序

前言

本卷前言

第1篇 概论

第1章 核能发电概述

1 核能发电在能源结构中的地位

1 1 世界能源结构及核能地位

1.2 核能发电在中国能源发展中的作用

2 核电厂的工作原理

2.1 核裂变与核聚变

2.2 反应堆物理

2.3 反应堆动力学

2.4 反应堆热工水力

2.5 核电厂的核岛

2.6 核电厂的常规岛

2.7 电厂配套设施

3 反应堆类型

3.1 压水堆

3.2 沸水堆

3.3 重水堆

3.4 石墨水冷堆

3.5 气冷堆

3.6 高温气冷堆

3.7 快中子增殖堆

4 核能发电的基本特征

4.1 核电厂安全性

4.2 核电厂环境影响

4.3 核电厂经济性

5 核能发电的发展趋向

5.1 第一代核能发电

5.2 第二代核能发电

5.3 第三代核能发电

5.4 第四代核能发电

6 受控核聚变

6.1 受控核聚变的工作原理

6.2 受控核聚变的开发

6.3 聚变实验装置

6.4 聚变实验反应堆

第2章 核电厂厂址选择

1 核电厂厂址的特点和基本要求

1.1 核电厂厂址的特点

1.2 核电厂选址基本准则要求

2 核电厂厂址选择的法规、导则和标准

2.1 核安全规定及导则

2.2 国家标准

2.3 数值规定

2.4 标准技术术语

3 核电厂选址程序

3.1 初步可行性研究阶段

3.2 可行性研究阶段

4 核电厂厂址查勘

4.1 厂址查勘的目的

4.2 核安全相关厂址特征及判别准则

5 厂址的地震地质调查和评估

5.1 收集资料要求

5.2 建立区域地震构造模型

5.3 确定设计基准地面运动

5.4 设计基准地面运动特征

5.5 能动断层

5.6 地震引起的波浪(海啸、湖涌)和溃坝

5.7 与地震和地质现象有关的潜在永久性地面变形

6 厂址的工程地质勘探和评估

6.1 技术术语和定义

6.2 勘查大纲的编制

6.3 厂址评价阶段的典型勘查大纲

7 厂址的水文地质调查和评估

7.1 水文地质特征

7.2 水文地质调查

7.3 水文地质调查大纲

7.4 相关水文地质调查

8 厂址的气象调查和评估

8.1 气象调查要求

8.2 气象调查大纲和收集资料

8.3 弥散计算

8.4 极端气象事件

9 厂址的人口分布调查和评估

9.1 资料要求和收集

9.2 筛选厂址的方法和应用

9.3 几种方法的参考做法

10 厂址的外部事件调查和评估

10.1 资料收集和潜在危险源的确认

10.2 对外部人为事件影响的评估

11 厂址安全性分析与评价

11.1 厂址及其环境特征

11.2 外部事件分析与评价

12 核电厂对环境影响的分析和评价

12.1 最终热阱

12.2 电厂事故的环境影响

12.3 执行应急计划的厂址条件

第3章 核电厂的环境影响

1 放射性物质的产生和排出

1.1 运行状态下的排放源项

1.2 事故工况下的排放源项

2 环境影响评估

2.1 运行状态下的环境影响

2.2 事故工况下的环境影响

3 气载流出物的大气弥散

3.1 基本的弥散模式

3.2 运行状态下的大气弥散

3.3 事故工况下的大气弥散

3.4 熏烟及静风条件下的特殊考虑

4 液载流出物的水体弥散

4.1 滨海厂址

4.2 河边厂址

4.3 水体中的悬浮物和沉积

5 公众的受照剂量估算

6 核电厂环境影响的管理

6.1 国家环境保护部的监管

6.2 核电厂环境影响报告书的编制

6.3 地方环保局监督

附录 3A运行状态下大气弥散的计算模式及参数

附录 3B事故工况大气弥散模式及考虑

附录 3C隔室间转移参数的缺省值

附录 3D环境影响报告书典型内容的目录

第4章 核电厂安全监督管理

1 核电厂安全管理原则

1.1 安全文化

1.2 营运单位的职责

1.3 管理控制和独立验证

2 核安全技术原则

2.1 纵深防御策略

2.2 通用技术原则

2.3 构筑物、系统和部件的可靠性设计

2.4 核电厂安全运行

