壓水堆核電廠系統與設備（簡體書）

《普通高等教育"十二五"規劃教材?核工程與核技術專業系列教材:壓水堆核電廠系統與設備》在編寫過程中參閱了大量資料，內容力求簡明扼要、重點突出、敘述準確、條理清晰。由于書中涵蓋了大量有關第三代AP1000核電技術以及部分EPR核電技術內容，與第二代核電技術的內容形成對應與比較，同時還配有大量插圖，因而可以方便讀者對第二代和第三代核電廠有更為清晰的認識，并更好地理解《普通高等教育"十二五"規劃教材?核工程與核技術專業系列教材:壓水堆核電廠系統與設備》內容。

前言
第一章 核電歷史發展與安全管理概述
第一節 核電歷史發展概述
第二節 第三代核電技術與中國核電發展
第三節 核電廠及其設備的安全性
第四節 核電廠的管理監督與標準體系
復習要點
思考題
參考文獻
第二章 壓水反應堆
第一節 概述
第二節 壓水堆核電廠
第三節 核電廠的物理特性
第四節 核電廠的熱工特性
第五節 堆芯本體結構
第六節 核電廠廠房與設施
復習要點
思考題
參考文獻
第三章 壓水堆核電廠冷卻劑系統
第一節 概述
第二節 主泵
第三節 穩壓器
第四節 蒸汽發生器
復習要點
思考題
參考文獻
第四章 壓水堆核電廠輔助系統
第一節 概述
第二節 化學和容積控制系統
第三節 正常余熱排出系統
第四節 乏燃料池冷卻系統
第五節 設備冷卻水系統
第六節 采暖、通風和空氣調節系統
復習要點
思考題
參考文獻
第五章 壓水堆核電廠專設安全設施
第一節 概述
第二節 非能動堆芯冷卻系統
第三節 非能動安全殼冷卻系統
第四節 安全殼隔離系統
第五節 自動卸壓系統
第六節 氫氣控制系統
第七節 主控室應急可居留性系統
第八節 AP1000安全措施技術與中國現有壓水堆技術比較
第九節 AP1000安全技術與EPR安全技術比較
復習要點
思考題
參考文獻
第六章 壓水堆核電廠控制、保護與檢測系統
第一節 概述
第二節 核電廠儀控系統設計準則與組成特征
第三節 核電廠儀表與測量系統
第四節 堆芯溫度、水位等參數測量監測系統
第五節 核電廠控制系統
第六節 壓水堆核電廠保護系統
第七節 壓水堆核電廠信息系統
復習要點
思考題
參考文獻
第七章 壓水堆核電廠二回路主蒸汽系統
第一節 概述
第二節 核電廠汽輪機組
第三節 主蒸汽系統
第四節 蒸汽旁路排放系統
第五節 汽水分離再熱器系統
復習要點
思考題
參考文獻
第八章 壓水堆核電廠二回路凝結水系統與給水系統
第一節 概述
第二節 給水回熱系統
第三節 給水除氧系統
第四節 凝結水抽取系統
第五節 主給水系統
復習要點
思考題
參考文獻
第九章 壓水堆核電廠汽輪機調節保護系統
第一節 概述
第二節 汽輪機調節系統
第三節 汽輪機保護系統
復習要點
思考題
參考文獻
第十章 壓水堆核電廠發電機與電氣系統
第一節 概述
第二節 發電機
第三節 勵磁系統
第四節 定子冷卻水系統
第五節 氫氣系統
第六節 密封油系統
第七節 廠用電系統
第八節 輸配電系統
第九節 輸配電保護系統
復習要點
思考題
參考文獻
第十一章 壓水堆核電廠射線防護與“三廢”處理
第一節 概述
第二節 射線效應與核電廠輻射
第三節 核電廠的輻射防護
第四節“三廢”的源項與類別
第五節 核島排氣和疏水系統
第六節 廢氣處理系統
第七節 廢液排放與處理系統
第八節 固體廢物處理系統
復習要點
思考題
參考文獻

反應堆堆芯部件的機械設計和物理布置，以及反應堆控制、保護和應急冷卻系統（如需要）的正確動作，應滿足以下性能和安全基準。
（1）在工況Ⅰ和工況Ⅱ下不希望發生燃料破損，也就是燃料棒包殼壓力邊界被破壞。可能會發生少量的燃料破損，但必須處于核電廠凈化系統的凈化能力之內，并與電廠設計基準保持一致。
（2）在工況Ⅲ后，僅有少量燃料棒破損，反應堆能返回安全狀態。即使大量的燃料棒破損可能會發生并阻止運行立即恢復，燃料棒破損必須限制10CFR100中劑量要求之內。
（3）在發生工況Ⅳ后，反應堆能重建一個安全狀態，即維持堆芯次臨界并保持可冷卻的堆芯幾何形狀。
（4）燃料組件應能經承受運輸、操作和堆芯裝載中引起的非運行載荷作用。
（5）燃料組件可接受控制棒的提升和下插，以便為功率運行和反應性停堆狀態提供所需的反應性控制。燃料組件可為堆芯測量儀表的插入提供通道。
（6）反應堆壓力容器和堆內構件，與燃料組件結構一道，引導反應堆冷卻劑流經堆芯。由于存在流量分配和旁通流量問題，熱量傳輸性能要求必須滿足各種運行模式的要求。
（7）燃料棒的設計應滿足設計準則的要求，以使燃料棒的燃耗水平達到設計卸料燃耗。
AP1000的燃料棒設計考慮了以下效應隨燃耗的變化，包括燃料密度改變、裂變氣體釋放、包殼蠕變、芯塊—包殼相互作用（PCI）和其他物理性能。燃料棒的完整性設計能阻止過高的燃料溫度、由裂變氣體釋放引起的過高燃料棒內壓以及過高的包殼應力、應變、應變疲勞和磨蝕。