描述 325

3.4　设计参数 327

3.5　材料 327

3.6　制造 328

3.7　检验与试验 329

3.8　安装、运行及维修原则 329

4　反应堆冷却剂泵 330

4.1　功能 330

4.2　设计准则 330

4.3　结构描述 331

4.4　设计参数 332

4.5　材料 333

4.6　制造 334

4.7　主泵监测和保护仪表 334

4.8　安装、运行和维护原则 335

4.9　检验和试验 335

5　稳压器 336

5.1　功能 336

5.2　设计准则 337

5.3　结构描述 337

5.4　设计参数 337

5.5　材料 337

5.6　制造 339

5.7　检验、试验和验收 340

6　反应堆控制棒驱动机构 341

6.1　功能 341

6.2　设计准则 341

6.3　结构描述 342

6.4　工作原理 343

6.5　设计参数 343

6.6　材料 344

6.7　制造 345

6.8　检验和试验 345

7　工艺运输设备 346

7.1　工艺运输设备简述 346

7.2　环吊 347

7.3　装卸料机 348

7.4　燃料转运装置 348

7.5　乏燃料水池吊车 348

7.6　辅助吊车 349

7.7　新燃料储存格架 349

7.8　乏燃料储存格架 350

7.9　新燃料升降机 350

7.10　新燃料检查装置 351

7.11　乏燃料检查装置 351

7.12　离线啜吸检测装置 351

7.13　破损燃料组件储存小室 351

7.14　破损控制棒组件储存小室 351

7.15　可燃毒物组件存放架 352

7.16　操作工具 352

7.17　乏燃料容器吊车 353

8　常规岛主要设备 354

8.1　汽轮机 355

8.2　发电机 356

8.3　凝汽器 357

8.4　汽水分离再热器 358

第5章　核电厂的控制、仪表和电气 360

1　核电厂的仪表与控制 360

1.1　仪表和控制系统的功能 360

1.2　核电厂的控制特性 360

1.3　核电厂的监测和控制方式 360

1.4　操纵员干预核电厂运行的程度 360

2　核蒸汽供应系统的控制 361

2.1　控制系统 361

2.2　反应堆功率调节系统 362

2.3　稳压器压力和水位控制系统 365

2.4　蒸汽发生器水位控制系统 367

2.5　蒸汽排放控制系统 370

2.6　棒控和棒位监测系统 373

2.7　典型瞬态下的动态特性 375

3　反应堆保护系统 378

3.1　系统范围 379

3.2　功能 379

3.3　设计基准 380

3.4　设计准则 380

3.5　保护参数 381

3.6　运行 382

3.7　ATWS缓解系统 385

4　反应堆核测量系统 385

4.1　堆外核测量系统 385

4.2　堆芯核测量系统 389

4.3　事故后监测系统 392

4.4　辐射监测 394

5　核电厂控制室 397

5.1　主控制室 397

5.2　公共控制室 400

5.3　控制室未来发展方向 400

5.4　辅助控制室（应急停堆控制点） 400

6　计算机数据处理系统 402

6.1　计算机数据处理系统 402

6.2　安全盘系统 405

7　核电厂电气系统 408

7.1　核电厂电气系统功能、组成 408

7.2　交流供电系统 410

7.3　直流和220V交流不间断电源系统 414

7.4　通信系统 416

7.5　实体保卫系统 416

第6章　核电厂建、构筑物 418

1　厂房总体布置 418

1.1　核安全相关厂房的布置原则 418

1.2　核岛厂房及其功能 418

1.3　常规岛厂房 418

1.4　其他厂房（BOP） 418

1.5 国内某核电厂核岛平面布置图 419

2　反应堆厂房安全壳 419

2.1　安全壳主要功能 419

2.2　安全壳种类 419

2.3　设计基准 419

2.4　结构 419

2.5　安全壳结构整体性试验和密封性试验 421

3　反应堆厂房内部结构和核岛其他厂房 422

3.1　反应堆厂房内部结构构成 422

3.2　内部结构的作用和作用效应组合 424

3.3　其他抗震Ⅰ类结构 425

3.4　作用和作用效应组合 428

4　抗震设计 429

4.1　抗震分类与设防标准 429

4.2　抗震设计参数 429

4.3　抗震分析 430

4.4　作用效应组合 431

4.5　概念设计和构造要求 431

5　常规岛建、构筑物 431

5.1　总体布置 431