3 核安全法规标准

3.1 法律和法规

3.2 安全导则

3.3 技术标准

4 核安全许可制度

4.1 核电厂安全许可证件的种类

4.2 核电厂安全许可证件的申请、审评、

颁发和中止或吊销

5 核电厂安全监督

5.1 国家核安全局的监督职责

5.2 奖励和处罚

5.3 国际上新的核安全监管方法

附录 4A许可证件申请需提交的文件

附录 4B安全分析报告典型内容的目录

第5章 核电厂的质量管理

1 质量保证体系

1.1 质量保证体系的总体要求

1.2 质量保证大纲的文件类型和主要内容

1.3 国际原子能机构核电厂质量保证法规

与安全导则

1.4 我国核电厂质量保证的核安全法规与安全导则

2 物项分级

2.1 安全等级

2.2 抗震类别

2.3 规范等级

2.4 质量保证分级

3 管理要求

3.1 人员培训和资格考核

3.2 不符合项控制和纠正措施

3.3 文件控制和记录

4 质量保证体系实施的评价

4.1 评价目的

4.2 评价分类

4.3 评价实施要点

5 核电厂各阶段的质量保证

5.1 核电厂各阶段质量保证综述

5.2 物项和服务采购的质量保证

5.3 物项制造的质量保证

5.4 核电厂选址的质量保证

5.5 核电厂设计的质量保证

5.6 核电厂建造的质量保证

5.7 核电厂调试的质量保证

5.8 核电厂运行的质量保证

5.9 核电厂退役的质量保证

第6章 核燃料循环

1 核燃料循环的基本类型

1.1 铀一钚燃料循环

1.2 铀一钍燃料循环

2 核燃料循环的组成

2.1 铀矿地质勘探

2.2 铀矿的开采

2.3 铀的冶炼

2.4 铀同位素分离

2.5 核燃料组件的制作

2.6 堆芯辐照

2.7 核燃料的后处理

2.8 乏燃料运输

2.9 乏燃料储存

2.10 放射性废物的处理和处置

参考文献

第2篇 压水堆核电厂

第1章 概述

1 压水堆核电厂的组成部分

1.1 核能发电基本原理

1.2 压水堆核电厂系统构成

1.3 厂房布置

2 中国内地压水堆核电厂发展概况

2.1 秦山核电厂

2.2 秦山第二核电厂

2.3 大亚湾核电厂

2.4 岭澳核电厂

2.5 田湾核电厂

2.6 秦山二期扩建工程

2.7 岭澳核电厂扩建工程

3 压水堆核电厂安全设计常用概念

3.1 安全目标和纵深防御概念

3.2 安全功能和分级

3.3 设计基准

3.4 构筑物、部件、系统的可靠性设计

3.5 安全分析

第2章 反应堆

1 反应堆概况

1.1 反应堆功能

1.2 反应堆主要参数

1.3 反应堆本体主要设备

1.4 反应堆辅助设备

2 堆芯部件

2.1 燃料组件

2.2 相关组件

3 堆芯核设计

3.1 设计要求

3.2 设计基准

3.3 设计模型和计算机程序

3.4 堆芯燃料管理

3.5 堆芯核设计

3.6 堆芯物理试验和测量

3.7 堆芯换料设计

4 反应堆热工水力设计

4.1 设计基准

4.2 堆芯热工水力设计

4.3 反应堆水力学设计

4.4 堆芯水力学稳定性

4.5 堆芯功率能力分析

4.6 仪表监测

5 反应堆及反应堆冷却剂系统屏蔽设计

5.1 设计准则和设计要求

5.2 辐射分区及其设计剂量限值

5.3 计算程序和数据库

5.4 反应堆源项计算

5.5 冷却剂系统源项计算

5.6 反应堆辐射屏蔽设计

5.7 反应堆辐射漏束计算

5.8 主回路设备间辐射屏蔽设计

5.9 反应堆厂房大气中41Ar源项计算

6 事故分析

6.1 分析原则

6.2 分析范围与工况

6.3 验收准则

6.4 分析方法

6.5 二回路排热增加

6.6 二回路系统排热减少

6.7 反应堆冷却剂系统流量减小

6.8 反应性和功率分布异常事故

6.9 反应堆冷却剂装量增加

6.10 反应堆冷却剂装量减少

6.11 辅助系统或设备的放射性后果分析

6.12 未能紧急停堆的预期瞬态(ATws)

