中國自主先進壓水堆技術(shù)華龍一號（上冊）

叢書序
序
前言
第1章 緒論 1
1.1 中國核電技術(shù)發(fā)展簡述 1
1.2 “華龍一號”研發(fā)歷程 2
1.3 三代核電技術(shù)對比分析 4
1.3.1 AP1000 5
1.3.2 VVER-1200 7
1.3.3 EPR 9
1.3.4 APWR 11
1.3.5 APR1400 12
第2章 總體技術(shù)方案 14
2.1 主要技術(shù)特征 14
2.2 采用的法規(guī)和標準 18
第3章 反應堆 21
3.1 概述 21
3.2 燃料組件及其相關(guān)組件 24
3.2.1 燃料組件 24
3.2.2 可燃毒物組件 25
3.2.3 控制棒組件 26
3.2.4 中子源組件 27
3.2.5 阻流塞組件 28
3.3 堆內(nèi)構(gòu)件 29
3.3.1 功能 29
3.3.2 規(guī)范與分級 30
3.3.3 設計參數(shù) 30
3.3.4 結(jié)構(gòu)描述 31
3.3.5 主要材料 34
3.3.6 主要技術(shù)特征及優(yōu)點 34
3.3.7 制造、檢驗和試驗 36
3.4 控制棒驅(qū)動機構(gòu) 36
3.4.1 功能 36
3.4.2 規(guī)范與分級 36
3.4.3 設計參數(shù) 37
3.4.4 結(jié)構(gòu)描述 37
3.4.5 主要材料 39
3.4.6 主要技術(shù)特征及優(yōu)點 39
3.4.7 制造、檢驗和試驗 40
3.5 反應堆壓力容器及其相關(guān)設備 40
3.5.1 功能 40
3.5.2 規(guī)范與分級 42
3.5.3 設計參數(shù) 42
3.5.4 結(jié)構(gòu)描述 42
3.5.5 主要材料 45
3.5.6 主要技術(shù)特征及優(yōu)點 46
3.5.7 制造、檢驗和試驗 46
3.6 堆芯核設計 47
3.6.1 設計任務 47
3.6.2 設計基準 47
3.6.3 堆芯描述 48
3.6.4 燃料燃耗 50
3.6.5 功率分布控制 50
3.6.6 反應性負反饋 50
3.6.7 停堆裕量 50
3.6.8 穩(wěn)定性 50
3.7 熱工水力設計 51
3.7.1 設計基準和設計限值 51
3.7.2 燃料組件熱工水力設計 52
3.7.3 反應堆水力學設計 54
3.7.4 水力學穩(wěn)定性分析 54
3.7.5 結(jié)論 55
3.8 反應堆源項與屏蔽設計 56
3.8.1 反應堆源項設計 56
3.8.2 反應堆屏蔽設計 58
3.9 力學分析 59
3.9.1 動力分析模型建立 59
3.9.2 動力響應分析 62
3.9.3 應力評價與強度計算 62
第4章 反應堆冷卻劑系統(tǒng) 64
4.1 反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計 64
4.1.1 系統(tǒng)概述 64
4.1.2 系統(tǒng)功能 64
4.1.3 系統(tǒng)說明 65
4.1.4 系統(tǒng)運行 70
4.2 反應堆冷卻劑系統(tǒng)主要設備 75
4.2.1 反應堆壓力容器 75
4.2.2 主泵 75
4.2.3 蒸汽發(fā)生器 83
4.2.4 主管道 97
4.2.5 穩(wěn)壓器 98
4.2.6 穩(wěn)壓器安全閥和快速卸壓閥 100
4.3 反應堆冷卻劑系統(tǒng)力學分析評價 103
4.3.1 反應堆冷卻劑系統(tǒng)靜力和動力分析 103
4.3.2 反應堆冷卻劑系統(tǒng)主設備力學分析評價 105
4.3.3 反應堆冷卻劑系統(tǒng)主管道力學分析評價 106
第5章 核輔助系統(tǒng) 108
5.1 一回路輔助系統(tǒng) 108
5.1.1 化學和容積控制系統(tǒng) 108
5.1.2 反應堆硼和水補給系統(tǒng) 116
5.1.3 余熱排出系統(tǒng) 121
