《压水堆核电厂系统与设备》单建强主编|(epub+azw3+mobi+pdf)电子书下载

图书名称：《压水堆核电厂系统与设备》

【作　者】单建强主编

【页 数】 266

【出版社】 西安：西安交通大学出版社 , 2021.03

【ISBN号】978-7-5693-1880-7

【价 格】43.80

【参考文献】 单建强主编. 压水堆核电厂系统与设备. 西安：西安交通大学出版社, 2021.03.

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图书目录：

《压水堆核电厂系统与设备》内容提要：

本书旨在编写一部能充分描述压水堆核电厂系统与设备整体特点的教材，又能反映M310、CPR、CNP、EPR、AP1000等各类型号核电厂的变化与不同；从核电厂正常运行系统的要求，事故发生时核电厂系统的应对的功能着手，描述相应的系统与设备。分12章，内容涉及反应堆结构、主回路系统、一回路辅助系统、专设安全设施、二回路主设备及主辅系统、三回路系统、电力系统以及三废处理系统。

《压水堆核电厂系统与设备》内容试读

第1章

绪论

1.1世界核电的发展

第一座核电厂建成至今已有60多年的历史，在经历了20世纪60年代末到80年代中期核电大发展以后，由于1979年美国三里岛、1986年苏联切尔诺贝利和2011年日本福岛核电厂三大严重事故的影响，核电的发展在世界范围内受到严重的挫折。也正因为这些事件，使得人类对核电有更多的反思。同时，也为迎来核电在更高水平上的发展奠定了坚实的基础。

世界核电发展按照代际来划分，可以划分为四代，见图1-1。

第一代堆

第二代堆

第三代堆

早期原型堆

商业反应堆

第三代堆

先进反应堆

第四代堆

拥有先进设

计的高经济

-高经济性

性堆型

高安全性

核废物少

-Shippingport

-Dresden,FermiI

-防核扩散

-ABWR

-Magnox

-LWR-PWR.BWR

-System 80+

-SCWR-LFR

-CANDU

-Ap1000

-VHTR -MSR

-AGR

-EPR

-SFR-GFR

GenⅢ

Genm于

Gen WV

1950

1960

1970

1980

1990

2000

2010

2020

2030

PWR一Pressurized Water Reactor,压水堆；BWR-Boiling Water Reactor,沸水堆；CANDU一CANada DeuteriumUranium Reactor,CANDU重水堆：AGR一Advanced Gas Reactor,先进气冷堆：ABWR一Advanced Boiling Water Re-actor,先进沸水堆；SCWR一SuperCritical Water Reactor,超临界水堆：LFR一L,ead Fast reactor,铅冷快堆；VHTR

Very High Temperature Reactor,超高温堆；MSR一Molten Salt Reactor,熔盐堆：SFR一Sodium Fast Reactor,钠冷快堆；GFR-Gas Cooled Fast Reactor,气冷快堆。

图1-1核电技术发展图

20世纪50~60年代可视为核电发展早期。这时期核电主要集中在美、苏、英、法和加拿大少数几个国家中，西德和日本由于第二次世界大战后巴黎协议禁止其在战后10年内进行核研究，因而核能技术应用起步较晚。这阶段发展的堆型可分为三种情况，一是从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来，二是一些商用核电厂堆型的原型机组，第三则是研究探索过程中建造的一些堆型。这阶段典型的核电机组堆型包括：英国和法国建造的一批“镁诺克斯”天然铀石墨气冷堆(Gas Cooled Reactor,GCR),苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆

2

压水堆核电厂系统与设备

(Light-water Cooled Graphite Moderated Reactor,LGR),美国早期建造的压水堆和沸水堆，加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和苏联早期建造的快中子实验堆。

这一阶段建造的核电厂可称为第一代核电厂，这一代核电厂有以下一些共同点：

(1)建于核电开发期，因此具有研究探索的试验原型堆性质：

(2)设计比较粗糙，结构松散，尽管机组发电容量不大，一般在300MW之内，但体积

较大：

(3)设计中没有系统、规范、科学的安全标准，因而存在许多安全隐患：

(4)发电成本较高。

目前，这一代核电厂基本已退役（约50台机组），这些早期开发、研究的堆型，有些成了第二代重点发展的商业核电厂堆型，如轻水堆、改进型气冷堆、高温气冷堆(High Temperature Gas Reactor,HTGR)、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增殖堆(Liquid Met-al Fast Breeder reactor,LMFBR),另有一些由于当时条件所限未能发展，但其设计思想已成为第三代甚至第四代先进堆的选用堆型，如采用自然循环方式和非能动安全的沸水堆(Economic Simplified Boiling Water Reactor,ESBWR)以及快中子堆和熔盐堆等。

