《核电厂系统及设备（第2版）》主要阐述压水堆核电厂的基本原理。以我国已运行的1GW级电功率的压水堆核电厂为背景，对压水堆核电厂总体及主要系统设备进行了论述。全书共分10章。第1章绪论；第2章介绍压水堆核电厂；第3章介绍反应堆冷却剂系统和设备；第4章介绍核岛主要辅助系统；第5章介绍专设安全设施；第6章阐述核电厂热力学基础；第7章介绍核汽轮发电机组；第8章介绍核电厂二回路热力系统；第9章扼要介绍压水堆核电厂的正常运行；第10章介绍轻水堆核电技术的发展与改进。
    《核电厂系统及设备（第2版）》不仅适用于核能科学与工程专业本科生、研究生，还适用于到核电厂工作的非核能科学与工程专业的人员，可作为核电厂运行和技术人员培训的参考教材，作为从事核电厂设计、运行、管理及安全分析人员的参考书。

    核能的发展与和平利用是20 世纪最杰出的科技成就之一。在核能利用中，核电的发展相当迅速，已被公认为一种安全、经济、可靠、清洁的能源。我国核电事业进入了前所未有的快速发展时期。
    本书主要阐述压水堆核电厂的基本原理。鉴于我国已确定发展压水堆核电技术，本书以我国已运行的1000?MW级电功率的压水堆核电厂为背景，对压水堆核电厂总体及主要系统设备进行了论述。全书共分10章。第1章绪论，介绍世界及我国核电的发展成就、我国发展核电的方针政策；第2章介绍压水堆核电厂；第3章介绍反应堆本体结构、一回路系统及主要设备，对反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的作用、工作原理、结构、设计计算作了重点阐述；第4章介绍核岛主要辅助系统；第5章介绍专设安全设施；第6章阐述核电厂热力学基础；第7章介绍核汽轮发电机组，在阐述一般汽轮机的工作原理、结构的同时，重点讨论核电厂汽轮机组的特点；第8章介绍核电厂二回路热力系统；第9章扼要介绍压水堆核电厂的正常运行，本章使上述分门别类介绍的系统、设备形成一个有机整体，对核电厂系统及设备进行了动态展示，力求给读者展现一座核电厂的总体图像；第10章介绍轻水堆核电技术的发展与改进。
    本书是为核能科学与工程专业的本科生编写的，力求结合我国核电实际对核电厂系统设备进行阐述。在对已运行核电厂进行介绍的同时，也对在建的二代改进型及第三代核电厂进行了介绍。本书注重对国际上压水堆核电厂系统及设备不同风格的设计予以比较，以开阔学生的视野，使学生在比较中深化认识。教材还注意跟踪世界新一代轻水堆核电厂设计的发展，反映国内外轻水堆核电厂新的设计思想和设计成果。
    本书是一本工程性强、适应面广的基础性教材。它不仅适用于核能科学与工程专业本科生、研究生，还适用于到核电厂工作的非核能科学与工程专业的人员，可作为核电厂运行和技术人员培训的参考教材，作为从事核电厂设计、运行、管理及安全分析人员的参考书。
    本书所涉及的学科领域广泛。限于编者学识水平，缺点、错误在所难免，欢迎读者批评指正。

第1章 绪论1
1.1 世界核电的发展概况1
1.2 我国的核电发展情况4
1.2.1 发展核电是我国的基本方针4
1.2.2 中国核电建设进入新的发展时期4

第2章 压水堆核电厂6
2.1 概述6
2.2 核电厂总体及厂房布置12
2.2.1 厂址选择12
2.2.2 总平面布置14
2.3 核电厂主要厂房设施16
2.4 核电厂设备安全功能及分级19
2.4.1 安全功能及分析方法19
2.4.2 安全分级19
2.4.3 抗震分类20
2.4.4 规范分级和质量分组21
2.5 核电厂安全设计原则22

