《船用核动力》PDF下载

  • 购买积分:14 如何计算积分?
  • 作  者:于俊崇等编
  • 出 版 社:上海:上海交通大学出版社
  • 出版年份:2016
  • ISBN:7313141989
  • 页数:403 页
图书介绍:

第1章 概述 1

1.1 引言 1

1.2 船用核动力的基本类型 2

1.2.1 核潜艇 3

1.2.2 核动力航母 3

1.2.3 核动力巡洋舰 4

1.2.4 核动力深海装备 4

1.2.5 核动力破冰船 4

1.2.6 核动力商船 5

1.3 船用核动力的设计特点及发展趋势 5

1.3.1 设计特点 5

1.3.2 发展趋势 5

参考文献 7

第2章 核反应堆 9

2.1 概述 9

2.2 核反应堆物理 10

2.2.1 核反应堆物理理论 10

2.2.2 反应堆核设计 29

2.2.3 反应堆核设计软件 30

2.2.4 设计验证 31

2.3 反应堆热工水力 33

2.3.1 概述 33

2.3.2 反应堆传热学 33

2.3.3 反应堆水力学 42

2.3.4 反应堆热工水力设计 49

2.3.5 反应堆热工水力实验 60

2.4 燃料组件及其相关组件 61

2.4.1 燃料组件 61

2.4.2 燃料相关组件 79

2.5 反应堆压力容器 84

2.5.1 概述 84

2.5.2 结构简介 84

2.5.3 材料 88

2.5.4 设计分析及验证 93

2.6 控制棒驱动机构 93

2.6.1 概述 93

2.6.2 结构简介 93

2.6.3 材料 94

2.6.4 设计分析与验证 94

2.7 反应堆堆内构件 95

2.7.1 概述 95

2.7.2 结构简介 95

2.7.3 材料 97

2.7.4 设计分析与验证 99

2.8 反应堆支承及屏蔽 100

2.8.1 概述 100

2.8.2 结构简介 100

2.8.3 反应堆屏蔽设计 101

2.8.4 屏蔽材料 101

2.8.5 反应堆支承材料 104

2.8.6 设计分析 107

第3章 反应堆冷却剂系统 111

3.1 系统简述 111

3.1.1 系统功能 111

3.1.2 系统组成 111

3.1.3 系统流程 111

3.2 设计要求 113

3.3 系统布置 114

3.3.1 分散式布置 115

3.3.2 紧凑式布置 115

3.3.3 一体化布置 115

3.4 系统特性设计 116

3.4.1 冷却剂平均温度恒定运行方案 116

3.4.2 蒸汽压力恒定运行方案 117

3.4.3 折中方案 117

3.4.4 直流蒸汽发生器的静态特性 118

3.5 主要设备简介 119

3.5.1 蒸汽发生器 119

3.5.2 反应堆冷却剂泵 133

3.5.3 反应堆冷却剂管道 137

3.6 反应堆冷却剂水化学 139

参考文献 142

第4章 核辅助系统 143

4.1 系统简介 143

4.2 压力安全系统 144

4.2.1 系统描述 144

4.2.2 设备描述 146

4.3 余热排出系统 148

4.3.1 系统描述 149

4.3.2 设备描述 150

4.4 补水系统 150

4.4.1 系统描述 150

4.4.2 设备描述 151

4.5 设备冷却水系统 151

4.5.1 系统描述 151

4.5.2 设备描述 152

4.6 净化系统 153

4.6.1 系统描述 153

4.6.2 设备描述 154

4.7 阀门 155

4.7.1 概述 155

4.7.2 切断类阀门 156

4.7.3 安全阀 158

4.7.4 止回阀 158

4.7.5 调节阀 159

4.7.6 阀门可靠性 159

参考文献 161

第5章 专设安全系统 163

5.1 概述 163

5.1.1 专设安全系统的设计原则 163

5.1.2 专设安全系统的确定依据 164

5.1.3 船用核动力装置专设安全系统的设计特点 164

5.2 应急堆芯冷却系统 166

5.2.1 安全注射系统 166

5.2.2 应急余热排出系统 167

5.3 堆舱排热系统 170

5.4 消氢系统 170

5.5 第二套停堆系统 172

5.6 安全注射系统设计流程案例分析 172

参考文献 174

第6章 仪表与控制系统 175

6.1 概述 175

6.1.1 仪表与控制系统功能 175

6.1.2 设计原则 176

6.1.3 总体结构和特点 176

6.2 核测量系统 178

6.2.1 系统功能 178

6.2.2 堆外核测量探测器基本原理 179

6.2.3 系统和设备描述 180

6.3 过程测量与控制系统 182

6.3.1 过程测量系统 182

6.3.2 过程控制系统 184

6.4 反应堆功率调节系统 189

6.4.1 系统功能 189

6.4.2 反应堆功率调节的基本原理 191

6.4.3 设计制约因素 195

6.4.4 系统和设备描述 196

6.5 反应堆保护系统 197