6.13 电厂运行特殊工况

6.14 附录

第3章 核电厂的主要系统

1 反应堆冷却剂系统

1.1 系统功能

1.2 设计基准与安全准则

1.3 系统描述

1.4 运行原则

2 专设安全设施系统

2.1 安全壳注入系统

2.2 安全壳喷淋系统

2.3 蒸汽发生器辅助给水系统

2.4 安全壳氢浓度控制和空气监测系统

2.5 安全壳隔离系统

3 核辅助系统

3.1 化学和容积控制系统

3.2 余热排出系统

3.3 反应堆硼和水补给系统

3.4 硼回收系统

3.5 反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统

3.6 核取样系统

4 二回路核蒸汽系统

4.1 主蒸汽系统

4.2 主给水系统

4.3 蒸汽发生器排污系统

5 电厂辅助系统

5.1 设备冷却水系统

5.2 安全厂用水系统

5.3 通风系统

5.4 消防系统

6 放射性废物处理系统

6.1 气体废物处理系统

6.2 液体废物处理系统

6.3 固体废物处理系统

6.4 废物的贮存和处理

7 常规岛主要工艺系统

7.1 概述

7.2 常规岛主蒸汽系统

7.3 汽水分离再热器系统

7.4 常规岛主给水系统

7.5 给水加热及除氧系统

7.6 蒸汽旁路系统

第4章 核电厂关键设备

1 反应堆压力容器

1.1 功能

1.2 设计准则

1.3 结构简述

1.4 设计参数

1.5 材料

1 6 制造

1.7 检验、试验和验收

1.8 运行、监督和维护

2 堆内构件

2.1 功能

2.2 设计准则

2.3 结构描述

2.4 设计参数

2.5 材料

2.6 制造

2.7 组装、安装、调试及试验

2.8 包装运输原则

3 蒸汽发生器

3.1 功能

3.2 设计准则

3.3 结构描述

3.4 设计参数

3.5 材料

3.6 制造

3.7 检验与试验

3.8 安装、运行及维修原则

4 反应堆冷却剂泵

4.1 功能

4.2 设计准则

4.3 结构描述

4.4 设计参数

4.5 材料

4.6 制造

4.7 主泵监测和保护仪表

4.8 安装、运行和维护原则

4.9 检验和试验

5 稳压器

5.1 功能

5.2 设计准则

5.3 结构描述

5.4 设计参数

5.5 材料

5.6 制造

5.7 检验、试验和验收

6 反应堆控制棒驱动机构

6.1 功能

6.2 设计准则

6.3结构描述

6.4 工作原理

6.5 设计参数

6.6 材料

6.7制造

6.8 检验和试验

7 工艺运输设备

7.1 工艺运输设备简述

7.2 环吊

7.3 装卸料机

7.4 燃料转运装置

7.5 乏燃料水池吊车

7.6 辅助吊车

7.7 新燃料储存格架

7.8 乏燃料储存格架

7.9 新燃料升降机

7.10 新燃料检查装置

7.11 乏燃料检查装置

7.12 离线啜吸检测装置

7.13 破损燃料组件储存小室

7.14 破损控制棒组件储存小室

7.15 可燃毒物组件存放架

7.16 操作工具

7.17 乏燃料容器吊车

8 常规岛主要设备

8.1 汽轮机

8.2 发电机

8.3 凝汽器

8.4 汽水分离再热器

第5章 核电厂的控制、仪表和电气

1 核电厂的仪表与控制

1.1 仪表和控制系统的功能

1.2 核电厂的控制特性

1.3 核电厂的监测和控制方式

1.4 操纵员干预核电厂运行的程度

2 核蒸汽供应系统的控制

2.1 控制系统

2.2 反应堆功率调节系统

2.3 稳压器压力和水位控制系统

2.4 蒸汽发生器水位控制系统

2.5 蒸汽排放控制系统

2.6 棒控和棒位监测系统

2.7 典型瞬态下的动态特性

3 反应堆保护系统

3.1 系统范围

3.2 功能

3.3 设计基准

3.4 设计准则

3.5 保护参数

3.6 运行

3.7 ATWS缓解系统

4 反应堆核测量系统

4.1 堆外核测量系统

4.2 堆芯核测量系统

4.3 事故后监测系统

4.4 辐射监测

5 核电厂控制室

5.1 主控制室

5.2 公共控制室

5.3 控制室未来发展方向

5.4 辅助控制室(应急停堆控制点)

6 计算机数据处理系统

6.1 计算机数据处理系统

6.2 安全盘系统

7 核电厂电气系统

7.1 核电厂电气系统功能、组成

7.2 交流供电系统

7.3 直流和220V交流不问断电源系统

7.4 通信系统

7.5 实体保卫系统

第6章 核电厂建、构筑物

1 厂房总体布置

1.1 核安全相关厂房的布置原则

1.2 核岛厂房及其功能

1.3 常规岛厂房

1.4 其他厂房(BOP)

1.5 国内某核电厂核岛平面布置图

2 反应堆厂房安全壳

2.1 安全壳主要功能

2.2 安全壳种类

2.3 设计基准

2.4 结构

2.5安全壳结构整体性试验和密封性试验

3 反应堆厂房内部结构和核岛其他厂房

3.1 反应堆厂房内部结构构成

3.2 内部结构的作用和作用效应组合

3.3 其他抗震I类结构

3.4 作用和作用效应组合

4 抗震设计

4.1 抗震分类与设防标准

4.2 抗震设计参数

4.3 抗震分析

4.4 作用效应组合

4.5 概念设计和构造要求

5 常规岛建、构筑物

5.1 总体布置

5.2 常规岛机械起吊系统

5.3 主厂房的结构选型

5.4 基础

5.5 结构设计

参考文献

……

第3篇 核电厂的建造

第1章 综述

第2章 核电厂建设的的前期工作

第3章 核电厂的设备采购与监造

第4章 核电工程的土建施工

第5章 核电厂核岛系统的安装施工

第6章 业主（或项目公司）的施工管理

第4篇 核电厂的调试及营运

第1章 核电厂调试

第2章 核电厂的运营管理

第5篇 先进压水堆核电厂

第1章 先进非能动压水堆核电站

第2章 先进能动压水堆核电站

第3章 其他先进压水堆核电厂

第4章 数字化仪表和控制系统

第5章 先进控制室系统

第6章 概率安全评价与严重事故分析

第6篇 下一代先进核能系统

第1章 钠冷快中子增殖堆核电厂

第2章 高温气冷堆

第3章 加速器驱动的次临界核能系统的原理

第4章 其他先进核能系统