5.2　常规岛机械起吊系统 431

5.3　主厂房的结构选型 431

5.4　基础 432

5.5　结构设计 433

参考文献 434

第3篇　核电厂的建造 435

第1章　综述 437

1　核电厂建造的项目管理与组织 437

1.1　核电项目管理的范围与内容 437

1.2　核电项目管理的组织 437

2　核电厂建造各阶段的划分与定义 440

2.1　核电厂建造各阶段的划分 440

2.2　各阶段工作全面开展前的准备工作 441

2.3　各阶段的后续工作与制约因素 441

2.4　合理安排各阶段的交叉作业，缩短建造周期 442

3　工程三大控制要点 442

3.1　工程质量控制 443

3.2　工程进度控制 443

3.3　工程投资控制 445

3.4　工程管理信息系统 447

3.5　内部控制制度 447

4　设计与施工管理 447

4.1　设计与施工管理的业务范围和服务内容 447

4.2　设计管理 447

4.3　施工管理与监理 449

5　工程项目程序管理和接口管理 451

5.1　工程项目程序管理 451

5.2　工程项目接口管理 452

6　核电项目建设中工程与调试生产准备的协调 455

6.1　设计、制造阶段工程与生产的协调 455

6.2　施工、安装阶段工程与生产的协调 455

6.3　调试启动阶段工程与生产的协调 455

7　核电工程竣工验收管理 456

7.1　竣工验收的时间确定 456

7.2　竣工验收的条件 456

7.3　竣工验收的程序和组织 456

7.4　相关的法规和标准 457

7.5　竣工验收的整体思路 457

7.6　竣工验收的组织机构 457

7.7　竣工验收中介机构 457

7.8　文件体系及其编写 457

7.9　国家竣工验收 457

第2章　核电厂建设的前期工作 458

1　核电工程的项目策划 458

1.1　核电工程项目策划的重要性、必要性 458

1.2　核电工程项目策划的主要内容 459

2　核电前期工作网络进度和关键路径 460

3　工程立项、初步可行性研究与可行性研究 464

3.1　执行核准制后核电厂前期的审批过程 464

3.2　初步可行性研究 464

3.3　可行性研究 465

3.4　项目申请报告 467

4　设备招评标与合同谈判 468

4.1　招标前的准备工作 468

4.2　招标书的编写 469

4.3　潜在供应商的资格审查 470

4.4　评标标准 471

4.5　发标、开标、澄清谈判及评标 472

4.6　确定中标人及合同签订 473

5　初步安全分析报告与环境影响评价报告书 473

5.1　概述 473

5.2　初步安全分析报告（PSAR） 473

5.3　环境影响评价报告书（EIR） 475

5.4　PSAR及EIR/DS的审评过程 476

5.5　建造许可证的颁发及后续工作 476

6　工程初步设计与现场总体规划设计 476

6.1　工程初步设计 476

6.2　现场总体规划设计 478

6.3　总体规划编制 479

7　前期工程设计与施工 479

7.1　前期工程设计 479

7.2　前期工程施工 481

第3章　核电厂的设备采购与监造 483

1　核电厂主设备的采购模式 483

1.1　核电厂主设备的范围 483

1.2　核电厂主设备采购模式划分的原则 483

1.3　核电厂主设备采购模式划分 483

1.4　核电厂各种主设备采购模式的对比 483

1.5　主设备采购打包的工程实例 484

2　设备部件制造国产化与技术转让 484

2.1　核电设备制造的国产化 484

2.2　核电国产化的技术转让 486

3　核岛关键路径设备制造的质量控制 487

3.1　反应堆压力容器 487

3.2　蒸汽发生器 488

3.3　稳压器 488

3.4　反应堆冷却剂泵 488

3.5　堆内构件 488

3.6　控制棒驱动机构 488

3.7　主回路管道 489

3.8　关键路径设备制造的质量监督要点 489

3.9　关键路径设备制造的进度控制 490

4　制造标准、规范与国家核安全法规、导则 490

4.1　我国与核电建设相关的法律 490

4.2　我国与核电建设相关的法规、规定与国家标准 490

4.3　各部门行业标准 490

4.4　国外标准 490

5　制造偏差与不符合项处理 490

5.1　制造偏差与不符合项的基本概念 491

5.2　不符合项处理原则 491

5.3　不符合项的处置方式 491

5.4　不符合项分类原则 491

5.5　核级设备制造不符合项分类、处理的实际运作 492

