核电厂系统与运行
￥ 61.34 9.0折 ￥ 68 九五品
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北京通州
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作者俞冀阳 著
出版社清华大学出版社
ISBN9787302450153
出版时间2016-10
版次1
装帧平装
开本16开
纸张胶版纸
页数307页
字数99999千字
定价68元
上书时间2024-05-18
商品详情
- 品相描述：九五品
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基本信息
书名:核电厂系统与运行
定价：68.00元
作者:俞冀阳 著
出版社：清华大学出版社
出版日期：2016-10-01
ISBN：9787302450153
字数：487000
页码：307
版次：1
装帧：平装
开本：16开
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本书是针对大学本科高年级的专业课程《核电厂系统与运行》编写的。着重阐述各种类型核电厂的系统特点以及基本运行原理。内容包括核电厂运行的基本物理知识、核电厂主要的系统和控制原理、仪表与控制系统，以及核电厂的运行管理和模拟器实验。通过阅读本书，读者可以了解到核电厂的总体控制与运行，设备和主要工艺系统的控制与运行，为将来从事核电厂相关领域的研究和工作，提供宽厚扎实的基础。本书既适合于大学本科高年级专业课程使用，也可供从事核电厂运行及管理人员参考，还可供从事核电工程的技术人员参考。
内容提要
本书首先介绍核电厂运行的基本原理，内容包括反应性、反应性系数、燃耗与中毒等基本概念。然后介绍核电厂的堆芯和冷却剂系统的特点，以及相应的能量传输和转换系统。在此基础上，介绍核电厂仪表和控制系统，以及各种类型的核电厂的控制特点。随后介绍辅助系统和安全系统，这对核电厂运行也是十分重要的。最后，介绍核电厂的正常运行和异常运行等知识。本书还对核电厂的常规和非常规运行进行了介绍，包括功率调节、跨越碘坑、停堆或停机后的恢复运行、热传输系统或蒸汽给水系统发生故障后的诊断和运行等。 本书既适合从事核电厂运行及管理人员使用，也可供高等学校核反应堆工程专业的师生及从事核电工程的技术人员参考。
目录
章核电厂概述与安全性1.1核电厂的能量平衡1.2核电厂的安全性1.2.1核电厂的主要风险1.2.2核电厂安全目标1.2.3核电厂安全许可证制度1.2.4核电厂有关安全的基本设计思想第2章核电厂运行物理基础2.1原子核物理基础2.1.1原子序数与质量数2.1.2质量亏损与结合能2.1.3放射性2.1.4中子与物质相互作用2.1.5核裂变2.2中子源2.2.1天然中子源2.2.2人工中子源2.2.3中子源组件2.3中子核反应截面2.3.1微观截面和宏观截面2.3.2截面的温度效应2.4中子注量率与中子慢化2.4.1中子扩散方程2.4.2中子的慢化2.4.3裂变时中子的释放2.4.4中子代时间2.5中子循环与反应堆临界2.5.1增殖因数2.5.2四因子公式2.5.3有效增殖因数2.6反应性2.6.1反应性系数2.6.2温度系数2.6.3压力系数2.6.4空泡系数2.6.5功率系数2.7中子毒物2.7.1可燃毒物2.7.2可溶毒物2.7.3控制棒2.7.4氙2.7.5钐核电厂系统与运行目录第3章堆芯与冷却剂系统3.1堆芯3.1.1反应堆分类3.1.2堆芯结构设计3.1.3堆芯核设计3.1.4堆芯功率3.2冷却剂系统3.2.1冷却剂系统的功能3.2.2冷却剂系统的构成3.2.3冷却剂系统的运行参数3.2.4冷却剂泵3.3各种类型核电厂的设计特点3.3.1CANDU型重水堆3.3.2快中子增殖堆3.3.3沸水堆核电厂3.3.4高温气冷堆第4章蒸汽动力转换系统4.1朗肯循环4.1.1朗肯循环的过程4.1.2朗肯循环的效率4.1.3蒸汽再热与回热循环4.2核电厂的蒸汽动力循环系统4.2.1蒸汽发生器4.2.2除氧器4.2.3蒸汽管线系统4.2.4给水系统4.2.5汽轮机4.2.6交流发电机4.2.7凝汽器第5章仪表与控制系统5.1参数测量原理5.1.1温度测量5.1.2压力测量5.1.3水位测量5.1.4流量测量5.1.5位置测量5.1.6放射线测量5.1.7中子的测量5.1.8反应堆周期测量5.1.9堆芯中子注量率测量5.2反应堆仪表监测系统5.2.1核功率测量系统5.2.2堆芯测量系统5.2.3控制棒位置指示系统5.2.4冷却剂系统监测5.2.5其他监测系统5.3压水堆核电厂的控制系统5.3.1反应性控制和功率分布控制5.3.2功率调节系统5.3.3一回路系统压力控制5.3.4稳压器水位控制5.3.5蒸汽发生器水位控制5.3.6蒸汽排放控制5.3.7主控制室5.3.8核电厂仿真机5.4各种类型反应堆的控制特点5.4.1沸水堆控制5.4.2高温气冷堆控