核電與核能（第2版）

第1章 概述
1.1 能源狀況概述
1.2 核電的地位及優(yōu)越性
1.2.1 衡量能源優(yōu)劣性的指標(biāo)
1.2.2 核電得到迅速發(fā)展的原因
1.3 世界核電站發(fā)展概況
1.4 中國(guó)核電工業(yè)的發(fā)展
1.5 核電站的類(lèi)型和工作原理
1.5.1 核電站工作原理
1.5.2 核電站類(lèi)型
1.6 核電站的安全保障
1.7 核燃料工業(yè)體系
第2章 核反應(yīng)堆的物理和熱工基礎(chǔ)
2.1 原子核反應(yīng)和核能的產(chǎn)生
2.1.1 原子核的結(jié)構(gòu)
2.1.2 同位素
2.1.3 放射性和放射性衰變
2.1.4 原子核反應(yīng)
2.1.5 核能
2.1.6 核反應(yīng)截面及核反應(yīng)率
2.1.7 核裂變反應(yīng)
2.2 核反應(yīng)堆的臨界條件和熱功率分布
2.2.1 中子的慢化與擴(kuò)散
2.2.2 自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)及其臨界條件
2.2.3 反應(yīng)堆內(nèi)中子通量分布與熱功率分布
2.3 反應(yīng)堆核燃料的燃耗
2.4 核反應(yīng)堆的熱工基礎(chǔ)
2.4.1 燃料元件的傳熱過(guò)程
2.4.2 反應(yīng)堆內(nèi)的臨界熱負(fù)荷
2.4.3 反應(yīng)堆內(nèi)的熱量傳輸
2.4.4 核反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
第3章 壓水堆核電廠
3.1 一回路系統(tǒng)概述
3.2 一回路系統(tǒng)主要設(shè)備
3.2.1 反應(yīng)堆
3.2.2 主泵及主管道
3.2.3 穩(wěn)壓器
3.2.4 蒸汽發(fā)生器
3.3 一回路輔助系統(tǒng)
3.3.1 化學(xué)與容積控制系統(tǒng)(CVCS)
3.3.2 停堆冷卻系統(tǒng)(余熱導(dǎo)出系統(tǒng)RHRS)
3.3.3 安全注射系統(tǒng)(SIS)
3.3.4 安全殼噴淋系統(tǒng)(CSS)
3.3.5 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)(CCWS)
3.3.6 公用水系統(tǒng)(SWS)
3.3.7 緊急公用水系統(tǒng)(ESWS)
3.4 二回路熱力系統(tǒng)
3.4.1 二回路原則性熱力系統(tǒng)
3.4.2 二回路熱力系統(tǒng)介紹
3.5 二回路系統(tǒng)的主要設(shè)備
3.5.1 汽輪機(jī)
3.5.2 汽水分離一中間再熱器
3.5.3 冷凝器
3.5.4 發(fā)電機(jī)
3.5.5 廠用電系統(tǒng)
3.6 核電廠的熱經(jīng)濟(jì)性分析
3.6.1 壓水堆核電廠的效率
3.6.2 核電廠的主要技術(shù)經(jīng)濟(jì)指標(biāo)
3.7 先進(jìn)壓水堆核電廠
3.7.1 先進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)
3.7.2 結(jié)構(gòu)和系統(tǒng)的改進(jìn)
3.7.3 第三代新型核能系統(tǒng)AP1000
3.7.4 中國(guó)先進(jìn)堆CNP1000和CPR1000
3.7.5 中國(guó)自主先進(jìn)壓水堆“華龍一號(hào)”、CAP1400和ACPR1000
第4章 核電廠的控制和運(yùn)行
4.1 核反應(yīng)堆控制原理
4.1.1 瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子
4.1.2 溫度效應(yīng)
4.1.3 反應(yīng)堆控制原理
4.1.4 核電廠自動(dòng)控制
4.2 各種類(lèi)型核電廠的控制
4.2.1 壓水堆核電廠的控制
4.2.2 重水堆核電廠的控制
4.2.3 沸水堆核電廠的控制
4.2.4 高溫氣冷堆核電廠的控制
4.2.5 鈉冷快堆核電廠的控制
4.3 壓水堆核電廠的運(yùn)行
4.3.1 壓水堆核電廠的穩(wěn)態(tài)運(yùn)行方案
4.3.2 壓水堆核電廠的運(yùn)行模式
第5章 核電廠的安全性
5.1 核輻射及其防護(hù)
5.1.1 核輻射的種類(lèi)
5.1.2 輻射量及其單位
5.1.3 天然本底輻射
5.1.4 核輻射的危害與防護(hù)
5.1 _5原子彈的危害及后果
5.2 核電廠安全性的保證
5.2.1 核電廠設(shè)計(jì)的安全目標(biāo)、原理和方法
5.2.2 壓水堆核電廠的具體安全措施
5.2.3 核安全管理和相關(guān)法規(guī)
5.2.4 核電廠的廠址選擇
5.3 核電廠安全保護(hù)與監(jiān)測(cè)系統(tǒng)
5.3.1 反應(yīng)堆安全保護(hù)系統(tǒng)
5.3.2 反應(yīng)堆堆內(nèi)和堆外檢測(cè)系統(tǒng)
5.3.3 放射性監(jiān)視系統(tǒng)
5.4 核電廠的事故分析
5.4.1 安全分析
5.4.2 核事故分類(lèi)
5.4.3 核事故應(yīng)急計(jì)劃
5.4.4 核事故分析
5.5 核電廠的三廢處理
5.5.1 放射性廢氣的處理
5.5.2 放射性廢水的處理
5.5.3 放射性固體廢物的處理
第6章 其他型式的核電廠與核供熱廠
6.1 沸水堆核電廠
6.2 重水堆核電廠
6.2.1 重水慢化重水冷卻的壓力管式反應(yīng)堆
6.2.2 重水慢化沸騰輕水冷卻的壓力管式反應(yīng)堆
6.2.3 重水慢化重水冷卻的壓力殼式反應(yīng)堆
6.3 高溫氣冷堆核電廠
6.4 中國(guó)快堆技術(shù)的發(fā)展
6.5 池式供熱堆核供熱廠
6.6 受控?zé)岷司圩兎磻?yīng)堆
6.6.1 熱核聚變反應(yīng)
6.6.2 受控核聚變的發(fā)生條件
6.7.3 托卡馬克反應(yīng)堆和國(guó)際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆(ITER)
6.7.4 慣性約束核聚變——激光熱核反應(yīng)
6.7 驅(qū)動(dòng)型次臨界潔凈核能系統(tǒng)
6.7.1 加速器驅(qū)動(dòng)次臨界潔凈核能系統(tǒng)(ADS)
6.7.2 聚變驅(qū)動(dòng)次臨界潔凈核能系統(tǒng)(FDS)
6.8 釷基熔鹽堆潔凈核能系統(tǒng)
第7章 核能的其他應(yīng)用技術(shù)
7.1 核分析技術(shù)
7.2 核技術(shù)的各種應(yīng)用
7.2.1 放射性勘探
7.2.2 工業(yè)核儀表
7.2.3 輻射加工
7.2.4 農(nóng)業(yè)核技術(shù)
7.2.5 醫(yī)學(xué)核技術(shù)
7.2.6 核武器
7.2.7 核動(dòng)力裝置
7.2.8 微型核電站——核電池和小型堆
重要大事記
參考文獻(xiàn)