6.5.1 系统功能 197

6.5.2 系统设计原则 198

6.5.3 系统和设备描述 200

6.6 控制棒控制与棒位测量系统 202

6.6.1 系统功能 202

6.6.2 系统和设备描述 203

6.7 泵与阀门电气控制系统 205

6.7.1 系统功能 205

6.7.2 系统和设备描述 206

6.8 人机信息显示及操纵系统 207

6.8.1 系统功能 207

6.8.2 系统设计原则 208

6.8.3 系统和设备描述 209

6.9 仪表与控制系统的数字化 210

6.9.1 技术发展概况 210

6.9.2 数字化仪表与控制系统的技术方案 212

参考文献 216

第7章 蒸汽动力转换系统 217

7.1 概述 217

7.2 蒸汽系统 219

7.2.1 系统描述 219

7.2.2 设备描述 220

7.2.3 系统运行 220

7.3 凝水和给水系统 220

7.3.1 系统描述 220

7.3.2 设备描述 221

7.3.3 系统运行 223

7.4 蒸汽排放系统 223

7.4.1 系统描述 223

7.4.2 设备描述 224

7.5 循环冷却水系统 225

7.6 汽轮齿轮机组 226

7.6.1 汽轮机 227

7.6.2 齿轮减速器 228

7.6.3 冷凝器 228

7.7 汽轮发电机组 228

参考文献 229

第8章 源项与辐射防护 231

8.1 辐射防护概念及原则 231

8.1.1 辐射防护概念 231

8.1.2 核动力装置电离辐射来源 233

8.1.3 辐射防护基本原则 233

8.1.4 辐射防护剂量限值 234

8.1.5 船用核动力辐射防护设计原则 234

8.1.6 船用核动力辐射防护特点 236

8.2 源项设计 236

8.2.1 概述 236

8.2.2 正常运行源项 236

8.2.3 事故状态源项 238

8.3 辐射防护设施 239

8.4 辐射防护工作管理 240

8.4.1 辐射分区管理 240

8.4.2 应急计划 240

8.4.3 核动力装置各阶段辐射防护要求 240

参考文献 242

第9章 减振降噪 243

9.1 概述 243

9.2 振动噪声源及传递路径 243

9.3 振动噪声控制措施 243

9.3.1 振动噪声控制措施 244

9.3.2 传递路径隔振 244

参考文献 246

第10章 力学分析与评定 247

10.1 概述 247

10.2 力学分析的主要理论 248

10.2.1 系统和设备抗冲击分析理论 248

10.2.2 结构应力分析理论 257

10.3 力学分析的主要方法 261

10.3.1 理论分析方法 261

10.3.2 有限元数值模拟方法 262

10.3.3 实验研究方法 263

10.4 力学分析的主要内容 264

10.4.1 系统和设备载荷分配 264

10.4.2 结构和部件应力分析 266

10.5 分析与评价 269

10.5.1 系统和设备载荷分配 269

10.5.2 结构和部件应力分析 272

10.5.3 分析实例 273

参考文献 276

第11章 可靠性和维修性设计 277

11.1 概述 277

11.2 可靠性维修性管理 277

11.3 可靠性设计与分析 279

11.3.1 可靠性要求 279

11.3.2 可靠性设计方法 280

11.4 维修性设计与分析 284

11.4.1 维修性要求 285

11.4.2 维修性定性设计 286

11.4.3 维修性分配与预计 287

11.5 可靠性试验与评价 288

11.5.1 环境应力筛选试验 289

11.5.2 可靠性增长试验 289

11.5.3 可靠性鉴定试验和可靠性验收试验 289

参考文献 290

第12章 事故安全分析 291

12.1 概述 291

12.2 事故分析方法 291

12.2.1 确定论事故分析 292

12.2.2 概率安全分析 295

12.3 设计基准事故分类及其分析要求 296

12.3.1 事故分类及限值准则 296

12.3.2 反应性引入事故 298

12.3.3 失流事故 299

12.3.4 热阱丧失事故 299

12.3.5 蒸汽发生器传热管破裂 300

12.3.6 失水事故 300

12.3.7 全船断电事故 301

12.3.8 未能紧急停堆的各种预期瞬态 301

12.4 事故分析实例 302

12.4.1 全船断电事故的起因 302

12.4.2 全船断电事故发生频率及限制准则 302

12.4.3 全船断电事故分析方法与假设 303

12.4.4 全船断电事故分析结果 303

12.5 严重事故 304

12.5.1 严重事故主要现象及过程 304

12.5.2 严重事故预防与缓解 305

参考文献 307

第13章 运行及运行分析 309

13.1 概述 309

13.2 运行 310

13.2.1 初次冷启动 310

13.2.2 正常冷启动 310

13.2.3 稳定功率运行 311