6　工厂监造与出厂试验见证 492

6.1　工厂监造与出厂试验见证的目的和依据 492

6.2　供应方的责任和购买方的权利 492

6.3　对监造人员的要求 493

6.4　质量监督的主要活动 493

6.5　工厂监造的分级管理 494

6.6　第三方监督 494

6.7　监造措施 495

6.8　会议制度 495

6.9　报告制度 495

7　燃料组件的采购和监造 496

7.1　燃料组件的采购 496

7.2　燃料组件制造工艺和质量控制 496

7.3　燃料组件的监造 498

第4章　核电工程的土建施工 499

1　核电厂土建施工特点 499

1.1　厂房结构复杂，施工难度大 499

1.2　施工周期长 499

1.3　投资规模大 499

1.4　工艺复杂，施工接口多 499

1.5　质量要求高 499

2　主体工程土建施工组织及施工准备 499

2.1　项目组织机构 499

2.2　人员组织 499

2.3　材料供应 500

2.4　机械设备的管理 500

2.5　生产和生活临时建筑 500

2.6　技术文件的准备 501

2.7　混凝土及混凝土供应链的准备 501

3　施工现场的管理 501

3.1　技术管理 501

3.2　进度管理 503

3.3　质量管理 505

3.4　安全管理 507

4　反应堆厂房预应力安全壳的施工 507

4.1　施工层段划分 507

4.2　钢筋施工 507

4.3　模板施工 507

4.4　混凝土施工 508

4.5　安全壳预应力施工 508

4.6　预应力双层安全壳的施工 509

5　钢结构施工 510

5.1　钢衬里的施工 510

5.2　不锈钢内衬的施工 513

5.3　钢衬里的焊接 514

6　预埋件与二次钢结构施工 514

6.1　预埋件的施工 514

6.2　二次钢结构的施工 515

6.3　预埋件与二次钢结构的质量保证措施 516

7　油漆施工 516

7.1　腐蚀类型和控制方法 516

7.2　油漆涂装的控制 516

7.3　附着力测试 517

7.4　见证板和参考面 517

8　现场变更与竣工文件 517

8.1　变更文件的管理 517

8.2　竣工文件的编制和提交 517

8.3　土建竣工状态报告、安装竣工状态报告的编制和提交 518

9　核清洁施工 518

9.1　核清洁的施工范围 518

9.2　核清洁区施工的要求 518

9.3　核清洁施工前的准备工作 519

9.4　核清洁的施工 519

9.5　质量保证措施 520

9.6　安全保证措施 520

第5章　核电厂核岛系统的安装施工 521

1　概况 521

1.1　核岛安装工程量 521

1.2　核岛安装工程的施工特点 521

2　施工组织，人力动员 521

2.1　组织建设 521

2.2　人力动员曲线 522

2.3　人员培训管理 522

3　工程管理 522

3.1　工程进度控制与管理 522

3.2　工程协调及系统管理 524

3.3　技术管理 526

3.4　焊接管理 528

3.5　核岛安装工程信息化应用 530

3.6　质量管理 532

3.7　测量网络的建立和管理 534

4　安装施工管理 534

4.1　环吊安装 534

4.2　主设备安装 535

4.3　辅助管道安装 541

4.4　通风保温工程 542

4.5　电仪系统安装 543

第6章　业主（或项目公司）的施工管理 545

1　现场施工阶段总体协调与管理 545

1.1　施工阶段所管辖的工程范围 545

1.2　现场施工管理的组织 545

1.3　现场施工管理的职责范围 545

1.4　监督施工合同商内部组织管理的有效性 545

1.5　现场施工阶段的总体协调 545

2　项目施工管理 546

2.1　项目施工管理的准备工作 546

2.2　项目施工管理控制体系 546

2.3　施工协调制度 548

3　设计、供应与施工的接口管理 548

3.1　设计图纸文件和设备器材供应与施工的接口管理 548

3.2　施工现场的修改设计接口及其授权 548

3.3　土建施工与安装工程的接口问题 549

3.4　现场施工向生产部门移交的接口管理 549

4　重大部件的运输和吊装 549

5　工程建造期间的政府监督（核安全监督） 550

5.1　工程建造期间核安全监督的主要任务 550

5.2　核安全监督管理的组织机构与监督依据 550

5.3　核安全监督的方式 550

6　竣工验收 550

6.1　概述 550

6.2　土建竣工验收 550

6.3　安装竣工验收 551

