本書首先介紹核電廠運行的基本原理，內容包括反應性、反應性系數、燃耗與中毒等基本概念。然后介紹核電廠的堆芯和冷卻劑系統的特點，以及相應的能量傳輸和轉換系統。在此基礎上，介紹核電廠儀表和控制系統，以及各種類型的核電廠的控制特點。隨后介紹輔助系統和安全系統，這對核電廠運行也是十分重要的。，介紹核電廠的正常運行和異常運行等知識。本書還對核電廠的常規和非常規運行進行了介紹，包括功率調節、跨越碘坑、停堆或停機后的恢復運行、熱傳輸系統或蒸汽給水系統發生故障后的診斷和運行等。 本書既適合從事核電廠運行及管理人員使用，也可供高等學校核反應堆工程專業的師生及從事核電工程的技術人員參考。
本書是針對大學本科高年級的專業課程《核電廠系統與運行》編寫的。著重闡述各種類型核電廠的系統特點以及基本運行原理。內容包括核電廠運行的基本物理知識、核電廠主要的系統和控制原理、儀表與控制系統，以及核電廠的運行管理和模擬器實驗。通過閱讀本書，讀者可以了解到核電廠的總體控制與運行，設備和主要工藝系統的控制與運行，為將來從事核電廠相關領域的研究和工作，提供寬厚扎實的基礎。本書既適合于大學本科高年級專業課程使用，也可供從事核電廠運行及管理人員參考，還可供從事核電工程的技術人員參考。
俞冀陽，1994年畢業于清華大學工程物理系，1999年獲清華大學工學博士后在清華大學工程物理系任教，從事反應堆熱工水力與安全方面的人才培養和科學研究工作。在清華大學主講的課程：《反應堆熱工水力學》、《核電廠系統與運行》、《核電廠事故分析》、《反應堆熱工流體數值計算》等課程。主要承擔的科研工作：國家973計劃超臨界水冷堆關鍵科學問題研究，大型先進壓水堆非能動安全殼冷卻系統研究，釷基燃料先進堆開發，核動力裝置優化設計等。
第1章核電廠概述與安全性
1.1核電廠的能量平衡
1.2核電廠的安全性
1.2.1核電廠的主要風險
1.2.2核電廠安全目標
1.2.3核電廠安全許可證制度
1.2.4核電廠有關安全的基本設計思想
第2章核電廠運行物理基
2.1原子核物理基
2.1.1原子序數與質量數
2.1.2質量虧損與結合能
2.1.3放射性
2.1.4中子與物質相互作用
2.1.5核裂變
2.2中子源
2.2.1天然中子源
2.2.2人工中子源
2.2.3中子源組件
2.3中子核反應截面
2.3.1微觀截面和宏觀截面
2.3.2截面的溫度效應
2.4中子注量率與中子慢化
2.4.1中子擴散方程
2.4.2中子的慢化
2.4.3裂變時中子的釋放
2.4.4中子代時間
2.5中子循環與反應堆臨界
2.5.1增殖因數
2.5.2四因子公式
2.5.3有效增殖因數
2.6反應性
2.6.1反應性系數
2.6.2溫度系數
2.6.3壓力系數
2.6.4空泡系數
2.6.5功率系數
2.7中子毒物
2.7.1可燃毒物
2.7.2可溶毒物
2.7.3控制棒
2.7.4氙
2.7.5釤
核電廠系統與運行
目錄
第3章堆芯與冷卻劑系統
3.1堆芯
3.1.1反應堆分類
3.1.2堆芯結構設計
3.1.3堆芯核設計
3.1.4堆芯功率
3.2冷卻劑系統
3.2.1冷卻劑系統的功能
3.2.2冷卻劑系統的構成
3.2.3冷卻劑系統的運行參數
3.2.4冷卻劑泵
3.3各種類型核電廠的設計特點
3.3.1CANDU型重水堆
3.3.2快中子增殖堆
3.3.3沸水堆核電廠
3.3.4高溫氣冷堆
第4章蒸汽動力轉換系統
4.1朗肯循環
4.1.1朗肯循環的過程
4.1.2朗肯循環的效率
4.1.3蒸汽再熱與回熱循環
4.2核電廠的蒸汽動力循環系統
4.2.1蒸汽發生器
4.2.2除氧器
4.2.3蒸汽管線系統
4.2.4給水系統
4.2.5汽輪機
4.2.6交流發電機
4.2.7凝汽器
第5章儀表與控制系統
5.1參數測量原理
5.1.1溫度測量
5.1.2壓力測量
5.1.3水位測量
5.1.4流量測量
5.1.5位置測量
5.1.6放射線測量
5.1.7中子的測量
5.1.8反應堆周期測量
5.1.9堆芯中子注量率測量
5.2反應堆儀表監測系統
5.2.1核功率測量系統
5.2.2堆芯測量系統
5.2.3控制棒位置指示系統
5.2.4冷卻劑系統監測
5.2.5其他監測系統
5.3壓水堆核電廠的控制系統
5.3.1反應性控制和功率分布控制
5.3.2功率調節系統
5.3.3一回路系統壓力控制
5.3.4穩壓器水位控制
5.3.5蒸汽發生器水位控制
5.3.6蒸汽排放控制
5.3.7主控制室
5.3.8核電廠仿真機
5.4各種類型反應堆的控制特點
5.4.1沸水堆控制
5.4.2高溫氣冷堆控制
5.4.3鈉冷快中子增殖堆控制
5.4.4重水堆控制