第3章 反应堆冷却剂系统和设备25
3.1 反应堆冷却剂系统25
3.1.1 系统功能25
3.1.2 系统描述25
3.1.3 系统的参数选择27
3.1.4 系统布置29
3.1.5 系统的参数测量29
3.1.6 系统特性31
3.2 反应堆本体结构32
3.2.1 堆芯结构32
3.2.2 堆芯支撑结构36
3.2.3 反应堆压力容器38
3.2.4 控制棒驱动机构41
3.3 反应堆冷却剂泵43
3.3.1 概述43
3.3.2 屏蔽电机泵43
3.3.3 轴封泵44
3.3.4 叶轮泵的一般特性51
3.3.5 泵的全特性曲线58
3.4 蒸汽发生器65
3.4.1 概述65
3.4.2 蒸汽发生器的典型结构和工质流程66
3.4.3 蒸汽发生器的传热计算73
3.4.4 蒸汽发生器的水力计算79
3.4.5 蒸汽发生器的数学模型82
3.5 稳压器86
3.5.1 稳压器的功能86
3.5.2 稳压器及其附属设备86
3.5.3 稳压器的工作原理90
3.5.4 稳压器压力控制系统93
3.5.5 稳压器水位控制系统96
3.5.6 稳压器的设计准则99
3.5.7 稳压器的容积计算100
3.5.8 稳压器瞬态过程分析模型101

第4章 核岛主要辅助系统107
4.1 化学和容积控制系统108
4.1.1 系统功能108
4.1.2 设计依据108
4.1.3 系统流程113
4.1.4 系统设备布置116
4.1.5 系统运行117
4.2 反应堆硼和水补给系统118
4.2.1 系统功能118
4.2.2 设计依据118
4.2.3 系统描述118
4.2.4 补给量计算119
4.2.5 补给方式122 4.3 余热排出系统123
4.3.1 系统功能123
4.3.2 系统描述123
4.3.3 系统运行124
4.3.4 系统综述125
4.4 设备冷却水系统125
4.4.1 系统功能125
4.4.2 系统描述126
4.4.3 系统运行129
4.5 重要厂用水系统129
4.5.1 系统功能129
4.5.2 系统描述130
4.5.3 系统运行130
4.6 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统131
4.6.1 系统功能131
4.6.2 系统描述131
4.6.3 系统运行133
4.7 废物处理系统133
4.7.1 概述133
4.7.2 放射性废水处理方法134
4.7.3 氚的产生及性质137
4.7.4 硼回收系统138
4.7.5 废水处理系统141
4.7.6 废气处理系统143
4.7.7 固体废物处理系统146
4.8 核岛通风空调及空气净化147
4.8.1 概述147
4.8.2 设计原则148
4.8.3 进风系统及其净化处理149
4.8.4 排风系统及其空气净化处理151
4.8.5 通风系统主要设备及其性能152
4.8.6 核岛通风空调和空气净化系统简介154

第5章 专设安全设施158
5.1 概述158
5.2 安注系统159
5.2.1 系统功能159
5.2.2 系统描述159
5.2.3 系统运行162
5.2.4 安注系统的设计改进164
5.3 安全壳系统165
5.3.1 安全壳的功能165
5.3.2 安全壳的形式166
5.3.3 安全壳贯穿件166
5.4 安全壳喷淋系统167
5.4.1 系统功能167
5.4.2 系统描述167
5.4.3 系统运行169
5.5 安全壳隔离系统170
5.5.1 系统功能170
5.5.2 系统设计170
5.5.3 系统特点170
5.5.4 系统运行和控制171
5.6 可燃气体控制系统172
5.6.1 概述172
5.6.2 系统描述173
5.7 辅助给水系统175
5.7.1 系统功能175
5.7.2 系统描述175
5.7.3 系统运行178
5.7.4 系统的设计改进179