6.4　厂房移交 551

第4篇　核电厂的调试及营运 553

第1章　核电厂调试 555

1　调试管理 555

1.1　核电厂调试启动的目的 555

1.2　调试遵循的主要规范和参考文件 555

1.3　调试模式 555

1.4　调试组织机构 555

1.5　职责 555

1.6　调试文件体系 556

1.7　调试阶段的质量控制和核安全监督 559

1.8　调试过程中的管理 560

2　系统清洗 563

2.1　清洗前的技术资料准备 563

2.2　清洗方案制定 563

2.3　清洗系统划分原则 563

2.4　冲洗准备 564

2.5　清洗技术 564

2.6　清洗前的质量控制 564

2.7　清洗过程中的质量控制 565

2.8　清洗标准 565

2.9　清洗后的保管 565

2.10　常规岛清洗主要流程 565

2.11　主系统和相连的主要辅助系统清洗 566

3　分系统设备和系统检查 567

3.1　设备和系统的检查 567

3.2　验收标准及规范 567

3.3　机械设备检查 567

3.4　仪控设备检查 567

3.5 电器设备 568

3.6　文件验收 569

4　调试阶段的划分和内容 569

4.1　调试阶段划分 569

4.2　调试应具备的条件 569

4.3　性能试验的主要内容和方法 569

5　核岛主辅系统的主要试验 572

5.1　安全注入系统试验 572

5.2　一回路水压试验 597

5.3　主冷却剂泵试验 605

5.4　主系统升温升压和降温降压试验 606

5.5　一回路主系统系统调试 607

6　汽轮机启动调试 610

6.1　核电厂汽轮机及其辅助系统的设计特点 610

6.2　汽轮机带载前的分系统调试和非核蒸汽冲转汽轮机 612

6.3　功率运行阶段常规岛整组启动试验 615

6.4　汽轮发电机组热力性能试验 617

6.5　168h满功率运行考核 618

7　安全壳整体密封性试验 618

7.1　试验目的 618

7.2　试验依据 619

7.3　试验分类和总的要求 619

7.4　隔离阀密封性试验（C类试验） 619

7.5　B类试验 620

7.6　整体密封试验（A类试验） 620

8　安全壳结构整体性试验 623

8.1　试验目的 623

8.2　引用标准 623

8.3　试验依据 623

8.4　某核电厂安全壳结构整体性试验 625

9　反应堆首次装料 629

9.1　燃料装卸装运和储存系统的调试 629

9.2　反应堆首次装料操作 631

9.3　首次堆芯装料物理试验 632

10　堆芯物理性能试验 637

10.1　首次堆芯物理启动试验 637

10.2　首次堆芯临界物理试验 642

10.3　反应堆临界硼浓度测量 645

10.4　控制棒价值测量 647

10.5　功率系数测量 649

10.6 “模拟弹棒”试验 651

10.7　控制棒落棒试验 652

10.8　堆外核测仪表刻度系数的校核 653

10.9　一束控制棒抽、插试验 656

10.10　反应性系数测定 657

10.11　堆芯功率分布测量 659

10.12　热平衡测量 661

10.13　热平衡法计算反应堆冷却剂流量 663

10.14　等温温度系数测量 664

10.15　氙振荡试验 666

10.16　蒸汽发生器设计裕度试验 667

11　机组重要瞬态及分析 668

11.1　反应堆紧急停堆试验 668

11.2　汽轮机跳闸反应堆不停堆试验 670

11.3　甩负荷孤岛运行试验 673

11.4　失去厂外电源试验 677

11.5　负荷变动试验 681

附录 系统名称代号 682

第2章　核电厂的运营管理 686

1　概述 686

1.1　核电厂的主工艺流程和组成 686

1.2　核电厂生产组织机构及职责 686

1.3　核电厂生产指挥系统 688

1.4　核电厂运行的质量保证 691

2　核电厂的运行 693

2.1　核电厂运行组织机构 693

2.2　运行管理工作 694

2.3　运行文件 696

2.4　机组正常工况下的运行管理 697

2.5　机组大修工况下的运行管理 700

2.6　事故工况下的运行管理 701

2.7　核电厂的启停 702

3　核电厂的维修 711

3.1　维修模式 711

3.2　核电厂维修工作的特点和目标 711

3.3　组织机构 712

3.4　维修文件 712

3.5　维修计划 713

3.6　日常维修管理 714

3.7　核电厂大修 715

4　核电厂的技术管理 721