5.1.4 反應堆換料水池及乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng) 125
5.1.5 核取樣系統(tǒng) 128
5.2 輔助冷卻水系統(tǒng) 131
5.2.1 設備冷卻水系統(tǒng) 131
5.2.2 重要廠用水系統(tǒng) 135
5.3 燃料操作與貯存系統(tǒng) 137
第6章 專設安全系統(tǒng) 142
6.1 安全注入系統(tǒng) 142
6.1.1 系統(tǒng)功能 143
6.1.2 系統(tǒng)描述 143
6.1.3 主要設備 144
6.1.4 系統(tǒng)運行 148
6.2 安全殼噴淋系統(tǒng) 149
6.2.1 系統(tǒng)功能 149
6.2.2 系統(tǒng)描述 149
6.2.3 主要設備 151
6.2.4 系統(tǒng)運行 153
6.3 輔助給水系統(tǒng) 153
6.3.1 系統(tǒng)功能 154
6.3.2 系統(tǒng)描述 154
6.3.3 主要設備 154
6.3.4 系統(tǒng)運行 157
6.4 大氣排放系統(tǒng) 158
6.4.1 系統(tǒng)功能 158
6.4.2 系統(tǒng)描述 158
6.4.3 主要設備 159
6.4.4 系統(tǒng)運行 159
第7章 設計擴展工況的應對 161
7.1 堆腔注水冷卻系統(tǒng) 161
7.1.1 系統(tǒng)功能 161
7.1.2 系統(tǒng)描述 162
7.1.3 主要設備 163
7.1.4 系統(tǒng)運行 163
7.2 二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng) 164
7.2.1 系統(tǒng)功能 164
7.2.2 系統(tǒng)描述 164
7.2.3 主要設備 165
7.2.4 系統(tǒng)運行 165
7.3 非能動安全殼熱量導出系統(tǒng) 166
7.3.1 系統(tǒng)功能 166
7.3.2 系統(tǒng)描述 166
7.3.3 主要設備 167
7.3.4 系統(tǒng)運行 168
7.4 應急硼注入系統(tǒng) 168
7.4.1 系統(tǒng)功能 169
7.4.2 系統(tǒng)描述 169
7.4.3 主要設備 170
7.4.4 系統(tǒng)運行 170
7.5 非能動安全殼消氫系統(tǒng) 171
7.5.1 系統(tǒng)功能 171
7.5.2 系統(tǒng)描述 171
7.5.3 主要設備 172
7.5.4 系統(tǒng)運行 172
7.6 安全殼過濾排放系統(tǒng) 173
7.6.1 系統(tǒng)功能 173
7.6.2 系統(tǒng)描述 173
7.6.3 系統(tǒng)主要設備描述 174
7.6.4 系統(tǒng)運行 174
第8章 放射性廢物處理系統(tǒng) 177
8.1 “華龍一號”廢物處理系統(tǒng)設計特點 177
8.2 硼回收系統(tǒng) 178
8.2.1 系統(tǒng)功能 178
8.2.2 源項 178
8.2.3 系統(tǒng)描述 178
8.3 廢氣處理系統(tǒng) 180
8.3.1 系統(tǒng)功能 180
8.3.2 源項 181
8.3.3 系統(tǒng)描述 181
8.4 廢液處理系統(tǒng) 184
8.4.1 系統(tǒng)功能 184
8.4.2 源項 184
8.4.3 工藝流程 184
8.5 固體廢物處理系統(tǒng) 186
8.5.1 系統(tǒng)功能 186
8.5.2 廢物源項 186
8.5.3 工藝描述 186
第9章 公用系統(tǒng) 189
9.1 除鹽水系統(tǒng) 189
9.1.1 系統(tǒng)功能 189
9.1.2 系統(tǒng)描述 190
9.1.3 系統(tǒng)運行 190
9.2 反應堆堆坑通風系統(tǒng) 191
9.2.1 系統(tǒng)功能 191
9.2.2 系統(tǒng)描述 191
9.2.3 系統(tǒng)運行 191
