中国自主先进压水堆技术\"华龙一号\"（上册）

图书标准信息

• 作者 邢继；吴琳
• 出版社 科学出版社
• 出版时间 2020-12
• 版次 1
• ISBN 9787030670519
• 定价 270.00元
• 装帧 其他
• 页数 393页
• 字数 616千字

【内容简介】

《中国自主先进压水堆技术“华龙一号”（上册）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 1)》是以中国具有完整自主知识产权的“华龙一号”示范工程 (福建福清核电厂5、6号机组)成果为基础，重点介绍了“华龙一号”的研发历程、安全理论、系统设计、厂房结构与布置、运行调试、安全分析及评价等。《中国自主先进压水堆技术“华龙一号”（上册）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 1)》共分为上、下两册。上册介绍了“华龙一号”的总体方案和各功能系统，包括反应堆及其冷却剂系统、核辅助系统、专设安全系统、设计扩展工况应对措施、放射性废物处理系统、公用系统、辐射防护、核电厂消防、常规岛系统及设备、电气系统、仪表与控制系统、厂房布置及结构、运行技术；下册介绍能动与非能动相结合的安全理论、安全分析及评价、设计验证试验、安全评价活动、设备国产化及自主知识产权等。

【目录】

丛书序

序

前言

第1章 绪论 1

1.1 中国核电技术发展简述 1

1.2 “华龙一号”研发历程 2

1.3 三代核电技术对比分析 4

1.3.1 AP1000 5

1.3.2 VVER-1200 7

1.3.3 EPR 9

1.3.4 APWR 11

1.3.5 APR1400 12

第2章 总体技术方案 14

2.1 主要技术特征 14

2.2 采用的法规和标准 18

第3章 反应堆 21

3.1 概述 21

3.2 燃料组件及其相关组件 24

3.2.1 燃料组件 24

3.2.2 可燃毒物组件 25

3.2.3 控制棒组件 26

3.2.4 中子源组件 27

3.2.5 阻流塞组件 28

3.3 堆内构件 29

3.3.1 功能 29

3.3.2 规范与分级 30

3.3.3 设计参数 30

3.3.4 结构描述 31

3.3.5 主要材料 34

3.3.6 主要技术特征及优点 34

3.3.7 制造、检验和试验 36

3.4 控制棒驱动机构 36

3.4.1 功能 36

3.4.2 规范与分级 36

3.4.3 设计参数 37

3.4.4 结构描述 37

3.4.5 主要材料 39

3.4.6 主要技术特征及优点 39

3.4.7 制造、检验和试验 40

3.5 反应堆压力容器及其相关设备 40

3.5.1 功能 40

3.5.2 规范与分级 42

3.5.3 设计参数 42

3.5.4 结构描述 42

3.5.5 主要材料 45

3.5.6 主要技术特征及优点 46

3.5.7 制造、检验和试验 46

3.6 堆芯核设计 47

3.6.1 设计任务 47

3.6.2 设计基准 47

3.6.3 堆芯描述 48

3.6.4 燃料燃耗 50

3.6.5 功率分布控制 50

3.6.6 反应性负反馈 50

3.6.7 停堆裕量 50

3.6.8 稳定性 50

3.7 热工水力设计 51

3.7.1 设计基准和设计限值 51

3.7.2 燃料组件热工水力设计 52

3.7.3 反应堆水力学设计 54

3.7.4 水力学稳定性分析 54

3.7.5 结论 55

3.8 反应堆源项与屏蔽设计 56

3.8.1 反应堆源项设计 56

3.8.2 反应堆屏蔽设计 58

3.9 力学分析 59

3.9.1 动力分析模型建立 59

3.9.2 动力响应分析 62

3.9.3 应力评价与强度计算 62

第4章 反应堆冷却剂系统 64

4.1 反应堆冷却剂系统设计 64

4.1.1 系统概述 64

4.1.2 系统功能 64

4.1.3 系统说明 65

4.1.4 系统运行 70

4.2 反应堆冷却剂系统主要设备 75

4.2.1 反应堆压力容器 75

4.2.2 主泵 75

4.2.3 蒸汽发生器 83

4.2.4 主管道 97

4.2.5 稳压器 98

4.2.6 稳压器安全阀和快速卸压阀 100

4.3 反应堆冷却剂系统力学分析评价 103

4.3.1 反应堆冷却剂系统静力和动力分析 103

4.3.2 反应堆冷却剂系统主设备力学分析评价 105

4.3.3 反应堆冷却剂系统主管道力学分析评价 106

第5章 核辅助系统 108

5.1 一回路辅助系统 108

5.1.1 化学和容积控制系统 108

5.1.2 反应堆硼和水补给系统 116

5.1.3 余热排出系统 121

5.1.4 反应堆换料水池及乏燃料水池冷却和处理系统 125

5.1.5 核取样系统 128

5.2 辅助冷却水系统 131

5.2.1 设备冷却水系统 131

5.2.2 重要厂用水系统 135

5.3 燃料操作与贮存系统 137

第6章 专设安全系统 142

6.1 安全注入系统 142

6.1.1 系统功能 143

6.1.2 系统描述 143

6.1.3 主要设备 144

6.1.4 系统运行 148

6.2 安全壳喷淋系统 149

6.2.1 系统功能 149

6.2.2 系统描述 149

6.2.3 主要设备 151

6.2.4 系统运行 153

6.3 辅助给水系统 153

6.3.1 系统功能 154

6.3.2 系统描述 154

6.3.3 主要设备 154

6.3.4 系统运行 157

6.4 大气排放系统 158

6.4.1 系统功能 158

6.4.2 系统描述 158

6.4.3 主要设备 159