制5.4.3钠冷快中子增殖堆控制5.4.4重水堆控制5.5核电厂数字化控制系统5.5.1核电厂计算机系统5.5.2核电厂计算机控制5.5.3压水堆数字化控制系统5.5.4沸水堆数字化控制系统5.6核电厂保护系统5.6.1反应堆保护参数5.6.2反应堆保护系统5.6.3堆芯保护系统5.6.4反应堆保护装置5.6.5反应堆数字化保护系统第6章核电厂辅助系统6.1化学和容积控制系统6.1.1体积控制6.1.2水质控制6.1.3硼浓度控制6.1.4硼热再生系统6.1.5硼回收系统6.2余热排出系统6.3设备冷却水系统6.4重要厂用水系统6.5废物处理系统6.5.1废气处理系统6.5.2废液处理系统6.5.3固体废物处理系统6.6安全壳通风净化系统6.7蒸汽发生器排污系统6.8燃料操作系统6.8.1压水堆燃料操作系统6.8.2重水堆燃料操作系统6.8.3重水堆装卸料机6.8.4不停堆换料6.8.5乏燃料储存池6.9重水堆辅助系统6.9.1重水堆慢化剂系统6.9.2慢化剂覆盖气体系统6.9.3停堆冷却系统6.9.4重水净化系统6.9.5氘化和除氘系统6.10厂用电系统第7章安全系统与专设安全设施7.1反应堆停堆系统7.1.1控制棒停堆系统7.1.2压水堆第二停堆系统7.1.3重水堆第二停堆系统7.2应急堆芯冷却系统7.2.1压水堆安全注射系统7.2.2沸水堆应急堆芯冷却系统7.2.3重水堆应急堆芯冷却系统7.3安全壳包容系统7.3.1安全壳的类型7.3.2安全壳隔离系统7.4安全壳喷淋系统7.5可燃气体控制系统7.6辅助给水系统7.7非能动安全系统7.7.1余热排出系统7.7.2安全注射系统7.7.3安全壳冷却系统7.8重水堆安全系统第8章核电厂正常运行8.1运行管理8.1.1运行安全管理体系8.1.2运行性能指标8.2核电厂的运行模式8.2.1运行状态8.2.2运行模式8.3核电厂的运行技术规格书8.4核电厂的运行规程8.5核电厂的调试8.5.1调试主要阶段8.5.2调试准备工作8.5.3调试进度计划8.6核电厂正常起动与停运8.6.1起动8.6.2核电机组的负荷跟踪8.6.3停运8.7核电厂换料和大修8.7.1燃料管理8.7.2维修8.7.3在役检查8.7.4定期试验8.8运行经验反馈第9章核电厂异常运行9.1核电厂的工况9.1.1核电厂状态分类9.1.2核电厂事件分级9.2设计基准事故与监督9.2.1核电厂设计基准事故9.2.2燃料包壳完整性监督9.2.3冷却剂系统承压边界完整性监督9.2.4安全参数显示系统9.3严重事故及其管理9.3.1核电厂严重事故9.3.2核事故应急管理9.3.3核事故应急计划与准备9.3.4核事故应急措施9.3.5核事故后恢复措施附录核电厂模拟器实验指示书A.1国际原子能机构的重水堆核电厂模拟器A.1.1起动A.1.2电厂总览A.1.3停堆棒A.1.4反应性控制A.1.5一回路热传输系统的主回路A.1.6一回路热传输系统的上充和下泄A.1.7热传输系统装量控制A.1.8热传输系统压力控制A.1.9下泄凝汽器控制A.1.10蒸汽发生器给水泵A.1.11蒸汽发生器水位控制A.1.12蒸汽发生器水位显示A.1.13蒸汽发生器水位手动控制A.1.14汽轮机抽气A.1.15汽轮发电机A.1.16反应堆调节系统A.1.17电厂功率调节A.1.18参数趋势图A.1.19故障设置A.2电厂运行模式A.2.1Normal模式下的功率调节A.2.2Alternate模式下的功率调节A.2.3Normal模式下降低功率A.2.4满功率运行时的温度分布A.3反应堆调节系统A.3.1功率调节A.3.2控制策略A.3.3RRS系统响应A.3.4手动控制A.3.5手动抽棒A.4堆调系统故障和跳堆A.4.1轻水液位流入阀门误开A.4.2轻水液位流入阀门误关A.4.3意外插棒A.4.4跳堆并恢复A.4.5跳堆A.5热传输系统A.5.1CV20误开A.5.2CV22误开A.5.3CV12误开A.5.4MV1误关A.5.5CV5误开A.6蒸汽和给水系统A.6.1LCV101误开A.6.2LCV101误关A.6.3蒸汽流量计故障A.6.4蒸汽压力控制A.6.5跳堆和再起动A.7常见故障处理A.7.1所有给水阀关闭A.7.2所有给水泵失电A.7.3汽轮机异常跳机A.7.4压力测量故障A.7.5小破口事故A.7.6主蒸汽管线破裂事故参考文献
作者介绍
俞冀阳，1994年毕业于清华大学工程物理系，1999年获清华大学工学博士后在清华大学工程物理系任教，从事反应堆热工水力与安全方面的人才培养和科学研究工作。在清华大学主讲的课程：《反应堆热工水力学》、《核电厂系统与运行》、《核电厂事故分析》、《反应堆热工流体数值计算》等课程。主要承担的科研工作：国家973计划超临界水冷堆关键科学问题研究，大型先进压水堆非能动安全壳冷却系统研究，钍基燃料先进堆开发，核动力装置优化设计等。
序言
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