4.1　核电厂技术管理范围 721

4.2　技术处组织机构和职责 721

4.3　设备管理与重要物项监督的关系 723

4.4　技术改造 726

4.5　核电厂的周期性试验 728

4.6　核电厂在役检查 729

5　核安全管理 733

5.1　核电厂安全 733

5.2　组织机构与职责 734

5.3　核安全监督文件 734

5.4　正常运行期间的核安全管理 734

5.5　大修期间的核安全管理 736

5.6　事故工况下的核安全管理 738

5.7　核电厂的运行事件报告制度 738

5.8　核事件分级 739

6　核电厂的三废、辐射防护、环境、核应急管理 742

6.1　核电厂的排出物管理 742

6.2　核电厂的辐射防护 746

6.3　核电厂的环境监督 747

6.4　核电厂的应急计划和管理 748

参考文献 756

第5篇　先进压水堆核电厂 757

第1　章先进非能动压水堆核电站 759

1　AP1000的设计特点和主要参数 759

1.1　概述 759

1.2　AP1000的设计特点 759

1.3　相对于AP600,AP1000设计中作的改进 760

1.4　AP1000的主要技术数据 760

1.5　AP1000构筑物、部件和系统分级 762

2　AP1000反应堆堆芯和燃料 763

2.1　概述 763

2.2　核设计 763

2.3　热工水力设计 766

2.4　堆芯燃料管理 769

2.5　AP1000燃料 772

3　反应堆冷却剂系统（RCS） 774

3.1　反应堆冷却剂系统的功能 774

3.2　系统描述 774

3.3　系统运行 775

4　AP1000安全系统 776

4.1　非能动余热排出系统（PRHRS） 776

4.2　非能动安全注射系统（PSIS） 777

4.3　非能动安全壳冷却系统（PCS） 779

4.4　可居留系统 780

4.5　安全壳氢气控制系统（VLS） 782

4.6　非能动安全壳pH值控制 782

4.7　非能动安全壳裂变产物去除系统 784

4.8　自动卸压系统（ADS） 785

4.9　安全壳隔离系统（CIV） 785

5　核辅助系统 786

5.1　化学和容积控制系统（CVS） 786

5.2　正常余热排出系统（RNS） 787

5.3　设备冷却水系统（CCS） 788

5.4　厂用水系统（SWS） 789

5.5　核取样系统（PSS） 790

5.6　启动给水系统（FWS） 790

5.7　乏燃料池冷却系统（SFS） 791

5.8　燃料操作与换料系统（FHS） 792

5.9　安全壳泄漏率试验系统（VUS） 793

6　三废系统 793

6.1　放射性废液系统（WLS） 793

6.2　放射性废气系统（WGS） 795

6.3　放射性废固系统（WSS） 795

7　AP1000的主要设备及其特征 797

7.1　反应堆压力容器 797

7.2　蒸汽发生器 797

7.3　反应堆冷却剂屏蔽电动泵（CMP） 798

7.4　稳压器 799

7.5　堆内构件 799

7.6　非能动余热排出热交换器（PRHR HX） 800

7.7　爆破阀 800

7.8　其他设备 801

8　核电厂的布置 802

8.1　概述 802

8.2　核岛主厂房 802

8.3　汽机厂房 804

9　模块化技术 804

9.1　模块化建造 804

9.2　模块化设计 806

9.3　AP600和AP1000模块化设计进展 806

10　AP1000的技术经济特性 806

10.1　先进核电厂共同的技术经济性能 806

10.2　设计简化 807

10.3　模块化建造技术 807

10.4　燃料循环经济 807

附件A1　AP600与AP1000研发的背景与过程 808

A1.1 AP600和AP1000的研究开发情况 808

A1.2 AP600和AP1000的试验验证情况 808

A1.3　可用于AP1000的分析程序 808

A1.4　美国核电项目的一步审批法 808

第2章　先进能动压水堆核电站 810

1　EPR总体介绍 810

1.1　概述 810

1.2　EPR开发经过简述 810

1.3　设计目标和技术性能参数 810

1.4　EPR的分级原则 811

1.5　安全评价和经济性初评 813

1.6　机组总体布置 814

1.7　综合评述 815

2　EPR的主要系统 815

2.1　反应堆核设计和热工设计 815

2.2　反应堆冷却剂系统和与之相连的系统 819

2.3　专设安全设施 821

2.4　仪控系统 825