第6章 核电厂热力学182
6.1 热力学基础182
6.1.1 理想循环的研究182
6.1.2 实际循环的分析方法184
6.1.3 电厂热力循环的分析185
6.2 核电厂的热经济性指标187
6.3 蒸汽参数对热经济性的影响189
6.3.1 蒸汽初参数对循环热经济性的影响189
6.3.2 蒸汽终参数的影响191
6.4 回热循环193
6.4.1 给水回热循环的热经济性193
6.4.2 最佳回热分配195
6.4.3 最佳给水温度199
6.5 蒸汽再热循环201
6.5.1 概述201
6.5.2 汽耗率与热耗率201
6.5.3 具有再热的回热加热分配203
6.5.4 最佳再热压力204
6.6 二回路系统热力分析204
6.6.1 定功率分析方法204
6.6.2 定功率法热力分析举例206

第7章 核汽轮发电机组214
7.1 概述214
7.2 汽轮机的工作原理及分类215
7.2.1 汽轮机级的工作原理及特点215
7.2.2 汽轮机的分类220
7.3 汽轮机中能量转换过程221
7.3.1 蒸汽在喷嘴中的流动和能量转换221
7.3.2 蒸汽在动叶栅中的流动和能量转换223
7.3.3 轮周效率和最佳速比227
7.3.4 级内损失及相对内效率231
7.3.5 长叶片234
7.3.6 多级汽轮机236
7.4 汽轮机的本体结构240
7.4.1 转子240
7.4.2 汽缸与隔板247
7.4.3 防蚀措施249
7.5 汽轮机的总体结构252
7.5.1 汽轮机的总体结构形式252
7.5.2 核电厂饱和蒸汽汽轮机的总体配置253
7.6 核电厂汽轮机的特点255
7.6.1 核汽轮机组的一般特点255
7.6.2 核汽轮机组的转速选择256
7.7 汽轮机调节的基本概念258
7.7.1 汽轮机调节的基本任务258
7.7.2 汽轮机调节的手段259
7.7.3 汽轮机的调节方式260
7.8 汽水分离再热器261
7.8.1 概述261
7.8.2 结构形式及流程261
7.8.3 运行经验及设计改进264
7.9 凝汽器及其真空系统265
7.9.1 概述265
7.9.2 凝汽器传热的强化267
7.9.3 凝汽器的结构269
7.9.4 凝汽器的特性271
7.9.5 凝结水过冷原因及改善措施273
7.9.6 多压凝汽器275
7.9.7 凝汽器真空系统277

第8章 核电厂二回路热力系统279
8.1 概述279
8.1.1 系统的功能279
8.1.2 典型的压水堆核电厂二回路热力系统279
8.2 主蒸汽系统283
8.2.1 概述283
8.2.2 系统描述283
8.2.3 系统特性285
8.3 凝结水和给水回热加热系统286
8.3.1 回热加热器286
8.3.2 抽汽系统288
8.3.3 疏水系统288
8.3.4 排气系统290
8.3.5 卸压系统290
8.3.6 凝结水泵和给水泵291
8.3.7 给水调节阀和隔离阀296
8.4 给水除氧系统297
8.4.1 概述297
8.4.2 热力除氧的原理297
8.4.3 除氧器的类型及典型结构298
8.4.4 除氧器的热平衡和自生沸腾303
8.4.5 除氧器的运行304
8.4.6 真空除氧与热力除氧的比较307
8.5 蒸汽排放系统308
8.5.1 概述308
8.5.2 系统描述308
8.5.3 系统特性310
8.5.4 系统控制311
8.6 蒸汽发生器水位控制系统312
8.6.1 概述312
8.6.2 蒸汽发生器水位控制313
8.6.3 与蒸汽发生器水位有关的保护318 
8.7 蒸汽发生器排污系统319
8.7.1 概述319
8.7.2 系统描述319
8.7.3 系统运行320
8.8 二回路水处理系统320
8.8.1 二回路水处理方法320
8.8.2 凝结水净化321
8.8.3 二回路水质要求322