目前正在运行的绝大部分商用核电厂划归为第二代核电厂，这一代核电厂主要是按照比较完备的核安全法规和标准以及确定论方法考虑设计基准事故的要求而设计的。实际上，这

种划分是相对的。它既是在第一代堆型（如20世纪60年代初投运的PWR电厂，英、法等

国的天然铀石墨气冷堆电厂)基础上的改进和发展，与现在的第三代核电厂的设计概念也有交叉。目前运行的许多核电厂，特别是三里岛事件后设计的核电厂已进行了许多根本性的改进，考虑了许多严重事故的对策，也引入了一些非能动安全设计。因此，第二代核电厂只是

一个包络的概念，而非绝对的划分。

第二代核电厂主要有PWR、BWR、加拿大AECL开发的天然铀压力管式重水堆(CAN

DU堆)、苏联开发的石墨水冷堆(LGR)、改进型气冷堆(AGR)和高温气冷堆(HTGR)以及

钠冷快堆。由于发生了切尔诺贝利事故，俄罗斯、乌克兰等国关闭了一批同堆型的LGR机

组，对正在运行的13台LGR机组进行了相应的整治和改造，同时决定停止再建采用此堆型

的核电厂。改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆基础上改进而成，由于其经济竞争力差，英国和法国也停止了该堆型的发展。钠冷快堆核电机组由于政治和经济的原因，其发展速度大

为减缓。因此，目前全世界运行的451座核电厂中，占优势的堆型是PWR、BWR和重水

堆，分别占目前总机组数的66%、16%和11%。因此，水冷反应堆核电厂依然是目前核电市场的主流。

由于三里岛和切尔诺贝利事故的发生暴露了第二代核电厂设计中的一些根本性弱点。20世纪80年代中期开始，美国电力研究所(Electric Power Research Institute,EPRI)在美国能源部(Department of Energy,DOE)和核管会(Nuclear Regulatory Commission,NRC)的支持下，经多年努力，制定了一个被供货商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众各方面都能接受的、提高安全性和改善经济性的核电厂设计基础文档，即适用于先进轻水堆核电厂设计的“用户要求文件(User Requirements Document,URD)”。随后，欧盟国家共同制定了类似的文件：“欧洲用户要求文件(European Utility Requirements,EUR)”。现在，人

们通常把符合URD或EUR要求的核电反应堆称作先进堆核电厂或第三代核电厂。

第三代核电的显著特性为：

第1章绪论

(1)提高安全性，降低核电厂严重事故的风险，延长在事故状态下操纵员的宽容时间等；

(2)提高经济性，降低造价和运行维护费用；

(3)延续成熟性，尽量采用已经验证的成熟技术。以下为第三代核电技术的具体指标：

(1)堆芯热工安全裕量：15%；

(2)堆芯损坏频率：<1×105/堆年；

(3)大量放射性向外释放频率：<1×106/堆年；

(4)机组可利用因子：>87%；

(5)电厂寿期：60年；

(6)建造周期：48~52月。

世界各核电供货商都在按URD、EUR等的要求，在各自已经形成批量生产机型的基础

上，做改进创新的开发研究。到目前为止，已经开发和正在开发的第三代核电堆型主要有：

GE公司的ABWR先进沸水堆，ABB-CE公司的SYSTEM80先进压水堆，西屋电气公司

的AP600和AP1000先进压水堆，法德联合设计的1500MW电功率大型欧洲压水堆EPR

(Evolutionary Power Reactor),俄罗斯的VVER640(V-407型)和VVER1000(V-392型)先进压水堆，日本和GE公司的先进简化沸水堆SBWR(Simplified Boiling Water Reactor),俄、美、法、日联合开发的278MWth、燃气轮机直接循环、模块式氦气冷却堆(Gas Tur-bine-Modular Helium Reactor,GT-MHR),我国的华龙一号和国和一号，等等。

2000年1月，由美国能源部发起组织阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国共9个国家的高级政府代表会议，讨论开发第四代核电的国际合作问题。会后发表了联合声明，对发展核电达成了十点共识。十点共识的基本思想是：为了社会发展和改善全球生态环境，世界特别是发展中国家需要发展核电；第三代核电还需改进；核电需要提高经济性、安全性，减少废物，能防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。2000年5月，由美国能源部再次发起组织了近百名国内外专家研讨第四代核电的发展目标，目的是研究第四代核电应具备的基本性能和特点，以便进一步研究确定第四代核电的设计概念，为第四代核电堆型的研究开发明确技术方向。会议代表通过并发表了研讨会纪要文件，提出了发展设想进度。2o02年，第四代核电国际论坛(Generation IV International Forum,GIF)对第四代核电堆型的技术方向形成共识，在2030年以前将开发六种“新型发电”反应堆与核燃料循环技术，即气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水堆和超高温气冷堆。