2.5　电气系统 827

2.6　反应堆辅助系统 830

2.7　蒸汽发电系统 832

3　EPR的主设备 835

3.1　反应堆压力容器 835

3.2　反应堆冷却剂泵 837

3.3　蒸汽发生器 838

3.4　反应堆冷却剂管道 841

3.5　稳压器 841

3.6　主设备支撑 842

4　EPR安全壳系统 842

4.1　安全壳系统 842

4.2　环廊通风系统 843

4.3　安全壳隔离系统 844

4.4　可燃气体控制 844

4.5　底板保护 844

4.6　安全壳热导出系统 845

5　EPR机组总体布置 846

5.1　主厂房描述及核岛布置 846

5.2　EPR机组核岛布置安全性分析 848

附件A1　EPR缩略术语 848

第3章　其他先进压水堆核电厂 851

1　先进压水堆APWR 851

1.1　堆芯和燃料组件 851

1.2　反应堆冷却剂系统 851

1.3　反应堆冷却剂系统主设备 851

1.4　专设安全系统配置和严重事故考虑 852

1.5　其他特性 855

1.6　主要技术参数 855

2　先进压水堆APWR＋ 856

2.1　堆芯和燃料组件 856

2.2　反应堆冷却剂系统 856

2.3　反应堆冷却剂系统主设备 856

2.4　安全理念和安全系统的配置特性 856

2.5　主要技术参数 858

3　先进压水堆System80＋ 858

3.1　堆芯设计 858

3.2　堆本体及燃料储存和操作系统 860

3.3　核岛系统设计 861

3.4　System80＋安全性能 865

3.5　仪表和控制系统 865

3.6　System80＋总体布置 866

4　先进压水堆APR1400简介（韩国） 867

4.1　主要设计特点 867

4.2　设计改良内容 868

4.3　更加提高的安全性 868

5　一体化压水堆核电厂 869

5.1　总述 869

5.2　IRIS的主要设计参数及设计特点 870

5.3　IRIS的反应堆及其冷却剂系统 871

5.4　IRIS燃料和堆芯设计 872

5.5　IRIS的冷却剂系统主要设备设计 872

5.6　IRIS的专设安全系统 874

5.7　IRIS的主要核辅助系统 875

5.8　安全壳设计及燃料输运和储存 875

5.9　电厂布置设计初步方案 876

5.10　辅助厂房总体布置 877

第4章　数字化仪表和控制系统 878

1　概述 878

1.1　发展趋势 878

1.2　发展现状 878

1.3　基本特征 878

1.4　典型配置 879

2　系统结构与基本要求 879

2.1　I＆C系统的安全分级 879

2.2　基本构成 880

2.3　总体构架 880

2.4　数据通信 881

2.5　总体功能要求与应对措施 881

2.6　软件的验证与确认 882

2.7　鉴定 884

3　AP1000的I＆C系统 884

3.1　概述 884

3.2　总体结构 885

3.3　保护与安全监测系统 887

3.4　电厂控制系统 891

3.5　Common Q平台 891

3.6　Ovation平台 895

4　EPR的I＆C系统 897

4.1　系统接口 897

4.2　总体结构 897

4.3　系统平台 898

4.4 TELEPERM XS平台 898

4.5　TELEPERM XP平台 902

第5章　先进控制室系统 905

1　概述 905

1.1　传统控制室系统的概况 905

1.2　先进控制室系统的基本特征 905

1.3　基本构成 906

2　显示系统 906

2.1　主要功能 906

2.2　显示内容 906

2.3　显示格式 906

2.4　显示元素 906

2.5　显示系统的设备 907

2.6　显示画面层次结构 907

2.7　大屏幕信息系统 907

3　先进报警系统 907

3.1　概述 907

3.2　先进报警系统的功能 908

3.3　报警处理特性 908

3.4　报警显示特性 908

3.5　先进报警诊断技术 909

4　计算机化规程 909

4.1　概述 909

4.2　功能 909

4.3　显示内容 909

4.4　显示特性 909

4.5　人机接口要求 909

4.6　其他要求 910

5　人因工程 910

5.1　概述 910

5.2　人因工程大纲管理 911

5.3　运行经验评审（OER） 912

5.4　功能要求分析和功能分配 912

5.5　任务分析 913

5.6　人员配备和资格 914

5.7　人的可靠性分析（HRA） 914

