第1章 绪论 1
1.1 世界核电的发展概况 1
1.2 我国的核电发展情况 4
1.2.1 发展核电是我国的基本方针 4
1.2.2 中国核电建设进入新的发展时期 4
第2章 压水堆核电厂 6
2.1 概述 6
2.2 核电厂总体及厂房布置 12
2.2.1 厂址选择 12
2.2.2 总平面布置 14
2.3 核电厂主要厂房设施 16
2.4 核电厂设备安全功能及分级 19
2.4.1 安全功能及分析方法 19
2.4.2 安全分级 19
2.4.3 抗震分类 20
2.4.4 规范分级和质量分组 21
2.5 核电厂安全设计原则 22
第3章 反应堆冷却剂系统和设备 25
3.1 反应堆冷却剂系统 25
3.1.1 系统功能 25
3.1.2 系统描述 25
3.1.3 系统的参数选择 27
3.1.4 系统布置 29
3.1.5 系统的参数测量 29
3.1.6 系统特性 31
3.2 反应堆本体结构 32
3.2.1 堆芯结构 32
3.2.2 堆芯支撑结构 36
3.2.3 反应堆压力容器 38
3.2.4 控制棒驱动机构 41
3.3 反应堆冷却剂泵 43
3.3.1 概述 43
3.3.2 屏蔽电机泵 43
3.3.3 轴封泵 44
3.3.4 叶轮泵的一般特性 51
3.3.5 泵的全特性曲线 58
3.4 蒸汽发生器 65
3.4.1 概述 65
3.4.2 蒸汽发生器的典型结构和工质流程 66
3.4.3 蒸汽发生器的传热计算 73
3.4.4 蒸汽发生器的水力计算 79
3.4.5 蒸汽发生器的数学模型 82
3.5 稳压器 86
3.5.1 稳压器的功能 86
3.5.2 稳压器及其附属设备 86
3.5.3 稳压器的工作原理 90
3.5.4 稳压器压力控制系统 93
3.5.5 稳压器水位控制系统 96
3.5.6 稳压器的设计准则 99
3.5.7 稳压器的容积计算 100
3.5.8 稳压器瞬态过程分析模型 101
第4章 核岛主要辅助系统 107
4.1 化学和容积控制系统 108
4.1.1 系统功能 108
4.1.2 设计依据 108
4.1.3 系统流程 113
4.1.4 系统设备布置 116
4.1.5 系统运行 117
4.2 反应堆硼和水补给系统 118
4.2.1 系统功能 118
4.2.2 设计依据 118
4.2.3 系统描述 118
4.2.4 补给量计算 119
4.2.5 补给方式 122
4.3 余热排出系统 123
4.3.1 系统功能 123
4.3.2 系统描述 123
4.3.3 系统运行 124
4.3.4 系统综述 125
4.4 设备冷却水系统 125
4.4.1 系统功能 125
4.4.2 系统描述 126
4.4.3 系统运行 129
4.5 重要厂用水系统 129
4.5.1 系统功能 129
4.5.2 系统描述 130
4.5.3 系统运行 130
4.6 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统 131
4.6.1 系统功能 131
4.6.2 系统描述 131
4.6.3 系统运行 133
4.7 废物处理系统 133
4.7.1 概述 133
4.7.2 放射性废水处理方法 134
4.7.3 氚的产生及性质 137
4.7.4 硼回收系统 138
4.7.5 废水处理系统 141
4.7.6 废气处理系统 143
4.7.7 固体废物处理系统 146
4.8 核岛通风空调及空气净化 147
4.8.1 概述 147
4.8.2 设计原则 148
4.8.3 进风系统及其净化处理 149
4.8.4 排风系统及其空气净化处理 151
4.8.5 通风系统主要设备及其性能 152
4.8.6 核岛通风空调和空气净化系统简介 154
第5章 专设安全设施 158
5.1 概述 158
5.2 安注系统 159
5.2.1 系统功能 159
5.2.2 系统描述 159
5.2.3 系统运行 162
5.2.4 安注系统的设计改进 164
5.3 安全壳系统 165
5.3.1 安全壳的功能 165
5.3.2 安全壳的形式 166
5.3.3 安全壳贯穿件 166
5.4 安全壳喷淋系统 167
5.4.1 系统功能 167
5.4.2 系统描述 167
5.4.3 系统运行 169
5.5 安全壳隔离系统 170
5.5.1 系统功能 170
5.5.2 系统设计 170
5.5.3 系统特点 170
5.5.4 系统运行和控制 171
5.6 可燃气体控制系统 172
5.6.1 概述 172
5.6.2 系统描述 173
5.7 辅助给水系统 175
5.7.1 系统功能 175
5.7.2 系统描述 175
5.7.3 系统运行 178
5.7.4 系统的设计改进 179
第6章 核电厂热力学 182
6.1 热力学基础 182
6.1.1 理想循环的研究 182
6.1.2 实际循环的分析方法 184
6.1.3 电厂热力循环的？分析 185
6.2 核电厂的热经济性指标 187
6.3 蒸汽参数对热经济性的影响 189
6.3.1 蒸汽初参数对循环热经济性的影响 189
6.3.2 蒸汽终参数的影响 191
6.4 回热循环 193
6.4.1 给水回热循环的热经济性 193
6.4.2 最佳回热分配 195
6.4.3 最佳给水温度 199
6.5 蒸汽再热循环 201