9.3 主控室通風與空調(diào)系統(tǒng) 191
9.3.1 系統(tǒng)功能 191
9.3.2 系統(tǒng)描述 192
9.3.3 系統(tǒng)運行 192
9.4 核島冷凍水系統(tǒng) 192
9.4.1 系統(tǒng)功能 192
9.4.2 系統(tǒng)描述 192
9.4.3 系統(tǒng)運行 194
9.5 壓縮空氣系統(tǒng) 194
9.5.1 系統(tǒng)功能 194
9.5.2 系統(tǒng)描述 195
9.5.3 系統(tǒng)運行 195
第10章 輻射防護 196
10.1 輻射防護原則、實施策略及設計目標 196
10.1.1 輻射防護原則 196
10.1.2 輻射防護**化實施策略 198
10.1.3 “華龍一號”設計目標值 199
10.2 “華龍一號”系統(tǒng)及設備的輻射源項 200
10.2.1 堆芯及乏燃料組件源項 200
10.2.2 主回路源項 200
10.2.3 輔助系統(tǒng)及二回路系統(tǒng)源項 202
10.2.4 氣載放射性源項 203
10.2.5 環(huán)境排放源項 203
10.2.6 事故源項 204
10.3 輻射防護設計 205
10.3.1 輻射分區(qū)設計 205
10.3.2 輻射屏蔽設計 207
10.3.3 應急設施設計 209
10.3.4 輻射監(jiān)測需求 209
10.3.5 事故工況下輻射防護 210
10.4 輻射防護評價 212
10.4.1 職業(yè)照射評價 212
10.4.2 環(huán)境影響評價 214
10.4.3 事故后果評價 215
10.5 輻射防護優(yōu)化措施 216
10.5.1 工作人員職業(yè)照射控制 216
10.5.2 公眾受照控制 217
10.5.3 運行經(jīng)驗收集及應用 218
第11章 核電廠消防 220
11.1 消防設計總要求和準則 221
11.2 安全防火分區(qū) 221
11.3 核島廠房的消防疏散 223
11.3.1 設計目的和原則 223
11.3.2 具體設計要求 225
11.4 火災危害性分析 227
11.4.1 分析目的 227
11.4.2 分析步驟 227
11.4.3 計算分析方法 229
11.5 火災薄弱環(huán)節(jié)分析 232
11.5.1 背景與目標 232
11.5.2 方法與步驟 233
11.6 火災自動報警系統(tǒng) 236
11.7 消防供水和固定滅火系統(tǒng) 238
11.7.1 消防供水系統(tǒng) 238
11.7.2 固定滅火系統(tǒng) 239
11.8 通風設計防火及防排煙 240
11.8.1 通風設計防火 240
11.8.2 防排煙設計 240
11.9 電氣防火和消防供電 241
11.9.1 電氣防火 241
11.9.2 消防供電 243
第12章 常規(guī)島系統(tǒng)及設備 245
12.1 主機系統(tǒng) 245
12.1.1 汽輪機及其輔助系統(tǒng) 245
12.1.2 發(fā)電機及其輔助系統(tǒng) 248
12.1.3 汽輪機專用儀控系統(tǒng) 249
12.2 工藝系統(tǒng) 250
12.2.1 主蒸汽系統(tǒng) 250
12.2.2 汽輪機旁路系統(tǒng) 251
12.2.3 凝結(jié)水抽取系統(tǒng) 251
12.2.4 低壓給水加熱器系統(tǒng) 251
12.2.5 低壓加熱器疏水回收系統(tǒng) 252
12.2.6 主給水除氧器系統(tǒng) 252
12.2.7 電動主給水泵系統(tǒng) 252
12.2.8 高壓給水加熱器系統(tǒng) 252
12.2.9 主給水流量控制系統(tǒng) 253
12.2.10 啟動給水系統(tǒng) 253
第13章 電氣系統(tǒng) 254
13.1 電氣系統(tǒng)設計總原則 254
13.1.1 總體要求 254
13.1.2 安全相關(guān)設計原則 255
13.2