5.8　人机接口（HSI）设计 915

5.9　规程开发 916

5.10　培训大纲开发 916

5.11 人因验证和确认（V＆V） 916

5.12　设计实现 919

5.13　人的行为监测 919

6　典型的运行和控制中心 919

6.1　AP1000的运行和控制中心系统 919

6.2　EPR的运行和控制中心 921

第6章　概率安全评价与严重事故分析 923

1　概述 923

1.1　发展概况 923

1.2　目标与手段 923

1.3　概率安全评价与严重事故的关系 924

1.4　本章的结构 924

2　核电厂概率安全评价 925

2.1　功率运行工况下内部事件一级PSA 925

2.2　外部事件分析 939

2.3　低功率及停堆工况一级PSA 943

2.4　二级PSA 946

2.5　三级PSA 951

3　严重事故分析与对策 952

3.1　严重事故现象 952

3.2　严重事故预防和缓解措施 955

3.3　严重事故管理 960

3.4　总结 964

附件A1 AP1000设备冷却水系统故障树分析 964

A1.1　系统描述 964

A1.2　系统运行 964

A1.3　事故工况下的运行 965

A1.4　始发事件审查 965

A1.5　系统逻辑模型 965

附件A2　AP600核电厂低功率及停堆PSA简介 965

A2.1　始发事件分析 965

A2.2　数据分析 966

A2.3　事件树分析 967

A2.4　故障树分析 967

A2.5　成功准则 967

A2.6　共因失效 967

A2.7　人员可靠性分析 967

A2.8　定量化 968

附件A3　SA分析工具介绍 968

A3.1　SA分析工具 968

A3.2　严重事故现象与程序分析手段 969

参考文献 971

第6篇　下一代先进核能系统 973

第1章　钠冷快中子增殖堆核电厂 975

1　钠冷快中子增殖堆核电厂一般特征 975

1.1　易裂变核的增殖 975

1.2　快堆堆芯其他特点 976

1.3　快堆冷却剂 976

1.4　主热传输系统 977

1.5　快堆的燃料循环 977

2　快堆在核能发展中的地位和发展历史 978

2.1　快堆在核能发展中的地位 978

2.2　国外快堆发展历史 979

2.3　我国快堆发展历史 981

3　快堆堆芯 984

3.1　快堆核数据 984

3.2　快堆中子学 985

3.3　快堆堆芯热工水力 987

3.4　快堆屏蔽 989

3.5　快堆堆芯结构力学 990

4　快堆燃料组件 993

4.1　快堆燃料组件特征 993

4.2　快堆燃料组件结构 994

4.3　燃料组件运行性能 995

4.4　快堆燃料元件的发展 1002

5　快堆本体结构 1003

5.1　结构类型和特点 1003

5.2　回路式和池式结构的比较与选择 1005

5.3　结构材料 1008

6　钠冷快堆主热传输系统 1010

6.1　钠冷快堆主热传输系统总说明 1010

6.2　池式钠冷快堆的一回路系统及设备 1012

6.3　池式钠冷快堆的二回路系统及设备 1014

6.4　池式钠冷快堆的反应堆应急保护系统 1017

7　快堆燃料操作系统 1021

7.1　钠冷快堆燃料操作系统的任务、特点和要求 1021

7.2　堆内燃料操作系统的类型 1021

7.3　旋塞式操作系统的形式 1023

8　快堆仪、控、电系统 1028

8.1　快堆供电系统 1028

8.2　快堆保护参数和保护系统 1029

8.3　快堆核测量系统 1031

8.4　快堆主要控制调节系统 1032

8.5　快堆过程检测系统 1033

8.6　快堆辐射监测系统 1034

8.7　快堆燃料元件破损探测系统 1034

9　快堆钠工艺及相关系统 1034

9.1　钠的净化技术 1034

9.2　钠中杂质的监测 1037

9.3　结构材料与高温钠的相容性 1040

9.4　钠火、探测和消防 1044

9.5　钠水反应 1046

9.6　钠与混凝土反应 1047

10　快堆安全 1047

10.1　固有安全性及安全设计 1048

10.2　停堆系统和专设安全设施 1048

10.3　有保护瞬态 1050

10.4　无保护瞬态 1051

10.5　局部事故 1052

11　快堆发展前景 1054

11.1　我国快堆发展前景 1054

11.2　我国快堆发展战略研究 1055

11.3　国外快堆发展前景 1056

第2章　高温气冷堆 1058

1　高温气冷堆概况 1058