6.5.1 概述 201
6.5.2 汽耗率与热耗率 201
6.5.3 具有再热的回热加热分配 203
6.5.4 最佳再热压力 204
6.6 二回路系统热力分析 204
6.6.1 定功率分析方法 204
6.6.2 定功率法热力分析举例 206
第7章 核汽轮发电机组 214
7.1 概述 214
7.2 汽轮机的工作原理及分类 215
7.2.1 汽轮机级的工作原理及特点 215
7.2.2 汽轮机的分类 220
7.3 汽轮机中能量转换过程 221
7.3.1 蒸汽在喷嘴中的流动和能量转换 221
7.3.2 蒸汽在动叶栅中的流动和能量转换 223
7.3.3 轮周效率和最佳速比 227
7.3.4 级内损失及相对内效率 231
7.3.5 长叶片 234
7.3.6 多级汽轮机 236
7.4 汽轮机的本体结构 240
7.4.1 转子 240
7.4.2 汽缸与隔板 247
7.4.3 防蚀措施 249
7.5 汽轮机的总体结构 252
7.5.1 汽轮机的总体结构形式 252
7.5.2 核电厂饱和蒸汽汽轮机的总体配置 253
7.6 核电厂汽轮机的特点 255
7.6.1 核汽轮机组的一般特点 255
7.6.2 核汽轮机组的转速选择 256
7.7 汽轮机调节的基本概念 258
7.7.1 汽轮机调节的基本任务 258
7.7.2 汽轮机调节的手段 259
7.7.3 汽轮机的调节方式 260
7.8 汽水分离再热器 261
7.8.1 概述 261
7.8.2 结构形式及流程 261
7.8.3 运行经验及设计改进 264
7.9 凝汽器及其真空系统 265
7.9.1 概述 265
7.9.2 凝汽器传热的强化 267
7.9.3 凝汽器的结构 269
7.9.4 凝汽器的特性 271
7.9.5 凝结水过冷原因及改善措施 273
7.9.6 多压凝汽器 275
7.9.7 凝汽器真空系统 277
第8章 核电厂二回路热力系统 279
8.1 概述 279
8.1.1 系统的功能 279
8.1.2 典型的压水堆核电厂二回路热力系统 279
8.2 主蒸汽系统 283
8.2.1 概述 283
8.2.2 系统描述 283
8.2.3 系统特性 285
8.3 凝结水和给水回热加热系统 286
8.3.1 回热加热器 286
8.3.2 抽汽系统 288
8.3.3 疏水系统 288
8.3.4 排气系统 290
8.3.5 卸压系统 290
8.3.6 凝结水泵和给水泵 291
8.3.7 给水调节阀和隔离阀 296
8.4 给水除氧系统 297
8.4.1 概述 297
8.4.2 热力除氧的原理 297
8.4.3 除氧器的类型及典型结构 298
8.4.4 除氧器的热平衡和自生沸腾 303
8.4.5 除氧器的运行 304
8.4.6 真空除氧与热力除氧的比较 307
8.5 蒸汽排放系统 308
8.5.1 概述 308
8.5.2 系统描述 308
8.5.3 系统特性 310
8.5.4 系统控制 311
8.6 蒸汽发生器水位控制系统 312
8.6.1 概述 312
8.6.2 蒸汽发生器水位控制 313
8.6.3 与蒸汽发生器水位有关的保护 318
8.7 蒸汽发生器排污系统 319
8.7.1 概述 319
8.7.2 系统描述 319
8.7.3 系统运行 320
8.8 二回路水处理系统 320
8.8.1 二回路水处理方法 320
8.8.2 凝结水净化 321
8.8.3 二回路水质要求 322
第9章 核电厂的运行 324
9.1 电厂的标准状态 324
9.1.1 电厂的标准状态定义 324
9.1.2 技术限制 326
9.2 核电厂控制保护功能介绍 327
9.2.1 停堆保护功能 329
9.2.2 安全设施触发信号 329
9.2.3 允许 329
9.2.4 禁止信号 331
9.3 核电厂的启动 332
9.3.1 核电厂的冷启动 332
9.3.2 核电厂的热启动 335
9.4 核电厂停闭 335
9.4.1 概述 335
9.4.2 从功率运行到冷停堆的主要过程 336
第10章 轻水堆核电技术的发展与改进 339
10.1 轻水堆核电技术发展现状 339
10.2 AP1000核电厂 341
10.2.1 AP1000概况 341
10.2.2 AP1000的设计特点 342
10.2.3 AP1000的安全特性 346
10.2.4 AP1000的系统简化 354
10.3 EPR核电厂 354
10.3.1 EPR堆本体一般特性 354
10.3.2 EPR的安全特性 357
10.3.3 EPR的经济性与可靠性 362
10.4 先进的沸水堆核电厂 364
10.4.1 传统的沸水堆核电厂 364
10.4.2 ABWR核电厂设计特点 365
10.4.3 ABWR的安全性 369
10.4.4 ABWR的经济性 370
10.5 固有安全堆 372
10.5.1 固有安全的概念 372
10.5.2 PIUS反应堆简介 372
10.6 第四代核能系统 375
常用符号 378
附录 1994年国际水和水蒸气性质协会（IAPWS）发布的轻水热力学性质国际骨架表 381
附表A 水和水蒸气的比体积及其允差 381
附表B 水和水蒸气的比焓及其允差 384
附表C 饱和线上水和水蒸气的比体积（dm3/kg）和比焓（kJ/kg） 386
参考文献 388