壓水堆核電廠調(diào)試與運行

前言

　　為貫徹落實教育部《關(guān)于進一步加強高等學(xué)校本科教學(xué)工作的若干意見》和《教育部關(guān)于以就業(yè)為導(dǎo)向深化高等職業(yè)教育改革的若干意見》的精神，加強教材建設(shè)，確保教材質(zhì)量，中國電力教育協(xié)會組織制訂了普通高等教育“十一五”教材規(guī)劃。該規(guī)劃強調(diào)適應(yīng)不同層次、不同類型院校，滿足學(xué)科發(fā)展和人才培養(yǎng)的需求，堅持專業(yè)基礎(chǔ)課教材與教學(xué)急需的專業(yè)教材并重、新編與修訂相結(jié)合。本書為新編教材?！　『四芤殉蔀槿祟愂褂玫闹匾茉?，核電是電力工業(yè)的重要組成部分。由于核電不造成對大氣的污染排放，在人們越來越重視地球溫室效應(yīng)、氣候變化的形勢下，積極推進核電建設(shè)是我國能源建設(shè)的一項重要政策，對于滿足經(jīng)濟和社會發(fā)展不斷增長的能源需求，保障能源供應(yīng)與安全，保護環(huán)境，實現(xiàn)電力工業(yè)結(jié)構(gòu)優(yōu)化和可持續(xù)發(fā)展，提升我國綜合經(jīng)濟實力、工業(yè)技術(shù)水平和國際地位，都具有重要的意義?！　”緯饕撌隽撕穗姷陌l(fā)展歷史、現(xiàn)狀和趨勢，安全性和經(jīng)濟性，運行特點以及運行安全性能指標體系；核電廠技術(shù)規(guī)格書；以典型1000MW壓水堆核電廠為例講述了壓水堆核電廠的調(diào)試、啟動、正常運行、事故運行以及運行管理和維修等內(nèi)容。

內(nèi)容概要

本書為普通高等教育"十一五"規(guī)劃教材。     本書重點論述典型1000Mw壓水堆核電廠的調(diào)試啟動、正常運行與維護、事故運行時的安全性和運行管理等方面的知識。全書共分6章。主要內(nèi)容包括：核電廠的發(fā)展歷史、現(xiàn)狀和趨勢，安全性和經(jīng)濟性，運行特點以及運行安全性能指標體系；核電廠技術(shù)規(guī)格書；壓水堆核電廠的調(diào)試與啟動；核電廠的正常運行；核電廠的事故運行；核電廠的運行管理和維修。     本書可作為高等院校核能科學(xué)與工程學(xué)科各專業(yè)的本科教材，也可供從事核電廠研究、設(shè)計、運行和調(diào)試的工程技術(shù)人員參考。

書籍目錄

前言第1章 緒論　1.1 核電發(fā)展歷史、現(xiàn)狀和趨勢　1.2 核電廠的經(jīng)濟性與安全性　1.3 核電廠運行的特點與一般原則　1.4 核電廠運行工況與分類　1.5 國際核事件等級表　1.6 核電廠運行安全性能指標體系第2章 核電廠技術(shù)規(guī)格書　2.1 術(shù)語、定義和應(yīng)用　2.2 核電廠的運行限值與條件　2.3 運行限制條件　2.4 監(jiān)督要求　2.5 設(shè)計特征　2.6 行政管理第3章 壓水堆核電廠的調(diào)試啟動　3.1 核電廠調(diào)試啟動的目的和任務(wù)　3.2 從安裝到調(diào)試的轉(zhuǎn)移　3.3 調(diào)試階段的劃分　3.4 基本系統(tǒng)試驗　3.5 冷態(tài)功能試驗　3.6 熱態(tài)功能試驗　3.7 安全殼性能試驗　3.8 燃料裝載　3.9 臨界前試驗　3.10 初次臨界試驗　3.11 低功率物理試驗　3.12 功率試驗第4章 核電廠正常運行　4.1 正常啟動　4.2 過渡到功率運行　4.3 停閉　4.4 核電廠的換料第5章 壓水堆核電廠的異常運行和事故分析　5.1 控制棒組件失控抽出事故　5.2 失去正常給水　5.3 全廠斷電事故　5.4 蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故　5.5 蒸汽管道破裂事故　5.6 失水事故　5.7 其他事故　5.8 超設(shè)計基準事故的防止和緩解第6章 壓水堆核電廠的運行管理　6.1 燃料元件破損的檢測　6.2 水質(zhì)管理　6.3 核電設(shè)備定期試驗與在役檢查　6.4 蒸汽發(fā)生器傳熱管的檢修　6.5 核電廠維修簡介參考文獻

