中国电气工程大典 第6卷 核能发电工程2025|PDF|Epub|mobi|kindle电子书版本百度云盘下载

中国电气工程大典 第6卷 核能发电工程PDF格式电子书版下载

注意：本站所有压缩包均有解压码： 点击下载压缩包解压工具

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APWR851

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PSA925

2.2　外部事件分析939

2.3　低功率及停堆工况一级PSA943

2.4　二级PSA946

2.5　三级PSA951

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