第9章 核电厂的运行324
9.1 电厂的标准状态324
9.1.1 电厂的标准状态定义324
9.1.2 技术限制326
9.2 核电厂控制保护功能介绍327
9.2.1 停堆保护功能329
9.2.2 安全设施触发信号329
9.2.3 允许329
9.2.4 禁止信号 331
9.3 核电厂的启动332
9.3.1 核电厂的冷启动332
9.3.2 核电厂的热启动335
9.4 核电厂停闭335
9.4.1 概述335
9.4.2 从功率运行到冷停堆的主要过程336

第10章 轻水堆核电技术的发展与改进339
10.1 轻水堆核电技术发展现状339
10.2 AP1000核电厂341
10.2.1 AP1000概况341
10.2.2 AP1000的设计特点342
10.2.3 AP1000的安全特性346
10.2.4 AP1000的系统简化354
10.3 EPR核电厂354
10.3.1 EPR堆本体一般特性354
10.3.2 EPR的安全特性357
10.3.3 EPR的经济性与可靠性362
10.4 先进的沸水堆核电厂364
10.4.1 传统的沸水堆核电厂364
10.4.2 ABWR 核电厂设计特点365
10.4.3 ABWR的安全性369
10.4.4 ABWR的经济性370
10.5 固有安全堆372
10.5.1 固有安全的概念372
10.5.2 PIUS反应堆简介372
10.6 第四代核能系统375
常用符号378
附录 1994年国际水和水蒸气性质协会（IAPWS）发布的轻水热力学性质国际骨架表381
附表A 水和水蒸气的比体积及其允差381
附表B 水和水蒸气的比焓及其允差384
附表C 饱和线上水和水蒸气的比体积（dm3/kg）和比焓（kJ/kg）386
参考文献388

    反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补偿主管道的热膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆动的支撑结构，以允许横向位移。 
    蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管嘴所在的平面，以便使系统具有足够的自然循环能力。
    冷却剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系统设备和管道有不同程度的污染。因此，在设备周围设有隔墙，它们与安全壳墙构成了二次屏蔽。
    为了防止管道破裂后由于流体喷射导致的管道甩击对周围设备的危害，在高能管道上装有限制器，对设备、管道进行实体隔离。主要设备（反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等）和反应堆冷却剂管道安装在二次屏蔽墙内。
    3.1.5 系统的参数测量1. 温度测量 反应堆冷却剂冷热管段温度是重要的热工参数，温度测量的一次元件是电阻温度计。宽量程的温度测量由装在套管内的电阻温度计监测。每条环路的冷热管段各装一支宽量程电阻温度计，将它们置于伸入冷却剂的套管内。由于不与冷却剂直接接触，测得的冷却剂温度有一定的滞后，仅用于指示。其量程为0～350℃. 
    用于电厂控制保护的温度测量要求精确、响应快，采用浸入式的窄量程电阻温度计。显然，这种精密仪表不能直接插入主管道的高速流体中，因此在每个环路设置了测温旁路管线。从冷、热管段分别引一股流体到测温旁路进行测量。图3.2所示为测温旁路示意图。
    图3.2 一回路的测温旁路
    从主管道引来的采样水应具有代表性，热管段上的取样点是用三个互成120. 的取样管嘴在管道同一截面上伸入主管道中。三个管嘴的采样水混合在一起汇入测温旁路，这样的采样水代表热管段水。
    冷管段的水从主泵的下游取样，由于泵的搅拌作用使水得以混合，仅需一根取样管就可得到代表性的冷端水温。
    从冷热管段引来的采样水，合并到一条公共返回管线，在过渡段汇入主管道。返回管线上设有流量计，以监测旁路管线是否有足够的流量。若流量低则发出报警，说明此环路的温度测量信号不可用。