非能动安全先进压水堆核电技术（套装共3册） pdf epub mobi txt 电子书 下载 2026

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出版者:原子能

作者:林诚格

出品人:

页数:1362

译者:

出版时间:2010-5

价格:360.00元

装帧:

isbn号码:9787502248871

丛书系列:

图书标签:

• 学习
• 1
• 核工程
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现代核能发展与反应堆工程原理 本书籍简介 本书籍《现代核能发展与反应堆工程原理》是一部系统深入探讨当代核能技术发展脉络、反应堆物理学基础、反应堆工程设计与运行维护等核心议题的专业著作。全书内容涵盖了从核能的起源、发展历程到未来技术展望的广阔视野，并聚焦于当前主流反应堆技术，特别是压水堆（PWR）在设计理念、材料选择、安全冗余以及先进控制系统等方面的最新进展和理论基础。 本书的编写旨在为核工程、能源科学、材料科学以及相关交叉学科的专业人士、研究人员和高年级本科生及研究生提供一份全面、权威的参考资料。其内容深度和广度兼顾了理论的严谨性与工程实践的应用性，力求构建一个清晰的知识体系框架。 第一部分：核能的基石——基础理论与发展历程 本部分首先追溯了核能科学的发现历程，重点阐述了核裂变的物理机制、链式反应的数学模型，以及中子在反应堆介质中的输运理论。详细解析了反应堆物理学的核心概念，如有效增殖因子（$k_{eff}$）、中子平均寿命、慢化理论及反应性控制的物理基础。 接着，本书对全球核能发展历史进行了梳理，对比了不同类型反应堆（如沸水堆BWR、重水堆CANDU、石墨堆RBMK等）的技术特点、优缺点及其在特定地缘政治和能源结构下的应用情况。特别强调了后福岛时代，全球核工业对“本质安全”理念的深刻认识和技术革新方向。 第二部分：压水堆（PWR）反应堆工程精要 本部分是本书的核心内容之一，集中探讨了先进压水堆反应堆的设计与关键工程挑战。 2.1 反应堆堆芯设计与热工水力学： 深入分析了堆芯几何排布、燃料组件的设计（包括包壳材料的选择与性能要求）、控制棒的设计与驱动机构。热工水力学方面，详细阐述了冷却剂的流动特性、热交换机制、热力学循环效率的优化，以及针对高功率密度运行条件下的热点因子（Hot Factor）控制策略。探讨了晶格常数、反应性系数的精确计算方法，以及燃料元件的燃耗深度对反应堆性能的影响。 2.2 反应堆结构材料与辐照行为： 鉴于核电站长期的服役环境（高温、高压、强辐照），材料科学在核工程中的地位至关重要。本书详细分析了用于压力容器、管道和蒸汽发生器的主流钢材（如低合金钢、不锈钢）在辐照下的脆化、蠕变和辐照肿胀现象。讨论了先进材料（如新型锆合金、SiC复合材料）在下一代反应堆中的应用潜力，以及材料的腐蚀控制技术。 2.3 反应堆的冷却剂系统与蒸汽系统： 对高压主循环回路的设计进行了详尽剖析，包括主泵的选型、管路系统的应力分析、蒸汽发生器的传热效率优化。对于二级侧的汽轮机系统，分析了其热力学性能、冷凝系统设计，以及如何通过优化参数匹配来提高整体热效率。 第三部分：反应堆安全、控制与运行 安全是核电技术的生命线。本部分聚焦于反应堆的安全设计理念、事故分析与缓解措施。 3.1 反应堆的安全哲学与设计基础： 全面阐述了基于“纵深防御”（Defense-in-Depth）的安全哲学，包括多重屏障、独立安全系统和事故预防/缓解层的设计。系统介绍了美国核管会（NRC）和国际原子能机构（IAEA）等监管机构对反应堆安全壳（Containment）的规范要求，以及压力抑制系统的设计原理。 3.2 反应堆控制系统与仪表： 详细介绍了反应堆的控制架构，包括反应性控制（通过控制棒、化学补偿/硼酸浓度调节）、功率调节和自动负荷跟随系统。分析了中子注量测量、温度和压力监测等关键仪表的可靠性和冗余设计。着重探讨了数字化仪表与控制系统（I&C）的引入，及其对反应堆操作的安全性提升。 3.3 事故分析与缓解技术： 基于工程安全分析报告（PSAR）的要求，本书阐述了对主要瞬态工况（如反应堆跳闸、蒸汽流量突变）和事故工况（如小型/大型冷却剂系统破损LOCA）的分析方法。重点讲解了在极端事故情景下，如何依赖一系列被动安全特征和主动应急系统（如堆芯安全壳喷淋系统、应急堆芯冷却系统ECCS）来确保燃料包壳的完整性，防止放射性物质的释放。讨论了氢气管理和堆芯熔化后严重事故管理（SAM）的技术方案。 第四部分：核燃料循环与废物管理 本部分扩展了对核燃料生命周期的认知，包括燃料的制备、使用、后处理及最终处置。 4.1 核燃料的生产与性能： 概述了二氧化铀（UO2）燃料的制备工艺、烧结过程和质量控制。深入分析了燃料元件在堆内正常运行期间的燃耗、辐照蠕变、燃气释放等行为，以及对燃料性能的限制因素（如晶界俘获、结构稳定性）。 4.2 乏燃料管理与后处理： 阐述了乏燃料的贮存（湿法贮存、干法贮存）技术及其安全要求。介绍了乏燃料后处理的湿法分离技术（如PUREX工艺），以及对再循环利用和一次通过（Once-Through）方案的经济性与环境影响的比较分析。 4.3 放射性废物管理： 对低、中、高放射性废物的分类、处理（固化、体积削减）和最终处置（地质处置库选址、工程安全要求）进行了详尽的介绍。强调了废物最小化和长期安全隔离的工程挑战。 第五部分：面向未来的核能技术展望 最后，本书简要展望了下一代反应堆技术的发展方向，包括小型模块化反应堆（SMRs）的优势与挑战、第四代反应堆（Generation IV Reactors）的先进概念（如钍循环、快堆、高温气冷堆HTGRs）及其在固有安全、燃料利用率和废物减量化方面的潜力。 《现代核能发展与反应堆工程原理》致力于成为一本集理论深度、工程实用性和前沿视野于一体的综合性参考书，为推动全球安全、可持续的核能利用提供坚实的理论支撑和工程指导。

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