6.4.4 系统运行 159

第7章 设计扩展工况的应对 161

7.1 堆腔注水冷却系统 161

7.1.1 系统功能 161

7.1.2 系统描述 162

7.1.3 主要设备 163

7.1.4 系统运行 163

7.2 二次侧非能动余热排出系统 164

7.2.1 系统功能 164

7.2.2 系统描述 164

7.2.3 主要设备 165

7.2.4 系统运行 165

7.3 非能动安全壳热量导出系统 166

7.3.1 系统功能 166

7.3.2 系统描述 166

7.3.3 主要设备 167

7.3.4 系统运行 168

7.4 应急硼注入系统 168

7.4.1 系统功能 169

7.4.2 系统描述 169

7.4.3 主要设备 170

7.4.4 系统运行 170

7.5 非能动安全壳消氢系统 171

7.5.1 系统功能 171

7.5.2 系统描述 171

7.5.3 主要设备 172

7.5.4 系统运行 172

7.6 安全壳过滤排放系统 173

7.6.1 系统功能 173

7.6.2 系统描述 173

7.6.3 系统主要设备描述 174

7.6.4 系统运行 174

第8章 放射性废物处理系统 177

8.1 “华龙一号”废物处理系统设计特点 177

8.2 硼回收系统 178

8.2.1 系统功能 178

8.2.2 源项 178

8.2.3 系统描述 178

8.3 废气处理系统 180

8.3.1 系统功能 180

8.3.2 源项 181

8.3.3 系统描述 181

8.4 废液处理系统 184

8.4.1 系统功能 184

8.4.2 源项 184

8.4.3 工艺流程 184

8.5 固体废物处理系统 186

8.5.1 系统功能 186

8.5.2 废物源项 186

8.5.3 工艺描述 186

第9章 公用系统 189

9.1 除盐水系统 189

9.1.1 系统功能 189

9.1.2 系统描述 190

9.1.3 系统运行 190

9.2 反应堆堆坑通风系统 191

9.2.1 系统功能 191

9.2.2 系统描述 191

9.2.3 系统运行 191

9.3 主控室通风与空调系统 191

9.3.1 系统功能 191

9.3.2 系统描述 192

9.3.3 系统运行 192

9.4 核岛冷冻水系统 192

9.4.1 系统功能 192

9.4.2 系统描述 192

9.4.3 系统运行 194

9.5 压缩空气系统 194

9.5.1 系统功能 194

9.5.2 系统描述 195

9.5.3 系统运行 195

第10章 辐射防护 196

10.1 辐射防护原则、实施策略及设计目标 196

10.1.1 辐射防护原则 196

10.1.2 辐射防护**化实施策略 198

10.1.3 “华龙一号”设计目标值 199

10.2 “华龙一号”系统及设备的辐射源项 200

10.2.1 堆芯及乏燃料组件源项 200

10.2.2 主回路源项 200

10.2.3 辅助系统及二回路系统源项 202

10.2.4 气载放射性源项 203

10.2.5 环境排放源项 203

10.2.6 事故源项 204

10.3 辐射防护设计 205

10.3.1 辐射分区设计 205

10.3.2 辐射屏蔽设计 207

10.3.3 应急设施设计 209

10.3.4 辐射监测需求 209

10.3.5 事故工况下辐射防护 210

10.4 辐射防护评价 212

10.4.1 职业照射评价 212

10.4.2 环境影响评价 214

10.4.3 事故后果评价 215

10.5 辐射防护优化措施 216

10.5.1 工作人员职业照射控制 216

10.5.2 公众受照控制 217

10.5.3 运行经验收集及应用 218

第11章 核电厂消防 220

11.1 消防设计总要求和准则 221

11.2 安全防火分区 221

11.3 核岛厂房的消防疏散 223

11.3.1 设计目的和原则 223

11.3.2 具体设计要求 225

11.4 火灾危害性分析 227

11.4.1 分析目的 227

11.4.2 分析步骤 227

11.4.3 计算分析方法 229

11.5 火灾薄弱环节分析 232

11.5.1 背景与目标 232

11.5.2 方法与步骤 233

11.6 火灾自动报警系统 236

11.7 消防供水和固定灭火系统 238

11.7.1 消防供水系统 238

11.7.2 固定灭火系统 239

11.8 通风设计防火及防排烟 240

11.8.1 通风设计防火 240

11.8.2 防排烟设计 240

11.9 电气防火和消防供电 241

11.9.1 电气防火 241

11.9.2 消防供电 243

第12章 常规岛系统及设备 245

12.1 主机系统 245

12.1.1 汽轮机及其辅助系统 245

12.1.2 发电机及其辅助系统 248

12.1.3 汽轮机专用仪控系统 249

12.2 工艺系统 250

12.2.1 主蒸汽系统 250

12.2.2 汽轮机旁路系统 251

12.2.3 凝结水抽取系统 251

12.2.4 低压给水加热器系统 251

12.2.5 低压加热器疏水回收系统 252

12.2.6 主给水除氧器系统 252

12.2.7 电动主给水泵系统 252

12.2.8 高压给水加热器系统 252

12.2.9 主给水流量控制系统 253

12.2.10 启动给水系统 253

第13章 电气系统 254

13.1 电气系统设计总原则 254

13.1.1 总体要求 254

13.1.2 安全相关设计原则 255

13.2