能源是人類生存與文明的基礎(chǔ),核能利用體現(xiàn)了國家經(jīng)濟(jì)、工業(yè)和科技的綜合實(shí)力與水平。核電是一種有效的清潔能源,受到世界各國的重視。本書主要介紹了世界核電工業(yè)的現(xiàn)狀和發(fā)展情況、核電廠工作*理、核反應(yīng)堆的物理及工程基礎(chǔ)知識(shí)、壓水堆核電廠的系統(tǒng)和設(shè)備、核電廠的控制與運(yùn)行、安全性、我國的核安全法規(guī)體系、核輻射防護(hù)基礎(chǔ)知識(shí)、各種型式的核電廠和核供熱廠的發(fā)展和改進(jìn)、核能的其他應(yīng)用技術(shù)等。
本書內(nèi)容豐富系統(tǒng),體系簡明扼要,圖文并茂、通俗易懂,既可以作為高校能源類及其他相關(guān)專業(yè)學(xué)生的核電課程教材,也可以為專業(yè)人員及其他有興趣的讀者閱讀和參考。
第1章 概述
1.1 能源狀況概述
1.2 核電的地位及優(yōu)越性
1.3 世界核電站發(fā)展概況
1.4 中國核電工業(yè)的發(fā)展
1.5 核電站的類型和工作*理
1.6 核電站的安全保障
1.7 核燃料工業(yè)體系
第2章 核反應(yīng)堆的物理和熱工基礎(chǔ)
2.1 **核反應(yīng)和核能的產(chǎn)生
2.1.1 **核的結(jié)構(gòu)
2.1.2 放射性和放射性衰變
2.1.3 **核反應(yīng)和核能
2.1.4 核裂變反應(yīng)
2.2 核反應(yīng)堆的臨界條件和熱功率分布
2.2.1 中*的慢化與擴(kuò)散
2.2.2 自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)及其臨界條件
2.2.3 反應(yīng)堆內(nèi)中*通量分布與熱功率分布
2.3 反應(yīng)堆核燃料的燃耗
2.4 核反應(yīng)堆的熱工基礎(chǔ)
2.4.1 燃料元件的傳熱過程
2.4.2 反應(yīng)堆內(nèi)的臨界熱負(fù)荷
2.4.3 反應(yīng)堆內(nèi)的熱量傳輸
2.4.4 核反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
第3章 壓水堆核電廠
3.1 一回路系統(tǒng)概述
3.2 一回路系統(tǒng)主要設(shè)備
3.2.1 反應(yīng)堆
3.2.2 主泵及主管道
3.2.3 穩(wěn)壓器
3.2.4 蒸汽發(fā)生器
3.3 一回路輔助系統(tǒng)
3.3.1 化學(xué)與容積控制系統(tǒng)(CVCS)
3.3.2 停堆冷卻系統(tǒng)(余熱導(dǎo)出系統(tǒng)RHRS)
3.3.3 安全注射系統(tǒng)(SIS)
3.3.4 安全殼噴淋系統(tǒng)(CSS)
3.3.5 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)(CCWS)
3.3.6 公用水系統(tǒng)(SWS)
3.3.7 緊急公用水系統(tǒng)(ESWS)
3.4 二回路熱力系統(tǒng)
3.4.1 二回路*則性熱力系統(tǒng)
3.4.2 二回路熱力系統(tǒng)
3.5 二回路系統(tǒng)的主要設(shè)備
3.5.1 汽輪機(jī)
3.5.2 汽水分離一中間再熱器
3.5.3 冷凝器
3.5.4 發(fā)電機(jī)
3.5.5 廠用電系統(tǒng)
3.6 核電廠的熱經(jīng)濟(jì)性分析
3.6.1 壓水堆核電廠的效率
3.6.2 核電廠的主要技術(shù)經(jīng)濟(jì)指標(biāo)
第4章 核電廠的控制和運(yùn)行
4.1 核反應(yīng)堆控制*理
4.1.1 瞬發(fā)中*和緩發(fā)中*
4.1.2 溫度效應(yīng)
4.1.3 反應(yīng)堆控制*理
4.1.4 核電廠自動(dòng)控制
4.2 各種類型核電廠的控制
4.2.1 壓水堆核電廠的控制
4.2.2 重水堆核電廠的控制
4.2.3 沸水堆核電廠的控制
4.2.4 高溫氣冷堆的控制
4.2.5 鈉冷快堆的控制
4.3 壓水堆核電廠的運(yùn)行
4.3.1 核電廠的穩(wěn)態(tài)運(yùn)行方案
4.3.2 壓水堆核電廠的運(yùn)行模式
第5章 核電廠的安全性
5.1 核輻射及其防護(hù)
5.1.1 核輻射的種類
5.1.2 輻射量及其單位
5.1.3 天然本底輻射
5.1.4 核輻射的危害與防護(hù)
5.1.5 ***的危害及后果
5.2 核電廠安全性的保證
5.2.1 核電廠設(shè)計(jì)的安全目標(biāo)、*理和方法
5.2.2 壓水堆核電廠的安全措施
5.2.3 核安全管理和相關(guān)法規(guī)
5.2.4 核電廠的廠址選擇
5.3 核電廠安全保護(hù)與監(jiān)測(cè)系統(tǒng)
5.3.1 反應(yīng)堆安全保護(hù)系統(tǒng)
5.3.2 反應(yīng)堆堆內(nèi)和堆外檢測(cè)系統(tǒng)
5.3.3 放射性監(jiān)視系統(tǒng)
5.4 核電廠的事故分析
5.4.1 運(yùn)行工況的安全分析
5.4.2 核事故分類
5.4.3 核事故應(yīng)急計(jì)劃
5.4.4 核事故分析
5.5 核電廠的三廢處理
5.5.1 放射性廢氣的處理
5.5.2 放射性廢水的處理
5.5.3 放射性固體廢物的處理
第6章 各種型式的核電廠與核供熱廠
6.1 壓水堆核電廠
6.1.1 的堆芯設(shè)計(jì)
6.1.2 結(jié)構(gòu)和系統(tǒng)的改進(jìn)
6.1.3 第三代新型核能系統(tǒng)AP-1000
6.1.4 中國堆Pl000和Pl500
6.2 沸水堆核電廠
6.3 重水堆核電廠
6.4 高溫氣冷堆核電廠
6.5 中國快堆技術(shù)的發(fā)展
6.6 池式供熱堆核供熱廠
6.7 受控?zé)岷司圩兎磻?yīng)堆
第7章 核能的其他應(yīng)用技術(shù)
7.1 核分析技術(shù)
7.2 核技術(shù)的各種應(yīng)用
7.2.1 放射性勘探
7.2.2 核工業(yè)儀表
7.2.3 輻射加工
7.2.4 農(nóng)業(yè)核技術(shù)
7.2.5 醫(yī)學(xué)核技術(shù)
7.2.6 核
7.2.7 核動(dòng)力裝置
7.2.8 核電池和核電站
重要大事記
參考文獻(xiàn)