1.1　高温气冷堆的历史 1058

1.2　高温气冷堆的可选循环方式 1059

1.3　高温气冷堆核电厂的组成 1060

1.4　高温气冷堆的类型 1060

1.5　几个典型的高温气冷堆方案 1061

1.6　高温气冷堆的特点 1062

2　模块式高温气冷堆的特征和典型参数 1063

2.1　模块式高温气冷堆的安全特点 1063

2.2　典型的模块式高温气冷堆的主要设计参数 1063

3　反应堆堆芯 1066

3.1　堆芯的构成 1066

3.2　物理设计 1067

3.3　热工设计 1070

3.4　结构设计 1072

4　燃料元件 1072

4.1　燃料元件类型 1072

4.2　球形燃料元件设计 1073

4.3　球形燃料元件制造 1074

4.4　燃料元件自由铀含量 1078

4.5　球形燃料元件辐照性能 1078

4.6　球形燃料元件堆内运行结果 1079

5　反应堆一回路系统及主要设备 1080

5.1　一回路系统简要描述 1080

5.2　陶瓷堆内构件 1081

5.3　金属堆内构件 1083

5.4　压力容器 1085

5.5　热气导管及其壳体 1087

5.6　蒸汽发生器与再热器 1088

5.7　氦风机和风机挡板 1091

6　反应堆停堆系统 1092

6.1　控制棒 1092

6.2　吸收球停堆系统 1094

7　反应堆辅助系统 1095

7.1　燃料装卸与储存系统 1095

7.2　氦净化与氦辅助系统 1099

7.3　气体采样与分析系统 1103

7.4　余热排出系统 1104

7.5　生物屏蔽冷却系统 1105

7.6　蒸汽发生器事故排放系统 1105

7.7　一回路压力泄放系统 1106

7.8　设备冷却水系统 1107

7.9　通风空调系统 1107

8　仪表、控制与电力系统 1108

8.1　仪表和控制系统 1108

8.2　厂用电系统 1110

9　安全分析与包容体 1111

9.1　安全分析 1111

9.2　包容体 1115

10　核电厂常规岛系统 1116

10.1　设计原则 1116

10.2　常规岛概述 1116

10.3　启动停堆系统 1116

11　高温气冷堆的其他工业应用 1117

11.1　概述 1117

11.2　核能制氢 1117

11.3　稠油热采 1118

第3章　加速器驱动的次临界核能系统（ADS） 1120

1　加速器驱动的次临界核能系统的原理 1120

1.1　历史回顾 1120

1.2　原理 1120

1.3　结构组成 1121

2　加速器驱动的次临界核能系统在核电燃料循环中的作用 1122

2.1　裂变核能持续发展中面临的问题 1122

2.2　核废料核素 1122

2.3　核废料核素的放射性毒性和嬗变 1123

2.4　引入加速器驱动的次临界核能系统构造放射性洁净核能工业园 1126

3　加速器驱动的次临界核能系统面临的关键技术问题 1128

3.1　加速器驱动的次临界核能系统中的强流质子加速器技术 1128

3.2　高功率次临界反应堆 1131

3.3　结合件 1132

第4章　其他先进核能系统 1133

1　气冷快堆 1133

1.1　气冷快堆概述 1133

1.2　气冷快堆发展目标 1133

1.3　气冷快堆研发 1134

1.4　气冷快堆设计概念方案 1134

2　超临界水冷堆（SCWR）核电厂 1135

2.1　概述 1135

2.2　总体设计 1136

2.3　反应堆堆芯 1136

2.4　主回路系统 1136

2.5　辅助系统 1136

2.6　控制与保护系统 1137

2.7　专设安全设施 1137

2.8　功率转换系统流程图 1137

2.9　SCWR主要参数 1137

2.10　待解决的问题 1138

3　铅冷快堆 1138

3.1　铅冷快堆概述 1138

3.2　铅冷快堆研发 1139

3.3　铅冷快堆典型设计概念 1140

4　超高温气冷堆（VHTR） 1140

4.1　超高温气冷堆（VHTR）基本特征 1140

4.2　超高温气冷堆发展目标 1141

4.3　超高温气冷堆的工艺基础 1142

4.4　超高温气冷堆主要研究与发展需要 1142

4.5　超高温气冷堆燃料循环研究和发展工作 1142

4.6　超高温气冷堆设计和评价 1142

5　熔盐堆（MSR） 1142

5.1　熔盐堆（MSR）基本特征 1142

5.2　熔盐堆（MSR）发展目标 1143

5.3　熔盐堆（MSR）的关键技术和工艺基础 1144

5.4　熔盐堆（MSR）主要研究和发展需要 1144

参考文献 1146