13.2.4 变工况运行 312

13.2.5 自然循环运行 312

13.2.6 反应堆系统冷停堆 312

13.2.7 反应堆系统热停堆和热启动 313

13.2.8 反应堆异常工况运行 314

13.3 反应堆事故工况运行分析 316

13.3.1 目的 316

13.3.2 方法 316

13.3.3 内容 316

13.4 运行分析实例 317

13.4.1 强迫循环与自然循环转换分析 317

13.4.2 失水事故运行分析 321

参考文献 324

第14章 事故管理 325

14.1 概述 325

14.2 事故管理目标 326

14.3 事故管理方法 327

14.4 事故管理对象 328

14.5 典型事故热工水力现象诊断方法 329

14.6 事故的应急 330

第15章 老化管理 337

15.1 老化管理的概念 337

15.1.1 老化及老化管理的概念 337

15.1.2 系统老化管理的方法 337

15.1.3 老化管理与现有运行管理之间的关系 339

15.1.4 船用核动力老化管理的目的及意义 339

15.2 老化管理的发展现状 340

15.3 老化管理策略 342

15.3.1 概述 342

15.3.2 设计 342

15.3.3 制造和建造 342

15.3.4 调试 343

15.3.5 运行 343

15.3.6 退役 343

15.4 运行期间的老化管理 344

15.4.1 老化敏感系统及设备的筛选 344

15.4.2 船用核动力装置老化管理大纲 347

15.4.3 老化敏感设备的老化机理分析 348

15.4.4 设备老化管理大纲 351

15.4.5 老化管理数据的收集和保存 353

15.4.6 老化敏感设备的实际状态评价 354

15.4.7 老化管理评审 354

15.5 老化管理在延寿上的应用 355

15.5.1 老化管理成果在延寿论证上的应用 355

15.5.2 延寿期间老化管理的要求 355

第16章 试验验证 357

16.1 概述 357

16.2 船用核动力试验分类 357

16.3 系统综合验证试验 359

16.3.1 系统综合验证试验作用 359

16.3.2 系统综合验证试验内容 359

16.4 反应堆物理启动试验 360

16.4.1 物理启动试验的定义 360

16.4.2 物理启动试验的阶段 360

16.4.3 物理启动试验内容简介 360

16.5 系泊和航行试验 361

16.5.1 概述 361

16.5.2 系泊试验 362

16.5.3 航行试验 364

16.6 工程模式堆工程考核试验 365

16.6.1 工程模式堆的意义及作用 365

16.6.2 工程模式堆工程考核试验内容 366

16.6.3 国外工程模式堆的发展 366

16.6.4 工程模式堆发展趋势 367

16.7 虚拟试验与数字化反应堆系统仿真验证 368

16.7.1 虚拟试验 368

16.7.2 数字化反应堆的定义和作用 368

16.7.3 国外数字化反应堆研究概况 369

16.7.4 数字化反应堆发展的技术路线 371

参考文献 372

第17章 反应堆装卸料 373

17.1 概述 373

17.1.1 系统功能 373

17.1.2 系统组成 373

17.1.3 主要工艺流程 374

17.1.4 设计原则 374

17.2 反应堆装料 375

17.2.1 反应堆装料技术 375

17.2.2 反应堆装料工艺 376

17.2.3 反应堆装料主要设备 376

17.3 反应堆卸料 376

17.3.1 反应堆卸料技术 376

17.3.2 反应堆卸料工艺 377

17.3.3 反应堆卸料主要设备 377

17.4 反应堆换料的设计 378

17.4.1 材料选择 378

17.4.2 冷却设计 379

17.4.3 临界安全评定 380

17.4.4 工业安全设计 380

17.4.5 辐射防护安全设计 381

第18章 船用核动力装置退役 383

18.1 概述 383

18.2 退役方案研究 383

18.2.1 国外退役方案 385

18.2.2 国内退役方案 387

18.3 退役前核动力装置状态研究 387

18.3.1 反应堆运行史调查 387

18.3.2 放射性存留量计算与测量 387

18.3.3 反应堆剩余释热计算和相关温度测量 388

18.3.4 反应堆控制棒棒位勘验 389

18.3.5 泵、阀及系统性能测试 389

18.4 反应堆退役 389

18.4.1 退役程序 389

18.4.2 退役准备 390

18.4.3 反应堆卸料 390

18.4.4 去污 391

18.5 堆舱内回路系统及其他设备退役 392

18.6 放射性废物处理 393

18.7 辐射防护与安全 393

18.7.1 工作场地划分与管理 394

18.7.2 作业人员管理 394

18.7.3 辐射防护安全措施 394

18.7.4 加强辐射监测 395

索引 397