章節(jié)摘錄

　　第1章 緒論　　1.1 核電發(fā)展歷史、現(xiàn)狀和趨勢　　從第一座核電廠建成至今已有50年的歷史了，在經(jīng)歷了20世紀60年代末到80年代中期核電大發(fā)展以后，由于1979年美國三里島事件和1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利事件的影響，核電的發(fā)展在世界范圍內(nèi)受到嚴重的制約。也正因為這些事件，使人們對核電有更多的反思，并為21世紀迎來核電在更高水平上的發(fā)展奠定了堅實的基礎(chǔ)?！　?0世紀50～60年代可視為核電發(fā)展早期。這時期核電主要集中在美、蘇、英、法和加拿大少數(shù)幾個國家中，西德和日本由于二次大戰(zhàn)后巴黎協(xié)議禁止其在戰(zhàn)后10年內(nèi)進行核研究，因而核能技術(shù)應(yīng)用起步較晚。這階段發(fā)展的堆型可分為三種情況，一是從軍用生產(chǎn)堆或軍用動力堆轉(zhuǎn)型改造過來，二是一些商用核電廠堆型的原型機組，三是研究探索過程中建造的一些堆型。這階段典型的核電機組堆型包括：英國和法國建造的一批“鎂諾克斯”天然鈾石墨氣冷堆（GCR）；前蘇聯(lián)早期建造的輕水冷卻石墨慢化堆（1GR）；美國早期建造的壓水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；加拿大早期建造的天然鈾重水堆以及美國和前蘇聯(lián)早期建造的快中子實驗堆?！　∵@一階段建造的核電廠可稱為第一代核電廠，這一代核電廠有以下一些共同點：　?。?）建于核電開發(fā)期，因此具有研究探索的試驗原型堆性質(zhì)；　　（2）設(shè)計比較粗糙，結(jié)構(gòu)松散，盡管機組發(fā)電容量不大，一般在300MW之內(nèi)，但體積較大；　?。?）設(shè)計中沒有系統(tǒng)、規(guī)范、科學(xué)的安全標準，因而存在許多安全隱患；　?。?）發(fā)電成本較高?！　∧壳埃谝淮穗姀S基本已退役（約50臺機組）。這些早期開發(fā)、研究的堆型，有些成了第二代重點發(fā)展的商業(yè)核電廠堆型，如輕水堆（PWR、BWR）、改進型氣冷堆（AGR）、高溫氣冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液態(tài)金屬冷卻快中子增殖堆（1MFBR），另有一些由于當時條件所限未能發(fā)展，但其設(shè)計思想已成為第三代甚至第四代先進堆的選用堆型，如采用自然循環(huán)方式和非能動安全的沸水堆（EsBwR）以及快中子堆和熔鹽堆等?！　∧壳罢谶\行的絕大部分商用核電廠劃歸為第二代核電廠，這一代核電廠主要是按照比較完備的核安全法規(guī)和標準以及確定論的方法、考慮設(shè)計基準事故的要求而設(shè)計的。實際上，這種劃分是相對的。它既是在第一代堆型（如20世紀60年代初投運的PWR電廠，英、法等國的天然鈾石墨氣冷堆電廠）基礎(chǔ)上的改進和發(fā)展，與現(xiàn)在的第三代核電廠的設(shè)計概念也有交叉。目前運行的許多核電廠，特別是三里島事件后設(shè)計的核電廠已進行了許多根本性的改進，考慮了許多嚴重事故的對策，也引入了一些非能動安全設(shè)計。因此，第二代核電廠只是一個包絡(luò)的概念，而非絕對的劃分。

編輯推薦

　　《壓水堆核電廠調(diào)試與運行》可作為高等院校核能科學(xué)與工程學(xué)科各專業(yè)的本科教材，也可供從事核電廠研究、設(shè)計、運行和調(diào)試的工程技術(shù)人員參考。

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