目前，在GIF的组织下，六种堆型均得到了有效的发展，必将为近期的核电技术提供强有

力的支撑。

表1-1给出了截至2018年，世界主要国家和地区的核电发展情况。全世界共有31个

国家和地区拥有451座运行中的核电厂，总装机容量为398GW。在建的共30个机组，装

机容量为24GW。①

1 http://pris.iaea.org/pris/

压水堆核电厂系统与设备

表1-1世界核电现状运行中的反应堆

在建的反应堆

国家

机组数量

装机容量/MWe

机组数量

装机容量/MWe

阿根廷

3

1633

1

25

亚美尼亚

1

375

孟加拉国

2

2160

白俄罗斯

2

2220

比利时

7

5918

巴西

2

1844

1

1340

保加利亚

2

1966

加拿大

19

13554

中国

46+5

42858+4448

11+2

10982+2600

捷克

6

3932

芬兰

4

2784

1

1600

法国

58

63130

1

1630

德国

7

9515

匈牙利

4

1902

印度

22

6255

4824

伊朗

1

915

日本

39

36974

2

2653

韩国

25

23784

4

5360

墨西哥

2

1552

荷兰

1

482

巴基斯坦

5

1318

2

2028

罗马尼亚

2

1300

俄罗斯

35

27241

6

4573

斯洛伐克

4

1814

2

880

斯洛文尼亚

1

688

南非

2

1860

西班牙

7

7121

瑞典

8

8613

瑞士

5

3333

土耳其

一

1

1114

乌克兰

15

13107

2

2070

阿联酋

4

5380

英国

15

8923

1

1630

美国

98

99061

2

2234

总计

451

398240

54

55303

注：*“十”号后面的数据为我国台湾地区。

第1章绪论

5

表1-2给出了截至2018年世界上正在运行和建造的核电厂的各种堆型的比例。从表中可以看出，无论是正在运行的还是正在建造的，压水堆占据绝对的优势。中国大陆已建成的核电厂中，除了秦山三期为重水堆核电厂外，其余的均为压水堆核电厂。

表1-2世界核电厂堆型的份额运行的反应堆

建造中的反应堆

类型

机组数量

装机容量/MWe

机组数量

装机容量/MWe

压水堆

299

283783

44

46860

沸水堆

73

71492

4

5253

加压重水堆

49

24557

4

2520

气冷堆

14

7725

1

200

石墨水冷堆

13

9283

快堆

%

1400

1

470

合计

451

398240

54

55303

1.2我国核电的发展

回顾中国核能发展的历史，虽然中国军用核工业起步较早，但是受制于整体经济和科技实力，在改革开放前，民用核工业的研究开发相对落后。不过我国自主掌握的石墨水冷生产堆和潜艇压水动力堆技术为中国核电的发展奠定了基础。20世纪80年代初，中国政府首次制定了核电发展政策，决定发展压水堆核电厂，采用“以我为主，中外合作”的方针，先引进外国先进技术，再逐步实现设计自主化和设备国产化，中国的核电产业开始起步。

1991年秦山30万千瓦压水堆核电站(CNP300)投用，这是中国大陆自行设计、建造和

运营管理的第一座压水堆核电站，结束了中国大陆无核电的历史，标志着中国核工业的发展上了一个新台阶，使中国成为继美国、英国、法国、苏联、加拿大、瑞典之后世界上第7个能够自行设计、建造核电站的国家。1994年大亚湾100万千瓦压水堆核电站投用，大亚湾

核电站引进法国技术(M310),作为改革开放以后中外合作的典范工程，成功实现了中国大

陆大型商用核电站的起步，实现了中国核电建设跨越式发展、后发追赶国际先进水平的目标，为中国核电事业发展奠定了基础。

在具有实验性质的秦山一期核电站和开启核电商业化开端的大亚湾核电站之后，中国核

电设计院在M310机组的基础上，自主研发了如CPR]000、CNP600和CNP1000等反应堆

型号，并最终研制了具有完全自主知识产权的三代核电厂华龙一号，建设了秦山二期、岭澳、秦山三期和田湾等核电站。

经过几代核电人的艰苦奋斗，中国核电站建造运营技术已基本进入成熟阶段。虽然2011年日本福岛核泄漏事故发生后，中国暂停了所有核电项目审批并对现有设备进行综合安全检查，但在2012年5月31日，国务院常务会议审议通过《核安全检查报告》和《核安全规划》，指出中国民用核设施安全和质量是有保障的，核电也正式重启。

截至2019年末，中国大陆投入商业运行的核电机组共47台，总装机容量达到

···试读结束···