5.5核電廠數字化控制系統
5.5.1核電廠計算機系統
5.5.2核電廠計算機控制
5.5.3壓水堆數字化控制系統
5.5.4沸水堆數字化控制系統
5.6核電廠保護系統
5.6.1反應堆保護參數
5.6.2反應堆保護系統
5.6.3堆芯保護系統
5.6.4反應堆保護裝置
5.6.5反應堆數字化保護系統
第6章核電廠輔助系統
6.1化學和容積控制系統
6.1.1體積控制
6.1.2水質控制
6.1.3硼濃度控制
6.1.4硼熱再生系統
6.1.5硼回收系統
6.2余熱排出系統
6.3設備冷卻水系統
6.4重要廠用水系統
6.5廢物處理系統
6.5.1廢氣處理系統
6.5.2廢液處理系統
6.5.3固體廢物處理系統
6.6安全殼通風凈化系統
6.7蒸汽發生器排污系統
6.8燃料操作系統
6.8.1壓水堆燃料操作系統
6.8.2重水堆燃料操作系統
6.8.3重水堆裝卸料機
6.8.4不停堆換料
6.8.5乏燃料儲存池
6.9重水堆輔助系統
6.9.1重水堆慢化劑系統
6.9.2慢化劑覆蓋氣體系統
6.9.3停堆冷卻系統
6.9.4重水凈化系統
6.9.5氘化和除氘系統
6.10廠用電系統
第7章安全系統與專設安全設施
7.1反應堆停堆系統
7.1.1控制棒停堆系統
7.1.2壓水堆第二停堆系統
7.1.3重水堆第二停堆系統
7.2應急堆芯冷卻系統
7.2.1壓水堆安全注射系統
7.2.2沸水堆應急堆芯冷卻系統
7.2.3重水堆應急堆芯冷卻系統
7.3安全殼包容系統
7.3.1安全殼的類型
7.3.2安全殼隔離系統
7.4安全殼噴淋系統
7.5可燃氣體控制系統
7.6輔助給水系統
7.7非能動安全系統
7.7.1余熱排出系統
7.7.2安全注射系統
7.7.3安全殼冷卻系統
7.8重水堆安全系統
第8章核電廠正常運行
8.1運行管理
8.1.1運行安全管理體系
8.1.2運行性能指標
8.2核電廠的運行模式
8.2.1運行狀態
8.2.2運行模式
8.3核電廠的運行技術規格書
8.4核電廠的運行規程
8.5核電廠的調試
8.5.1調試主要階段
8.5.2調試準備工作
8.5.3調試進度計劃
8.6核電廠正常起動與停運
8.6.1起動
8.6.2核電機組的負荷跟蹤
8.6.3停運
8.7核電廠換料和大修
8.7.1燃料管理
8.7.2維修
8.7.3在役檢查
8.7.4定期試驗
8.8運行經驗反饋
第9章核電廠異常運行
9.1核電廠的工況
9.1.1核電廠狀態分類
9.1.2核電廠事件分級
9.2設計基準事故與監督
9.2.1核電廠設計基準事故
9.2.2燃料包殼完整性監督
9.2.3冷卻劑系統承壓邊界完整性監督
9.2.4安全參數顯示系統
9.3嚴重事故及其管理
9.3.1核電廠嚴重事故
9.3.2核事故應急管理
9.3.3核事故應急計劃與準備
9.3.4核事故應急措施
9.3.5核事故后恢復措施
附錄核電廠模擬器實驗指示書
A.1國際原子能機構的重水堆核電廠模擬器
A.1.1起動
A.1.2電廠總覽
A.1.3停堆棒
A.1.4反應性控制
A.1.5一回路熱傳輸系統的主回路
A.1.6一回路熱傳輸系統的上充和下泄
A.1.7熱傳輸系統裝量控制
A.1.8熱傳輸系統壓力控制
A.1.9下泄凝汽器控制
A.1.10蒸汽發生器給水泵
A.1.11蒸汽發生器水位控制
A.1.12蒸汽發生器水位顯示
A.1.13蒸汽發生器水位手動控制
A.1.14汽輪機抽氣
A.1.15汽輪發電機
A.1.16反應堆調節系統
A.1.17電廠功率調節
A.1.18參數趨勢圖
A.1.19故障設置
A.2電廠運行模式
A.2.1Normal模式下的功率調節
A.2.2Alternate模式下的功率調節
A.2.3Normal模式下降低功率
A.2.4滿功率運行時的溫度分布
A.3反應堆調節系統
A.3.1功率調節
A.3.2控制策略
A.3.3RRS系統響應
A.3.4手動控制
A.3.5手動抽棒
A.4堆調系統故障和跳堆
A.4.1輕水液位流入閥門誤
A.4.2輕水液位流入閥門誤關
A.4.3意外插棒
A.4.4跳堆并恢復
A.4.5跳堆
A.5熱傳輸系統
A.5.1CV20誤
A.5.2CV22誤
A.5.3CV12誤
A.5.4MV1誤關
A.5.5CV5誤
A.6蒸汽和給水系統
A.6.1LCV101誤
A.6.2LCV101誤關
A.6.3蒸汽流量計故障
A.6.4蒸汽壓力控制
A.6.5跳堆和再起動
A.7常見故障處理
A.7.1所有給水閥關閉
A.7.2所有給水泵失電
A.7.3汽輪機異常跳機
A.7.4壓力測量故障
A.7.5小破口事故
A.7.6主蒸汽管線破裂事故
參考文獻
